第48回核燃料取扱主任者試験問題（平成28年）(法規)

1.

(1)

第一条 原子力基本法第三条第二号の核燃料物質は、次に掲げる物質とする。
一 ウラン 235 のウラン 238 に対する比率が 天然の混合率 であるウラン及びその化合物
二 ウラン 235 のウラン 238 に対する比率が 天然の混合率 に達しないウラン及びその化合物
三 トリウム 及びその化合物
四 前三号の物質の一又は二以上を含む物質で原子炉において燃料として使用できるもの
五 ウラン 235 のウラン 238 に対する比率が 天然の混合率 をこえるウラン及びその化合物
六 プルトニウム 及びその化合物
七 ウラン二三三及びその化合物
八 前三号の物質の一又は二以上を含む物質

(2)

(ｱ) 原子炉等規制法
（目的）
第一条 この法律は、原子力基本法 （昭和三十年法律第百八十六号）の精神にのつとり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用が 平和の目的 に限られることを確保するとともに、原子力施設において（A）重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質、核燃料物質及び原子炉による 災害 を防止し、及び核燃料物質を 防護 して、公共の安全を図るために、製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関し、大規模な 自然災害 及び テロリズム その他の 犯罪行為 の発生も想定した必要な規制を行うほか、原子力の研究、開発及び利用に関する条約その他の国際約束を実施するために、国際規制物資の使用等に関する必要な規制を行い、もつて国民の 生命 、 健康 及び財産 の保護、 環境 の保全並びに我が国の 安全保障 に資することを目的とする。

(ｲ) 下線部（A）に関連して、加工施設について、原子炉等規制法に基づき原子力規制委員会規則で定める重大な事故は、 ⑫ 条件の下において発生する事故であつて、次に掲げるものである。
一 臨界事故
二 核物質等を閉じ込める機能の喪失

(3)

(ｱ) 原子力規制委員会は、原子炉等規制法の施行に必要な限度において、その職員に廃棄事業者の事務所又は工場若しくは事業所に立ち入り、帳簿、書類その他必要な物件を 検査 させ、関係者に 質問 させ、又は試験のため必要な最小限度の量に限り、核原料物質、核燃料物質その他の必要な試料を 提出 させることができる。
(ｲ) (ｱ)の規定により職員が立ち入るときは、その 身分を示す証明書 を携帯し、かつ、関係者の請求があるときは、これを 提示 しなければならない。
(ｳ) (ｱ)の規定による権限は、 犯罪捜査 のために認められたものと解してはならない。
(ｴ) (ｱ)の規定による立入り、 検査 若しくは 質問を拒み、妨げ、若しくは 忌避 し、又は
質問 に対して陳述をせず、若しくは 虚偽 の陳述をした者は、一年以下の懲役若しくは百万円以下の罰金に処し、又はこれを併科すると罰則として定められている。

2.

(1)原子炉等規制法に基づく加工施設の安全性の向上のための評価に関するもの

(ｱ) 加工事業者は、原子力規制委員会規則で定めるところにより、その加工施設における安全性の向上を図るため、原子力規制委員会規則で定める時期ごとに、当該加工施設の安全性について、自ら評価をしなければならない。
(ｲ) 前項の評価は、次に掲げる事項について調査をし、及び分析をし、並びにこれらの調査及び分析の結果を考慮して当該加工施設の 全体 に係る安全性について総合的な評定をして、行わなければならない。
一 加工施設において予想される事故の発生及び拡大の防止（以下この号において「事故の発生の防止等」という。）のため次に掲げる措置を講じた場合における当該措置及びその措置による事故の発生の防止等の 効果 に関する事項
イ 加工施設の 設計及び工事の方法の技術基準に関する規則において 設置 すべきものと定められているもの以外のものであつて事故の発生の防止等に資する 設備又は 機器 を 設置すること。
ロ 保安の確保のための 人員 の増強、 保安教育 の充実等による事故の発生の防止等を着実に実施するための 体制 を整備すること。
二 前号イ及びロに掲げる措置を講じたにもかかわらず、重大事故の発生に至る可能性がある場合には、その可能性に関する事項

(ｳ) 加工事業者は、(ｱ)の評価を実施したときは、原子力規制委員会規則で定めるところにより、当該評価の結果、当該評価に係る調査及び分析並びに評定の方法その他原子力規制委員会規則で定める事項（(ｴ)において「評価の結果等」という。）を原子力規制委員会に届け出なければならない。
(ｴ) 加工事業者は、(ｳ)の規定による届出をしたときは、原子力規制委員会規則で定めるところにより、当該届出をした評価の結果等を 公表 するものとする。

(2) 原子炉等規制法に基づく、再処理施設に係る再処理事業者の設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織の技術基準に関する規則

(ｱ) 再処理事業者は、要求事項に適合しない個別業務又は再処理施設が 放置 されることを防ぐよう、当該個別業務又は再処理施設を 識別 し、これが管理されているようにしなければならない。
(ｲ) 再処理事業者は、不適合の処理に係る管理及びそれに関連する 責任 及び 権限 を手順書に定めなければならない。
(ｳ) 再処理事業者は、次に掲げる方法のいずれかにより、不適合を処理しなければならない。
一 発見された不適合を 除去 するための措置を講ずること。
二 個別業務の実施、再処理施設の 使用 又は プロセス の次の段階に進むことの承認を行うこと（以下「特別採用」という。）。
三 本来の意図された 使用 又は 適用ができないようにするための措置を講ずること。
四 個別業務の実施後に不適合を発見した場合においては、その不適合による 影響 又は起こり得る 影響に対して適切な措置を講ずること。
(ｴ) 再処理事業者は、不適合の内容の記録及び当該不適合に対して講じた措置（特別採用を含む。）の記録を作成し、これを管理しなければならない。
(ｵ) 再処理事業者は、不適合に対する修正を行った場合においては、修正後の個別業務等要求事項への適合性を実証するための 再検証 を行わなければならない。

3.

(1) 核燃料物質の加工の事業に関する規則のうち、加工事業者が加工施設を設置した工場又は事業所において行われる放射性廃棄物の廃棄に関して採らなければならない措置に関する条文

1) 気体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
ア 排気施設 によって排出すること。
イ 放射線障害防止 の効果を持った廃気槽に 保管廃棄 すること。

2) 液体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
ア 排水施設 によって排出すること。
イ 放射線障害防止 の効果を持った廃液槽に 保管廃棄 すること。
ウ 容器に 封入 し、又は容器に固型化して 放射線障害防止 の効果を持った 保管廃棄 施設に 保管廃棄 すること。
3) 気体状の放射性廃棄物及び液体状の放射性廃棄物については、それぞれ 排気施設 、 排水施設 において放射性物質の濃度をできるだけ低下させることが求められている。それぞれに共通する方法を２つ記せ。
・ 放射能の時間による減衰
・ 多量の空気、水による希釈

・ろ過
4) 固体状の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
ア 容器に 封入 し、又は容器に固型化して 保管廃棄 の効果を持った 保管廃棄 施設に 保管廃棄 すること。
イ アの方法により廃棄することが著しく困難な 大型機械 等の放射性廃棄物等については、 放射線障害防止の効果を持つた 保管廃棄 施設に保管廃棄 すること

(2) 再処理事業者が放射線業務従事者の線量等に関し講じなければならない措置として、使用済燃料の再処理の事業に関する規則第 10 条に規定されている線量限度

平常時の放射線業務従事者の線量限度は、実効線量について、次のとおりとする。
ア ５年間につき 100 ミリシーベルト
イ １年間につき 50 ミリシーベルト
ウ 妊娠中である女子については、ア及びイに規定するほか、本人の申出等により再処理事業者が妊娠の事実を知ったときから出産するまでの間につき、内部被ばくについて 1 ミリシーベルト
エ ウ以外の女子（妊娠不能と診断された者等を除く。）についてはア及びイに規定するほか、原子力規制委員会が定める時期を始期とする各 3 月間につき 5ミリシーベルト

(3) 再処理事業者は、再処理施設に関し人の障害が発生した事故、再処理施設の故障その他の原子力規制委員会規則で定める事象が生じたときは、原子力規制委員会規則で定めるところにより、遅滞なく、事象の状況その他の原子力規制委員会規則で定める事項を原子力規制委員会に報告しなければならない旨義務づけられている。
次の文章は，具体的な報告の対象事象として、使用済燃料の再処理の事業に関する規則（以下、「再処理規則」という。）で定められている事象の抜粋

１ 再処理規則で定める報告対象事項（条文から一部抜粋）
ア 核燃料物質 の盗取又は所在不明が生じたとき。
イ 再処理施設の故障があつた場合において、当該故障に係る修理のため特別の措置を必要とする場合であつて、再処理に支障を及ぼしたとき。
ウ 再処理施設の故障により、 使用済燃料 等を限定された区域に閉じ込める機能、外部放射線による放射線障害を防止するための 放射線の遮蔽 機能、再処理施設における 火災若しくは爆発 の防止の機能若しくは 重大事故に対処 するための機能を喪失し、又は喪失するおそれがあつたことにより、再処理に支障を及ぼしたとき。
エ 再処理施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、気体状の放射性廃棄物の排出又は液体状の放射性廃棄物の排出の状況に異状が認められたとき。
オ 気体状の放射性廃棄物を排出した場合において、 周辺監視区域 の外の空気中の放射性物質の濃度が原子力規制委員会の定める濃度限度を超えたとき。
カ使用済燃料 等が 管理区域 外で漏えいしたとき。
キ 再処理施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、 使用済燃料 等が 管理区域 内で漏えいしたとき。ただし、次のいずれかに該当するとき（漏えいに係る場所について人の立入制限、鍵の管理等の措置を新たに講じたとき又は漏えいした物が 管理区域 外に広がつたときを除く。）を除く。
1) 漏えいした液体状の 使用済燃料 等が当該漏えいに係る設備の周辺部に設置された漏えいの拡大を防止するための堰の外に拡大しなかつたとき。
2) 気体状の 使用済燃料 等が漏えいした場合において、漏えいした場所に係る換気設備の機能が適正に維持されているとき。
3) 漏えいした 使用済燃料 等の放射能量が微量のときその他漏えいの程度が軽微なとき。
ク 核燃料物質 が 臨界 に達し、又は達するおそれがあるとき。

ケ 再処理施設の故障その他の不測の事態が生じたことにより、管理区域 に立ち入る者について被ばくがあつたときであつて、当該被ばくに係る実効線量が放射線業務従事者にあつては五 ミリシーベルト、放射線業務従事者以外の者にあつては 0.5 ミリシーベルトを超え、又は超えるおそれのあるとき。
コ 放射線業務従事者について原子力規制委員会の定める線量限度を超え、又は超えるおそれのある被ばくがあつたとき。
サ ア～コのほか、再処理施設に関し、人の障害（放射線障害以外の障害であつて入院治療を必要としないものを除く。）が発生し、又は発生するおそれがあるとき。
２ 再処理事業者は、上記のア～サのいずれかに該当するときは、その旨を直ちに 、その状況及びそれに対する処置を十日以内 に原子力規制委員会に報告しなければならない。

4.

(1)加工事業者に係る事業の廃止に伴う措置に関する法令

加工事業者は、その事業を廃止しようとするときは、廃止措置として、加工施設の ① 、その保有する核燃料物質の譲渡し、核燃料物質による ② 、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の ③ 及び放射線業務従事者に係る ④ の原子力規制委員会が指定する機関への⑤ を行わなければならない。なお、加工事業者は、これらの廃止措置を講じようとするときは、あらかじめ、原子力規制委員会規則で定めるところにより、 ⑥ を定め、原子力規制委員会の⑦ を受けなければならない。
原子力規制委員会は、 ⑦ を受けた ⑥ に従わず廃止装置を講じた加工事業者に対し、核
燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物による ⑧ するために ⑨ を命ずることができる。また、加工事業者は、廃止措置が終了したときは、その結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適合していることについて、原子力規制委員会の ⑩ を受けなければならない。

第47回核燃料取扱主任者試験問題（平成27年）(法規)

1.原子力基本法及び原子炉等規制法

(1)

(ｱ) 原子力利用は、 平和利用 の目的に限り、 安全の確保 を旨として、 民主的 な運営の下に、自主的にこれを行うものとし、その 成果 を公開し、進んで国際協力に資するものとする。
(ｲ) (ｱ)の 安全の確保 については、確立された 国際的な基準 を踏まえ、国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的として、行うものとする。
(ｳ) 原子炉等規制法は、原子力基本法の精神にのつとり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用が 平和利用 の目的に限られることを確保するとともに、原子力施設において 重大な事故 が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質、核燃料物質及び原子炉による 災害 を防止し、及び核燃料物質を防護して、公共の安全 を図るために、製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関し、大規模な 自然災害 及びテロリズムその他の犯罪行為の発生も想定した必要な規制を行うほか、原子力の研究、開発及び利用に関する条約その他の国際約束を実施するために、 国際規制物資 の使用等に関する必要な規制を行い、もつて国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。
(ｴ) 原子力事業者等は、原子炉等規制法の規定に基づき、原子力施設における 安全に関する最新の知見 を踏まえつつ、核原料物質、核燃料物質及び原子炉による 災害の防止に関し、原子力施設の 安全性の向上 に資する設備又は機器の設置、 保安教育の充実 その他必要な措置を講ずる責務を有する

(2)

(ｱ) 加工事業者は、核燃料物質の取扱いに関して 保安の監督 を行わせるため、工場または事業所毎に、核燃料取扱主任者免状を有する者であつて、 核燃料の取扱いの業務 に従事した期間が 三年以上 の経験を有するもののうちから、核燃料取扱主任者を選任しなければならない。
(ｲ) 核燃料取扱主任者は、加工の事業における核燃料物質の取扱いに関し、誠実に その職務 を遂行しなければならない。
(ｳ) 加工の事業において核燃料物質の取扱いに従事する者は、核燃料取扱主任者がその取扱いに関して 保全のためにする指示 に従わなければならない。
(ｴ) 原子力規制委員会は、核燃料取扱主任者が原子炉等規制法又は原子炉等規制法に基づく命令の規定に違反したときは、加工事業者に対し、 核燃料取扱主任者の解任 を命ずることができる。
(ｵ) 原子力規制委員会は、核燃料取扱主任者免状の交付を受けた者が原子炉等規制法又は原子炉等規制法に基づく命令の規定に違反したときは、その 返納 を命ずることができる。

2.原子炉等規制法

(1)

(ｱ) 再処理事業者は、保安規定の 尊守の状況について、原子力規制委員会が 定期 に行う検査を受けなければならない。この規定による検査は、毎年 一回 行うものとする。
この検査に当たつては、原子力規制委員会の指定するその職員は、次に掲げる事項を行うことができる。
一 事務所又は工場若しくは事業所への立入り
二 帳簿、 書類、設備、機器その他必要な物件の検査
三 従業者その他関係者に対する 質問
四 核原料物質、核燃料物質、核燃料物質によつて汚染された物その他の必要な試料の提出（試験のため必要な最小限度の量に限る。）をさせること

(ｲ) (ｱ)の規定により職員が立ち入るときは、その 身分を示す証明書 を携帯し、かつ、関係者の請求があるときは、これを 提示 しなければならない。
(ｳ) (ｱ)の規定による立入り、検査若しくは試料の提出を 拒み 、妨げ、若しくは 忌避 し、又は質問 に対して陳述をせず、若しくは 虚偽 の陳述をした者は、一年以下の懲役若しくは百万円以下の罰金に処し、又はこれを併科すると罰則として定められている。

(2)廃棄物管理を行う廃棄事業者が、廃棄物管理施設を設置した事業所内において核燃
料物質等を運搬する場合に関する法令

廃棄物管理事業者は、廃棄物管理施設を設置した事業所内の核燃料物質等の運搬に関し、運搬物の表面における線量当量率については、 二ミリ シーベルト毎時を、また運搬物の表面から 一メートルの距離における線量当量率については、 百マイクロ シーベルト毎時を超えないようにしなければならない。
なお、核燃料物質等を運搬する場合は、法令で規定する場合を除きこれを 容器 に封入することとし、この 容器 は容易かつ安全に取り扱うことができ、かつ、運搬中に予想される 温度 及び 内圧 の変化、振動等により、き裂、 破損 等が生ずるおそれのないものでなければならない。
このとき、 容器 に外接する直方体の各辺が 十センチ メートル以上となるものでなければならない。また、運搬物の運搬機器への積付けは、運搬中において移動し、転倒し、又は転落するおそれがないように行うとともに、核燃料物質等は、同一の運搬機器に 原子力規制委員会 の定める危険物 と混載してはならない。

3.廃棄の事業における施設の技術上の基準適合

(1)

（ｱ）第一種廃棄物埋設事業者又は廃棄物管理事業者は、特定廃棄物埋設施設又は特定廃棄物管理施設の 性能 が原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するようにこれらの施設を維持 しなければならない。ただし、閉鎖措置計画又は廃止措置計画の 認可を受けた 場合における当該廃止措置 計画に係る施設については、この限りでない。
（ｲ）原子力規制委員会は、特定廃棄物埋設施設若しくは特定廃棄物管理施設の 性能 が許可の基準に適合していないと認めるとき、特定廃棄物埋設施設若しくは特定廃棄物管理施設の 性能 が（ｱ）の技術上の基準に適合していないと認めるとき、又は廃棄物埋設施設若しくは廃棄物管理施設の保全、附属設備若しくは廃棄物管理設備の操作若しくは核燃料物質若しくは核燃料物質によつて汚染された物の運搬若しくは廃棄（廃棄物埋設施設又は廃棄物管理施設を設置した事業所内の運搬又は廃棄に限る。）に関する措置が法令に定める規定に違反していると認めるときは、その廃棄事業者に対し、当該廃棄物埋設施設又は廃棄物管理施設の 停止 、 改造 、修理 又は移転 、附属設備又は廃棄物管理設備の 操作の方法 の指定その他 保安 のために必要な措置を命ずる

（2）(1)(ｱ)の原子力規制委員会規則で定める技術基準の適合性が求められる検査を２つあげよ。

施設検査　溶接検査

（3）使用済燃料の貯蔵の事業の許可に関する法令

使用済燃料の貯蔵の事業の許可基準には、次のような事項が掲げられている。
(ｱ) その事業を適確に遂行するに足りる 技術的能力 及び経理的基礎があること。
(ｲ) 使用済燃料貯蔵施設の 位置、構造及び設備が使用済燃料又は使用済燃料によつて汚染された物による 災害の防止上支障がないとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであること。
ここで、原子力規制委員会規則で定める基準とは、「使用済燃料貯蔵施設の 位置、構造及び設備 の基準に関する規則」のことをいう。同規則では、安全設計上想定される事故のうち、公衆が被ばくする線量を評価した結果、その線量が最大となるものを 設計最大評価事故 と定義したうえで、この事故が発生した場合において、事業所周辺の公衆に 放射線障害 を及ぼさないものでなければならないことなどの技術上の基準が定められている。

また、使用済燃料の貯蔵の事業の許可申請書には、使用済燃料貯蔵施設の操作上の 過失 、機械又は装置の 故障 、 浸水 、地震、火災、爆発等があった場合に発生すると想定される使用済燃料貯蔵施設の事故の種類、程度、影響等に関する説明書などを添付しなければならないことが使用済燃料の貯蔵の事業に関する規則において定められている。

4.核燃料物質等の事業所外運搬に関する法令

原子力事業者等（原子力事業者等から 運搬を委託された者 を含む。）は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を工場等の外において運搬する場合（ 船舶 又は航空機により運搬する場合を除く。）、運搬する物に関しては 原子力規制委員会規則、その他の事項に関しては 原子力規制委員会規則（鉄道、軌道、索道、無軌条電車、自動車及び軽車両による運搬については、 国土交通省令 ）で定める技術上の基準に従つて保安 のために必要な措置（当該核燃料物質に政令で定める特定核燃料物質を含むときは、保安 及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置）を講じなければならない。このとき、原子力規制委員会 又は 国土交通大臣は、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の 運搬に関する措置 が技術上の基準に適合していないと認めるときは、原子力事業者等に対し、運搬の停止その他 保安 及び特定核燃料物質の防護のために必要な措置を命ずることができる。
原子力事業者等は、運搬に使用する 容器 について、あらかじめ、 原子力規制委員会規則 で定めるところにより、 原子力規制委員会 の 承認 を受けることができる。この 承認 を受けた 容器 については、上記の技術上の基準のうち容器 に関する基準は、満たされたものとされる。

(2)核燃料物質等の工場又は事業所の外において行われる放射性廃棄物の廃棄の際に
採るべき措置

原子力事業者等が、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設又は使用施設等を設置した工場又は事業所の外において放射性廃棄物の廃棄をする場合には、法令で定める場合を除き、 放射線障害防止の効果 を持った 廃棄施設 に廃棄しなければならない。このとき、当該 廃棄施設 を設置した原子力事業者等に、当該放射性廃棄物に関する記録の写しを 交付 しなければならないことが定められている。
この記録とは、原子炉等規制法に基づき記録されるべき事項であり、例えば、加工事業者の場合にあっては、放射性廃棄物の 種類 、当該放射性廃棄物に含まれる 放射性物質 、当該放射性廃棄物を容器に 封入 し、又は容器に 固形化 した場合には当該容器の数量及び比重並びにその廃棄の日時 、 場所 及び 方法 である。

5.

(1)核燃料物質の使用の許可を受けた者は、核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の工場又は事業所における廃棄について、法令に定める技術上の基準に従って措置を講じることが求められている。この措置のうち、固体状の放射性廃棄物の廃棄方法に関するものを三つ記せ。

（2）使用済燃料の再処理の事業に関する規則に基づく巡視等

（ｱ）再処理事業者（廃止措置計画の認可を受けた者を除く。）は、 毎日一回 以上、 従業者 に再処理施設について、巡視及び 点検 を行わせなければならない。
（ｲ）廃止措置計画の認可を受けた再処理事業者は、 毎週一回 以上（次の各号のいずれかに該当する場合は 毎日一回 以上）、 従業者 に再処理施設について、巡視を行わせなければならない。
一 廃止措置対象施設内に使用済燃料 が存在している場合（再処理設備本体を通常の方法により操作した後に 使用済燃料 が回収されることなく滞留している場合を除く。）
二 廃止措置対象施設内に存在している核燃料物質が 臨界に達し、又は達するおそれが がある場合（再処理設備本体を通常の方法により操作した後に核燃料物質が回収されることなく滞留している場合を除く。）
三 廃止措置対象施設内に 使用済燃料を 溶解した液体から核燃料物質その他の有用物質を 分離 した残りの液体（その放射能が 三・七テラベクレル 以上のものに限る。）又は ガラス固化体 が存在している場合。

第49回核燃料取扱主任者試験問題（平成29年）(法規)

1.

原子力基本法

（目的）
第一条 この法律は、原子力の研究、開発及び利用(以下「原子力利用」という。)を推進することによつて、将来における エネルギー資源 を確保し、 学術の進歩 と 産業の振興 とを図り、もつて人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することを目的とする。
（基本方針）
第二条 原子力利用は、 平和の目的 に限り、 安全の確保 を旨として、民主的な運営の下に、自主的にこれを行うものとし、その 成果 を 公開 し、進んで 国際協力 に資するものとする。
２ 前項の 安全の確保 については、確立された 国際的な基準 を踏まえ、国民の 健康 及び財産の保護、環境の保全 並びに我が国の 安全保障 に資することを目的として、行うものとする。

2)加工施設における核燃料取扱主任者

(ｱ) 加工事業者は、核燃料物質の取扱いに関して保安の監督を行わせるため、核燃料取扱主任者免状を有する者であつて、原子力規制委員会規則で定める実務の経験(核燃料物質の取扱いの業務に従事した期間が 三年 以上であること)を有するもののうちから、核燃料取扱主任者を選任しなければならない。
(ｲ) 核燃料取扱主任者の選任は、 工場又は事業所 ごとに行うものとする。
(ｳ) 加工事業者は、核燃料取扱主任者を選任したときは、選任した日から 三十日 以内に、その旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。これを 解任 したときも、同様とする。
(ｴ) 原子力規制委員会は、核燃料取扱主任者免状の交付を受けた者が原子炉等規制法又は同法に基づく命令の規定に違反したときは、その核燃料取扱主任者免状の 返納 を命ずることができる。
(ｵ) 加工の事業において核燃料物質の取扱いに従事する者は、核燃料取扱主任者がその取扱いに関して 保安のためにする指示 に従わなければならない。
(ｶ) 原子力規制委員会は、核燃料取扱主任者が原子炉等規制法又は同法に基づく命令の規定に違反したときは、加工事業者に対し、核燃料取扱主任者の 返納を命ずることができる。

3)再処理施設の安全上重要な施設

再処理施設の「安全上重要な施設」とは、安全機能を有する施設のうち、その機能の喪失により、 公衆又は事業者 に放射線障害を及ぼすおそれがあるもの及び 設計基準事故時 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再処理施設を設置する工場又は事業所外へ放出されることを抑制し、又は防止するものをいう。

2.

原子炉等規制法に基づく再処理施設の定期自主検査

(ｱ) 使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設、 再処理設備本体 、製品貯蔵施設、計測制御系統施設、廃棄施設並びに放射線管理施設並びに再処理設備の附属施設で原子力規制委員会規則で定める再処理施設((ｲ)に規定するものを除く。)は、当該施設の性能が原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合しているかどうかについての検査を ② ごとに行うこと。
(ｲ) 警報 装置、 非常用動力 装置その他の 非常用 装置については、当該装置の各部分ごとの当該作動のための性能検査を 一月 ごとに、当該装置全体の当該作動のための総合検査を 一年 ごとに行うこと。
(ｳ) 再処理施設の保安のために直接関連を有する 計器 及び 放射線計測器 については、 校正 を一年 ごとに行うこと。
(2)

再処理施設に係る施設の使用の停止
原子力規制委員会は、再処理施設の 位置 、 構造 若しくは 設備 が指定の基準に適合していないと認めるとき、再処理施設の性能が再処理施設の性能に係る技術基準に関する規則に適合していないと認めるとき、又は再処理施設の 保全 、再処理設備の操作若しくは使用済燃料、使用済燃料から分離された物若しくはこれらによつて汚染された物の 運搬 、 貯蔵 若しくは廃棄 に関する措置が原子力規制委員会規則の規定に違反していると認めるときは、その再処理事業者に対し、当該再処理施設の使用の停止、 改造 、 修理 又は 移転 、 再処理設備の操作の方法の指定 その他保安のために必要な措置を命ずることができる。

3.核燃料物質の加工の事業に関する規則第 7 条の 3

1) 平常時の放射線業務従事者の線量限度は、等価線量について、次のとおりとする。
ｱ 眼の水晶体については、1 年間につき 150 ミリシーベルト
ｲ 皮膚については、1 年間につき 500 ミリシーベルト
ｳ 妊娠中である女子の腹部表面については、本人の申し出等により加工事業者が妊娠の事実を知ったときから出産するまでの間につき、 2 ミリシーベルト
2) 平成二十七年八月三十一日に公布した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において、緊急作業に従事する放射線業務従事者の線量限度が一部引き上げられた。新たに定められた緊急作業に係る放射線業務従事者の線量限度は、次のとおりとする。
ｱ 実効線量については、 100 ミリシーベルト
ｲ 眼の水晶体の等価線量については、 300 ミリシーベルト
ｳ 皮膚の等価線量については、 1 シーベルト
3) 2)に規定する放射線業務従事者は、次に掲げる要件のいずれにも該当する者でなければならない。
ｱ 緊急作業時の放射線の生体に与える影響及び放射線防護措置について 教育 を受けた上で、緊急作業に従事する意思がある旨を加工事業者に 書面 で申し出た者であること。
ｲ 緊急作業についての 訓練 を受けた者であること。

ｳ 原子力規制委員会が定める場合にあっては、原子力災害対策特別措置法(平成十一年法律第百五十六号)に規定する 原子力防災要員 、原子力防災管理者又は副原子力防災管理者であること。

2)

加工施設の性能に係る技術基準に関する規則

(ｱ) 安全機能を有する施設は、 通常時 及び 設計基準事故時 に想定される全ての環境条件において、その安全機能を発揮することができるように設置されていなければならない。
(ｲ) 安全機能を有する施設は、当該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 ができるように設置されていなければならない。
(ｳ) 安全機能を有する施設に属する設備であって、クレーンその他の機器又は配管の損傷に伴う飛散物により損傷を受け、加工施設の 安全性 を損なうことが想定されるものは、 防護措置 その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。
(ｴ) 安全機能を有する施設は、他の原子力施設と 共用 し、又は安全機能を有する施設に属する設備を一の加工施設において 共用 する場合には、加工施設の 安全性 が損なわれないように設置されていなければならない。

4.廃棄物管理事業者

一 関係法令 及び保安規定の遵守のための体制( 経営責任者 の関与を含む。)に関すること。
二 安全文化 を醸成するための体制( 経営責任者 の関与を含む。)に関すること。
三 廃棄物管理施設の品質保証に関すること(根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制並びに 作業手順書 等の保安規定上の位置付けに関することを含む。)。

四 廃棄物管理施設の操作及び管理を行う者の 職務 及び組織に関すること(次号に掲げるものを除く。)。
五 廃棄物取扱主任者の 職務 の 範囲 及びその内容並びに廃棄物取扱主任者が保安の監督を行う上で必要となる 権限 及び組織上の位置付けに関すること。
六 廃棄物管理施設の放射線業務事業者に対する保安教育に関することであつて次に掲げるもの

ｲ 保安教育の実施方針(実施計画の策定を含む。)に関すること。
ﾛ 保安教育の内容に関することであつて次に掲げるもの
(1) 関連法令 及び保安規定の遵守に関すること。
(2) 廃棄物管理施設の構造、 性能 及び操作に関すること。
(3) 放射線管理に関すること。
(4) 核燃料物質及び核燃料物質によつて汚染された物の取扱いに関すること。
(5) 非常の場合に採るべき処置に関すること。
ﾊ その他廃棄物管理施設に係る保安教育に関し必要な事項
七 保安上特に管理を必要とする設備の操作に関すること。
八 管理区域及び周辺監視区域の 設定 並びにこれらの区域に係る 立入制限 等に関すること。
九 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。
十 線量、線量当量、放射性物質の 濃度 及び放射性物質によつて汚染された物の表面の放射性物質の 密度 の監視並びに汚染の除去に関すること。
十一 放射線測定器の管理及び放射線測定の 方法 に関すること。
十二 廃棄物管理施設の 巡視 及び点検並びにこれらに伴う処置に関すること。
十三 廃棄物管理施設の施設定期自主検査に関すること。
十四 放射性廃棄物の 受入れ 、 運搬 、廃棄その他の取扱いに関すること。
十五 非常の場合に採るべき処置に関すること。
十六 廃棄物管理施設に係る保安(保安規定の遵守状況を含む。)に関する適正な 記録及び報告（事故故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合の 経営責任者 への報告を含む。）に関すること。
十七 廃棄物管理施設の 定期的 な評価に関すること。
十八 保守点検を行つた事業者から得られた保安に関する技術情報についての他の廃棄物管理事業者との 共有に関すること。
十九 不適合 が発生した場合における当該 不適合 に関する情報の公開に関すること。
二十 その他廃棄物管理施設に係る保安に関し必要な事項

5.

原子炉等規制法に基づく加工施設の溶接

(ｱ) 六ふつ化ウランの加熱容器その他の原子力規制委員会規則で定める加工施設であつて溶接をするものについては、原子力規制委員会規則で定めるところにより、その溶接につき原子力規制委員会の 検査 を受け、これに 合格 した後でなければ、加工事業者は、これを 使用してはならない。
(ｲ) (ｱ)の 検査 を受けようとする者は、原子力規制委員会規則で定めるところにより、その溶接の方法について原子力規制委員会の 認可 を受けなければならない。
(ｳ) (ｱ)の 検査 においては、その溶接が次の各号のいずれにも適合しているときは、 合格 とする。
一 (ｲ)の 認可 を受けた方法に従つて行われていること。
二 原子力規制委員会規則で定める 技術上の基準 に適合するものであること。

2)低比放射性物質及び各輸送物に係る水の吹き付け試験又は浸漬試験の試験条件

① ＬＳＡ－Ⅲ

常温の水に７日間浸漬させること

② Ａ型輸送物に係る一般の試験条件

五十ミリメートル毎時の雨量に相当する水を一時間吹き付けること
③ Ｂ型輸送物に係る一般の試験条件

五十ミリメートル毎時の雨量に相当する水を一時間吹き付けること

④ Ｂ型輸送物に係る特別の試験条件

深さ１５メートルの水中に八時間浸漬させること
⑤ Ｂ型輸送物のうち、原子力規制委員会の定める量を超える放射能を有する核燃料物質等を収納した核燃料輸送物に係る試験条件

 深さ二百メートルの水中に一時間浸漬させること

3)

核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則

ｱ
記録事項： 特定廃棄物管理施設の検査記録のうち、施設定期自主検査の結果
記録すべき場合： 検査の都度
保存期間： 施設定期自主検査終了後 五年が経過するまでの期間
ｲ
記録事項： 操作記録のうち、警報装置から発せられた警報の内容
記録すべき場合： その都度
保存期間： 一年間
ｳ
記録事項： 保安教育の記録のうち、保安教育の実施日時及び項目
記録すべき場合： 実施の都度
保存期間： 三年間
ｴ
記録事項： 保守記録のうち、廃棄物管理施設の巡視及び点検の状況(廃止措置計画の認可を受けた場合においては、巡視の状況に限る。)並びにその担当者の氏名
記録すべき場合： 毎日一回 。ただし、廃止措置計画の認可を受けた場合にあつては 毎週一回 とする。

4)原子炉等規制法に基づく罰則に関する規定

(ｱ) 第七十七条 次の各号のいずれかに該当する者は、三年以下の懲役若しくは三百万円以下の罰金に処し、又はこれを併科する。

-②　

製錬の事業を行つた者、事業の停止の命令に違反した者、加工の事業を行つた者、試験研究用等原子炉を設置した者

(ｲ) 第七十八条 次の各号のいずれかに該当する者は、一年以下の懲役若しくは百万円以下の罰金に処し、又はこれを併科する。

‐③
(ｳ) 第七十九条 次の各号のいずれかに該当する者は、三百万円以下の罰金に処する。

-①

記録せず、若しくは虚偽の記録をし、又は記録を備えて置かなかつた者、原子力船を港に立ち入らせる、確認を受けないで廃棄物埋設を行つた者、確認を受けないで閉鎖措置を講じた者、届出をしないで核原料物質を使用する、確認を受けないで核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を廃棄した者、虚偽の届出をして核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物を運搬した者、許可を受けないで国際規制物資を使用した者、国際規制物資の使用の停止の命令に違反した者

① 第十一条、第二十一条、第三十四条、第四十三条の三の二十一、第四十三条の十七、第四十七条、第五十一条の十五又は第五十六条の二の規定に違反して、記録せず、若しくは虚偽の記録をし、又は記録を備えて置かなかつた者
② 第十三条第一項の許可を受けないで加工の事業を行った者

③ 第十二条第六項(第二十二条第六項、第三十七条第六項、第四十三条の三の二十四第六項、第四十三条の二十第六項、第五十条第六項、第五十一条の十八第六項、第五十六条の三第六項又は第六十四条の三第八項において準用する場合を含む。)の規定による立入り、検査若しくは試料の提出を拒み、妨げ、若しくは忌避し、又は質問に対して陳述をせず、若しくは虚偽の陳述をした者

2)

原子炉等規制法第八十一条

一 許可を受けないで加工の事業を行った者、指定を受けないで再処理の事業を行った者等

三億円以下 の罰金刑

二 保安規定の遵守状況について、原子力規制委員会が定期に行う検査に当たって、①事務所又は工場若しくは事業所への立入り、②帳簿、書類その他必要な物件の検査若しくは核原料物質、核燃料物質その他の必要な試料の提出を拒み、妨げ、若しくは忌避し、又は質問に対して陳述せず、若しくは虚偽の陳述をした者等
百万以下 の罰金刑

第50回核燃料取扱主任者試験問題（平成30年）(法規)

1.

（１） 原子力基本法の基本方針について
     原子力利用は、 平和利用 に限り、 安全の確保 を旨として、民主的な運営の下に、 自主的にこれを行うものとし、その成果を公開し、進んで国際協力 に資するものとする。
      安全の確保 については、確立された 国際的な基準 を踏まえ、国民の生命、健康及び財産の保護、  環境の保全 並びに我が国の安全保障に資することを目的として、行うものとする。
 

(2) 原子力基本法及び関連政令における定義について

原子力基本法

一 「原子力」とは、原子核変換の過程において 原子核から放出されるすべての種類の エネルギーをいう。
二 「核燃料物質」とは、ウラン、トリウム等原子核分裂の過程において高エネルギー
を放出する物質であつて、政令で定めるものをいう。

三 「核原料物質」とは、ウラン鉱、トリウム鉱その他核燃料物質の原料となる物質で
あつて、政令で定めるものをいう。
四 「原子炉」とは、 核燃料物質を燃料 として使用する装置をいう。ただし、政令で定めるものを除く。 
五 「放射線」とは、電磁波又は粒子線のうち、直接又は間接に 空気を電離 する能力をもつもので、政令で定めるものをいう。

核燃料物質、核原料物質、原子炉及び放射線の定義に関する政令

（核燃料物質）
原子力基本法の核燃料物質は、次に掲げる物質とする。
一 ウラン二三五のウラン二三八に対する比率が 天然の混合率 であるウラン及びその化合物
二 ウラン二三五のウラン二三八に対する比率が 天然の混合率 に達しないウラン及びその化合物
三 トリウム及びその化合物
四 （略）
五 ウラン二三五のウラン二三八に対する比率が 天然の混合率 をこえるウラン及びその化合物
六  プルトニウム及びその化合物
七  ウラン233 及びその化合物

（核原料物質）
原子力基本法の核原料物質は、ウラン若しくはトリウム又はその化合物を含む物質で核燃料物質以外のものとする。
 
（原子炉）
原子力基本法の原子炉の定義において、ただし書の政令で定めるものは、 原子核分裂の連鎖反応 を制御することができ、かつ、その 反応の平衡状態を 中性子源 を用いることなく 持続する ことができ、又は 持続する おそれのある装置以外のものとする。
 

（放射線）
原子力基本法の放射線は、次に掲げる電磁波又は粒子線とする。
一 アルフア線、重陽子線、陽子線その他の重荷電粒子線及びベータ線
二  中性子線  
三 ガンマ線及び特性エックス線
（ 軌道電子捕獲 に伴つて発生する特性エックス線に限る。）
四  一メガ電子ボルト 以上の エネルギー を有する電子線及びエックス線
 

2.

（許可の基準） 
第五十一条の三 原子力規制委員会は、前条第一項の許可の申請があつた場合においては、その申請が次の各号のいずれにも適合していると認めるときでなければ、同項の許可をしてはならない。
一 その事業を適確に遂行するに足りる技術的能力 及び 経理的基礎 があること。
二 廃棄物埋設施設又は廃棄物管理施設の位置、構造及び設備が核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物による 災害の防止上支障がないもの として原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであること。

(2)

（火災等による損傷の防止） 
第四条 廃棄物管理施設は、火災又は爆発により当該廃棄物管理施設の安全性が損なわれないよう、次に掲げる措置を適切に組み合わせた措置を講じたものでなければならない。
一 火災及び爆発の発生を防止すること。 
二 火災及び爆発の発生を 早期に感知し、及び消火すること。 
三 火災及び爆発の 影響を軽減 すること。
 
（安全機能を有する施設） 
第十一条 安全機能を有する施設は、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 安全機能を有する施設を他の原子力施設と共用し、又は安全機能を有する施設に属する設備を一の廃棄物管理施設において共用する場合には、廃棄物管理施設の安全性を損なわないものでなければならない。 
３ 安全機能を有する施設は、当該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。 
４ 安全上重要な施設又は当該施設が属する系統は、廃棄物管理施設の安全性を確保する機能を維持するために必要がある場合には、 多重性 を有しなければならない。

(3)

（閉じ込めの機能）
第六条 特定廃棄物埋設施設又は特定廃棄物管理施設は、次に掲げるところにより、放射性廃棄物を限定された区域 に閉じ込める機能を保持するように施設しなければならない。
一 流体状の放射性廃棄物を内包する容器又は管に放射性廃棄物を含まない流体を導く管を接続する場合には、流体状の放射性廃棄物が放射性廃棄物を含まない流体を導く管に
 逆流 するおそれがない構造であること。
二 密封されていない放射性廃棄物を取り扱うフードは、その開口部の 風速 を適切に維持し得るものであること。
三 放射性廃棄物による汚染の発生のおそれのある室は、必要に応じ、その内部を負圧状態 に維持し得るものであること。
四 液体状の放射性廃棄物を取り扱う設備が設置される施設（液体状の放射性廃棄物の
 漏えい が拡大するおそれがある部分に限る。）は、次に掲げるところにより施設すること。
イ 施設内部の床面及び壁面は、液体状の放射性廃棄物が漏えい し難いものであること。
 ロ 液体状の放射性廃棄物を取り扱う設備の周辺部又は施設外に通じる出入口若しくはその周辺部には、液体状の放射性廃棄物が施設外へ 漏えい することを防止するための
 堰 が施設されていること。ただし、施設内部の床面が隣接する施設の床面又は地表
面より低い場合であって、液体状の放射性廃棄物が施設外へ 漏えいするおそれがないと
きは、この限りでない。
ハ 事業所の外に排水を排出する排水路（湧水に係るものであって放射性廃棄物により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がないものを除く。）の上に施設の床面がないようにすること。ただし、当該排水路に放射性廃棄物により汚染された排水を安全に廃棄する設備及び第十五条第一項第三号に掲げる事項を計測する設備を施設する場合は、この限りでない。

（遮蔽）
第七条 特定廃棄物埋設施設又は特定廃棄物管理施設は、当該施設からの 直接線 及びスカイシャイン線による事業所周辺の線量が原子力規制委員会の定める線量限度を十分下回るように施設しなければならない。
２ 事業所内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には、放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有する遮蔽設備を施設しなければならない。この場合において、当該遮蔽設備に開口部又は 配管 その他の 貫通部 がある場合であって放射線障害を防止するために必要がある場合には、放射線の 漏えい を防止するための措置を講じなければならない。

3.

（工場又は事業所内の運搬）
第七条の六 法第二十一条の二第一項の規定により、加工事業者は、加工施設を設置した工場又は事業所内の核燃料物質等の運搬に関し、次の各号に掲げる措置を採らなければならない。
一 核燃料物質の運搬は、いかなる場合においても、核燃料物質が 臨界 に達するおそれがないように行うこと。
二 核燃料物質等を運搬する場合は、これを容器に封入すること。ただし、次のいずれかに該当する場合は、この限りでない。
イ 核燃料物質によつて汚染された物（その放射能濃度が原子力規制委員会の定める限度を超えないものに限る。）であつて放射性物質の 飛散 又は 漏えいの防止その他の原子力規制委員会の定める 障害防止 のための措置を講じたものを運搬する場合
ロ 核燃料物質によつて汚染された物であつて大型機械等容器に封入して運搬することが著しく困難なものを原子力規制委員会の 承認 を受けた 障害防止 のための措置を講じて運搬する場合
三 前号の容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。
イ 当該容器に外接する 直方体 の各辺が 十センチメートル 以上となるものであること。
ロ  容易 かつ安全に取り扱うことができ、かつ、運搬中に予想される温度 及び 内圧の変化 、振動等により、き裂、破損等が生ずるおそれがないものであること。

(2)

（六ふつ化ウランに係る核燃料輸送物の技術上の基準）
第十二条 六ふつ化ウランを第三条の規定により核燃料輸送物として運搬する場合には、当該六ふつ化ウランに係る核燃料輸送物は、次に掲げる技術上の基準に適合するものでなければならない。
一 当該六ふつ化ウランの容積は、封入又は取出しの時に予想される 最高温度 において、容器の内容積の 九十五パーセント を超えないこと。
二 通常の運搬状態において、当該六ふつ化ウランが 固体状 であり、かつ、容器の内部が 負圧 となるような措置が講じられていること。
２ 原子力規制委員会の定める量以上の六ふつ化ウランが収納されている核燃料輸送物（以下「六ふつ化ウラン輸送物」という。）にあつては、前項の基準に加え、次に掲げる技術上の基準に適合するものでなければならない。
一 原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る耐圧試験の条件の下に置くこととした場合に、放射性物質の 漏えい がなく、かつ、受け入れられない 応力 が発生しないこと。
二 原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る一般の試験条件の下に置くこととした場合に、放射性物質の 漏えい がなく、かつ、 弁 に損傷のないこと。
三 原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る特別の試験条件の下に置くこととした場合に、 密封装置 に破損がないこと。
四 安全弁、逃がし弁その他の容器の内部の流体の排出による 過圧防止効果 を有する装置を 備えない こと。

4.

（貯蔵）
 第七条の七
一 核燃料物質の貯蔵は、貯蔵施設において行うこと。
二 貯蔵施設の目につきやすい場所に、貯蔵上の注意事項を掲示すること。
三 核燃料物質の貯蔵に従事する者以外の者が貯蔵施設に 立ち入る場合は、その貯蔵に従事する者の指示に従わせること。
四 核燃料物質の貯蔵は、いかなる場合においても、核燃料物質が 臨界に達する おそれがないように行うこと。
五 六ふつ化ウランの貯蔵は、六ふつ化ウランが 漏えい するおそれがない構造の容器に封入して行うこと。
六  プルトニウム 又はその化合物の貯蔵は、 プルトニウム 又はその化合物が漏えいする おそれがない構造の容器に封入して行うこと。ただし、 グローブボックス その他の 気密設備 の内部において貯蔵を行う場合その他 プルトニウム 又はその化合物が 漏えいする おそれがない場合は、この限りでない。
 

(2)

（譲渡し及び譲受けの制限）
第六十一条 核燃料物質は、次の各号のいずれかに該当する場合のほか、譲り渡し、又は譲り受けてはならない。ただし、国際約束に基づき国が核燃料物質を譲り受け、若しくはその核燃料物質を譲り渡し、又は国からその核燃料物質を譲り受ける場合は、この限りでない。
一 （略） 
二 加工事業者が 製錬事業者 、 試験研究用等原子炉設置者 、 発電用原子炉設置者 、再処理事業者、 廃棄事業者 、使用者若しくは他の加工事業者に核燃料物質を譲り渡し、又はこれらの者から核燃料物質を譲り受ける場合

三～八（略）
九  製錬事業者 、加工事業者、 試験研究用等原子炉設置者 、 発電用原子炉設置者 、再処理事業者、使用者又は国際規制物資使用者が核燃料物質を 輸出 し、又は 輸入 する場合
 

(3)

核燃料物質の加工の事業に関する規則
（工場又は事業所内の廃棄）
第七条の八
十二  固体状 の放射性廃棄物は、次に掲げるいずれかの方法により廃棄すること。
イ  放射線障害 防止の効果を持つた焼却設備において焼却すること。
ロ 容器に封入し、又は容器に 固形化 して 放射線障害 防止の効果を持つた保管廃棄施設に保管廃棄すること。
ハ ロの方法により廃棄することが著しく困難な大型機械等の放射性廃棄物又は 放射能の時間による減衰 を必要とする放射性廃棄物については、 放射線障害 防止の効果を持つた保管廃棄施設に保管廃棄すること。
 
（記録）
第七条
二 放射線管理記録
 記 録 事 項： チ 廃棄施設に廃棄し、又は海洋に投棄した放射性廃棄物の種類、当
該放射性廃棄物に含まれる 放射性物質の数量 、当該放射性廃棄物を容器に封入し、
又は容器に 固形化 した場合には当該容器の数量及び 比重 並びにその廃棄の日時、場所及び方法
 記録すべき場合： 廃棄の都度
 保 存 期 間：  廃止措置 が終了し、その結果が原子力規制委員会規則で定める基準に適
合していることについて、原子力規制委員会の確認を受けるまでの間

核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則
（保安のために必要な措置等）
第二条 法第五十八条第一項の規定により、同項に規定する原子力事業者等は、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理施設、廃棄物埋設施設、廃棄物管理施設又は使用施設等を設置した工場又は事業所（原子力船を含む。）の外において行われる放射性廃棄物の廃棄に関し、次の各号に掲げる措置を採らなければならない。
一 放射性廃棄物は、第三号に規定する場合を除き、 放射線障害 防止の効果を持つた廃棄施設に廃棄すること。
二 前号の規定により放射性廃棄物を廃棄する場合には、当該廃棄施設を設置した使用者等に、当該放射性廃棄物に関する 記録の写し を交付すること。
三 （略） 

5.

（１）原子炉等規制法
第六十四条 原子力事業者等（原子力事業者等から 運搬 を委託された者及び受託貯蔵者を含む。以下この条並びに次条第一項及び第二項において同じ。）は、その所持する核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は原子炉に関し、地震、 火災 その他の災害 が起こつたことにより、核燃料物質若しくは核燃料物質によつて汚染された物又は原子炉による 災害 が発生するおそれがあり、又は発生した場合においては、直ちに、主務省令（第三項各号に掲げる原子力事業者等の区分に応じ、当該各号に定める大臣又は委員会の発する命令をいう。）で定めるところにより、 応急の措置 を講じなければならない。

２ 前項の事態を発見した者は、直ちに、その旨を 警察官 又は 海上保安官 に通報しなければならない

３ 原子力規制委員会又は 国土交通大臣 大臣は、第一項の場合又は核燃料物質若しくは核燃料物質によつて汚染された物若しくは原子炉による 災害 発生の急迫した危険がある場合において、核燃料物質若しくは核燃料物質によつて汚染された物又は原子炉による 災害 を防止するため緊急の必要があると認めるときは、同項に規定する者に対し、次に掲げる原子力事業者等の区分に応じ、製錬施設、加工施設、試験研究用等原子炉施設、発電用原子炉施設、使用済燃料貯蔵施設、再処理理施設、廃棄物埋設施設若しくは廃棄物管理施設又は使用施設の 使用停止 、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の 所在場所 の変更その他核燃料物質若しくは核燃料物質によつて汚染された物又は原子炉による 災害 を防止するために 必要な措置 を講ずることを 命ずる ことができる。（以下略）

（２）使用済燃料の再処理の事業に関する規則
第二十条 法第六十四条第一項の規定により、再処理事業者は、次の各号に掲げる 応急の措置 をとらなければならない。
一 再処理施設に 火災 が起こり、又は再処理施設に 延焼 するおそれがある場合には、消火 又は 延焼 の防止に努めるとともに直ちにその旨を 消防吏員 に通報すること。

二 核燃料物質を他の場所に移す余裕がある場合には、必要に応じてこれを安全な場所に移し、その場所の周囲には、なわ張り、標識等を設け、かつ、 見張人 をつけることにより、関係者以外の者が 立ち入る ことを禁止すること。
三 放射線障害 の発生を防止するため必要がある場合には、再処理施設の内部にいる者及び附近にいる者に 避難するよう警告すること。
四 使用済燃料等による汚染が生じた場合には、すみやかに、その 広がりの防止及び
除去 を行なうこと。
五 放射線障害 を受けた者又は受けたおそれのある者がいる場合には、すみやかに救出し、避難 させる等緊急の措置を講ずること。
六 その他 放射線障害 を防止するために 必要な措置 を講ずること。
  

第51回核燃料取扱主任者試験問題（平成31年）(法規)

1.

（１）原子力基本法
（目的）
第一条 この法律は、原子力の研究、開発及び利用（以下「原子力利用」という。）を推進することによつて、将来におけるエネルギー資源 を確保し、学術の進歩と 産業の振興 とを図り、もつて人類社会の福祉と 国民生活の水準向上とに寄与することを目的とする。

（２）原子力規制委員会設置法
（目的）
第一条 この法律は、平成二十三年三月十一日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故を契機に明らかとなった原子力の研究、開発及び利用（以下「原子力利用」という。）に関する政策に係る 縦割り行政の弊害を除去し、並びに一の行政組織が原子力利用の 原子力利用の推進及び規制 の両方の機能を担うことにより生ずる問題を解消するため、原子力利用における事故の発生を常に想定 し、その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないという認識に立って、確立された国際的な基準を踏まえて原子力利用における安全の確保を図るため必要な施策を策定し、又は実施する事務（原子力に係る製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉に関する規制に関すること並びに国際約束に基づく保障措置の実施のための規制その他の原子力の平和的利用の確保のための規制に関することを含む。）を一元的につかさどるとともに、その委員長及び委員が専門的知見に基づき中立公正な立場で 独立して職権を行使する原子力規制委員会を設置し、もって国民の生命、健康及び財産の保護、 環境の保全 並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。

（３）原子炉等規制法
（目的）
第一条 この法律は、原子力基本法の精神にのつとり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られることを確保するとともに、原子力施設において重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質、核燃料物質及び原子炉による災害を防止し、及び核燃料物質を 防護して、 公共の安全 を図るために、製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関し、大規模な自然災害及びテロリズムその他の 犯罪行為の発生も想定した必要な規制を行うほか、原子力の研究、開発及び利用に関する条約その他の国際約束を実施するために、 国際規制物資の使用等に関する必要な規制を行い、もつて国民の生命、健康及び財産の保護、 環境の保全 並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。

2.

（１）原子炉等規制法
第四十八条 再処理事業者は、次の事項について、原子力委員会規則で定めるところにより、 保全のために必要な措置（ 重大事故が生じた場合における措置に関する事項を含む。）を講じなければならない。
一 再処理施設の保全

二 再処理設備の操作

三 使用済燃料、使用済燃料から分離された物又はこれらによつて汚染された物の運搬、貯蔵又は廃棄（運搬及び廃棄にあつては、再処理施設を設置した工場又は事業所内の運搬又は廃棄に限る。次条において同じ。）

２ 再処理事業者は、再処理施設を設置した工場又は事業所において 特定核燃料物質 を取り扱う場合で政令で定める場合には、原子力規制委員会規則 で定めるところにより、防護措置を講じなければならない。

第四十九条 原子力規制委員会は、再処理施設の 位置、構造若しくは設備が第四十四条の二第一項第四号の基準に適合していないと認めるとき、再処理施設の性能 が第四十六条の二の二の技術上の基準に適合していないと認めるとき、又は再処理施設の 保全 、再処理設備の操作若しくは使用済燃料、使用済燃料から分離された物若しくはこれらによつて汚染された物の運搬、貯蔵若しくは廃棄に関する措置が前条第一項の規定に基づく 原子力規制委員会規則 の規定に 違反していると認めるときは、その再処理事業者に対し、当該再処理施設の使用の停止、改造、修理又は移転、再処理設備の操作の方法の指定その他 保安のために必要な措置を命ずることができる。
２ 原子力規制委員会は、防護措置が前条第二項の規定に基づく原子力規制委員会規則 の規定に 違反 していると認めるときは、再処理事業者に対し、 是正措置等を命ずることができる。

（２）使用済燃料の再処理の事業に関する規則
第十三条 法第四十八条第一項の規定により、再処理事業者は、次の各号に掲げる再処理設備の操作に関する措置を採らなければならない。
一 使用済燃料の再処理（法第五十条の五第二項の認可を受けた場合にあつては、再処理設備の操作）は、いかなる場合においても、 核燃料物質が 臨界 に達する おそれ がないように行うこと。
二 再処理設備の操作に必要な 知識 を有する者に行わせること。

三 再処理設備の操作に必要な構成人員 がそろつているときでなければ操作を行わないこと。
四 操作開始に先立つて確認すべき事項、操作に必要な事項及び操作停止後に確認すべき事項を定め、これを操作員に 守らせること。
五 非常の場合に採るべき処置を定め、これを操作員に 守らせること。
六 換気 設備、 放射線測定器及び 非常用 設備は、常にこれらの機能を発揮できる状態に 維持しておくこと。
七 試験操作 を行う場合には、その目的、方法、異常の際に採るべき処置等を確認の上これを行わせること。
八 再処理設備の操作の訓練のために操作を行う場合は、訓練を受ける者が守るべき事項を定め、操作員の監督の下にこれを 守らせること。

3.

（１）原子炉等規制法
（事業の廃止に伴う措置）
第二十二条の八 加工事業者は、その事業を廃止しようとするときは、廃止措置を講じなければならない。
２ 加工事業者は、廃止措置を講じようとするときは、あらかじめ、 原子力規制委員会規則で定めるところにより、当該廃止措置に関する計画（次条において「廃止措置計画」という。）を定め、原子力規制委員会の認可を受けなければならない。
３ 第十二条の六第三項から第九項までの規定は、加工事業者の廃止措置について準用する。この場合において、同条第三項中「前項」とあるのは「第二十二条の八第二項」と、同条第四項中「前二項」とあるのは「第二十二条の八第二項及び前項」と、同条第五項及び第六項中「第二項」とあるのは「第二十二条の八第二項」と、同条第九項中「第三条第一項の指定」とあるのは「第十三条第一項の許可」と読み替えるものとする。

（２）核燃料物質の加工の事業に関する規則
（廃止措置として行うべき事項）
第九条の四 法第二十二条の七の三第一項の 原子力規制委員会規則 で定める廃止措置は、加工施設の 解体 、核燃料物質の 譲渡し 、核燃料物質による汚染の 除去 、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄及び第七条第一項に規定する放射線管理記録の同条第五項の原子力規制委員会が指定する機関への引渡し とする。

（廃止措置計画の認可の申請）
第九条の五 法第二十二条の八第二項の規定により廃止措置計画について認可を受けようとする者は、次の各号に掲げる事項について廃止措置計画を定め、これを記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあつては、その代表者の氏名
二 工場又は事業所の名称及び所在地
三 廃止措置対象施設及びその敷地

四 前号の施設のうち 解体 の対象となる施設及びその 解体 の方法
五 核燃料物質の管理 及び 譲渡し  
六 核燃料物質による汚染の 除去  
七 核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄
八 廃止措置の 工程  

２ 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に核燃料物質（ 加工設備本体を通常の方法により操作した後に 回収 されることなく 滞留 することとなる核燃料物質を除く。）を 加工設備本体から取り出していることを明らかにする資料
二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
三 廃止措置に伴う放射線被ばくの 管理 に関する説明書
四 廃止措置中の 過失 、機械又は装置の 故障 、浸水、地震、火災等があつ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 等に関する説明書
五 核燃料物質による汚染の 分布 とその評価方法に関する説明書
六 廃止措置期間中に機能を維持すべき加工施設及びその 性能 並びにその 性能 を 維持
すべき期間に関する説明書
七 廃止措置に要する 費用の見積り及びその 調達 計画に関する説明書
八 廃止措置の 実施体制 に関する説明書
九  品質保証計画 に関する説明書
十 前各号に掲げるもののほか、原子力規制委員会が必要と認める書類又は図面
３ 第一項の申請書の提出部数は正本一通及び写し一通とする。
 
 4.

（１）原子炉等規制法 （加工施設の安全性の向上のための評価）
第二十二条の七の二 加工事業者は、 原子力規制委員会規則 で定めるところにより、その加工施設における安全性の向上を図るため、 原子力規制委員会規則 で定める時期ごとに、当該加工施設の安全性について、自ら評価をしなければならない。ただし、第二十二条の八第二項の認可を受けた場合（ 原子力規制委員会規則で定める 場合を除く。）は、この限りでない。
２ 前項の評価は、次に掲げる事項について 調査 をし、及び 分析 をし、並びにこれらの 調査 及び 分析 の結果を考慮して当該加工施設の全体に係る安全性について総合的な 評定 をして、 行わなければならない。
一 加工施設において予想される事故の発生及び 拡大 の防止（以下この号において「事故の発生の防止等」という。）のため次に掲げる措置を講じた場合における当該措置及びその措置 による事故の発生の防止等の 効果 に関する事項
イ 第十六条の二第三項第二号の技術上の基準において設置すべきものと定められているもの 以外のものであつて事故の発生の防止等に資する 設備 又は 機器を設置すること。
ロ 保安の確保のための 人員 の増強、 保安教育 の充実等による事故の発生の防止等を着実に 実施するための体制 を整備すること。

 二 前号イ及びロに掲げる措置を講じたにもかかわらず、 重大事故 の発生に至る可能性がある場 合には、その可能性に関する事項

３ 加工事業者は、第一項の評価を実施したときは、 原子力規制委員会規則 で定めるところにより、当該評価の結果、当該評価に係る調査 及び 分析 並びに評定 の方法その他 原子力規制委員会規則で定める事項（第五項において「評価の結果等」という。）を原子力規制委員会に届け出なければならない。ただし、第二十二条の八第二項の認可を受けた場合（ 原子力規制委員会規則 で定める場合を除く。）は、この限りでな い。
４ 原子力規制委員会は、前項の規定により届け出られた事項のうち、当該評価に係る 調査及び 分析 並びに 評定 の方法が 原子力規制委員会規則 で定める方法に適合していないと認めるときは、その届出をした加工事業者に対し、 調査 若しくは 分析 又は 評定 の方法を 変更 することを命ず ることができる。

５ 加工事業者は、第三項の規定による届出をしたときは、 原子力規制委員会規則 で定めるところにより、当該 届出をした評価の結果等を 公表 するものとする。
 

（２）核燃料物質の加工の事業に関する規則 （安全性の向上のための評価の実施時期）
第九条の三の二 法第二十二条の七の二第一項の 原子力規制委員会規則 で定める時期は、 施設定期検査 が終了した日以降六月を超えない時期とする。ただし、加工施設の工事の後、 施設定期検査 を受けていないものにあ つては、その 使用が開始された日以降六月を超えない時期とする。
 

第九条の三の五 法第二十二条の七の二第四項に規定する 原子力規制委員会規則で定める方法は、次に掲げるも のとする。
一 加工施設において予想される事故の発生及び拡大 の防止（以下この号において「事故の発生の防止等」という。）のための措置を講じた場合における当該措置及びその措置による事 故の発生の防止等の ⑥ に関する次に掲げる事項を確認すること。
イ 当該加工施設について、法第十六条の二第三項第二号の技術上の基準において設置すべき ものと定められているものが設置されていること。
ロ 当該加工施設について、法第二十二条第一項の認可又は 変更 の認可を受けた 保安規定 に 定める措置が講じられていること。
ハ 当該加工施設において、加工施設における安全に関する 最新の知見 を踏まえつつ、自ら安全性の向上を図るためイ及びロの規定により確認することとされている措置に加えて講じた措 置の内容及びその措置による事故の発生の防止等の効果  

二 前号に掲げる措置を講じたにもかかわらず、 重大事故 の発生に至る可能性がある場合には、その可能性に関する事項について、発生する可能性のある事象の 調査 、 分析 及び評価を行い、その事象が発生した場合の 被害 の程度を評価する手法その他の 重大事故 の発生に至る 可能性に関する評価手法により確認すること。
三 前二号により確認した内容を考慮して、当該加工施設の全体に係る安全性についての総合的 な 評定を行うこと。
 

第九条の三の六 法第二十二条の七の二第五項の規定による公表 は、同条第三項の規定による 届出をした後、遅滞なく、 インターネット の利用その他の適切な方法により行うものとする。

5.

（イ） L 型輸送物に係る技術上の基準

第四条 Ｌ型輸送物に係る技術上の基準は、次の各号に掲げるものとする。

一 容易に、かつ、安全に取扱うことができること。
二 運搬中に予想される温度及び内圧の変化、振動等により、 き裂、破損 等の生じるおそれがない こと。

三 表面に不要な突起物がなく、かつ、 表面の汚染の除去 が容易であること。
四 材料相互の間及び材料と収納される核燃料物質等との間で危険な 物理的作用又は 化学反応 の生じ るおそれがないこと。

五  弁 が誤つて操作されないような措置が講じられていること。
六 開封されたときに見やすい位置（当該位置に表示を有することが困難である場合は、核燃料輸送物の表面）に 「放射性」又は「RADIOACTIVE」 の表示を有していること。ただし、原子力規制委員会の定める場合 は、この限りでない。
七 表面における原子力規制委員会の定める線量当量率の最大値（以下「最大線量当量率」とい う。）が 五マイクロシーメルト を超えないこと。
 

（ロ）核分裂性物質に係る核燃料輸送物の技術上の基準
第十一条 核分裂性物質を第三条の規定により核燃料輸送物として運搬する場合には、当該核分裂性物質に係る核燃料輸送物（原子力規制委員会の定めるものを除く。以下「核分裂性輸送物」という。）は、輸送中において臨界 に達しないものであるほか、第五条第三号に定める基準に適合するもの（ＩＰ―１型輸送物又はＩＰ―２型輸送物として運搬する場合に限る。）及び次の各号に掲げる技術上の基準に適合するもの（原子力規制委員会の定める要件に適合する核分裂性 輸送物として運搬する場合を除く。）でなければならない。
一 原子力規制委員会の定める核分裂性輸送物に係る一般の試験条件の下に置くこととした場合 に、次に掲げる要件に適合すること。

イ 容器の構造部に一辺 十センチメートル の立方体を包含するようなくぼみが生じないこと。

ロ 外接する直方体の各辺が 十センチメートル 以上であること。

二 次のいずれの場合にも 臨界 に達しないこと。

イ 原子力規制委員会の定める 孤立系の条件の下に置くこととした場合
ロ 原子力規制委員会の定める核分裂性輸送物に係る一般の試験条件の下に置いたものを原子 力規制委員会の定める 孤立系 の条件の下に置くこととした場合
ハ 原子力規制委員会の定める核分裂性輸送物に係る特別の試験条件の下に置いたものを原子 力規制委員会の定める 孤立系 の条件の下に置くこととした場合
三 摂氏 零下四十度 から摂氏 三十八度 までの周囲の温度の範囲において、 き裂、破損 等の生じるおそれが ないこと。ただし、運搬中に予想される最も低い温度が特定できる場合は、この限りでない 

（ハ）六ふつ化ウランに係る核燃料輸送物の技術上の基準
第十二条 六ふつ化ウランを第三条の規定により核燃料輸送物として運搬する場合には、当該六ふ つ化ウランに係る核燃料輸送物は、次に掲げる技術上の基準に適合するものでなければならない。
一 当該六ふつ化ウランの容積は、封入又は取出しの時に予想される最高温度において、容器の 内容積の 九十五パーセントを超えないこと。
二 通常の運搬状態において、当該六ふつ化ウランが固体状であり、かつ、容器の内部が 負圧 となるような措置が講じられていること。
２ 原子力規制委員会の定める量以上の六ふつ化ウランが収納されている核燃料輸送物（以下「六ふつ化ウラン輸送物」という。）にあつては、前項の基準に加え、次に掲げる技術上の基準に適 合するものでなければならない。
二 原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る一般の試験条件の下に置くこととし た場合に、放射性物質の漏えいがなく、かつ、 弁 に損傷のないこと。
三 原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る特別の試験条件の下に置くこととし た場合に、 密封装置 に破損がないこと。

(2)

低比放射性物質及び各輸送物に係る水の吹付試験又は浸漬試験の試験条件

特別形放射性同位元素等 

固体状の放射性同位元素等（カプセルに封入されたものを除く。）にあつては、供試物
について、次に掲げる試験をその順序で行うこと。
(1) 常温の水中に七日間浸漬させること。
(2) 常温の水中に浸漬した状態で摂氏五十度まで加熱し、四時間保持すること。
(3) 摂氏三十度以上であって湿度九十パーセント以上の空気中に七日間置くこと。
(4) 常温の水中に浸漬した状態で摂氏五十度まで加熱し、四時間保持すること。

放射性同位元素等を封入した力プセルにあっては、供試物について、次に掲げる試験
をその順序で行うこと。
(1) 常温の水中に浸漬した状態で摂氏五十度まで加熱し、四時間保持すること。
(2) 摂氏三十度以上であつて湿度九十パーセント以上の空気中に七日間置くこと。
(3) 常温の水中に浸漬した状態で摂氏五十度まで加熱し、四時間保持すること。　

① LSA－Ⅲ
  常温の水中に７日間浸漬させること

② A 型輸送物に係る一般の試験条件
 五十ミリメートル毎時の雨量に相当する水を一時間吹き付けること

③ B 型輸送物に係る一般の試験条件
 五十ミリメートル毎時の雨量に相当する水を一時間吹き付けること

④ B 型輸送物に係る特別の試験条件
 深さ十五メートルの水中に八時間浸漬させること

⑤ B 型輸送物のうち、原子力規制委員会の定める量を超える放射能を有する核燃料物質等を収納し た核燃料輸送物に係る試験条件  
 深さ二百メートルの水中に一時間浸漬させること

ウランの濃縮方法

遠心分離法
高速回転中の中空円筒内部の遠心力場では235Uからなる六フッ化ウランは回転中心部へ
238Uからなる六フッ化ウランは内壁側へ移動するため回転中心に近い抜出し口から235U濃度が増した六フッ化ウランを得ることができる。
ガス拡散法より高い分離性能を得ることができ、また小型のプラントを作れる。
電力消費も少なめである、しかし高速回転機器なので故障が発生する可能性がある。

 

ノズル法
六フッ化ウランとヘリウムの混合気体を曲率半径が小さい静止壁面に沿って
高流速で流すと238Uより235Uの六フッ化ウランガスのほうが曲率中心に集まる
ことを利用した方法ガス拡散より電力消費が大きく、分離性能が遠心分離法より悪いので実現しなかった。

 

化学法
ウラン水溶液からウラン同位体成分の化学特性を利用して235Uからなる成分と
238Uから成る成分を分離する。
同位体選択性のあるイオン交換樹脂を用いて分離を促進する方法で
研究がすすめられたが分離性能が悪く中止された
兵器用高濃縮ウラン生産に不向きで核不拡散の点では長所である。

 

レーザー法
ウラン同位体のレーザー光に対する励起解離特性の差異を利用した方法
この分離方法にはウラン原子を対象とした原子法と六フッ化ウランを対象とした
分子法がある。この濃縮方法には一挙に濃縮ウランを得ることができる
可能性があったが技術的に難しく、開発は中止している。
カスケードを組まずに濃縮ウランを得られるが核不拡散性からは不利である。

 

 

ウランの基本

天然ウランの同位体比
234U 0.006%
235U 0.7
258U 99.3%

濃縮ウランでは234Uが235Uに混在して成分比率が増大している

238Uは4n+2α崩壊系列(ウラン系列)により238U-234Th-234Pa-234Uと放射平衡にある
238U濃縮工程では234Paは放射線安全上警戒すべき(エネルギーを調べる)

軽水炉でのウラン濃縮度
235U 3～5%

減損ウラン

軽水炉で使用後の使用済み核燃料で235Uの比率が天然ウランより低下しているもの

回収ウラン

再処理後回収したウラン、232U,236U,237Uが含まれている。
234Uも天然のものより増大している。232U,236Uにより再処理後のウランは
235Uを濃縮しづらくなっている、また232U,236U(エネルギーを調べる)は放射線を伴うので放射線管理上気をつける。
232Uは子孫核種228Thと放射平衡状態であり、比較的強い放射線を出す。(トリウム系列崩壊)半減期72年でα線を出す。
228Thも高エネルギーの放射線を出す。(エネルギーを調べる)
235Uが原子炉で236Npになり236Pu後α崩壊して232Uになる。
237Uは短半減期であり、減衰をまてばよい。
236Uは235Uから分離困難であり、中性子吸収核種であるので燃料を作る際はそのぶん235Uを増量する必要がある。

劣化ウラン

濃縮カスケードの最下段から減損流になって排出されるもの
劣化ウランの235同位体比率は0.2-0.3%
法律的には235Uの238Uに対する比率が天然の混合率に達しないウラン
プルトニウム生産用の高速炉ブランケットに使える
濃縮ウランに混合してウランの濃縮度調整に使える