廃棄物処理施設【PDF : 2MB】

別添４
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
核燃料物質使用変更許可申請書
新旧対照表
廃棄物処理施設
（別冊３）
本文・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・別冊 3-1～28
添付書類-1・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添付-1(3)-1～46
添付書類-2・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・添付-2(3)-1～19
補足資料-1・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・補足-1(3)-1～15
変更箇所を
変更前
１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
（略）
２．使用の目的及び方法
（略）
３．核燃料物質の種類
（略）
４．使用の場所
（略）
５．予定使用期間及び年間予定使用量
５－１．事業所全体
（略）
５－２．施設毎
（略）
６．使用済燃料の処分の方法
変更後
変更の理由
１．氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては、その代表者の氏名
（変更なし）
２．使用の目的及び方法
（変更なし）
３．核燃料物質の種類
（変更なし）
４．使用の場所
（変更なし）
５．予定使用期間及び年間予定使用量
５－１．事業所全体
（変更なし）
５－２．施設ごと
（変更なし）
６．使用済燃料の処分の方法
（変更なし）
（略）
７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備
で示す。
７．核燃料物質の使用施設の位置、構造及び設備
（変更なし）
（略）
８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備
８．核燃料物質の貯蔵施設の位置、構造及び設備
（変更なし）
（略）
別冊 3－1
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
９．核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄施設の位置、構造及び設備
９－１気体廃棄施設
変更後
９．核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄施設の位置、構造及び設備
９－１気体廃棄施設
廃棄物焼却施設管理区域内の各部屋及び廃棄物焼却設備の排気は、作業時など必要のある場合に気体廃
棄施設の設備を運転して、気体廃棄物として高性能エアフィルタでろ過し、放射性物質の濃度を監視しな
がら排気筒から大気中に放出し、周辺監視区域境界における空気中の放射性物質の濃度が、核原料物質又
は核燃料物質の製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年原子力規制
委員会告示第8号）（以下「線量告示」という。）に定める濃度限度を超えないように管理する。
９－１－１
気体廃棄施設の位置
９－１－１
(1)敷地の位置
人形峠環境技術センターの位置は、人形峠環境技術センター共通編のとおりで
ある。
廃棄物焼却施設は、センター構内の北西に位置する。
気体廃棄施設は、廃棄物焼却施設内の焼却室及び給排気機械室に設置されてい
る。センター内における廃棄物焼却施設の位置を図-(3)-1に示す。
気体廃棄施設の位置
(2)建家の位置
廃棄物焼却施設は、センター構内の北西に位置する。
廃棄物焼却施設は、瀬戸内海及び日本海までは直線距離でそれぞれ約 71km 及び
約 20km で、標高 722ｍの中国山地にある。廃棄物焼却施設の東側へ距離約 33ｍ、
標高約 20ｍ低いところに、池河川がある。また、廃棄物焼却施設は平坦部に施設
し、排水性がよく、建物は安定した地層に支持されている。
(3)気体廃棄施設の位置
廃棄物焼却施設の 1 階には、焼却室及び給排気機械室(1)を配置する。
廃棄物焼却施設の 2 階には、給排気機械室(2)を配置する。
廃棄物焼却施設の位置を図-(3)-1 に、気体廃棄施設を配置する室の位置を図
-(3)-17 及び図-(3)-18 に示す。
９－１－２
気体廃棄施設の構造
９－１－２
変更の理由
変更の理由 4.(4)1)
廃棄物の廃棄方法を明
確化するため
気体廃棄施設の位置
人形峠環境技術センターの位置は、人形峠環境技術センター共通編のとおりである。
気体廃棄施設の位置
で示す。
気体廃棄施設の構造
（変更なし）
（略）
別冊 3－2
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（建家、施設の位置
の明確化）
変更箇所を
変更前
９－１－３
気体廃棄施設の設備
９－１－３
設備名称
仕
設備排風機
（略）
設備ﾌｨﾙﾀﾕﾆｯﾄ
（略）
建屋排風機
（略）
物
焼
却
設備名称
物
スクラバ
排気筒
排気用ダストモニタ
（略）
（略）
様
設備排風機
（変更なし）
設備ﾌｨﾙﾀﾕﾆｯﾄ
（変更なし）
建屋排風機
（変更なし）
建屋ﾌｨﾙﾀﾕﾆｯﾄ
（変更なし）
スクラバ
（変更なし）
排気筒
（変更なし）
排気用ダストモニタ
（変更なし）
焼
却
建屋ﾌｨﾙﾀﾕﾆｯﾄ
仕
焼却運転時、焼却炉等は設備排風機で管理区域に対し負圧にす
る。排ガスは、設備フィルタユニット (高性能ｴｱﾌｨﾙﾀ内蔵）、スク
ラバを経て排気筒から施設外に排出する。
建屋排風機運転時、管理区域は外気に対し負圧を保つ。
管理区域内の排気は建屋フィルタユニット (高性能ｴｱﾌｨﾙﾀ内蔵)
を経て排気筒から施設外に排出する。
1 階及び 2 階主要機器配置を図-(3)-13 及び図-(3)-14 に、廃棄物
焼却設備系フローシートを図-(3)-19 に、給排気系フローシートを
図-(3)-20 に、1 階及び 2 階給排気系統を図-(3)-21 及び図-(3)-22
に示す。
廃
棄
施
設
様
変更の理由
気体廃棄施設の設備
焼却運転時、焼却炉等は設備排風機で管理区域に対し負圧にす
る。排ガスは、設備フィルタユニット (高性能ｴｱﾌｨﾙﾀ内蔵）、スク
ラバを経て排気筒から施設外に排出する。
建屋排風機運転時、管理区域は外気に対し負圧を保つ。
管理区域内の排気は建屋フィルタユニット (高性能ｴｱﾌｨﾙﾀ内蔵)
を経て排気筒から施設外に排出する。
気体廃棄設備機器配置を図-(3)-13 及び図-(3)-14 に、廃棄物焼却
設備系フローシートを図-(3)-17 に、給排気系フローシートを図
-(3)-21 に、給排気系統を図-(3)-18 及び図-(3)-19 に示す。
廃
棄
変更後
施
で示す。
設
（略）
（略）
その他
別冊 3－3
排気モニタ（HF）は、岡山県との環境保全協定に基づく測定を行
う。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
９－２
変更後
９－２
液体廃棄施設
９－２－１
液体廃棄施設の位置
(1)敷地の位置
「9-1-1 気体廃棄施設の位置」と同じ
液体廃棄施設の位置
人形峠環境技術センターの位置は、人形峠環境技術センター共通編のとおりである。
液体廃棄施設の位置
液体廃棄施設は、センター構内の北西に位置する廃棄物焼却施設内に設置され
ている。
第1、第2廃油貯蔵庫はセンター構内北端に位置する。センター内における廃油
貯蔵庫の位置を図-(3)-1に示す。
第1、第2廃油貯蔵庫は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物焼却施設、製錬転
換施設、解体物管理施設、ウラン濃縮原型プラントから発生する液体廃棄物(廃
油)の保管廃棄施設である。
第1、第2廃油貯蔵庫に保管している液体廃棄物(廃油)ドラム缶のうち、濃縮工
学施設、廃棄物焼却施設、製錬転換施設から受け入れた液体廃棄物(廃油)ドラム
缶について、内容物のサンプル調査、詰替え等のため、発生元施設である濃縮工
学施設、廃棄物焼却施設、製錬転換施設に移動する。
液体廃棄施設の位置
(2)建家の位置
廃棄物焼却施設は、
「9-1-1 気体廃棄施設の位置」と同じ
第 1 廃油貯蔵庫及び第 2 廃油貯蔵庫は、センター構内北端に位置する。
第 1 廃油貯蔵庫及び第 2 廃油貯蔵庫は、瀬戸内海及び日本海までは直線距離で
それぞれ約 71km 及び約 20km で、標高 737ｍの中国山地にある。第 1 廃油貯蔵庫
の西側へ距離約 15ｍ、標高約 10ｍ低いところに、第 2 廃油貯蔵庫の西側へ距離約
18ｍ、標高約 10ｍ低いところに、池河川がある。また、第 1 廃油貯蔵庫及び第 2
廃油貯蔵庫は平坦部に施設し、排水性がよく、建物は安定した地層に支持されて
いる。
(3)液体廃棄施設の位置
液体廃棄施設は、廃棄物焼却施設の 1 階の焼却室内、第 1 廃油貯蔵庫及び第 2
廃油貯蔵庫に配置する。
廃棄物焼却施設、第 1 廃油貯蔵庫及び第 2 廃油貯蔵庫の位置を図－(3)-1 に、液
体廃棄物の保管場所を図-(3)-23、図-(3)-24 に示す。
９－２－２
９－２－２
変更の理由
変更の理由 4.(4)1)
廃棄物焼却施設で発生する廃水は、管理廃水ピット内の廃水貯留槽に送水し、一時貯留した後、放射性廃棄物の管理方法の明
物質の濃度を測定し、放射性物質の濃度が線量告示に定める濃度限度以下であることを確認した後、ドラ確化のため
ム缶に封入してセンターの放流水槽へ運搬する。
第1廃油貯蔵庫及び第2廃油貯蔵庫は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物焼却施設及び製錬転換施設の
可燃性の液体廃棄物（廃油）を受け入れ保管し、廃棄物焼却施設で減容処理する。
なお、第1廃油貯蔵庫及び第2廃油貯蔵庫に保管している液体廃棄物(廃油)ドラム缶のうち、開発試験棟、
濃縮工学施設、廃棄物焼却施設及び製錬転換施設から受け入れた液体廃棄物(廃油)で、内容物調査又は詰
替え等の点検作業が必要な場合は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物焼却施設及び製錬転換施設におい
て、内容物調査又は詰替えを行い、点検終了後、必要に応じて第1廃油貯蔵庫又は第2廃油貯蔵庫に返却し、
固形化した場合は、固体廃棄物として保管・減容処理する。
液体廃棄施設
９－２－１
で示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（建家、施設の位置
の明確化）
変更の理由 4.(4)2)
液体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
液体廃棄施設の構造
液体廃棄施設の構造
（変更なし）
（略）
９－２－３
９－２－３
設備名称
廃
棄
物
焼
却
施
設
液体廃棄施設の設備
液体廃棄施設の設備
設備名称
仕
様
管理区域内の必要箇所に手洗等を設け、この廃水を管理廃水ピット内
に設けた廃水貯留槽 (約１ｍ３)に貯留する。
廃水系統を図-(3)-20 に示す。
廃水貯留槽
管理廃水ピット
円筒型貯槽、容量：約１ｍ３、数量：1 基
廃
棄
物
焼
却
施
設
仕
様
管理区域内の必要箇所に手洗等を設け、この廃水を管理廃水ピット内
に設けた廃水貯留槽 (約１ｍ３)に貯留する。
廃水系統を図-(3)-25 に示す。
廃水貯留槽
円筒型貯槽、容量：約１ｍ３、数量：1 基
管理廃水ピット
鉄筋ｺﾝﾘｰﾄ防水ﾓﾙﾀﾙｴﾎﾟｷｼﾗｲﾆﾝｸﾞ、容量：約５ｍ３
鉄筋ｺﾝﾘｰﾄ防水ﾓﾙﾀﾙｴﾎﾟｷｼﾗｲﾆﾝｸﾞ、容量：約５ｍ３
別冊 3－4
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
９－３
固体廃棄施設
９－３－１
変更後
９－３
変更の理由
固体廃棄施設
廃棄物焼却施設は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物処理施設、製錬転換施設、解体物管理施設及び変更の理由 4.(4)1)
ウラン濃縮原型プラント（加工施設）で発生した可燃性及び難燃性の固体廃棄物を受け入れ、減容処理す廃棄物の管理方法の明
確化のため
る。
第1～第14廃棄物貯蔵庫は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物処理施設、製錬転換施設及び解体物管理
施設で発生した難燃性及び不燃性の固体廃棄物を保管する。
廃棄物処理施設から発生する固体廃棄物は、可燃性、難燃性及び不燃性に区分する。
可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、ポリエチレンで内張りしたカートンボックスに収納する。カートン
ボックスは金属製容器若しくは金属製保管庫に収納又はドラム缶若しくはコンテナに封入し、廃棄物焼却
施設で減容処理するまでの間、区画した固体廃棄物の保管場所又は第1～第14廃棄物貯蔵庫に保管する。
難燃性及び不燃性の固体廃棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。なお、ドラム缶若しくはコ
ンテナに封入が困難な大型機械等は、プラスチックシートで梱包するなどの汚染拡大防止措置及び不燃シ
ートで覆うなどの防火対策を講じ、第１～第 14 廃棄物貯蔵庫又は区画した固体廃棄物の保管場所に保管す
る。
第1～第14廃棄物貯蔵庫又は区画した固体廃棄物の保管場所に保管した固体廃棄物で、内容物調査、分別
又は詰替え等の点検作業が必要な場合は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物焼却施設及び製錬転換施設
において、内容物調査、分別又は詰替えを行い、点検作業終了後、必要に応じて区画した固体廃棄物の保
管場所又は第1～14廃棄物貯蔵庫に返却する。
固体廃棄施設の位置
９－３－１
固体廃棄施設の位置
(1)敷地の位置
「9-1-1 気体廃棄施設の位置」と同じ
人形峠環境技術センターの位置は、人形峠環境技術センター共通編のとおりである。
固体廃棄施設の位置
で示す。
第１から第 9 までの廃棄物貯蔵庫はセンター構内北端に位置し、第 10 から第 14
までの廃棄物貯蔵庫は構内の南東に位置する。センター内における廃棄物貯蔵庫の
位置を図-(3)-1 及び図-(3)-2 に示す。
廃棄物焼却施設は、センター構内の北西に位置する。
第１～第14廃棄物貯蔵庫は、開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物焼却施設、製錬
転換施設、解体物管理施設、ウラン濃縮原型プラントから発生する固体廃棄物の保
管廃棄施設である。
第1～第14廃棄物貯蔵庫に保管している固体廃棄物ドラム缶のうち、濃縮工学施
設、廃棄物焼却施設、製錬転換施設から受け入れた固体廃棄物ドラム缶について、
内容物のサンプル調査、詰替え等のため、発生元施設である濃縮工学施設、廃棄物
焼却施設、製錬転換施設に移動する。
固体廃棄施設の位置
(2)建家の位置
廃棄物焼却施設は、
「9-1-1 気体廃棄施設の位置」と同じ
第 1 廃油貯蔵庫及び第 2 廃油貯蔵庫は、「9-2-1 液体廃棄施設の位置」と同じ
第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫は、センター構内北端に位置し、第 10～第 14 廃棄物貯
蔵庫は、センター構内構内の南東に位置する。
第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫は、瀬戸内海及び日本海までは直線距離でそれぞれ約
71km 及び約 20km で、第１～第 9 廃棄物貯蔵庫は、標高 737ｍの中国山地にあり、
第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫は、標高 732ｍの中国山地にある。第１～第 9 廃棄物貯
蔵庫の西側へ距離約 15ｍ、標高約 10ｍ低いところに、第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫
の西側へ距離約 510ｍ、標高約 50ｍ低いところに、池河川がある。また、第１～
第 9 廃棄物貯蔵庫及び第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫は平坦部に施設し、排水性がよ
く、建物は安定した地層に支持されている。
(3)固体廃棄施設の位置
固体廃棄施設は、廃棄物焼却施設の 1 階の焼却室内及び第 1～第 14 廃棄物貯蔵
庫内に配置する。
廃棄物焼却施設及び第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫の位置を図-(3)-1 及び図-(3)-2
に、固体廃棄物の保管場所を図-(3)-26、図-(3)-27 及び図-(3)-28 に示す。
別冊 3－5
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（建家、施設の位置
の明確化）
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
変更箇所を
変更前
９－３－２
変更後
９－３－２
固体廃棄施設の構造
固体廃棄施設の名称
構
第 1 から第 4 廃棄物
貯蔵庫
（略）
第 5 から第 9 廃棄物
貯蔵庫
（略）
第 10 から第 14 廃棄
物貯蔵庫
造
床面積
（略）
（略）
設
計
仕
様
（略）
固体廃棄施設の名称
構
造
床面積
第 1 から第 4 廃棄物貯蔵庫
（変更なし）
（変更なし）（変更なし）
第 5 から第 9 廃棄物貯蔵庫
（変更なし）
（変更なし）（変更なし）
（略）
計
仕
様
（略）
（略）
第 10 から第 14 廃棄物貯蔵庫
保管能力：200ℓドラム缶換算で最大 3 本
（変更なし）
（変更なし）
固体廃棄物の保管場所：
第 10 廃棄物貯蔵庫
（略）
設
（略）
廃棄物焼却施設
廃棄物焼却施設
変更の理由
固体廃棄施設の構造
固体廃棄物の保管場所：
第 7 廃棄物貯蔵庫
（略）
で示す。
（変更なし）
保管能力：200ℓドラム缶換算で最大 4 本
（変更なし）
（変更なし）
（変更なし）
（略）
固体廃棄物の保管場所：
焼却室
別冊 3－6
焼却室
保管能力：200ℓドラム缶換算で最大 84 本
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
変更箇所を
変更前
９－３－３
変更後
９－３－３
固体廃棄施設の設備
設備名称
仕
様
変更の理由
固体廃棄施設の設備
固体廃棄施設の名称
仕
様
① 第 1 から第 14 廃棄物貯蔵庫（以下「貯蔵庫」と言う。
）の保管能力は、200 ㍑ド
ラム缶換算で 1,016 本/貯蔵庫であり、合計 14,224 本である。貯蔵庫に受入れる固
体放射性廃棄物(注)は、表面線量率が 10μSv/h 以下のものとする。
貯蔵庫には、ドラム缶、コンテナに封入した固体放射性廃棄物及び機器・装置類
を密封処置した固体放射性廃棄物（以下「廃棄物」と言う。
）を保管する。
(注) 使用済燃料を化学的方法により処理して得られたウランを使用して発生
する固体廃棄物も含む。なお、第 10 廃棄物貯蔵庫では天然ウラン廃棄物のみを貯
蔵するものとする。
② 廃棄物焼却施設においては、人形峠環境技術センターの各使用施設及び核原料物
質使用施設に関する施設から発生する廃棄物のうち、可燃性及び難燃性の廃棄物ま
たは廃油を焼却減容した後、それぞれの廃棄物の発生元に係る貯蔵庫または廃棄物
保管庫に保管する。また、加工施設から発生する可燃性及び難燃性の廃棄物を焼却
減容した後、加工施設の廃棄物貯蔵庫に搬出する。なお、これらのドラム缶等はサ
第 1 から第 14 廃棄
ーベイメータ等により、表面密度、線量当量率を測定し管理する。
物貯蔵庫
③ 貯蔵庫に保管している廃棄物ドラム缶中のウラン量を測定するため、廃棄物ドラ
ム缶を適宜、貯蔵庫から非破壊測定建屋に搬出する。ウラン量の測定が終了した廃
棄物ドラム缶は、再び保管していた貯蔵庫に移動し保管する。
④ 開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物焼却施設、製錬転換施設及び解体物管理施設
から発生する廃棄物ドラム缶を必要に応じ開発試験棟の非破壊測定建屋に運搬し
て、ウラン量測定後、貯蔵庫に受入れ保管する。
⑤ 廃棄物処理施設に受け入れる廃棄物は、表面線量率が 10μSv/h 以下であることを
確認して受け入れる。
① 第 1～第 6 廃棄物貯蔵庫、第 8～第 9 廃棄物貯蔵庫及び第 11～第 14 廃棄物貯蔵
庫の保管能力は、200ℓドラム缶換算で 1,016 本/棟、第 7 廃棄物貯蔵庫の保管能
力は、200ℓドラム缶換算で 1,019 本/棟、第 10 廃棄物貯蔵庫の保管能力は、200
ℓドラム缶換算で 1,020 本/棟であり、合計 14,231 本である。
第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫には、ドラム缶に封入した固体廃棄物及び機器・装置
類を密封処置した固体廃棄物を保管する。
② 廃棄物焼却施設においては、人形峠環境技術センターの各使用施設及び核原料
物質使用施設に関する施設から発生する廃棄物のうち、可燃性及び難燃性の固体
廃棄物又は可燃性の液体廃棄物（廃油）を減容処理した後発生する焼却灰は、ド
ラム缶に封入し、区画した固体廃棄物の保管場所、第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫又
は廃棄物保管庫に保管する。また、加工施設から発生する可燃性及び難燃性の固
体廃棄物を減容処理した後発生する焼却灰は、ドラム缶に封入し、加工施設の廃
棄物貯蔵庫に搬出する。なお、これらのドラム缶等はサーベイメータ等により、
第 1 から第 14 廃棄物貯
表面密度、線量当量率を測定し管理する。
蔵庫
③ 区画した固体廃棄物の保管場所、第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫又は廃棄物保管庫に
保管している廃棄物ドラム缶中のウラン量を測定するため、廃棄物ドラム缶を適
宜、区画した固体廃棄物の保管場所、第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫又は廃棄物保管
庫から非破壊測定建屋に搬出する。ウラン量の測定が終了した廃棄物ドラム缶
は、再び保管していた区画した固体廃棄物の保管場所、第 1～第 14 廃棄物貯蔵
庫又は廃棄物保管庫に移動し保管する。
廃棄物焼却施設
廃棄物焼却施設
（略）
で示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
④ 廃棄物処理施設に受け入れる固体廃棄物(注)は、第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫には
表面線量率が 0.2μSv/h 以下であること及び第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫には表面
線量率が 10μSv/h 以下であることを確認して受け入れる。
(注) 使用済燃料を化学的方法により処理して得られたウランを使用して発生す
る固体廃棄物も含む。なお、第 10 廃棄物貯蔵庫では天然ウラン系廃棄物のみを
貯蔵するものとする。
放射線管理設備
別冊 3－7
（変更なし）
α線用サーベイメータ、β・（γ）線用サーベイメータ、γ線用線量率計、γ線用
シンチレーション型サーベイメータ
廃棄物焼却施設の放射線測定器配置図を図-(3)-15 及び図-(3)-16 に示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
更箇所を
変更前
変更後
変更の理由
参考図リスト
添付図リスト
（廃棄物処理施設）
（廃棄物処理施設）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
図－(3)-1 廃棄物処理施設配置概略図ａ
図－(3)-1 廃棄物処理施設配置概略図ａ
（変更なし）
図－(3)-2 廃棄物処理施設配置概略図ｂ
図－(3)-2 廃棄物処理施設配置概略図ｂ
（変更なし）
図－(3)-3 廃棄物貯蔵庫平面図及び管理区域図（第１～第 10 及び第 13～第 14）
図－(3)-3 廃棄物貯蔵庫平面図（第１～第 10 及び第 13～第 14）
図－(3)-4 廃棄物貯蔵庫平面図及び管理区域図（第 11 及び第 12）
図－(3)-4 廃棄物貯蔵庫平面図（第 11 及び第 12）
図－(3)-5 廃棄物貯蔵庫立面図（第１～第９）
図－(3)-5 廃棄物貯蔵庫立面図（第１～第９）
（変更なし）
図－(3)-6 廃棄物貯蔵庫立面図（第 10～第 14）
図－(3)-6 廃棄物貯蔵庫立面図（第 10～第 14）
（変更なし）
図－(3)-7 第 1 廃油貯蔵庫平面図及び管理区域図
図－(3)-7 第 1 廃油貯蔵庫平面図
図－(3)-8 第 2 廃油貯蔵庫平面図及び管理区域図
図－(3)-8 第 2 廃油貯蔵庫平面図
図－(3)-9 第 1 及び第 2 廃油貯蔵庫立面図
図－(3)-9 第 1 及び第 2 廃油貯蔵庫立面図
図－(3)-10 廃棄物焼却施設建家
1 階平面図及び管理区域図
図－(3)-10 廃棄物焼却施設建屋
1 階平面図
図－(3)-11 廃棄物焼却施設建家
2 階平面図及び管理区域図
図－(3)-11 廃棄物焼却施設建屋
2 階平面図
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（変更なし）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
図－(3)-12 廃棄物焼却施設
建家立面図
図－(3)-12 廃棄物焼却施設
建屋立面図
図－(3)-13 廃棄物焼却施設
1 階主要機器配置図
図－(3)-13 廃棄物焼却施設
1 階主要機器配置図
図－(3)-14 廃棄物焼却施設
2 階主要機器配置図
図－(3)-14 廃棄物焼却施設
2 階主要機器配置図
（変更なし）
図－(3)-15 廃棄物焼却施設
1 階放射線測定器配置図
図－(3)-15 廃棄物焼却施設
1 階放射線測定器配置図
（変更なし）
図－(3)-16 廃棄物焼却施設
2 階放射線測定器配置図
図－(3)-16 廃棄物焼却施設
2 階放射線測定器配置図
（変更なし）
図－(3)-17 気体廃棄施設を配置する室の位置（廃棄物焼却施設１階）
図－(3)-18 気体廃棄施設を配置する室の位置（廃棄物焼却施設 2 階）
図－(3)-17 廃棄物焼却施設
で示す。
廃棄物焼却設備系フローシート
図－(3)-19 廃棄物焼却施設
廃棄物焼却設備フローシート
図－(3)-20 廃棄物焼却施設
給排気系フローシート
図－(3)-18 廃棄物焼却施設
1 階給排気系統図
図－(3)-21 廃棄物焼却施設
1 階給排気系統図
図－(3)-19 廃棄物焼却施設
2 階給排気系統図
図－(3)-22 廃棄物焼却施設
2 階給排気系統図
別冊 3－8
（変更なし）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
変更後
図－(3)-23 液体廃棄物の保管場所（第 1 廃油貯蔵庫）
図－(3)-24 液体廃棄物の保管場所（第 2 廃油貯蔵庫）
図－(3)-20 廃棄物焼却施設
廃水系統図
図－(3)-21 廃棄物焼却施設
給排気系フローシート
図－(3)-25 廃棄物焼却施設
図－(3)-27 固体廃棄物の保管場所（第 11 及び第 12）
図－(3)-28 固体廃棄物の保管場所（廃棄物焼却施設 1 階）
単線結線図
別冊 3－9
変更の理由
変更の理由 4.(4)2)
液体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
廃水系統図
図－(3)-26 固体廃棄物の保管場所（第 1～第 10 及び第 13～第 14）
図－(3)-22 廃棄物焼却施設
で示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－10
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－11
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－12
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－13
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－14
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－15
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし）
別冊 3－16
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし）
別冊 3－17
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－18
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－19
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－20
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－21
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)2)
液体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
（記載なし）
別冊 3－22
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)2)
液体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
（記載なし）
別冊 3－23
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
別冊 3－24
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
（記載なし）
別冊 3－25
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
（記載なし）
別冊 3－26
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)3)
固体廃棄物の保管場所
の明確化及び管理方法
の適正化を図るため
（記載なし）
焼　却　室
図－(3)-28　固体廃棄物の保管場所（廃棄物焼却施設1階）
UP
排気筒
プ
ロ
パ
ン
庫
トラックヤード
給排気機械室(1)
UP
凡例
U
P
：固体廃棄物の保管場所
別冊 3－27
変更箇所を
変更前
変更後
（削除）
別冊 3－28
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため（法令改正のた
変更後における核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和32年法律第166号）め）
添付書類－１
（記載なし )
第53条第2号に規定する使用施設等の位置、構造及び設備の基準に対する適合性に関する説明書
（事故に関するものを除く。）
法第53条第2号に規定する使用施設等の位置、構造及び設備に基準に対する適合性の関係資料
・添付書類-2（想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因又は事故に応ずる災害防止の措置に関する説
明書）
・補足資料-1（障害対策書）
添付-1(3)－1
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
１.閉じ込めの機能
第二条
（記載なし )
使用施設等は、放射性物質を限定された区域に適切に閉じ込めることができるものでなければならな
い。
・廃棄物焼却施設における液体廃棄物及び固体廃棄物の減容処理作業は、負圧管理されている管理区域内で行
う。
・上記の作業場所は、構造上、突起物等はなく、床、壁等の表面は気体又は液体が浸透しにくく、かつ、腐食し
にくいウレタン塗装等で施工されたものとする。
・廃棄物焼却施設における液体廃棄物及び固体廃棄物の減容処理作業は、放射性物質を除去するための高性能エ
アフィルタを装備した建屋排気設備に接続して排気し、排気モニタで放射性物質の濃度を測定、監視しながら
大気中に放出する。
・廃棄物焼却施設の建屋の気体廃棄設備の排気系統には放射性物質の逆流を防止するためダンパーを設置する。
・液体廃棄物を封入するケミカルドラム缶は、気密な金属製容器とする。
・固体廃棄物を封入する鋼製ドラム缶は、気密な金属製容器とする。
・センター内各施設（開発試験棟、濃縮工学施設、製錬転換施設）の管理区域内で発生する廃水以外の真空ポン
プ油類、ギヤオイル、洗浄用溶剤等の液体廃棄物（廃油）は、可燃性及び不燃性に区分して、ケミカルドラム
缶等に入れ、受皿等の漏えい防止対策を施す。受皿等は、防火対策として不燃材料にするか若しくは全体を不
燃性材料で覆う。可燃性の液体廃棄物（廃油）は、第1廃油貯蔵庫、第2廃油貯蔵庫又は区画した液体廃棄物
の保管場所に保管し、廃棄物焼却施設で減容処理する。不燃性の液体廃棄物（廃油）は、区画した液体廃棄
物の保管場所に保管する。
・センター内各施設〔開発試験棟、濃縮工学施設、廃棄物処理施設（廃棄物焼却施設、第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫）、
製錬転換施設、解体物管理施設、ウラン濃縮原型プラント）から受け入れた可燃性及び難燃性の固体廃棄物を
封入したカートンボックスは、ドラム缶若しくは金属製保管庫に収納して、廃棄物焼却施設で減容処理するま
での間、区画した固体廃棄物の保管場所又は第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫に保管する。
難燃性及び不燃性の固体廃棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。なお、ドラム缶若しくはコンテ
ナに封入が困難な大型機械等は、プラスチックシートで梱包するなどの汚染拡大防止措置及び不燃シートで覆
うなどの防火対策を講じ、区画した固体廃棄物の保管場所又は第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫に保管する。
添付-1(3)－2
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため（法令改正のた
め）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
２．遮蔽
第三条
使用施設等は、放射性物質からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものでなければならない。
（記載なし )
・核燃料物質の取扱量に基づき、管理区域に係る線量、周辺監視区域境界の線量及び放射線業務従事者の線量並
びに施設の壁厚、管理区域境界及び周辺監視区域までの距離、放射線業務従事者の作業時間等により評価を行
い、核原料物質又は核燃料物質の製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
年原子力規制委員会告示第 8 号）（以下「線量告示」という。）に定める「管理区域に係る線量等」
、
「周辺監
視区域境界の線量限度」及び「放射線業務従事者の線量限度」を超えていないことを確認する。
・可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、カートンボックス及びプラスチックシートで密封したものをそのまま焼却
炉に挿入して焼却するため内部被ばくのおそれはない。
・焼却灰の取り出しは、負圧状況の前室の中で行い、作業員は半面マスク等の必要な保護具を着用して、内部被
ばくを防止する。
・第1～第14廃棄物貯蔵庫及び第1～第2廃油貯蔵庫に保管するドラム缶は、密封状態で取扱うため、内部被ばく
のおそれはない。
・管理区域内で発生する可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、ポリエチレンで内ばりしたカートンボックスに入れ、
金属製容器若しくは金属製保管庫に収納するか、ドラム缶若しくはコンテナに封入し、廃棄物焼却施設で減容
処理するまでの間、区画した固体廃棄物の保管場所又は第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫に保管する。不燃性の固体廃
棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。なお、ドラム缶若しくはコンテナに封入が困難な大型機械等
は、プラスチックシートで梱包するなどの汚染拡大防止措置及び不燃シートで覆うなどの防火対策を講じ、区
画した固体廃棄物の保管場所又は第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫に保管する。
添付-1(3)－3
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため（法令改正のた
め）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
線量評価として、放射線業務従事者の被ばく評価（内部・外部）
、管理区域境界の被ばく評価（外部）及び周
辺監視区域境界の一般公衆の被ばく評価（内部・外部）の詳細を以下に示す。
（記載なし )
2.1
①
放射線業務従事者の内部被ばくの評価
使用施設における内部被ばくの評価
該当なし
②
貯蔵施設における内部被ばくの評価
該当なし
③
廃棄施設における内部被ばくの評価
第１～第 14 廃棄物貯蔵庫及び第１～第 2 廃油貯蔵庫で取扱う廃棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入
した廃棄物と、ドラム缶若しくはコンテナに封入が困難な大型機械等はプラスチックシートで梱包するなど
の汚染拡大防止措置を施した廃棄物であるので、核燃料物質による放射線業務従事者への内部被ばくのおそ
れはない。
廃棄物焼却施設において、可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、カートンボックス及びプラスチックシート
で密封したものをそのまま焼却炉の前室から焼却炉内に挿入して焼却するため内部被ばくのおそれはない。
焼却中は、焼却炉内を負圧に保ち、焼却ガスは高性能エアフィルタを経て排気筒から排出する。
焼却灰の取出しは、負圧下の前室の中で行い、カートンボックスの内容物点検を行う場合も負圧下の廃棄
物点検フード内で行うため内部被ばくのおそれはない。
添付-1(3)－4
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
2.2
放射線業務従事者の外部被ばくの評価
①
使用施設における外部被ばくの評価
該当なし
（記載なし )
②
貯蔵施設における外部被ばくの評価
該当なし
③
廃棄施設における外部被ばくの評価
廃棄施設における放射線業務従事者の外部被ばくの評価は、以下の作業について行う。
③-1
廃棄物焼却施設での廃棄物の取扱い作業
③-2
固体廃棄物の保管場所（第１～第 14 廃棄物貯蔵庫）の巡視
③-3 液体廃棄物の保管場所(第 1～第 2 廃油貯蔵庫)の巡視
③-1
廃棄物焼却施設での廃棄物の取扱い作業
廃棄物焼却施設での廃棄物の取扱い作業に関して放射線業務従事者の外部被ばく評価の対象となる主な
作業は、可燃性及び難燃性の固体廃棄物の焼却処理作業と巡視点検作業である。
a) 評価条件
・固体廃棄物の保管場所に焼却灰ドラム缶 1 本当り 103 gU、カートンボックス 1 個当り 14 gU、使用済み
フィルタ 1 枚当り 22 gU の濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランを含むものとし、ドラム缶換算で
84 本の最大保管量存在するものとし、これらを計算上の線源とする。
・ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出し、線源強度とする。
・放射線業務従事者の線量評価位置図を図-1 に示す。
・焼却処理作業は、各線源から 3.6 m～7 m の位置に接近し、１日の作業時間は実績から最大 3 時間、1 週間
に 5 日、年間 50 週とする。
・巡視点検作業は、各線源から 1m～1.8m の位置に接近し、1 日あたり 5 分、1 週間に 5 日、年間 50 週とす
る。
添付-1(3)－5
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
（記載なし )
b) 評価結果
・焼却処理作業における線量は、
1.3×10-1 μSv/h×3 h/日×5 日/週×50 週/年＝97.5 μSv/年≒9.8×10-２ mSv/年
・巡視点検作業における線量は、
8.1×10-1 μSv/h×5/60 h/日×5 日/週×50 週/年＝16.9 μSv/年≒1.7×10-２ mSv/年
となる。
・a)項に示す作業条件に基づき放射線業務従事者の 1 年間の実効線量を評価すると、1.2×10-1 mSv/年とな
る。
9.8×10-２ mSv/年＋1.7×10-２ mSv/年＝ 1.15×10-１ mSv/年 ≒ 1.2×10-１ mSv/年
添付-1(3)－6
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
③-2
（記載なし )
で示す。
変更の理由
固体廃棄物の保管場所（第１～第 14 廃棄物貯蔵庫）の巡視
固体廃棄物の保管場所は、第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫の巡視における放射線業務従事者の外部被ばくを評変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
価する。
ため
なお、第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫の受入れ基準は 0.2μSv/h 以下（平成 5 年 11 月 25 日以降）、第 10～第
14 廃棄物貯蔵庫の受入れ基準は 10μSv/h 以下として管理する。
a) 評価条件
・廃棄物貯蔵庫 1 棟当たり固体廃棄物の保管場所には、濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランを取り
扱った廃棄物を収納したドラム缶 1,016 本の最大保管本数が 3 段積みで保管されているものとし、これ
らを計算上の線源とする。
・第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫固体廃棄物の保管場所のウラン量は、実測値によるドラム缶の表面線量率の大半
を占める 0.2 μSv/h と一部の 9 μSv/h(最大値)から求めた 305 kgU とする。
・第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫の受入れ基準を表面線量率 10 μSv/h としているが、5 μSv/h 以下の廃棄
物ドラム缶も多数存在しているため、搬出出入口である西側には表面線量率の低いものを配置すること
とし、第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫固体廃棄物の保管場所の線源量は、表面線量率 10 μSv/h 又は 5 μSv/h
から換算したドラム缶 1 本当りそれぞれ 5.4 kgU、2.7 kgU を用いて評価する。
・放射線業務従事者と線源との距離を 0.5 ｍとする。
・固体廃棄物の保管場所の巡視は、1 日あたりの作業時間は貯蔵庫ごとで最大 5 分、1 週間に 1 回、年間
50 週とする。
・濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出
し、線源強度とする。
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
・放射線業務従事者の線量評価位置図を図-2 に示す。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
添付-1(3)－7
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
b) 評価結果
・第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫固体廃棄物の保管場所の巡視における線量は、
（記載なし )
9.6×10-１ μSv/h/棟×5/60 h/回×1 回/週×50 週/年×9 棟＝36 μSv/年≒3.6×10-２ mSv/年
・第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫固体廃棄物の保管場所の巡視における線量は、
2.0×10１ μSv/h/棟×5/60 h/回×1 回/週×50 週/年×5 棟≒417 μSv/年≒4.2×10-１ mSv/年
となる。
・a)項に示す作業条件に基づき放射線業務従事者の 1 年間の実効線量を評価すると、4.6×10-１ mSv/年と
なる。
3.6×10-２ mSv/年＋4.2×10-１ mSv/年＝4.56×10-1 mSv/年≒4.6×10-１ mSv/年
添付-1(3)－8
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
③-3
（記載なし )
で示す。
変更の理由
液体廃棄物の保管場所（第 1、第 2 廃油貯蔵庫）の巡視
液体廃棄物の保管場所は、第 1、第 2 廃油貯蔵庫の巡視における放射線業務従事者の外部被ばくを評価す変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
る。
ため
a) 評価条件
・廃油貯蔵庫 1 棟当たり液体廃棄物の保管場所には、濃縮度 5%以下の回収ウラン系濃縮ウランを取り扱
った廃棄物を収納した廃油ドラム缶 50 本の最大保管本数が 1 段積みで保管されているものとし、これ
を計算上の線源とする。
・第 1、第 2 廃油貯蔵庫の液体廃棄物の保管場所のウラン量は、鋼製ドラム缶の表面線量率の最大 0.7μ
Sv/h（実測値）から換算したドラム缶 1 本あたり 500 gU を用いて評価する。
・放射線業務従事者と線源との距離を 0.5ｍとする。
・液体廃棄物の保管場所の巡視は、1 日あたりの作業時間は部屋ごとで最大 5 分、1 週間に 1 回、年間 50
週とする。
・ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出し、線源強度とする。
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
・放射線業務従事者の線量評価位置図を図-3 に示す。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
b) 評価結果
・第 1～第 2 廃油貯蔵庫液体廃棄物の保管場所の巡視における線量は、8.3×10-３ mSv/年となる。
1.0 μSv/h/棟×5/60 h/回×1 回/週×50 週/年×2 棟＝8.33 μSv/年≒8.3×10-３ mSv/年
添付-1(3)－9
変更箇所を
変更前
変更後
③-4
業の評価結果 1.2×10-1 mSv/年と固体廃棄物の保管場所（第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫）の巡視に伴う放射線
業務従事者の外部被ばくの評価結果 4.6×10-１ mSv/年と液体廃棄物の保管場所（第 1～第 2 廃油貯蔵庫）
の巡視に伴う放射線業務従事者の外部被ばくの評価結果 8.3×10-３ mSv/年を合算して、5.9×10-１ mSv/年
となる。
1.2×10-1 mSv/年＋4.6×10-1 mSv/年＋8.3×10-３ mSv/年＝5.883×10-1≒5.9×10-１ mSv/年
④
変更の理由
廃棄施設における外部被ばくの評価
廃棄施設における放射線業務従事者の外部被ばくの評価結果は、廃棄物焼却施設での廃棄物の取扱い作
（記載なし )
で示す。
放射線業務従事者の外部被ばくの評価結果
放射線業務従事者の外部被ばくの評価結果は、同一の放射線業務従事者が使用施設、貯蔵施設及び廃棄施
設の作業を実施したとしても、①＋②＋③-4 により、5.9×10-１ mSv/年となる。
この値は線量告示に示す線量限度（50 mSv/年、100 mSv/5 年）を下回っている。
添付-1(3)－10
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
2.3
管理区域境界の線量の評価
①
使用施設における管理区域境界の線量の評価
該当なし
（記載なし )
②
貯蔵施設における管理区域境界の線量の評価
該当なし
③
廃棄施設における管理区域境界の線量の評価
廃棄施設における管理区域境界の線量評価においては、管理区域境界からの線源までの距離、壁厚、廃
棄物の保管量等を考慮し、線源から最近接距離となる管理区域境界位置を設定し、管理区域境界壁の外面位
置における線量率を評価する。複数の線源体がある場合には、原則としてその境界までの各線源の最近接距
離となる位置での評価結果を加算する。
廃棄施設における管理区域境界の線量評価は、以下の施設について評価する。
③-1
③-1
廃棄物焼却施設
③-2
第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫
③-3
第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫
③-4
第 1、第 2 廃油物貯蔵庫
廃棄物焼却施設
a) 評価条件
・固体廃棄物の保管場所に焼却灰ドラム缶が 1 本当り 103gU、カートンボックスが 1 個当り 14gU、使用済
みフィルタが 1 枚当り 22gU の濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランを含むものとし、ドラム缶換算
で 84 本の最大保管量存在するものとし、これらを計算上の線源とする。
・ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出し、線源強度とする。
・遮蔽計算上考慮する構造物として壁(コンクリート、18cm)等による放射線の低減効果を考慮する。
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
添付-1(3)－11
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
・管理区域境界の線量評価位置図を図-1 に、計算モデル図を図-4、図-5、図-6 及び図-7 に示す。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
（記載なし )
b) 評価結果
線源と壁間距離・遮蔽体との関係で最も線量率が高くなる 1 地点(ここでは南側)を選択し、管理区域境界
(外壁)位置における線量率評価を行った。線量率評価結果は 1.4×10-1 μSv/h であり、3 ヶ月の時間数を
500 時間としたとき、その 3 ヶ月における積算線量は 7.0×10-２ mSv となり、管理区域における外部放射線
に係る線量 1.3 mSv/3 ヶ月を超えるおそれはない。
1.4×10-1 μSv/h×500 h/3 ヶ月＝ 70 μSv/h /3 ヶ月≒ 7.0×10-２ mSv /3 ヶ月
添付-1(3)－12
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
③-2
変更の理由
第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫
a) 評価条件
（記載なし )
で示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
・廃棄物貯蔵庫 1 棟当たり固体廃棄物の保管場所には、濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランを取りため
扱った廃棄物を収納したドラム缶 1,016 本の最大保管本数が 3 段積みで保管されているもとし、これを
計算上の線源とする。
・第 1～第 9 廃棄物貯蔵庫固体廃棄物の保管場所のウラン量は、実測値によるドラム缶の表面線量率から
305kgU と推定する。
・ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出し、線源強度とする。
・壁（鉄板）
、鉄製シャッターによる放射線の低減効果は考慮しない。
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
・管理区域境界の線量評価位置図を図-2 に、計算モデル図を図-8 に示す。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
b) 評価結果
線源と壁間距離・遮蔽体との関係で最も線量率が高くなる 1 地点(ここでは東側)を選択し、管理区域境界
(外壁)位置における線量率評価を行った。線量率評価結果は 5.0×10-1 μSv/h であり、3 ヶ月の時間数を
500 時間としたとき、その 3 ヶ月における積算線量は 2.5×10-1 mSv となり、管理区域における外部放射線
に係る線量 1.3 mSv/3 ヶ月を超えるおそれはない。
5.0×10-1 μSv/h×500 h/3 ヶ月＝250 μSv/h /3 ヶ月≒2.5×10-1 mSv/3 ヶ月
添付-1(3)－13
変更箇所を
変更前
変更後
③-3
変更の理由
第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫
a) 評価条件
（記載なし )
で示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
・廃棄物貯蔵庫 1 棟当たり固体廃棄物の保管場所には、濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランを取りため
扱った廃棄物を収納したドラム缶 1,016 本の最大保管本数が 3 段積みで保管されているもとし、計算上
の線源とする。
・第 10～第 14 廃棄物貯蔵庫の受入れ基準を表面線量率 10μSv/h としているが、5μSv/h 以下の廃棄物
ドラム缶も多数存在しているため、搬出出入口である西側には表面線量率の低いものを配置することと
する。
・ウラン量は、表面線量率 10μSv/h から求めた 5,276kgU 又は 5μSv/h から求めた 105kgU とする。
・ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出し、線源強度とする。
・遮蔽計算上考慮する構造物として壁（コンクリート、20 ㎝）等による放射線の低減効果を考慮する。た
だし、搬出出入口側の鉄製シャッターによる放射線の低減効果は考慮しない。
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
・管理区域境界の線量評価位置図を図-2 に、計算モデル図を図-9 に示す。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
b) 評価結果
線源と壁間距離・遮蔽体との関係で最も線量率が高くなる 1 地点(ここでは西側)を選択し、管理区域境界
(外壁)位置における線量率評価を行った。線量率評価結果は 1.8 μSv/h であり、3 ヶ月の時間数を 500 時
間としたとき、その 3 ヶ月における積算線量は 9.0×10-1 mSv となり、管理区域における外部放射線に係る
線量 1.3 mSv/3 ヶ月を超えるおそれはない。
1.8 μSv/h×500 h/3 ヶ月＝900 μSv/h /3 ヶ月≒9.0×10-1 mSv/3 ヶ月
添付-1(3)－14
変更箇所を
変更前
変更後
③-4
変更の理由
液体廃棄物の保管場所（第 1、第 2 廃油貯蔵庫）
a) 評価条件
（記載なし )
で示す。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
・廃油貯蔵庫 1 棟当たり液体廃棄物の保管場所には、濃縮度 5%以下の回収ウラン系濃縮ウランを取り扱ため
った廃棄物を収納した廃油ドラム缶 50 本の最大保管本数が 1 段積みで保管されているものとし、これ
を計算上の線源とする。
・第 1～第 2 廃油貯蔵庫の液体廃棄物の保管場所のウラン量は、鋼製ドラム缶の表面線量率の最大 0.7μ
Sv/h（実測値）から換算したドラム缶 1 本あたり 500gU を用いて評価する。
・ウランに対し ORIGEN2.2 により 18 群のエネルギースペクトルを算出し、線源強度とする。
・壁（コンクリートブロック）
、鉄製扉による放射線の低減効果は考慮しない。
・直接線の線量計算は、点減衰積分コード QAD-CGGP2R を用いる。
・管理区域境界の線量評価位置図を図-3 に、計算モデル図を図-10 に示す。
・実効線量への換算に当っては、換算係数を用いる。
〔文献(1)参照〕
b) 評価結果
線源と壁間距離・遮蔽体との関係で最も線量率が高くなる 1 地点(ここでは東側)を選択し、管理区域境界
(外壁)位置における線量率評価を行った。線量率評価結果は 4.1×10-1 μSv/h であり、3 ヶ月の時間数を
500 時間としたとき、その 3 ヶ月における積算線量は 2.1×10-1 mSv となり、管理区域における外部放射線
に係る線量 1.3 mSv/3 ヶ月を超えるおそれはない。
4.1×10-1 μSv/h×500 h/3 ヶ月＝205 μSv/h /3 ヶ月≒2.1×10-1 mSv/3 ヶ月
添付-1(3)－15
140
焼　却　室
UP
トラックヤード
焼却作業
100
0
180
巡視点検
310
36
UP
給排気機械室(1)
700
プ
ロ
パ
ン
庫
排気筒
U
P
凡例
：管理区域
：固体廃棄物の保管場所
：放射線業務従事者の評価点
：管理区域境界の評価点
添付-1(3)－16
430
（廃棄物焼却設備）
130
図－1 放射線業務従事者及び管理区域境界の線量評価位置図（廃棄物焼却施設）
100
変更の理由
変更後
変更前
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
で示す。
変更箇所を
変更箇所を
変更前
変更後
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
評価点（第10～第14廃棄物貯蔵庫）
（記載なし )
固体廃棄物の保管場所
（第7及び第10廃棄物貯蔵庫のみ）
評価点（第1～第9廃棄物貯蔵庫）
凡例
：管理区域
：固体廃棄物の保管場所
：放射線業務従事者の評価点
：管理区域境界の評価点
図-2　放射線業務従事者及び管理区域境界の線量評価位置図（第１～第14廃棄物貯蔵庫）
添付-1(3)－17
で示す。
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
凡例
：管理区域
：液体廃棄物の保管場所
：放射線業務従事者の評価点
：管理区域境界の評価点
図－3　放射線業務従事者及び管理区域境界の線量評価位置図（第1,2廃油貯蔵庫）
添付-1(3)－18
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－19
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－20
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－21
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－22
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－23
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－24
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
添付-1(3)－25
変更箇所を
変更前
変更後
2.4
変更の理由
周辺監視区域境界の線量評価
(1) 周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくの評価
（記載なし )
で示す。
①
使用施設における周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくの評価
該当なし
②
貯蔵施設における周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくの評価
該当なし
③
廃棄施設における周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくの評価
液体廃棄物及び固体廃棄物は、鋼製ドラム缶若しくはコンテナに封入されているので、核燃料物質による
周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくのおそれはない。
廃棄物焼却施設における液体廃棄物及び固体廃棄物の減容処理について、周辺監視区域境界の一般公衆の
内部被ばく評価を行う。
③-1
廃棄物焼却施設における周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくの評価
a) 評価条件
・廃棄物焼却施設における液体廃棄物及び固体廃棄物の減容処理におけるウラン量は、鋼製ドラム缶の表面
線量率の最大 0.2 μSv/h（実測値）から換算して、濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランが、鋼製
ドラム缶 1 本あたり 160 gU を用いて評価する。
・廃棄物焼却施設における液体廃棄物及び固体廃棄物の減容処理は、液体廃棄物及び固体廃棄物を収納した
鋼製ドラム缶を 10 日で 60 本を処理する。
・廃棄物焼却施設の稼働は、1 日 24 時間で、5 日/週、12 週/3 ヶ月とする。
・サイクロンの捕集効率は、設計計算により 60％とする。
・電気集じん機の捕集効率は、設計計算により 95％とする。
・高性能エアフィルタの捕集効率は、99.9％とする。
・一般公衆の呼吸量は 1.2 m3/h とする。
・評価に用いる放射性物質の核種は、濃縮度の区分に応じたウランに対し ORIGEN2.2 により仮定含有量を算
出する。
・本施設の総排気量は、建屋排気 4,800 m3/h と設備排気 3,200 m3/h を合わせて 8,000 m3/h する。
添付-1(3)－26
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
・評価に用いる放射性物質の核種は、濃縮度の区分に応じたウランに対し ORIGEN2.2 により仮定含有量を算
出する。
（記載なし )
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
・発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針の大気拡散式を用いて、相対濃度 1.7×10-６ h/m3 を算出すため
る。
〔風速 1 m/s、放出高さ 0 m、大気安定度 F 型、建屋形状係数 1/2、建屋投影面積 165 m2、評価点までの
距離 171ｍ（廃棄物焼却施設から最も近い敷地境界 O 地点）
〕
b) 評価結果
・廃棄物焼却施設における液体廃棄物及び固体廃棄物の減容処理における 3 ヶ月の飛散量は、
160 gU/本×60/10 本/日×5 日/週×12 週/3 ヶ月＝57,600 gU/3 ヶ月
・a)項に示す作業条件に基づき、各核種の空気中の濃度及び周辺監視区域境界の空気中の濃度限度との比
を表-1 に示す。
放射性核種
表-1 廃棄物焼却施設に係る周辺監視区域境界の空気中の濃度と濃度限度比
廃棄物の減容処理の 3 ヶ月間の放出量＊1 周辺監視区域境界周辺監視区域境界の濃度限度に
排気筒出口濃度＊1
(㏃/3 ケ月)
の空気中の濃度＊2 空気中の濃度限度対する比率
(㏃/cm3)
(㏃/cm3)
(㏃/cm3)
Bi/Ai
Bi
Ai
232
Ｕ
Ｕ
234
Ｕ
235
Ｕ
236
Ｕ
237
Ｕ
238
Ｕ
240
Ｕ
8.7×10-11
7.3×10-14
3.5×10-9
2.9×10-10
7.3×10-10
7.6×10-20
8.4×10-10
2.3×10-26
1.4×103
1.2×100
5.7×104
4.6×103
1.2×104
1.2×10-6
1.4×104
3.7×10-13
1.2×10-12
9.7×10-16
4.7×10-11
3.8×10-12
9.7×10-12
1.0×10-21
1.1×10-11
3.1×10-28
ウラン娘核種＊3
2.6×10-9
4.2×104
3.5×10-11
3.3×10-4
核分裂生成物＊3
2.0×10-12
3.2×101
2.7×10-14
1.2×10-11
超ウラン元素＊3
3.3×10-14
5.3×10-1
4.4×10-16
1.2×10-7
合計
8.1×10-9
1.3×105
1.1×10-10
7.1×10-3
233
線量告示別表第 1
第 5 欄による。
2.9×10-4
9.7×10-8
4.7×10-3
1.9×10-4
9.7×10-4
1.4×10-17
5.6×10-4
1.5×10-24
＊1：各核種について ORIGEN2.2 により計算したものと 3 ヶ月間の飛散量と高性能エアフィルタの捕集
効率により計算したもの
＊2：各核種について ORIGEN2.2 により計算したものと 3 ヶ月間の飛散量と高性能エアフィルタの捕集
効率と相対濃度により計算したもの
＊3：各核種について計算したものの合計
廃棄物の減容処理における各核種の空気中の濃度の周辺監視区域境界の空気中の濃度限度に対する比率は、1
より小さく、周辺監視区域境界の空気中の濃度限度を下回る。
添付-1(3)－27
変更箇所を
変更前
変更後
③-2
変更の理由
周辺監視区域境界の一般公衆の空気中の放射性物質の吸入摂取による実効線量評価
施設外に放出される放射性物質による一般公衆の吸入摂取による実効線量について評価を行う。
（記載なし )
で示す。
なお、ここでの年間放出量は、表-1 の 3 ヶ月の放出量を年間放出量に換算し表-2 に示す。廃棄物の減容処
理に係る一般公衆の吸入摂取量を表-2 に示す。相対濃度は③-1 項における値である。
周辺監視区域境界の一般公衆の空気中の放射性物質の吸入摂取による実効線量は、次式で計算され、計算
結果を表-2 に示す。
ＨE
＝Σ（Ｉi×Ｅi）
Ｉi
＝ｑ×Ｍa
×（χ／Ｑ）
ただし、
ＨE
：実効線量 (mSv／年）
Ｉi
：核種ｉの吸入摂取量（Bq／年）
Ｅi
：実効線量係数（mSv／Bq）
ｑ
Ｍa
χ／Ｑ
添付-1(3)－28
：放射性物質放出量（Bq／年）
：呼吸量＝1.2（m３／h)
：相対濃度＝1.7×10-６(h／m３）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
表－2
（記載なし )
変更の理由
周辺監視区域境界の一般公衆の空気中の放射性物質の吸入摂取による実効線量
240U
廃棄物の減容処理の放出量＊1
(㏃/年)
5.6×103
4.7×100
2.3×105
1.8×104
4.7×104
4.9×10-6
5.4×104
1.5×10-12
吸入摂取量＊2
(㏃/年)
1.1×10-2
9.4×10-6
4.6×10-1
3.7×10-2
9.4×10-2
9.8×10-12
1.1×10-1
3.0×10-18
ウラン娘核種＊3
1.7×105
3.4×10-1
3.2×10-4
核分裂生成物＊3
1.3×102
2.6×10-4
1.1×10-11
超ウラン元素＊3
2.1×100
4.2×10-6
9.3×10-8
合計
5.2×105
1.0×100
5.2×10-3
放射性核種
232U
233U
234U
235U
236U
237U
238U
で示す。
線量係数
(mSv/㏃)
線量告示別表
第 1 第 2 欄に
よる。
周辺監視区域境界の線量
(mSv/年)
2.9×10-4
6.5×10-8
3.1×10-3
2.3×10-4
5.9×10-4
1.7×10-17
6.3×10-4
2.5×10-24
＊1：各核種について ORIGEN2.2 により計算したものと年間の飛散量と高性能エアフィルタの捕集効率
により計算したもの
＊2：各核種について ORIGEN2.2 により計算したものと年間の飛散量と高性能エアフィルタの捕集効率
と相対濃度と呼吸量により計算したもの
＊3：各核種について計算したものの合計
廃棄物処理施設外に放出される放射性物質による周辺監視区域境界の一般公衆の吸入摂取による実効線量
は、5.2×10-3 mSv/年である。
添付-1(3)－29
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
(2)
人形峠環境技術センターのほぼ中央に位置する総合管理棟を中心として周辺監視区域境界を 16 方位に分
割し、その範囲内における線源との距離が最短となる地点、それ以外の方位は角度分割点の中心を評価地点
とし、評価点までの距離は建屋の 4 端点のうち最も距離の短い位置を選択する。16 方位の線量率評価地点を
図-11 に示す。
計算コードは、3 次元モンテカルロ輸送計算コード MCNP5 を用いる。実効線量への換算に当っては、換算
係数を用いる。〔文献(1)参照〕
①
使用施設における周辺監視区域境界に実効線量の評価
該当なし
②
変更の理由
周辺監視区域境界の一般公衆の外部被ばくの評価
廃棄物処理施設に係る周辺監視区域境界の直接γ線及びスカイシャインγ線について評価する。
（記載なし )
で示す。
貯蔵施設における周辺監視区域境界に実効線量の評価
該当なし
添付-1(3)－30
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
③
変更の理由
廃棄施設における周辺監視区域境界に実効線量の評価
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
a）評価条件
（記載なし )
で示す。
廃棄施設における周辺監視区域境界に実効線量の評価条件を表-3 に示す。
表-3
施設名
線源量
廃棄施設における周辺監視区域境界の評価条件
建屋外壁の
材質と厚さ
天井の材質
と厚さ
ｺﾝｸﾘｰﾄ
18 ㎝
ｺﾝｸﾘｰﾄ
12 ㎝
周辺監視区域境界までの最も短い地点、方位、
距離
方位
地点（評価点）
距離（ｍ）
NW-NNW
O 地点
171
第 1 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A 地点
38
第 2 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A 地点
30
第 3 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A'地点
38
第 4 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A 地点
30
N-NNE
A 地点
26
第 6 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A 地点
12
第 7 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A'地点
20
第 8 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A 地点
35
第 9 廃棄物貯蔵庫
N-NNE
A 地点
17
第 10 廃棄物貯蔵庫
SE-SSE
G 地点
276
第 11 廃棄物貯蔵庫
SE-SSE
G 地点
258
SE-SSE
G 地点
241
第 13 廃棄物貯蔵庫
SE-SSE
G 地点
232
第 14 廃棄物貯蔵庫
SE-SSE
G 地点
248
N-NNE
A 地点
30
N-NNE
A 地点
16
廃棄物焼却施設
第 5 廃棄物貯蔵庫
第 12 廃棄物貯蔵庫
9.73kgU
304.8kgU
5,341kgU
遮蔽無し
遮蔽無し
遮蔽無し
遮蔽無し
第 1 廃油物貯蔵庫
第 2 廃油物貯蔵庫
25kgU
遮蔽無し
遮蔽無し
本施設の周辺監視区域境界の評価点を図-11 に示す。
添付-1(3)－31
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
b) 評価結果
a）評価条件により周辺監視区域境界の線量を評価した結果を表-4 に示す。
表-4
（記載なし )
廃棄施設における周辺監視区域境界の評価結果
施設名
地点（評価点）
廃棄物焼却施設
O 地点
A 地点
第 1 廃棄物貯蔵庫
④
周辺監視区域境界の線量
（mSv/年）
4.7×10-5
3.0×10-2
第 2 廃棄物貯蔵庫
A 地点
4.6×10-2
第 3 廃棄物貯蔵庫
A'地点
3.0×10-2
第 4 廃棄物貯蔵庫
A 地点
4.7×10-2
第 5 廃棄物貯蔵庫
A 地点
6.2×10-2
第 6 廃棄物貯蔵庫
A 地点
2.3×10-1
第 7 廃棄物貯蔵庫
A'地点
9.6×10-2
第 8 廃棄物貯蔵庫
A 地点
3.5×10-2
第 9 廃棄物貯蔵庫
A 地点
1.3×10-1
第 10 廃棄物貯蔵庫
G 地点
4.9×10-3
第 11 廃棄物貯蔵庫
G 地点
6.1×10-3
第 12 廃棄物貯蔵庫
G 地点
7.7×10-3
第 13 廃棄物貯蔵庫
G 地点
8.7×10-3
第 14 廃棄物貯蔵庫
G 地点
7.0×10-3
第 1 廃油物貯蔵庫
A 地点
8.5×10-3
第 2 廃油物貯蔵庫
A 地点
2.8×10-2
廃棄物処理施設における周辺監視区域境界の一般公衆の外部被ばくの評価結果
廃棄物処理施設における周辺監視区域境界の一般公衆の外部被ばくの評価結果は、第 6 廃棄物貯蔵庫か
らの A 地点での線量が最も高く 2.3×10-1 mSv/年であるが、周辺監視区域境界に係る線量限度 1 mSv/年を超
えるおそれはない。
⑤
廃棄物処理施設における周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばく及び外部被ばくの評価結果
廃棄物処理施設における周辺監視区域境界の一般公衆の内部被ばくの評価結果は 5.2×10-3 mSv/年（O 地
点）、外部被ばくの評価結果は 2.3×10-1 mSv/年（A 地点）である。
周辺監視区域境界の一般公衆の被ばくは、内部被ばく線量と外部被ばく線量の最大値を合算しても最大
2.4×10-1 mSv/年となり、周辺監視区域境界に係る線量限度 1 mSv/年を超えるおそれはない。
添付-1(3)－32
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
⑥
（記載なし )
で示す。
変更の理由
他施設の線量評価結果との合算値
他施設の線量評価結果との合算値は、A 地点で 6.7×10-1 mSv/年となり、周辺監視区域境界に係る線量限変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
度 1 mSv/年を超えるおそれはない。
ため
参考文献
（1）国際放射線防護委員会の勧告（ICRP
添付-1(3)－33
Pub74）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（記載なし )
図-11
添付-1(3)－34
周辺監視区域境界線量率評価地点図
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
３．火災等による損傷の防止
第四条
（記載なし )
使用施設等は、火災又は爆発によりその安全性が損なわれないよう、火災及び爆発の発生を防止する
ことができ、かつ、火災及び爆発の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
2
施設検査対象施設には、火災又は爆発によりその安全性が損なわれないよう、前項に定めるもののほ
か、消火を行う設備（以下「消火設備」という。
）及び早期に火災発生を感知する設備を設けなければ
ならない。
3
消火設備は、破損、誤作動及び誤操作が起きた場合においても安全上重要な施設の安全機能を損なわ
ないものでなければならない。
・廃棄物焼却施設は、建築基準法に基づく耐火性（鉄骨造）の構造を有する建屋であり、第1廃油貯蔵庫は、建
築基準法に基づく耐火性（補強コンクリートブロック造）の構造を有する建屋であり、第2廃油貯蔵庫は、建
築基準法に基づく耐火性（鉄筋コンクリート造）の構造を有する建屋であり、第1～第14廃棄物貯蔵庫は、建
築基準法に基づく耐火性（鉄骨造）の構造を有する建屋であり、内部の諸設備も不燃性及び難燃性材料により
構成する。
・管理区域内にある核燃料物質によって汚染された可燃物等は金属製容器に収納する。
・非破壊ウラン測定装置（Q2）は、金属製材料で覆う。
・測定対象のドラム缶は、金属性の材料で製作する。
・非破壊ウラン測定装置（Q2）の電源部は、定期的に絶縁測定する。
・管理区域内で発生する可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、ポリエチレンで内ばりしたカートンボックスに入れ
る。カートンボックスは、金属製容器若しくは金属製保管庫に収納するかドラム缶若しくはコンテナに封入し、
廃棄物焼却施設で処理するまでの間、区画した固体廃棄物の保管場所又は第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫に保管す
る。
・難燃性及び不燃性の固体廃棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。なお、ドラム缶若しくはコンテナ
に封入が困難な大型機械等は、プラスチックシートで梱包するなどの汚染拡大防止措置及び不燃シートで覆う
などの防火対策を講じ、第１～第 14 廃棄物貯蔵庫又は区画した固体廃棄物の保管場所に保管する。
・管理区域内には火災の拡大を防止するために、自動火災報知設備、消火器を設置する。
添付-1(3)－35
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
４．立ち入りの防止
第五条
（記載なし )
使用施設等には、人がみだりに管理区域内に立ち入らないように壁、柵その他の区画物及び標識を設
けなければならない。
2
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
使用施設等には、業務上立ち入る者以外の者がみだりに周辺監視区域に立ち入ることを制限するため、
当該区域の境界に柵その他の人の侵入を防止するための設備又は標識を設けなければならない。ただし、
当該区域に人が立ち入るおそれがないことが明らかな場合は、この限りでない。
・該当なし
５．自然現象による影響の考慮
第六条
使用施設等（施設検査対象施設は除く。
）は、想定される自然現象による当該使用施設等への影響を
適切に考慮したものでなければならない。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
６．核燃料物質の臨界防止
第七条
施設検査対象施設は、核燃料物質が臨界に達するおそれがないようにするため、核的に安全な形状寸
法にすることその他の適切な措置を講じたものでなければならない。
2
施設検査対象施設には、臨界警報設備その他の臨界事故を防止するために必要な設備を設けなければ
ならない。
・該当なし
添付-1(3)－36
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
７.施設検査対象施設の地盤
第八条
（記載なし )
施設検査対象施設は、次条第二項に規定により算定する地震力(安全機能を有する施設のうち、地震
の発生によって生ずるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
が特に大きいもの（以下「耐震重要施設」という。
）にあっては、同条第三項の地震力を含む。)が作用
した場合においても当該施設検査対象施設を十分に支持することができる地盤に設けなければならな
い。
2
耐震重要施設は、変形した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなけれ
ばならない。
・該当なし
８.地震による損傷の防止
第九条
2
施設検査対象施設は、地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。
前項の地震力は、地震の発生によって生ずるおそれがある施設検査対象施設の安全機能の喪失に起因
する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならない。
3
耐震重要施設は、その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速
度によって作用する地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
4
耐震重要施設は、前項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して安全機能が損な
われるおそれがないものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－37
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
９.津波による損傷の防止
第十条
（記載なし )
施設検査対象施設は、その供用中に当該施設検査対象施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波に
対しえ安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
10.外部からの衝撃による損傷の防止
第十一条
施設検査対象施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。次項において同じ。
）が発生し
た場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
2
安全上重要な施設は、当該安全上重要な施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現
象により当該安全上重要な施設に作用する衝撃及び設計評価事故時に生ずる応力を適切に考慮したも
のでなければならない。
3
施設検査対象施設は、工場若しくは事業所（以下「工場等」という。
）内又はその周辺において想定
される当該施設検査対象施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為による
もの（故意によるものを除く。
）に対して安全機能を損なわないものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－38
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
11.施設検査対象施設への人の不法な侵入等の防止
第十二条
（記載なし )
施設検査対象施設が設置される工場等は、施設検査対象施設への人の不法な侵入、施設検査対象施
設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え、又は他の物件を損傷するおそれがあ
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
る物件が持ち込まれることを防止するための設備を設けなければならない。
2
施設検査対象施設が設置される工場等には、必要に応じて、不正アクセス行為(不正アクセス行為の
禁止等に関する法律（平成十一年法律第百二十八号）第二条第四項に規定する不正アクセス行為をい
う。)を防止するための設備を設けなければならない。
・該当なし
12.溢水による損傷の防止
第十三条
施設検査対象施設は、その施設内における溢水が発生した場合においても安全機能を損なわないも
のでなければならない。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
13.化学薬品の漏えいによる損傷の防止
第十四条
施設検査対象施設は、その施設内における化学薬品の漏えいが発生した場合においても安全機能を
損なわないものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－39
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
14.飛散物による損傷の防止
第十五条
（記載なし )
施設検査対象施設は、その施設内の機器又は配管の破損に伴う飛散物により、安全機能を損なわな
いものでなければならない。
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
15.重要度に応じた安全機能の確保
第十六条
施設検査対象施設は、その安全機能の重要度に応じて、その機能が確保されたものでなければなら
ない。
2
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
安全上重要な施設は、機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の
安全機能を失うこと（従属要要因による多重故障を含む。
）をいう。
）が発生した場合においてもその
機能を損なわないものでなければならない。
・該当なし
16.環境条件を考慮した設計
第十七条
施設検査対象施設は、通常時及び設計評価事故時に想定されるすべての環境条件において、安全機
能を発揮することができるものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－40
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
17.検査等を考慮した設計
第十八条
（記載なし )
施設検査対象施設は、当該施設検査対象施設の安全機能を確認するための検査又は試験及び当該安
全機能を健全に維持するための保守又は修理ができるものでなければならない。
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
18.施設検査対象施設の共用
第十九条
施設検査対象施設は、他の原子力施設又は同一の工場等内の他の使用施設等と共用する場合には、
施設検査対象施設の安全性を損なわないものでなければならない。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
19.誤操作の防止
第二十条
2
施設検査対象施設は、誤操作を防止するための措置を講じたものでなければならない。
安全上重要な施設は、容易に操作することができるものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－41
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
20.安全避難通路等
第二十一条
（記載なし )
施設検査対象施設には、次に掲げる設備を設けなければならない。
一
その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路
二
照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の照明
三
設計評価事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。
）及びその専用の電源
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
・該当なし
21.設計評価事故時の放射線障害の防止
第二十二条
施設検査対象施設は、設計評価事故時において、周辺監視区域の外の公衆に放射線障害を及ぼさ
ないものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－42
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
22.貯蔵施設
第二十三条
（記載なし )
貯蔵施設には、次に掲げるところにより、核燃料物質を貯蔵するための施設又は設備を設けなけ
ればならない。
一
核燃料物質を貯蔵するために必要な容量を有するものであること。
二
核燃料物質を搬出入する場合その他特に必要がある場合を除き、施錠又は立入制限の措置を講じたも
のであること。
三
2
標識を設けるものであること。
貯蔵施設には、核燃料物質を冷却する必要がある場合には、冷却するために必要な設備を設けなければ
ならない。
・該当なし
添付-1(3)－43
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
23.廃棄施設
第二十四条
（記載なし )
廃棄施設には、次に掲げるところにより、放射性廃棄物を処理するための施設又は設備を設けな
ければならない。
一
管理区域内の人が常時立ち入る場所及び周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度を低減できる
よう、使用施設等において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有するものであること。ただし、空
気中に放射性物質が飛散するおそれのないときは、この限りでない。
二
周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度を低減できるよう、使用施設等において発生す
る放射性廃棄物を処理する能力を有するものであること。
2
廃棄施設には、放射性廃棄物を保管廃棄する場合は、次に掲げるところにより、保管廃棄施設を設けな
ければならない。
一
放射性廃棄物を保管廃棄するために必要な容量を有するものであること。
二
外部と区画された物であること。
三
放射性廃棄物を冷却する必要がある場合には、冷却するために必要な設備を設けるものであること。
四
放射性廃棄物を搬出入する場合その他特に必要がある場合を除き、施錠又は立入制限の措置を講じた
ものであること。
3
放射性廃棄物を廃棄するための施錠又は設備には、標識を設けなければならない。
・廃棄物焼却施設の気体状の放射性廃棄物を処理するための気体廃棄施設は、処理するための施設又は設備とし
て、高性能エアフィルタでろ過し、放射性物質の濃度を測定、監視しながら排気筒から大気中に放出し、放射
性物質の濃度が線量告示に定める濃度限度以下で管理する。
・廃棄物焼却施設の管理区域内で発生する液体状の放射性廃棄物は、管理廃水ピットに貯留し、管理廃水中の放
射性物質の濃度を測定し、放射性物質の濃度が線量告示に定める濃度限度以下を確認した後、センターの放流
水槽へ運搬する。
・廃棄物焼却施設、第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫の管理区域内で発生する可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、ポリエ
チレンで内ばりしたカートンボックスに入れる。カートンボックスは、金属製容器若しくは金属製保管庫に収
納するかドラム缶若しくはコンテナに封入し、廃棄物焼却施設で処理するまでの間、区画した固体廃棄物の保
管場所又は第 1～第 14 廃棄物貯蔵庫に保管する。
添付-1(3)－44
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
変更箇所を
変更前
変更後
変更の理由
・難燃性及び不燃性の固体廃棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。なお、ドラム缶若しくはコンテナ
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
に封入が困難な大型機械等は、プラスチックシートで梱包するなどの汚染拡大防止措置及び不燃シートで覆う
（記載なし )
で示す。
などの防火対策を講じ、第１～第 14 廃棄物貯蔵庫又は区画した固体廃棄物の保管場所に保管する。
・液体廃棄物及び固体廃棄物の保管場所には標識を設け、立ち入り制限の措置として、区画等を設置する。
・液体廃棄物及び固体廃棄物の保管能力は、
「２．遮蔽」において評価した結果、線量告示に定める「管理区域
に係る線量等」
、
「周辺監視区域境界の線量限度」及び「放射線業務従事者の線量限度」のいずれの濃度限度も
満足できるものである。
24.汚染を検査するための設備
第二十五条
密封させていない核燃料物質を使用する場合にあっては、使用施設等には、管理区域内の放射性
物質により汚染されるおそれのある場所から退出する者の放射性物質による汚染を検査するために必
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
要な設備を設けなければならない。
・該当なし
25.監視設備
第二十六条
施設検査対象施設には、必要に応じて、通常時及び設計評価事故時において、当該施設検査対象
施設及びその境界付近における放射性物質の濃度及び線量を監視し、及び測定し、並びに設計評価事故
時における迅速な対応のために必要な情報を適切な場所に表示できる設備を設けなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－45
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
26.非常用電源設備
第二十七条
（記載なし )
施設検査対象施設には、外部電源系統からの電気の供給が停止した場合において、監視設備その
他当該施設検査対象施設の安全機能を確保するために必要な設備を使用することができるように、必要
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
に応じて非所用電源設備を設けなければならない。
・該当なし
27.通信連絡設備等
第二十八条
施設検査対象施設が設置される工場等には、設計評価事故が発生した場合において工場等内の人
に対し必要な指示ができるよう、警報装置及び通信連絡設備を設けなければならない。
2
施設検査対象施設が設置される工場等には、設計評価事故が発生した場合においてその施設外の通信連
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
絡をする必要がある場所と通信連絡ができるよう、専用通信回線を設けなければならない。
3
専用通信回線は、必要に応じて多様性を確保するものでなければならない。
・該当なし
28.多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止
第二十九条
施設検査対象施設は、発生頻度が設計評価事故より低い事故であって、当該施設検査対象施設か
ら多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがあるものが発生した場合において、当該事故の拡大
を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
・該当なし
添付-1(3)－46
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図る
ため
（本申請の変更内容
から第五条～第二十
三条、第二十五条～第
二十九条は該当なし）
変更箇所を
変更前
変更後
添付書類－２
安全対策書
想定される事故の種類及び程度並びにこれらの原因又は事故に応ずる災害防止の措置に関
する説明書
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（法令改正）
変更箇所を
変更前
変更後
安全対策書
次
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（法令改正）
廃棄物処理施設
目
で示す。
目
次
１．まえがき ·································································· 安(2)－１
１．まえがき ·································································· 添付-2(3)-１
２．火災事故 ·································································· 安(2)－１
２．火災対策 ·································································· 添付-2(3)-2
３．爆発事故 ·································································· 安(2)－１
３．爆発対策 ·································································· 添付-2(3)-15
４．地震等の事故 ······························································ 安(2)－２
４．地震等の対策 ······························································ 添付-2(3)-15
５．誤操作による事故 ·························································· 安(2)－２
５．誤操作による対策 ·························································· 添付-2(3)-15
６．停電事故 ·································································· 安(2)－２
６．停電対策 ·································································· 添付-2(3)-15
７．機器又は装置の故障による事故 ··············································· 安(2)－５
７．機器又は装置の故障による対策 ·············································· 添付-2(3)-17
８．事故時における周辺環境への影響の評価 ······································· 安(2)－７
８．事故時における周辺環境への影響の評価 ······································ 添付-2(3)-17
変更箇所を
変更前
１．まえがき
変更後
で示す。
変更の理由
１．まえがき
この安全対策書は、廃棄物処理施設における事故又は異常として、
廃棄物処理施設における事故又は異常として、
(1)
火
災
(1)
火
災
(2)
爆
発
(2)
爆
発
(3)
地
震
等
(3)
地
震
等
(4)
誤
操
作
(4)
誤
操
作
(5)
停
電
(5)
停
(6)
機器又は装置の故障
(6)
機器又は装置の故障
を想定し、これらの防止対策とその安全性の評価について述べる。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
電
を想定し、これらの防止対策とその安全性の評価について述べる。
地震、台風等による自然災害、(3)貯蔵容器等の破損、腐食等による容器等からの漏えい事故であるので、
変更の理由 4.(4)4)
廃棄物処理施設のうち、第 1～14 廃棄物貯蔵庫及び第 1、第 2 廃油貯蔵庫（以下「貯蔵庫類」という。）記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
については、発生する事故又は異常として考えられるものが、(1)火災、(2)地震、台風等による自然災害、
これら 3 件についての安全対策について評価する。
(3)貯蔵容器等の破損、腐食等による容器等からの漏えい事故であるので、これら 3 件についての安全対策
本施設のうち、貯蔵庫類については、発生する事故又は異常として考えられるものが、(1)火災、(2)
施設の設計、製作に当たって準拠する主な規格、基準等を次に示す。
・核燃料施設安全審査指針
について評価する。
施設の設計、製作に当たって準拠する主な規格、基準等を次に示す。
・建築基準法
・核燃料施設安全審査指針
・消防法
・建築基準法
・日本工業規格（ＪＩＳ）
・消防法
・建築基礎構造設計基準（日本建築学会）
・日本工業規格（ＪＩＳ）
・鉄筋コンクリート構造計算基準（日本建築学会）
・建築基礎構造設計基準（日本建築学会）
・鋼構造設計基準（日本建築学会）
・鉄筋コンクリート構造計算基準（日本建築学会）
・建築工事標準仕様書・同解説（ＪＡＳＳ）（日本建築学会）
・鋼構造設計基準（日本建築学会）
また、施設の運営に当たっては、放射線業務従事者の教育訓練を行い、施設の保全に努め、運転管理す
る。
・建築工事標準仕様書・同解説（ＪＡＳＳ）（日本建築学会）
また、施設の運営に当たっては、放射線業務従事者の教育訓練を行い、施設の保全に努め、運転管理す
る。
添付-2(3)-1
変更箇所を
変更前
２．火災事故
変更後
貯蔵庫類は、建築基準法でいう準耐火建築物であり貯蔵中に自然発火するおそれのある廃棄物は貯蔵せ
ず、火気も使用しないが、消防法に基づき消火器を設置する。また、廃棄物貯蔵庫の電源設備の漏電等に
ず、火気も使用しないが、消防法に基づき消火器を設置する。また、貯蔵庫類の電源設備の漏電等による
よる万一の火災に備え自動火災報知設備を設置する。
万一の火災に備え自動火災報知設備を設置する。
内装は、不燃材または難燃材で構成する。
廃棄物焼却施設の建屋は鉄骨造コンクリート板張り、屋根は鉄筋コンクリート構造の準耐火建築物とし、
内装は、不燃材または難燃材で構成する。
また、機器及び装置類は、鋼材または難燃材にて製作する。
また、機器及び装置類は、鋼材または難燃材にて製作する。
万一の火災に対し自動火災報知機等を設け、火災の早期発見に備える。
万一の火災に対し自動火災報知機等を設け、火災の早期発見に備える。
自動火災報知器の配置を図 1-1～図 1-5 に、消火器の配置を図 1-6～図 1-12 に示す。
焼却施設には、助燃油サービスタンク及び廃油タンク（各約 200 ㍑）を設置するが、少量危険物取扱所
として、消防法による必要な処置を講ずる。その他必要な消火設備を設ける。
変更の理由
２．火災対策
貯蔵庫類は、建築基準法でいう準耐火建築物であり貯蔵中に自然発火するおそれのある廃棄物は貯蔵せ
廃棄物焼却施設の建屋は鉄骨造コンクリート板張り、屋根は鉄筋コンクリート構造の準耐火建築物とし、
で示す。
廃棄物焼却施設には、助燃油サービスタンク及び廃油タンク（各約 200ℓ）を設置するが、少量危険物取
扱所として、消防法による必要な処置を講ずる。その他必要な消火設備を設ける。
添付-2(3)-2
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-3
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-4
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-5
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-6
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-7
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-8
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-9
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-10
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-11
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-12
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-13
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（記載なし )
添付-2(3)-14
変更箇所を
変更前
３．爆発事故
（略）
４．地震等の事故
（略）
５．誤操作による事故
（略）
６．停電事故
廃棄物貯蔵庫においては、非常用電源を必要とする装置は設置しないので、停電による安全上の問題はな
い。
廃棄物焼却施設においては、常時は、津山方面から受電し、停電時には倉吉方面の予備線に自動切替えと
する。
２方向共停電時には、共通施設の非常用発電機が自動的に起動し、排気設備、放管機器等の保安上必要な
電源を確保する。
変更後
３．爆発対策
（変更なし）
４．地震等の対策
（変更なし）
５．誤操作による対策
般公衆に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれはない。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（変更なし）
６．停電対策
廃棄物貯蔵庫においては、非常用電源を必要とする装置は設置しないので、停電による安全上の問題はな
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
い。
廃棄物焼却施設の電源は、通常、津山方面から送電される原子力機構線を受電するが、さらに同送電線の
停電に備え、倉吉方面から小鹿原子力機構線を予備電源として確保する。
原子力機構線停電時には、小鹿原子力機構線に自動的に切り替わる。さらに、この二方向の送電線がとも
に停電した時には、センター内に設置した共用の非常用発電機が１分以内に自動起動し、安全機能を有する
排気設備、放管機器等へ電力を供給する。非常用発電機給電時の電気負荷系統図を図 6-1 に示す。
仮に非常用電源を喪失した場合でも、廃棄物焼却施設の設備機器は停止し、排気の放出も停止するので一
で示す。
仮に非常用電源を喪失した場合でも、廃棄物焼却施設の設備機器は停止し、排気の放出も停止するので一
般公衆に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれはない。
添付-2(3)-15
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
凡例
（記載なし )
変圧器３相３線
変圧器単相３線
遮断器 OFF
遮断器 ON
高圧カットアウト　ON
配線用遮断器
内は非常用
発電機起動時の
供給範囲を示す
DG1
原子力機構線
2,000ｋＶＡ
（その他の施設へ）
建家排風機
エアスニッファシステム
電気集じん器
設備排風機
計空ユニット
DG2 2,000ｋＶＡ
電灯盤
現場操作盤
管理室制御盤
（その他の施設へ）
小鹿原子力機構線
（その他の施設へ）
（その他の施設へ）
廃棄物焼却施設
図6-1　非常用発電機給電時の廃棄物焼却施設電気負荷系統図
添付-2(3)-16
変更の理由
変更後
変更前
で示す。
変更箇所を
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
７．機器又は装置の故障による事故
１）貯蔵庫類における事故
変更後
７．機器又は装置の故障による対策
１）貯蔵庫類における対策
貯蔵中の容器等の破損、腐食等による漏えいについて検討する。
貯蔵中の容器等の破損、腐食等による漏えいについて検討する。
固体状廃棄物は、200 ㍑入専用ドラム缶及びコンテナ詰めとし、蓋を金属バンド、ボルト・ナット等
可燃性及び難燃性の固体廃棄物は、ポリエチレンで内ばりしたカートンボックスに入れる。カートンボッ
で固定する。また、容器に密封困難な廃棄物は、ビニルシート等にて二重に包装する。
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
クスは、金属製容器若しくは金属製保管庫に収納するか、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。不燃性の
固体廃棄物は、ドラム缶若しくはコンテナに封入する。なお、ドラム缶若しくはコンテナに封入が困難な大
型機械等は、プラスチックシートで梱包するなどの汚染拡大防止措置及び不燃シートで覆うなどの防火対策
を講じる。
廃油については、ポリエチレン容器等を内装したケミカルドラム缶に封入する。
廃油については、ポリエチレン容器等を内装したケミカルドラム缶に封入する。
保管中は、定期的に巡視点検することにより、容器及び包装の健全性を確認する。
保管中は、定期的に巡視点検することにより、容器及び包装の健全性を確認する。
もし、容器等の破損、腐食を発見した場合には、直ちに新しい容器等に詰め替えを行う。
もし、容器等の破損、腐食を発見した場合には、直ちに新しい容器等に詰め替えを行う。
なお、貯蔵庫類からは、電話等で通信連絡を行う。
なお、貯蔵庫類からは、電話等で通信連絡を行う。
２）廃棄物焼却施設における事故
（略）
８．事故時における周辺環境への影響の評価
貯蔵庫類については、建物はすべて不燃材料で作られており、貯蔵する廃棄物は、容器等に封入または
密封しているため、火災等によって容器等から放射性物質が周辺環境へ飛散するおそれはない。
また、廃棄物焼却施設についてもすでに述べた各種の安全対策により事故の発生の可能性は極めて少な
２）廃棄物焼却施設における対策
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（変更なし）
８．事故時における周辺環境への影響の評価
貯蔵庫類については、建物はすべて不燃材料で造られており、貯蔵する廃棄物は、容器等に封入または
密封しているため、火災等によって容器等から放射性物質が周辺環境へ飛散するおそれはない。
また、廃棄物焼却施設についてもすでに述べた各種の安全対策により事故の発生の可能性は極めて少な
い。
い。
ここでは、以下のような事故を想定し、施設外に飛散した放射性物質の吸入摂取による周辺住民の内部
ここでは、以下のような事故を想定し、施設外に飛散した放射性物質の吸入摂取による一般公衆の内部
被ばくについて評価する。
被ばくについて評価する。
１）事故の想定と放出量
1）事故の想定
廃棄物焼却施設において放射性物質が飛散する最も大きな事故として、焼却炉から焼却灰をかき出
廃棄物焼却施設において放射性物質が飛散する最も大きな事故として、焼却炉から焼却灰をかき出し、
し、プラスチック袋に回収する作業を行っている際に、プラスチック袋の破損又は脱落により灰の全
プラスチック袋に回収する作業を行っている際に、プラスチック袋の破損又は脱落により灰の全量が落
量が落下飛散する場合を想定する。
下飛散する場合を想定する。
添付-2(3)-17
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
2）計算条件
この場合、回収した焼却灰中に含まれる放射性物質の量が最大となるのは、高性能エアフィルタの専
焼によって発生した灰の１日相当分（５時間作業）であり、この中に含まれる放射性物質は、「添付書
類２(2)
①
廃棄物焼却施設の焼却室にて飛散事故が発生したとする。
②
廃棄物焼却施設の総排気量は、建屋排気 4,800 m3/h と設備排気 3,200 m3/h を合わせて 8,000 m3/h
する。
障害対策書の 3.4」より、ウラン換算で以下のとおりである。
60gU／ｈ×５時間× 80 ％
＝
240 gU
③
焼却室で回収した焼却灰中に含まれる放射性物質の量は、鋼製ドラム缶の表面線量率の最大 0.3
落下焼却灰のうち、空気中に飛散する量を、落下量の 10％、ウラン換算量にして約 24gU とする。こ
μSv/h（実測値）から換算して、濃縮度 5％以下の回収ウラン系濃縮ウランが、鋼製ドラム缶 1 本
のうちの 50％が前室の床面・壁面等に付着して前室内に残留し、残りの 50％が前室排気口を経て建家
あたり 160 gU 収納している廃棄物を 60 本減容処理して、発生した焼却灰を１本の鋼製ドラム缶に
排気系に吸引され高性能エアフィルタ（捕集効率 99.9 ％）を通過し建家外に放出される。
収納した以下のとおりとする。
160 gU／本×60 本＝9,600 gU
建家外に放出される放射性物質の量は、ウラン換算で以下のとおりである。
24gU× 50％× (1－0.999) ＝ 1.2×10-2gU
評価にあたっては、この量の回収ウランが１時間ですべて放出されるものとする。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
④
空気中に飛散する落下時飛散率 1×10-4〔文献（1）参照〕とする。
⑤
建屋フィルタユニットの高性能エアフィルタ（捕集効率 99.9 ％）を通過し、建家外に放出される。
⑥
建家外に放出される放射性物質の量は、以下のとおりである。
9,600 gU×1×10-4 ×(1－0.999) ＝ 9.6×10-4 gU
評価にあたっては、この量の回収ウランが１時間ですべて放出されるものとする。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
3）評価方法
２）評価方法
事故時において、施設外に放出される放射性物質による一般公衆への被ばく放射線量の評価は、周辺
監視区域外での空気中放射性物質の吸入摂取に起因する内部被ばくについて行う。
空気中放射性物質濃度の計算には、発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針の大気拡散式を用
事故時において、施設外に放出される放射性物質による一般公衆への被ばく放射線量の評価は、周辺
監視区域外での空気中放射性物質の吸入摂取に起因する内部被ばくについて行う。
空気中放射性物質の濃度の計算には、発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針の大気拡散式を
用いた。
いた。
Ａｉ＝Ｍａ・（χ／Ｑ）・Ｑｉ
Ａｉ＝Ｍａ・（χ／Ｑ）・Ｑｉ
ただし、
ただし、
Ａｉ：核種ｉの吸入摂取量[Bq]
Ａｉ：核種ｉの吸入摂取量[Bq]
Ｍａ：呼吸量 [ｍ３/h](1.2m３/h)
Ｍａ：呼吸量＝〔1.2 (ｍ３/h)〕
Ｑｉ：核種 i の放出量[Bq]
Ｑｉ：核種 i の放出量[Bq]
χ／Ｑ：相対濃度 [h/ｍ３](1.6 ×10－６ h/ｍ３)
計算条件: 風速 1 m、放出高さ 0 m、大気安定度Ｆ型、建家形状係数 1/2、建家投影面積 164 m２、
評価点までの距離 180 m (廃棄物焼却施設から最も近い敷地境界)
χ／Ｑ：相対濃度＝〔1.7 ×10－６ (h/m３)〕
計算条件: 風速 1 m、放出高さ 0 m、大気安定度Ｆ型、建家形状係数 1/2、建家投影面積 165 m２、
評価点までの距離 171 m (廃棄物焼却施設から最も近い敷地境界)
添付-2(3)-18
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
変更後
３）評価結果
で示す。
変更の理由
4）評価結果
放射性核種
放出量
[Bq]
吸入摂取量
[Bq]
吸入摂取に
実効線量
放出量
[Bq]
放射性核種
吸入摂取量
[Bq]
線量係数
(mSv/㏃)
線量告示別表
第 1 第 2 欄によ
る。
実効線量
(mSv)
２３２
Ｕ
1.7×10１
3.2×10－５
8.3×10－７
２３２
Ｕ
1.2×100
2.4×10-6
２３３
Ｕ
1.4×10－２
2.6×10－８
1.8×10－１０
２３３
Ｕ
9.8×10-4
2.0×10-9
２３４
Ｕ
7.5×10２
1.4×10－３
9.8×10－６
２３４
Ｕ
4.8×101
9.5×10-5
6.5×10-7
２３５
Ｕ
1.3×10１
2.4×10－５
1.5×10－７
２３５
Ｕ
3.8×100
7.7×10-6
4.7×10-8
２３６
Ｕ
1.3×10２
2.4×10－４
1.5×10－６
２３６
Ｕ
9.8×100
2.0×10-5
1.3×10-7
２３８
Ｕ
1.5×10２
2.8×10－４
1.6×10－６
２３７
Ｕ
1.0×10-9
2.0×10-15
3.4×10-21
ウラン娘核種
4.0×10２
7.6×10－４
8.9×10－７
*1
２３８
Ｕ
1.1×101
2.3×10-5
1.3×10-7
超ｳﾗﾝ元素（α）
1.7×10０
3.2×10－６
6.1×10－８
*1
２４０
Ｕ
3.1×10-16
6.2×10-22
5.2×10-28
超ｳﾗﾝ元素（β）
1.0×10０
2.0×10－６
9.4×10－９
*1
ウラン娘核種*1
3.5×101
7.0×10-5
6.7×10-8
核分裂生成物
6.7×10１
1.3×10－４
1.5×10－１３
*1
核分裂生成物 *1
2.7×10-2
5.4×10-8
2.2×10-15
超ウラン元素 *1
4.4×10-4
8.8×10-10
1.9×10-11
合
1.1×10-6
実
効
線
量
の
合
計 [mSv]
1.5×10－５
実
＊1:各核種について計算したものを合計した。
効
線
量
の
計 [mSv]
6.2×10-8
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
1.4×10-11
＊1:各核種について計算したものを合計した。
上記のごとく、あえて事故が発生したと想定しても、周辺環境へ放出される放射性物質による一般公
衆の実効線量は 1.5 ×10－５ mSv であり十分に小さい。
上記のごとく、あえて事故が発生したと想定しても、周辺環境へ放出される放射性物質による一般公
衆の実効線量は 1.1×10-6 mSv であり十分に小さい。
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
参考文献
（1）：Sutter， S. L. et al.，
“Aerosol Generated by Free Fall Spills of Powders and Solutions in Static 変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
Air” NUREG/CR2139(1981)
め（表記の見直し）
添付-2(3)-19
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（法令改正）
補足資料－１
障害対策書
障害対策書
廃棄物処理施設
廃棄物処理施設
補足-1(3)-1
変更箇所を
変更前
で示す。
変更後
変更の理由
障害対策書
障害対策書
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
廃棄物処理施設
廃棄物処理施設
目
次
目
次
１．まえがき ································································· 障(2)－1
２．平常作業状態での被ばく ··················································· 障(2)－1
３．放射性廃棄物管理 ························································· 障(2)－6
１．放射性廃棄物管理 ························································· 補足-1(3)-7
４．放射線管理 ······························································· 障(2)－9
２．放射線管理 ······························································· 補足-1(3)-11
補足-1(3)-1
変更箇所を
変更前
変更後
（削除）
１．まえがき
この障害対策書は、廃棄物処理施設における放射線被ばく防護、放射性廃棄物の管理等について説明す
る。
被ばくの評価にあたっては、回収ウラン及び精製天然ウランに含有される放射性核種を、製錬転換施設
の評価で用いたものと同様とし、鉱石天然ウランに含有している放射性核種を、解体物管理施設の評価で
用いたものと同様とし、次のように仮定して行う。
回収ウラン中の放射性物質量
放射性物質
仮定含有量
（Bq／gU）
Ｕ
Ｕ
２３４
Ｕ
２３５
Ｕ
２３６
Ｕ
２３８
Ｕ
ウラン娘核種
超ｳﾗﾝ元素（α）
超ｳﾗﾝ元素（β）
核分裂生成物
1.39×10３
1.14×10０
6.25×10４
1.04×10３
1.06×10４
1.22×10４
3.31×10４
1.39×10２
8.64×10１
5.56×10３
２３２
２３３
天然ウラン中の放射性物質量
放射性物質
仮定含有量
（Bq／gU）
精製天然ウラン
2.6×10４
鉱石天然ウラン
２３４
Ｕ
２３５
Ｕ
２３８
Ｕ
ウラン娘核種
1.24×10４
5.69×10２
1.24×10４
9.01×10４
２．平常時での被ばく
廃棄物処理施設で取り扱う放射性廃棄物による、放射線業務従事者に対する内部被ばくと外部被ばくの
評価及び防護措置について述べる。
なお、施設外の一般公衆に対する内部被ばくは、後述するように、問題となることはない。
2.1
内部被ばくに対する防護措置及び評価
１）貯蔵庫及び廃油貯蔵庫
貯蔵庫及び廃油貯蔵庫（以下「貯蔵庫類」という。）で取り扱う廃棄物は、ドラム缶及びコンテナに封
入した廃棄物と機器・装置類を密封処置した廃棄物を保管する。
補足-1(3)-1
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
変更箇所を
変更前
変更後
２）廃棄物焼却施設
廃棄物焼却施設における、放射線業務従事者の内部被ばくを防止するために講じる措置を以下に述べ
（削除）
る。
(1) 固体廃棄物は、カートンボックス、プラスチックシート等で密封したものを各々そのまま焼却炉内
に挿入する。
(2) 焼却炉内への被焼却物の挿入は、前室から機械的に行う。
(3) 廃油の焼却は焼却炉に取り付けた専用のバーナーで行う。
(4) 焼却中は、焼却炉から高性能エアフィルタに至る間の系内を負圧に保ち、焼却ガスは、高性能エア
フィルタを経て排気筒から建家外に排出する。
(5) 焼却灰の取出しは、負圧下の前室の中で行う。その放射線業務従事者に半面マスクを着用させる等、
適切な防護措置を講ずる。
(6) カートンボックスの内容物点検を行う場合は、負圧下の廃棄物点検フード内で行う。
(7) 建屋排風機運転時、管理区域は外気に対し負圧を保つ。建屋排風機を停止する場合は、半面マスク
等着用して入域する。
３）評価
各施設とも前述の防護措置により、内部被ばくは問題とならない。
2.2
外部被ばくの評価
廃棄物処理施設内において、外部被ばくの評価対象となる作業は、貯蔵庫類及び廃棄物焼却施設におけ
る廃棄物の取扱い作業である。
これらの作業に伴う放射線業務従事者の外部被ばくの評価を行う。
１）廃棄物の取扱い作業による線量評価
廃棄物処理施設で取り扱う廃棄物は、表面線量率が 10μSv/h 以下である。放射線業務従事者は、廃
棄物を取り扱う際、容器に身体を密着させることなく、通常 0.5ｍ以上離れて作業する。
また、放射線業務従事者が、廃棄物を取り扱う作業時間は、１日の就業時間８時間のうち就業前後
の打合せ、管理区域入退手続き、現場への移動等を考慮すると実作業時間として６時間／日以内であ
り、１週間の就業日数が５日であることを考慮すれば、最大でも１週間につき 30 時間以内である。
補足-1(3)-2
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
変更箇所を
変更前
変更後
廃棄物処理施設内において、廃棄物の表面から 0.5ｍ離れた距離における線量率は、周囲の廃棄物の
影響を考慮しても５μSv/h 以下であるので、放射線業務従事者の１週間の線量は、最大に見積もって
（削除）
次のとおりとなる。
５μSv/h
×
30h/週
＝
150μSv/週
これより、放射線業務従事者の１年間の線量は、最大に見積もって次のとおりとなる。
150μSv/週
×
50 週/年
＝
7,500μSv/年
＝
7.5mSv/年
２）評価結果
廃棄物処理施設（貯蔵庫及び廃棄物焼却施設）での作業による外部被ばく線量は、前述の計算結果か
ら最大でも 7.5mSv/年である。
また、同一人が 5 年間同一の作業を行った場合でも 37.5mSv/5 年である。この値は、放射線業務従
事者の実効線量限度 100mSv/5 年（ただしいかなる 1 年間も 50mSv を超えないこと。）と較べると十分
小さい。
2.3
周辺監視区域外における線量評価
１）外部被ばく評価
本施設の周辺監視区域外の直接γ線及びスカイシャインγ線による線量は、周辺監視区域外におい
て最大となる地点（第３廃棄物貯蔵庫から一番近い敷地境界）で３４μSv/y である。
周辺監視区域外における直接γ線及びスカイシャインγ線による外部被ばく評価は、廃棄物が廃棄
物貯蔵庫のそれぞれに最大量貯蔵されているものとして行った。
評価計算は、計算コード[ORIGEN2.2、QAD-CGGP2、G33-GP2]を用い、評価点と線源間に存在する主要
な構造材及び線源自体の遮へい効果を考慮して算出した。
なお、平成５年 11 月 25 日(*)
以降は、第１から第９廃棄物貯蔵庫には、表面線量率が 0.2μSv
/h を超える廃棄物は受け入れないものとして管理する。
(*) 第 10 廃棄物貯蔵庫の建設に係る核燃料物質の使用の変更の許可日
補足-1(3)-3
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
変更箇所を
変更前
変更後
２）排気中の放射性物質による内部被ばく評価
（削除）
(1) ウランの発生量
焼却施設における焼却のケースは、次の３種である。
①
カートンボックス（紙布等）の専焼
②
高性能エアフィルタの専焼
③
廃油の専焼
上記のうち、②のケースの焼却時にウラン濃度が高くなるのでこの場合について評価をする。
高性能エアフィルタの最大ウラン保有量及び焼却速度は次のとおりである。
最大ウラン保有量
焼却速度
ウラン発生量
36.3gU／個
1.6 個／h
約 60gU／h
高性能エアフィルタ
上表より高性能エアフィルタの専焼時のウラン発生量は、約 60gU／ｈである。
１年間のウラン発生量は、焼却稼働時間を 6,000 時間 (24h/日× 5 日/ 週×50 週 )として、最大
でも次のとおりである。
60gU／ｈ×6,000ｈ／１年間
＝
360,000 gU／１年間
(2) 排気中のウラン量
焼却設備内の灰残留率及び集じん効率は次のとおりである。
機
器
焼
却
炉
サ
イ
ク
ロ
ン
電
気
集
じ
ん
高性能エアフィルタ
名
器
灰残留率及び集じん効率
８０
％
６０
％
９５
％
９９.９％
したがって、１年間に排気筒から放出されるウラン量は下記のとおり計算する。
360,000gU/１年間×(1－0.8)×(1－0.6)×(1－0.95)×(1－0.999)≒1.44gU/1 年間
補足-1(3)-4
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
変更箇所を
変更前
変更後
なお、電気集じん器は、排ガス中の細かい煤塵を集じんする機器であり、設備フィルタユニット（高
性能フィルタ）の負荷を軽減する目的で設置している。
（削除）
(3) 吸入摂取による内部被ばくの評価
吸入摂取による内部被ばくの評価は、放出されるウランがすべて回収ウランであるとして行った。
一般公衆の吸入摂取量は「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の大気拡散式を用いて
次のように計算した。
Ｂig＝Ｍag・ (χ／Ｑ) ・Ｑig
ただし、
Ｂig
：核種ｉの吸入摂取量[Bq/y]
Ｍag
：呼吸量 [ｍ３/y] (8.395×10３ｍ３/y)
Ｑig
：核種ｉの放出量[Bq/y]
χ／Ｑ
：相対濃度 [y/ｍ３](1.83×10－１０ y/ｍ３)
計算条件：評価点までの距離 180m（廃棄物焼却施設から最も近い敷地境界)、
風速 1m/s、放出高さ 0m、大気安定度 F 型、建屋形状係数 1/2、
建屋投影面積 164ｍ２
吸入摂取による内部被ばく量の計算結果を以下に示す。
補足-1(3)-5
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
変更箇所を
変更前
放射性核種
変更後
放出量
[ Bq /ｙ]
吸入摂取量
[ Bq /ｙ]
吸入摂取による
実効線量
２３２
Ｕ
2.0×10３
3.1×10－３
8.0×10－５
２３３
Ｕ
1.6×10０
2.5×10－６
1.7×10－８
２３４
Ｕ
9.0×10４
1.4×10－１
9.4×10－４
２３５
Ｕ
1.5×10３
2.3×10－３
1.4×10－５
２３６
Ｕ
1.5×10４
2.3×10－２
1.5×10－４
２３８
Ｕ
1.8×10４
2.7×10－２
1.5×10－４
ウラン娘核種
4.8×10５
7.3×10－１
8.6×10－５(*1)
超ｳﾗﾝ元素（α）
2.0×10２
3.1×10－４
5.8×10－６(*1)
超ｳﾗﾝ元素（β）
1.2×10２
1.9×10－４
1.1×10－７(*1)
核分裂生成物
8.0×10３
1.2×10－２
6.2×10－８(*1)
実
効
線
量
合
計 [ｍSv/y]
（削除）
1.4×10－３
(*1)：各核種について計算したものを合計した。
なお、吸入摂取した場合の実効線量係数は、それぞれの核種について最も厳しい化
学形の値を採用した。
３）廃水中の放射性物質による内部被ばく評価
廃棄物焼却施設の管理区域から発生する手洗い水等の廃水は、管理廃水ピット（容量１ｍ３）に貯留し
ておき、施設外への搬出は年に１回行う。
廃水は、搬出時に全αの測定を行い１×10－３ Bq/cm３以下であることを確認したのち、施設外の放流水
槽へ運搬し、他施設の廃水と一緒に河川へ放流する。
廃棄物処理施設の廃水を河川に放流するのは年に 1 回であり、年間の河川流量に較べて十分に少ない
ので、周辺監視区域外に至るまでに十分希釈される。
したがって、一般公衆に係る線量のうち廃水中の放射性物質に起因する線量は他に起因する影響に較
べ無視できる。
４）評価結果
廃棄物処理施設（貯蔵庫類及び廃棄物焼却施設）による周辺監視区域外の一般公衆に係る線量は上記
の諸計算結果から次のとおりとなる。
補足-1(3)-6
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
変更箇所を
変更前
変更後
・
外部被ばくによる線量
・
排気中の放射性物質による内部被ばく線量
‥‥‥‥ 1.4μSv/y
・
廃水中の放射性物質による内部被ばく線量
‥‥‥‥≒0 μSv/y
（削除）
‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥ 34 μSv/y
合計
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
35.4 μSv/y
この値は周辺監視区域外の線量限度、 1mSv/y と比べると十分に小さい値である。
また、廃棄物焼却施設の電気集じん器の効果がなくても周辺監視区域外の一般公衆に係る線量は、線
量限度 1mSv/y と比べても十分小さい。
３．放射性廃棄物管理
１．放射性廃棄物管理
(変更なし)
(略)
3.1
気体状の放射性廃棄物管理
1.1
(変更なし)
(略)
3.2
液体状の放射性廃棄物管理
(略)
気体状の放射性廃棄物管理
1.2
液体状の放射性廃棄物管理
(変更なし)
補足-1(3)-7
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
3.3
変更後
固体状の放射性廃棄物管理
3.3
(略)
3.4
固体状の放射性廃棄物管理
(変更なし)
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（削除）
定常時の大気放出について
焼却施設においては、天然ウラン系の廃棄物焼却と回収ウラン系の廃棄物焼却があるが、いずれも高
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
性能エアフィルタの専焼を行った時の排気中のウラン濃度が高くなるので、環境への影響が最も大きい
回収ウラン系の高性能エアフィルタの専焼を取り上げ評価する。
１）ウランの発生量
前述の 2.3 で示すように、高性能エアフィルタの専焼時のウラン発生量は約 60gU/h である。３か月
間のウラン発生量は、焼却稼働時間を 1,440 時間(24h／日× 5 日／週×12 週）として、最大でも次
のとおりである。
60gU／ｈ× 1,440ｈ／３か月
で示す。
＝
86,400 gU／３か月
２）排気中のウラン量
３か月間に排気筒から放出されるウラン量は焼却設備内の灰残留率及び焼却炉、サイクロン、電気集
じん器、高性能エアフィルタの集じん効率より下記のとおり計算する。
86,400gU/３か月×(1－0.8)×(1－0.6)×(1－0.95) ×(1－0.999)≒0.3
３）排気筒出口におけるウラン濃度
排気筒からの排気は、建屋排風機（4800ｍ３/h）と設備排風機（3200ｍ３/h）によるもので、稼働状
況を考慮すれば、３か月間(12 週)の総排気量は下記のとおり計算する。
建屋排気‥(4800ｍ３/h×24h/日×7 日/週×12 週/3 か月) ≒ 9.7×10６ｍ３ /3 か月
設備排気‥(3200ｍ３/h×24h/日×5 日/週×12 週/3 か月) ≒ 4.6×10６ｍ３ /3 か月
合計 1.4×10７ｍ３ /3 か月
排気筒出口における３か月平均のウラン濃度〔gU/cm3〕は下記のとおり計算する。
0.35gU/3 か月÷ 1.4×10７ｍ３ /3 か月 ≒ 2.5×10－１４ gU/cm３
補足-1(3)-8
変更箇所を
変更前
3.3
変更後
固体状の放射性廃棄物管理
3.3
(略)
3.4
固体状の放射性廃棄物管理
(変更なし)
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
（削除）
定常時の大気放出について
焼却施設においては、天然ウラン系の廃棄物焼却と回収ウラン系の廃棄物焼却があるが、いずれも高
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
性能エアフィルタの専焼を行った時の排気中のウラン濃度が高くなるので、環境への影響が最も大きい
回収ウラン系の高性能エアフィルタの専焼を取り上げ評価する。
１）ウランの発生量
前述の 2.3 で示すように、高性能エアフィルタの専焼時のウラン発生量は約 60gU/h である。３か月
間のウラン発生量は、焼却稼働時間を 1,440 時間(24h／日× 5 日／週×12 週）として、最大でも次
のとおりである。
60gU／ｈ× 1,440ｈ／３か月
で示す。
＝
86,400 gU／３か月
２）排気中のウラン量
３か月間に排気筒から放出されるウラン量は焼却設備内の灰残留率及び焼却炉、サイクロン、電気集
じん器、高性能エアフィルタの集じん効率より下記のとおり計算する。
86,400gU/３か月×(1－0.8)×(1－0.6)×(1－0.95) ×(1－0.999)≒0.3
３）排気筒出口におけるウラン濃度
排気筒からの排気は、建屋排風機（4800ｍ３/h）と設備排風機（3200ｍ３/h）によるもので、稼働状
況を考慮すれば、３か月間(12 週)の総排気量は下記のとおり計算する。
建屋排気‥(4800ｍ３/h×24h/日×7 日/週×12 週/3 か月) ≒ 9.7×10６ｍ３ /3 か月
設備排気‥(3200ｍ３/h×24h/日×5 日/週×12 週/3 か月) ≒ 4.6×10６ｍ３ /3 か月
合計 1.4×10７ｍ３ /3 か月
排気筒出口における３か月平均のウラン濃度〔gU/cm3〕は下記のとおり計算する。
0.35gU/3 か月÷ 1.4×10７ｍ３ /3 か月 ≒ 2.5×10－１４ gU/cm３
補足-1(3)-9
変更箇所を
変更前
変更後
変更の理由
（削除）
４）周辺監視区域外における空気中濃度
拡散(注)を考慮した結果、最も近い周辺監視区域境界における空気中濃度は、2.5×10
で示す。
－１６
gU/cm
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
３
である。
(注) 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針の大気拡散式を用いて次の条件で計算した。
計算条件：風速 1m/s、放出高さ 0m、大気安定度 F 型、建屋形状係数 1/2、建屋投影面積 164ｍ２、
評価点までの距離 180m（廃棄物焼却施設から最も近い敷地境界)
回収ウラン中の放射性核種の仮定含有量から計算した各核種の空気中濃度及び周辺監視区域外の空
気中の濃度限度との比は以下のとおりである。
補足-1(3)-10
変更箇所を
変更前
変更後
で示す。
変更の理由
（削除）
放射性核種
空気中濃度
〔Ｂ〕（Bq /cm３)
周辺監視区域外の
空気中の濃度限度
〔Ａ〕（Bq /cm３)
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（添付資料-1 に移動し
たため）
Ｂ／Ａ
２３２
Ｕ
3.5×10－１３
4.0×10－９
8.8×10－５
２３３
Ｕ
2.9×10－１６
1.0×10－８
2.9×10－８
２３４
Ｕ
1.6×10－１１
1.0×10－８
1.6×10－５
２３５
Ｕ
2.6×10－１３
2.0×10－８
1.3×10－５
２３６
Ｕ
2.7×10－１２
1.0×10－８
2.7×10－４
２３８
Ｕ
3.1×10－１２
2.0×10－８
1.5×10－４
ウラン娘核種
8.4×10－１２
9.8×10－５
＊1
超ｳﾗﾝ元素（α）
3.5×10－１４
7.8×10－６
＊1
超ｳﾗﾝ元素（β）
2.2×10－１４
1.1×10－７
＊1
核分裂生成物
1.4×10－１２
8.1×10－８
＊1
Σ B/A
＝
2.2×10－３
＊1:各核種について計算したものを合計した。
計算の結果、Σ B/A
＜１であり、周辺監視区域外の空気中の濃度限度を下回る。
なお、電気集じん器は、排ガス中の細かい煤塵を集じんする機器であり、設備フィルタユニット（高
性能フィルタ）の負荷を軽減する目的で設置しており、電気集じん器の効果がなくても周辺監視区域外
の空気中濃度限度を下回る。
補足-1(3)-11
変更箇所を
変更前
４．放射線管理
変更後
２．放射線管理
(略)
4.1
管理区域
(変更なし)
2.1
(略)
4.2
モニタリング計画
(変更なし)
2.2
(略)
4.3
放射線業務従事者の被ばく管理
(略)
管理区域
モニタリング計画
(変更なし)
2.3
放射線業務従事者の被ばく管理
(変更なし)
補足-1(3)-12
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
添付図リスト
図－１
貯蔵庫内配置図
図－２
第１及び第２廃油貯蔵庫内ドラム缶配置図
変更後
（削除）
補足-1(3)-13
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
変更後
（削除）
補足-1(3)-14
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）
変更箇所を
変更前
変更後
（削除）
補足-1(3)-15
で示す。
変更の理由
変更の理由 4.(4)4)
記載の適正化を図るた
め（表記の見直し）

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