(57)【要約】【課題】原子炉機器や遮蔽体を有する遮蔽体領域の放射化の程度をより高精度で評価することを可能にする原子炉施設の放射化量評価方法及びこれを用いた原子炉施設の解体方法を提供する。【解決手段】原子炉の炉心構造領域の周囲の原子炉機器、遮蔽体を含む遮蔽体領域の放射化量を評価する方法であって、原子炉の運転履歴と、原子炉の幾何形状データ、及び燃焼集合体と制御棒の配置履歴、燃料の燃焼度履歴と、物質組成との予め取得したデータを用い、燃料の燃焼度履歴と集合体の配置履歴の時間変化毎の炉心構成に対応した中性子スペクトルを、三次元モンテカルロ輸送計算によって算出する時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程と、時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程で求めた時間と領域毎の中性子スペクトルを用いて、時間と領域別の放射化インベントリを算出する放射化インベントリ算出工程とを備える。【選択図】図２
2014238358.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の炉心構造領域の周囲の原子炉機器、遮蔽体を含む遮蔽体領域の放射化量を評価する方法であって、
原子炉の運転履歴と、原子炉の幾何形状データ、及び燃焼集合体と制御棒の配置履歴、燃料の燃焼度履歴と、物質組成との予め取得したデータを用い、
燃料の燃焼度履歴と集合体の配置履歴の時間変化毎の炉心構成に対応した中性子スペクトルを、三次元モンテカルロ輸送計算によって算出する時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程と、
前記時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程で求めた時間と領域毎の中性子スペクトルを用いて、時間と領域別の放射化インベントリを算出する放射化インベントリ算出工程とを備えていることを特徴とする遮蔽体領域の放射化量評価方法。
【請求項２】
原子力施設を解体する方法であって、
請求項１記載の遮蔽体領域の放射化量評価方法によって、原子炉の炉心構造領域の周囲の原子炉機器、遮蔽体を含む遮蔽体領域の放射化量を評価し、該評価結果に基づいて解体作業を行うようにしたことを特徴とする原子力施設の解体方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉施設の放射化量評価方法及びこれを用いた原子炉施設の解体方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
例えば原子力発電所などの原子炉施設が古くなるなどし、廃止措置を行う際には、原子炉圧力容器などの燃料が存在する炉心構造領域は勿論、その周囲にある原子炉機器、生体遮蔽体等の遮蔽体が配設された遮蔽体領域の放射化の程度、すなわち、放射能インベントリ（放射性物質の残存量、放射性核種濃度（放射化量））をできるだけ精度よく評価しておくことが重要になる。
【０００３】
そして、原子炉施設の廃止措置にあたり、従来、放射線量は、決定論的中性子輸送コードで見積もって定量化するようにしているが、この見積もりの精度は、システムの幾何モデル及び中性子断面積データベースにおける固有の近似値を用いるため、十分に高いとは言えず、原子炉圧力容器やその内部構成部材の経年劣化を精度よく評価することが難しい。
【０００４】
この一方で、特許文献１には、原子炉圧力容器、及び原子炉圧力容器内の炉心シュラウドで囲まれた炉心などの原子炉（炉心構造領域）に限ったものではあるが、この原子炉における中性子束密度（及びガンマ束密度）をシミュレートする手法が開示されている。この手法では、原子炉の炉心及び周囲の構成部材の詳細な幾何学的構成を把握し、また、燃焼組成物分布を把握し、これら幾何学的構成及び燃料組成物分布を用いて、原子炉の燃料棒及び燃料棒を囲む水について、三次元の核種濃度を計算する。また、このとき、中性子束密度（及びガンマ束密度）を求めるために必要な中性子線スペクトルを三次元モンテカルロ法（三次元モンテカルロ輻射伝達臨界モード方法、三次元モンテカルロコード）を用いるようにしている。
【０００５】
さらに、原子炉施設の廃止措置を行う際の放射能インベントリの評価方法として、図３に示すような手法も提案、実用化されている（例えば、非特許文献１参照）。この手法では、原子炉の運転履歴、原子炉の幾何学的及び構成材料、ミルシート等の材料データに基づく材料の組成を入力する。また、これとともに、中性子断面積、メッシュ等の中性子束計算のための入力を行い、三次元モンテカルロ法を用いて中性子束とスペクトルの計算を行う。そして、平均の放射化計算に必要となる放射化断面積、運転履歴、領域／材質等の中性子放射化計算のための入力から、選択した領域及び材質における中性子放射化計算を行い、機器又は核種毎、線量率、イベントリの合計値、線量当量率等、中性子による放射化イベントリを出力する。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２００４−５３５９９号公報
【非特許文献】
【０００７】
【非特許文献１】岸本克己、有金賢次：「中性子束分布計算に３次元体系を導入したＪＲＲ−２原子炉本体放射化放射能量評価」、日本原子力研究所、ＪＡＥＲＩ−Ｔｅｃｈ  ２００５−０１６、２００５年３月
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかしながら、まず、特許文献１においては、原子炉内の中性子フルンス及びガンマフルエンスを三次元モンテカルロ法で臨界計算するというものであり、原子炉施設の廃止措置を行うにあたり、原子炉圧力容器などの燃料が存在する炉心構造領域への適用は可能であるが、その周囲にある原子炉機器や遮蔽体などの遮蔽体領域の放射化の程度、すなわち、放射能インベントリ（放射性物質の残存量、放射性核種濃度（放射化量））を精度よく評価する際には、そのまま適用することができない。
【０００９】
また、上記従来の原子炉施設の廃止措置を行う際の放射能インベントリの評価方法では、初期装荷炉心などの定常状態にある原子炉の均質な炉心からの漏洩中性子スペクトルをもとに、原子炉圧力容器や配管、設備機器、及び生体遮蔽コンクリートなどの遮蔽体領域の原子炉構造物における中性子束を計算するようにしている。このため、この中性子束を用いて放射能インベントリを計算し、放射能を評価すると、原子炉の炉心の一時的な状態における中性子スペクトルを全運転期間に適用することになってしまう。また、均質炉心であるため、漏洩する角度中性子の数とエネルギースペクトルを正確には再現できない。このため、この従来手法では、原子炉機器と遮蔽体の正確な放射化の程度を評価することができないという問題があった。
【００１０】
本発明は、上記事情に鑑み、原子炉機器や遮蔽体を有する遮蔽体領域の放射化の程度をより高精度で評価することを可能にする原子炉施設の放射化量評価方法及びこれを用いた原子炉施設の解体方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記の目的を達するために、この発明は以下の手段を提供している。
【００１２】
本発明の原子炉施設の放射化量評価方法は、原子炉の炉心構造領域の周囲の原子炉機器、遮蔽体を含む遮蔽体領域の放射化量を評価する方法であって、原子炉の運転履歴と、原子炉の幾何形状データ、及び燃焼集合体と制御棒の配置履歴、燃料の燃焼度履歴と、物質組成との予め取得したデータを用い、燃料の燃焼度履歴と集合体の配置履歴の時間変化毎の炉心構成に対応した中性子スペクトルを、三次元モンテカルロ輸送計算によって算出する時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程と、前記時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程で求めた時間と領域毎の中性子スペクトルを用いて、時間と領域別の放射化インベントリを算出する放射化インベントリ算出工程とを備えていることを特徴とする。
【００１３】
本発明の原子力施設の解体方法は、原子力施設を解体する方法であって、上記の遮蔽体領域の放射化量評価方法によって、原子炉の炉心構造領域の周囲の原子炉機器、遮蔽体を含む遮蔽体領域の放射化量を評価し、該評価結果に基づいて解体作業を行うようにしたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明の原子炉施設の放射化量評価方法及びこれを用いた原子炉施設の解体方法においては、原子炉機器と遮蔽体の放射化量を評価する上で重要な原子炉炉心の状態と炉心構造からの影響をパラメータ化することにより、効率的に正確な放射化の程度を求めることが可能になる。また、原子炉炉心の状態と炉心構造について、何を詳細に評価すべきかを知ることができる。よって、原子力施設の廃止措置を行う際に、放射性廃棄物の物量を正確に評価することが可能になる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の一実施形態に係る原子炉施設の一例を示す図である。
【図２】本発明の原子炉施設の放射化量評価方法を示すフロー図である。
【図３】従来の原子炉施設の放射化量評価方法を示すフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、図１及び図２を参照し、本発明の一実施形態に係る原子炉施設の放射化量評価方法及びこれを用いた原子炉施設の解体方法について説明する。なお、本実施形態では、例えば原子力施設の廃止措置を行うにあたり、原子炉圧力容器などの燃料が存在する炉心構造領域の周囲にある原子炉機器、遮蔽体などを含む遮蔽体領域の放射化の程度、すなわち、放射能インベントリ（放射性物質の残存量、放射性核種濃度（放射化量））をできるだけ精度よく評価するための方法に関するものである。
【００１７】
はじめに、図１に示すように、本実施形態の原子炉施設１は、基礎スラブ２の上に円筒状のペデスタル３が配設され、このペデスタル３に支持されて原子炉圧力容器４が設けられている。また、原子炉圧力容器４を囲むように格納容器、遮蔽体５等が配設されている。また、基礎スラブ２、ペデスタル３を含め、特に格納容器や遮蔽体５は、普通コンクリートや重晶石コンクリートを用いて構築されている。さらに、ステンレス鋼板などを備えて放射線の遮蔽能力を高めるようにしている。また、遮蔽体５で囲まれた各室には、適宜、例えば蒸気発生器や加圧器、制御機器、配管などの原子炉機器が設けられている。
【００１８】
そして、本実施形態では、原子炉圧力容器４の領域を炉心構造領域Ａとし、この炉心構造領域Ａの周り、すなわち、炉心構造領域Ａを除いた原子炉建屋（原子炉施設１）の内部領域で原子炉機器や遮蔽体５などが存在する領域を遮蔽体領域Ｂとしている。
【００１９】
ここで、原子炉の炉心の状態は、核分裂性燃料の燃焼度、制御棒位置とそれらの配置により決まる。そして、燃料棒は、新品への交換や配置の入れ替えなどが行なわれ、且つ燃焼度は原子炉の運転時間とともに増加するため、同一の状態で維持されることはない。
【００２０】
そして、従来、原子炉の炉心の一時的な状態における中性子スペクトルを全運転期間に適用するため、原子炉から漏洩する角度中性子の数やエネルギースペクトルを再現できず、炉心構造領域Ａの周囲の原子炉機器と遮蔽体５を含む遮蔽体領域Ｂの正確な放射能を評価することができていなかった。
【００２１】
これに対し、本実施形態の原子炉施設の放射化量評価方法では、燃焼度と配置の入れ替えによって変化する漏洩中性子スペクトルをモンテカルロ計算により時間毎に細分化して求め、時間毎の中性子スペクトルから放射能インベントリを算出することにより、原子炉機器と遮蔽体（遮蔽体領域Ｂ）の放射能への影響をパラメータ化する。
【００２２】
また、このとき、原子炉の炉心からの漏洩中性子が大きく変化する炉心構造を反映するように炉心のモデル化を行い、それらの構造が原子炉機器と遮蔽体５の放射能へ与える影響をモンテカルロ計算と放射能インベントリ計算により評価し、パラメータ化する。
【００２３】
より具体的に、本実施形態の原子炉施設の放射化量評価方法では、図２に示すように、まず、原子炉の運転履歴と、原子炉の幾何形状データ、及び燃焼集合体と制御棒の配置履歴、燃料の燃焼度履歴と、物質組成（燃料組成分布）のデータを予め取得する。
【００２４】
そして、燃料の燃焼度履歴と集合体の配置履歴の時間変化毎の炉心構成に対応した中性子スペクトルを、三次元モンテカルロ輸送計算によって算出する（時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程）。ここで、三次元モンテカルロ輸送計算では、原子炉の運転履歴と、原子炉の幾何形状データ、及び燃焼集合体と制御棒の配置履歴、燃料の燃焼度履歴と、物質組成（燃料組成分布）の輸送計算に必要なデータを用い、モンテカルロ輻射伝達臨界モード方法、モンテカルロ輻射伝達連続臨界モード及び固定ソースモード方法を選択的に用いて、時間変化条件毎の中性子スペクトル（及びガンマスペクトル）を求める。
【００２５】
次に、物質組成（燃料組成分布）の放射化計算に必要なデータとともに、時間変化条件毎の中性子スペクトル算出工程で求めた時間と領域別の中性子スペクトル、放射化断面積、運転履歴のデータを入力して、中性子放射化計算を行い、機器又は放射性核種毎の放射能、線量率、線量当量率、時間減衰等、選択した任意の時間と領域別の放射化インベントリを求める（放射化インベントリ算出工程）。
【００２６】
また、このとき、燃料の燃焼度と集合体の配置の履歴などに基づく炉心構成のモデル化による原子炉機器と遮蔽体の放射能への影響のパラメータをデータベース化し、上記のように時間と領域別の放射化インベントリを求める際のデータとして利用したり、求めた時間と領域別の放射化インベントリをデータベースに記憶して反映させるようにする。
【００２７】
そして、本実施形態の原子炉施設の放射化量評価方法では、機器又は放射性核種毎の放射能、線量率、時間減衰等、選択した任意の時間と領域別の放射化インベントリを求めた段階で、原子炉の運転履歴データに基づいて、機器又は放射性核種毎の放射能、線量率、時間減衰等、時間積分した放射化インベントリを求める。
【００２８】
このようにして、本実施形態の原子炉施設の放射化量評価方法では、従来のように原子炉の炉心の一時的な状態における中性子スペクトルを全運転期間に適用するのではなく、選択した任意の時間と領域別の放射化インベントリを求め、原子炉の炉心の状態と炉心構造からの影響をパラメータ化する。これにより、効率的に且つ正確に遮蔽体領域Ｂの放射能を評価することができる。
【００２９】
したがって、本実施形態の原子炉施設の放射化量評価方法においては、原子炉機器と遮蔽体の放射化量を評価する上で重要な原子炉炉心の状態と炉心構造からの影響をパラメータ化することにより、効率的に正確な放射化の程度を求めることが可能になる。また、原子炉炉心の状態と炉心構造について、何を詳細に評価すべきかを知ることができる。よって、原子力施設の廃止措置を行う際に、放射性廃棄物の物量を正確に評価することが可能になる。
【００３０】
また、本実施形態の原子炉施設の放射化量評価方法を用いた原子炉施設の解体方法においては、例えば原子力発電所などの原子炉施設が古くなるなどして廃止措置を行う際に、原子炉圧力容器などの燃料が存在する炉心構造領域Ａは勿論、上記のようにして、構造材領域（原子炉炉心）の周囲にある原子炉機器、遮蔽体５などの遮蔽体領域Ｂの放射化の程度（放射能インベントリ（放射性物質の残存量、放射性核種濃度（放射化量））を効率的且つ正確に評価することで、信頼性、安全性を確保しながら解体作業を行うことが可能になる。
【００３１】
また、遮蔽体領域Ｂの解体物を廃棄する際に、解体廃棄物の放射化レベルが正確に判別できるため、放射化レベルに応じて適切に解体廃棄物を処分することが可能になる。すなわち、本来放射性廃棄物としての処分が不要な廃棄物を放射性廃棄物として処分するようなことを確実に防止することも可能になる。
【００３２】
以上、本発明に係る原子炉施設の放射化量評価方法及びこれを用いた原子炉施設の解体方法の一実施形態について説明したが、本発明は上記の一実施形態に限定されるものではなく、その趣旨を逸脱しない範囲で適宜変更可能である。
【符号の説明】
【００３３】
１      原子炉施設（原子炉建屋）
２      基礎スラブ
３      ペデスタル
４      原子炉圧力容器
５      格納容器、遮蔽体
Ａ      炉心構造領域
Ｂ      遮蔽体領域
【図１】
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【図２】
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【図３】
2014238358.tif 000005