少量核燃料物質の使用に係る安全規制の技術上の基準の適用について

１．	検討の方法
	BSS免除レベルを超える核燃料物質の使用に係る合理的な安全規制を行う観点から、BSS免除レベルの算出シナリオを参考として評価を行い、当該基準等の適用の範囲について検討を行った。
	（１）	BSS免除レベル算出シナリオによる放射能の算出
		BSS免除レベルの算出シナリオによる放射能の算出は、
		作業場所における通常シナリオ 作業場所における事故シナリオ（飛散） 作業場所における事故シナリオ（火災） 処分場での公衆被ばくシナリオ
		で、それぞれのシナリオの被ばく経路について、同一の使用者又は公衆に対して発生すると想定される被ばく経路に関し、合算を行い、その結果の中で一番厳しい値を国際免除レベルとして採用している。現在の国際免除レベルは、処分場での公衆被ばくシナリオにより算出された値が採用されている。 　少量の核燃料物質の使用に関し、上記シナリオの中で処分場での公衆の被ばくシナリオについては、使用場所を決め、使用後の核燃料物質等を、工場又は事業所内で保管廃棄するものとすれば、核燃料物質等が処分場等に直接排出されることはなく、上記からのシナリオで評価することができる。 　２００２年１０月、放射線審議会基本部会での国際免除レベルの妥当性を検討した際に、パラメータ、被ばくシナリオの一部を我が国の事情を考慮して、同基本部会のワーキンググループで試算した結果を参考にすると、からのシナリオの中ののシナリオが一番厳しくなり、天然ウラン及び劣化ウランでは８１で年間１０であるので、３００であれば年間４０と推定される。また、３以上９００未満のトリウムでは、トリウム２３２の試算が行われていないため、同基本部会のワーキンググループでの試算結果がある核種のうち、トリウム２３２の放射平衡になっている核種を全て考慮している天然トリウムで計算すれば、２５で年間１０であるので、９００では年間約４００と算定できる。したがって、上記からのシナリオによれば、作業者の被ばくは、一般公衆の被ばく限度である年間１を下回ると考えられる。 　放射能の算出シナリオを放射線審議会基本部会ワーキンググループで行った年間被ばく１０とした場合の試算値（例としてウラン２３８注１での試算値）は以下のとおりである。（トリウムについてもウランと同様にのシナリオが一番厳しい評価となり、のシナリオを除けばのシナリオが一番厳しくなる。）
		注１： 「」は、永続平衡中の短寿命娘核種を含めての評価を行ったもの。
		： 国際免除レベルで採用されているシナリオ ： のシナリオを除いて一番厳しいシナリオ       試算値（ウラン238）   試算値を端数処理 作業場所における通常シナリオ   8.76（70.6）   1(80.6） 作業場所における事故シナリオ（飛散）   1.74（1403.2）   1（806.5） 作業場所における事故シナリオ（火災）   8.77（707.3）   1（806.5） 処分場での公衆被ばくシナリオ   5.82（4.7）   1（8.1）
		これらを考慮し、現行の核燃料物質の使用等に関する規則（以下「燃料規則」という。）第３条に定める使用の技術上の基準等の一部を適用し、核燃料物質の施設外への排出を管理することにより、一般公衆の安全を確保することができると考えられる。
	（２）	使用の技術上の基準等の適用
		原子炉等規制法第６１条の３に基づく国際規制物資（核燃料物質）の使用の許可を受けた者（以下「国際規制物資使用者」という。）のうち、新たに規制の対象となる者（約1,000事業所（天然ウラン又は劣化ウランを使用する者：1,400施設、トリウムを使用する者：300施設））の実態は、密封での使用（天然ウラン又は劣化ウランを使用する者で約5パーセント、トリウムを使用する者で約20パーセント）又は粉末を溶液に溶かして非密封で使用（電子顕微鏡染色、分析等）、（天然ウラン又は劣化ウランを使用する者で約90パーセント、トリウムの使用者で約65パーセント）が多い。 　核燃料物質を施設外部へ排出しないようにして、使用の技術上の基準等の適用について検討した結果、以下のような措置を講じることが妥当との結論に達した。
		作業者の被ばく線量は、年間１以下と算定されるため、使用場所の空間線量及び空気中濃度からは、燃料規則第１条第２号の規定に基づく管理区域注２を設定する必要はない。ただし、使用者は、使用の場所、貯蔵の場所を決める。 　作業者の被ばく線量が年間１以下と算定されるため、燃料規則第１条第３号の規定に基づく周辺監視区域注３を設ける必要はない。 　核燃料物質の貯蔵は、貯蔵施設で行い、施錠管理を行う。 　作業者の被ばく線量が年間１を超えないので、気体廃棄物の廃棄施設は必要としない。 　現状の国際規制物資使用者の核燃料物質の使用に伴う液体廃棄物（一次廃液）及び固体廃棄物は保管廃棄しており、これを適用する。（ただし、排水施設等を設置して、処理等を行う場合は、該当する技術上の基準等を適用する。） 　技術上の基準等の遵守のため、管理者や作業者に対して安全教育を行う。
		注２： 　使用施設、廃棄施設、貯蔵施設等の場所であって、その場所における外部放射線に係る線量が文部科学大臣の定める線量を超え、空気中の放射性物質（空気又は水のうちに自然に含まれている放射性物質は除く。）の濃度が文部科学大臣の定める濃度を超え、又は放射性物質によって汚染された物の表面の放射性物質の密度が文部科学大臣の定める密度を超えるおそれのあるものをいう。   １： 　試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則等の規定に基づき、線量限度等を定める告示（以下「線量当量告示」という。）第２条 注３： 　管理区域の周辺の区域であって、当該区域の外側のいかなる場所においてもその場所における線量が文部科学大臣の定める線量限度を超えるおそれのないものをいう。   ２： 　線量当量告示第３条

表−１  BSS免除レベル算出シナリオ

	シナリオ名	合算した被ばく経路
放射能濃度	作業場所における通常シナリオ	A1.1 　線源の違いによる外部被ばく A1.2 　１線源からの外部被ばく A1.3 　気体容器からの外部被ばく A1.4 　ダストの吸入摂取 A1.5 　汚染した手からの経口摂取
	処分場での公衆被ばくシナリオ	A3.1 　処分場からの外部被ばく A3.2 　処分場からのダストの吸入摂取 A3.3 　処分場での経口摂取
放射能	作業場所における通常シナリオ	B1.1   点線源からの外部被ばく B1.2   線源取扱いによる外部被ばく
	作業場所における事故シナリオ（飛散）	B2.1   汚染した手からの外部被ばく B2.2   汚染した顔からの外部被ばく B2.3   汚染した床面からの外部被ばく B2.4   汚染した手からの経口摂取 B2.5   再浮遊放射能の吸入摂取 B2.6   エアロゾル、ダスト雲からの外部ひばく
	作業場所における事故シナリオ（火災）	B2.7   皮膚の汚染 B2.8   ダスト、揮発性物質の吸入摂取 B2.9   燃焼生成物からの外部被ばく
	処分場での公衆被ばくシナリオ 廃棄物を管理することで免除するシナリオ	B3.1 　処分場からの外部被ばく B3.2 　処分場からのダスト吸入摂取 B3.3 　処分場の物の取扱いによる皮膚の被ばく B3.4 　処分場での経口摂取

表−２  BSS免除レベル放射能算出計算条件

シナリオ		計算条件
作業場所におる通常シナリオ	B1.1 点線源からの外部被ばく	作業者が小線源から１の地点で被ばくする場合の年実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 100時間年（液体及び飛散性固体） ： 200時間年（非飛散性固体、カプセル、箔） 線源からの距離 ： １ 線量換算係数 ： 点線源用
	B1.2 線源取扱いによる外部被ばく	作業者が毎日約２〜３分間線源を取扱うことにより被ばくする場合の手のひら皮膚における年等価線量及び皮膚被ばくによる年実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 10時間年（全ての線源） ガラスバイアル（液体線源容器）によるβ線遮蔽係数 ： ＳＦ   ＳＦ ：0.017、ｄ：150
作業場所における事故シナリオ（飛散）	B2.1 汚染した手からの外部被ばく	作業者が事故的に線源を全量こぼしたことによる被ばくする場合の手の皮膚における年平均等価線量及び皮膚被ばくによる年平均実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 放射能面密度計算 ： 液体： 飛散前の線源重量10、密度1 手への移行割合0.1、手の汚染した厚さ0.01 接触面積100 粉末： 飛散前の線源重量30、密度0.5 手への移行割合0.1、手の汚染した厚さ0.01 接触面積600
	B2.2 汚染した顔からの外部被ばく	作業者が事故的に線源を全量こぼしたことにより被ばくする場合の顔の皮膚における年平均等価線量及び皮膚被ばくによる年平均実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 放射能面密度計算 ：   液体： 飛散前の線源重量10、密度1 顔への移行割合0.01、顔の汚染した厚さ0.001 接触面積100 粉末： 飛散前の線源重量30、密度0.5 顔への移行割合0.01、顔の汚染した厚さ0.001 接触面積600
	B2.3 汚染した床面からの外部被ばく	作業者が事故的に線源を全量床にこぼしたことにより被ばくする場合の年平均実行線量を算出する。 被ばく時間 ： 10分 線源からの距離 ： 1 発生確率 ： 0.01年 汚染面積 ： 7（半径1.5の円状） 線量換算係数 ： 無限平板用 幾何学補正係数 ： 0.1
	B2.4 汚染した手からの経口摂取	作業者が事故的に液体または粉末の線源をこぼし、手に付着した放射性物質を経口摂取することにより被ばくする場合の年平均預託実効線量を算出する。 発生確率 ： 0.01年 摂取量 ： 全放射能の1
	B2.5 再浮遊放射能の吸入摂取	作業者が事故的に液体または粉末の線源をこぼし、発生した汚染ダストを吸入摂取することにより被ばくする場合の年平均預託実効線量を算出する。 吸入時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 線源の質量 ： 100 ダスト濃度 ： 5 呼吸率 ： 1時
	B2.6 エアロゾル、ダスト雲からの外部被ばく	作業者が事故的に液体または粉末の線源をこぼし、発生したエアロゾルまたはダストの雲により被ばくする場合の年平均実効線量を算出する。 吸入時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 線量換算係数 ： 半無限雲用 放射能濃度計算 ：   液体： 放射能（1）飛散率揮発割合部屋の容積 固体： 放射能（1）飛散率部屋の容積   飛散率：1（液体）、5.3（固体）   部屋の容積：32
作業場所における事故シナリオ（火災）	B2.7 皮膚の汚染	火災により発生した灰や液滴が沈着して汚染を形成し、これが作業者の顔や手の甲に付着して皮膚が被ばくする場合の年平均等価線量及び皮膚被ばくによる年平均実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 放射能面密度計算 ： 放射能（1）移行割合汚染面積 移行割合： 1（液体）、0.01（その他） 汚染面積： 2000（液体）、200（その他）   汚染面積の計算条件     線源重量：100、密度：0.5     汚染への移行割合：1（液体）、0.01（その他）     汚染の厚さ：0.01
	B2.8 ダスト、揮発性物質の吸入摂取	火災により発生したダストや揮発性物質が部屋に充満し、これを作業者が吸入することにより被ばくする場合の年平均預託実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 呼吸率 ： 1時 放射能濃度計算 ： 放射能（1）移行割合部屋の容積 移行割合： 1（液体）、0.01（その他）
	B2.9 燃焼生成物からの外部被ばく	火災により発生したダストが部屋に充満したことにより作業者が被ばくする場合の年平均実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 10分 発生確率 ： 0.01年 線量換算係数 ： 半無限雲用 放射能濃度計算 ： 放射能（1）移行割合部屋の容積 移行割合： 1（液体）、0.01（その他）
処分場での公衆被ばくシナリオ	B3.1 処分場からの外部被ばく	公衆が処分場の上を歩いているときに被ばくする場合の年平均実効線量を算出する。 被ばく時間 ： 300時間年 線源からの距離 ： １ 発生確率 ： 0.01年 線量換算係数 ： 無限厚平板用 放射能濃度計算 ：     放射能濃度〔 〕 減衰補正係数   線源放射能 ： 1   廃棄物重量 ： 1.5   減衰補正時間 ： 24時間
	B3.2 処分場からのダストの吸入摂取	(1) 事故   公衆が処分場の上を歩いているときに、無希釈線源1から発生したダストを吸入摂取して被ばくする場合の年平均預託実効線量を算出する。 吸入時間 ： 1時間 発生確率 ： 0.01年 空気中ダスト濃度 ： 1 呼吸率 ： 1時 放射能濃度計算 ：     放射能濃度〔 〕 減衰補正係数   線源放射能：1、線源重量：1   減衰補正時間：24時間
		(2) 通常   処分場の近くに居住する公衆が、土壌で希釈された線源から発生したダストを吸入摂取して被ばくした場合の年平均預託実効線量を算出する。 吸入時間 ： 5000時間年 空気中ダスト濃度 ： 0.2 呼吸率 ： 1時 放射能濃度計算 ：     放射能濃度〔 〕 減衰補正係数   線源放射能：1、土壌の重量：1   減衰補正時間：24時間
	B3.3 処分場の物の取扱いによる皮膚の被ばく	公衆が処分場の上を歩いているとき、汚染された物を拾い、それをポケットに入れた状態で被ばくした場合の皮膚の年平均等価線量及び皮膚被ばくによる年平均実行線量を算出する。 被ばく時間 ： 8時間 発生確率 ： 0.01年 放射能面密度計算 ：     汚染物の重量30、密度1.12（樹脂）   汚染の厚さ0.3、接触面積178
	B3.4 処分場での経口摂取	公衆が処分場で汚染された土壌に触れた手から経口摂取するか子どもが誤って汚染物を呑み込んだことにより被ばくする場合の年平均預託実効線量を算出する。 摂取割合 ： 0.001

表−３  BSS免除レベル算出シナリオを用いた放射能レベル等の算出

計算条件	核種
	−２３８	−２３８Ｎ	−２３２	−nat
ＢＳＳ規制免除レベル算出シナリオでの放射能レベル 【被ばく量：１０年】 放射能は処分場の公衆の被ばくシナリオB3.1〜B3.4の算出値	10,000 （国際免除レベル） ↓ 0.8 （重量換算値）	1,000 （国際免除レベル） ↓ 0.08 （重量換算値）	10,000 （国際免除レベル） ↓ 2.5 （重量換算値）	1,000 （国際免除レベル） ↓ 0.25 （重量換算値）
廃棄物を保管管理し、ＢＳＳ規制免除レベル算出シナリオから処分場での公衆被ばくシナリオ（B3.1〜B3.4）を考慮しない場合の放射能レベル 【被ばく量：１０年】 放射能は作業場所における通常シナリオB1.1〜B1.2の算出値（放射線審議会報告書「規制免除について」における確認計算結果の値を使用）	8.67 （確認計算結果） ↓ 1,000,000 （端数処理した値） ↓ 81 （端数処理した値の重量換算値）	1.32 （確認計算結果） ↓ 100,000 （端数処理した値） ↓ 8.1 （端数処理した値の重量換算値）	確認計算を実施していないためデータなし	2.11 （確認計算結果） ↓ 100,000 （端数処理した値） ↓ 24.6 （端数処理した値の重量換算値）
廃棄物を保管管理し、ウラン300、トリウム900を使用した場合の年間被ばく量 放射能は作業場所における通常シナリオB1.1〜B1.2の算出値（放射線審議会報告書「規制免除について」における確認計算結果の値を使用）	300使用した場合 37年	300使用した場合 370年	確認計算を実施していないためデータなし	900使用した場合 366年

表−４　核燃料物質の使用等に関する規則第３条（使用の技術上の基準）の適用（案）について

第３条		規定内容	密封で取り扱う場合の適用（案）	非密封で取り扱う場合の適用（案）	検討結果
第１号		核燃料物質の使用は、使用施設において行うこと。			核燃料物質の使用場所を特定し、不特定多数への影響を防止するため適用する。
第２号		使用施設の目につきやすい場所に、使用上の注意事項を掲示すること。			核燃料物質の安全な使用を行うため適用する。
第３号		核燃料物質を使用する場合は、作業衣等を着用して作業し、かつ、これらの作業衣等は、使用施設外において着用しないこと			核燃料物質の安全な使用を行うため適用する。密封での取扱いに関しては着衣に核燃料物質が付着するおそれがないため、適用しない。
第４号		管理区域を設定し、かつ、当該区域においては、次の措置を講ずること。			シナリオの評価の結果、外部被ばく及び汚染についても被ばく量が１年を下回るため適用しない。
	イ	壁、さく等の区画物によって区画するほか、標識を設けることによって明らかに他の場所と区別し、かつ、放射線業務従事者以外の者が当該区域に立ち入る場合は、放射線業務従事者の指示に従わせること。
	ロ	放射性物質を経口摂取するおそれのある場所での飲食及び喫煙を禁止すること。
	ハ	床、壁その他人の触れるおそれのある物であって放射性物質によって汚染されたものの表面の放射性物質の密度が文部科学大臣の定める表面密度限度を超えないようにすること。
	ニ	管理区域から人が退去し、又は物品を持ち出そうとする場合には、その物の身体及び衣服、履物等身体に着用している物並びにその持ち出そうとする物品（その物品を容器に入れ又は放送した場合には、その容器又は包装）の表面の放射性物質の密度がハの表面密度限度の１０分の１を超えないようにすること。
第５号		周辺監視区域を設定し、かつ、当該区域においては、次の措置を講ずること。			同上
	イ	人の居住を禁止すること。
	ロ	境界にさく又は標識を設ける等の方法によって周辺監視区域に業務上立ち入る者以外の者の立入りを制限すること。ただし、当該区域に人が立ち入るおそれのないことが明らかな場合は、この限りでない。
第６号		放射線業務従事者の線量等については、次の措置を講ずること。			同上
	イ	放射線業務従事者の線量が文部科学大臣の定める線量限度を超えないようにすること。
	ロ	放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度が文部科学大臣の定める濃度限度を超えないようにすること。
第７号		管理区域及び周辺監視区域における線量当量率並びに管理区域における放射性物質による汚染の状況の測定は、これらを知るために最も適した箇所において、かつ、放射線測定器を用いて行うこと。ただし、放射線測定器を用いて測定することが著しく困難である場合には、計算によってこれらの値を算出することができる。			同上
第８号		放射線業務従事者の線量当量の測定は、次に定めるところにより行うこと。			同上
	イ	外部放射線に被ばくすることにより線量当量の測定は、これを知るために最も適した人体部位について、放射線測定器を用いて測定すること。ただし、放射線測定器を用いて測定することが著しく困難である場合にあっては、計算によってこの値を算出することとする。
	ロ	イの測定は、管理区域に立ち入っている間継続して行うこと。
	ハ	人体内部に摂取した放射性物質からの放射線に被ばくすることによる線量当量の測定は、文部科学大臣の定めるところにより、放射性物質を吸入摂取し、又は経口摂取するおそれのある場合に行うこと。
第９号		放射性物質による人体及び人体に着用している物の表面の汚染の状況の測定は、放射性物質によって汚染されるおそれのある人体部位の表面及び人体に着用している物の表面であって放射性物質によって汚染されるおそれのある部分について、放射線測定器を用いて行うこと。ただし、放射線測定器を用いて測定することが著しく困難である場合には、計算によってこの値を算出することができる。			同上
第10号		前号の測定は、放射性物質を経口摂取するおそれのある場所において、当該場所から人が退出するときに行うこと。			同上
第11号		核燃料物質の使用は、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のないように行うこと。			同上
第12号		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。			同上

表−５　核燃料物質の使用等に関する規則第３条の２（貯蔵の技術上の基準）の適用（案）について

第３条の２		規定内容	密封で取り扱う場合の適用（案）	非密封で取り扱う場合の適用（案）	検討結果
第１号		核燃料物質の所蔵は、貯蔵施設において行うこと。			核燃料物質の貯蔵場所を特定し、不特定多数への影響を防止するため適用する。
第２号		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。			核燃料物質の安全な貯蔵を行うため適用する。
第３号		貯蔵施設には、核燃料物質を搬出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採ること。			同上
第４号		六ふっ化ウランの貯蔵は、六ふっ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。			六ふっ化ウランの貯蔵の可能性があることから適用。
第５号		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、この限りではない。			プルトニウム及びその化合物は、該当しない。

表−６　核燃料物質の使用等に関する規則第４条（工場又は事業所内の廃棄の技術上の基準）の適用（案）について

第４条		規定内容	密封で取り扱う場合の適用（案）	非密封で取り扱う場合の適用（案）	検討結果
第１号		放射性廃棄物の廃棄は、廃棄及び廃棄に係る放射線防護について必要な知識を有する者の監督の下に行わせるとともに、廃棄に当たっては、廃棄に従事する者に作業衣等を着用させること。			核燃料物質の安全な使用を行うため適用する。密封での取扱いに関しては着衣に核燃料物質が付着するおそれがないため、適用しない。
第２号		放射性廃棄物の廃棄に従事する者以外の者が放射性廃棄物の廃棄作業中に廃棄施設に立ち入る場合には、その廃棄に従事する者の指示に従わせること。			シナリオの評価の結果、外部被ばく及び汚染についても被ばく線量が１年を下回るため適用しない。
第３号		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。			同上
	イ	排気施設によって排出すること。
	ロ	放射線障害防止の効果をもった廃棄槽に保管廃棄すること。
第４号		前号イの方法により廃棄する場合は、排気施設において、ろ過、放射能の時間による減衰、多量の空気による希釈等の方法によって排気中における放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排気口において又は排気監視設備において排気中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が文部科学大臣の定める濃度限度を超えないようにすること。			同上
第５号		第３号ロの方法により廃棄する場合において、当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれがあるときは、冷却について必要な措置を採ること。			崩壊熱は発生しないため適用しない。
第６号		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。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物の管理を求め、処分場等へ排出されないようにするため適用する。
	イ	排水施設によって排出すること。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物は保管廃棄とするため適用しない。設備対応する場合は適用する。
	ロ	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。			同上
	ハ	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。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物の管理を求め、処分場等へ排出されないようにするため適用する。
	ニ	放射線障害防止の効果を持った焼却設備において焼却すること。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物は保管廃棄とするため適用しない。設備対応する場合は適用する。
	ホ	放射線障害防止の効果を持った固型化すること。			同上
第７号		前号イの方法により廃棄する場合は、排水施設において、ろ過、蒸発、イオン交換樹脂法等による吸着、放射能の時間による減水、多量の水による希釈その他の方法によって排水中における放射性物質の濃度をできるだけ低下させること。この場合、排水口において又は排水監視設備において排水中の放射性物質の濃度を監視することにより、周辺監視区いい気の外側の境界における水中の放射性物質の濃度が文部科学大臣の定める濃度限度を超えないようにすること。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物は保管廃棄とするため適用しない。設備対応する場合は適用する。
第８号		第６号ロの方法により廃棄する場合において、当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれがあるときは、冷却について必要な措置を採ること。			崩壊熱は発生しないため適用しない。
第９号		第６号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器に封入するときは、当該容器は、次に掲げる基準に適合するものであること。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物の管理を求め、処分場等へ排出されないようにするため適用する。
	イ	水が浸透しにくく、腐食に耐え、及び放射性廃棄物が漏れにくい構造であること。
	ロ	き裂又は破損が生じるおそれがないものであること。
	ハ	容器のふたが容易に外れないものであること。
第10号		第６号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を容器に固型化するときは、固型化した放射性廃棄物と一体化した容器が放射性廃棄物の飛散又は漏れを防止できるものであること。			非密封での使用に伴い発生する廃棄物は保管廃棄とするため適用しない。設備対応する場合は適用する。
第11号		第６号ハの方法により廃棄する場合において、放射性廃棄物を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ときは、次によること。			シナリオの評価の結果、外部被ばく及び汚染についても被ばく線量が１年を下回るため適用しない。
	イ	放射性廃棄物を容器に封入して保管廃棄するときは、当該容器にき裂若しくは破損が生じた場合に封入された放射性廃棄物の全部を吸収できる材料で当該容器を包み、又は収容できる受け皿を当該容器に設けること等により、汚染の広がりを防止すること。
	ロ	当該保管廃棄された放射性廃棄物の崩壊熱等により著しい過熱が生じるおそれのある場合は、冷却について必要な措置を採ること。
	ハ	放射性廃棄物を封入し、又は固型化した容器には、放射性廃棄物を示す標識を付け、及び当該放射性廃棄物に関して第２条の１１の規定に基づき記録された内容と照合できるような整理番号を表示すること。
	ニ	当該廃棄施設には、その目につきやすい場所に管理上の注意事項を掲示すること。
第12号		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。			核燃料物質の使用に伴い発生する廃棄物の管理を求め、処分場等へ排出されないようにするため適用する。
	イ	放射線障害防止の効果を持っ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。
	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った保管廃棄施設に保管廃棄すること。
第13号		第９号、第１０号及び第１１号（同号イを除く。）の規定は、前号ロの方法による廃棄について準用する。			同上
第14号		第１１号ロ及びニの規定は、第１２号ハの方法による廃棄について準用する。			同上