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核燃料物質使用施設の安全上重要な施設に関する再評価の状況について
（中間報告）
平成２８年１月２７日
原 子 力 規 制 庁
１．経緯
⑴ 核燃料物質使用施設については、原子炉等規制法においてバックフィット規定
が設けられていないが、安全性の更なる向上の観点からは新規制基準に適合す
ることが望ましい。そのため、平成 25 年 12 月、原子力規制委員会は、原子炉等規
制法施行令第 41 条
＊１に該当する核燃料物質の使用者（以下「事業者」という。）に
対し、安全上重要な施設
＊２（以下「安重施設」という。）を特定すること、安重施設
が存在する場合は、新規制基準に適合させるために可能な限り改造等の措置を
とること等を指示した。
その後、平成 26 年 12 月までに、いずれの事業者からも安重施設はない旨報告
された。しかし、これらの報告では、構築物、系統及び機器の故障等の内的事象
についてのみ考慮した評価がなされており、地震、津波、竜巻等の外的事象によ
る損傷が考慮されていなかった。
⑵ このため、原子力規制庁は、平成 27 年 8 月、核燃料施設等の新規制基準におけ
る安重施設の選定の考え方を明確化
※３するとともに、事業者に対し再評価を行い
報告するよう求めた。
⑶ 本資料は、平成 27 年 12 月末までの事業者の検討状況と今後の対応を中間的に
取りまとめたものである。
２．事業者による再評価の状況
⑴ 事業者は、平成 27 年 8 月に原子力規制庁が明確化した安重施設の選定の考え
方に沿って再評価を進めているが、地震、津波及び竜巻に対する頑健性の評価
にさらに時間を要することから評価は完了していない。
(2) なお、一部の施設では、取り扱う核燃料物質の数量を減じるなどの保安規定変
更及び使用変更許可申請を予定している旨が報告されている。
資料５
2
(3) 外力のうち地震を対象とした主な評価の実施概況は以下のとおり。（全事業所の
評価概況は別紙参照）
① 地震に関する評価が終了した施設
（建屋、セル及び GB の除染係数(DF： Decontamination Factor）を 1 として、評価
した結果、周辺公衆の実効線量は 5mSv を超えるおそれはない施設)
JAEA 原子力科学研究所
JRR-3、JRR-4、NSRR
注１）及び FCA
注２）並びに放射性廃棄物処理場
注３）、
ホットラボ、プルトニウム燃料研究１棟
注１） これら施設に設置される核燃料物質等の照射試験や物性研究等を行うための設備等が対象 注２） この施設に設置される炉物理特性測定用サンプル等として核燃料物質を使用するための設備等が 核燃料物質使用許可の対象 注３） 原子力科学研究所の核燃料物質の使用許可の対象設備等から発生する放射性廃棄物を処理する 設備等 （原子炉施設と供用）が核燃料物質使用許可の対象② 取り扱う核燃料物質の数量を減じる保安規定の変更申請予定の施設
（建屋、セル及び GB の DF を 1 として保守的に評価した結果、周辺公衆の実効
線量が 5mSv を超えるおそれがあるため、取り扱う核燃料物質の数量を減じ
る。)
JAEA 原子力科学研究所
燃料試験施設
注）、廃棄物安全試験施設
注）本施設については、津波を対象とした評価結果を踏まえた措置 JAEA 核燃料サイクル工学研究所
プルトニウム燃料第 1 開発室、同第 2 開発室、高レベル放射性物質研究
施設
③ 建屋・セルの DF=10 とする妥当性等を評価中の施設
JAEA 原子力科学研究所バックエンド研究施設
公益財団法人核物質管理センター東海保障措置センター
株式会社東芝原子力技術研究所
日本核燃料開発株式会社
ニュークリア・デベロップメント株式会社等
(4) 各事業者からは、今後、地震、津波、竜巻その他の外的事象に関し評価を進め、
平成 28 年 3 月までに最終的な報告を提出する予定である旨の報告を受けている。
3
３．今後の進め方
事業者による再評価の最終的な報告書について、原子力規制庁が確認し、その結
果を原子力規制委員会に報告する。この過程で、再評価に用いられた係数の妥当性
の確認などを行う必要があるところ、必要に応じ、原子力規制委員会委員を含む確
認のための会合を開催する。
（参考） その他特記事項
JAEA 核燃料サイクル工学研究所 プルトニウム燃料第三開発室（以下「第三開発
室」という。）について
⑴ 平成 27 年 8 月 19 日、原子力規制委員会は、第三開発室については、加工事業と
して新規制基準に適合させるための取組みを速やかに行うこと等を指示した。
これを受け、JAEA より、同年 9 月 30 日付け（11 月 6 日付けで一部補正）で、原
子力規制委員会に今後の運用計画に関する報告書が提出された。
＊４⑵ 同運用計画に基づく措置の実施状況等は以下のとおり。
① 加工事業として新規制基準に適合させるための取り組み
平成 27 年度内に基準地震動の策定や建屋等の補強方法の検討が完了するよう
取り組むとともに、補正申請
※５時期を明確にする。
② 施設の運用を核燃料物質の貯蔵等に制限するため措置
i. 貯蔵容器に封入して貯蔵している核燃料物質の貯蔵（継続中）
ii. 燃料製造に係る規定を削除する保安規定の変更（平成 27 年 11 月 30 日申請、
12 月 28 日認可済）
iii. 燃料製造に係る記載を削除する等の核燃料物質の使用許可変更（平成 27 年
度中に申請を目途）
iv. 多量の核燃料物質を貯蔵するグローブボックス等の耐震補強等
v. 第三開発室の安全機能及び設備機能の維持のための設備更新等
注：ⅳ、ⅴは、平成 27～28 年度中を目途に実施） ＊１： 原子炉等規制法施行令第 41 条該当施設 一定量（非密封のプルトニウム 1 グラム、濃縮ウラン(濃縮度 5％未満)1200 グラム等）以上の核燃料物質を取り扱 う使用施設。規制要求として、使用施設一般に課せられている原子力規制委員会の施設検査に加え、保安規定の 認可、保安検査等が必要。 ＊２： 安全上重要な施設 使用施設等のうち、安全機能の喪失により、公衆又は従事者に放射線障害を及ぼすおそれがあるもの及び設計 評価事故時に公衆又は従事者に及ぼすおそれがある放射線障害を防止するため、放射性物質又は放射線が使用 施設等を設置する工場又は事業所の外へ放出されることを抑制し、又は防止するものをいう。（核燃料物質の使用 等に関する規則第 1 条第 2 項第 8 号）4 ＊３： 「核燃料物質使用施設における安全上重要な施設に係る評価等について」（平成 27 年 8 月 19 日、原子力規制委 員 会資料 3-1）、使用施設等の新規制基準における「安全上重要な施設」の選定の考え方について」（同資料 3-2） ＊４： http://www.nsr.go.jp/disclosure/meeting/USE/index.html 平成 27 年 11 月 06 日 「国立研究開発法人日本原子力 研究開発機構への原子力規制員会決定に基づき提出があった報告書及び使用施設の「安全上重要な施設」の再評 価の報告についての面談」 資料１参照 ＊５： 第三開発室の加工事業許可申請の補正 第三開発室については、原子炉等規制法上、使用許可ではなく、より規制が厳しい加工事業許可が必要であり、 JAEAは、平成16年9月、加工事業許可申請を経済産業大臣あて出している。 平成18年2月、経済産業省（旧原子力安全・保安院）の1次審査が終了したが、旧原子力安全委員会の2次審査中、 同年9月に改訂された耐震設計審査指針への適合が求められたことを受け、平成22年12月、JAEAは経済産業大臣あ て補正を提出。その後、東日本大震災が発生に伴い審査は中断された。平成25年12月、新規制基準が施行された が、これへの適合確認のための補正申請は提出されず、現在に至っている。
. 5 別 紙 原子炉等規制法施行令第 41 条に該当する核燃料物質使用施設に関する 安重施設に関する事業者による現在の評価状況一覧 凡 例 ○： 評価終了（事故時の公衆の実効線量 5mSv を超えない） ●： 保守的条件による暫定評価終了。5mSv を超えるおそれがあるため、当面、核燃料物質の取扱い量を減じることを内容とする保安規定の変更認可申請 を提出する予定。詳細評価実施中。 △： 評価中。 －： 該当なし。 No. 使用者名 施設名 安全重要な施設の有無の評価進捗状況 地震 津波 竜巻 その他の 外部事象 1 JAEA 原子力科学研究所 燃料試験施設(RFEF) ○ ● △ △ ホットラボ ○ ○ △ △ プルトニウム研究 1 棟 ○ ○ △ △ バックエンド研究施設（BECKY） △ △ △ △ 廃棄物安全試験施設（WASTEF） ● △ △ △ JRR-3 注１） ○ △ △ △ JRR-4注１） ○ ○ ○ ○ NSRR注１）) ○ △ ○ ○ FCA注２） ○ △ △ △ 放射性廃棄物処理場 注３） ○ △ △ △ 2 JAEA 核燃料サイクル工学研究所 プルトニウム燃料第一開発室 ● ○ △ △ プルトニウム燃料第二開発室 ● ○ △ △ プルトニウム燃料第三開発室 － － － ― B 棟 ○ △ △ △ J 棟 ○ ○ △ △ 東海事業所第 2 ウラン貯蔵庫 ○ ○ △ △ 高レベル放射性物質研究施設 ● △ △ △ プルトニウム廃棄物処理開発施設 ○ △ △ △ ウラン貯蔵庫 ○ ○ △ △ 3 JAEA 大洗研究開発センター（北地区） JMTR 注１） △ ○ △ △ ホットラボ ● ○ △ △ 燃料研究棟 ● ○ △ △ HTTR 注１） ○ ○ ○ ○ 4 JAEA 大洗研究開発センター（南地区） 照射燃料試験施設（AGF） ● ○ △ △ 照射燃料集合体試験施設(FMF) ● ○ △ △ 照射材料試験施設(MMF) ● ○ △ △ 照射装置組立検査施設(IRAF) ○ ○ △ ○ 固体廃棄物前処理施設(WDF) ○ ○ △ △ 第 2 照射材料試験施設(MMF-2) ● ○ △ △ 廃棄物処理建家(JWTF) ○ ○ △ △ 5 JAEA 人形峠環境技術センター 濃縮工学施設 ○ ○ △ ○ 廃棄物処理施設 ○ ○ △ △ 製錬転換施設 ○ ○ △ ○ 6 国立大学法人東京大学大学院 工学系研究科 原子力専攻 △ ○ △ △ 7 国立大学法人京都大学 原子炉実験所 臨界集合体実験施設(KUCA) 特別燃料貯蔵室 ○ ○ △ ○ 8 公益財団法人核物質管理センター 東海保障措置センター 保障措置分析棟、開発試験棟、 新分析棟 △ ○ △ △ 9 公益財団法人核物質管理センター 六ヶ所保障措置センター OSL △ ○ ○ △ 10 日本核燃料開発株式会社 NFD ホットラボ施設 △ ○ △ △ 11 ニュークリア・デベロップメント株式会社 燃料ホットラボ施設 △ △ △ △ 12 株式会社東芝 原子力技術研究所 N-28 △ △ △ △ 13 原子燃料工業株式会社 東海事業所 HTR 燃料製造施設 注４） ― ― ― ― 注１）： これら施設に設置される核燃料物質等の照射試験や物性研究等を行うための設備等が核燃料物質使用許可の対象 注２）： この施設に設置される炉物理特性測定用サンプル等として核燃料物質を使用するための設備等が核燃料物質使用許可の対象 注３）： 原子力科学研究所の核燃料物質の使用許可の対象設備等から発生する放射性廃棄物を処理する設備等（原子炉施設と供用）が核燃料物質使用許可の対象 注４）： 原子燃料工業株式会社 東海事業所については、原子炉等規制法施行令第 41 条非該当施設としての核燃料物質の使用変更許可を申請中(平成 27 年 12 月 15 日申請) 注５）： JAEA は、本一覧に記載していない核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム廃棄物貯蔵施設、第二プルトニウム廃棄物貯蔵施設、ウラン廃棄物処理施設、M 棟及び人形形峠環 境技術センターの核燃料物質の貯蔵施設、放射性廃棄物の保管廃棄施設については、「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」第 4 条第 5 項に掲げられた 安全上重要な施設に該当に該当しないとして再評価の対象外としている。
.
. 7 ＜参考 １＞ 資料３－１
核燃料物質使用施設における安全上重要な施設に係る評価等について
平成２７年８月１９日
原 子 力 規 制 庁
１． 経緯
（１） 核燃料物質使用施設については、改正原子炉等規制法においてバックフィット規
定が設けられていないが、安全性の更なる向上の観点からは新規制基準に適合
することが望ましいため、平成２５年１２月、原子力規制委員会は、核燃料物質使
用者（原子炉等規制法施行令第４１条に該当する核燃料物質の使用者（以下「令第
４１条該当使用者」という。）に限る。）に対し、下記の対応を求めた。
① 「安全上重要な施設」を特定すること
② 「安全上重要な施設」が存在する核燃料物質使用施設については、新規制基準
に適合させるために可能な限り改造等の措置をとることとし、その実施計画を
検討すること
③ これらの結果について、平成２６年１２月１７日までを目途に原子力規制委員会
に報告すること
（２） これを受け、令第４１条該当使用者より、提出期限までに報告が提出されたが、い
ずれの使用者も「安全上重要な施設」はないとしている。（別添参照）
２．「安全上重要な施設」の選定の考え方について
（１） これまで、核燃料施設等の新規制基準における「安全上重要な施設」の選定の考え
方が必ずしも明確化されていなかったことから、核燃料物質使用施設のみならず、
加工施設を含む核燃料施設等の新規制基準適合性審査においても、原子力規制庁
と事業者の間で認識が統一されていなかった。
（２） このため、今般、原子力規制庁では、「安全上重要な施設」の選定の考え方につい
て、資料３－２の通り明確化した。
３．今後の進め方
（１） 別添の使用者のうち、核燃料物質取扱量の多い使用者（日本原子力研究開発機構、
日本核燃料開発㈱及びニュークリア・デベロップメント㈱）については、既に原子力
規制庁より資料３－２の考え方を示し、９月末を目途に再評価を要請している。
. 8
その他の使用者（既に令第４１条該当使用者でなくなっている No.14 放射線医学総合
研究所及び No.15 産業技術総合研究所を除く）についても、今後、再評価を要請する
こととする。
（２） 再評価の結果については、原子力規制庁が確認し、取りまとめて原子力規制委員
会に報告する。この過程で、必要に応じ、原子力規制委員会委員を含む確認のため
の会合を開催する。
（３） 別添の使用施設のうち、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイク
ル工学研究所プルトニウム燃料第三開発室については、平成１６年９月、加工事業
許可申請が提出されているが、平成２５年１２月に施行された新規制基準への適
合確認のための補正書類は提出されず、現在に至っている。
当該施設の新規制基準適合性を確認するまでの間もプルトニウムを適切に管
理させる必要があることから、このための措置について同機構に対し別途文書
で指示することとし、上記（１）の再評価の対象からは除外する。（詳細については資
料３－３参照）
以上
. 9 別 添 核燃料物質の使用施設（令第 41 条該当施設）における 安全上重要な施設の有無に係る使用者の評価結果一覧 No. 使用者名 施設名 評価結果 1 (国立研究開発法人) 日本原子力研究開発機構 原子科学研究所 燃料試験施設 無 バックエンド研究施設 無 廃棄物安全試験施設 無 ホットラボ 無 プルトニウム研究 1 棟 無 JRR-3 無 JRR-4 無 NSRR 無 FCA 無 放射性廃棄物処理場 無 2 (国立研究開発法人) 日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所 プルトニウム燃料第一開発室 無 プルトニウム燃料第二開発室 無 プルトニウム燃料第三開発室 無 プルトニウム廃棄物処理開発施設 無 B 棟 無 ウラン廃棄物処理施設 無 J 棟 無 M 棟 無 東海事業所第２ウラン貯蔵庫 無 高レベル放射性物質研究施設 無 3 (国立研究開発法人) 日本原子力研究開発機構 大洗研究開発センター （北地区） JMTR 無 ホットラボ 無 燃料研究棟 無 HTTR 無 4 (国立研究開発法人) 日本原子力研究開発機構 大洗研究開発センター (南地区) 照射燃料試験施設(AGF) 無 照射燃料集合体試験施設(FMF) 無 照射材料試験施設(MMF) 無 照射装置組立検査施設(IRAF) 無 固体廃棄物前処理施設(WDF) 無 第 2 照射材料試験施設(MMF-2) 無 廃棄物処理建家(JWTF) 無
. 10 5 (国立研究開発法人) 日本原子力研究開発機構 人形峠環境技術センター 濃縮工学施設 無 廃棄物処理施設 無 製錬転換施設 無 6 (国立大学法人) 東京大学大学院工学系研究科 原子力専攻 無 7 (国立大学法人) 京都大学 原子炉実験所 臨界集合体実験設備(KUCA) 「特別燃料貯蔵室」 無 8 (公益財団法人) 核物質管理センター 東海保障措置センター 保障措置分析棟、開発試験棟、 新分析棟 無 9 (公益財団法人) 核物質管理センター 六ヶ所保障措置センター OSL 無 10 日本核燃料開発㈱ NFD ホットラボ施設 無 11 ニュークリア・デベロップメント ㈱ 燃料ホットラボ施設 無 12 ㈱東芝 原子力技術研究所 N28-2 無 13 原子燃料工業㈱ 東海事業所 HTR 燃料製造施設 無 14 (国立研究開発法人)放射線医学 総合研究所 被ばく医療共同研究施設 無 15 (国立研究開発法人)産業技術総 合研究所 つくば中央第二事業所 無 備考 「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」 第４条（火災等による損傷の防止）の解釈 ― 抜粋 ― ５ 上記３の「安全上重要な施設」とは、以下に掲げるものが含まれるものをいう。ただし、安全機能が喪失したとしても、公衆 及び従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのないことが明らかな場合は、この限りでない。 一 プルトニウムを含む溶液又は粉末を内蔵する系統及び機器 二 使用済燃料、高レベル放射性液体廃棄物を内蔵する系統及び機器 三 上記一及び二の系統及び機器の排気系統 四 上記一及び二の系統及び機器を収納するセル等 五 上記四の排気系統 六 上記四のセル等を収納する構築物及びその換気系統 七 核燃料物質を非密封で大量に取り扱う系統及び機器の排気系統 八 非常用所内電源系統及び安全上重要な施設の機能の確保に必要な圧縮空気等の主要な動力源 九 熱的、化学的又は核的制限値を有する設備・機器並びに当該制限値を維持するための設備・機器 十 臨界事故の発生を直ちに検知し、これを未臨界にするための設備・機器 十一 使用済燃料を貯蔵するための施設 十二 高レベル放射性固体廃棄物を保管廃棄するための施設 十三 その他上記各系統・設備・機器等の安全機能を維持するために必要な系統・設備・機器等のうち、安全上重要なもの
. 11 ＜参考 ２＞ 資料３－２
使用施設等の新規制基準における「安全上重要な施設」の選定の考え方について
平成２７年８月１９日
原 子 力 規 制 庁
使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則及びその解釈で規定され
ている「安全上重要な施設」を公衆への影響の観点から選定する際の基本的な考え
方について、下記のとおり取り扱うこととする。
なお、加工施設
1及び廃棄物管理施設
2における「安全上重要な施設」の選定にお
ける基本的な考え方も同様とする。また、試験研究炉における「重要安全施設」につ
いては、位置・構造・設備の技術基準
3等に定めるところにより、「水冷却型試験研究
用原子炉施設に関する安全設計審査指針」の基本的な考え方
4に基づくこととする
が、外的事象に対する考慮については下記を参考とする。
記
１．構築物、系統及び機器（以下「SSC」とする。）の「機能の喪失」により公衆が被ば
くする線量の評価値が、発生事故当たり５mSv を超えるものを、安全上重要な施
設として選定する。
２．当該選定における「機能の喪失」には、SSC の故障等による内的事象に加え、地
震、津波及びその他の外的事象による損傷も考慮することとする。なお、内的事
象による機能の喪失では、単一の事象に起因して必然的に起こる多重故障を考
慮する。
３．「機能の喪失」を想定する際の外的事象の規模
・ 外的事象の規模等は、「位置・構造・設備の技術基準等」中、地震による損傷
の防止、津波による損傷の防止、その他の外部からの衝撃による損傷の防止
に関する規定において、「安全上重要な施設」に要求される規模とする。
例えば、地震については耐震Ｓクラスで考慮する地震力、津波については基
準津波、竜巻については基準竜巻とする。なお、その影響が除外できる場合に
ついては考慮する必要はない。
1 加工施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則及びその解釈 2 廃棄物管理施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則及びその解釈 3 試験研究の用に供する原子炉の位置、構造及び設備の基準に関する規則及びその解釈 4 水冷却型試験研究用原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する基本的な考え方. 12
・ 外的事象による「機能の喪失」の範囲については、共通要因故障を考える。ま
た、影響を受けた各施設の機能喪失の程度は各施設の設計等を踏まえること
とする。
・ 必要がある場合は、自然現象の重畳についても考慮する。
４．「安全上重要な施設」の選定に係る外的事象による「機能の喪失」の想定は次を
基本とする。
（１）基本的な考え方
○外的事象に関しては、「安全上重要な施設」があったとした場合に想定する必
要がある荷重と同程度の荷重を想定して評価する。具体的には、以下に示す考
え方とする。この場合、共通要因故障を考えることとする。
（２）外的事象に係る評価条件の考え方
１）地震
○地震力は耐震Ｓクラスの施設に求められる程度とする。なお、当該地震力
を想定しない場合は、当該施設は機能維持できないものとして評価する。
○当該評価においては、設計に応じた施設の損傷を見込んで除染係数（DF）
等を設定するものとする。
２）津波
○津波高さや遡上範囲は、基準津波相当とする。なお、基準津波相当を策定
又は想定しない場合は、当該施設は機能維持できないものとして評価する。
なお、上記津波を想定しても津波の遡上がないことが確認できれば評価は
不要となる。
○当該評価においては、津波により施設が損傷したとして、核燃料物質又は
核燃料物質に汚染されたものが津波によって流出しないような措置又は流
出した場合における適切な除染係数（DF）等を見込んで評価する。例えば、
津波が遡上し、浸水しても、固縛や一部の部屋の強固な設計等で流出を防
止できれば、それを考慮して評価する。
３）竜巻
○竜巻の想定は、「原子力発電所の竜巻影響評価ガイド」を参考に設定す
る。
○評価については、竜巻により施設が損傷したとして、核燃料物質又は核燃
料物質に汚染されたものが飛来物として施設外へ飛散することがないよう
な措置又は飛散した場合における適切な除染係数（DF）等を見込んで評価
する。例えば、竜巻により施設が損傷しても、固縛や一部の部屋の強固な
設計等で飛散を防止できれば、それを考慮して評価する。
. 13
４）その他の外部からの衝撃について
地震、津波及び竜巻以外の自然現象（洪水、風（台風）、凍結、降水、積雪、
落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災等）及び工場等内又は
その周辺において想定される事象であって人為によるもの（飛来物、ダムの
崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突、電磁的障害等。た
だし、故意によるものを除く。）の評価は次のとおりとする。
○これら事象の荷重については、発電用原子炉施設や再処理施設等で想定
するものと同等とし、その設定においては各種の審査ガイドを参考とする。
これらを策定又は想定しない場合は、当該施設は機能維持できないものと
して評価する。なお、その発生が除外できる場合や影響がごく小さいことが
明らかな場合には考慮する必要はない。
○当該評価においては、上記荷重を受けた場合における施設の損傷を踏ま
え、適切な除染係数（DF）等を見込んで評価する。
.
. 15 ＜参考 ３＞ 原子炉等規制法施行令第 41 条に該当する核燃料物質使用施設の概況 No 使用者名 施設名 施設概況（使用の目的等） 1 JAEA 原子力科学研究所 燃料試験施設(RFEF) 原子炉で照射した核燃料物質の照射後試験等 ホットラボ 核燃料物質の照射後試験等 プルトニウム研究 1 棟 核燃料の固体化合物の製造等に関する研究 バックエンド研究施設（BECKY） 再処理プロセスに関する研究開発等 廃棄物安全試験施設（WASTEF） 放射性廃棄物の処理処分の安全性に関する試験研究等 JRR-3注１） 核燃料物質の照射試験及び物性研究等 JRR-4注１） 核燃料物質の照射試験等 NSRR注１） 燃料破損の挙動の研究等 FCA注２） 高速炉の炉物理の研究 放射性廃棄物処理場 注３） 放射性廃棄物の貯蔵、処理又は保管廃棄等 2 JAEA 核燃料サイクル工学研究所 プルトニウム燃料第一開発室 熱中性子炉及び高速中性子炉用のプルトニウムを含む燃料の製造 技術の開発等 プルトニウム燃料第二開発室 核燃料製造及びその過程で残存した核燃料物質の安定な保管形態 への処理等 プルトニウム燃料第三開発室 高速増殖炉用燃料の貯蔵等 注４） B 棟 核燃料物質を使用した設備の除染・解体・減容に係る資料の分析等 J 棟 遠心分離機の解体及び除染等 東海事業所第 2 ウラン貯蔵庫 ウランの貯蔵 高レベル放射性物質研究施設 新型炉燃料の再処理技術開発の研究、高レベル放射性廃液の処 理・処分技術に関する研究等 プルトニウム廃棄物処理開発施設 プルトニウム、ウラン及びそれらの化合物に汚染された放射性廃棄 物の減容処理技術に関する実証試験等 ウラン貯蔵庫 ウランの貯蔵 3 JAEA 大洗研究開発センター （北地区）、 JMTR注１） 核燃料物質の照射試験等 ホットラボ JMTR 等で照射した核燃料物質の照射後試験 燃料研究棟 新型燃料の開発研究 HTTR注１） 高温ガス炉の燃料の破損挙動の究明等 4 JAEA 大洗研究開発センター （南地区） 照射燃料試験施設（AGF） 照射した燃料等の照射後試験等 照射燃料集合体試験施設(FMF) 照射した燃料集合体等の照射後試験等 照射材料試験施設(MMF) 照射した燃料被覆管等の照射後試験等 照射装置組立検査施設(IRAF) 高速実験炉で照射試験する特殊燃料要素等の製造等 固体廃棄物前処理施設(WDF) 固体廃棄物の前処理 第 2 照射材料試験施設(MMF-2) 照射した燃料被覆管等の照射後試験等 廃棄物処理建家(JWTF) 放射性廃棄物の一時保管及び処理 5 JAEA 人形峠環境技術センター 濃縮工学施設 注５） 遠心分離法によるウラン濃縮技術の開発等注２） 廃棄物処理施設 放射性廃棄物の焼却減容処理又は保管廃棄 製錬転換施設 使用を終了した設備・機器の解体撤去等 6 国立大学法人東京大学大学院工学 系研究科 原子力専攻 高濃縮ウランの保管管理等 7 国立大学法人京都大学 原子炉実験所 臨界集合体実験施設(KUCA) 特別燃料貯蔵室 研究炉用燃料の加工後の残りの濃縮ウランの保管等 8 公益財団法人 核物質管理センター 東海保障措置センター 保障措置分析棟、開発試験棟、 新分析棟 核燃料物質の保障措置に係る分析等 9 公益財団法人 核物質管理センター 六ヶ所保障措置センター OSL 核燃料物質の保障措置に係る分析等 10 日本核燃料開発株式会社 NFD ホットラボ施設 未照射燃料、炉内挿入物等の照射材料等の化学的、機械的な試験 等 11 ニュークリア・ デベロップメント株式会社 燃料ホットラボ施設 原子炉で照射した核燃料物質及び未照射の核燃料物質並びに被 覆管材等の照射後試験等 12 株式会社東芝 原子力技術研究所 N-28 核燃料物質の保管管理 13 原子燃料工業株式会社 東海事業所 HTR 燃料製造施設 HTR(JAEA の HTTR)の取替え燃料の製造 注１）： これら施設に設置される核燃料物質等の照射試験や物性研究等を行うための設備等が核燃料物質使用許可の対象 注２）： この施設に設置される炉物理特性測定用サンプル等として核燃料物質を使用するための設備等が核燃料物質使用許可の対象 注３）： 原子力科学研究所の核燃料物質の使用許可の対象から設備等発生する放射性廃棄物を処理する設備等（原子炉施設と供用）が核燃料物質使用許可の対象 注４）： JAEA は、平成 27 年 8 月 19 日付けの原子力規制委員会からの指示を受け、同年 11 月 30 日付けで、燃料製造は行わないことを内容とする保安規定の変更認可申請を 原子力規制委員会あて申請し、同年 12 月 28 日付けで認可を受けている。 注５）： 濃縮工学試験研究施設については、遠心機処理の継続並びに除染済部品のクリアランス、澱物の処理プロセスの設定検討に必要な試験等が進められている。
.
. 17
＜参考 ４＞
（国）日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所 プルトニウム燃料第三開発室の規制上の取扱いについて 平成２７年８月１９日 原 子 力 規 制 庁 １．経緯（参考１参照） （１）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。）核燃料サイクル工学研 究所プルトニウム燃料第三開発室（以下「第三開発室」という。）については、もんじゅの燃 料製造を行う目的で昭和 56 年 11 月、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の設置に関す る法律（以下「原子炉等規制法」という。）に基づく核燃料物質の使用の許可を受け、その 後、常陽の燃料製造、軽水炉用プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料製造プロセスに係る 製造条件確認試験（以下「実規模ＭＯＸ試験」という。）を行うため等の変更許可を受けてい る。 （２）しかしながら、第三開発室については、燃料製造行為の反復継続性、一定の技術的基盤の 確立、事業規模、プルトニウムの取扱い量の観点から、使用施設としての許可から加工事 業としての許可に変更することが妥当であるとの当時の安全規制当局の判断を受け、平成 １６年９月、試験設備等も含む内容で加工事業許可申請が経済産業大臣あて出されてい る。 （３）この加工事業許可申請について、経済産業省（旧原子力安全・保安院）では審査の結果、 平成１８年２月、基準に適合しているとの審査結果を旧原子力安全委員会に諮問したが、 旧原子力安全委員会における審査において同年９月に改訂された耐震設計審査指針への 適合を求められ、機構からは補正が提出されたものの、震災により審査は中断された。 その後新規制基準が施行されたが、これへの適合確認のための補正書類は提出されず、 現在に至っている。 ２．実規模ＭＯＸ試験について （１）機構は、本年７月３日より、第三開発室において軽水炉用ＭＯＸ燃料の製造の条件確認試 験を開始した。これについて、原子力規制庁より機構に対し、説明を求めたところ、７月１０ 日、以下の説明があった（参考２参照）。 ①日本原燃（株）との協定に基づき、受託試験として軽水炉用ＭＯＸ燃料製造プロセスに係 る製造条件確認試験を行うものである。（核燃料物質取扱量：約 160kgＭＯＸ（約 120kgＵ、 約 20kgＰｕ）、試験期間：平成 27 年 7 月～平成 28 年 3 月） ②同様の試験は、平成１８年から２０年にも実施している。 ③試験であり、反復継続性はないことから、現行の使用許可に照らし実施可能（加工事業 の許可は不要）と判断している。 ④なお、試験は、７月８日まで実施し、それ以降は停止中。 資料３－３. 18 （２）本件への対応について原子力規制庁で検討していたところ、７月２９日の面談において、機 構より、検討の結果、第三開発室については、加工事業に係る新規制基準への適合確 認のための対応に専念し、これを早急に進めること、実規模ＭＯＸ試験については、加工 事業に係る新規制基準への適合の確認を受けない限り実施しないこととした旨の説明 があった。 ３．第三開発室の規制上の取扱い （１）第三開発室については、加工事業許可申請中の施設であること、また、今回予定していた ような試験は、確立した技術基盤を用いて、ＭＯＸ燃料の量産に用いる規模の施設で、燃 料製造に類する試験を再度行おうとするものであり、今後も繰り返し実施される可能性も踏 まえれば、反復継続性が否定できない。これに加え、規制委員会が発足し、新規制基準が 施行された現段階においては、原子炉等規制法の目的である災害防止の観点からも、加 工事業として規制すべき行為を加工事業許可を受けずに行うことは認められない。 （２）一方、第三開発室の新規制基準適合性を確認するまでの間もプルトニウムを適切に管理さ せる必要がある。 このため、それまでの間は、使用許可の下で安全管理を行うこととなるが、機構が実施 することとしている安全性向上措置（グローブボックスの耐震補強等の工事、事故対応に 必要となる資機材の整備等のソフト面も含めた対策）について、原子力規制庁として確認 していくことに併せ、機構に対し、別紙により以下の内容を指示することとする。 ① 第三開発室について、加工事業の許可申請書の補正等の新規制基準に適合させ るための取組を速やかに行うこと。 ② 新規制基準に適合することを確認するための規制法第１６条の３に基づく使用前検 査に合格するまでの間、燃料製造及びこれに関する試験を行わないこと及びプルトニ ウム等の核燃料物質を適切に管理するための貯蔵を行うことを内容とする計画を策 定し、平成２７年９月３０日までに原子力規制委員会に報告すること。 ③ ②の計画に、現在の使用の許可の内容をプルトニウム等の核燃料物質の貯蔵等を 目的とするものに変更するための使用の変更許可申請書の提出について明記するこ と。 ４．その他 原子力規制庁では、本年４月以降、現地原子力保安検査官が巡視等の日常の活動により、 第三開発室における当該試験の実施計画を把握し、本庁担当課に情報共有していたが、本 庁ではこれを適切に把握できず、事前に機構に注意を促す機会を逸した。 このため、今後の確実な再発防止の観点から、原子力規制委員会マネジメント規程に基づ き要改善事項として適切に管理し、是正処置を実施する。
. 19 （案） 番号 年 月 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 理事長 児玉 敏雄 あて 原子力規制委員会 ＮＲＡ－Ｃｄ－１５－●●● 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料 第三開発室の今後の運用について（指示） 核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第三開発室（以下「第三開発室」という。）については、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「規制法」という。）第５２条第１項に基づく使 用の許可を受けているものの、平成１６年９月１７日、同施設について、規制法第１３条第２項に基づき、加 工の事業の許可申請書が提出（平成１８年９月２３日及び平成２２年１２月１７日一部補正）され、現在、審 査中であり、原子力規制委員会設置法（平成二十四年法律第四十七号）により改正された核原料物質、核 燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和三十二年法律第百六十六号）及び同法の規定に基づく原 子力規制委員会規則等に定める基準（以下「新規制基準」という。）への適合が確認されていない施設で す。 このため、第三開発室について、新規制基準に適合することが確認されるまでの間もプルトニウム等の 核燃料物質を適切に管理する必要があることに鑑み、貴機構に対し、下記の対応を求めます。 記 １．第三開発室について、加工事業の許可申請書の補正等の新規制基準に適合させるための取組を速や かに行うこと。 ２．新規制基準に適合することを確認するための規制法第１６条の３に基づく使用前検査に合格するまで の間、燃料製造及びこれに関する試験を行わないこと及びプルトニウム等の核燃料物質を適切に管理 するための貯蔵を行うことを内容とする計画を策定し、平成２７年９月３０日までに原子力規制委員会に 報告すること。 ３．２．の計画に、現在の使用の許可の内容をプルトニウム等の核燃料物質の貯蔵等を目的とするものに 変更するための使用の変更許可申請書の提出について明記すること。 以上 別紙
. 20 参考１ 第三開発室に係るこれまでの経緯 昭和 56 年 11 月 核燃料物質使用許可 昭和 63 年 4 月 プルトニウム試験開始 昭和 63 年 10 月 「常陽」燃料製造開始 平成元年 10 月 「もんじゅ」燃料製造開始 平成 16 年 9 月 17 日 経済産業大臣（旧原子力安全・保安院）あて加工事業許可申請（平成 18 年 2 月 6 日及び平成 22 年 12 月 17 日一部補正） 平成 18 年 2 月 10 日 旧原子力安全・保安院から原子力委員会及び旧原子力安全委員会に諮問 平成 18 年 9 月 19 日 「発電用原子炉施設等の耐震設計審査指針」等の改訂 平成 18 年 9 月 22 日 保安院は機構あてに耐震指針の改訂を踏まえた対応を指示 平成 18 年～平成 20 年 軽水炉ＭＯＸ実規模試験 平成 22 年 12 月 17 日 機構は保安院からの指示を踏まえた補正を提出 平成 23 年 3 月 11 日 東北地方太平洋沖地震発生 平成 24 年 9 月 10 日 原子力安全委員会は改訂耐震設計指針への対応等調査審議状況を公表 平成 25 年 12 月 18 日 核燃料施設等の新規制基準施行
. 21 プルトニウム燃料第三開発室での実規模 MOX 試験の実施について（概要）i １．実規模 MOX 試験の内容 ○本試験は、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。）と日本原燃(株)との技 術協力協定に基づき、プルトニウム燃料第三開発室（以下「第三開発室」という。）において、日本原 燃(株)からの受託事業として軽水炉用燃料用ウラン・プルトニウム混合酸化物（以下「MOX」という。） 燃料製造プロセスに係る製造条件確認試験を行うものである。 ○第三開発室では、平成 18 年から平成 20 年に実規模での MOX ペレット製造試験（実規模 MOX 試 験）を実施している。その後、ペレット製造技術の高度化を図るため、プルトニウム燃料第一開発室 及び第二開発室で小規模 MOX 試験を進めてきており、今年度はその結果を踏まえて、第三開発室 での実規模 MOX 試験を実施し、MOX ペレットの品質評価を行うものである。 ○本試験における試験パラメータ、試験ラン数、核燃料物質取扱量 試験パラメータ：Pu 富化度 13％、7.4％、2％ 試験ラン数：８ラン
核燃料物質取扱量：約 160 ㎏ MOX（約 120 ㎏ U、約 20 ㎏ Pu） ○試験期間：平成２７年７月～平成２８年３月 ２．使用変更許可申請との関係 （１）試験の許認可上の位置づけ 本試験は、以下に示す特徴から加工事業には該当せず核燃料物質の使用として実施出来るも のと判断している。 日本原燃(株)からの受託試験として、軽水炉用 MOX 燃料製造の製造条件に関する試験を行 うもの Pu 富化度等をパラメータとして小数回実施（８ラン）するもので、「反復継続性はない」 （２）使用変更許可申請等との関係 本試験は、既に第三開発室において核燃料物質の使用の許可を取得している使用の目的及び 使用の範囲内で実施するものである。 以上 i 本資料は、平成 27 年 7 月 10 日付けで機構から提出された「プルトニウム燃料第三開発室での実規模ＭＯＸ試験の実施につ いて」から抜粋し要約したもの。
