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廃止措置実施方針

（核燃料物質使用施設）

平成 30 年 12 月

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

1

一氏名又は名称及び住所

氏名又は名称国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

住所茨城県那珂郡東海村大字舟石川７６５番地１

二工場又は事業所の名称及び所在地

名称原子力科学研究所

所在地茨城県那珂郡東海村大字白方２番地４

2

三廃止措置の対象となることが見込まれる使用施設等（以下「廃止措置対象施

設」という。）及びその敷地

１．廃止措置対象施設の範囲

原子力科学研究所の廃止措置対象施設は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に

関する法律(以下「原子炉等規制法」という。)第52条の核燃料物質の使用許可を受けた以

下の施設である。なお、本廃止措置実施方針では、原子炉等規制法第57条の４第１項に基

づき、原子炉等規制法施行令第41条に定める核燃料物質を使用する施設（以下「政令第41

条該当施設」という。）についてのみ記載する。

施設名政令第41 条の該当・非該当原子炉施設との共用

プルトニウム研究１棟該当 ―

ホットラボ該当 ―

ＪＲＲ－３該当共用

燃料試験施設該当 ―

廃棄物安全試験施設該当 ―

ＮＳＲＲ該当共用

バックエンド研究施設該当 ―

放射性廃棄物処理場該当共用

ＪＲＲ－４該当共用

ＦＣＡ該当共用

ラジオアイソトープ製造棟非該当 ―

核燃料倉庫非該当 ―

第４研究棟非該当 ―

放射線標準施設非該当 ―

タンデム加速器建家非該当 ―

ＪＲＲ－１非該当 ―

再処理特別研究棟非該当 ―

ＪＲＲ－３実験利用棟（第２棟）非該当 ―

原子炉特研非該当 ―

トリチウムプロセス研究棟非該当 ―

ウラン濃縮研究棟非該当 ―

ＴＣＡ非該当共用

ＦＮＳ棟非該当 ―

STACY施設及びTRACY施設非該当共用

高度環境分析研究棟非該当 ―

バックエンド技術開発建家非該当 ―

保障措置技術開発試験室施設非該当 ―

3

２．廃止措置対象施設の敷地

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「機構」という。）原子力科学研究所の

核燃料物質使用施設等の敷地は、茨城県那珂郡東海村の東南端に位置し、東は直接鹿島灘に

面している。敷地の面積は約210 万m2 で、東西の幅約300～1,100ｍ、南北約2.8km の地形を

なしており、敷地の西側と南側には機構の所有地がある。敷地内には、海岸線中央部より約

800ｍ西に一般研究施設及びサービス施設の主な施設があり、海岸沿いに連なる砂丘の漂砂

に生じた松の密林が周囲一帯に広がっており、敷地の中央部には海抜高度20～25ｍの標高差

がある。

廃止措置対象施設は、原子力科学研究所内の周辺監視区域内に点在している。原子力科学研

究所内の敷地図を図３－１に示す。

4

図３－１原子力科学研究所の敷地図

5

３．廃止措置対象施設の状況

(1) 事業の許可等の変更の経緯

原子力科学研究所の使用の許可は、昭和33年5月23日にＪＲＲ－１の許可を受けて以

降、新設及び解体等を行い、現在27施設が存在する。事業所の変更の経緯は別紙に示す。

施設毎の許可の変更の経緯については、下記の別冊に示す。

施設名別冊番号

プルトニウム研究１棟別冊１

ホットラボ別冊２

ＪＲＲ－３別冊３

燃料試験施設別冊４

廃棄物安全試験施設別冊５

ＮＳＲＲ別冊６

バックエンド研究施設別冊７

放射性廃棄物処理場別冊８

ＪＲＲ－４別冊９

ＦＣＡ別冊１０

(2) その他（廃止措置に資する設計上の考慮）

平成 31 年 1 月以降、新たに設計する施設については、その設計時に解体撤去作業や解

体時の汚染除去を容易にする設計上の考慮を行う。

(3) その他（許可との関連）

原子力科学研究所の使用施設の許可は、複数の施設（27施設：該当施設10施設、非該

当施設17施設）で 1 許可であるため、各施設における設備の解体、撤去等については、

変更許可申請を行い、原子力規制委員会の許可を得ながら実施する。設備の解体、撤去

等は原子力規制委員会に認可された保安規定に基づき、安全等を確保しながら実施する

こととなる。なお、原子炉等規制法第57条の５に定める核燃料物質のすべての使用を廃

止するときは、法令に基づき、廃止措置計画認可申請を行う。現時点では、すべての使

用を廃止する際の対象施設が決定していないため、各施設編の記載は、許可のもとに解

体・撤去等を実施することを想定した記載としている。

また、原子炉施設と共用している施設については、原則として原子炉等規制法第43条

の3の2により認可を受けた試験研究用等原子炉の廃止措置計画に基づき廃止に伴う措置

を実施することを想定した記載としている。

なお、本方針では、使用の許可の中で実施する設備の解体、撤去等を「廃止に向けた

措置」と呼び、法令上の「廃止措置」と区別して用いる。

6

四解体の対象となる施設及びその解体の方法

１．解体の対象となる施設

【共通編】

解体の対象となる施設は、三に示す「廃止措置対象施設」のうち、政令第 41 条該当施設

である。管理区域を有する施設については、必要に応じて壁床などの表面をはつり、内部に

汚染がないことを確認した上で、建物解体を行わず、管理区域解除までとし、一般施設とし

て利用する場合もある。また、管理区域を持たない建物や汚染のない地下構造物・建物基礎

は、解体対象から外し、放射性廃棄物量や廃止措置費用の算定から除く。

各施設の解体の対象となる施設については、下記の別冊に示す。












２．解体の方法

【共通編】

（1）廃止措置の基本方針

３．廃止措置対象施設の状況 (3) その他（許可との関連）に示したとおり、廃止に

向けた措置の実施にあたっては、使用の許可のもと、安全の確保を最優先に、放射線被

ばく線量及び放射性廃棄物発生量の低減に努め、保安規定を遵守し、着実に進める。

以下に、廃止に向けた措置の基本方針を示す。

・放射線業務従事者の被ばく線量については、法令に定める線量限度を超えないこと

はもとより、合理的に達成可能な限り低減する。

・放射性気体・液体廃棄物については、周辺公衆の被ばく線量を合理的に達成可能な

限り低減するように、放出管理するとともに、周辺環境に対する放射線モニタリン

グを行う。

・放射性物質により汚染された設備の解体撤去にあたっては、必要に応じて放射性物

質による汚染を除去する。発生した放射性固体廃棄物は、施設外に搬出するか施設

内に保管し、管理区域解除までに他施設へ搬出するか廃棄事業者の施設に廃棄する。

・貯蔵している核燃料物質は、施設外へ搬出するまでの期間、引き続き施設内に貯蔵

する。

7

（2）解体の方法

廃止に向けた措置作業は、許可を得ながら実施する。以下に主な実施項目を示す。各

施設の解体の方法については、下記の別冊に記載する。

主な実施項目

①核燃料物質の回収、貯蔵施設への移動

②核燃料物質の施設からの搬出

③表面汚染、設備内部の除染

④設備の解体・撤去

⑤解体により発生した固体廃棄物の払い出し

⑥汚染箇所等のはつり除去

⑦仮設排気装置への切替え及び給排気設備等の撤去

⑧管理区域の解除












8

五廃止措置に係る核燃料物質の管理及び譲渡し

１．核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類

各施設の解体の対象となる施設の核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類については、下記

の別冊に示す。












２．核燃料物質の管理

施設内に貯蔵施設を有する廃止措置対象施設から核燃料物質を施設外へ搬出するまで

の間、廃止措置対象施設の貯蔵施設にて貯蔵する。貯蔵中は、許可申請書に記載する安

全確保上必要な機能を保安規定に基づき、維持・管理する。

３．核燃料物質の譲渡し

核燃料物質は、各施設の貯蔵施設の機能を停止する前までに当該貯蔵施設から搬出し、

他の施設で保管する。

9

六廃止措置に係る核燃料物質による汚染の除去（核燃料物質による汚染の分布

とその評価方法を含む。）

各施設の解体の対象となる施設の核燃料物質による汚染の除去については、下記の別

冊に示す。












七廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物

の発生量の見込み及びその廃棄

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込み及び廃棄について

は、下記の別冊に示す。












10

八廃止措置に伴う放射線被ばくの管理

１．放射線管理

廃止に向けた措置の放射線業務従事者の放射線被ばく管理は、年 50mSv 及び 5 年間

100mSv を下回るよう許可申請書及び保安規定のもと実施する。すべての使用を廃止する際

の対象施設の放射線被ばく管理についても、使用中と同様に実施する。解体・撤去等に伴

う放射線被ばく管理については、下記の別冊に記載する。












２．平常時における周辺公衆の線量評価

許可申請書に記載された周辺公衆に対する放射性気体・液体廃棄物の放出に伴う線

量評価及び直接線量とスカイシャイン線量の評価において、原子力科学研究所の全使

用施設の合算値が年１ｍSvを下回ることが確認されている。廃止に向けた措置は、許

可に基づき実施されることから、この評価を上回ることはない。

11

九廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発

生することが想定される事故の種類、程度、影響等

廃止に向けた措置中の過失、機械または装置の故障、地震、火災などがあった場合に発

生すると想定される事故の種類、程度、影響等については、下記の別冊に示す。











ＦＣＡ

別冊１０

12

十廃止措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びにその性

能を維持すべき期間

各施設の廃止に向けた措置の期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びに

その性能を維持すべき期間については、下記の別冊に示す。












十一廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達の方法

１．廃止措置に要する費用

作業で発生する解体廃棄物量から想定される使用施設（対象を四.1 に記載）の廃止措置

に要する総見積額は、約500億円である。各施設の廃止に要する費用の見積りについては、

下記の別冊に示す。

施設名別冊番号見積額※

（単位：億円）

プルトニウム研究１棟別冊１約4.9

ホットラボ別冊２約86

ＪＲＲ－３別冊３－

燃料試験施設別冊４約320

廃棄物安全試験施設別冊５約31

ＮＳＲＲ別冊６－

バックエンド研究施設別冊７約39

放射性廃棄物処理場別冊８約15

ＪＲＲ－４別冊９－

ＦＣＡ別冊１０－

－：原子炉施設編に記載のとおり

※端数処理により、各施設の見積り額の合計は、本文中に記載の総見積り額と

一致しない場合がある。

13

２．資金の調達の方法

一般会計運営費交付金、一般会計設備整備費補助金及び一般会計施設整備費補助金によ

り充当する計画である。

十二廃止措置の実施体制

１．廃止措置の実施体制

廃止に向けた措置及び廃止措置においては、許可申請書に記載された体制の下で実施す

る。また、廃止に向けた措置中及び廃止措置中の体制については、措置の実施の前に保安

規定で定める。

２．廃止措置を適切に実施するために必要な情報の保持

原子力科学研究所で使用の許可を得て以来、各施設とも十分な核燃料物質の使用実績を

有しており、その間に施設の補修、改造等も実施している。今後も核燃料物質の使用、施

設の保守を継続及び廃止に向けた措置を実施することにより、さらに多くの保守管理、設

備改造、保安管理、放射線管理等の経験、実績を有することとなる。また、使用の状況、

汚染分布等の情報についても使用の許可の中で維持されるとともに、廃止措置先行施設の

情報を取り入れ、参考になる部分を廃止に向けた措置及び廃止措置に反映させる。

３．技術者の確保

廃止に向けた措置及び廃止措置期間中は、許可申請書に記載された必要な技術者及び有

資格者を確保する。

４．技術者に対する教育・訓練

廃止に向けた措置及び廃止措置に係る業務に従事する技術者に対しては、保安規定に基

づき、対象者、教育内容、教育時間等の実施計画を立てて、教育を実施する。

十三廃止措置に係る品質保証計画

核燃料物質の許可の範囲で行う廃止に向けた措置の期間中の品質保証活動は、保安規定

において、理事長をトップマネジメントとする品質保証計画を定め、使用施設等に係る保

安上の業務を品質保証の考え方のもとに適切に実施する。品質保証計画には、以下を記載

する。

(１) 品質保証計画の策定の目的に関する事項

(２) 品質保証活動を行う者の職務及び組織に関する事項

(３) 品質保証活動の実施に関する事項

(４) 品質保証活動の評価に関する事項

(５) 品質保証計画の継続的な改善に関する事項

(６) 文書及び記録の管理に関する事項

また、廃止措置計画認可後においても、使用中と同様の品質保証計画を定め、品質保証

活動を実施する。

14

十四廃止措置の工程

【共通編】

具体的な工程については、廃止に向けた措置が決定した時期に公表し、許可を取得しなが

ら進める。四.1 に示した各施設の基本概略工程は、下記の別冊に記載する。












十五廃止措置実施方針の変更の記録（作成若しくは変更又は見直しを行った

日付、変更の内容及びその理由を含む。）

【共通編】

No. 日付変更内容変更理由

0 平成30年12月25日廃止措置実施方針作成

番　　　　号年　月　日

33原第2535号昭和33年5月23日第2研究棟、冶金特研、1号倉庫、JRR-1

33原第2535号昭和33年5月23日東工大（JRR-1)

34原第3042号昭和34年10月14日開発試験室



35原第 439号昭和36年2月18日 JRR-1

35原第2484号昭和35年11月11日第1研究棟、第2研究棟

36原第 26号昭和36年2月14日第1研究棟

36原第3253号昭和36年9月29日 TCA

36原第4245号昭和37年2月10日ホットラボ

37原第 535号昭和37年4月26日 TCA、第2研究棟、JRR－1

37原第1212号昭和37年8月30日 Pu特研

37原第2541号昭和37年7月20日第1研究棟、リニアック、JRR-1

37原第4458号昭和37年11月30日 JPDR、TCA

38原第1421号昭和38年5月14日開発試験室、JRR－1

38原第 625号昭和38年3月1日 JRR-1（東工大）

38原第 937号昭和38年4月25日第1研究棟、第3研究棟

38原第 936号昭和38年5月8日第2研究棟

38原第1073号昭和38年8月24日 V.D.G

38原第2667号昭和38年9月16日モックアップ

38原第2897号昭和38年12月18日再処理試験室、フッ素特研、セラミック、第3研、JRR-2、JRR-3、汚染除去場外


38原第3534号昭和38年12月13日再処理特研

38原第4294号昭和39年2月15日 Pu特研

39原第 958号昭和39年7月1日再処理特研（Mini Mixer)

43原第 661号昭和43年2月25日再処理特研

39原第1712号昭和39年7月23日 V.D.G. JPDR

39原第1859号昭和39年9月14日 JRR-2

原子力科学研究所の核燃料物質の使用許可の経緯

許　　　　　　可対象施設等

1/17



40原第 480号昭和40年7月14日ホットラボ

39原第2696号昭和39年10月12日 JRR-2(EFTL-2)

39原第3102号昭和39年10月30日 JRR-2(HWL-1)


39原第3728号昭和40年1月29日 JRR-2(TLW-1-50)

39原第3727号昭和40年1月29日 JRR-3(ガスループ）

39原第4074号昭和40年9月9日 Pu研

39原第3932号昭和40年11月24日 JRR-4(コンバータ）

39原第4126号昭和40年7月20日 LHTL

40原第　985号昭和40年8月3日再処理特研



40原第4426号昭和41年2月3日 V.D.G、モックアップ、フッ素特研


41原第　978号昭和41年6月18日 JRR-2(EFTL-2)

41原第　979号昭和41年3月24日 JRR-2、6D孔

41原第1659号昭和41年6月18日 JRR-2(TLG-1-50)

41原第2002号昭和41年6月16日ホットラボ、S.Fのcutting

41原第1942号昭和41年5月31日新設核燃料倉庫、研-1(LB-1)

41原第2140号昭和41年7月4日 JRR-2、6D孔


41原第3710号昭和41年12月9日Ｐu研(新、旧館）

41原第3873号昭和41年10月24日 JRR-2、VT-9(2.5%)


41原第4312号昭和41年12月6日 JPDR、（トリウムの照射）

41原第4095号昭和41年11月8日研究1棟LB-1(045、047)Pu-Be線源

41原第4358号昭和41年11月24日第3研究棟

41原第4359号昭和41年12月6日モックアップ、機械化工特研

42原第 97号昭和42年3月2日再処理特研(プロセス試験）

2/17




42原第1277号昭和42年5月24日 V.D.G

42原第2209号昭和42年5月30日 JRR-3(ラジオグラフィ装置)

42原第2318号昭和42年7月22日第2研究棟342、344(炉修）

42原第3113号昭和42年7月22日ﾓｯｸｱｯﾌﾟ(未臨界実験装置)

42原第4312号昭和42年9月23日ホットラボ、αγセル


43原第 631号昭和43年3月26日弗素実験室

42原第3897号昭和43年9月23日プル研、106号室

42原第4455号昭和42年11月7日プル研

43原第　632号昭和43年3月13日 FCA

42原第4778号昭和43年1月30日 Pu研、旧館

42原第5365号昭和42年11月13日 JRR-2 (6D孔）

42原第5463号昭和43年2月15日 JRR-2(TLW-1-50)

42原第5498号昭和43年1月20日 JRR-2(TLG-1-50)

42原第5860号昭和43年2月3日冶金特研（改造）


42原第5969号昭和43年1月8日 JRR-2、 VT-9

42原第5970号昭和43年1月27日工作工場

43原第　692号昭和43年3月15日ホットラボ

43原第1029号昭和43年2月26日 JRR-2、6C孔


43原第2013号昭和43年7月6日ＲＩ棟

43原第3188号昭和43年8月6日 JRR-2、 JRR-3

43原第3513号昭和43年9月9日 EFTL-2、HWL-1、 JRR-2


43原第3189号昭和43年10月30日第3研究棟(材料研）

43原第4533号昭和44年2月12日 JRR-2、6C、6D孔(PuO2-UO2)

43原第4739号昭和43年10月30日第3研究棟(U-Pd)

3/17



44原第 342号昭和44年2月4日第1研究棟（分析）


44原第 343号昭和44年2月4日 JRR-4(TAKIT-2パイル）

43原第5891号昭和43年12月4日開発試験室(VISTA燃料）

44原第 338号昭和44年2月5日 JRR-2(TGL-1-50)

44原第 366号昭和44年2月12日ホットラボα・γセル

44原第 943号昭和44年4月1日 JRR-4

44原第1454号昭和44年4月1日リニアック


44原第1651号昭和44年4月17日 JRR-3、第3研究棟



44原第2529号昭和44年6月3日冶金特研

44原第2550号昭和44年6月3日汚染除去場



44原第2953号昭和44年6月25日 FCA


44原第3490号昭和44年7月18日 JRR-2、JRR-3

44原第3653号昭和44年7月24日 JRR-2、6C孔、6D孔

44原第3985号昭和44年8月13日再処理試験室

44原第5388号昭和44年11月7日研究棟

44原第5616号昭和44年11月12日リニアック、FCA、Na特研


44原第6621号昭和45年1月22日 Pu研2棟



45原第1128号昭和45年3月13日セラミック特研

45原第1756号昭和45年3月27日再処理特研(Pu廃液に固化）

4/17



45原第2242号昭和45年4月16日 RI製造棟

45原第2035号昭和45年4月24日再処理試験施設(特研）

45原第2717号昭和45年5月11日 JRR-2(VT-1)

45原第2945号昭和45年5月21日 Pu研究1棟



45原第3043号昭和45年5月27日研究棟総括(1、2、3棟)、ﾓｯｸｱｯﾌﾟ、照射実験室、体内RI分析室

45原第3288号昭和45年6月4日再処理試験室

45原第4384号昭和45年7月13日冶金特研

45原第4041号昭和45年7月2日リニアック建家

45原第4014号昭和45年7月2日 JRR-1(炉修、炉利用課）

45原第4641号昭和45年7月27日再処理試験施設(特研）



45原第6197号昭和45年10月6日 JRR-2(EFTL-2撤去）


45原第7254号昭和45年11月7日研究棟(3棟）


45原第7553号昭和45年12月1日 JRR-2(TLG-1-50）


46原第 14号昭和46年1月25日再処理試験施設(特研）

46原第 366号昭和46年3月15日 JPDR(Co-60照射室)

46原第 211号昭和46年2月4日モックアップ試験室

46原第 367号昭和46年2月4日核物理特研

46原第2310号昭和46年4月12日 Pu研究1棟(放射化学、燃料化学、分析センター）

46原第1761号昭和46年3月26日研究棟(燃料化学)、モックアップ試験室（炉修）

46原第3955号昭和46年6月4日廃棄物処理場

46原第3954号昭和46年6月4日研究棟(燃料化学）

46原第5818号昭和46年8月30日研究棟、モックアップ試験室

5/17





46原第6425号昭和46年9月22日 JRR-4(遮蔽研）

46原第8579号昭和47年1月12日 JPDR


46原第9431号昭和47年1月26日 JRR-2、原子炉特研





47原第7912号昭和47年9月21日 JRR-2、SIL






48原第 172号昭和48年1月26日ナトリウム特研



48原第4522号昭和48年5月7日ウラン濃縮研究棟

48原第4834号昭和48年5月15日プルトニウム研究1棟

48原第6561号昭和48年7月23日再処理特別研究棟

48原第6238号昭和48年7月10日ラジオアイソトープ棟



48原第10626号昭和48年12月7日再処理特別研究棟

48原第11513号昭和49年2月21日汚染除去場

49原第 266号昭和49年2月14日 JRR-2、TLG-1-50

48原第11897号昭和49年2月21日 JRR-2、 HWL-1

6/17



48原第11898号昭和49年2月21日 JRR-3、ガス拡散ループ

49原第 802号昭和49年2月19日再処理特別研究棟

49原第3691号昭和49年5月16日研究棟総括(燃料安第1)


49原第5040号昭和49年7月8日廃棄物処理場(廃液貯槽）

49原第5919号昭和49年7月22日 Pu１棟


49原第6934号昭和49年9月5日 RI棟

49原第8070号昭和49年9月21日廃棄物処理場(廃液運送管）

49原第9023号昭和49年10月23日研究1棟

49原第10636号昭和49年11月28日研究1棟、研究2棟


50原第1094号昭和50年4月8日除去場

50原第1093号昭和50年2月24日処理場(圧縮処理装置）

50原第1288号昭和50年3月8日燃料試験施設

50原第1842号昭和50年3月8日原子炉安全性研究炉(NSRR)

50原第4574号昭和50年7月2日ウラン濃縮研究棟



50原第8377号昭和51年1月14日リニアック

50原第9623号昭和50年12月13日 Pu１棟


51原第 237号昭和51年1月30日廃棄物処理場

50原第10374号昭和51年1月14日燃料試験施設


51安第 338号昭和51年3月27日プルトニウム研究2棟

51安第1254号昭和51年3月27日再処理試験室

51安第2113号昭和51年4月26日 Pu研究1棟

51安（核規）第 691号昭和51年9月7日再処理特研

7/17



51安（核規）第 883号昭和51年10月21日タンデム加速器建家

51安（核規）第 884号昭和51年9月7日 NSRR

51安（核規）第 692号昭和51年9月21日燃料試験施設

51安（核規）第 693号昭和51年8月30日ホットラボ

51安（核規）第2019号昭和51年10月21日 JRR-3(中回装置）

51安（核規）第2137号昭和51年12月14日 JRR-1

51安（核規）第1957号昭和51年10月8日 RI棟


51安（核規）第2179号昭和52年1月28日ウラン濃縮研究棟

51安（核規）第2178号昭和51年11月26日 Pu研究1棟

52安（核規）第 329号昭和52年3月7日 RI棟

51安（核規）第2433号昭和51年12月14日再処理試験室


51安（核規）第2592号昭和52年1月13日廃棄物処理場

51安（核規）第2861号昭和52年1月13日ホットラボ

52安（核規）第1490号昭和52年5月9日研究1棟

52安（核規）第1365号昭和52年6月6日 NSRR

52安（核規）第1681号昭和52年6月27日 TCA建家

52安（核規）第1706号昭和52年9月13日 NSRR

52安（核規）第1710号昭和52年7月27日再処理試験室

52安（核規）第1726号昭和52年9月6日 RI棟

52安（核規）第1776号昭和52年10月17日燃料試験施設


52安（核規）第1809号昭和52年12月23日フッ素実験室建家

52安（核規）第1813号昭和52年12月23日ホットラボ


52安（核規）第1823号昭和52年12月23日モデル格納容器棟


52安（核規）第1844号昭和53年1月24日 JPDR

8/17



52安（核規）第1845号昭和53年1月24日 Pu１棟

52安（核規）第1846号昭和52年1月24日ウラン濃縮棟

52安（核規）第1847号昭和53年2月8日開発試験室

52安（核規）第1877号昭和53年1月23日第1研究棟、第2研究棟

52安（核規）第1886号昭和53年1月24日廃棄物処理場

52安（核規）第1887号昭和53年1月20日汚染除去場

53安（核規）第 33号昭和53年4月5日 JRR-2

53安（核規）第 32号昭和53年4月7日工作工場

53安（核規）第 56号昭和53年4月7日 Co-60照射室

53安（核規）第 61号昭和53年4月24日廃棄物処理場

53安（核規）第 97号昭和53年6月12日第1研究棟、第2研究棟、第3研究棟、体内RI分析室

53安（核規）第 143号昭和53年6月12日廃棄物処理場(第2処理課）

53安（核規）第 176号昭和53年9月1日 JPDR

53安（核規）第 209号昭和53年9月1日冶金特研

53安（核規）第 210号昭和53年9月16日核燃料倉庫


53安（核規）第 219号昭和53年10月4日第1研究棟、第2研究棟、第3研究棟、体内RI分析室


53安（核規）第 271号昭和54年1月9日ウラン濃縮棟


53安（核規）第 332号昭和54年5月29日 TCA

54安（核規）第 364号昭和54年9月5日廃棄物安全試験施設

54安（核規）第 8号昭和54年7月13日放射線標準施設

54安（核規）第 201号昭和54年6月20日開発試験室

54安（核規）第 200号昭和54年6月20日フッ素実験室建家

54安（核規）第 287号昭和54年10月12日ナトリウム特研,ウラン濃縮棟



54安（核規）第 521号昭和54年12月26日再処理試験室

9/17





54安（核規）第 555号昭和55年3月4日冶金特研



55安（核規）第 557号昭和57年11月27日住所変更届（WASTEF検査申請書）


55安（核規）第 257号昭和55年8月14日第1研究棟、第2研究棟、第3研究棟

55安（核規）第 373号昭和55年9月19日再処理特別研究棟


55安（核規）第 449号昭和55年9月29日モックアップ試験室

55安（核規）第 489号昭和55年12月6日原子炉安全性研究炉


55安（核規）第 542号昭和55年11月13日セラミック特研



55安（核規）第 604号昭和55年12月23日研究棟




56安（核規）第 29号昭和56年4月2日原子炉特研



56安（核規）第 477号昭和56年10月21日プルトニウム研究1棟

56安（核規）第 612号昭和57年2月1日 FNS棟

56安（核規）第 656号昭和57年2月2日第4研究棟など

57安（核規）第 70号昭和57年3月5日 WASTEF申請

57安（核規）第 71号昭和57年5月12日非破壊測定実験室

57安（核規）第 126号昭和57年5月19日冶金特別研究棟

10/17




57安（核規）第 373号昭和57年7月30日フッ素実験室




57安（核規）第 535号昭和57年12月2日モデル格納容器実験棟







58安（核規）第 280号昭和58年6月3日 JFT-2建家

58安（核規）第 316号昭和58年6月11日科学技術庁　電源開発促進対策特別会計施設



58安（核規）第 562号昭和58年9月8日冶金特別研究棟




58安（核規）第 674号昭和58年10月25日 FCA建家





58安（核規）第 954号昭和59年2月8日モックアップ試験室

58安（核規）第 953号昭和59年2月16日フッ素実験室


59安（核規）第 403号昭和59年9月20日体内RI分析室建家

11/17



59安（核規）第 404号昭和59年9月10日ラジオアイソトープ製造棟



59安（核規）第 752号昭和59年12月21日 FCA建家(保障措置技術開発試験室追加）


60安（核規）第 813号昭和60年3月6日フッ素実験室建家

59安（核規）第 818号昭和60年2月25日第3研究棟

59安（核規）第 842号昭和60年3月6日返還廃棄物試験棟




60安（核規）第 144号昭和60年4月22日冶金特別研究室建家



60安（核規）第 304号昭和60年7月25日廃棄物安全試験施設


60安（核規）第 301号昭和60年8月8日ウラン濃縮研究棟




60安（核規）第 433号昭和60年9月18日第3及び第4研究棟

60安（核規）第 626号昭和60年12月17日放射線標準施設

60安（核規）第 627号昭和60年12月23日再処理試験室






61安（核規）第 101号昭和61年4月25日セラミック特研

12/17




61安（核規）第 471号昭和61年8月26日電源特会施設

61安（核規）第 504号昭和61年9月10日トリチウムプロセス研究棟

61安（核規）第 505号昭和61年9月10日 WASTEF









62安（核規）第 33号昭和62年3月16日第3研究棟



62安（核規）第 228号昭和62年6月9日ウラン濃縮研究棟

62安（核規）第 373号昭和62年7月31日 JRR-3実験利用棟(第2棟）



62安（核規）第 580号昭和62年11月4日返還廃棄物受入測定技術開発試験棟


62安（核規）第 850号昭和63年2月9日ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設





63安（核規）第 51号昭和63年3月11日 TCA建家


63安（核規）第 83号昭和63年3月15日モックアップ試験室建家

13/17



63安（核規）第 153号昭和63年4月5日第1研究棟、第3研究棟、第4研究棟



63安（核規）第 407号昭和63年7月25日核物理特研

63安（核規）第 419号昭和63年8月12日核燃料倉庫


63安（核規）第 689号平成1年1月23日開発試験室

63安（核規）第 707号平成1年2月10日第3研究棟、第4研究棟

63安（核規）第 759号昭和63年12月22日バックエンド研究施設

63安（核規）第 796号平成1年1月24日フッ素実験室建家

63安（核規）第 874号平成1年2月22日プルトニウム研究1棟

元安（核規）第 39号平成1年3月27日廃棄物処理場

元安（核規）第 113号平成1年5月22日ホットラボ

元安（核規）第 178号平成1年5月31日原子炉特研

元安（核規）第 229号平成1年6月22日返還廃棄物試験棟

元安（核規）第 349号平成1年10月4日冶金特別研究室建家

元安（核規）第 412号平成1年9月13日プルトニウム研究1棟

元安（核規）第 561号平成1年11月6日 JRR-3

元安（核規）第 568号平成1年11月8日第2研究棟、第3研究棟、第4研究棟

元安（核規）第 721号平成1年11月10日燃料試験施設

元安（核規）第 835号平成1年12月5日再処理特研

元安（核規）第 888号平成2年1月26日廃棄物処理場

元安（核規）第 935号平成2年2月8日ホットラボ

元安（核規）第 975号平成2年1月26日 JRR-3

2安（核規）第 35号平成2年2月20日 JFT－2建家

2安（核規）第 85号平成2年4月20日ウラン濃縮研究棟

2安（核規）第 114号平成2年6月8日 NSRR

2安（核規）第 273号平成2年6月5日廃棄物安全試験施設

2安（核規）第 333号平成2年8月7日バックエンド研究施設

14/17



2安（核規）第 558号平成2年10月17日 JRR-3

2安（核規）第 559号平成2年10月24日再処理特別研究棟

2安（核規）第 669号平成2年12月4日開発試験室

2安（核規）第 716号平成2年12月4日第4研究棟


2安（核規）第 803号平成3年2月28日バックエンド研究施設

3安（核規）第 104号平成3年4月11日ラジオアイソトープ製造棟


3安（核規）第 554号平成3年8月19日 JRR-2


3安（核規）第 691号平成3年10月15日リニアック

3安（核規）第 701号平成3年10月15日ウラン濃縮研究棟

3安（核規）第 721号平成3年10月15日廃棄物処理場


3安（核規）第 974号平成4年1月21日燃料試験施設

4安（核規）第 25号平成4年6月23日セラミック特研




4安（核規）第 268号平成4年7月20日廃棄物処理場

4安（核規）第 594号平成4年12月7日 STACY施設及びTRACY施設


4安（核規）第 837号平成5年2月2日再処理試験室

4安（核規）第 637号平成4年12月22日第3研究棟、第4研究棟



5安（核規）第 795号平成5年3月29日Pu研究1棟、再処理特研、第2研究棟、第3研究棟、第4研究棟、放射線標準施設、開発試験室

6安（核規）第 363号平成6年8月31日ラジオアイソトープ製造棟、NSRR、廃棄物処理場

6安（核規）第 732号平成7年2月14日再処理特研、JRR-3、燃料試験施設、廃棄物安全試験施設、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、第4研究棟

15/17



7安（核規）第 438号平成7年9月28日再処理特研、タンデム加速器建家、第2研究棟、第4研究棟

7安（核規）第 754号平成8年1月25日ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、廃棄物処理場、冶金特研

8安（核規）第 73号平成8年5月24日燃料試験施設、再処理試験室

8安（核規）第 676号平成8年9月13日JRR-3、燃料試験施設、廃棄物安全試験施設、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、周辺監視区域


8安（核規）第1015号平成9年2月4日Pu研1棟、Pu研2棟、RI棟、第2研究棟、第3研究棟、第4研究棟、JRR-4

9安（核規）第 105号平成9年4月3日 JRR-2、燃料試験施設

9安（核規）第 334号平成9年7月17日再処理特別研究棟(ｸﾞﾛｰﾌﾞﾎﾞｯｸｽ、廃液貯留設備の撤去)

9安（核規）第 545号平成9年10月17日WASTEF、再処理特研、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、ｳﾗﾝ濃縮棟、開発試験室

10安（核規）第 115号平成10年4月23日廃棄物処理場、非破壊測定実験室、第2研究棟、第3研究棟、第4研究棟、科学技術特会施設

10安（核規）第 443号平成10年6月25日再処理特別研究棟、廃棄物処理場

10安（核規）第 712号平成10年12月2日廃棄物処理場、JRR-3、ウラン濃縮研究棟、開発試験室、RI製造棟、JFT-2、核燃料倉庫

11安（核規）第 35号平成11年5月11日廃棄物処理場、燃料試験施設、WASTEF、第2研究棟、第3研究棟、第4研究棟、高度環境分析棟

11安（核規）第 879号平成11年12月20日再処理特別研究棟、廃棄物処理場、ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ研究1棟、第2研究棟、第3研究棟、第4研究棟、RI製造棟、ｳﾗﾝ濃縮研究棟、開発試験室

11安（核規）第1280号平成12年3月20日第4研究棟

12安（核規）第 422号平成12年5月15日燃料試験施設、JRR-3、冶金特別研究棟、東海研究所

12安（核規）第 699号平成12年9月22日燃料試験施設、JRR-3、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、NSRR、ﾎｯﾄﾗﾎﾞ、JRR-4、FCA

12安（核規）第 962号平成12年12月28日再処理特別研究棟、プルトニウム研究1棟、燃料試験施設、開発試験室、RI製造棟、第4研究棟

12諸文科科第1970号平成13年5月24日廃棄物処理場、バックエンド研究施設、高度環境分析研究棟

13諸文科科第4780号平成13年10月31日再処理特別研究棟、JRR-3、廃棄物安全試験施設、第2、第4研究棟及びRI分析室建家、冶金特別研究室建家、コバルト60照射室建家、フッ素実験室建家、返還廃棄物受入測定技術開発試験棟

13諸文科科第8891号平成14年2月19日タンデム加速器建家、再処理試験室、汚染除去場

14諸文科科第 6号平成14年6月24日プルトニウム研究1棟、燃料試験施設、工作工場

14諸文科科第2218号平成14年11月20日再処理特別研究棟、バックエンド研究施設、フッ素実験建家

14諸文科科第4418号平成15年4月25日ホットラボ、第2及び第4研究棟

15諸文科科第 991号平成15年6月26日廃棄物安全試験施設、NSRR、JRR-1

15諸文科科第3451号平成16年1月7日燃料試験施設、JRR-4、バックエンド研究施設、ホットラボ、タンデム加速器建家、放射線標準施設、第2及び第4研究棟

15諸文科科第4961号平成16年2月18日廃棄物安全試験施設、高度環境分析研究棟及び共通編

16諸文科科第1688号平成16年8月31日再処理特別研究棟、ホットラボ、ﾗｼﾞｵｱｲｿﾄｰﾌﾟ研究棟、ﾀﾝﾃﾞﾑ加速器建家及び共通編

16/17



16諸文科科第 3047号平成17年2月3日燃料試験施設及び共通編

16諸文科科第3732号平成17年4月22日バックエンド研究施設、再処理試験室及び共通編

17諸文科科第1031号平成17年7月13日燃料試験施設、FCA、第2及び第4研究棟

17諸文科科第5564号平成18年7月19日ﾀﾝﾃﾞﾑ加速器建家及び事業所

18諸文科科第2263号平成18年10月12日燃料試験施設、工作工場、原子炉特研、セラミック特研（廃止）

18諸文科科第3767号平成19年3月22日ホットラボ、バックエンド研究施設、プルトニウム研究２棟（廃止）、冶金特別研究室建家、再処理特別研究棟、ウラン濃縮研究棟

19諸文科科第463号平成19年5月22日バックエンド技術開発建家

19諸文科科第2564号平成19年11月13日廃棄物安全試験施設、NSRR、冶金特研（廃止）

19諸文科科第3296号平成19年12月19日ＦＮＳ棟

19諸文科科第4877号平成20年5月13日廃棄物処理場、再処理特別研究棟、ウラン濃縮研究棟、プルトニウム研究１棟、モックアップ試験室建家、開発試験室、再処理試験室

20諸文科科第1334号平成20年7月16日ＪＲＲ－４、第２及び第４研究棟

20諸文科科第2395号平成20年9月25日ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、タンデム加速器建家、再処理試験室（廃止）

20諸文科科第3410号平成21年1月8日ホットラボ、廃棄物安全試験施設、開発試験室（廃止）

21諸文科科第6177号平成21年5月22日廃棄物処理場、バックエンド技術開発建家

21諸文科科第7917号平成21年7月17日 JRR-3、第2及び第4研究棟、ウラン濃縮研究棟

21受文科科第608号平成21年10月19日燃料試験施設、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設

21受文科科第4069号平成22年3月29日共通編、放射性廃棄物処理場、ホットラボ、モックアップ試験室建家（廃止）

22受文科科第2586号平成22年6月29日廃棄物安全試験施設、ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設

22受文科科第7981号平成22年12月21日燃料試験施設、保障措置技術開発試験室施設

22受文科科第9917号平成23年3月29日ホットラボ、第2及び第4研究棟（第2研究棟は廃止）、ｳﾗﾝ濃縮研究棟

23受文科科第5310号平成24年1月18日放射性廃棄物処理場、工作工場（工作工場は廃止）

23受文科科第8117号平成24年7月23日ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ研究施設、第4研究棟

原規研発第1309041号平成25年9月4日共通編、ホットラボ、燃料試験施設、廃棄物安全試験施設

原規規発第1604289号平成28年4月28日燃料試験施設、廃棄物安全試験施設、バックエンド研究施設、第４研究棟、バックエンド技術開発建家

原規規発第1709216号平成29年9月21日原子力科学研究所各施設における保管廃棄施設の整備

原規規発第1801154号平成30年1月15日燃料試験施設

原規規発第1801155号平成30年1月15日ホットラボ

原規規発第1804171号平成30年4月17日燃料試験施設、廃棄物安全試験施設、プルトニウム研究１棟、NSRR

17/17

施設編

別冊１プルトニウム研究1棟

施設編

1


氏名又は名称及び住所については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。


工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通編の記載のとお

り。

三廃止措置の対象となることが見込まれる使用施設等（以下「廃止措置対象

施設」という。）及びその敷地


廃止措置対象施設の範囲については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。


廃止措置対象施設の敷地については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。


(1)事業の許可等の変更の経緯

プルトニウム研究１棟は、プルトニウム取扱技術の確立とその基礎物性を研究する

ことを目的として、昭和37年8月30日に許可を受けた施設で、溶液及び固体状プルト

ニウム化合物に関して放射化学的研究、物理化学的研究及び分析化学的研究を行って

きた。昭和39年には研究建家の増築を行い、プルトニウム・ウラン混合燃料の研究、

プルトニウム系燃料の再処理の研究を開始した。

今般、機構改革において、高経年化の状況等から計画的に廃止に向けた措置を進め

て行くとし、現在は核燃料物質の取扱いを終了している。

事業の許可等の変更の経緯については、原子力科学研究所の共通編の別紙のとおり。

(2)その他（廃止措置に資する設計上の考慮）

その他（廃止措置に資する設計上の考慮）については、原子力科学研究所の共通編

の記載のとおり。



本施設の解体の対象は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表4-1に示す施設であ

る。

施設編

2

表4-1 解体の対象となる施設

施設名建物名管理

区域

廃止に向けた措置

終了の想定

プルトニウム研

究1棟

プルトニウム研究1棟有管理区域解除後、一

般施設として利用

非常用発電機室無一般施設として利用

廃液貯槽室有管理区域解除後、一


集水ピット有管理区域解除後、一


本施設の解体の対象は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表4-2に示す施設・設

備である。

表4-2 解体の対象となる施設・設備

施設設備等解体・撤去

対象

使用施設

グローブボックス（15台）

・12-K

・12-L

・11-2C

・12-P

・12-J

・12-O

・12-M

・12-N

・11-2B

・14-V

・14-W

・14-X

・14-Y

・14-Z

・14-2A

〇

フード（4台）

・11H-3

・12H-E1

・14H-2

・14H-E1

〇

メスバウア分光装置 ×

放射線管理設備

作業環境モニタリング設備

・室内ダストモニタ

・ローカルサンプリング装置

・ハンドフットクロスモニタ

〇

施設編

3

排気モニタリング設備

・排気ダストモニタ

・放射線監視盤

警報設備

・副警報盤

・集中監視盤

〇

非常用発電設備

・ディーゼル発電機

〇

貯蔵施設核燃料物質保管庫

核燃料物質貯蔵棚（大）

核燃料物質貯蔵棚（小）

〇

〇

〇

廃棄施設給気設備

送風機、フィルター、給気ダクト等

・給気第1系統

・給気第2系統

〇

気体廃棄設備

排風機、フィルター、排気ダクト等

・第1系統(1号機、2号機)



・第4系統

・第5系統

・第6系統







排気口

・排気筒Ⅰ

・排気筒Ⅱ

・排気筒Ⅲ

排気ダストモニタ＊

〇

×

×

×

〇

施設編

4

液体廃棄設備

・廃液貯槽

・廃液ポンプ

・床排水ポンプ

・集水ピット

・排水ポンプ

〇

固体廃棄物保管設備

・金属製棚

〇

＊：使用施設の排気ダストモニタと同一設備

〇：解体する設備 ×：解体しない設備


（1）廃止に向けた措置の基本方針

廃止に向けた措置の基本方針については、原子力科学研究所の共通編の記載のと

おり。


廃止に向けた措置作業は、①～⑧について、許可を得ながら実施する。プルトニウム

研究1棟では、①については既に終了しており、②の核燃料物質を他施設へ搬出した後、

段階的に解体撤去を実施する設備について許可を得、解体・撤去を実施する設備が無く

なるまで、③～⑤を繰り返し実施した後、⑥を実施する。すべての設備が解体・撤去し

終わった後に、⑦及び⑧を実施する。

① 核燃料物質の回収、貯蔵施設への移動

② 核燃料物質の施設からの搬出

③ 表面汚染、設備内部の除染

④ 設備の解体・撤去

⑤ 解体により発生した固体廃棄物の払い出し

⑥ 汚染箇所等のはつり除去

⑦ 仮設排気装置への切替え及び給排気設備等の撤去

⑧ 管理区域の解除

③～④及び⑥～⑧の詳細な工程について以下に示す。

③表面汚染、設備内部の除染及び④設備の解体・撤去

核燃料物質使用変更許可後に実施する工事は、1)解体撤去を行うための措置、2)

汚染のある撤去対象設備の解体撤去、3)汚染のない撤去対象設備の解体撤去である。

撤去対象設備のうち、グローブボックス、フードの内部、並びにそれらの高性能エア

フィルタ及び排気ダクト配管内部は核燃料物質により汚染している。一方、グローブ

ボックス、フードの外にある電線管、配管、架台等は核燃料物質による汚染がないと

考えられる。以下に各工事の方法を示す。

施設編

5

なお、各作業に係る安全は、「原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定」

等の所内規定（以下、「保安規定等」という。）により管理する。

1) 解体撤去を行うための措置

撤去対象設備表面の汚染状況を直接法及びスミヤ法によりサーベイし、汚染の

ないことを確認する。撤去対象設備のうち、内部が汚染している設備は2)に示す方

法で処置・廃棄を行う。汚染がないと考えられる設備は3)の方法で処置・廃棄する。

また、グローブボックスの独立については、グローブボックスに接続されている

高性能エアフィルタ、排気ダクト配管、ユーティリティ配管、架台等を取り外して、

グローブボックスを独立させる。これらの取外しは、原則として火花を発生する工

具を使用しないこととする。使用する場合は、防火対策を行うこととする。なお、

グローブボックスの独立は基本的に以下の手順で行う。

イ) グローブボックス内の除染及びペイント固定

ロ) 電線管、配管等の切離し、汚染がないことの確認及び閉止措置

ハ) 排気ダクト母管から高性能エアフィルタ下流側排気ダクト枝管の切離し、

汚染がないことの確認及び閉止措置

ニ) グローブボックスから高性能エアフィルタ及び排気ダクト枝管の切離し

ホ) グローブボックスに取り付けられた架台等の取外し

2)汚染のある撤去対象設備の解体撤去

イ) グローブボックス及びフードは、その全体を覆う解体用グリーンハウス内で、

エアラインスーツ又は全面マスク等の呼吸保護具を着用し、電動工具を用い

て解体を行う。

ロ) グローブボックスは、ビニルバッグ等で汚染の拡散を防止しつつ切離し、解

体用グリーンハウス内で解体する。グローブボックスの一部撤去により開口

部が生じる場合は、閉止措置を施すことにより、所定の閉じ込め機能を保持

する。

ハ) 発生する廃棄物は、放射性固体廃棄物として所定の容器（コンテナ等）に収

納し、固体廃棄施設で保管する。

3)汚染のない撤去対象設備の解体撤去

電線管、架台等の汚染がないと考えられる撤去対象設備は、直接法及びスミヤ法

によりサーベイし、汚染のないことを確認する。発生する廃棄物のうち、内部をサ

ーベイできないものについては、放射性固体廃棄物として所定の容器（コンテナ等）

に収納する。


必要に応じて、壁、床、天井の汚染箇所等のはつり除去を行うとともに、床材、

扉等の表面塗膜の撤去を行う。


仮設排気装置の設置及び建家負圧の維持を確認後に、既存の給排気設備を停止す

施設編

6

る。排風機及び排気ダクトを必要に応じて切断し、撤去を行う。また、必要に応じ

て、撤去後の周辺床等の汚染箇所のはつり除去を行う。


管理区域の解除にあたっては、建家内各部屋のサーベイ（直接法及びスミヤ法）

を実施し、汚染のないことを確認後に、所定の手続きを行う。



本施設の貯蔵施設は核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表5-1に示す施設である。

表5-1 貯蔵施設の最大貯蔵量等

貯蔵施設最大貯蔵量

場所設備

101 号室※ 保管庫 101

天然ウラン溶液、固体 0 g

劣化ウラン溶液、固体 0 g

トリウム溶液、固体 0 g

濃縮ウラン溶液、固体 0 g

102 号室※ 保管庫 102





103 号室※ 保管庫 103





106 号室※ 保管庫 106





107 号室※ 保管庫 107





108 号室※ 保管庫 108





109号室

貯蔵棚 A プルトニウム固体 100 g

天然ウラン固体 500 g

貯蔵棚 B プルトニウム固体 100 g


貯蔵棚 C プルトニウム固体 100 g


貯蔵棚 D プルトニウム固体 100 g


施設編

7

109号室貯蔵棚 E

プルトニウム固体 100 g


貯蔵棚 F プルトニウム固体 100 g


貯蔵棚 G プルトニウム固体 100 g


貯蔵棚 H プルトニウム固体 100 g


貯蔵棚Ｉ

天然ウラン固体 12 kg

劣化ウラン固体 5 kg

トリウム固体 1 kg

濃縮ウラン固体 500 g

貯蔵棚 J





貯蔵棚 K





貯蔵棚 L





貯蔵棚 M





貯蔵棚 N





※：101号室、102号室、103号室、106号室、107号室及び108号室で核燃料物質を貯蔵

しない。


共通編に記載の管理の他、本施設においては、貯蔵する核燃料物質の種類、貯蔵単位

当たりの質量を管理する。


核燃料物質については、貯蔵施設の機能を停止するまでに、所内のバックエンド研究

施設及びホットラボに搬出する。

六廃止措置に係る核燃料物質による汚染の除去（核燃料物質による汚染の分

布とその評価方法を含む。）

１．核燃料物質による汚染の分布とその評価方法

施設編

8

(1) 汚染分布の評価

プルトニウム研究1棟の推定汚染分布を図6-1に示す。本施設の汚染は、核燃料物質を

使用した設備が主である。詳細な汚染分布は、廃止に向けた措置の開始前までに、運

転実績、空間線量、汚染サーベイ結果状況等から推定する。

(2) 評価の方法

1) 放射化汚染

本施設については、二次的な汚染のみ生じるものであり、該当しない。

2) 二次的な汚染

撤去対象設備の表面には汚染はない。設備の内部には核燃料物質による汚染がある

が、放射線作業計画の立案に当たり、詳細なサーベイを行い、汚染レベルを明確にす

る。

２．除染の方法

設備内部の遊離性汚染は、作業者の被ばく低減等のため、アルコール等による除染に

より可能な限り除去した後、ペイントにより汚染を固定する。

七廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された

物の発生量の見込み及びその廃棄

１．放射性気体廃棄物の廃棄

廃止に向けた措置期間中に発生する放射性気体廃棄物は、主として、二次汚染物質を

含む金属、コンクリート等の切断等において発生する放射性塵埃である。これらの放射

性気体廃棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された気体廃棄施設で除去した後、

図6-1 プルトニウム研究1棟平面図

施設編

9

濃度限度を超えていないことを管理する。許可申請書に記載された気体廃棄施設は、解

体段階に応じて、保安規定等に基づき維持・管理する。

解体用グリーンハウスの排気は、高性能エアフィルタ、専用排気装置を経て、既存の

気体廃棄施設へ集められ、放射性物質の濃度が法令に定める濃度限度以下であることを

監視しながら、環境へ放出する。

２．放射性液体廃棄物の廃棄

廃止に向けた措置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、使用中と同様、手洗い排水

等である。これらの放射性液体廃棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された放出管理を

実施する。許可申請書に記載された液体廃棄施設は、解体段階に応じて、保安規定等に基づ

き維持・管理する。

３．放射性固体廃棄物の廃棄

放射性固体廃棄物の推定発生量

廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物は、主として、施設・設備の

解体撤去によって発生する金属、コンクリート等及び解体撤去工事に伴う付随物等で

ある。

現時点で主要な設備の放射能レベルを推定し、解体で発生する放射性固体廃棄物の

発生量を評価した。その結果を表 7-1に示す。なお、廃止に向けた措置においては保

管されている放射性固体廃棄物を原子力科学研究所の共通の廃棄施設である放射性廃

棄物処理場へ払い出した後に、解体・撤去を行うため、解体・撤去により発生する放

射性固体廃棄物を想定した。また、廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃

棄物については、放射性廃棄物処理場に引き渡し、処理又は保管廃棄を行う。本施設

においては、放射性廃棄物処理場に引き渡すまでの限られた期間、保管廃棄施設にお

いて保管する。

表7-1 廃止に向けた措置期間全体での放射性固体廃棄物の推定発生量

放射能レベル区分発生量（トン）

低レベル

放射性廃

棄物

放射能レベルの比較的高いTRU 廃棄物（L0） 0

放射能レベルの比較的高いもの（L1） 0

放射能レベルの比較的低いもの（L2） 0

放射能レベルの極めて低いもの（L3）約80

放射性廃棄物として扱わなくて良いもの（CL） 0

合計約80

施設編

10


１．廃止に向けた措置期間中の放射線管理

本施設の解体・撤去等に伴う放射線被ばく管理については、以下のとおり実施する。

(1) 核燃料物質による汚染の拡散防止のための措置に関すること

グローブボックス、フード及びその内装機器の撤去、壁等のはつり除去に当たっ

ては、高性能エアフィルタを備えた解体用グリーンハウス内で行い、汚染の拡散を

防止するとともに、サーベイエリアを設定し、エリア退出時の汚染チェックを確実

に実施する。

(2) 外部及び内部被ばく低減に関すること

グローブボックス及びその内装機器等の撤去に当たっては、保安規定等に基づき、

作業場所の線量率等のモニタリング、作業時間の管理、一時的な遮蔽等による外部

被ばくの低減及び呼吸保護具（エアラインスーツ、全面マスク等）の着用等による

内部被ばくの低減を図る。

２．廃止に向けた措置期間中の平常時における周辺公衆の線量評価

平常時における周辺公衆の線量評価については、原子力科学研究所の共通編の記載

のとおり。

九廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発

生することが想定される事故の種類、程度、影響等

本施設の廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった

場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評

価した。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、想定事故としてのグローブボックス火災

について評価済であり、周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。また、

原子力規制委員会より平成25年12月18日付け原規研発第1311276号にて指示を受け、平成26年

12月17日付け26原機（安）101（平成27年1月19日付け26原機（安）106をもって修正）及び平成

28年3月31日付け27原機（安）061（平成28年5月31日付け28原機（安）012をもって修正）をも

って提出した報告書において、安全上重要な施設は特定されないことを報告しているため、

地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確

認している。

廃止に向けた措置期間中においては、核燃料物質は施設から搬出済であることから、周

辺公衆への影響が 5mSv を超えることはない。

十廃止措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びにその

性能を維持すべき期間

本施設の廃止に向けた措置期間中においては、(1)～(5)に示す建物、設備等は維持さ

れる。以下に、対象となる建物、設備等に対する維持すべき機能及び期間を示す。

施設編

11

（1）建物・構築物等の維持管理

表10-1 建物・構築物等の維持管理

施設建物・構築物等維持すべき機能維持すべき期間

使用施設プルトニウム研究1棟漏えい防止及び

放射線遮蔽機能

管理区域解除

まで

液体廃棄施設廃液貯槽室漏えい防止機能管理区域解除

まで

集水ピット漏えい防止機能管理区域解除

まで

（2）核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

表10-2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

施設設備等の名称維持すべき機能維持すべき期間

貯蔵施設核燃料物質貯蔵棚

核燃料物質の貯蔵核燃料物質の搬

出まで

（3）放射性廃棄物の廃棄施設の維持管理

表10-3 放射性廃棄物の廃棄施設の維持管理


気体廃棄施設・第1系統(1号機、2号機)



・第4系統

・第5系統

・第6系統







気体廃棄物の処理

機能

グローブボックス

系は、各系統のグ

ローブボックスの

解体撤去まで

部屋系は壁等の汚

染箇所のはつり作

業が終了するまで

気体廃棄施設停止

後は、管理区域解

除まで仮設の気体

廃棄設備により処

理する

排気筒気体廃棄物の

処理機能

管理区域解除ま

で

排気ダストモニタ放射線監視機能管理区域解除ま

で

施設編

12

液体廃棄施設・集水ピット

・廃液貯槽

液体廃棄物の貯留

機能

廃液の払出まで

固体廃棄施設固体廃棄物の保管放射性固体廃棄

物の引渡しが完

了するまで

（4）放射線管理施設の維持管理

表10-4 放射線管理施設の維持管理


使用施設放射線管理設備



・ローカルサンプリング装

置

・サーベイメータ




放射線監視機能管理区域解除

まで

（5）その他の施設の維持管理

表10-5 その他の施設の維持管理


使用施設警報設備

・副警報盤

・集中監視盤

警報装置の機能警報検出端の機

能維持の間

非常用発電設備非常用発電機能管理区域解除

まで

その他、消防法上、求められる消火設備については、管理区域解除後も維持する。

施設編

13


本施設の廃止に向けた措置に要する費用の見積りを表11-1に示す。その資金の調達の方

法については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

表11-1 廃止に向けた措置に要する費用の見積り額


施設解体費廃棄物処理処分費合計※

約2.4 約2.5 約4.9

※ 端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記載は一

致しない場合がある。また、同様に、各施設の見積り額の合計は、共通編に記載の総見

積り額と一致しない場合がある。


廃止に向けた措置の実施体制については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。


廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載

のとおり。


プルトニウム研究1棟の廃止に向けた措置のスケジュールを表14-1に示す。

表14-1 廃止に向けた措置のスケジュール

項目スケジュール

・機能停止、調査、準備

・核燃料物質搬出

・内装設備等撤去作業及

び除染作業

・管理区域解除

(0.5年)一部実施済

(0.5年)

(4年)

(1年)

記載した年数は暫定である。

十五廃止措置実施方針の変更の記録（作成若しくは変更又は見直しを行った日付、

変更の内容及びその理由を含む。）



施設編

別冊２ホットラボ

施設編

1





り。



1.廃止措置対象施設の範囲


2.廃止措置対象施設の敷地


3.廃止措置対象施設の状況


ホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の試験することを目的として、昭和

37年2月10日に許可を受けた施設である。

今般、機構改革において、高経年化の状況等から計画的に廃止に向けた措置を進めて

行くとし、平成15年度から照射後試験を実施しなくなった設備の一部から解体・撤去に

着手し、廃止に向けた措置を段階的に進めてしる。一方、原子力科学研究所内の使用目

的を終えた未照射核燃料物質（天然ウラン、劣化ウラン、トリウム及び濃縮ウラン）を、

所内施設の廃止措置を推進することを目的に、解体撤去の終了した部屋に保管庫を設置

して未照射核燃料物質を一括で保管管理できるよう、貯蔵室として改修整備し、平成20

年3月末から供用を開始している。



その他（廃止措置に資する設計上の考慮）については、原子力科学研究所の共通

編の記載のとおり。



本施設の解体の対象は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表4-1に示す施設である。

施設編

2



区域廃止に向けた措置

終了の想定

ホットラボホットラボ

有管理区域解除後、一


本施設の解体の対象は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表4-2に示す施設・設備

である。



対象

使用施設（冶金

ケーブ）

・冶金ケーブＡ ○

・冶金ケーブＢ ○

・冶金ケーブＣ ○

・冶金ケーブＤ ○

使用施設（モニ

タリングケー

ブ）

・ストレージケーブ ○

・クリーンケーブ ○

・ダーティケーブ ○

・メンテナンスケーブ ○

使用施設（化学

ケーブ）・化学Ａケーブ ○

・化学Ｂケーブ ○

使用施設（スチ

ール用鉛セル）・スチール用鉛セルNo.1～No.6

○

使用施設（ＳＥ

セル）・ＳＥセル〇

使用施設（ガン

マスキャニング

セル）

・ガンマスキャニングセル

〇

施設編

3

使用施設（ウラ

ンマグノックス

用鉛セル）

・ウランマグノックス用鉛セルNo.1～No.4

・ウランマグノックス用鉛セルNo.5～No.12（本体部撤去

済）

〇

貯蔵室Ｂ・フード ○

使用施設（消火

設備）

・火災報知器

・粉末消火装置

○

使用施設（警報

設備）


・排気ガスモニタ

・負圧異常警報

○

使用施設（放射

線管理設備）

・ガンマ線エリアモニタ


・主排気口ダストモニタ

・副排気口ダストモニタ

・主排気口ガスモニタ


・放射線測定機器

○

使用施設（非常

用電源設備）


○

貯蔵施設・冶金Ａケーブ内貯蔵ピット・冶金Ｂケーブ内貯蔵ピット・化学Ａケーブ内貯蔵ピット・化学Ｂケーブ内貯蔵ピット・冶金サービスルームドライピット・ストレージケーブ・貯蔵室Ａ内保管庫・貯蔵室Ａ入口耐衝撃扉・貯蔵室Ｂ内保管庫

○

気体廃棄施設・排風機排気１系統（EX-1,A・B）排気２系統（EX-2,A・B）排気２－２系統（EX-2-2,A・B）排気３系統（EX-3,A・B）排気４系統（EX-4）排気５系統（EX-5）排気７系統（EX-7）排気８系統（EX-8）排気９系統（EX-9）排気１０系統（EX-10）排気１２系統（EX-12）排気１３系統（EX-13,A・B）排気１４系統（EX-14,A・B）排気１５系統（EX-15,A・B）排気１６系統（EX-16）

○

・排気フィルタ

○

施設編

4

・排気口（排気筒）

○

液体廃棄施設・廃液貯槽№１及びNo.２（化学ケーブ系）・廃液貯槽№３及びNo.４（冶金ケーブ系）・廃液貯槽№５及びNo.６（モニタリングケーブ系）

○

固体廃棄施設・廃棄物保管容器

○

・キャスク

○

施設編

4



廃止に向けた措置の基本方針については、原子力科学研究所の共通編の記載のと

おり。


廃止に向けた措置作業は、①～⑧について、許可を得ながら実施する。ホットラボでは、

①については既に終了しており、②の核燃料物質を他施設へ搬出した後、段階的に解体撤

去を実施する設備について許可を得、解体・撤去を実施する設備が無くなるまで、③～⑤

を繰り返し実施した後、⑥を実施する。すべての設備が解体・撤去し終わった後に、⑦及び

⑧を実施する。











核燃料物質使用変更許可後に実施する工事は、1)解体撤去を行うための措置、2)

汚染のある撤去対象設備の解体撤去、3)汚染のない撤去対象設備の解体撤去である。

撤去対象設備のうち、ケーブ及びセルの内部、並びにそれらの高性能エアフィルタ及

び排気ダクト配管内部は核燃料物質により汚染している。一方、ケーブ及びセルの外

にある電線管、配管、架台等は核燃料物質による汚染がないと考えられる。以下に各

工事の方法を示す。

なお、各作業に係る安全は、「原子力科学研究所核燃料物質使用施設保安規定」等の

所内規定（以下、「保安規定等」という。）により管理する。


撤去対象設備表面の汚染状況を直接法及びスミヤ法によりサーベイし、汚染のない

ことを確認する。撤去対象設備のうち、内部が汚染している設備は2)に示す方法で処

置・廃棄を行う。汚染がないと考えられる設備は3)の方法で処置・廃棄する。

2) 汚染のある撤去対象設備の解体撤去

イ) ケーブ・セルは、その全体又はケーブ開口部を覆う解体用グリーンハウスを設置

施設編

5

し、汚染状況に応じた呼吸保護具、身体保護具を着用し、電動工具を用いて解体

又は除染を行う。解体中のケーブ・セルの開口部には、閉止措置を施すことによ

り、汚染の閉じ込めを図る。

ロ) ケーブ・セル内の設備機器は、除染を行い汚染の拡散を防止しつつ切離し、解体

用グリーンハウス内で解体する。ケーブ・セルの一部撤去により開口部が生じる

場合は、閉止措置を施すことにより、所定の気密性を保持する。

ハ) 発生する廃棄物は、放射性固体廃棄物として所定の容器（コンテナ等）に収納

し、固体廃棄施設で保管する。

3) 汚染のない撤去対象設備の解体撤去


によりサーベイし、汚染のないことを確認する。発生する廃棄物のうち、内部をサー

ベイできないものについては、放射性固体廃棄物として所定の容器(コンテナ等)に収

納する。


壁、床、天井の汚染箇所等のはつり除去を行うとともに、床材、扉等の表面塗膜

の撤去を行う。


仮設排気装置の設置及び建家負圧の維持を確認後に、既存の給排気設備を停止す

る。排風機及び排気ダクトを必要に応じて切断し、撤去を行う。また、撤去後の周

辺床等の汚染箇所のはつり除去を行う。


管理区域の解除にあたっては、建家内各部屋のサーベイ（直接法及びスミヤ法）


施設編

6






場所設備

冶金Ａケーブ

冶金Ａケーブ

内

貯蔵ピット貯蔵せず

冶金Ｂケーブ

冶金Ｂケーブ

内


化学Ａケーブ

化学Ａケーブ

内


化学Ｂケーブ

化学Ｂケーブ

内


冶金サービス

ルーム

冶金サービス

ルームドライ

ピット貯蔵せず

ストレージケ

ーブ

ストレージケ

ーブ

天然ウラン：

0 kg

劣化ウラン：

0 kg

濃縮ウラン

5％未満：

0 kg

5％以上20％未満：

0 kg

20％以上：

0 kg

プルトニウム：

0 kg

トリウム：

0 kg

使用済燃料：

0 Bq

物理的性状：

固体

化学的性状：

酸化ウラン、

ウランアルミニウム分

散型合金、

ウランシリコンアルミ

ニウム分散型合金、

ウランアルミニウム合

金、

ウラン水素化ジルコニ

ウム、

酸化プルトニウム、

酸化トリウム

貯蔵室Ａ

貯蔵室Ａ内保

管庫天然ウラン：

9,000 kg

劣化ウラン：

2,600 kg

トリウム：

物理的性状：

固体、粉体

化学的性状：

金属

酸化物

施設編

7

440kg 合金

フッ化物

硫酸塩

硝酸塩

炭酸塩

酢酸塩

重ウラン酸塩

塩化物

貯蔵室Ａ

貯蔵室Ａ入口

耐衝撃扉

貯蔵室Ｂ

貯蔵室Ｂ内保

管庫濃縮ウラン

5％未満：

660 kg

5％以上20％未満：

465 kg

20％以上：

3.8 kg

物理的性状：

固体、粉体

化学的性状：

金属

酸化物

合金

フッ化物


共通編に記載の管理の他、本施設においては、貯蔵する核燃料物質の種類及び貯蔵単位当

たりの質量を管理する。


核燃料物質の譲渡しについては、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。





ホットラボの推定汚染分布を図6-1に示す。本施設の汚染は、核燃料物質を使用した設

備が主である。詳細な汚染分布は、廃止に向けた措置の開始前までに、運転実績、空間

線量、汚染サーベイ結果状況等から推定する。

(2) 評価の方法

1) 放射化汚染



撤去対象設備の表面には汚染はない。設備の内部には核燃料物質による汚染があるが、

放射線作業計画の立案に当たり、詳細なサーベイを行い、汚染レベルを明確にする。

施設編

8


設備内部の遊離性汚染は、作業者の被ばく低減等のため、アルコール等による除染によ

り可能な限り除去した後、ペイントにより汚染を固定する。

図6-1 ホットラボ平面図

七廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された

物の発生量の見込み及びその廃棄


廃止に向けた措置期間中に発生する放射性気体廃棄物は、主として、二次汚染物質を含

む金属、コンクリート等の切断等において発生する放射性塵埃である。これらの放射性気

体廃棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された気体廃棄施設で除去した後、濃度限

度を超えていないことを管理する。許可申請書に記載された気体廃棄施設は、解体段階に

応じて、保安規定等に基づき維持・管理する。

解体用グリーンハウスの排気は、高性能エアフィルタ、専用排気装置を経て、既存の

気体廃棄施設へ集められ、放射性物質の濃度が法令に定める濃度限度以下であることを

監視しながら、環境へ放出する。


廃止に向けた措置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、使用中と同様、低レベル放射

性廃液等である。これらの放射性液体廃棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された放出

施設編

9

管理を実施する。許可申請書に記載された液体廃棄施設は、解体段階に応じて、保安規定等

に基づき維持・管理する。



廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物は、主として、施設・設備の解

体撤去によって発生する金属、コンクリート等及び解体撤去工事に伴う付随物等である。

現時点で主要な設備の放射能レベルを推定し、解体で発生する放射性固体廃棄物の発

生量を評価した。その結果を表7-1に示す。なお、廃止に向けた措置においては保管さ

れている放射性固体廃棄物を原子力科学研究所の共通の廃棄施設である放射性廃棄物処

理場へ払い出した後に、解体・撤去を行うため、解体・撤去により発生する放射性固体

廃棄物を想定した。また、廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物につい

ては、放射性廃棄物処理場に引き渡し、処理又は保管廃棄を行う。本施設においては、

放射性廃棄物処理場に引き渡すまでの限られた期間、保管廃棄施設において保管する。



低レベル

放射性廃

棄物



放射能レベルの比較的低いもの（L2）約93


放射性廃棄物として扱わなくて良いもの（CL）約21502

合計※ 約21787

※端数処理により、各区分の推定発生量の合算値と「合計」の記載は一致しない場合がある。



本施設の解体・撤去等に伴う放射線被ばく管理については、以下の通り実施する。


ケーブ･セルの内装機器の撤去、壁等のはつり除去に当たっては、プレフィルタ及

び高性能エアフィルタを備えた解体用グリーンハウス内で行い、汚染の拡散を防止

するとともに、サーベイエリアを設定し、エリア退出時の汚染チェックを確実に実

施する。


ケーブ･セルの内装機器の撤去に当たっては、保安規定等に基づき、作業場所の線

量率等のモニタリング、作業時間の管理、一時的な遮蔽等による外部被ばくの低減

施設編

10

及び呼吸保護具（全面マスク等）の着用等による内部被ばくの低減を図る。


平常時における周辺公衆の線量評価については、原子力科学研究所の共通編の記載の

とおり。

九廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生

することが想定される事故の種類、程度、影響等

本施設の廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった

場合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評

価した。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、仮想事故としての臨界事故及び爆発事故に

ついて評価済であり、周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。

また、原子力規制委員会より平成25年12月18日付け原規研発第1311276号にて指示を受け、平

成26年12月17日付け26原機（安）101（平成27年1月19日付け26原機（安）106をもって修正）及

び平成28年3月31日付け27原機（安）061（平成28年5月31日付け28原機（安）012をもって修正）

をもって提出した報告書において、安全上重要な施設は特定されないことを報告しているた

め、地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを

確認している。

廃止に向けた措置期間中においては、核燃料物質は施設から搬出済であることから、周辺

公衆への影響が 5mSv を超えることはない。

十廃止措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びにその性能

を維持すべき期間

本施設の廃止に向けた措置期間中においては、(1)～(5)に示す建物、設備等は維持される。

以下に、対象となる建物、設備等に対する維持すべき機能及び期間を示す。




使用施設ホットラボ漏えい防止及び


管理区域解除

まで

施設編

11




貯蔵施設・冶金Ａケーブ内貯蔵ピット

・冶金Ｂケーブ内貯蔵ピット

・化学Ａケーブ内貯蔵ピット

・化学Ｂケーブ内貯蔵ピット

・冶金サービスルームドライ

ピット

・ストレージケーブ

・貯蔵室Ａ内保管庫

・貯蔵室Ａ入口耐衝撃扉

・貯蔵室Ｂ内保管庫

臨界防止機能


核燃料物質の

搬出まで



施設設備等の名称維持すべき機

能

維持すべき期

間

気体廃棄施設・排風機

排気１系統（EX-1,A・B）

排気２系統（EX-2,A・B）

排気２－２系統（EX-2-2,A・B）

排気３系統（EX-3,A・B）

排気４系統（EX-4）

排気５系統（EX-5）

排気７系統（EX-7）

排気８系統（EX-8）

排気９系統（EX-9）

排気１０系統（EX-10）

排気１２系統（EX-12）

排気１３系統（EX-13,A・B）

排気１４系統（EX-14,A・B）

排気１５系統（EX-15,A・B）

排気１６系統（EX-16）

気体廃棄物

の処理機能

ケーブ・セル

系は、全ケー

ブ・セルの解

体撤去まで

部屋系は管理

区域解除まで

・排気フィルタ気体廃棄物

の処理機能

管理区域解

除まで

施設編

12

・排気口（排気筒）気体廃棄物

の処理機能

管理区域解

除まで

液体廃棄施設・排水槽液体廃棄物

の貯留機能

管理区域解

除まで

固体廃棄施設固体廃棄物の

保管

放射性固体廃

棄物の引渡し

が完了するま

で




使用施設（放射

線管理設備）



・主排気口ダストモニタ

・副排気口ダストモニタ

・主排気口ガスモニタ




まで




使用施設（消火

設備）

・粉末消火装置

消火機能

ケーブ・セル解

体まで

使用施設（警報

設備）

・排気ダストモニタ警報

・排気ガスモニタ警報

・負圧異常警報

警報装置の管理

機能

管理区域解除

まで

使用施設（非常

用電源設備）


非常用発電機能管理区域解除

まで

その他・通信設備通信機能管理区域解除

まで


施設編

13

十一廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達の方法本施設の廃止に向けた措置に要する費用の見積りを表11-1に示す。その資金の調達の

方法については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。




約69 約17 約86

※ 端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記

載は一致しない場合がある。また、同様に、各施設の見積り額の合計は、共通編

に記載の総見積り額と一致しない場合がある。




品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。


ホットラボの廃止に向けた措置のスケジュールを表14-1、表14-2に示す。

表14-1 廃止に向けた措置のスケジュール(核燃料保管部を除いた部分)



・内装設備等撤去作業及び除染作業


一部実施済（5年） (3年）


表14-2 廃止に向けた措置のスケジュール(核燃料保管部)





び除染作業


（5年）

（3年）

(3年）

(2年）


施設編

14


日付、変更の内容及びその理由を含む。）



施設編

別冊３ JRR-3

施設編

1





り。

三廃止措置の対象となることが見込まれる使用施設等（以下「廃止措置対象施設」

という。）及びその敷地






（１）事業の許可等の変更の経緯

ＪＲＲ－３は、昭和37年に原子炉運転を開始して、研究に利用されてきた。昭和59年には改造

工事に着手し、平成２年以降、改造後の許可を受けた施設・設備で原子炉から放出される中性子

を利用して、核燃料物質の照射試験及び物性研究、中性子散乱による物性の研究を行うとともに、

使用済燃料貯槽Ｎｏ．１で照射済ファーストコンバータ及び試験済燃料板の貯蔵を行ってきた。

また、平成12年以降、使用済燃料貯蔵施設（北地区）で未照射核燃料物質の貯蔵を行ってきた。


（２）その他（廃止措置に資する設計上の考慮）

その他（廃止措置に資する設計上の考慮）については、原子力科学研究所の共通編の記載の

とおり。



本施設の解体の対象は、原子炉施設編の施設・設備に加え、核燃料物質使用変更許可申請書

に記載のとおり表４－１に示す以下の施設である。

表４－１解体の対象となる施設

施設等設備等解体・撤去対象

使用済燃料貯槽室・試験済燃料板用保管架台 ○

使用済燃料貯蔵施設

（北地区）

・燃料架台

・未照射核燃料物質保管庫

・未照射核燃料物質架台 ○


施設編

2

解体の方法は、原子炉施設に併せて解体するため、原子炉施設編の記載のとおり。



本施設の貯蔵施設は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表５－１に示す施設である。

表５－１貯蔵施設の最大収納量等

建物名貯蔵施設の名称最大収納量

(kg)

内容物の主な物理的・

化学的性状

使用済燃料貯

槽室

使用済燃料貯槽No.1 ウラン濃縮度：90％以下

保管量：0.412kg-U以下

濃縮ウラン(密封)

物理的性状：固体

化学的性状：酸化物

試験済燃料板用保管架台

ウラン濃縮度：20％以下（平

均16％以下）

保管量：2.8kg-U以下（ホル

ダ当たりのU-235量：150g以

下）




使用済燃料貯

蔵施設（北地

区）

燃料架台ウラン濃縮度：1.52％以下

保管量：ジルカロイ被覆燃料

セグメント 352本




未照射核燃料物質架台ウラン濃縮度：3％未満

保管量：ジルカロイ被覆燃料

セグメント 76本



化学的性状：単体、酸化物

未照射核燃料物質保管庫

ウラン濃縮度：5％未満

棚1段当たりの保管量：30kg-

U以下

棚段数：4

保管庫1個当たりの保管量：

120 kg-U以下



化学的性状：単体、酸化物

ウラン濃縮度：5％以上20％

未満

棚1段当たりの保管量：5kg-U

以下

棚段数：4


20 kg-U以下

ウラン濃縮度： 20％以上

93.5％以下

棚 1 段当たりの保管量：

0.6kg-U/個以下

容器2個に分散し、容器間隔

を25cm以上とする。

棚段数：4


4.8 kg-U以下


共通編に記載の管理の他、本施設においては、核燃料物質は貯蔵施設で貯蔵する。

施設編

3



六廃止措置に係る核燃料物質による汚染の除去（核燃料物質による汚染の分布と

その評価方法を含む。）

ＪＲＲ－３で取り扱う核燃料物質はすべて密封であることから汚染の残存は想定しない。汚

染の分布とその評価方法及び除染の方法については、原子炉施設編の記載のとおり。

七廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の発

生量の見込み及びその廃棄ＪＲＲ－３で取り扱う核燃料物質はすべて密封であることから発生の見込みはない。廃止に

向けた措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込

み及び廃棄については、原子炉施設編の記載のとおり。



放射線管理については、原子炉施設編の記載のとおり。


平常時における周辺公衆の線量評価については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

九廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生する

ことが想定される事故の種類、程度、影響等本施設の廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合

に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価した。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、火災等の想定事故について評価済みであり、

周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。また、原子力規制委員会より平成

25 年12 月18 日付け原規研発第1311276 号にて指示を受け、平成 26 年 12 月 17 日付け 26

原機（安）101（平成 27 年 1 月 19 日付け26 原機（安）106 をもって修正）及び平成 28

年 3 月 31 日付け 27 原機（安）061（平成 28 年 5 月 31 日付け 28 原機（安）012 をも

って修正）をもって提出した報告書において、安全上重要な施設は特定されないことを報告し

たとおり、地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影響が 5mSv 以下であるこ

とを確認している。

廃止に向けた措置期間中においても、許可申請書に記載された核燃料物質の取扱制限量を超

えた取扱いはないことから、周辺公衆への影響が 5mSv を超えることはない。

十廃止措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びにその性能を

維持すべき期間廃止に向けた措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその機能並びにその機能を維持

すべき期間については、原子炉施設編の記載に加え、以下のとおり。

施設編

4

表１０－１核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理

建家設備等の名称維持すべき機能維持すべき期間

使用済燃料貯槽室・試験済燃料板用保管架台未臨界維持機能核燃料物質の搬出まで

使用済燃料貯蔵施設

（北地区）

・燃料架台

・未照射核燃料物質保管庫

・未照射核燃料物質架台

未臨界維持機能核燃料物質の搬出まで


廃止に向けた措置に要する資金の額及びその調達の方法については、原子炉施設編の記載に

含まれる。




廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載のと

おり。

十四廃止措置の工程廃止に向けた措置の工程については、原子炉施設編の記載のとおり。




0 平成30年12月25日廃止措置実施方針作成 ―

施設編

別冊４燃料試験施設

施設編

1

一氏名又は名称及び住所氏名又は名称及び住所については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

二工場又は事業所の名称及び所在地工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通編の記載のとお

り。


設」という。）及びその敷地１．廃止措置対象施設の範囲






燃料試験施設は、原子炉で照射した核燃料物質の照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備に関する安全取扱技術

の開発を行う研究施設である。

施設は昭和50年3月8日に許可を受けて以降、様々な照射後試験を実施しており、

現在では施設中長期計画（平成30年4月1日）において、継続利用施設と位置づけ

られている。

事業の許可等の変更の経緯については、原子力科学研究所の共通編の別紙のと

おり。


その他（廃止措置に資する設計上の考慮）については、原子力科学研究所の共

通編の記載のとおり。

四解体の対象となる施設及びその解体の方法１．解体の対象となる施設

本施設の解体の対象となる施設は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表4-1に示

す施設である。



区域

廃止に向けた措置終了

の想定

燃料試験施設燃料試験施設有管理区域解除後、一般

施設として利用


備である。

表4-2 解体の対象となる施設・設備施設設備等解体・撤

去対象

使用施設

βγコンクリートセル

・No.1セル

・No.2セル

〇

施設編

2

・No.3セル

・No.4セル

・No.5セル

・No.6セル

βγ鉛セル

・No.1セル

・No.2セル

・No.3セル

〇

αγコンクリートセル

・No.1セル

・No.2セル

・メンテナンスボックス

〇

αγ鉛セル

・No.1セル

・No.2セル

◯

プール ◯

アイソレーションルーム

・βγコンクリートNo.1セル用




・βγコンクリートNo.5、6セル用

・αγコンクリートNo.1、2セル用

◯








監視設備

・放射線モニタ監視盤

管理測定器

・ハンドフットクロスモニタ

〇

警報設備

・副警報盤

・集中監視盤

〇

非常用発電設備

・ディーゼル機関発電機

〇

貯蔵施設セル貯蔵施設

・βγコンクリートNo.1セル






・αγコンクリートNo.1セル


〇

施設編

3

セル内貯蔵施設




〇

燃料貯蔵ラック（プール）


未照射ウラン保管庫

〇

廃棄施設気体廃棄設備

排風機、プレフィルタ、高性能フィルタ

・EXF1-1-1

・EXF1-1-2

・EXF1-2-1

・EXF1-2-2

・EXF1-3-1

・EXF1-3-2

・EXF1-4-1

・EXF1-4-2

・EXF1-5-1

・EXF1-5-2

・EXF1-6-1

・EXF1-6-2

・EXF1-7-1

・EXF1-7-2

・EXF1-8-1

・EXF1-8-2

・SPCF1-1

・SPCF1-2

・EXF2

・EXF3

・EXF4

・EXF5

排気筒

排気モニタリング設備＊

排気ダストモニタ

排気ガスモニタ

〇

液体廃棄設備

排水槽

・中低レベルタンク

・αγ用廃液タンク

・ドレンピット2


〇

固体廃棄設備

・廃棄物保管容器

〇

＊：使用施設の排気モニタリング設備と同一設備



廃止に向けた措置の基本方針については、原子力科学研究所の共通編の記載のとお

り。

施設編

4


廃止に向けた措置作業は、①～⑧について、許可を得ながら実施する。まず、①及

び②を行い他施設へ核燃料物質を搬出した後、段階的に解体・撤去を実施する設備に

ついて許可を得、解体・撤去を実施する設備が無くなるまで、③～⑤を繰り返し実施

した後、⑥を実施する。すべての設備が解体・撤去し終わった後に、⑦及び⑧を実施

する。





⑤ 解体により発生した固体廃棄物の払出し





③表面汚染、設備内部の除染及び④設備の解体・撤去核燃料物質使用変更許可後に実施する工事は、1)解体・撤去を行うための措置、2)

汚染のある撤去対象設備の解体・撤去、3)汚染のない撤去対象設備の解体・撤去であ

る。撤去対象設備のうち、プール及びセル内部、並びにそれらの高性能エアフィルタ

及び排気ダクト配管内部は核燃料物質により汚染している。一方、それ以外のユーテ

ィリティ配管等は核燃料物質による汚染がないと考えられる。以下に各工事の方法を示す。なお、各作業に係る安全は、「原子力科学研究所核燃

料物質使用施設等保安規定」等の所内規定（以下、「保安規定等」という。）により

管理する。

1) 解体・撤去を行うための措置

撤去対象設備表面の汚染状況を直接法及びスミヤ法によりサーベイし、汚染の

ないことを確認する。撤去対象設備のうち、内部が汚染している設備は2)に示す

方法で処置・廃棄を行う。汚染がないと考えられる設備は3)の方法で処置・廃棄

する。

2) 汚染のある撤去対象設備の解体・撤去

プール及びセル内部のように汚染が想定される設備の解体・撤去は、遠隔操作

による除染、解体とセル内への立ち入りによる除染、解体により進めることとする。

イ) セル内に設置された機器のうち、セルまたはセル付属設備との切り離しが

可能なものについて、汚染状態を把握したうえで遠隔による除染と解体・

撤去を行う。遠隔による除染や解体が困難な場合は、遠隔にて可能な限り

汚染を低減したうえで、セル立入作業により除染、解体・撤去を行う。

ロ) 除染、解体・撤去は、セルの負圧を維持した状態で実施する。

ハ) セル内装設備の撤去が終了後、セル内壁またはライニング表面の除染を遠

隔操作及びセル立入作業により実施した後、はつり作業またはライニング

除去作業を行う。

ニ) セル内壁のはつり作業またはライニング除去作業終了後、汚染検査により

セル内に汚染の無いことを確認した後、隣接セルとの境界壁（間仕切り扉）

を目張りし、プラグ、シャッター、遮蔽窓等を撤去する。

ホ) 上記イ)～ニ）を対象となるセルについて順に実施し、プールのみを残した

状態とする。

ヘ) プール上部をグリーンハウスで覆い、プール水をポンプ等で排出する。排

出したプール水は液体廃棄物として適切に処理する。貯蔵ラックの汚染及

施設編

5

びプール内の沈殿物等は高圧ジェット等で可能な限り取り除く。

ト) ヘ)の後、プール内に作業足場を構築し、貯蔵ラックとプールライニングの

除染を行う。

チ) 除染後、貯蔵ラックの解体・撤去とライニングの除去を実施する。

3) 汚染のない撤去対象設備の解体・撤去

ユーティリティ配管等の汚染がないと考えられる撤去対象設備は、直接法及び

スミヤ法によりサーベイし、汚染のないことを確認する。発生する廃棄物のうち、

内部をサーベイできないものについては、放射性固体廃棄物として所定の容器(コ

ンテナ等)に収納する。


必要に応じて、壁、床、天井の汚染箇所等のはつり除去を行うとともに、床材、

扉等の表面塗膜の撤去を行う。


仮設排気装置の設置及び建屋負圧の維持を確認後に、既存の給排気設備を停止

する。排風機及び排気ダクトを必要に応じて切断し、撤去を行う。また、必要に

応じて、撤去後の周辺床等の汚染箇所のはつり除去を行う。


管理区域の解除にあたっては、建屋内各部屋のサーベイ（直接法及びスミヤ法）


五廃止措置に係る核燃料物質の管理及び譲渡し１．核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類




場所設備

燃料試験施設セル貯蔵施設

βγコンクリート

No.1セル

No.2セル

No.3セル

の各セル

PWR燃料集合体2体相当

セル貯蔵施設


No.4セル

No.5セル

No.6セル

αγコンクリート

No.1セル

No.2セル

の各セル

PWR燃料棒6本相当



No.4セル

No.5セル

No.6セル

の各セル

PWR燃料棒8mm切断片✕3ｹ相当

施設編

6

燃料貯蔵ラック

プール燃料集合体24体相当

未照射核燃料物質保

管庫

劣化ウラン 1kg

天然ウラン 1kg

濃縮ウラン（5%未満） 2kg

濃縮ウラン（5%以上20%未満） 500g

濃縮ウラン（20%以上） 500g

プルトニウム 60g

トリウム 20g

未照射ウラン保管庫濃縮ウラン（5%以上20%未満）9.3kg


共通編に記載の管理の他、本施設においては、貯蔵する核燃料物質の種類、貯蔵単位当







（1）汚染分布の評価

燃料試験施設の推定汚染分布を図6-1～3に示す。本施設の汚染は、核燃料物質を使用

した設備が主である。詳細な汚染分布は、廃止に向けた措置の開始前までに、運転実

績、空間線量、汚染サーベイ結果状況等から推定する。

（2）評価の方法

1) 放射化汚染



撤去対象設備の表面には汚染はない。プール内、セル内及び内装設備内部には

核燃料物質による汚染があるが、放射線作業計画の立案に当たり、詳細なサーベ

イを行い、汚染レベルを明確にする。


施設内部の遊離性汚染は、作業者の被ばく低減等のため、アルコール等による拭取り除

染により可能な限り除去する。セル内やセル内装設備に対する除染については、可能な範

囲まで遠隔操作により実施する。また、必要に応じてグリーンハウスを設置し、グリーン

ハウス内で除染を実施する。一方、拭取り作業では十分に汚染を除去できない場合ははつ

り作業までの一定の期間、ペイントにより固定する。

施設編

7

図6-1 燃料試験施設推定汚染分布（1階）

図6-2 燃料試験施設推定汚染分布（地階）

放射性廃棄物発生エリア


施設編

8

図6-3 燃料試験施設推定汚染分布（2階）









解体用グリーンハウスの排気は、高性能エアフィルタ、専用排気装置を経て、既存の気

体廃棄施設へ集められ、放射性物質の濃度が法令に定める濃度限度以下であることを監視

しながら、環境へ放出する。


廃止に向けた措置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、使用中と同様、手洗い排水等

である。これらの放射性液体廃棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された放出管理

を実施する。許可申請書に記載された液体廃棄施設は、解体段階に応じて、保安規定等に

基づき維持・管理する。



廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物は、主として、施設・設備の解体

で発生する金属、コンクリート等及び解体撤去工事に伴う付随物等である。

現時点で主要な設備の放射能レベルを推定し、解体で発生する放射性固体廃棄物の発生

量を評価した。その結果を表7-1に示す。なお、廃止に向けた措置においては保管されて

いる放射性固体廃棄物を原子力科学研究所の共通の廃棄施設である放射性廃棄物処理場へ

払い出した後に、解体・撤去を行うため、解体・撤去により発生する放射性固体廃棄物を

想定した。また、廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物については、放射

性廃棄物処理場に引き渡し、処理又は保管廃棄を行う。本施設においては、放射性廃棄物

処理場に引き渡すまでの限られた期間、保管廃棄施設において保管する。


屋根

屋根

屋根

施設編

9



低レベル

放射性廃

棄物



放射能レベルの比較的低いもの（L2） 0



合計約3394

八廃止措置に伴う放射線被ばくの管理１．廃止に向けた措置期間中の放射線管理


（1）核燃料物質による汚染の拡散防止のための措置に関すること

セル内装設備の撤去、セル床、壁等のはつり除去に当たっては、セル内またはプレフィ

ルタ及び高性能エアフィルタを備えた解体用グリーンハウス内で行い、汚染の拡散を防止

するとともに、サーベイエリアを設定し、エリア退出時の汚染チェックを確実に実施する。

（2）外部及び内部被ばく低減に関すること

セル内装機器の撤去に当たっては、保安規定等に基づき、作業場所の線量率等のモ

ニタリング、作業時間の管理、一時的な遮蔽等による外部被ばくの低減及び呼吸保護

具（エアラインスーツ、全面マスク等）の着用等による内部被ばくの低減を図る。



とおり。


することが想定される事故の種類、程度、影響等本施設の廃止に向けた措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合

に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価し

た。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、想定事故としての火災事故、爆発事故、停

電事故、地震等の自然力が原因となる事故、誤操作による事故、臨界事故について評価済で

あり、周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。また、原子力規制委員会より

平成25 年12 月18 日付け原規研発第1311276 号にて指示を受け、平成 26 年 12 月 17 日付け 26

原機（安）101（平成 27 年 1 月 19 日付け26 原機（安）106 をもって修正）及び平成 28 年 3

月 31 日付け 27 原機（安）061（平成 28 年 5 月 31 日付け 28 原機（安）012 をもって修正）

をもって提出した報告書において、安全上重要な施設は特定されないことを報告しているた

め、地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを

確認している。


公衆への影響が 5mSv を超えることはない。

施設編

10


を維持すべき期間本施設の廃止に向けた措置期間中においては、(1)～(5)に示す建物、設備等は維持され

る。以下に、対象となる建物、設備等に対する維持すべき機能及び期間を示す。




使用施設燃料試験施設漏えい防止及

び放射線遮蔽機

能

管理区域解除

まで

(2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理



貯蔵施設セル貯蔵施設













燃料貯蔵ラック（プール）


未照射ウラン保管庫

臨界防止機能

及び放射線遮蔽

機能

核燃料物質の

搬出まで




気体廃棄施

設

排風機

排風機、プレフィルタ、高性

能フィルタ

・EXF1-1-1

・EXF1-1-2

・EXF1-2-1

・EXF1-2-2

・EXF1-3-1

・EXF1-3-2

・EXF1-4-1

・EXF1-4-2

・EXF1-5-1

気体廃棄物の処

理機能

セル系は、各系

統のセルの除染

完了まで

部屋系は壁等の

汚染箇所のはつ

り作業が終了す

るまで

気体廃棄施設停

止後は、管理区

域解除まで仮設

の気体廃棄設備

施設編

11

・EXF1-5-2

・EXF1-6-1

・EXF1-6-2

・EXF1-7-1

・EXF1-7-2

・EXF1-8-1

・EXF1-8-2

・SPCF1-1

・SPCF1-2

・EXF2

・EXF3

・EXF4

・EXF5

により処理する

排気筒気体廃棄物の処

理機能


で

液体廃棄施

設排水槽

・中低レベルタンク

・αγ用廃液タンク



液体廃棄物の貯

留機能

廃液払出しまで

固体廃棄施

設

廃棄物保管容器固体廃棄物の保

管

全ての放射性固

体廃棄物の引渡

しが完了するま

で




使用施設

（放射線管

理設備）







監視設備

・放射線モニタ監視盤

管理測定器


放射線監視機能管理区域解除ま

で




使用施設

（警報設

備）



・負圧異常

・臨界警報

警報装置の管理

機能


で

核燃料物質の搬

出完了まで

使用施設・ディーゼル機関発電機非常用発電機能管理区域解除ま

施設編

12

（非常用電

源設備）で

その他・通信設備通信機能管理区域解除ま

で







約180 約140 約320


致しない場合がある。また、同様に、各施設の見積り額の合計は、共通編に記載の総見積

り額と一致しない場合がある。

十二廃止措置の実施体制廃止に向けた措置の実施体制については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

十三廃止措置に係る品質保証計画廃棄に向けた措置に係る品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載の

とおり。

十四廃止措置の工程燃料試験施設の廃止に向けた措置スケジュールを表14-1に示す。






び除染作業


（7～10年）

（10～15年）

(7～10年）

(5～8年）



日付、変更の内容及びその理由を含む。） No. 日付変更内容変更理由


施設編

別冊５廃棄物安全試験施設

施設編

1




工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。



1.廃止措置対象施設の範囲


2.廃止措置対象施設の敷地


3.廃止措置対象施設の状況

(1)事業の許可等の経緯

廃棄物安全試験施設は、使用済燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃液の

処理・処分に関する安全性試験を実施する目的で、昭和54年9月5日に許可を受けた施設

であり、ホットセルを使った各種の試験を行ってきた。

施設は昭和57年度より試験を開始し、現在では、施設中長期計画（平成30年4月1日）

において、継続利用施設と位置づけられている。



その他（廃止措置に資する設計上の考慮）については、原子力科学研究所の共通編の

記載のとおり。






区域


終了の想定

廃棄物安全試験

施設

廃棄物安全試験施設有管理区域解除後、一


施設編

2

本施設の解体の対象は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表4-2に示す施設・設備

である。



対象

使用施設コンクリートセル

・No.1 セル

・No.2 セル

・No.3 セル

・No.4 セル

・No.5 セル

鉛セル

○

○

コンクリートセル付属設備

・αγアイソレーションルーム

・サンプリングボックス


〇


・GB-1-Ⅰ及び GB-1-Ⅱ

・GB-2 及び GB-3

・GB-4 及び GB-5

〇

管理区域内作業室

・βγアイソレーションルーム

・サービスエリア

・ホット化学実験室

・α 準備室

・化学分析室

・暗室

・試料処理室

・測定室

・ホットモックアップ室

・マニプレータメンテナンス室

・試料準備室

・操作室

・サンプリング室

〇



・室内ダストモニタ(アルファ線)

・室内ダストモニタ(ベータ・ガンマ線)




〇

警報設備

・副警報盤

・集中監視盤

〇

非常用電源設備

・非常用発電装置

・無停電電源装置

〇

施設編

3


対象

貯蔵施設固化体貯蔵ピット（№1 セル）

固化体一時貯蔵ピット（№3 セル）

固化体一時貯蔵ピット（№5 セル）

〇

〇

〇

廃棄施設気体廃棄設備

排風機

・排気 1-1

・排気 1-2

・排気 1-3

・排気 1-4

・排気 1-5

・排気 1-6

・排気 1-7

・排気 2-1

・排気 2-2

・排気 3-1

・排気 3-2

排気フィルタ

排気口

排気ダストモニタ*

〇

液体廃棄設備

・高レベル廃液貯槽

・中レベル廃液貯槽

・低レベル廃液貯槽

・排水槽№１

・極低レベル廃液貯槽

・αγ廃液貯槽

〇

固体廃棄設備

・廃棄物保管室


〇

*：使用施設の排気ダストモニタと同一設備

施設編

4



廃止に向けた措置の基本方針については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。


廃止に向けた措置作業は、①～⑧について、許可を得ながら実施する。まず、①②を行

い他施設へ核燃料物質を搬出した後、段階的に解体撤去を実施する設備について許可を得、

解体・撤去を実施する設備が無くなるまで、③～⑤を繰り返し実施した後、⑥を実施する。

すべての設備が解体・撤去し終わった後に、⑦及び⑧を実施する。











核燃料物質使用変更許可後に実施する工事は、1)解体撤去を行うための措置、2)汚染

のある撤去対象設備の解体撤去、3)汚染のない撤去対象設備の解体撤去である。撤去対象

設備のうち、セル、グローブボックス等の内部、並びにそれらの高性能エアフィルタ及び

排気ダクト配管内部は核燃料物質により汚染している。一方、セル、グローブボックス等

の外にある電線管、配管、架台等は、核燃料物質による汚染がないと考えられる。

以下に各工事の方法を示す。

なお、各作業に係る安全は、「原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定」等

の所内規定（以下、「保安規定等」という。）により管理する。

1)解体撤去を行うための措置




また、グローブボックスの独立については、グローブボックスに接続されている高

性能エアフィルタ、排気ダクト配管、ユーティリティ配管、架台等を取り外して、グ

ローブボックスを独立させる。これらの取外しは、原則として火花を発生する工具を

使用しないこととする。使用する場合は、防火対策を行うこととする。なお、グロー

ブボックスの独立は基本的に以下の手順で行う。

イ) グローブボックス内の除染及びペイント固定

ロ) 電線管、配管等の切離し、汚染がないことの確認及び閉止措置

ハ) 排気ダクト母管から高性能エアフィルタ下流側排気ダクト枝管の切離し、汚染

がないことの確認及び閉止措置

ニ) グローブボックスから高性能エアフィルタ及び排気ダクト枝管の切離し

ホ) グローブボックスに取り付けられた架台等の取外し

2)汚染のある撤去対象設備の解体撤去

施設編

5

セル内部のように汚染が想定され設備の解体撤去は、遠隔操作による除染、解体と

セル内への立ち入りによる除染、解体により進めることとする。

イ) セル内に設置された機器のうち、セル又はセル付属設備との切り離しが可能な

ものについて、汚染状態を把握したうえで遠隔操作による除染と解体撤去を行

う。遠隔操作による除染や解体が困難な場合は、遠隔操作にて可能な限り汚染

を低減したうえで、セルへの立ち入り作業により除染、解体撤去を行う。

ロ) 除染、解体撤去は、セルの負圧維持を維持した状態で実施する。

ハ) セル内装設備の撤去が終了後、セル内壁又はライニング表面の除染を遠隔操作

及びセル立入作業により実施した後、はつり作業又はライニング除去作業を行

う。

ニ) セル内壁のはつり作業又はライニング除去作業終了後、汚染検査によりセル内

に汚染のないことを確認した後、隣接セルとの境界壁（間仕切り扉）を目張り

し、プラグ、遮蔽窓等を撤去する。

ホ) 発生する廃棄物は、放射性固体廃棄物として所定の容器（コンテナ等）に収納


また、グローブボックス等の解体撤去は、グローブ操作による除染を行ってから解

体を進めることとする。

イ) グローブ操作によりグローブボックス等内部の除染を行う。また、グローブ

ボックス内に設置された機器のうち、グローブボックス又はグローブボック

ス付属設備との切り離しが可能なものについて、汚染状態を把握したうえで

グローブ操作により可能な限り除染し解体撤去を行う。

ロ) グローブボックスの全体を覆う解体用グリーンハウス内で、エアラインスーツ

又は全面マスク等の呼吸保護具を着用し、電動工具を用いて解体を行う。

ハ) グローブボックスは、ビニルバッグ等で汚染の拡散を防止しつつ切離し、解体

用グリーンハウス内で解体する。グローブボックスの一部撤去により開口部が

生じる場合は、閉止措置を施すことにより、所定の閉じ込め機能を保持する

ニ) 発生する廃棄物は、放射性固体廃棄物として所定の容器（コンテナ等）に収納


3)汚染のない撤去対象設備の解体撤去

ユーティリティ配管等の汚染がないと考えられる撤去対象設備は、直接法及びス

ミヤ法によりサーベイし、汚染のないことを確認する。発生する廃棄物のうち、内部

をサーベイできないものについては、放射性固体廃棄物として所定の容器(コンテナ

等)に収納する。


必要に応じて、壁、床、天井の汚染箇所等のはつり除去を行うとともに、床材、扉

等の表面塗膜の撤去を行う。


仮設排気装置の設置及び建屋負圧の維持を確認後に、既存の給排気設備を停止する。

排風機及び排気ダクトを必要に応じて切断し、撤去を行う。また、必要に応じて、撤

去後の周辺床等の汚染箇所のはつり除去を行う。


管理区域の解除にあたっては、建屋内各部屋のサーベイ（直接法及びスミヤ法）


施設編

6

五廃止措置に係る核燃料物質の管理及び譲渡し１．核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類


表5-1 貯蔵施設の大収納量等

貯蔵施設大収納量

内容物の物理的・

化学的性状場所設備

廃棄物安全試

験施設

固化体貯蔵ピ

ット（No.1セ

ル）

使用の目的１

・高レベル放射性廃棄物試料*1,*5

3.7×1016（Bq）

・使用済燃料の小試料 *2,*5

1.85×1014（Bq）

・Pu*3 60（g）(ただし密封)

・U*3 15.1（kg）

・Th*3 10（g）

使用の目的２

・使用済燃料の小試料 *4 3.2

×1014（Bq）

物理的性状：

固体、粉体、液体

（使用の目的2につい

ては固体のみとす

る。）

化学的性状：

金属プルトニウム

酸化プルトニウム

窒化プルトニウム

硝酸プルトニウム

金属ウラン

酸化ウラン

窒化ウラン

硝酸ウラニル

金属トリウム

酸化トリウム

硝酸トリウム

ウランアルミニウム

分散型合金

ウランシリコンアル

ミニウム分散型合金

ウランアルミニウム

合金

ウラン水素化ジルコ

ニウム

固化体一時貯

蔵ピット

（No.3セル）

使用の目的１


1.85×1015（Bq）


6.66×1013（Bq）

・U*3 2（kg）

・Th*3 2（g）

固化体一時

貯蔵ピット

（ No.5 セ

ル）

使用の目的１


1.85×1013（Bq）


1.48×1012（Bq）

・Pu*3 12（g）

・U*3 1（kg）

・Th*3 2（g）

*1 燃料体：軽水炉用、燃焼度：平均28,000MWd/t、再処理：ウラン回収率99.9％、プルトニウ

ム回収率99.7％

再処理後経過時間：炉取出後180日冷却で再処理し、その後3～10年経過した廃液。

この条件に該当しない試験廃液は、その取扱いにおいて安全対策上この条件と等価の量

（相当量）とする。

形態：高レベル放射性廃液及び同液を固化体としたものである。

*2 燃料棒：ウラン濃縮度：5w/o(235U)、燃焼度：60,000MWd/t、冷却日数：90日

*3 Pu、U及びThは高レベル放射性廃棄物試料と使用済燃料の小試料に含まれる量を除く。

*4 燃料体：JRR-3M使用済燃料

初期ウラン濃縮度：20％、燃焼度：50％、冷却期間：365日

*5 取扱可能な性状は、固体又は液体とする。なお、鋼製容器に封入されていない使用済燃料

の小試料（液体状）の取扱制限量は、貯蔵ピットを除く使用場所全体で5.0 ×1011Bqとす

る。


共通編に記載の管理の他、本施設においては、貯蔵する核燃料物質の種類、貯蔵単位当

施設編

7








廃棄物安全試験施設の管理区域を図６―１～３に示す。本施設の汚染は、核燃料物質を

使用した設備が主である。詳細な汚染分布は、廃止に向けた措置の開始前までに、運転

実績、空間線量、汚染サーベイ結果状況等から推定する。

(2) 評価の方法

1) 放射化汚染



撤去対象設備の表面には汚染はない。セル、グローブボックス等の内部及び内装設備

には核燃料物質による汚染があるが、放射線作業計画の立案に当たり、詳細なサーベイ

を行い、汚染レベルを明確にする。


施設内部の遊離性汚染は、作業者の被ばく低減等のため、アルコール等による拭取り除

染により可能な限り除去する。セル、グローブボックス等の内部や内装設備に対する除染

については、可能な範囲まで遠隔操作やグローブ操作により実施する。また、必要に応じ

てグリーンハウスを設置し、グリーンハウス内で除染を実施する。一方、拭取り作業では

十分に汚染を除去できない場合は、はつり作業までの一定の期間、ペイントにより固定す

る。

　管理区域境界

　放射能レベルの極めて低いもの(L3)が発生する区域

　放射能レベルの比較的低いもの(L2)が発生する区域

　放射能レベルの極めて低いもの(L3)又は比較的低いもの(L2)が発生する区域

施設編

8

図６－１廃棄物安全試験施設平面図（1階）

図６－２廃棄物安全試験施設平面図（地階）

施設編

9

図６－３廃棄物安全試験施設平面図（2階）









解体用グリーンハウスの排気は、高性能エアフィルタ、専用排気装置を経て、既存の気

体廃棄施設へ集められ、放射性物質の濃度が法令に定める濃度限度以下であることを監視

しながら、環境へ放出する。


廃止に向けた措置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、使用中と同様、手洗い排水等で

ある。これらの放射性液体廃棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された放出管理を実施す

る。許可申請書に記載された液体廃棄施設は、解体段階に応じて、保安規定等に基づき維持・

管理する。


（1）放射性固体廃棄物の推定発生量


撤去によって発生する金属、コンクリート等及び解体撤去工事に伴う付随物等である。


量を評価した。その結果を表7-1に示す。なお、廃止に向けた措置においては保管されて

いる放射性固体廃棄物を原子力科学研究所の共通の廃棄施設である放射性廃棄物処理場へ

払い出した後に、解体・撤去を行うため、解体・撤去により発生する放射性固体廃棄物を

想定した。また、廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物については、放射

性廃棄物処理場に引き渡し、処理又は保管廃棄を行う。本施設においては、放射性廃棄物

処理場に引き渡すまでの限られた期間、保管廃棄施設において保管する。

施設編

10



低レベル

放射性廃

棄物






合計※ 約339

※ 端数処理により、各区分の推定発生量の合計値と「合計」の記載は一致しない場合がある。

八廃止措置に伴う放射線被ばくの管理１．廃止に向けた措置期間中の放射線管理



セル内装設備、セル床、壁等のはつり除去に当たっては、セル内又はプレフィル

タ及び高性能エアフィルタを備えた解体用グリーンハウス内で行い、汚染の拡散を

防止するとともに、サーベイエリアを設定し、エリア退出時の汚染チェックを確実

に実施する。また、グローブボックス等の本体及びその内装機器の撤去、壁等のは

つり除去に当たっては、プレフィルタ及び高性能エアフィルタを備えた解体用グリ

ーンハウス内で行い、汚染の拡散を防止するとともに、サーベイエリアを設定し、

エリア退出時の汚染チェックを確実に実施する。


セル内装機器の撤去に当たっては、保安規定等に基づき、作業場所の線量率等の

モニタリング、作業時間の管理、一時的な遮蔽等による外部被ばくの低減及び呼吸

保護具（エアラインスーツ、全面マスク等）の着用等による内部被ばくの低減を図

る。



とおり。


することが想定される事故の種類、程度、影響等本施設の廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場

合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価し

た。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、想定事故としての火災事故、爆発事故、停

電事故、地震等の自然力が原因となる事故、誤操作による事故、臨界事故について評価済で

あり、周辺公衆への影響が5mSv以下であることを確認している。また、原子力規制委員会より平

成25年12月18日付け原規研発第1311276号にて指示を受け、平成26年12月17日付け26原機（安）

施設編

11

101（平成27年1月19日付け26原機（安）106をもって修正）及び平成28年 3月31日付け27原機（安）

061（平成28年5月31日付け28原機（安）012をもって修正）をもって提出した報告書において、

安全上重要な施設は特定されないことを報告しているため、地震、竜巻等による外部衝撃を

考慮しても周辺公衆への影響が5mSv以下であることを確認している。


公衆への影響が5mSvを超えることはない。


を維持すべき期間本施設の廃止に向けた措置期間中においては、(1)～(5)に示す建物、設備等は維持され

る。以下に、対象となる建物、設備等に対する維持すべき機能及び期間を示す。




使用施設廃棄物安全試験施設漏えい防止及び


管理区域解除

まで

(2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理



貯蔵施設（貯

蔵設備）

・固化体貯蔵ピット（No.1セル）

・固化体一時貯蔵ピット（No.3セ

ル）

・固化体一時貯蔵ピット（No.5セ

ル）

臨界防止機能及

び放射線遮蔽機

能

核燃料物質の

搬出まで




気体廃棄施

設（気体廃

棄設備）

排風機、排気フィルタ

・排気1-1

・排気1-2

・排気1-3

・排気1-4

・排気1-5

・排気1-6

・排気1-7

・排気2-1

・排気2-2

・排気3-1

・排気3-2

気体廃棄物の処

理

セル及びグロー

ブボックス系は

各系統の除染完

了まで

部屋系は管理区

域解除まで

気体廃棄施設停

止後は、管理区

域解除まで仮設

の気体廃棄設備

により処理する

排気口気体廃棄物の処

理機能


で

排気ダストモニタ気体廃棄物の処

理機能


で

液体廃棄施排水槽液体廃棄物の貯廃液の払出まで

施設編

12

設（液体廃

棄設備）・高レベル廃液貯槽

・中レベル廃液貯槽


・排水槽No.1

・極低レベル廃液貯槽

・αγ廃液貯槽

留機能

固体廃棄施

設（固体廃

棄設備）

・廃棄物保管室


固体廃棄物の保

管

全ての放射性固

体廃棄物の引渡

しが完了するま

で




使用施設

（放射線管

理設備）






放射線監視機能管理区域解除ま

で




使用施設

（警報設

備）



・エリアモニタ

・負圧異常

・排風機異常

・圧空異常

・廃液貯槽満水

・廃液漏水

・火災

・停電

・EG故障

・ブロア負圧異常

警報装置の機能警報検出端の機

能維持の間

使用施設

（非常用電

源設備）

・非常用発電装置

・無停電電源装置

非常用発電機能管理区域解除ま

で

その他・通信設備通信機能管理区域解除ま

で




施設編

13




約 11 約 21 約 31


致しない場合がある。また、同様に、各施設の見積り額の合計は、共通編に記載の総見

積り額と一致しない場合がある。


十三廃止措置に係る品質保証計画廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載

のとおり。


廃棄物安全試験施設の廃止に向けた措置のスケジュールを表14-1に示す。






び除染作業


（2～4年）

（3～5年）

(5～7 年）

(2～4 年）






施設編

別冊６ NSRR

施設編

1




廃止措置に係る工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通

編の記載のとおり。



１．廃止措置対象施設の状況



廃止措置対象施設の敷地については、原子力科学研究所の共通編記載のとおり。



NSRRは、昭和50年に燃料破損の挙動を研究するため使用の変更の許可を受けた。昭和

51年に原子炉建家にカプセル解体フード及び燃料棟にグローブボックスの新設、昭和52

年に高圧水カプセル等の追加、昭和54年に照射物管理棟の追加の許可変更を行っている。

その後、平成30年に安全上重要な施設の選定の結果を反映した許可変更を行っている。

事業の許可等の変更の経緯については、原子力科学研究所の共通編の別紙のとおり


その他（廃止措置に資する設計上の考慮）については、原子力科学研究所の共通編の記

載のとおり。



本施設の解体の対象は、原子炉施設編の施設・設備に加え、核燃料物質の使用の変更の許

可申請書のとおり、表4-1に示す施設・設備である。


施設設備等解体・撤去対象

使用施設

・セミホットケーブ

・セミホットセル

・中性子ラジオグラフィ室

・フード

・グローブボックス

・カプセル収納容器

・カプセル装荷装置

・カプセル貯留ピット

○

施設編

2


貯蔵施設

・RI一時貯蔵室

・実験済燃料貯蔵室



・燃料貯蔵庫

・保管建家（使用済燃料貯蔵施

設（北地区））

○※1

気体廃棄施設・セミホットケーブ排気系統 ○

液体廃棄施設・貯留タンク

・ケーブ内排水保管容器 ○

※1：保管建家（使用済燃料貯蔵施設（北地区））の廃止措置については、試験研究用

等原子炉施設の廃止措置実施方針（原子力科学研究所 JRR-3）に記載する。





本施設の貯蔵施設は核燃料物質の使用の変更の許可申請書のとおり表５－１に示す施設で

ある。

表５－１貯蔵施設の最大貯蔵量等

建物名貯蔵施設の名称最大貯蔵量

(kg) 内容物の主な物理的・

化学的性状

原子炉建家

RI一時貯蔵室 8.5kg-U235

物理的性状：固体及び粉末

化学的性状：酸化ウラン,

ウランアルミナイド,

ウランシリサイド,

ウラン水素化ジルコニウム

実験済燃料貯蔵室 6.8kg-U235






セミホットケーブ

7.0kg-U235

又は

0.5kg-Pu




セミホットセル

8.4kg-U235

又は

0.6kg-Pu




施設編

3

建物名貯蔵施設の名称最大貯蔵量

(kg) 内容物の主な物理的・

化学的性状

燃料棟燃料貯蔵庫 9.5kg-U235






使用済燃料貯蔵

施設（北地区）保管建家 9.5kg-U235







共通編に記載の管理の他、本施設においては、核燃料物質は貯蔵施設にて貯蔵する。






二次的な汚染の分布とその評価方法については、原子炉施設編の記載のとおり。


除染の方法については、原子炉施設編の記載のとおり。

七廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の

発生量の見込み及びその廃棄

すべての核燃料物質は、他施設に搬出することから、廃止に向けた措置において廃棄する

核燃料物質はない。核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込み及び廃棄について

は、原子炉施設編の記載に加え、以下のとおり。


セミホットケーブ、セミホットセルの放射性気体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同様、気

体廃棄物の廃棄施設の高性能フィルタ等でろ過した後、排気ダストモニタにより、放射性物

質の濃度が「核原料物質又は核燃料物質の精錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限

度等を定める告示」（平成27年８月31日原子力規制委員会告示第八号。以下「線量告示」と

いう。）に定める排気中の濃度限度以下であることを連続監視しながら、排気筒から放出す

る。

施設編

4


実験設備から排出された放射性液体廃棄物は、従来の廃棄の方法と同様、液体廃棄物の廃棄

設備の貯留タンクに一時貯留し、放射性物質の濃度を確認し、放射性物質濃度が規定値以下の

場合は廃液タンクに移送し、規定値を超える場合は原子力科学研究所廃棄物処理場へ廃液運搬

車で搬出し処理する。


１．放射線管理


（1）核燃料物質による汚染の拡散防止のための措置に関すること

セミホットケーブ、セミホットセル、グローブボックス及びフードの解体・撤去

に当たっては、汚染の拡散を防止するとともに、サーベイエリアを設定し、エリア

退出時の汚染チェックを確実に実施する。

（2）外部及び内部被ばく低減に関すること

セミホットケーブ、セミホットセル、グローブボックス及びフードの解体・撤去

に当たっては、保安規定等に基づき、作業場所の線量率等のモニタリング、作業時

間の管理、一時的な遮蔽等による外部被ばくの低減及び呼吸保護具（全面マスク等）

の着用等による内部被ばくの低減を図る。


平常時における周辺公衆の線量評価については、原子力科学研究所の共通編の記載のとお

り。

九廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生す

ることが想定される事故の種類、程度、影響等

本施設の廃止に向けた措置中の過失、機械または装置の故障、地震、火災などがあった

場合に発生すると想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価し

た。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、火災等の想定事故について評価済であり、

周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。また、原子力規制委員会より

平成25 年12 月18 日付け原規研発第1311276 号にて指示を受け、平成 26 年 12 月 17 日

付け 26 原機（安）101（平成 27 年 1 月 19 日付け26 原機（安）106 をもって修正）及

び平成 28 年 3 月 31 日付け 27 原機（安）061（平成 28 年 5 月 31 日付け 28 原機

（安）012 をもって修正）をもって提出した報告書において、安全上重要な施設は特定さ

れないことを報告したとおり、地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影

響が 5mSv 以下であることを確認している。

廃止に向けた措置期間中においても、許可申請書に記載された核燃料物質の取扱制限量

を超えた取扱いはないことから、周辺公衆への影響が 5mSv を超えることはない。

施設編

5


維持すべき期間

廃止に向けた措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその機能並びにその機能を維

持すべき期間については、原子炉施設編の記載に加え、以下のとおり。




貯蔵施設

・RI一時貯蔵室

・実験済燃料貯蔵室



・燃料貯蔵庫

・保管建家

未臨界性維持機能核燃料物質を搬

出するまで




気体廃棄施設・セミホットケーブ排

気系統

放射性物質の放出

低減

管理対象の施設

を解体・撤去す

るまで

液体廃棄施設・貯留タンク液体廃棄物の貯蔵

液体廃棄物の排

出が終了するま

で


廃止に向けた措置に要する資金の額及びその調達の方法については、原子炉施設編の記載

に含まれる。




廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載の

とおり。


廃止に向けた措置の工程については、原子炉施設編の記載のとおり。

施設編

6

十五廃止措置実施方針の変更の記録（作成若しくは変更又は見直しを行った日

付、変更の内容及びその理由を含む。）



施設編

別冊７バックエンド研究施設

施設編

1




工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。



1. 廃止措置対象施設の範囲


2. 廃止措置対象施設の敷地


3. 廃止措置対象施設の状況


バックエンド研究施設は、プルトニウム、濃縮ウラン等の核燃料物質及び使用済燃料を

セル、グローブボックス、フード等において取り扱う研究施設であり、高度化再処理プロ

セスに関する研究開発、ＴＲＵ廃棄物の安全管理技術に関する研究開発等に関する研究開

発を行ってきた。

施設は平成6年度より試験を開始し、現在では、施設中長期計画（平成30年4月1日）にお

いて、継続利用施設と位置づけられている。


(2) その他（廃止措置に資する設計上の考慮）


載のとおり。


1. 解体の対象となる施設


施設編

2



区域


終了の想定

バックエンド研

究施設

NUCEF実験棟B 有管理区域解除後、一



備である。なお、STACY施設及びTRACY施設と共用している設備は、同施設の廃止措置が

先行した場合において、バックエンド研究施設の廃止措置期間中に解体・撤去する。


設備等解体・撤去

対象

使用施設

コンクリートセル

・受入セル

・プロセスセル

・化学セル

・アイソレーションルーム（Ⅰ）

・フロッグマン準備室

・アイソレーションルーム（Ⅱ）


・サンプリングボックス

鉄セル

・鉄セル１

・鉄セル２

・鉄セル３

・分析用ボックス

・サービスルーム

・雰囲気制御設備

〇

〇


・Ａ－１～Ａ－１３

・Ｂ－１～Ｂ－７

・Ｃ－１、Ｃ－２、Ｃ－４、Ｃ－７

・Ｄ－１～Ｄ－６※２

〇

フード

・Ｈ－１～Ｈ－２０※１

〇

施設編

3

再処理プロセス試験装置

・溶解清澄試験装置

・抽出試験装置

・液リサイクル試験装置

・廃液処理装置

・オフガス処理装置

・よう素捕集試験装置

・小型抽出試験装置

・試薬供給装置

・廃液組成分析装置

・オフガスモニタリング装置

・高レベル放射性廃液貯留装置

・脱硝濃縮試験装置

・イオン交換分離試験装置

・抽出分離試験装置

ＴＲＵ廃棄物試験装置

・バリア性能試験装置

ＴＲＵ計測試験装置

・ＴＲＵ非破壊測定試験装置

・試験体内部測定試験装置

ＴＲＵ高温化学試験装置

・ＴＲＵ塩化物調製装置

・溶融塩電解槽Ａ／Ｂ

・液体金属電極処理装置

・酸化還元反応測定装置

・高温誘導加熱炉

・ＴＲＵ化合物熱分析装置

・高温Ｘ線回折装置

・ＭＡ元素定量分析装置

・走査型電子顕微鏡

・示差走査熱量計

アクチノイド分析化学基礎試験装置

・質量分析装置

分析装置

・前処理装置

・発光分析装置

・質量分析計

レーザー遠隔分光分析試験装置

・レーザー遠隔分光分析試験装置

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

放射線管理設備※１〇

施設編

4

モニタリング設備


・中性子線エリアモニタ



排気中の放射性物質濃度測定設備

・排気筒モニタ

放射線測定器

フードＨ－２１

非常用電源設備

非常用発電設備※２

無停電電源設備※２

〇

消火設備※２

・セル、グローブボックス等の消火設備

〇

冷却水設備※２

圧縮空気設備※２

蒸気設備

〇

警報設備〇

貯蔵施設 Pu・Ｕ溶液貯蔵室

・Ｐｕ貯槽

・Ｕ貯槽

核燃料保管室

・Ⅰ型保管庫

・Ⅱ型保管庫

・Ⅲ型保管庫

〇

〇

廃棄施設排気筒モニタ※２、４〇

気体廃棄設備

換排気系

・セル第１排気系統

・セル第２排気系統

・グローブボックス第１排気系統※２

・フード第１排気系統※２

・建家第１排気系統※２

・建家第２排気系統※２

・建家第３排気系統※２

・建家第４排気系統※２

槽排気系

・槽第１排気系統

・槽第２排気系統※２

〇

施設編

5

液体廃棄設備

・中レベル廃液貯槽Ａ／Ｂ※２

・低レベル廃液貯槽Ａ／Ｂ※２

・極低レベル廃液貯槽Ａ／Ｂ※２

・α廃液貯槽Ｂ/Ｃ※３

・雑廃水中間槽

・雑廃水受槽

・蒸発缶供給槽※３

・α廃液蒸発缶※３

・濃縮液受槽※３

・凝縮液受槽※３

・逆浸透循環槽※３

・チェック槽※３

・高レベル廃液貯槽Ａ/Ｂ

・有機廃液貯槽(Ⅰ) Ａ/Ｂ

・有機廃液貯槽(Ⅱ)

・集水槽（Ⅱ）※２

・排水槽（Ⅱ）※２

・グローブボックスＷ－１～Ｗ－４※３

・フードＨ－２２、Ｈ２３～Ｈ－２６※３

〇

固体廃棄設備

・封缶機※３

・クレーン

・フォークリフト

・ハンドパレットトラック

・金属製棚

〇

※１一部は原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用

※２原子炉施設であるSTACY施設及びTRACY施設と共用

※３原子炉施設であるSTACY施設と共用

※４使用施設の排気筒モニタと同一設備

2. 解体の方法

(1) 廃止に向けた措置の基本方針

廃止に向けた措置の基本方針については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

(2) 解体の方法

廃止に向けた措置作業は、①～⑧について、許可を得ながら実施する。まず、①②を行い

他施設へ核燃料物質を搬出した後、段階的に解体撤去を実施する設備について許可を得、解

体・撤去を実施する設備が無くなるまで、③～⑤を繰り返し実施した後、⑥を実施する。す

べての設備が解体・撤去し終わった後に、⑦及び⑧を実施する。

施設編

6









③～④及び⑥～⑧の詳細な工程については以下に示す。


核燃料物質使用変更許可後に実施する工事は、1)解体撤去を行うための措置、2)汚染の

ある撤去対象設備の解体撤去、3)汚染のない撤去対象設備の解体撤去である。撤去対象設備

のうち、セル、グローブボックス、フードの内部、並びにそれらの高性能エアフィルタ及

び排気ダクト配管内部は核燃料物質により汚染している。一方、グローブボックス、フー

ドの外にある電線管、配管、架台等は核燃料物質による汚染がないと考えられる。以下に

各工事の方法を示す。

なお、各作業に係る安全は、「原子力科学研究所核燃料物質使用施設等保安規定」等の

所内規定（以下「保安規定等」という。）により管理する。





2) 汚染のある撤去対象設備の解体撤去

イ) コンクリートセル内に設置された機器のうち、セルまたはセル付属設備との切り

離しが可能なものについて、汚染状態を把握したうえで遠隔による除染と解体撤去

を行う。遠隔による除染や解体が困難な場合は、遠隔にて可能な限り汚染を低減し

たうえで、セルへの立ち入り作業により除染、解体撤去を行う。

ロ) 除染、解体撤去は、コンクリートセルの負圧維持を維持した状態で実施する。

ハ) セル内装設備の撤去が終了後、セル内壁またはライニング表面の除染を遠隔操作

及びセル立入作業により実施した後、はつり作業またはライニング除去作業を行う。

ニ) セル内壁のはつり作業またはライニング除去作業終了後、汚染検査によりセル内

に汚染の無いことを確認した後、隣接セルとの境界壁等を撤去する。

ホ) 鉄セル、グローブボックス及びフードの解体は、事前に可能な限り汚染を低減した

うえで実施する。

ヘ) 鉄セル、グローブボックス及びフードは、その全体を覆う解体用グリーンハウス内

で、エアラインスーツ又は全面マスク等の呼吸保護具を着用し、電動工具を用いて解

体を行う。

施設編

7

ト) 鉄セル及びグローブボックスは、ビニルバッグ等で汚染の拡散を防止しつつ切り離

し、解体用グリーンハウス内で解体する。鉄セル及びグローブボックスの一部撤去に

より開口部が生じる場合は、閉止措置を施すことにより、所定の閉じ込め機能を保持

する。

チ）発生する廃棄物は、放射性固体廃棄物として所定の容器（コンテナ等）に収納し、

固体廃棄施設で保管する。

3) 汚染のない撤去対象設備の解体撤去


によりサーベイし、汚染のないことを確認する。発生する廃棄物のうち、内部をサ

ーベイできないものについては、放射性固体廃棄物として所定の容器(コンテナ等)

に収納する。


必要に応じて、壁、床、天井の汚染箇所等のはつり除去を行うとともに、床材、扉

等の表面塗膜の撤去を行う。


仮設排気装置の設置及び建家負圧の維持を確認した後に、既存の給排気設備を停止

する。排風機及び排気ダクトを必要に応じて切断し、撤去を行う。また、必要に応じ

て、撤去後の周辺床等の汚染箇所のはつり除去を行う。


管理区域の解除に当たっては、建家内各部屋のサーベイ（直接法及びスミヤ法）

を実施し、汚染のないことを確認した後に、所定の手続きを行う。


1. 核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類

本施設の貯蔵施設は、核燃料物質使用変更許可申請書のとおり表5-1に示す施設である。

施設編

8


貯蔵施設Ｐｕ

（ｇ）

Ｕ（ｇ）

233Ｕ（ｇ）

Ｔｈ（ｇ）

使用済燃料（Ｂｑ）

内容物の主な物理的

・化学的性状Ｐｕ・

Ｕ溶液

貯蔵室

Pu貯槽 200 10 （劣化又は 5%未満）

― ― 2.22×1012* 硝酸プルトニウム硝酸ウラニル・液体

Ｕ貯槽 50 24,000 （劣化又は 5%未満)

― ― 8.14×1010* 硝酸ウラニル硝酸プルトニウム・液体

核燃料保管室 1,200 10,000（天然） 10,000（劣化） 200（5%未満） 200（5%以上 20%未満）

80（20%以上 46％未満） 40（46%以上 93.3%未満）

2（93.3%以上 98%以下)

150（93%以上 93.5%以下)

200

1,000 1.85×1010 金属プルトニウム酸化プルトニウムフッ化プルトニウム金属ウラン酸化ウランフッ化ウラニル酸化トリウム・固体

* 核分裂生成物の放射能量

2. 核燃料物質の管理

共通編に記載の管理の他、本施設においては、貯蔵する核燃料物質の種類及び貯蔵単位当


3. 核燃料物質の譲渡し




1. 核燃料物質による汚染の分布とその評価方法


バックエンド研究施設の推定汚染分布を図6-1～図6-3 に示す。本施設の汚染は、核燃料

物質を使用した設備が主である。詳細な汚染分布は、廃止に向けた措置の開始前までに、

運転実績、空間線量、汚染サーベイ結果状況等から推定する。

施設編

9

(2) 評価の方法

1) 放射化汚染



設備の内部には核燃料物質による汚染があるが、放射線作業計画の立案に当たり、詳

細なサーベイを行い、汚染レベルを明確にする。

2. 除染の方法

設備内部の遊離性汚染は、作業者の被ばく低減等のため、アルコール等による除染により

可能な限り除去した後、ペイントにより汚染を固定する。

放射能レベルの極めて低いもの

（L3）が発生する区域

管理区域境界

図6-1 NUCEF実験棟B 地階平面図

施設編

10

図6-2 NUCEF実験棟B １階平面図

図6-3 NUCEF実験棟B ２階平面図

放射能レベルの

比較的高いもの

（L1）又は比較

的低いもの

（L2）が発生す

る区域

管理区域境界

放射能レベルの

極めて低いもの

（L3）が発生す

る区域

施設編

11



1. 放射性気体廃棄物の廃棄

廃止に向けた措置期間中に発生する放射性気体廃棄物は、主として、二次汚染物質を含む

金属、コンクリート等の切断等において発生する放射性塵埃である。これらの放射性気体廃

棄物が発生する場合は、許可申請書に記載された気体廃棄施設で除去した後、濃度限度を超

えていないことを管理する。許可申請書に記載された気体廃棄施設は、解体段階に応じて、

保安規定等に基づき維持・管理する。

解体用グリーンハウスの排気は、高性能エアフィルタ、専用排気装置を経て、既存の気体

廃棄施設へ集められ、放射性物質の濃度が法令に定める濃度限度以下であることを監視しな

がら、環境へ放出する。

2. 放射性液体廃棄物の廃棄

廃止に向けた措置期間中に発生する放射性液体廃棄物は、使用中と同様、高レベル、中レベ

ル、低レベル、極低レベル放射性廃液等である。これらの放射性液体廃棄物が発生する場合は、

許可申請書に記載された放出管理を実施する。許可申請書に記載された液体廃棄施設は、解体段階

に応じて、保安規定等に基づき維持・管理する。

3. 放射性固体廃棄物の廃棄

(1) 放射性固体廃棄物の推定発生量


撤去によって発生する金属、コンクリート等及び解体撤去工事に伴う付随物等である。


量を評価した。その結果を表7-1に示す。なお、廃止に向けた措置においては保管されてい

る放射性固体廃棄物を原子力科学研究所の共通の廃棄施設である放射性廃棄物処理場へ払

い出した後に、解体・撤去を行うため、解体・撤去により発生する放射性固体廃棄物を想

定した。また、廃止に向けた措置期間中に発生する放射性固体廃棄物については、放射性

廃棄物処理場に引き渡し、処理又は保管廃棄を行う。本施設においては、放射性廃棄物処

理場に引き渡すまでの限られた期間、保管廃棄施設において保管する。

施設編

12



低レベル

放射性

廃棄物


放射能レベルの比較的高いもの（L1）約8




合計※ 約448

※ 端数処理により、各区分の推定発生量の合算値と「合計」の記載は一致しない場合がある。


1. 廃止に向けた措置期間中の放射線管理



セル、グローブボックス、フード及びその内装機器の撤去、壁等のはつり除去に当たっ

ては、プレフィルタ及び高性能エアフィルタを備えた解体用グリーンハウス内で行い、汚

染の拡散を防止するとともに、サーベイエリアを設定し、エリア退出時の汚染チェックを

確実に実施する。


セル、グローブボックス、フード及びその内装機器の撤去に当たっては、保安規定等に

基づき、作業場所の線量率等のモニタリング、作業時間の管理、一時的な遮蔽等による外

部被ばくの低減及び呼吸保護具（エアラインスーツ、全面マスク等）の着用等による内部

被ばくの低減を図る。

2. 廃止に向けた措置期間中の平常時における周辺公衆の線量評価


り。

施設編

13


することが想定される事故の種類、程度、影響等

本施設の廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合

に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価した。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、最大想定事故としてのプロセスセルでの有機

溶媒火災について評価済であり、周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。ま

た、原子力規制委員会より平成25 年12 月18 日付け原規研発第1311276 号にて指示を受け、平成

26 年 12 月 17 日付け 26 原機（安）101（平成 27 年 1 月 19 日付け26 原機（安）106 をもって修

正）及び平成 28 年 3 月 31 日付け 27 原機（安）061（平成 28 年 5 月 31 日付け 28 原機（安）

012 をもって修正）をもって提出した報告書において、安全上重要な施設は特定されないことを

報告しているため、地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影響が 5mSv 以下で

あることを確認している。

廃止に向けた措置期間中においては、核燃料物質は施設から搬出済であることから、周辺公

衆への影響が 5mSv を超えることはない。



本施設の廃止に向けた措置期間中においては、(1)～(5)に示す建物、設備等は維持される。

以下に、対象となる建物、設備等に対する維持すべき機能及び期間を示す。

(1) 建物・構築物等の維持管理



使用施設 NUCEF実験棟B 漏えい防止及び



で

(2) 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理



貯蔵施設Ｐｕ貯槽

Ｕ貯槽

Ⅰ型保管庫

Ⅱ型保管庫

Ⅲ型保管庫

核燃料物質の貯蔵核燃料物質の搬

出まで

施設編

14

(3) 放射性廃棄物の廃棄施設の維持管理



気体廃棄施設換排気系

・セル第１排気系統

・セル第２排気系統

・グローブボックス

第１排気系統

・フード第１排気系統

・建家第１排気系統

・建家第２排気系統

・建家第３排気系統

・建家第４排気系統

槽排気系

・槽第１排気系統

・槽第２排気系統

放射性気体廃棄

物の処理

・セル系は、各系

統の解体撤去ま

で

・グローブボック

ス及びフード系

は、各系統の解

体撤去まで

・建家系は管理区

域解除まで

・槽排気系は系統

の解体撤去まで

排気筒放射性気体廃棄

物の処理機能

管理区域解除

まで

排気筒モニタ放射性気体廃棄

物の処理機能

管理区域解除

まで

液体廃棄施設液体廃棄設備放射性液体廃棄

物の処理機能

廃液の払出まで

固体廃棄施設固体廃棄設備放射性固体廃棄

物の保管

放射性固体廃棄

物の引渡しが完

了するまで

施設編

15

(4) 放射線管理施設の維持管理



放射線管理設

備


モニタリング設備


・中性子線エリアモニタ



・排気筒モニタ※

放射線測定器


・ハンドフットモニタ


まで

※ 表10-3に示す気体廃棄施設の排気筒モニタと同一設備




使用施設非常用発電設備

無停電電源設備

非常用発電機能管理区域解除ま

で

圧縮空気設備空気供給機能管理区域解除ま

で

警報設備警報装置の機能警報検出端の機

能維持の間



本施設の廃止に向けた措置に要する費用の見積りを表11-1に示す。その資金の調達の方法に

ついては、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。




約21 約18 約39


致しない場合がある。また、同様に、各施設の見積り額の合計は、共通編に記載の総見積

施設編

16

り額と一致しない場合がある。




廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載のと

おり。


バックエンド研究施設の廃止に向けた措置のスケジュールを表14-1に示す。






び除染作業


（5年～10年）

（3年～5年）

(5年～10年）

(3年～5年）






施設編

別冊８放射性廃棄物処理場

施設編

1

一氏名又は名称及び住所氏名又は名称及び住所については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

二工場又は事業所の名称及び所在地廃止措置に係る工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通編の

記載のとおり。


という。）及びその敷地１．廃止措置対象施設の範囲






放射性廃棄物処理場は、原子力科学研究所内の核燃料物質使用施設における研究開発に

伴い発生する放射性固体廃棄物及び放射性液体廃棄物を引き取り、処理することを目的と

して、昭和46年6月4日に許可を受けた施設で、処理設備や保管廃棄設備等を増設しながら

可燃性固体廃棄物の焼却処理や液体廃棄物の蒸発処理等を行ってきた。

平成10年3月には第３廃棄物処理棟が建設され、低レベルの液体廃棄物の処理を開始し

たことから平成15年に液体処理場における処理を停止した。また、平成14年度には減容処

理棟が完成し、高圧圧縮装置が設けられたことから平成15年に圧縮処理施設における圧縮

処理を停止した。

放射性廃棄物処理場は、今後も原子力科学研究所において発生する放射性廃棄物の処理

を継続しながら、処理を停止した高経年化施設の廃止に向けた措置を進めていく予定であ

る。




載のとおり。

四解体の対象となる施設及びその解体の方法１．解体の対象となる施設

本施設の解体の対象となる施設・設備は、原子炉施設編の施設・設備に加え、核燃料物質使

用変更許可申請書のとおり表４－１に示す施設である。いずれの施設も管理区域解除まで実施

し、管理区域解除後の一般施設としての利用については、解体することを含めて今後検討す

る。

施設編

2

表４－１放射性廃棄物処理場の廃止に向けた措置の対象施設

建家解体対象施設・設備解体撤去

対象

圧縮処理施設 ☓ 気体廃棄物の廃棄施設

・排気ブロア

・高性能フィルタユニット

・排気口

液体廃棄物の廃棄施設

・屋内ピット

・屋外ピット

・解体処理施設ピット

固体廃棄物の廃棄施設

・圧縮処理装置No.1

・圧縮処理装置No.2

・解体処理施設

・圧縮処理建家保管庫



◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

液体処理場 ☓ 気体廃棄物の廃棄施設

・排気ブロア

・高性能フィルタユニット

・排気口

液体廃棄物の廃棄施設

・廃液貯槽・Ⅱ－１（No.4）

・廃液貯槽・Ⅱ－１（No.5）

・低レベル廃液貯槽（No.7,8）

・受入検査施設

・廃液格納庫

・処理済廃液貯槽（液体処理場）

・低レベル蒸発処理装置

・固化装置

・中レベル蒸発処理装置

・凝集沈澱処理装置

・屋内ドレンピット

・地下ドレンピット

・ドレンピット

・受入検査施設ドレンピット

固体廃棄物の廃棄施設

・液体処理建家保管庫



◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

照射試料用

保管廃棄施設

☓ 照射試料用保管廃棄施設（１基） ◯

◯：解体撤去対象

☓：解体撤去対象外

施設編

3


解体の対象となる施設は前項のとおりであり、解体の方法は原子炉施設の廃止措置実施方針

の共通施設編に記載のとおり。


放射性廃棄物処理場で保有する核燃料物質はない。


その評価方法を含む。）１．核燃料物質による汚染の分布とその評価方法

汚染の分布については、原子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編の記載に加え、以下の

図６－１～図６－２に示す。保管廃棄施設については、放射性固体廃棄物をドラム缶等の収納

容器に収納して保管廃棄する施設であることから汚染の分布はない。評価方法については、原

子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編に記載のとおり。


除染の方法については、原子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編に記載のとおり。

施設編

4

図６－１主な機器の推定汚染分布（圧縮処理施設）

低レベル放射性廃棄物のうち比較的放射能レベルが高い物

低レベル放射性廃棄物のうち放射能レベルが比較的低い物

低レベル放射性廃棄物のうち放射能レベルが極めて低い物

放射性物質として扱う必要のない物

放射性廃棄物でない廃棄物

施設編

5

図６－２主な機器の推定汚染分布（液体処理場）

低レベル放射性廃棄物のうち比較的放射能レベルが高い物

低レベル放射性廃棄物のうち放射能レベルが比較的低い物

低レベル放射性廃棄物のうち放射能レベルが極めて低い物

放射性物質として扱う必要のない物

放射性廃棄物でない廃棄物

凝集沈殿処理装置

凝縮器

中レベル蒸発処理装置

固化装置

低レベル蒸発処理装置

受入検査施設廃液格納庫

凝集沈殿槽

Ｄ

1階

平面

２階

平面

地階

平面

蒸発缶

ミキサー

ミスト分離器

充填塔

凝縮器廃液供給槽

蒸発缶

廃液貯槽・Ⅱ－１（No.4）

廃液貯槽・Ⅱ－１（No.5）

排気ブロア、

高性能フィルタユニット

廃液供給槽

低レベル廃液貯槽（No.2～6）

低レベル廃液貯槽（No.7,8）

施設編

6


発生量の見込み及びその廃棄核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込み及び廃棄については、原

子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編の記載に加え、表７－１～７－２に示す。なお、廃

止に向けた措置に着手する時には保管されている放射性固体廃棄物を全て搬出しているものと

想定した。保管廃棄施設については、放射性固体廃棄物をドラム缶等の収納容器に収納して保

管廃棄する施設であり、建家・躯体の解体を行わないことから廃止に向けた措置期間中に放射

性固体廃棄物は発生しない。

表７－１放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要のない物の推定発生量※

（圧縮処理施設）


低レベル放射性

廃棄物

放射能レベルの比較的高い TRU廃棄物 (L0) 0

放射能レベルの比較的高い廃棄物 (L1) 0

放射能レベルの比較的低い廃棄物（L2) 約 36

放射能レベルの極めて低い廃棄物（L3）約 11

放射性物質として扱う必要のない物（CL） 0

合計 ※ 約 47


表７－２放射性固体廃棄物及び放射性物質として扱う必要のない物の推定発生量※

（液体処理場）


低レベル放射性

廃棄物

放射能レベルの比較的高い TRU廃棄物 (L0) 0

放射能レベルの比較的高い廃棄物 (L1) 0

放射能レベルの比較的低い廃棄物（L2) 約 81

放射能レベルの極めて低い廃棄物（L3）約 54

放射性物質として扱う必要のない物（CL） 0

合計 ※ 約 135


八廃止措置に伴う放射線被ばくの管理１．放射線管理

放射線管理については、原子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編に記載のとおり。

２．平常時における周辺公衆の線量評価


り。


ることが想定される事故の種類、程度、影響等廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生す

ることが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価した。

施設編

7

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、想定事故として減容処理棟の焼却・溶融設備

における溶融炉の爆発について評価済みであり、周辺公衆への影響が５mSv以下であることを

確認している。また、原子力規制委員会より平成２５年１２月１８日付け原規研発第１３１１

２７６号にて指示を受け、平成２６年１２月１７日付け２６原機（安）１０１（平成２７年１

月１９日付け２６原機（安）１０６をもって修正）及び平成２８年３月３１日付け２７原機

（安）０６１（平成２８年５月３１日付け２８原機（安）０１２をもって修正）をもって提出

した報告書（以下「安重特定報告書」という。）において、地震、竜巻等による外部衝撃を考

慮しても周辺公衆への影響が５mSv以下であることを確認し安全上重要な施設は特定されない

ことを報告している。

廃止に向けた措置の期間中においては、放射性廃棄物の処理運転を終えていることから安重

特定報告書における処理運転中の事故を想定した敷地境界外の公衆に対する放射線影響を超え

ることはない。


維持すべき期間廃止に向けた措置の期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその機能並びにその機能を維

持すべき期間については、原子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編の記載に加え、表１０

－１～１０－２に示す。

表１０－１廃止に向けた措置の期間中に機能を維持すべき設備及びその機能並びにその機能

を維持すべき期間（圧縮処理施設）

施設区分設備等の区分構成品目維持すべき機能維持すべき期間

建家圧縮処理施設・圧縮処理建家

・解体処理施設

放射性物質の漏

えいを防止する

ための障壁

建家の管理区域

を解除するまで

廃棄施設液体廃棄施設・屋外ピット液体廃棄物の貯

留機能

液体廃棄物の受

入及び排出が終

了するまで

固体廃棄施設・圧縮処理建家保管

庫


管機能

固体廃棄物の受


了するまで

施設編

8

表１０－２廃止に向けた措置の期間中に機能を維持すべき設備及びその機能並びにその機能

を維持すべき期間（液体処理場）

施設区分設備等の区分構成品目維持すべき機能維持すべき期間

建家液体処理場・液体処理建家

・廃液貯槽・Ⅱ-1

（No.4）建家

・廃液貯槽・Ⅱ-1

（No.5）建家


（No.7,8）建家

・受入検査施設

・廃液格納庫

放射性物質の漏

えいを防止する

ための障壁

建家の管理区域

を解除するまで

廃棄施設

液体廃棄施設・処理済廃液貯槽

・屋内ドレンピット

・地下ドレンピット

・液体処理建家ドレ

ンピット

・受入検査施設ドレ

ンピット

液体廃棄物の貯

留機能

液体廃棄物の受


了するまで

固体廃棄施設・液体処理建家保管

庫


管機能

固体廃棄物の受


了するまで

十一廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達の方法廃止に向けた措置に要する費用の見積りは、原子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編の

記載に加え、表１１－１に示す。その資金の調達の方法については、原子炉施設の廃止措置実

施方針の共通施設編に記載のとおり。

表１１－１廃止措置に要する費用の見積り額※

単位：億円


約7.3 約7.9 約15 ※端数処理により、「施設解体費」と「廃棄物処理処分費」の合計と「合計」の記載は一致しない場合がある。

また、同様に、各施設の見積り額の合計は、共通編に記載の総見積り額と一致しない場合がある。


十三廃止措置に係る品質保証計画品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載のとおり。

施設編

9

十四廃止措置の工程廃止に向けた措置のスケジュールについては、原子炉施設の廃止措置実施方針の共通施設編

の記載に加え、表１４－１に示す。

表１４－１廃止に向けた措置のスケジュール

※：保管体の搬出が完了してから管理区域解除



表１５－１変更の記録



対象施設

　圧縮処理施設・内装設備等解体撤去・管理区域解除

　液体処理場・内装設備等解体撤去・管理区域解除

　照射試料用保管廃棄施設

・管理区域解除※

スケジュール

（９年）

（４年）（１年）

（１年）

（１～３年）

施設編

別冊９ JRR-4

施設編

1




廃止措置に係る工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共

通編の記載のとおり。






廃止措置対象施設の敷地については、原子力科学研究所の共通編記載のとおり。



ＪＲＲ－４は、昭和40年に原子炉運転を開始した。当初の主な目的は原子力船「むつ」

の遮蔽実験であった。その後、平成10年に燃料濃縮度低減化計画に伴う改造を行い、医

療照射（BNCT）、核燃料物質の照射試験、放射化分析、半導体用シリコンの照射、原子

力技術者の養成等に利用されてきた。また、照射済ウランコンバータ等の貯蔵を行って

おり、平成12年には貯蔵場所における貯蔵量を明確化する許可変更を行っている。なお、

これまで取り扱っている核燃料物質は全て密封のもので、平成22年12月まで原子炉運転

を行い、その後、原子炉施設として平成29年6月に廃止措置計画の認可を受けている。




載のとおり。



本施設の解体の対象は、原子炉施設編の施設・設備に加え、核燃料物質使用変更許可申

請書のとおり表4-1に示す以下の施設である。

施設編

2



新燃料貯蔵庫核燃料物質保管庫 ○

No.1プールコンバータ置場 ○







建物名貯蔵施設

の名称最大貯蔵量

内容物の主な物理的・

化学的性状

JRR-4

核燃料物質

保管庫

・93.5％以下の濃縮ウ

ラン及びウラン２３

３

1.2kg-235Ｕ以下（ 233

Ｕ10g以下を含む）

・天然ウラン、トリウ

ム

10kg－Ｕ以下

10kg－Ｔｈ以下

・20％未満濃縮ウラン

4kg-Ｕ以下

・劣化ウラン

10kg-Ｕ以下

天然ウラン（密封）

化学形：単体、合金、酸化物

物理形態：固体、粉末

劣化ウラン（密封）



濃縮ウラン（密封）



トリウム（密封）

化学形：単体、酸化物


ウラン２３３（密封）



No.1プール 15.1kg-U以下


化学形：単体

物理形態：固体


共通編に記載の管理の他、本施設においては、核燃料物質は貯蔵施設にて貯蔵する。



施設編

3



ＪＲＲ－４で取り扱う核燃料物質はすべて密封であることから汚染の残存は想定しない。

汚染の分布とその評価方法及び除染の方法については、原子炉施設編の記載のとおり。


発生量の見込み及びその廃棄

JRR-4で取り扱う核燃料物質はすべて密封であることから発生の見込みはない。また、

廃止に向けた措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の

発生量の見込み及び廃棄については、原子炉施設編の記載のとおり。



放射線管理については、原子炉施設編の記載のとおり。


平常時における周辺公衆の線量評価については、原子力科学研究所の共通編の記載のと

おり。


ることが想定される事故の種類、程度、影響等

本施設の廃止に向けた措置期間中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場

合に発生することが想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価し

た。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、火災等の想定事故について評価済であり、

周辺公衆への影響が 5mSv 以下であることを確認している。また、原子力規制委員会より平

成25 年12 月18 日付け原規研発第1311276 号にて指示を受け、平成 26 年 12 月 17 日付

け 26 原機（安）101（平成 27 年 1 月 19 日付け26 原機（安）106 をもって修正）及び

平成 28 年 3 月 31 日付け 27 原機（安）061（平成 28 年 5 月 31 日付け 28 原機（安）

012 をもって修正）をもって提出した報告書において、安全上重要な施設は特定されないこ

とを報告したとおり、地震、竜巻等による外部衝撃を考慮しても周辺公衆への影響が 5mSv

以下であることを確認している。

廃止に向けた措置期間中においても、許可申請書に記載された核燃料物質の取扱制限量を

超えた取扱いはないことから、周辺公衆への影響が 5mSv を超えることはない。



施設編

4

廃止に向けた措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその機能並びにその機能を維

持すべき期間については、原子炉施設編の記載に加え、以下のとおり。

表１０－１核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の維持管理


新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵庫未臨界

維持機能

核燃料物質の

搬出まで

貯蔵施設コンバータ置場未臨界

維持機能

核燃料物質の

搬出まで


廃止に向けた措置に要する資金の額及びその調達の方法については、原子炉施設編の記載

に含まれる。




廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載の

とおり。







施設編

別冊１０ＦＣＡ

施設編

1




廃止措置に係る工場又は事業所の名称及び所在地については、原子力科学研究所の共通編


三廃止措置の対象となることが見込まれる使用施設等（以下「廃止措置対象施設」という。）

及びその敷地







ＦＣＡは、昭和42年に原子炉運転を開始した高速炉用臨界実験装置である。高速炉の核

特性の研究を目的として、平成23年までに5000回以上の運転を行い、高速実験炉「常陽」

や高速増殖原型炉「もんじゅ」の設計及び安全審査に必要な実験データを提供してきた。




載のとおり。



本施設の解体の対象となる施設及び設備は、原子炉施設編の記載のとおり。


解体の方法は、原子炉施設編の記載のとおり。


１．核燃料物質の貯蔵場所ごとの種類及び最大保管量


施設編

2


貯蔵場所種類最大貯蔵量

燃料貯蔵庫

プルトニウム 1.5 kgPu 原子炉燃料との合計で

250 kgPu(239Pu+241Pu)

濃縮ウラン 5％未満 5 kgＵ原子炉燃料との合計で

325 kgＵ(235Ｕ) 濃縮ウラン 5％以上 20％未満 25 kgＵ

濃縮ウラン 20以上 5 kgＵ

劣化ウラン 500 kgＵ

原子炉燃料との合計で

ウラン：30 tＵ

トリウム：50 kgTh

天然ウラン 500 kgＵ

濃縮ウラン 1.5 kgＵ

(235Ｕ)

ウラン 233 10 gＵ


核燃料物質の管理は、原子炉施設編の記載のとおり。



六廃止措置に係る核燃料物質による汚染の除去（核燃料物質による汚染の分布とその評価方法

を含む。）


核燃料物質による汚染の分布とその評価方法については、原子炉施設編の記載のとおり。


除染の方法については、原子炉施設編の記載のとおり。

七廃止措置において廃棄する核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込

み及びその廃棄

廃止措置において廃棄する核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物の発生量の見込み

及び廃棄については、原子炉施設編の記載のとおり。


１．廃止措置期間中の放射線管理

廃止措置期間中の放射線管理については、原子炉施設編の記載のとおり。

２．廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量評価

廃止措置期間中の平常時における周辺公衆の線量評価については、原子力科学研究所の共通編


施設編

3

九廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生することが想定

される事故の種類、程度、影響等

本施設の廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に発生すること

が想定される事故の種類、程度、影響等については、以下のとおり評価した。

許可申請書の「安全対策書」に記載のとおり、想定事故としてのプルトニウム燃料の破損事故

について評価済であり、周辺公衆への影響が5mSv以下であることを確認している。

また、原子力規制委員会より平成25年12月18日付け原規研発第1311276号にて指示を受け、平

成26年12月17日付け26原機（安）101（平成27年1月19日付け26原機（安）106をもって修正）及

び平成28年3月31日付け27原機（安）061（平成28年5月31日付け28原機（安）012をもって修正）

をもって提出した報告書において、核燃料物質の取扱制限量の設定等の安全強化策を行うことに

よって、安全上重要な施設は特定されないことを報告しているため、地震、竜巻等による外部衝

撃を考慮しても周辺公衆への影響が5mSv以下であることを確認している。

廃止に向けた措置期間中においては、核燃料物質は施設から搬出済であることから、周辺公衆

への影響が5mSvを超えることはない。

十廃止措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びにその性能を維持すべき期

間

廃止措置期間中に機能を維持すべき使用施設等及びその性能並びにその性能を維持すべき期間

については、原子炉施設編の記載のとおり。


廃止措置に要する費用の見積り及びその資金の調達の方法については、原子炉施設編の記載の

とおり。




廃止に向けた措置に関する品質保証計画については、原子力科学研究所の共通編の記載のとお

り。



施設編

4

十五廃止措置実施方針の変更の記録（作成若しくは変更又は見直しを行った日付、変更の内容

及びその理由を含む。）


0 平成 30年 12月 25日廃止措置実施方針作成

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