「代表的」の説明
本文
章
5 放射能

5.2 理 論

5.2.2

濃度決定

的方法

推定法

点

方法

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

総放射能量を評価する場合

理 論 計―点推定法 放射化金属等の特定の部位，又は代表点推定法：（代表的な部位の放射能濃

点推定法：

算 法 の

的な部位の放射能濃度を計算するために適用する度）

左記の放射能濃度を評価する位置を

種類

方法。

放射能濃度が最も高いと想定される

適用― 区間推定法点 推定法を発展させた方法で，同位置、例えば、PWR 制御棒先端部

区間推定法：

様の廃棄物特性，照射状態にあった放射化金属等に区間推定法：(代表的な放射能濃度の入力条件範囲を網羅したランダムサ

適用できる。代表的な放射能濃度の分布又は範囲の分布)

ンプリングによって設定された入力評価によって，対象物の平均放射能濃度などを計算

入力条件範囲を網羅したランダムサ

条件で計算された放射能濃度の分布する方法である。

ンプリングによって設定された入力（分布の平均濃度、幾何平均濃度比

条件で計算された放射能濃度の分布を適用した放射能濃度）（「平均値＋３σ濃度」、「99%信頼上
限算術平均濃度比、換算係数を適用して評価した放射能濃度」）
5 放射能

5.2 理 論

5.2.3

区

濃度決定

的方法

間推定法

方法

中性子条件及び照射条件は，評価対象とする放射化

代表的な値及び分布：

平均的な値：

区 間 推

金属等の炉内の物理的配置によって定まる中性子

入力条件範囲を網羅したランダムサ

入力条件範囲を網羅したランダムサ

定 法 のフルエンス率に依存するため，放射化金属等全体のンプリングによって設定された入力

ンプリングによって設定された入力

種類

放射能濃度は，“特定の放射化金属等の全体に対す条件で計算された放射能濃度の分布

条件で計算された放射能濃度の分布

る中性子照射”を網羅する中性子条件によって，特及びこの分布から設定した「平均値の平均濃度、幾何平均濃度比を適用

定の放射化金属等に関する放射化計算を繰り返す＋３σ濃度」、「99%信頼上限算術平

した放射能濃度によって評価した平ことで評価できる。この方法は，代表的又は平均的均濃度比、換算係数を適用して評価

均放射能濃度な値及び分布を提供する。

した放射能濃度」）

6.1.2.2

起源元素の元素成分条件は，次のいずれかの方法で代表値を設定する方法：

代表値を設定する方法：

6 放射能

6.1 理 論

6.1.2

濃度決定

的方法の

射化計算

元 素 成

設定する。

点推定法：

点推定法：

方法の手

手順

の条件の

分条件

― 代表値を設定する方法 収集した起源元素の元

最大値（左記で評価した結果を集積した平順

放5.2.3.1

素成分データによって，濃度の代表値を設定する。

設定

6 放射能

6.1 理 論

6.1.3

放

濃度決定

的方法の

射化計算

均値）

― 濃度分布から設定する方法 収集した起源元素

濃度分布から設定する方法：の元素成分データの濃度分布を踏まえ，複数の代表

代表的濃度：（信頼上限値など）

代表的濃度：（平均濃度）

的濃度（例 平均濃度，信頼上限値など）を設定す

点推定法：

点推定法：

る。

最大値

（左記で評価した結果を集積した平― 濃度範囲を設定する方法 収集した起源元素の区間推定法：均値）

元素成分データの濃度範囲を踏まえ，最大濃度，最元素濃度分布の「平均＋３σ濃度」、 区間推定法：

小濃度を設定する。

「99%信頼上限濃度」、「最大値」

平均濃度（幾何平均）

6.1.3.2

適用する理論計算法（点推定法又は区間推定法）ご

適切な代表的条件：

適切な代表的条件：

計 算 用とに必要となる，次の放射化計算の入力パラメータ

点推定法：

点推定法：

1 / 30

左記以外

方法の手

手順

順

入 力 条

及び条件を，評価対象とする放射化金属等ごとに設― 元素成分条件：最大値

件 の 設

定する。

― 中性子条件：最大値

定― 元素成分条件― 照射条件：最大値― 中性子条件

区間推定法：

区間推定法：― 照射条件― 元素成分条件：元素濃度分布の― 元素成分条件：元素濃度分布の幾

なお，区間推定法を適用する場合は，各入力パラメ「平均＋３σ濃度」、「99%信頼上

ータ及び条件について，6.1.2 で評価した入力条件

限濃度」、「最大値」の分布又は範囲から，ランダムに抽出して放射化計― 中性子条件：最大値算の入力データとして設定するか，又は，適切な代― 照射条件：最大値

左記で評価した結果を集積

何平均値― 中性子条件：平均値― 照射条件：平均値

表的条件を放射化計算の入力条件として設定する。

附属書 A （参考） 理論計算法の適用方法及び手順
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

総放射能量を評価する場合

適切な計算コードを選択し，STEP3 で設定した入力

点推定法：

点推定法：

計 算 法 の STEP4：

条件を用いて，放射化計算を実施し，直接的に放射

代表的入力条件

代表的入力条件

基 本 的 な 結果の提能濃度を算出するか，又は濃度比などの評価係数を― 元素成分条件：元素濃度分布の― 元素成分条件：元素濃度分布の幾

適用方法

計算する。

A.1 理 論A.1.5

示

「平均＋３σ濃度」、「99%信頼上限濃度」、「最大値」― 中性子条件：最大値― 照射条件：最大値

2 / 30

何平均値― 中性子条件：平均値― 照射条件：平均値

左記以外A.3 放 射

理論計算法に使用する放射化計算コードについて

化計算コは，基本的に一般的に使用されている放射化計算コードの例

ード（ORIGEN[2]，DCHAIN2[3]などがある）を，―

放射化範囲の中性子条件の特徴を勘案し，適切に使用する必要がある。ただし，放射化計算は，超ウラン元素のような核種間の崩壊系列が複雑なものを除き，放射性核種を限定すれば上記の放射化計算コードを用いることなく実施可能であり，使用する基本
データ（例 放射化断面積，崩壊データ）を整備し，放射化計算を実施する場合もある。
ここでは，代表的な放射化計算コードの一つである
ORIGEN コードの概要を，次に示す。
a) ORIGEN コードの概要 ORIGEN コードとは，
米国オークリッジ国立研究所にて開発されたもの
で，数百種を超える核種に対する核反応による生成核種を評価できる。こ の放射化計算コードのシリー
ズは，使用済燃料，再処理工程の線源強度評価，放3 / 30―射性 廃棄物の放射能評価などに広く使われている。
b) ORIGEN コードの計算 ORIGEN コードは，与えられた燃料組成及び比出力に対する燃焼中の核分裂生成物，中性子吸収，核反応による生成核種の蓄積量の計算，及び与えられた元素成分条件並びに中性子条件に対する放射化生成核種の蓄積量の計算を実施することができる。ORIGEN コードを使用して計算できる内容は，次のとおりである。

附属書 D (参考) 区間推定法のための放射化計算の入力データ設定の推奨方法
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

D.1.1

放射化金属等の内部の放射能濃度は，燃料の燃焼度と密接な関係をもつ 代表的な区間推定法：

区 間点，放射化金属等の同一部位で生成した放射性核種の濃度の比は，元素 現段階では、区間推定法の種類として

推 定

成分条件及び照射条件が同じことから 一定条件にある点，並びに炉内 は、下記の 3 種類の方法に関して、検法 ので固定され設置された放射化金属等は元素成分条件及び照射 条件が同 討が進められており、標準ではこれら

種類

じで，部位による中性子条件だけが異なる点から，これらを考慮した表を代表的な方法として示している。

D.1 に示す－ 換算係数法

下記の代表的な区間推定法が放射能濃度分布の評価方法として適用で－ 濃度比法きる。

－ 濃度分布評価法－ 換算係数法－ 濃度比法－ 濃度分布評価法

4 / 30

総放射能量を評価する場合

左記以外

D.1.2中性子の累積照射量（中性子の照射量又は燃焼度，運転日数など）など

換 算を管理指標として使用し，管理指標に比例する換算係数を乗じることに 代表的な放射化計算条件

代表的な放射化計算条件

係 数

よって，放射化金属等の内部の放射能 濃度を決定できる。 具体的には「保守的な放射化計算条件を用いた計

総放射能量を算出する際に設定する

法

対象物における代表的，又は保守的な放射化計算条件を用いた計算によ算」で読む。

平均的な放射化計算条件を指していって， 管理指標の値と放射能濃度との関係を換算係数として評価し，換算係数と対象とする放射化 金属等の管理指標の値との積から放射能る。
対象物の代表的な中性子フルエンス率

濃度を決定する方法である。したがって，この方法は，評価対象とする 「保守的な中性子フルエンス率」で読対象物の代表的な中性子フルエンス

放射化金属等に対する照射量と比例する因子とが原子力発電所などで率む。

管理され管理指標として利用できること，又は対象物の代表的な，若し

平均的な中性子フルエンス率を指し

くは保守的な中性子フルエンス率が設定できることが適用の条件となている。

る。 管理指標の例として，次のものが挙げられる。
D.1.4

この方法における放射化計算方法は，基本的に個別の廃棄物の放射能濃濃 度

度を計算する場合 と同等であるが，評価の対象とする放射化金属等グ 保守的な値で読む

代表的な値：

分 布

ループを代表する放射能濃度（例えば， 平均放射能濃度）を保証でき 保守的な値として、放射化計算条件を平均値として、放射化計算条件を設評 価ることが適用の前提となる。このため，そのグループ内の廃棄 物につ定できるという意味法

いて，計算条件（例えば，中性子フルエンス率）の変動範囲がある一定 ― 元素成分条件：元素濃度分布の「平設定できるという意味の範囲内となることが必要となる。 この場合，計算条件の変動範囲が均＋３σ濃度」、「99%信頼上限濃計算結果に与える影響が小さいことが明らかな条件については，複数の度」、「最大値」

計算条件を設定せずに一つの値（代表的な値又は保守的な値）を設定で ― 中性子条件：最大値― 元素成分条件：元素濃度分布の幾
何平均値― 中性子条件：平均値― 照射条件：平均値きる。

― 照射条件：最大値

D.2

評価対象とする放射化金属等の放射能濃度を決定するための放射化計

代表的な値（保守的な値）：

放 射

算を行う上で必要となる入力条件の設定方法には，次の 2 種類がある。 ― 元素成分条件：元素濃度分布の「平化 計－ 点推定法向け: 評価対象とする放射化金属等の元素濃度分布，中性

均＋３σ濃度」、「99%信頼上限濃算 の子フルエンス率及び照射条件の代表的な値（平均値，保守的な値など）

度」、「最大値」― 中性子条件：平均値

入 力を入力条件として設定する。

― 中性子条件：最大値― 照射条件：平均値

条 件－ 区間推定法向け：評価対象とする放射化金属等の元素濃度分布，中 ― 照射条件：最大値の 基

性子フルエンス率及び 照射履歴を網羅する必要な複数の入力条件を準本 設備する。評価対象とする放射化金属等の元素濃度分布，中性子フルエン 図 D.1 の代表的な設置パターン：

図 D.1 の代表的な設置パターン：

定 フ

ス率及び照射履歴を網羅する十分な複数の入力条件を準備する区間推運転実績を踏まえた炉内での CB の設

運転実績を踏まえた炉内での CB のロー

定法のための基本設定フローを，図 D.1 に示す。

置パターンで、具体的には下表

設置パターンで、具体的には下表

照射時間に応じて、このパターンから照射時間に応じて、このパターンか

ランダムサンプリングによって、照射

らランダムサンプリングによって、される炉内の径方向位置が設定され照射される炉内の径方向位置が設定

る。

される。

5 / 30

代表的な値（平均値）：― 元素成分条件：元素濃度分布の幾
何平均値

D.2
放 射
化 計
算 の
入 力
条 件
の 基
本 設
定 フ
ロー

放射化金属等が原子炉内で移動する場合， 評価対象の設置位置に関し代表的な設置位置のローテーションパ

代表的な設置位置のローテーションて，原子炉内での代表的な設置位置のローテーションパターンを評価

ターン：

パターン：

し，設定する。入力条件とする放射化金属等の原子炉内の設置位置のロ

上記を参照

上記を参照

ーテーションパターンを，設定した代表的なローテーションパターンの割合を踏まえて，ランダムサンプリングする（D.5 参照）

6 / 30

D.3

表 D.2―評価対象放射化金属等の内部における照射位置の設定に関わ

注 c)

評 価

る基本的な考え方

代表的な廃棄物の例：

対 象

炉内構造物の設置（又は挿入）の方向

放 射である軸方向、径方向に設置される放化 金

射化金属の一例を示すもの。

同左

属 等
の 評
価 位
置 の
選択

D.3

D.3―評価対象放射化金属等の炉内外での配置位置の設定に関わる基 代表的なパターン：

評 価

本的な考え方運転サイクルごとの燃焼制御のための対 象

挿入位置などの配置位置を変化させる

放 射

ローテーションによる配置位置変化

化 金

で、下表が一例

属 等
の 評
価 位
置 の
選択

代表的な配置位置：
放射能濃度評価結果が大きくなるようなパターンで、例えば、CB であれば、照射時間が最も長く、中央配置の時間が長いパターン。PWR 制御棒であれ
7 / 30同左

ば、D ドライブ位置が最も長いパター
ン。

D.4

D.4.1

評価対象とする放射化金属等の元素成分条件の設定方式は，収集した元 代表的な元素分析データ：

代表的な元素分析データ：

元 素

元 素

素分析データ及び放射能濃度決定方法の種類に応じて，次のいずれかが 元素濃度分布の「平均＋３σ濃度」、

元素分析データの「平均値」

成 分

成 分

選択できる。

条 件

条 件－ 評価対象とする放射化金属等の代表的な元素分析データ（元素分析

の 設

の 設

定

定 方

「99%信頼上限濃度」、「最大値」

データの平均値など）で設定する方式。
－ 評価対象とする放射化金属等の元素分析データの濃度分布又は濃度式 の範囲を設定する方式。

選定

附属書 E（参考）原廃棄物分析法の基本的な適用方法
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

E.2 原

E.2.2

E.2.2.2

廃棄物

代表試

廃 棄 物

原子力発電所における使用済樹脂

分析法

料の採

の 均 一

の保管状態、処理計画（貯蔵におけ

の試料

取・調

混 合 性

る長期保管後の抜き出し処理）を踏

採取方

整方法

が 確 認

まえた試料の採取可能位置（貯槽、で き な

移送－抜出しライン）を考慮した適い場合用可能な試料採取方法の例です。

法

表 E.2－一次試料の採取方法（JIS K 2251:2003 の代表的な例） 代表的な例：

8 / 30

総放射能量を評価する場合

左記以外

E.2 原E.2.2

E.2.2.2

廃棄物

代表試

廃 棄 物

最大放射能濃度の評価のためにばの保管状態、処理計画（貯蔵におけ

分析法

料の採

の 均 一

らつきを含めた評価を行いたい場

る長期保管後の抜き出し処理）を踏

の試料

取・調

混 合 性

合の試料としては、「一次試料」を適まえた採取試料の調整方法として、

採取方

整方法

が 確 認

用します。

適用可能な二次試料として、「平均法

表 E.3－二次試料の調整方法（JIS K 2251:2003 の代表的な例） －原子力発電所における使用済樹脂

で き な試料」及び「混合試料」を示したも

い場合

のです。
他にも「単タンク混合試料」（同一タ
ンク内の各部の試料を混合した試料）があります。

9 / 30

附属書Ｆ
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合
代表的な燃焼条件：

F.2

F.2.3

中性子フルエンス率 事前評価における 50 万 kW 級の PWR の代

PWR 制

放射化

表的な燃焼条件における軸方向中性子フルエンス率の分布を，燃料集 代表的な燃焼条件とは、実炉心に御棒

計算

合体の出力比（集合体平均比出力の炉心平均比出力に対する比）＝1

おけるサイクル燃焼度や燃料ので規格化して整理したものを，図 F.6 及び図 F.7 に示した。

Gd 有り無し、濃縮度を整理した

照射履歴に基づき各サイクルにおける中性子フルエンス率を次のよう 燃料の燃焼条件のことを指してに設定した。

いる。

1.1) “中性子フルエンス率計算データ（図 F.6 及び図 F.7）”のうち，制御棒が装荷されている燃料集合体の条件（燃焼サイクル，初期濃縮度など）に近いデータを使用した。
1.2) 制御棒先端位置から評価対象部位（先端とする）の炉心高さ位置を設定し，1.1) のデータを用いて，出力比で規格化した中性子フルエ
ンス率を設定した。
1.3) 燃料集合体の出力比（集合体平均比出力の炉心平均比出力に対する比）を照射履歴から算出（＝集合体燃焼度増分のサイクル燃焼度に対する比）し，1.2) で設定した規格化した中性子フルエンス率に乗じ，これをサイクルの中性子フルエンス率として設定した。

10 / 30

総放射能量を評価する場合

左記以外

F.3 GCR

F.3.1

理論計算法を用いた放射化計算結果について，GCR の黒鉛減速材の 当該位置での代表的な値を設定：

黒 鉛 減

概要

例を，次に示す。 GCR の黒鉛減速材の放射化計算は，図 F.9 のフロ 黒鉛減速材は，全照射期間を通し

速材

ー図に示す手順で実施した。黒鉛減速材 における中性子フルエンス率 て同一位置に装荷されているこは，装荷位置によって異なるが，黒鉛減速材は，全照射期間を 通して とから当該位置の中性子条件（中同一位置に装荷されていることから，当該位置での代表的な値を設定 性子フルエンス率，１群放射化断した。また，放 射化計算コードには，ORIGEN2 を用いた。 なお， 面積）を考慮して設定した意味。
放射化計算の結果については，原子炉内の黒鉛減速材から採取した試 最大放射能の評価には装荷位置料の核種分析 を実施し，評価精度の検証を実施している。精度検証のを網羅した保守的な値を設定で評価対象核種は， C とした。

きる。

14

なお、F.3.における評価精度の検証に際しては、採取した試料の設
置位置における値を中性子条件として設定した。

11 / 30

同左

附属書 G（参考）放射化計算の入力条件の設定例
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場

総放射能量を評価する場合

合
G.1

G.1.1

起 G.1.1.2

評価対象とする放射化金属等の想定評価対象とする放射化金属等には， 代表的な中深度処分対象廃棄物の主材料：

元素

源 元 素 の 起源元原子炉から発生する代表的な中深度処分対象廃棄物の主材料として ，

成分

選定例

素の選

表 G.1 に示す材料（ZrTN804D：チャンネルボックスの本体，SUS304： 検査方法に原子力発電所から発生する放射化金属等の主な材料

条件

定の前

PWR 制御棒の被覆管）を選定した。

の設

提条件

AESJ-SC-F014：2015 余裕深度処分対象廃棄体の製作要件及びが整理されており、その主な材料としては、SUS 及びジルカロ
イが一例として挙げられる。

定例

G.1

G.1.1

起 G.1.1.2

元素

源 元 素 の 起源元

成分

選定例

表 G.4―一次・二次スクリーニングで摘出された元素例（三次スクリー

代表的な同位体の質量数：

ニング以降の評価対象元素）

安定同位体がなく，同位体の天素の選然存在比が一定しない元素は

条件

定の前

代表的な同位体の質量数をカ

の設

提条件

ッコ内に示すと出典「元素周期定例

表，日本化学会，日本物理学会，
日本薬学会，日本微量元素学会，高分子学会，応用物理学会
12 / 30

左記以外監修 (2006)」に記載されているものです。

G.1.2.3

G.1.2.3.1

評価対象とする放射化金属等の元素成分条件の設定方式は，収集した元 代表的な元素成分データ

代表的な元素成分データ

元素成

元素成分

素成分データ及び放射能濃度決定方法の種類に応じて，次のいずれかが 点推定法：

点推定法：

分条件

条件の設

選択できる。

最大値

左記で評価した結果を集積

の設定

定方式の

－ 評価対象とする放射化金属等の代表的な元素成分データ（元素成分例

選定例

データの平均値など）で設定する方式

区間推定法：

区間推定法：－ 評価対象とする放射化金属等の元素成分データ群によって濃度分布

元素濃度分布の「平均＋３σ濃平均濃度（幾何平均）を設定する方式、「最度」、「99%信頼上限濃度」

評価対象とする放射化金属等の元素成分条件は，表 G.9 に示すとおり， 大値」
収集する元素成分データの種類（代表分析値又は分析データ群），元素
成分条件の設定方式（代表値又は濃度分布），及び適用する放射能濃度決定方法の種類に応じて，適切な適用が必要となる。
図 G.3―元素成分条件（濃度分布）の設定方法の概念フロー

13 / 30

代表的な元素成分データ（元素代表的な元素成分データ（元成分データの平均値など）で設

素成分データの平均値など）定する方式：

で設定する方式：

上記を参照

上記を参照

G.2

G.2.3

燃料有効部の炉心計算データを基に，制御棒の燃料有効部上端付近から 代表的な条件：

中性

PWR 制御上方について，3 次元モンテカルロ輸送計算コード MCNP によって中代表的な条件とは、実炉心にお

子条

棒の中性

性子条件を評価（図 G.10 のモデル）し，代表的な条件の燃料集合体断けるサイクル燃焼度や燃料の

件の

子条件の

面平均の全中性子フルエンス率分布及び中性子スペクトルを算出。

Gd 有り無し、濃縮度を整理し

設定

設定例

た燃料の燃焼条件のことを指

例

している。

14 / 30

G.2

G.2.1

中性

要

概

b) 評価結果 制御棒に対する中性子フルエンス率の評価結果を，図

代表的な条件：G.11 に示す。ただし，評価結果は，2 ループプラントの代表的な条件 代表的な条件とは、実炉心にお子条

における炉心平均軸方向中性子フルエンス率分布を整理したものであけるサイクル燃焼度や燃料の件のる。また，ORIGEN2 シリーズでの評価を前提に，放射化計算を実施す Gd 有り無し、濃縮度を整理し設定る場合，放射化断面積については，例えば JENDL3.3 などの核データ た燃料の燃焼条件のことを指

例

を基

している。

に，MCNP で評価した ARO バンク及び D バンクにおける制御棒先端部の被覆管並びに吸収体の中性子スペクトルで，1 群の実効断面積に縮約することがある。制御棒先端部の中性子スペクトルを，図 G.12 に示す。

15 / 30

16 / 30

附属書 H（参考）検出困難元素の濃度分布評価方法
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

H.3.2 元

対数正規性の確認 有識者検討会の報告書では，代表的なデータ群：

困 難 元 素 素濃度デ

Cl，Th 及び U に対し，H.3.1 で収集した元素

収集した鉱物、岩石などからの試料の元素濃度データ群に関して、試料数及び産の 濃 度 分 ータの適濃度データ（データ群）を利用して代表的なデー

地ごとに分類したデータ群を「代表的なデータ群」と呼んでいる。

布 の 評 価 用性の確

タ群の元素濃度分布を整理し，対数正規確率図上

例のプロットがおおむね直線関係にあることを確

H.3 検 出認認しており，この結果から，いずれの元素も鉱物，
岩石などからの試料の元素濃度分布は，対数正規分布を示していると評価している。

17 / 30

総放射能量を評価する場合

左記以外

附属書 I（参考）濃度比を用いる場合の計算例
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

c) 中性子条件 評価対象廃棄物の中性子照射位置ごとの中性子フルエ

前述した説明（附属書 D の D.3）

本的な 放射化

ンス率・中性子ス ペクトル，及び放射化断面積を設定した上で，評価

を参照

考え方

計算の

対象廃棄物の形状及び設置方向， 配置位置を考慮した中性子照射位置

条件のを設定し，設定した評価対象廃棄物の中性子照射 位置ごとに中性子条

設定

件を選定。

I.1

基

I.1.2

例 1 評価対象廃棄物の形状及び設置方向による中性子照射位置設定の基本的な考え 方は，次による。

例 2 評価対象廃棄物の配置位置による中性子照射位置設定の基本的な考え方は，次による。

18 / 30

総放射能量を評価する場合

左記以外

I.2

計

算例

I.2.1

a) 評価対象廃棄物の選定 評価対象廃棄物としては，原子力発電所か

事前準ら発生する代表的な中深度処分対象廃棄物として，BWR のチャンネル

備

ボックス及び PWR の制御棒を選定し，この廃棄物を代表する主材料

前述した説明（附属書Ｇの G.1）を参照

として表 I.1 に示す材料を選定した。

I.2
算例

計

I.2.2

I.2.2.2

I.2.2.2.1

チャンネルボックスの配置位置のローテーション（燃料集合体の装荷位 代表的な配置位置のローテーショ

放射化

中性子

ZrTN804D 置のローテー ション）の条件は，実際には運転管理上正確に把握され ンとは、装荷位置として原子炉内

計算の

条件

（BWR チているものの，この評価におい ては，配置位置の範囲を網羅することの中央部、原子炉内の最外周部、

条件のャンネルボ が重要であるため，代表的な配置位置のローテー ションとして表 I.11

制御棒近傍位置の３つの装荷位置

設定

ックス）

に示す条件を設定する。また，“形状及び設置方向の条件”につい ては， を区別して、サイクルごとに３つa) にも示したとおり，チャンネルボックスの中性子フルエンス率・中の装荷位置のどこに装荷されてい性子スペクトルは，配置位置ごとに軸方向分布が異なるが，チャンネル

たかを整理したものを指していボックスの軸方向の中性子 照射位置の確率は，一定であるため，表る。

I.12 に示すとおり，設定した配置位置ごとに軸 方向の中性子照射位置

代表的な装荷位置とは、原子炉内を一様分布で設定するの中央部、原子炉内の最外周部、制御棒近傍位置の３つの装荷位置を区別することを指している。

19 / 30

同左

I.2
算例

計

I.2.2

I.2.2.2

I.2.2.2.2

SUS304（PWR 制御棒の被覆管）の放射化計算の条件としての中性子

代表的な条件：放射化

中性子

SUS304

フルエンス率については，附属書 G に示した 2 ループプラントの代代表的な条件とは、実炉心におけ

計算の

条件

（ PWR 制 表的な条件における軸方向 中性子フルエンス率分布を制御棒の出力比

るサイクル燃焼度や燃料の Gd 有

御棒）

＝1（集合体平均出力／炉心平均出力＝1）で 規格化した結果（D バン

り無し、濃縮度を整理した燃料のク，ARO バンクごとの軸方向中性子フルエンス率分布）を，中性子ス

燃焼条件のことを指している。

条件の設定

ペクトルについては，図 I.7 に示す定格出力運転時の原子炉の軸方向の配置位置（D バンク，ARO バンク）ごとの各中性子照射位置の中性子スペクトルを，それぞれ利用する。

20 / 30

I.2
算例

計

I.2.2

I.2.2.2

I.2.2.2.2

PWR 制御棒では，放射化断面積の濃度比への影響は，小さく，中性子 各代表的中性子照射位置：

放射化

中性子

SUS304

照射位置ごとの詳細な放射化断面積の設定は基本的に不 要であるもの

計算の

条件

（ PWR 制の，ここでは，この附属書の目的が濃度比を用いる場合の適用性評価で 代表的な制御棒の照射位置とし御棒）あることを考慮し，放射化計算結果で算出する難測定核種及び Key 核て、制御棒が挿入されているか否

種の濃度比のばらつきの程度（影響）も把握できるように，図 I.7 に示かという観点から ARO バンク位

す定格出力運転時の原子炉の軸方向の 配置位置ごとの中性子スペクト

置と D バンク位置を示している。

条件の設定

ルに基づき，各代表的中性子照射位置の放射化断面積をそれぞれ設定する

21 / 30

I.2

計

算例

I.2.2

I.2.2.2

I.2.2.2.2

14

C，63Ni のような比較的長半減期の核種の放射能濃度は，中性子照射

代表的な配置位置の組合せパター

放射化

中性子

SUS304量の合計に依存 して増大するため，配置位置の影響は，基本的に小さ

ン条件

計算の

条件

（ PWR 制いものの，60Co のような比較的短 半減期の（減衰の影響を受けやすい）

御棒）

核種の放射能濃度は，最終中性子照射時の条件で の影響を受けやすい 代表的な制御棒の照射（配置）位条件の設定（例えば，最終中性子照射時に D バンクでの強い中性子照射を受けた置として、制御棒が挿入されてい場合のほうが減衰による核種濃度低下の影響を受けにくい）。 このたるか否かという観点から D バンク

め，この附属書における濃度比を用いる場合の適用性評価では，Key 核

位置、ARO バンク位置があり、そCo を利用する場合（I.2.4.1 参照）を考慮し， Co 量が小さくの組み合わせのことを指してい

種に

60

60

なる（難測定核種及び Key 核 種の濃度比が大きくなる＝保守的な評

る。

価となる）配置位置として，“D バンク照射から ARO バンク照射”を代表的な配置位置の組合せパターン条件（固定）として設定することとした。また，軸方向の中性子照射位置については，PWR 制御棒の先端から 0.75 m までの位置で全体を代表させ，範囲内で一様分布を想定す
る。
I.2
算例

計

I.2.3

I.2.3.1

濃度比を用いる場合の基本的な考え方は，評価対象となる放射化金属等 代表的な放射化計算用の入力デー

放射化

放射化

を実際にサンプリング及び放射化学分析した多数の代表試料の放射能
22 / 30

タ群

計算

計算用

濃度データによって難測定核種及び Key 核種の濃度比（すなわち，スデータ

ケーリングファクタ）を評価，設定する代わりに，適切に代表した放射の設定

化計算の条件での多数の放射化計算結果（評価データ）によって難測定
核種及び Key 核種の濃度比を評価，設定する。したがって，対象となる放射化金属等の元素成分条件，中性子条件及び照射条件の範囲， 並
びにその分布を適切に設定し，これを網羅した代表的な放射化計算用の入力データ群を作成して，放射化計算による評価を進めることが必要となる。 このため，放射化計算の条件としての放射化計算コードへの入力条件として設定するデータ（すなわち，放射化計算用データ）については，評価対象廃棄物の中性子照射条件などの 実績などを十分考慮した放射化計算範囲を適切に設定した上で，それぞれの計算条件をランダ
ムにサンプリングすることで，次の設定必要項目ごとに放射化計算用入力データを作成する。
－ 元素成分条件 ： 分析結果などに基づき元素濃度の分布を設定－ 中性子条件 ： 評価対象廃棄物の形状，原子炉内外での設置状態，
及び運転サイクルごとにローテーションした配置位置，原子炉供用期間
中の運転モードによる配置位置（以下，配置位置という。）の実績を考慮し，中性子照射位置の出現頻度分布を適切に設定し，この中性子照射
位置での中性子条件を設定－ 照射条件 ： 原子炉での実際の中性子照射実績を踏まえて設定
元素成分条件は，I.2.2.1.2 で設定した化学分析データなどに基づく分布を踏まえ，元素ごとに適切な濃度分布を設定した。

I.2
算例

計

I.2.3

I.2.3.1

表 I.16－放射化計算の条件の出現頻度分布の設定（設定結果の整理）

（BWR）

放射化

放射化

代表的な配置位置のローテーショ

計算

計算用

ン

データ

装荷位置として原子炉内の中央の設定部、原子炉内の最外周部、制御棒
近傍位置の３つの装荷位置を区別して、サイクルごとに３つの装荷位置のどこに装荷されていたかを整理したものを指している。
（PWR）
代表的照射パターンの組み合わせ
制御棒の照射（配置）位置として、制御棒が挿入されているか否かと23 / 30いう観点から D バンク位置、ARO
バンク位置があり、その組み合わせのことを指している。

I.2
算例

計

I.2.4

I.2.4.1

濃度比を用いる場合に必要となる Key 核種の選定の基本要件としては， 代表的な γ 線放出核種：

適用例

Key

外部からの検出が比較的容易な γ 線放出核種である（すなわち，非破核

Key 核種の選定の基本要件として

種の選壊外部測定も可能），又は評価対象廃棄物ごとの放射能濃度を放射化計 非破壊外部測定が可能で、γ 線放定算によって算出できる核種であることが挙げられる。このた め，ここ

出核種の中で比較的半減期も長い

では，濃度比を用いる場合の Key 核種の例として，代表的な γ 線放できる核種の代表として、Co-60

出核種である 60Co を選定する。難測定核種（評価対象核種）及び Keyを選定している。

核種の散布図，並びに統計計算を行った結果を，図 I.8 及び図 I.9 に示す.
ISO21238:2007 に示されている適切なデータ数の取得の考え方（I.1.4

濃度比法に関する統計値として参照） を踏まえて，今回の放射化計算結果である 40 点のデータベーは、次のものがあるが、計算数にスに関して，代表的な統計値である相関係数の安定性（すなわち，各デ関しての影響が大きく表れる統計

ータ数における相関係数の平均値及び相関係数の 95 %信頼下限値の値として、「相関係数」を選択した

差が示す不確定性の減少の度合い）について評価した結果を， 図 I.12

もの。

に示す。 この結果に基づけば，放射化計算によって集積したデータ数 ・相関係数
24 / 30

の推移に応じて，相関係数の 95 %信頼下限値が上昇し，次第に安定領・濃度比域に入り，40 点の計算用入力データ群で は，追加計算によっても，統計値の明確な改善は，生じないことが十分予測されるため， 濃度比を ZrTN804D（BWR チャンネルボッ
決定するためのデータ数としては，充足している。

クスの本体）の統計値の推移の例
相関係数の平均と信頼下限

濃度比の平均と信頼上限

附属書 J（参考）換算係数を用いる場合の計算例
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

総放射能量を評価する場合

J.1 基本J.1.1 考まず，上記に示したように評価対象廃棄物に対し適切な管理指標を決

的な考

え方

定する。次に，評価対象廃棄物のもつ管理指標の値の範囲を考慮して 代表的な中性子照射量を設定

代表的な中性子照射量を設定

代表的な中性子照射量を設定し，平均的又は放射能濃度評価結果が大 放射能濃度評価結果が大きくなる

平均的な放射能濃度評価結果を与きくなるような中性子条件で放射化計算を実施する。

ように管理指標値の範囲を考慮しえるように管理指標値の範囲を考

この結果から管理指標の値と放射能濃度との関係を換算係数としてて中性子照射量を設定するという慮して中性子照射量を設定するとえ方決定し，換算係数及び評価対象廃棄物がもつ管理指標の値の積から放 意味。
射能濃度を決定する。この方法による評価手順の概略を，図 J.1 に示
25 / 30

いう意味。

左記以外

す。

J.2.1 事

評価対象廃棄物の選定 原子力発電所から発生する代表的な中深度処

前準備分対象廃棄物として，表 J.2 に示す評価対象廃棄物を選定した。

代表的な中深度処分対象廃棄物
放射化金属等で中性子照射量が大きく，発生量の多い運転廃棄物。

J.2 計算J.2.2 放J.2.2.2a) 中性子フルエンス率・中性子スペクトルの設定中性子フルエンス

代表的な燃焼条件：

例

射化計

中性子条

率については，附属 書 I と同様に，2 ループプラントの代表的な条

代表的な燃焼条件とは、実炉心にお算の条

件

件における軸方向中性子フルエンス率分 布を制御棒の出力比（集合けるサイクル燃焼度や燃料の Gd 有件の設体平均出力の炉心平均出力に対する比）＝1 で規格化した結 果（Dり無し、濃縮度を整理した燃料の燃定バンク，ARO バンクごとの軸方向中性子フルエンス率分布）を，中焼条件のことを指している。

性子スペクトルについては定格出力運転時の原子炉の軸方向の配置
位置（D バンク，ARO バンク）ごとの各照射位置の中性子スペクト
ルをそれぞれ利用した。

26 / 30

附属書 K（参考）濃度分布評価法によって決定する場合の計算例
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

a) 評価対象廃棄物の選定 評価対象廃棄物としては，原子力発電所か

代表的な中深度処分対象廃棄物を

K.2 計

K.2.1

算例

事前準

ら発生する代表的な中深度処分対象廃棄物を選定し，この廃棄物を 選定：

備

代表させる主材料として，表 K.1 に示す廃棄物を評価対象廃棄物

GCR の中深度処分対象廃棄物はとして選定した。

黒鉛減速材以外に制御棒等の炉内

総放射能量を評価する場合
同左

挿入物、BCD チューブ等の炉内構造物があるが、ここでは物量が多い
こともあり、黒鉛減速材を代表としたという意味。
K.1.4a) 放射化計算結果の安定性及び充足性の確認。放射化計算結果が安定

代表的な統計値である“放射能濃度

適用方しているか，計算結果の数が放射能濃度を決定するための評価デーの安定性”：

法タとして十分であるかどうかについては，K.1.4 a)に示した判断基

ランダムサンプリングにより複数

準によって確認することとした。今回の放射化計算結果である 40の計算条件で求めた放射化計算結点のデータベースに関して，代表的な統計値である“放射能濃度の果が統計的に充足しているか、安定安定性”（すなわち，各データ数における放射能濃度の平均値とした結果になっているかを示す指95 %信頼上限値の差とが 示す不確定性の減少の度合い）について標として、各データ数における放射評価した結果を，図 K.5 に示した。この結果 から，放射化計算に

能濃度の平均値と 95 %信頼上限

よって集積したデータ数の推移に応じて，放射能濃度の 95 %信頼値の差とが示す不確定性の減少の上限が小さくなって，次第に安定領域に入り，40 点の放射化計算

度合いを統計値として取り上げた用データでは，放射化計算を追加しても統計値の安定性に明確な向という意味。

上が見込まれないことが十分予測されることから，放射能濃度を決定するためのデータ数としては，充足しているといえる。

27 / 30

同左

左記以外28 / 30AESJ-SC-F015：2019 中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法の基本手順：2019 解 説章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場

総放射能量を評価する場合

合
6. そ の6.2

濃6.2.4 適元素成分条件が放射化計算結果に与える影響 a) で代表的な核種

他 の 解

度比法

用例

補正した各核種の放射能濃度データを利用し，標準では、評価対象核種の想定 評価対象核種は，本来は，中深度処分対

説事項

を用い

ZrTN804D 及び SUS304 の 代 表的 な核 種 につい

象廃棄物の埋設処分施設の埋設事業許可申請書等に記載された放射性核る場合て，補正前後の放射能 濃度を比較した結果を，解説種に従って評価する。ここでは，表 G.2 に示す“政令記載核種”及び浅地の基本

図 4 及び解説図 5 に示す。いずれの核種について

中ピット処分対象廃棄物の“申請核種”を参考に，腐食生成核種，核分裂生的な考も，難 測定核種と Key 核種（60Co）との相関関係は， 成核種などの代表例として，次の放射性核種を評価対象核種として想定しえ方及補正後のほうが向上しており，各放射化計算のばらび計算つきは，元素成分条件の影響が大きいことが分かる。 14C，36Cl，60Co，63Ni，90Sr，94Nb，99Tc，129I，137Cs，全 αた。

例
この中から、生成過程、挙動が異なるとされる下記の 3 核種を説明の一例
として、示したもの。
CP 核種（14C：非金属元素 N を主生成源），CP 核種（63Ni：金属元素 Ni
を主生成源），α 核種（237NP）

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左記以外30 / 30