9.発電用原子炉施設における放射性廃棄物管理の状況及び従事者の被ばく状況について

(昭 和 52 年 11 月)
科学技術庁原子力安全局

 I 発電用原子炉施設における放射性廃棄物管理の状況
(1) 発電用軽水型原子炉施設の設置者は,放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出に際しては原子力委員会が定めた「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」により,線量目標値を達成する範囲内の放出管理目標値を定め,これを超えないように努めることとしている。
 また,放射性個体廃棄物については,ドラム缶等に封入し,所定の固体廃棄物貯蔵庫等に保管管理することとしている。
(2) この資料は,原子炉等規制法に基づいて発電用原子炉施設の設置者から報告された昭和51年度の放射線管理等報告及び行政上の通達に基づく放射性廃棄物等の管理に関する報告等からとりまとめたものである。
 とりまとめの結果によると,放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出は,全ての事業所において放出管理目標値を下回っていることがわかる。
 なお,昭和45年度以降の各年度の発電用原子炉施設における放出実績を参考のために付録に示した。
(3) 発電用原子炉施設を有する事業所の放射性廃棄物管理状況をとりまとめるに当たっては,理解の便を図るため,放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物については,全原子炉施設についての年間の放出量と年間の放出管理目標値を掲示した。
 また,放射性固体廃棄物については,固体廃棄物貯蔵庫等に搬入された年間の発生量と累積保管量を掲示した。
(4) 発電用原子炉施設を有する事業所の状況を示した表中の記号等の意味は,次のとおりである。
 @ 利用率
  利用率=発電電力量/認可電気出力×当該期間の歴時間×100
 A 放射性気体廃棄物の放射性希ガス及び放射性液体廃棄物の放射性物質(トリチウムを除く)は,全β放射能計測法,全γ放射能計測法等により測定した値である。
 B 気体廃棄物中の放射性よう素(I-131)はγ線スペクトロ分析法により測定した値である。
 C 放射性固体廃棄物のドラム缶の本数は,200lドラム缶換算本数である。
 その他の種類の放射性固体廃棄物は,ドラム缶に詰められない大型機材等であり,その発生量又は累積保管量は,推定体積又は200lドラム缶に詰めた場合に相当する推定本数で示した。
 D 表中の数値の意味は,次のとおりである。
  1.8×103=1,800
  1.8×100=1.8
  1.8×10-3=0.0018
   N.D:検出限界以下

 II 発電用原子炉施設における従事者の被ばく管理状況
(1) 原子炉設置者は,原子炉等規制法等に基づき,その原子炉に関する作業に従事する者の被ばく放射線量を同法に基づく告示に定める許容被ばく線量を超えないように管理することが義務付けられている。
 この資料は,各原子炉設置者から法令に基づき提出された放射線管理等報告書に基づき,昭和51年度の発電用原子炉施設における従事者の被ばく実績を,被ばく線量範囲毎の従事者数についてとりまとめ,更に,規則による報告内容ではないが,各原子力発電所毎に総被ばく線量及び平均被ばく線量についてあわせて一表にまとめたものである。
 この結果によると,発電用原子炉施設における昭和51年度の従事者の被ばく線量実績は,いずれの原子力発電所においても,上記許容被ばく線量を下回っている.。
 なお,昭和45年度以降の各年度の発電用原子炉施設における従事者の被ばく実績を参考のため付録に示した。
 〔参 考〕従事者の許容被ばく線量:3ケ月につき3レム
(2) 表の見方は次のとおりである。
 @ 本資料は当該期間に運転中及び試運転中のものについて集計した。
 A 「社員従事者,請負等社員外従事者の別」の項の「請負等社員外従事者」は請負業者及び研修生を表わす。
 B 「総被ばく線量」については,「社員従事者」等それぞれの項目について小数点以下第1位を四捨五入して集計した。したがって一部で「社員従事者」と「請負等社員外従事者」との和が「計」と一致しないものがあるが,これは集計上の誤差である。
 C 「平均被ばく線量」については小数点以下第3位を四捨五入して集計した。
 D 本資料における「0」,「0.00」の違いについては次のとおりである。
  「0」:0又は0.5未満を示す。
  「0.00」:0.006未満を示す。


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