「適切な」の説明
本文
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

5.2.2

この方法は，放射化計算の基本となる方法であ

適切なパラメータを用いて計算する：

点推定法

る。通常，放射化金属等の内部に含まれる特定対 （保守的なパラメータで読む）

平均値が設定可能な場合は、平均値によって設定

象（部位）ごとに材料仕様，中性子条件（6.1.2.3

したパラメータ。

参照）及び照射条件（6.1.2.4 参照）を含む適切又は保守的なパラメータを用いて計算する。
6 放 射 6.1

理 6.1.2 放 6.1.2.3

評価対象とする放射化金属等に対する次の中性 中性子輸送計算コードなどによって適切に評価：

同左

能 濃 度 論 的 方 射化計算 中 性 子 子フルエンス率・中性子スペクトル，及び放射化 中性子フルエンス率・中性子スペクトルは，原子炉決 定 方 法 の 手 の条件の 条件

断面積を設定する。

法の手 順a) 中性子フルエンス率・中性子スペクトル 中 によって評価することを推奨する。
」の意味。

設定

及び燃料の配置を考慮した中性子輸送計算コード

性子フルエンス率・中性子スペクトルは，原子炉 中性子輸送計算コードは，詳細モデルの要求レベ

順及び燃料の配置を考慮した中性子輸送計算コー ル及び精度の要求レベルと合わせて適用すること
ドなどによって適切に評価して設定する。中性子 が適切である：
輸送計算コードは，詳細モデルの要求レベル及び 「中性子輸送計算コードは，詳細モデルの要求レ
精度の要求レベルと合わせて適用することが適 ベル及び精度の要求レベルと合わせて適用するこ切である。
6.1.2.4とを推奨する。
」の意味

評価対象とする放射化金属等に関する照射条件－

中性子の照射履歴に基づき，適切に代表する照射照 射 条 に用いる照射時間及び照射停止時間（例 原子炉 （保守的に代表する照射条件で読む）

条件：

件

運転時間及び照射終了後の減衰時間）は，次のい平均値が設定可能な場合は、平均値によって設定ずれかの方法で設定する。また，全体の計算対象した照射条件。

時間には，運転サイクル（例 中性子照射及び照射停止時間並びに回数）も考慮する。
a) 個別に照射履歴を設定する方法 放射化金属
等ごとに，中性子の照射履歴に基づき，適切又は保守的に代表する照射条件を設定する。
b) 代表照射履歴を設定する方法 中性子の照射－

複数の放射化金属等を適切に代表する照射条件：

履歴に基づき，放射化金属等のグループを適切又 （保守的に代表する照射条件で読む）

平均値が設定可能な場合は、平均値によって設定は保守的に代表する照射条件を設定する。

した照射条件。

なお，換算係数法，濃度比法及び濃度分布評価法
によって決定する場合は，複数の放射化金属等を適切に代表する照射条件の範囲又は分布を設定してもよい。
6.1.3 放 6.1.3.1

放射化計算を行うに当たっては，適切な放射化計 適切な放射化計算方法を選定：

射化計算 放 射 化 算方法を選定し，計算範囲の中性子条件の特徴を 標準では、次の検証された放射化計算コードの使
1 / 37

同左

左記以外

章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

計 算 方 考慮し，使用する。

用を推奨している。

法－ ORIGEN79

総放射能量を評価する場合－ ORIGEN-S－ ORIGEN2－ ORIGEN2.1－ ORIGEN2.2
6.1.3.2

6.1.2 を踏まえ，適用する理論計算法（点推定法 適切な代表的条件を放射化計算の入力条件として 適切な代表的条件を放射化計算の入力条件として

計 算 用 又は区間推定法）ごとに必要となる，次の放射化 設定：

設定：

入 力 条 計算の入力パラメータ及び条件を，評価対象とす 区間推定法：

区間推定法：

件 の 設 る放射化金属等ごとに設定する。
定― 元素成分条件― 元素成分条件：元素濃度分布の「平均＋３σ濃 ― 元素成分条件：元素濃度分布の幾何平均値
度」、「99%信頼上限濃度」、「最大値」― 中性子条件― 中性子条件：最大値― 照射条件― 照射条件：最大値― 中性子条件：平均値― 照射条件：平均値

なお，区間推定法を適用する場合は，各入力パラ
メータ及び条件について，6.1.2 で評価した入力
条件の分布又は範囲から，ランダムに抽出して放射化計算の入力データとして設定するか，又は，適切な代表的条件を放射化計算の入力条件として設定する。
6.2

実 6.2.1 原a) AESJ-SC-F022:2011 に適用方法が示されてい タンクから適切な複数の試料を採取：

証 的 方 廃棄物分

る原廃棄物分析法の代表試料の採取方法を示す。 附属書 E の「図 E.1－原廃棄物分析法の適用を想定した使用済樹脂等の代表試料採取方法の一例」に示

法 の 手 析法の試b) 原廃棄物分析法は，固型化処理前の評価対象 す試料採取方法

順

料採取方

とする廃棄物から試料を採取し，試料の放射化学法

分析等の分析結果によって廃棄体の放射能濃度を決定するため，適用する廃棄体の放射能濃度に関して，次のいずれかの方法で代表試料を採取する。
1) 廃棄物の均一性が確認できる場合 あらかじめ，タンク内で廃棄物が均一混合できると見なすことが可能な場合は，均一混合後に採取する。
2) 廃棄物の均一性が確認できない場合 あらかじめ，タンク内で廃棄物が均一混合できると見なすことが不可能な場合は，タンクから適切な複数の試料を採取する。

6.5

放

射能濃

理論的方法又は実証的方法による放射能濃度決 適切な裕度を考慮する：
定方法によって放射能濃度を評価する場合，最大 附属書 M の「M.3.2 最大放射能濃度を超えないことの確認における評価精度への対応の考え方」に示
2 / 37

左記以外

章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

度の評

放射能濃度を超えないことを確認するため，適切 す下表の考え方。

価におな裕度を考慮する。

ける裕
度3 / 37

総放射能量を評価する場合

左記以外

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

A.1 理 論 A.1.3

理論計算法は，STEP1 を踏まえて，放射化金属等の条 “区間推定法”の選択が適切である：

計 算 法 の STEP2 ：件に応じ，“点推定法”及び“区間推定法”から，評価方 「“区間推定法”を選択することを推奨す

基 本 的 な 評価方法

法を選択する。例えば，評価対象とする放射化金属等 る。
」の意味

適用方法

の詳細情報が特定されない場合，“区間推定法”の選択の選択

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同左が適切である。
A.1.5

適切な計算コードを選択し，STEP3 で設定した入力条 適切な計算コード：

STEP4 ：

件を用いて，放射化計算を実施し，直接的に放射能濃 標準では、次の検証された放射化計算コー

結果の提度を算出するか，又は濃度比などの評価係数を計算す ドの使用を推奨している。

示

る。

同左

－ ORIGEN79－ ORIGEN-S－ ORIGEN2－ ORIGEN2.1－ ORIGEN2.2

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は， 適切に使用する必要がある

化計算コ

基本的に一般的に使用されている放射化計算コード 放射化計算コードは，放射化範囲の中性子

ードの例（ORIGEN[2]，DCHAIN2[3]などがある）を，放射 条件の特徴を勘案し，ライブラリの中の適化範囲の中性子条件の特徴を勘案し，適切に使用する 切な断面積を選択するか，評価対象と必要がある。ただし，放射化計算は，超ウラン元素の する放射化金属等を照射する中性子スペ
ような核種間の崩壊系列が複雑なものを除き，放射性 クトルを反映した断面積をユーザーが準核種を限定すれば上記の放射化計算コードを用いる 備して使用する必要がある。という意味。
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。
c) ORIGEN コードの種類 ORIGEN コードの種類と 適切な断面積を選択する。
しては，次のものがある。
－ ORIGEN79

あらかじめ準備された断面積ライブラリ－ ORIGEN-S

を選択する場合は，計算対象と原子炉型式－ ORIGEN2

及び燃料組成が類似もしくは合致してい－ ORIGEN2.1

る断面積を選択するという意味。

－ ORIGEN2.2
こ れ ら の う ち ， ORIGEN コ ー ド シ リ ー ズ（ORIGEN79，ORIGEN-S）は，複数群の中性子断面積を内蔵しており，熱中性子，共鳴領域中性子及び高速中性子の中性子フルエンス率の比を入力すること
4 / 37

同左

左記以外

によって，中性子スペクトルを反映できる放射化計算と な っ て い る 。 ORIGEN2 コ ー ド シ リ ー ズ（ORIGEN2，ORIGEN2.1，ORIGEN2.2）は，原子炉型式，燃料の組み合わせに対する 1 群実効核反応断面積ライブラリが，あらかじめ，計算コードとともに準備されている。
なお，計算では，これらライブラリの中の適切な断面積を選択するか，評価対象とする放射化金属等を照射する中性子スペクトルを反映した断面積をユーザーが準備して使用する。ここで，あらかじめ準備された
断面積ライブラリを選択する場合は，原子炉型式及び燃料組成が類似していれば，ライブラリ間の差異が放射化計算に与える影響は，基本的に小さいが，評価対象とする放射化金属等の照射位置の中性子スペクトルの特徴については，事前に把握しておく必要がある。ただし，ORIGEN-S では，1 群実効核反応断面積
ライブラリを選択できる。

5 / 37

附属書 B（参考）放射化計算の条件が放射能濃度に与える影響の評価例
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

B.1 概要6.1.2 に示した各種の放射化計算の条件の変動は，条 －総放射能量を評価する場合
適用する放射能濃度決定方法の種類に応件によっては，放射能濃度及び難測定核種と Key 核種 「適用する放射能濃度決定方法の種類に じて，適切となるよう条件の設定を考慮すとの濃度比の各々に対する影響が異なる場合がある 応じて，放射能濃度評価結果が保守的とな る。
ことから，適用する放射能濃度決定方法の種類に応じ るよう条件の設定を考慮する」で読む。

― 元素成分条件：元素濃度分布の幾何平
均値て，適切，又は放射能濃度評価結果が保守的となるよ
う条件の設定を考慮する必要がある。この附属書で― 中性子条件：平均値

は，放射化計算の条件設定のための補足として，起源― 照射条件：平均値

元素の元素成分条件，中性子条件，中性子照射条件について，想定条件における解析を行い，各条件が放射化計算結果に与える影響の程度を整理した。
B.5 放 射B.2～B.4 の解析結果に基づき，各放射化計算の条件が－評価対象廃棄物の放射能濃度を直接的に化計算の放射化計算結果に及ぼす影響の程度（ただし，この解 「評価対象廃棄物の放射能濃度を直接的 決定する場合は，評価対象廃棄物の放射能

条件の影

析条件における影響）を整理した結果を，表 B.9 に示 に決定する場合は，評価対象廃棄物の放射 濃度を代表できる適切な放射化計算の条

響評価結

す。

果（解析結

元素成分条件については，評価対象核種の起源元素の 射化計算の条件の設定」で読む。

果のまと

濃度は，放射能濃度に直接的な影響を与えるため，濃め）

度比を用いる場合，換算係数を用いる場合及び濃度分― 中性子条件：平均値

布評価法によって決定する場合のように，評価対象廃― 照射条件：平均値

能濃度の評価結果が大きくなるような放 件の設定
― 元素成分条件：元素濃度分布の幾何平
均値

棄物の放射能濃度を直接的に決定する場合は，評価対象廃棄物の放射能濃度を代表できる適切な放射化計 濃度比を用いる場合には，各元素の濃度及 濃度比を用いる場合には，各元素の濃度及算の条件，又は放射能濃度の評価結果が大きくなるよ び濃度比のばらつきを適切に考慮した放 び濃度比のばらつきを適切に考慮した放うな放射化計算の条件の設定が必要となる。

射化計算の条件（適切な元素成分条件の範 射化計算の条件（適切な元素成分条件の範一方，難測定核種及び Key 核種の濃度比は，各々の起 囲）の設定が必要となる。

囲）の設定が必要となる。

源元素の濃度比のばらつきの影響を受けるため，濃度 ― 元素成分条件：元素濃度分布の「平均＋ ― 元素成分条件：元素濃度分布の幾何平比を用いる場合には，各元素の濃度及び濃度比のばら３σ濃度」、「99%信頼上限濃度」、「最大つきを適切に考慮した放射化計算の条件（適切な元素値」

成分条件の範囲）の設定が必要となる。

― 中性子条件：最大値

均値― 中性子条件：平均値― 照射条件：平均値

中性子条件のうち，中性子フルエンス率が放射能濃度 ― 照射条件：最大値に与える影響は，比較的大きいため，換算係数法，濃度分布評価法のように直接的に評価対象廃棄物の放 濃度比を用いる場合には，放射化計算の条 濃度比を用いる場合には，放射化計算の条
射能濃度を決定する場合は，評価対象廃棄物の放射能 件として適切な代表値（又は範囲）を設定 件として適切な代表値（又は範囲）を設定
濃度を代表できる放射化計算の条件の設定，又は放射 すればよい。

すればよい。

能濃度評価結果が大きくなるような放射化計算の条 適切な代表値を設定：

適切な代表値を設定：

件の設定が必要となる。一方，中性子フルエンス率が ― 元素成分条件：元素濃度分布の「平均＋ ― 元素成分条件：元素濃度分布の幾何平
6 / 37

左記以外

濃度比に与える影響は，比較的小さいため，濃度比を３σ濃度」、「99%信頼上限濃度」、「最大用いる場合には，放射化計算の条件として適切な代表値」

値（又は範囲）を設定すればよい。また，換算係数を ― 中性子条件：最大値

均値― 中性子条件：平均値― 照射条件：平均値

用いる場合は，利用する管理指標の特徴を踏まえ，適 ― 照射条件：最大値
切な放射化計算の条件を設定すればよい。
なお，中性子条件のうち，放射化断面積については， 適切な範囲を設定：

適切な範囲を設定：

放射能濃度，濃度比のいずれに対する影響も比較的小 下記の条件からランダムサンプリングを 下記の条件からランダムサンプリングをさいため，いずれの方法を適用する場合でも，放射化 実施する。

実施する。

計算の条件として適切な代表値（又は範囲）を設定す ― 元素成分条件：分析結果を踏まえて設 ― 元素成分条件：分析結果を踏まえて設ればよい。

定した入力用元素濃度分布

定した入力用元素濃度分布

照射条件のうち，中性子の照射時間については，放射 ― 中性子条件：軸方向、径方向の中性子分 ― 中性子条件：軸方向、径方向の中性子分
能濃度に直接的な影響を与える。核種の減衰について

布は，60Co のような比較的短半減期の核種は，中性子 ― 照射条件：照射時間の分布

布― 照射条件：照射時間の分布の照射停止後の減衰の影響を受ける。また，原子炉供用期間中の減衰については，減衰（すなわち，中性子 中性子条件のうち，放射化断面積について 中性子条件のうち，放射化断面積について
照射停止）時間の合計が同一であれば，各減衰（中性 は，放射能濃度，濃度比のいずれに対する は，放射能濃度，濃度比のいずれに対する子照射停止）時間の長短は，放射能濃度，濃度比のい 影響も比較的小さいため，いずれの方法を 影響も比較的小さいため，いずれの方法をずれに対する影響も基本的に小さい。このため，照射 適用する場合でも，放射化計算の条件とし 適用する場合でも，放射化計算の条件とし条件については，放射能濃度決定方法の種類に応じ， て適切な代表値（又は範囲）を設定すれば て適切な代表値（又は範囲）を設定すれば適切な放射化計算の条件設定，放射化計算結果の適切 よい。

よい。

な減衰補正などの評価が必要となる。
適切な代表値を設定：

同左

保守的な代表値（又は範囲）を設定
照射条件については，放射能濃度決定方法 照射条件については，放射能濃度決定方法の種類に応じ，適切な放射化計算の条件設 の種類に応じ，適切な放射化計算の条件設
定，放射化計算結果の適切な減衰補正など 定，放射化計算結果の適切な減衰補正などの評価が必要となる。

の評価が必要となる。

適切な放射化計算の条件設定：

同左

濃度比法：附属書 I
換算係数法：附属書 J
濃度分布評価法：附属書 K
適切な減衰補正：供用期間中の減衰補正は、「表 D.8―プラ
ント寿命中における中性子の照射時間及び照射停止時間の基本的考え方」を参照
7 / 37

運転終了後の減衰補正は、「表 D.9―照射
条件の設定において考慮が必要な基本事項」を参照
附属書Ｃ：なし
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

総放射能量を評価する場合

D.1.4 濃濃度分布評価法は，放射化金属等ごとの放射能濃度を決度分布評定するのではなく，同一種類の複数の放射化金属等を一 「計算条件の変動範囲が計算結果に与える影 「計算条件の変動範囲が計算結果に与価法

つのグループ（例えば，黒鉛ブロック全体を一つのグル 響が小さいことが明らかな条件については，複 える影響が小さいことが明らかな条件
ープとする）とし，そのグループに対して放射能濃度を 数の計算条件を設定せずに一つの値（保守的な については，複数の計算条件を設定せず決定する方法である。

値）を設定できる。
」で読む。

この方法における放射化計算方法は，基本的に個別の廃に一つの値（代表的な値）を設定でき
る。
」で読む。

棄物の放射能濃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） この法によって求める廃棄物グループの放射 同左を設定できる。

能濃度の平均値などの決定に当たっては，複数

この考え方に基づき，放射化金属等のグループの計算条 の放射化計算結果が一定の範囲内に安定して件の変動範囲を考慮した複数の放射化計算を行い，計算 分布していることを評価し判断することが適：結果の放射能濃度分布から放射能濃度の平均値などを求 切である。
める。また，この法によって求める廃棄物グループの放 「この法によって求める廃棄物グループの放射能濃度の平均値などの決定に当たっては，複数の放射 射能濃度の平均値などの決定に当たっては，複化計算結果が一定の範囲内に安定して分布していること 数の放射化計算結果が一定の範囲内に安定しを評価し判断することが適切である。

て分布していることを評価し判断することを
推奨する。
」の意味。

D.2 放射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 評価対象とする放射化金属等の放射化条件を 同左

化計算のめの放射化計算を行う上で必要となる入力条件の設定方 適切に網羅できる複数の入力条件の設定

入力条件

法には，次の 2 種類がある。

の基本設－ 点推定法向け: 評価対象とする放射化金属等の元素 「評価対象とする放射化金属等の放射化条件
8 / 37

左記以外

定フロー

濃度分布，中性子フルエンス率及び照射条件の代表的な の範囲（元素条件、中性子条件及び照射条件）
値（平均値，保守的な値など）を入力条件として設定す を考慮して、この範囲を網羅できる」の意味
る。
－ 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定法のための基本設定フローを，図D.1 に示す。各入力条件は，次のステップで選択することで，評価対象とする放射化金属等の放射化条件を適切に網羅できる複数の入力条件の設定が可能となる。

D.3 評価 D.3.1 評

中性子フルエンス率（フラックス及びスペクトル）を設 評価対象とする放射化金属等の選定した照射位置ごとに適切な中性子条件を設定する

対象放射 価対象放定するためには，評価対象とする放射化金属等の評価す 附属書 D の「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る基化金属等 射化金属

る照射位置を選択し，その位置での炉内の中性子フルエ 本的な考え方」に示す「軸方向、径方向の中性子の設定分布を踏まえた設定」の意味の評価位 等の形状

ンス率を特定する必要がある。このためには，まず，評価

置の選択

及び設置

対象とする放射化金属等の形状及び原子炉内での設置方

方向によ向，配置位置を考慮した照射位置を選定した上で，評価る照射位対象とする放射化金属等の選定した照射位置ごとに適切置の設定な中性子条件を設定する。

D.4 元素 D.4.3 元

元素濃度分布条件の設定には，評価対象とする放射化金 標準偏差は，保守性を考慮した上で適切な値を設定すればよい

成分条件 素分析デ属等の材料のロット及び収集した元素分析データの数量 「取得した元素分析データ数及び元素濃度分布の設定方法に応じて、標準偏差を次から

の設定

ータ数量

に応じて，代表性又は保守性を考慮した上で，次の a)～ 選択する」の意味。

に応じたd)の濃度分布条件設定方法の適用が望ましい。

濃度分布

なお，標準偏差は，保守性を考慮した上で適切な値を設

条件設定定すればよいが，不純物成分元素及び微量成分元素であ ―元素分析データ数が非常に少ない場合の設定方法：―元素分析データ数が比較的少ない場合：
保守的な標準偏差

れば，同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布

検出値を平均値として使用する方法：を参考にして標準偏差を設定する方法も適用できる。

保守的な標準偏差

ただし，同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分

検出値以下で元素の濃度分布を仮定する方法：

布を参考にする場合は，参考とする元素分析データを収平均的な標準偏差集した上で，参考とした同一の元素の標準偏差に濃度依 ―元素分析データに検出下限値しかない場合：存性がないこと，及び参考とした化学的性質が類似した

検出値以下で元素の濃度分布を仮定する方法：

元素との間で標準偏差に差異がないことを評価する必要

平均的な標準偏差がある。
表 D.6―元素分析データに検出下限値しかない元素の濃 放射化学分析結果から推定する方法：
度分布条件設定方法

放射化学分析結果などを鑑み，必要に応じて，適切な保守性を考慮する。
9 / 37

「放射化学分析結果の数に応じた、ばらつきを勘案した保守性」の意味。
放射化学分析結果の数に応じた設定方法は、上記を参照ください。

D.5 中性 D.5.2 中

中性子フルエンス率は，適用する放射能濃度決定方法に

子条件の 性子フル

応じ，次のいずれかの方法による設定がある。

設定

エンス率

a) 個別に条件設定する方法 中性子の照射履歴に基づ は放射能濃度評価結果が大きくなるように代 適切又は放射能濃度評価結果が大きくなどの設き，評価対象とする放射化金属等ごとに，中性子条件を 表する中性子条件を設定する方法。

定方法

詳細に設定する方法。なお，放射化断面積については，中 「放射能濃度評価結果が大きくなるように代 する方法。

複数の評価対象とする放射化金属等を適切又 複数の評価対象とする放射化金属等をなるように代表する中性子条件を設定

性子スペクトルの代表性を確認した上で，値を設定する 表する中性子条件を設定する方法」で読む。

平均的な中性子条件が設定可能な場合こともある。

に平均的な中性子条件として設定するb) 代表条件を設定する方法 中性子の照射履歴に基づ方法。

き，複数の評価対象とする放射化金属等を適切又は放射能濃度評価結果が大きくなるように代表する中性子条件 複数の評価対象とする放射化金属等を適切に 複数の評価対象とする放射化金属等をを設定する方法。 なお，濃度比を用いる場合及び濃度分 代表する条件範囲を設定することもある

適切に代表する条件範囲を設定するこ布評価法によって決定する場合は，個別の条件の代わり 複数の評価対象とする放射化金属等に対し，変 ともあるに，複数の評価対象とする放射化金属等を適切に代表す 動幅を考慮し，中性子フルエンス率として濃度 同左。
る条件範囲を設定することもある。 さらに，放射化計算 比法は網羅する，濃度分布評価法は代表する条の条件の設定を目的とした中性子フルエンス率の評価を 件範囲を設定することもある。
行う場合には，中性子フルエンス率の計算に利用するコード及び群定数について，利用の目的を十分考慮した上 適切な手法（信頼性のある放射化計算コード） 適切な手法（信頼性のある放射化計算コで，適切な手法（信頼性のある放射化計算コード）を適用 を適用することがあるード）を適用することがある

することがある。中性子計算は，炉心核的性能計算（単位 放射化計算の条件の設定という利用目的に沿 同左。
燃料集合体核特性計算コード，3 次元核熱水力解析），ボ った信頼性のある放射化計算コード及び群定
ルツマンの中性子輸送方程式を解く手法が主流であり， 数を適用するという意味。
10 / 37

Sn 法（微分型中性子輸送方程式），モンテカルロ法，直接積分法などが該当する。これらの計算手法に加えて，外挿計算法，アルベド輸送計算法などを，それぞれの特徴に合わせて使用する。
例 1 断面積ライブラリ（核データ）としては，日本原子力研究開発機構の JENDL，米国ブルックヘブン国立研究所の ENDF/B などがある。
例 2 計算コードとしては，Sn 法を用いた輸送計算コー
ドには，米国オークリッジ国立研究所の ANISN，DOT，
TORT が，
モンテカルロ法を用いた輸送計算コードには，
米国ロスアラモス国立研究所の MCNP がある。
D.6 照射 D.6.1 中

表 D.8―プラント寿命中における中性子の照射時間及び 評価対象とする放射化金属等の中性子の照射時間が必ずしも一律でない場合，中性子の条件の設 性子の照照射停止時間の基本的考え方

定

照射時間（合計）の実績などで適切な分布形状（例えば，正規分布）を設定する

射条件設
例で示している正規分布を意味している。

定の基本
的考え方

D.6.2 中 D.6.2.1

照射条件である中性子の照射時間及び中性子の照射停止

性子の照 中性子の時間については，中性子の照射履歴に基づき，放射能濃 中性子の照射履歴に基づき，放射能濃度決定方 中性子の照射履歴に基づき，放射能濃度

射条件設 照射にお度決定方法の種類に応じて，評価対象とする放射化金属 法の種類に応じて，評価対象とする放射化金属 決定方法の種類に応じて，評価対象とす定におけ ける考慮

等ごとに照射条件を詳細に，又は複数の評価対象とする 等ごとに照射条件を詳細に，又は複数の評価対 る放射化金属等ごとに照射条件を詳細る考慮事 事項

放射化金属等を適切に代表する条件（又は放射能濃度評 象とする放射化金属等を適切に代表する条件 に，又は複数の評価対象とする放射化金項

価結果を大きくする保守的な条件）の設定が必要となる。 （又は放射能濃度評価結果を大きくする保守 属等を適切に代表する条件
また，濃度比を用いる場合，換算係数を用いる場合及び 的な条件）の設定
濃度分布評価法によって決定する場合は，個別の条件の平均的に照射条件を設定する方法。

代わりに，複数の評価対象とする放射化金属等を適切に 「放射能濃度評価結果を大きくする保守的な代表する条件範囲を設定することもある。照射条件を設 条件」でよむ。
定する場合に考慮する必要のある基本的な事項を，表11 / 37

D.9 に示す。

D.6.2.2

中性子の照射時間は，放射能濃度に大きな影響を与える 評価対象とする放射化金属等の中性子の全照射時間の長さに応じて放射化計算の条件設

中性子のため，評価対象とする放射化金属等の放射能濃度を決定 定を変えるなど，適切に考慮する必要がある。

照射時間

する場合は，評価対象とする放射化金属等の放射能濃度を代表できるような照射時間，又は放射能濃度評価結果 下表の考え方による照射期間の考慮が大きくなるような照射時間の条件を設定する必要がある。
一方，中性子の照射時間の長さが放射能濃度比に与える影響については，原子力発電所の供用期間中に発生する廃棄物の照射時間（～10 年連続照射）程度であれば，影響は比較的小さい。しかしながら，解体時などに発生する廃棄物の中性子の照射時間（例えば，数十年にわたる
長期照射が相当）になると，60Co などの比較的短半減期
核種に関しては，放射能濃度に対する影響が生じるため，
これら比較的短半減期核種との濃度比を用いる場合には，評価対象とする放射化金属等の中性子の全照射時間の長さに応じて放射化計算の条件設定を変えるなど，適切に考慮する必要がある

D.6.2.3

60Co のような比較的短半減期の核種は，中性子の照射が 中性子の照射が完全に終了した後の減衰の影響を受けるため，減衰期間を適切に考慮し照射終了

完全に終了した後の減衰の影響を受けるため，減衰期間 た結果の補正を行う

後の時間を適切に考慮した結果の補正を行う必要がある（ただし，（全ての減衰補正の効果が小さい場合は，中性子の照射停止時の 減衰期間に関しては、附属書 D の「表 D.9―照射条件の設定において考慮が必要な基本

照射が終

放射化計算結果をそのまま適用してもよい）。

了した後

なお，放射能濃度比を用いる場合において，Key 核種及の）び難測定核種の組合せに，比較的短半減期核種及び比較事項」に示す事項を考慮して、補正を行う。

的長半減期核種の組合せを利用する場合は，Key 核種の非破壊外部測定結果などに適切な減衰補正を考慮する必要がある。
例 Key 核種に 60Co を適用する場合は，非破壊による外部から測定した 60Co の放射能濃度を廃棄物発生日に減12 / 37

衰補正し，これに放射化計算結果で算定した“濃度比”を乗じて廃棄物発生日での難測定核種濃度を算定した上で，難測定核種の放射能濃度を評価したい日の放射能濃度に減衰補正するなどの考慮が必要である。

D.6.2.4

中性子の照射停止時間の合計が同一であれば，原子炉の 放射化計算の条件を設定する場合は，実態に合わせた中性子の照射停止時間（合計）を設

照射停止

供用期間中の照射が停止している各々の時間の大小は， 定した上で，これを中性子の照射期間中に均等に配分するなどの方法を適用することも時間（供60Co のような比較的短半減期の核種であっても，放射能 適切である。

用期間中濃度，濃度比のいずれに対する影響も基本的に小さい。 「実態に合わせた中性子の照射停止時間（合計）を設定した上で，これを中性子の照射期に お け

このため，放射化計算の条件を設定する場合は，実態に 間中に均等に配分することを推奨する」の意味。

る）合わせた中性子の照射停止時間（合計）を設定した上で，これを中性子の照射期間中に均等に配分するなどの方法を適用することも適切である。
ただし，中性子の照射停止時間の合計が同一であっても，長期間の中性子の照射停止時間が含まれる場合（B.4.2 参照）は，長期照射停止を終了し，再起動したしばらくの期間は，減衰による放射能濃度低下の影響が大きい場合もあるため，長期間の中性子の照射停止を行った場合には，この点を配慮する必要がある。

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

総放射能量を評価する場合

E.2 原 廃 E.2.1 基

原廃棄物分析法は，適用対象とする貯蔵タンクに保管廃棄 あらかじめ貯蔵タンク内での廃棄物が均一混合できると見なすことが可能な場合は，

棄 物 分 析 本的な考されている使用済樹脂，使用済樹脂の処理後に発生する廃 均一混合後に，代表試料を 1 点採取し，代表試料の放射化学分析等を行うことによっ

法 の 試 料 え方液などの廃棄物全体の代表試料を採取して，これを放射化 て，原廃棄物分析法の適切な適用が可能となる。

採取方法「均一混合後に，代表試料を 1 点採取し，代表試料の学分析等をすることで，廃棄物全体の放射能濃度を直接的 原廃棄物分析法の適用として、に決定する方法である。このため，原廃棄物分析法を適用す 放射化学分析等を行うことを推奨する」の意味。
る場合には，廃棄物の代表試料を採取することが重要となる。

貯蔵タンク内で廃棄物が均一混合できると見なすことが難しい場合は，貯蔵タンクか

ここで，原廃棄物分析法の適用も想定される使用済樹脂等 ら複数の試料（一次試料）を採取し，各々の一次試料に対して放射化学分析等を実施
13 / 37

左記以外

の代表試料の採取の考え方は，貯蔵タンクでの廃棄物の均 するか，複数の一次試料から調整した二次試料を代表試料として放射化学分析等を実一性の確保の状況などによって異なる。原廃棄物分析法に 施することで，原廃棄物分析法の適切な適用が可能となる。
原廃棄物分析法の適用として、「貯蔵タンクから複数の試料（一次試料）を採取し，おける代表試料採取の基本的な考え方は，次による。

a) 廃棄物の均一性が確認できる場合 かくはん（撹拌）機器 各々の一次試料に対して放射化学分析等を実施するか，複数の一次試料から調整したによる混合などによって，あらかじめ貯蔵タンク内での廃 二次試料を代表試料として放射化学分析等を実施することを推奨する」の意味。
棄物が均一混合できると見なすことが可能な場合は，均一
混合後に，代表試料を 1 点採取し，代表試料の放射化学分析等を行うことによって，原廃棄物分析法の適切な適用が可能となる。
b) 廃棄物の均一性が確認できない場合 貯蔵タンクに混合処理のためのかくはん（撹拌）機器などがなく，かつ，あらかじめ貯蔵タンク内で廃棄物が均一混合できると見なすことが難しい場合は，貯蔵タンクから複数の試料（一次試料）を採取し，各々の一次試料に対して放射化学分析等を実施
するか，複数の一次試料から調整した二次試料を代表試料として放射化学分析等を実施することで，原廃棄物分析法
の適切な適用が可能となる。
E.2.2 代 E.2.2.1 廃a) 均一混合処理 原廃棄物分析法の適用対象とする貯蔵タ 適切な混合処理方法：

表試料の 棄 物 の 均

ンクでのかくはん（撹拌）などの混合処理によって，あらか 均一混合できる混合処理方法として「表 E.1 に示す混合処理方法を適用した場合があ採取・調 一 性 が 確

じめ貯蔵タンク内での廃棄物を均一混合できる場合として り、これを推奨する」の意味。

整方法

認できる

は，表 E.1 に示す適切な混合処理方法を適用した場合があ場合る。

E.2.2.2 廃あらかじめ原廃棄物分析法の適用対象とする貯蔵タンク内 貯蔵タンクから適切な複数の一次試料を採取：

棄物の均の廃棄物の均一混合状態の評価が難しい場合は，貯蔵タン 複数の一次試料を採取として、附属書 E の「表 E.2－一次試料の採取方法」に示す方

一混合性

クから適切な複数の一次試料を採取し，必要に応じて，これ 法の意味。

が確認でを均一に混合した二次試料を試料として調整する。

きない場

なお，一次試料の採取方法及び二次試料の調整方法につい合ては，一般産業分野におけるタンクなどの試料採取方法である次の日本工業規格を参考とすることができる。
－ JIS K 2251:2003 原油及び石油製品－試料採取方法
14 / 37a) 一次試料の採取方法及び採取位置 一次試料は，採取す 貯蔵タンクの大きさなどに応じ，適切な採取位置を決定する：る場所（貯蔵タンク，移送・抜出しラインなど），貯蔵タン 採取位置として、附属書 E の「表 E.2－一次試料の採取方法」に示す一次試料の採取
クの大きさなどに応じ，適切な採取位置を決定する必要が 位置の意味。
ある。一例として，JIS K 2251:2003 における一次試料採取
方法を，表 E.2 に示す。 なお，試験，解析評価などを行い，適用対象とする貯蔵タンクでの廃棄物の適切な採取位置を，あらかじめ決定した上で，一次試料を採取することも可能である。
E.3 原 廃E.2 に示した方法で採取した代表試料の放射化学分析等を 処理方法による影響の適切な補正：

棄物分析

実施し，次の方法で，廃棄体中の核種別の放射能濃度を決定 処理方法による影響の補正方法として、「加熱処理などの核種の放射能濃度に影響を

法による

する。

評価方法

なお，固型化廃棄物に対して，加熱処理などの核種の放射能 よる補正を推奨する」の意味。

与える可能性のある廃棄物処理を適用する場合には、加熱による揮発性核種の揮散に濃度に影響を与える可能性のある廃棄物処理を適用する場
合は，処理方法による影響の適切な補正が必要となる。
E.4 原 廃原廃棄物分析法の基本的な適用のステップは，図 E.2 及び E.2.2 に示した均一混合による試料の採取，又は適切な複数の一次試料の採取：

棄物分析

次による。

方法の適

a) 原廃棄物分析法の適用性の評価 原廃棄物分析法の適用 味。

用のステの可否を判断する場合，適用対象廃棄物の特性（沈積物の有

ップ

無など）
，貯蔵タンクの混合処理などの特性について把握す 原廃棄物分析法として適用できる適切な放射化学分析結果が得られる：一次試料の採取として、附属書 E の「表 E.2－一次試料の採取方法」に示す方法の意る必要がある。 この場合に，貯蔵タンクの混合処理用機器 「次のいずれかの試料を放射化学分析することで得られた結果が、原廃棄物分析法とによる均一混合の可能性を，次のいずれかによって，把握し して適用できる放射化学分析の結果」であるとの意味ておく必要がある。

1) 採取又は調整した代表試料

1) かくはん（撹拌）用機器の性能による均一混合性の把握。 2) 採取した複数の一次試料
2) 貯蔵タンク内の混合状態の模擬試験などによる均一混合性の把握。

対象とした固型化処理前の廃棄物の範囲を適切に管理：

3) 貯蔵タンク内の混合状態の計算評価による均一混合性 「固型化処理前の廃棄物を対象とできる試料の採取元の範囲（評価対象とする貯槽、
15 / 37

の把握。

評価した放射能濃度が適用できる期間）の管理すること」を求めたもの。

b) 代表試料の採取 E.2.2 に示した均一混合による試料の採取，又は適切な複数の一次試料の採取及び均一混合による二次試料の調整が必要である。
c) 代表試料の放射化学分析 次のいずれかの試料を放射化学分析することで，原廃棄物分析法として適用できる適切な放射化学分析結果が得られる。
1) 採取又は調整した代表試料
2) 採取した複数の一次試料d) 原廃棄物分析法としての放射能濃度の決定方法 対象とした固型化処理前の廃棄物の範囲を適切に管理した上で，c) の放射化学分析結果から，E.3 に示す方法で，核種別の放射能濃度を決定する。
適切な混合時間の把握が必要：
試料採取ポイント B の場合、貯蔵タンクの循環ライン採取が可能となるタイミング
として、均一混合されたと判断できる「混合時間」の意味。

E.1－
原廃棄物分析法の適用を想定した使用済樹脂等の代表試料
採取方法の一例

16 / 37

表の注記、ただし，混合機器による均一性及び均一混合の判断条件は，機器の性能，試験・評価によって確認することが適切。
「均一混合の判断条件は，機器の性能，試験・評価によって確認することを推奨する」の意味。

図 E.2－原廃棄物分析法の基本的な適用フロー
附属書Ｆ なし
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合

G.1 元 素 G.1.2 元 G.1.2.1

起源元素の元素成分条件の設定フロー（図 G.3 を参照）の考

成 分 条 件 素成分条 概要

え方に基づき，元素成分条件の具体的な設定の例などについ （保守的に代表できる方法で読む）

保守的に代表できる方法で収集すること

の設定例

件の設定

て，次に示した。

がある。
：

における

G.1.2.2 元素成分データの収集例

考慮事項

元素成分データは，評価対象とする放射化金属等の種類，原

この場合の評価対象とする放射化金属等

及び例

材料の品質を考慮した上で，評価対象とする放射化金属等をの代表性の考慮事項としては，評価対象

適切又は保守的に代表できる方法で収集することがある。ことする放射化金属等の種類，品質，製造工の場合の評価対象とする放射化金属等の代表性の考慮事項

程などがある。

－

総放射能量を評価する場合評価対象とする放射化金属等を適切又はとしては，評価対象とする放射化金属等の種類，品質，製造工程などがある。
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， 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：

元 素 成 分 元素成分 収集した元素成分データ及び放射能濃度決定方法の種類に
条 件 の 設 条件の設 応じて，次のいずれかが選択できる。
定例

適切な適用方法は附属書 G の「表 G.9―元素成分条件の設定方式及び元素成分デー

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 タの種類の放射能濃度決定方法に対する組合せの例」に示す方法
17 / 37

左記以外

選定例

（元素成分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成分データ群によって濃度分布を設定する方式
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，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。

G.2 中 性 G.2.1 概b) 代表条件を設定する方法 照射履歴に基づき，複数の評価

子条件の 要対象とする放射化金属等を適切又は放射能濃度評価結果が 代表条件を設定する方法 照射履歴に基 代表条件を設定する方法 照射履歴に基設定例大きくなるように代表する中性子条件を設定する方法。

づき，複数の評価対象とする放射化金属 づき，複数の評価対象とする放射化金属

なお，濃度比法の場合及び濃度分布評価法によって決定する 等を適切又は放射能濃度評価結果が大き 等を適切又は放射能濃度評価結果が大き場合は，個別の条件の代わりに，複数の評価対象とする放射 くなるように代表する中性子条件を設定 くなるように代表する中性子条件を設定
化金属等を適切に代表する条件範囲を設定することもある。 する方法。

する方法。

参考として，評価対象とする放射化金属等の中性子条件の設 「放射能濃度評価結果が大きくなるよう 平均的に代表する中性子条件という意
定例として，BWR チャンネルボックス及び PWR 制御棒に に代表する中性子条件を設定する方法」 味。
対する中性子フルエンス率・中性子スペクトル条件設定の例 で読む。
を，G.2.2 及び G.2.3 に示す。この評価においては，BWR チャンネルボックス及び PWR 制御棒の照射位置ごとの中性 複数の評価対象とする放射化金属等を適 複数の評価対象とする放射化金属等を適
子フルエンス率・中性子スペクトルを評価しているが，実際 切に代表する条件範囲を設定することも 切に代表する条件範囲を設定することもの放射化計算の条件の設定を目的とした中性子フルエンス ある。
率・中性子スペクトルの評価を行う場合には，中性子フルエ
18 / 37ある。

ンス率・中性子スペクトルの計算に利用するコード及び群定 放射能濃度評価結果が大きくなるように 平均的に代表する条件範囲を設定すると数について，
利用の目的を十分考慮した上で，適切な手法（信 条件範囲を設定するという意味いう意味。

頼性のある計算コード）を適用することがある。
なお，中性子計算は，炉心核的性能計算（単位燃料集合体核
特性計算コード，三次元核熱水力解析など），ボルツマンの 適切な手法（信頼性のある放射化計算コ
中性子輸送方程式を解く手法が主流であり，Sn 法（微分型 ード）を適用することがある
中性子輸送方程式），モンテカルロ法，直接積分法などが該 放射化計算の条件の設定という利用目的当する。これらの計算手法に加えて，外挿計算法，アルベド に沿った信頼性のある放射化計算コード
輸送計算法などを，それぞれの特徴に合わせて使用する。ま 及び群定数を適用するという意味。
た，計算コードとしては，例えば，Sn 法を用いた輸送計算
コードに，米国オークリッジ国立研究所の ANISN[41]，
DOT[42]，TORT[43]が，モンテカルロ法を用いた輸送計
算コードに，米国ロスアラモス国立研究所の MCNP[44]が
ある。
G.2.3

PWR 制御棒に対する ORIGEN2 シリーズの適用を前提と

同左

PWR 制

した中性子条件の設定例は，次による。

御棒の中制御棒は，熱中性子に対する極めて強い吸収体であるため， 子スペクトルの関係を適切に評価する必

性子条件

制御棒の近傍及び内部での中性子フルエンス率分布の径方 要がある。

の設定例

向のゆがみ（ディプレッション効果）が生じる。ディプレッ

制御棒の位置，中性子フルエンス率・中性ション効果の概念を，図 G.8 に示す。また，制御棒が照射さ 制御棒の位置，中性子フルエンス率・中性
れる燃料有効部上端近傍では，図 G.9 に示すとおり，中性子 子スペクトルの関係を考慮した評価をす
フルエンス率分布の軸方向分布の勾配が大きい。

る必要がある。という意味。

したがって，中性子条件の設定においては，制御棒の位置，
中性子フルエンス率・中性子スペクトルの関係を適切に評価する必要がある。さらに，定格出力時には，原子炉内の全制御棒のうち，約 15 %の先端が炉心に挿入されている状態の制御バンク（D バンク）
，残りが全引抜き状態の ARO（AllRod Out）バンクにて運転されることも，考慮する必要がある。各バンクの概念図を，図 G.10 に示す。
同左
制御棒の近傍及び内部での中性子フルエ
ンス率のゆがみを適切に評価する必要がある
制御棒の近傍及び内部での中性子フルエ
ンス率のゆがみを考慮して評価する必要があるという意味。
19 / 37

図 G.8―PWR 制御棒における熱中性子フルエンス率のディ
プレッション効果（概念図）
G.3 照 射照射条件である照射時間及び照射停止時間については，表 －放射能濃度決定方法の種類に応じて，評条件設定

D.8 に示した照射履歴に基づき，放射能濃度決定方法の種類 評価対象とする放射化金属等ごとに詳細 価対象とする放射化金属等ごとに詳細なにおけるに応じて，評価対象とする放射化金属等ごとに詳細な条件， な条件，又は放射能濃度評価結果を大き 条件，又は複数の評価対象とする放射化

考慮事項

又は複数の評価対象とする放射化金属等を適切に代表する めにする保守的な条件

金属等を適切に代表する条件：

条件（又は放射能濃度評価結果を大きめにする保守的な条照射時間に関して、照射実績の平均値及件）の設定が必要となる。また，濃度比法の場合，換算係数

び照射停止時間の平均値を適用した条法の場合及び濃度分布評価法の場合は，個別の条件の代わり件。

に，複数の評価対象とする放射化金属等を適切に代表する条
個別の条件の代わりに，複数の評価対象

件範囲を設定することもある。

とする放射化金属等を適切に代表する条件範囲を設定することもある。
照射時間に関して、照射実績の平均値及び照射停止時間の平均値を適用した条件。

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

総放射能量を評価する場合

H.2 基 本 H.2.4 検H2.3 において，検出困難元素の濃度分布評価（標準偏差の作 元素濃度データは，鉱物，岩石などからの試料を適切に代表している

的 な 考 え 出困難元成）に，鉱物，岩石などからの試料の元素濃度データを適用で 「元素濃度データの代表性として、標準偏差に産地・種類・濃度の依存性がないこ

方

素の濃度

きることが確認できた場合は，次の手順で，検出困難元素の標 とを評価したデータを対象とする」という意味。

分布評価

準偏差を作成し，濃度分布を評価する。

方法a) 利用する元素濃度データの選定 H.2.2 で収集した元素濃 設定する標準偏差の特性などを鑑みた適切な範囲から収集されていること。
度データに対し，次の点を考慮し，検出困難元素の標準偏差の 同上設定に利用する範囲（実際に利用する元素濃度データ）を選定
元素濃度データの適切な利用範囲を設定する。

する。
1) 元素濃度データの代表性

検出困難元素の標準偏差の設 「産地，種類ごとに収集したデータ群がもつ信頼性などの評価を行い、実際に利用定に利用する元素濃度データは，鉱物，岩石などからの試料を する元素濃度データの範囲を設定する」という意味。
適切に代表している（標準偏差に産地・種類・濃度の依存性がないなど），又は設定する標準偏差の特性などを鑑みた適切な 統計的な手法などの適切な方法で設定する範囲から収集されていることを，あらかじめ確認しておく必要 統計的な手法として、附属書 H の「表 H.1－検出困難元素の平均的な標準偏差の設定方法の例」に示す方法の意味。

がある。
2) 元素濃度データの信頼性 区分ごと（産地，種類など）に収

20 / 37

左記以外

集したデータ群がもつ信頼性などの評価を行い，元素濃度デー
タの適切な利用範囲（実際に利用する元素濃度データ）を設定する必要がある。
b) 平均的な標準偏差の設定方法 検出困難元素の標準偏差は，a) で選定した元素濃度データを利用し，評価上の保守性などを踏まえた上で，統計的な手法などの適切な方法で設定する。平均的な標準偏差の設定方法の例を，図 H.3 及び表 H.1 に示す。
c) 検出困難元素の濃度分布評価 検出困難元素の濃度分布として，平均値及び標準偏差を設定する。平均値は，図 H.1 に示したように，評価対象廃棄物（材料）の元素分析データの検出
値又は検出下限値を推定する元素の濃度分布の上限値として，b)で選択・設定した検出困難元素の平均的な標準偏差（鉱物，
岩石などからの試料の元素濃度データで設定）を利用して設定する。濃度分布の上限値の位置（例 濃度分布の上限値＝平均値＋2σ の濃度）は，放射化計算で得られる廃棄物濃度の保守性などを踏まえ，適切に設定する。 なお，上記で設定した平均値と，b) で選択・設定した検出困難元素の平均的な標準偏差とが，6.1.2.2.3 に示す起源元素の元素成分条件（濃度分布から設定）となる。
H.3 検 出 H.3.1 元a) データ収集方針 有識者検討会の報告書では，検出困難元素 微量成分元素の元素濃度データとして適切でない可能性がある

困 難 元 素 素濃度デの特性などを考慮し，元素濃度データを次の方針で収集していの 濃 度 分 ータの収る。

布の評価 集－ 鉱物，岩石などからの試料の元素濃度データは，文献調査に から、鉱物，岩石などからの試料の元素濃度データに、生物は加えることはしない」

例て収集する。この時，可能な限り広範な産地からデータ収集で の意味。

「生物では代謝活動による影響，液体では元素の溶解度などによる影響があること

きるよう配慮する。
－ 鉱物，岩石などからの試料の元素濃度データの種類は，河川などの堆積物，土壌，及び各種材料の原材料である鉱物を対象とする。
b) 適用除外データ 有識者検討会の報告書では，a)の方針で収集した文献（元素濃度データ）であっても，次の条件に該当する場合は，検出困難元素の標準偏差の評価に適さないと判断し，除外している。
－ 分析結果の集計値（平均値など）だけが示されている文献
は，対数正規分布に関する評価が行えないため，除外する。ただし，対数正規分布による平均値及び標準偏差が示されている場合は除外しない。
21 / 37

－ 元素濃度データが 3 点未満の文献は，標準偏差を算出できないため，除外する。
－ 生物，液体（海水，地下水など）の元素濃度データに関する
文献は，除外する（生物では代謝活動による影響，液体では元
素の溶解度などによる影響があり，微量成分元素の元素濃度データとして適切でない可能性があるため）。
－ Th 及び U の元素濃度データに関する文献では，ウラン鉱
山及びジルコンに関する文献は，除外する（ウラン鉱山及びジルコンでは，Th 及び U が部分濃集しており，微量成分元素の元素濃度データとして適切でない可能性があるため）。
－ c) で作成する元素濃度データのデータ群に，検出下限値が含まれていた場合は，該当するデータ群を除外する。
H.3.3 検有識者検討会の報告書では，H.3.2 において，H.3.1 で収集した Cl，Th 及び U の元素濃度データは，鉱物，岩石などからの試料を適切に代表して出困難元

元 素 濃 度 デ ー タ を 利 用 し ， 次 の と お り ， SUS304 及 び いると評価

素の濃度

ZrTN804D の Cl，Th 及び U の濃度分布を評価（標準偏差を 「附属書 H の H3.2 の評価結果（標準偏差の同等性の確認、対数正規性の確認、材分布評価設定）している。

料の製造工程の影響の確認）を行った上で、代表していると評価した」という意味。

a) 利用する元素濃度データ
1) 元素濃度データの代表性 有識者検討会の報告書では， 利用するデータの信頼性を向上する意味で，元素濃度データの適切な利用範囲をあH3.2 の評価結果をもって，H.3.1 で収集した Cl，Th 及び U の らかじめ設定している
元素濃度データは，鉱物，岩石などからの試料を適切に代表し 具体的には，まず，対数正規確率図（元素濃度と累積度数との関係）にプロットし，相関係数を算出する。

ていると評価している

2) 元素濃度データの信頼性 収集した元素濃度データ（デー 次に，各データ群のデータ数と相関係数との関係を整理し，
タ群）は，データ群ごとに必ずしも一定以上のデータ数がある 最終的に、データ数が 20 点以上のデータ群だけを，検出困難元素の濃度分布評価
わけではなく，また，データ数の少ないデータ群ほど算出した に利用する範囲としている。
標準偏差のばらつきが大きくなることを考慮し，有識者検討会の報告書では，利用するデータの信頼性を向上する意味で，元
素濃度データの適切な利用範囲をあらかじめ設定している。
具体的には，まず，データ群ごとに元素濃度データを対数正規
確率図（元素濃度と累積度数との関係）にプロットし，対数正規確率図上での相関係数を算出する（相関係数が大きいほどデータ群の対数正規性が高い）。次に，各データ群のデータ数と相関係数との関係を整理し，相関係数の平均値と相関係数の99 %信頼下限値の平均との関係から，両者が安定する範囲として，データ数が 20 点以上のデータ群だけを，検出困難元素の濃度分布評価に利用している（図 H.21 から図 H.23 参照）。
b) 検出困難元素の濃度分布評価（標準偏差の設定） 有識者検 Cl，Th 及び U とも代表性及び信頼性を評価した上で元素濃度データの適切な利用討会の報告書では，a)で利用範囲を設定した元素濃度データ 範囲を設定
22 / 37（データ数が 20 点以上のデータ群）を利用し，表 H.6 に示す
3 種類の方法（表 H.1 に示す方法と同じ）で，Cl，Th 及び U 上記参照の標準偏差を設定している。 なお，有識者検討会の報告書では，a)に示したとおり，Cl，Th 及び U とも代表性及び信頼性を評価した上で元素濃度データの適切な利用範囲を設定していることから，必ずしも過度な保守性をもった標準偏差の設定を行う必要はないとの理由で，標準偏差の平均値の 99 %信頼下限値で設定した標準偏差の利用を推奨している。
H.3.4 化

有識者検討会の報告書では，同じアクチノイド元素である Th 収集したデータ群がもつ信頼性などについて評価を行い，適切な利用範囲を設定す

学的性質

及び U を例にして，次の点を踏まえ，化学的性質が類似した元 るが類似し素濃度データを利用した検出困難元素の濃度分布評価（標準偏 附属書 H の H.3.2 及び H.3.3 において，代表性（産地、種類）及び信頼性（標準偏た元素濃差の設定）も可能であると評価している。

度データa) 評価に利用した元素濃度データ 化学的性質が類似した元 上で利用範囲を設定した元素濃度データの利用

素の濃度データは，区分（産地・種類など）ごとに収集したデ差の同等性の確認、対数正規性の確認、材料の製造工程の影響の確認）を評価した

ータ群がもつ信頼性などについて評価を行い，適切な利用範囲を設定する必要がある。 このため，有識者検討会の報告書では，Th，U の標準偏差の類似性の評価には，H.3.2 及び H.3.3
において，代表性及び信頼性を評価した上で利用範囲を設定した元素濃度データを利用している。

附属書 I（参考）濃度比を用いる場合の計算例
章

規定内容

I.1 基 本 I.1.2

最大放射能濃度を評価する場合

放c) 中性子照射条件 評価対象廃棄物の中性子照射時間及び原子炉 表中の中性子照射時間（合計）の実績など的な考え 射化計算

供用期間中の中性子照射停止時間を設定。 なお，60Co などの比較 で適切な分布形状（例えば，正規分布）を

方

の条件の

的短半減期の核種に対しては，長期間にわたる中性子照射を受ける 設定する

設定

場合は，中性子照射期間中の核種の減衰の影響を考慮する必要があ 中性子照射時間の分布は、対象によって、る。

下記のように異なるため、対象の実績を例 3 中性子照射時間及び原子炉供用期間中の中性子照射停止時間 踏まえて選択することを推奨したもの。
の設定の基本的な考え方は，次による。

CB：正規分布PWR 制御棒：D バンクの場合は、指数分
布、ARO バンクの場合は、正規分布

23 / 37

総放射能量を評価する場合

左記以外

I.1.4用方法

適濃度比を用いる場合（I.1.3 の放射化計算結果を利用）の基本的な適 中性子照射時間が適切な適用範囲にある
用方法は，次による。

こと，又は適切な補正を行う。

a) Key 核種の選定 次のいずれかに適合する Key 核種を選定
適切な適用範囲；

1) 外部から検出が比較的容易な γ 線放出核種である。

2) 評価対象廃棄物ごとの放射能濃度を放射化計算によって算出で 2 半減期で Key 核種に選定した Co-60 の減衰の影響が表れることから、適用するきる核種である。

b) 放射能濃度の決定方法 式(1)を適用して，評価対象廃棄物の放 期間の範囲は 10 年程度とする意味。
射能濃度を決定する。 なお，放射能濃度を決定する場合は，次を考慮する。

適切な補正：

1) Key 核種濃度を放射化計算で設定した日に減衰補正する。

Key 核種に選定した Co-60 の減衰の影響

2) 60Co などの比較的短半減期の核種に対して適用する場合，中性 を評価対象期間に応じて、補正する意味。
子照射時間が適切な適用範囲にあること，又は適切な補正を行う。
A＝R×B ......................................................... (1)
ここに， A ： 難測定核種の放射能濃度 (Bq/t)
R ： 濃度比B ： Key 核種の放射能濃度 (Bq/t)c) 濃度比の決定方法 式(1)に示す濃度比 R の決定手順は，次による。
1) 濃度比の算出方法 式(2)を使用して，式(1)の濃度比 R を算出する。
なお，代表条件による放射化計算を行う場合は，放射化計算結果の濃度比をそのまま適用する。
c) 濃度比の決定方法 式(1)に示す濃度比 R の決定手順は，次によ 適切なデータ数の取得の考え方：
24 / 37

る。

濃度比の値を決定するための放射化計算

1) 濃度比の算出方法 式(2)を使用して，式(1)の濃度比 R を算出す 結果の数が十分であるデータ数の取得のる。

考え方の意味。

なお，代表条件による放射化計算を行う場合は，放射化計算結果の濃度比をそのまま適用する。
ここに， xi ： Key 核種の放射能濃度（i＝1…n）
yi ： 難測定核種の放射能濃度（i＝1…n）
n ： 放射化計算結果の数
2) 濃度比決定のための放射化計算結果（評価データ）の充足性 評
価対象廃棄物中の難測定核種及び Key 核種の濃度比の値を決定するための放射化計算結果の数が，十分であるかどうかの判断は，
ISO21238:2007[1]に示されている適切なデータ数の取得の考え方を踏まえた次の判断を適用できる。
－ 得られた放射化計算結果の数に応じた放射化計算結果群（デー
タベース）が示す統計値の安定性に関して，放射化計算の追加によって統計値の安定性に明確な向上が見込めなければ，十分と判断してよい。
I.2 計 算 I.2.2
例

放 I.2.2.1 元 I.2.2.1.1

I.2.2.1.2 元素成分条件の設定

各元素の適切な濃度分布条件の設定：

射化計算 素成分条 評価対象 d) 各元素の濃度分布条件の設定 各元素の濃度分布条件（平均値， 下記のように、元素分析データ数に応じの条件の 件核種の起 標準偏差，最小値及び最大値）の設定については，各元素の元素分 た濃度分布条件の設定を行う意味。

設定

源元素の 析データの収集状況を考慮し，元素分析データ数に応じた分類ごと ・元素分析データ数が比較的少ない元素
選定に，各元素の適切な濃度分布条件の設定を行った。
1) 元素分析データ数が比較的少ない元素

・元素分析データ数が非常に少ない元素

ZrTN804D 及び ・元素分析データに検出下限値しかない

SUS304 の元素分析データ数（検出値）が比較的少ない元素の濃度

元素

分布条件は，次のとおり設定し，設定した結果を，図 I.1 に示す。
1.1) 対数正規分布及び正規分布形状で設定した元素 ZrTN804D
及び SUS304 の元素の濃度分布は，表 I.7 に示すように，対数正規
分布又は正規分布を設定した。
なお，標準偏差は，元素分析データの少なさを考慮し，母分散の95 %信頼上限値（母分散の推定）を適用して設定した。
I.2.3

放 I.2.3.1 放射化計算

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 適切に代表した放射化計算の条件での多数の放射化計算結果

射化計算

属等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 評価対象となる放射化金属等の条件範囲（元素、中性子、照射）をランダムサン

用データの放射能濃度データによって難測定核種及び Key 核種の濃度比（す プリングによって網羅した放射化計算の条件の意味の設定

なわち，ス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化計算の条件での多数の放射化計算結果（評価デー 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。 囲を適切に設定
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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 下表のように、中性子照射条件を実績データに基づき、設定するとの意味。
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

中性子照射位置の出現頻度分布を適切に設定

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 実際の CB や制御棒の炉内への設置条件を踏まえて、下表のように、中性子照射
位置を設定するとの意味。

分布を踏まえ，元素ごとに適切な濃度分布を設定した。
中性子条件は，評価対象である ZrTN804D（BWR チャンネルボッ
クスの本体）及び SUS304（PWR 制御棒の被覆管）に対する中性子条件を設定する上での評価対象廃棄物の配置位置の移動条件及び形状，設置方向の原子炉軸方向の一様分布を考慮して I.2.2.2 で設定した中性子条件とした。
中性子照射条件は，附属書 B に示したように，中性子照射条件は，全体的な設定値が同一であれば，各運転サイクルの間の差異の影響は，非常に小さいため，I.2.2.3 で設定した実態の分布を踏まえた中性子照射時間及び均等設定した中性子照射停止期間とした。
元素成分条件，中性子条件及び照射条件の放射化計算の条件の出現
頻度分布の設定結果をまとめたものを，表 I.16 に示す。

元素ごとに適切な濃度分布を設定した
元素分析データ数に応じた濃度分布条件の設定を行う意味。
・元素分析データ数が比較的少ない元素
・元素分析データ数が非常に少ない元素
・元素分析データに検出下限値しかない元素
I.2.4

適 I.2.4.3 濃a) 濃度比の算出 評価対象廃棄物全体の放射能濃度は，様々な放射 複数回の放射化計算結果を使用して濃度比を算出する場合には，幾何平均の適用
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用例

度比の決化条件下にあり，数桁にわたる広範囲の放射能濃度で分布するもの が適切である

定方法もあり，一般に，難測定核種及び Key 核種の放射能濃度は，対数正 第 3 回会合における日本原子力学会への説明依頼事項に対する回答の回答 13(4)規分布で評価される。また，難測定核種及び Key 核種の濃度比も基 （幾何平均による保守性）を参照ください。
本的に相関関係をもつ二変量対数正規分布に従うため，複数回の放射化計算結果を使用して濃度比を算出する場合には，幾何平均 9)の適用が適切である。図 I.8 及び図 I.9 に示した BWR のチャンネル
ボックスの本体及び PWR 制御棒の被覆管の難測定核種，並びにKey 核種の濃度比は，図 I.10 及び図 I.11 に示すとおり，難測定核種及び Key 核種の濃度比が対数正規分布を示すため，式(2)に示した埋設総放射能の評価に適用する放射能濃度の決定に適用する濃度比は，幾何平均を適用して算出している（濃度比は，値が大きくなるように，有効数字 3 桁目を切り上げて表示している）。 なお，
濃度比の分布形状が対数正規分布に明らかに従わず，最大放射能濃度の評価の観点では，ばらつきを踏まえた保守性の考慮が必要な場
合には，算術平均などによって濃度比を算出する。
注 9) AESJ-SC-F10:2007 では，浅地中ピット処分廃棄物の放射能濃度決定方法に適用するスケーリングファクタの算出方法として，式(2)に示した幾何平均が記載されている。
b) 放射化計算結果（評価データ）の充足性 放射化計算結果（評価 ISO21238:2007 に示されている適切なデータ数の取得の考え方データ）の数が，濃度比決定のための評価データとして十分である 代表的な統計値である相関係数の安定性（すなわち，各データ数における相関係
かどうかについては，計算して得られた放射化計算結果の数に応じ 数の平均値及び相関係数の95 %信頼下限値の差が示す不確定性の減少の度合い）て，放射化計算結果群（データベース）が示す統計値の安定性を踏 によって計算数の充足性を評価する考え方。
まえて判断すればよい。 ここで，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 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 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，濃度比を決定するためのデータ数としては，充足している。 なお，参考として，同様の方法で濃度比の安定性（各データ数における濃度比の平均値及び濃度比の 95 %信頼上限値の差が示す不確定性の減少の度合い）を評価した結果を，図 I.13 に示すが，濃度比の安定性の観点でも，上記と同様である。
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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

J.1 基本的 J.1.1
な考え方

考

え方

最大放射能濃度を評価する場合

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 適切な管理指標を決定する。

総放射能量を評価する場合

左記以外

同左

指標を決定する。次に，評価対象廃棄物のもつ管理指標の値 評価対象廃棄物の中性子照射量に比例すの範囲を考慮して代表的な中性子照射量を設定し，平均的又 る因子で管理されているデータを管理指は放射能濃度評価結果が大きくなるような中性子条件で放射 標とする。
化計算を実施する。

具体的な管理指標の例としては，制御棒

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 に対して原子力発電所で管理されているとして決定し，換算係数及び評価対象廃棄物がもつ管理指標 中性子照射量，BWR 燃料集合体のチャの値の積から放射能濃度を決定する。この方法による評価手 ンネルボックスなどに対して燃料の燃焼順の概略を，図 J.1 に示す。

度，炉心近傍に固定された機器に対して炉心の運転期間。

J.1.2

放c) 中性子照射条件 中性子照射時間の範囲は，個々の評価対

射化計算

象廃棄物の管理指標の値から中性子照射時間の実績を包含す 評価対象廃棄物の中性子照射時間の範囲 評価対象廃棄物の中性子照射時間の範囲の条件のるように設定する。範囲の設定には管理されている管理指標 内で適切に設定する。

設定の実績値，評価対象廃棄物に認可されている最大照射量など 評価対象廃棄物の中性子照射時間の範囲 評価対象廃棄物の中性子照射時間の範囲内で適切に設定する。

内で放射能濃度評価結果が大きくなるよ 内で放射能濃度評価結果が平均的になるから計算される中性子照射時間が利用できる。

放射化計算を行うための中性子照射時間の代表計算点は，評 う設定するとの意味。

よう設定するとの意味。

価対象廃棄物の中性子照射時間の範囲内で適切に設定する。
また，停止期間は，実績を踏まえて平均値又は放射能濃度評
価結果が大きくなるよう設定するか，若しくは基礎的な検討（附属書 B 参照）などによって中性子照射停止時間の放射能
濃度への影響が小さいことが明らかな場合は，設定しない。

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

K.1 基 本 K.1.1 考

濃度分布評価法によって決定する場合とは，評価対象とする的 な 考 え え方

廃棄物グループの放射化計算の条件が明確であり，その計算 廃棄物グループの元素分析データから 同左

方条件において求められる放射能濃度が一定範囲にある場合， 元素成分条件の変動範囲が把握できる
廃棄物グループの放射能濃度を，複数の理論計算によって求 ことから，その変動範囲を考慮して複数：めた放射能濃度の平均値などによって決定する方法である。 の元素成分条件を適切に設定できる。
このため，廃棄物グループの計算条件の変動幅を考慮した複 「廃棄物グループの元素分析データか数の放射化計算を行い，計算結果の分布から廃棄物グループ ら元素成分条件の変動範囲が把握できの放射能濃度を決定する。基本的な流れは，図 K.1 のとおり ることから，その変動範囲を網羅できる
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総放射能量を評価する場合

左記以外

となる。

複数の元素成分条件を設定できる。」の例えば，原子炉の運転開始から恒久停止まで原子炉内の一定 意味の位置に設置された一種類の材料で構成される構造物を適用
対象の廃棄物グループと考えると，廃棄物グループの元素分
析データから元素成分条件の変動範囲が把握できることから，その変動範囲を考慮して複数の元素成分条件を適切に設定できる。
K.1.4 適K.1.3 の放射化計算結果に基づき，濃度分布評価法によって用方法決定する場合の基本的な適用方法を次に示す。

適切なデータ数の取得の考え方：

同左a) 計算結果の安定性及び充足性の確認 計算結果のばらつ 放射能濃度の値を決定するための放射きが，ある一定の範囲内に安定し，かつ，平均値が一定値に 化計算結果の数が十分であるデータ数
収束していることを確認する。具体的には，平均値が示す統 の取得の考え方の意味。
計値の放射能濃度の安定性で評価でき，統計値の安定性の判断については，ISO 21238:2007[1]に示される適切なデータ数の取得の考え方を適用できる。
K.2 計 算 K.2.2 放 K.2.2.1 元 K.2.2.1.2
例

次の手順によって元素成分条件を選定した。

射化計算 素 成 分 条 元素成分 a) 元素成分データの収集 各元素の元素成分データについ 各元素の適切な濃度分布の設定を行っ 同左の条件の 件：条件の選 ては，表 K.7 に示すとおり，“評価対象廃棄物自体の品質サン た。

設定

定

プル又は同じ材料種類のサンプルの化学分析を行う方法”に 元素分析データ数に応じた濃度分布条
よって収集した元素分析データ（事業者が評価対象廃棄物（材 件の設定を行う意味。
料）中の元素の化学分析を実施した結果[3]）から，分析デー ・元素分析データ数が比較的少ない元素
・元素分析データ数が非常に少ない元素

タ群を作成した。

b) 元素成分条件の設定方法の選択 元素成分条件の設定方 ・元素分析データに検出下限値しかない
法は，a)で作成した分析データ群を使用し，“評価対象廃棄物 元素の元素分析データの濃度分布を設定する方式”を選択した。
c) 各元素の濃度分布基本形状の設定 評価対象廃棄物である黒鉛の各元素について，主成分，不純物の成分管理目標値の有無を踏まえ，濃度分布の基本形状を設定した結果を表K.8 に示す。
d) 各元素の濃度分布条件の設定 各元素の濃度分布条件（平均値，標準偏差，最小値，最大値など）の設定については，
各元素の元素分析データの収集状況を考慮し，元素分析デー
タ数に応じた分類ごとに，各元素の適切な濃度分布条件の設定を行った。 なお，C の元素成分条件については，黒鉛減速材の主要成分であるため，放射能濃度評価結果が大きくなる
ように，分析した微量元素成分を除いた全ての割合を保守的に割り当てた。
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1) 元素分析データ数が比較的少ない元素 元素分析データ数（検出値）が比較的少ない元素の濃度分布条件の設定結果を
図 K.2 に示す。元素の濃度分布としては，表 K.9 に示すように対数正規分布を設定した。 なお，標準偏差は，元素分析データの検出値の少なさを考慮し，母分散の推定の 95 %信頼上限値から求めた値を標準偏差として設定した。
2) 各元素の濃度分布条件設定結果 1)に基づき，各元素の濃度分布条件を設定した結果を，元素分析データとともに，図K.3 及び表 K.10 に示す。
K.2.3 放 K.2.3.1

濃度分布評価法によって決定する場合の基本的な考え方は，

射化計算

放射化計

適切な放射化計算の条件での多数の放射化計算結果によって 濃度分布評価法によって決定する場合 同左

算用デー

廃棄物グループの放射能濃度を評価・設定することである。 の基本的な考え方は，適切な放射化計算

タの設定

したがって，対象となる廃棄物の元素成分条件，中性子条件 の条件での多数の放射化計算結果によ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 って廃棄物グループの放射能濃度を評考慮した放射化計算用の入力データ群を作成し，放射化計算 価・設定することである：
による評価を進めることが必要となる。

「対象となる廃棄物の条件（元素成分条

このため，放射化計算に必要な放射化計算入力データについ 件，中性子条件及び照射条件の範囲並びては，評価対象廃棄物の照射条件などを考慮した放射化計算 にその分布）を網羅する条件を意味す」
範囲を適切に設定した上で，ランダムサンプリングによる複 る。
数の計算条件を設定した上で，計算を実施するように設定す 対象となる廃棄物の元素成分条件，中性
るか，全体の分布を評価した結果に基づき一つの値を設定す 子条件及び照射条件の範囲並びにそのる。

分布を適切に設定し：上記の手順によって，次の放射化計算用入力データの設定を 同上行う。

分析結果などに基づき元素濃度の分布－ 元素成分条件： 分析結果などに基づき元素濃度の分布を を適切に設定：
適切に設定。

同上－ 中性子条件： 評価対象廃棄物の形状及び原子炉内外での 評価対象廃棄物の形状及び原子炉内外
設置状態を適切に設定し，中性子の照射位置での中性子条件 での設置状態を適切に設定：
で設定。

評価対象廃棄物に照射される中性子条－ 照射条件： 原子炉での実際の中性子の照射実績を踏まえ 件の計算モデルの設定に際しては対象て適切に設定。

物の形状、設置状態に近づけて模擬する

元素成分条件は，K.2.2.1 で設定した化学分析データなどに基 意味。
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。 原子炉での実際の中性子の照射実績を
中性子条件は，評価対象である黒鉛減速材に対する中性子条 踏まえて適切に設定：
件を設定する上での評価対象廃棄物の形状，配置位置を考慮 原子炉の運転・停止実績として、時刻歴、
し，K.2.2.2 で設定した中性子条件とした。照射条件は，原子 出力レベルを網羅するように設定の意
炉運転中の黒鉛減速材の装荷位置が一定である特徴を考慮 味。
30 / 37

し，K.2.2.3 で設定した実際の原子炉の運転実績に基づく照射 元素ごとに適切な濃度分布を設定：条件とする。

元素分析データ数に応じた濃度分布条

上記の元素成分条件，中性子条件及び照射条件の放射化計算 件の設定を行う意味。
の条件の設定結果をまとめたものを表 K.11 に示す。

放射化計算用の入力データの設定において，分布を考慮する
ものについては，“擬似乱数”を使用したランダムサンプリン 各元素の濃度分布は，全て対数正規分布 同左
グによって設定した。具体的には，表 K.11 に示した放射化計 としており，放射化計算用データの数算の条件のうち元素成分条件については，出現頻度分布とし は，対数正規分布の平均値，標準偏差かて決定した分布形状，データなどに基づく分布範囲を踏まえ， ら定まる分布（図中の実線）を再現する
次の方法を適用する。

結果となっていることから，適切に入力

ランダムサンプリングのための乱数発生法として JIS Z データは，設定されているといえる：
9031：2012 [5]に示されているメルセンヌツイスター法を採 放射化計算用に設定した元素の濃度分
用し，擬似乱数を必要数発生させ，分布設定のために評価し 布（図 K.4）と疑似乱数を必要数発生さた平均値，標準偏差を使用した逆関数法で，放射化計算用入 せて求めた平均値と標準偏差から逆関
力データを作成した放射化計算用入力データの設定結果を， 数法で作成した分布（K.12）の比較結果
表 K.12 に示す。

から入力条件として推奨できるものでなお，放射化計算用データとして設定した各元素の濃度分布 あることを示しているという意味。
を，図 K.4 に示すが，各元素の濃度分布は，全て対数正規分
布としており，放射化計算用データの数は，対数正規分布の平均値，標準偏差から定まる分布（図中の実線）を再現する結果となっていることから，適切に入力データは，設定されているといえる。

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附属書 M（参考）廃棄体中の放射能濃度の確認に対する基本的な考え方
章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

M.3 評 価 M.3.2 最c) 最大放射能濃度を超えないことの確認 b)の廃棄体個々 放射化計算の条件に適切な裕度

精 度 に 対 大放射能の推定放射能濃度のばらつきを踏まえて，次のいずれかの方 入力条件とする元素、中性子、照射の各

す る 要 求 濃度を超法によって，廃棄体の放射能濃度が最大放射能濃度を超えな 条件に、信頼上限値などを適用して、評に 対 す る えないこ

いことを，妥当性の評価又は裕度の確保によって確認する必 価を行うことで、裕度を見込んだ評価を

対応

との確認

要がある。

における

1) 平均放射能濃度を適用しても，最大放射能濃度を超える

評価精度

おそれが低い範囲を設定する（例えば，平均放射能濃度の評への対応価が適用できる範囲を示すスクリーニングレベルなどを設

の考え方

定する）
。

総放射能量を評価する場合

左記以外

－

実施する。

2) 放射化計算の条件に適切な裕度を考慮し，到達する可能性のある最大放射能濃度を評価して確認する。
3) 放射能濃度を“平均放射能濃度＋偏差”の形式で推定範囲を示し，これによって最大放射能濃度を超えないこと確認する。
附属書 O（参考）原廃棄物分析法の記録の例
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

O.1 結 果原廃棄物分析法の評価に利用した主要な記録は，知識をもつ 目的に応じて，次の中から適切な項目を選定し，管理するの記録内評価者が評価の背景及び評価をトレースできるようにする 特に、「発生履歴」に関しては、評価対象の範囲として、例えば、集中保管タンクに容ために，詳細に記載するのがよい。また，できる限り，次の 貯蔵されている使用済樹脂の場合の例では、発電所名、発生場所と廃棄物の種類が情報を含むことが望ましい。

管理項目として選択されます。

a) 原廃棄物分析法の内容及び範囲

また、放射能濃度が採取日（試料を採取した年月日）で減衰補正管理されていれば、－ 評価の目的発生日（対象が廃棄物として発生した年月日）は不要です。

－ 基本的な前提条件－ 適用性及び制限b) 評価対象とした試料の説明 評価対象とした試料（廃棄物）に対し，目的に応じて，次の中から適切な項目を選定し，管理する。
－ 試料番号（試料管理番号）－ 発生日（対象が廃棄物として発生した年月日）－ 採取日（試料を採取した年月日）－ 発生履歴（原子炉型式，発電所名，号機名，発生場所，廃棄物の種類・性状など）
32 / 37

左記以外

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合

総放射能量を評価する場合

解説表 1－原子力安全委員会で了承された廃棄体中の放射能濃 代表試料：母集団を適切に代表している廃棄体又は廃棄物から採取した試料度決定方法(続き)a)

母集団の種類（号機、種類）、発生期間といった放射能濃度の分類区分を代表しているという意味。

3 適用範

この標準は，中深度処分対象である放射化金属等及び使用済樹脂 放射能濃度決定方法は，中深度処分の対象となる放射性廃棄物の特性を踏まえた方法

囲等について，“核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物 についての記載を行うことが適切である。
の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則”第八条第 2 項第二号に 原子炉内での中性子照射によって放射性核種が生成する放射化金属等を対象とする理定める廃棄体の放射能濃度に係る技術基準を満足していること 論的方法に当たる“放射化計算を用いる放射能濃度決定方法”，及び原子炉冷却材浄化を確認するとともに，同規則第六条第 1 項第一号に定める事業所 系などで，放射性物質をろ過・吸着した使用済樹脂等に適用する実証的方法に当たるに埋設された放射性物質の放射能の総量を超えていないことを “原廃棄物分析法”に関する評価方法に関して記載する意味。
確認するための標準的な放射能濃度決定方法を規定することを目的に作成されたものである。ただし，放射性廃棄物の代表試料に関する放射化学分析方法は，この標準に含んでいない。
放射能濃度決定方法は，中深度処分の対象となる放射性廃棄物の特性を踏まえた方法についての記載を行うことが適切であるため，原子炉内での中性子照射によって放射性核種が生成する放射化金属等を対象とする理論的方法に当たる“放射化計算を用いる
放射能濃度決定方法”，及び原子炉冷却材浄化系などで，放射性物質をろ過・吸着した使用済樹脂等に適用する実証的方法に当たる“原廃棄物分析法”を示したものである。また，使用済燃料とともに原子力発電所から搬出され，再処理工場において廃棄物となるチャンネルボックス，バーナブルポイズンなどの放射能評価上の特徴は，原子力発電所から発生する廃棄物と同じであり，この標準が適用できる。
なお，原子力規制委員会などにおいて，この標準に関連する内容などの検討を行った結果によって，この標準の記載内容に影響がある場合には，最新の法令などを確認した上で，この標準を使用する必要がある。

5 審議中a) “自然界”の用語の表現 放射化計算の入力条件の一つである元 適切な用語を見いだせられなかった：に議論と素成分データの設定における，元素分析データに検出下限値しか “環境試料，金属，鉱物，岩石，堆積物，土壌など”の広く自然環境の中に存在しているなった事

ない検出困難元素の濃度分布の標準偏差を推定する方法の一つ “物質”を意味する略称としての良い略語の意味。
33 / 37

左記以外

章

規定内容

最大放射能濃度を評価する場合

項として，“環境試料，金属，鉱物，岩石，堆積物，土壌など”の広

総放射能量を評価する場合

く自然環境の中に存在している“物質”の元素濃度分布から設定する方法が示されているが，これらの“物質”の略称として，“自然界”の用語を用いている。 この用語は，過去の標準制定の時にも議論し，ほかの良い略語が見いだせず，“自然界”の用語の使用に至ったものであるが，今回の改定においても見直した方がよいとの意見が出され，再度，議論したものの，適切な用語を見いだせられなかった。 しかしながら，この改定においては，違和感の残る“自然界”の用語の使用を止め，暫定的に，“鉱物，岩石などからの試料”に替えて使用した。
b) 品質保証 この標準は，放射能濃度を決定する理論計算法の手 標準委員会としての基本方針に基づいて，記載内容を検討することが適切である：
順などを示すものであるが，計算結果，入力データなどの“記録” 「標準委員会の方針に沿って、記載内容を検討することが推奨される」という意味。
に関する内容も示していることから，利用者における“品質保証”
又は“品質マネジメントシステム”の適用・組込みなどに関しても示すことも重要ではないかとの意見が提示された。 単に手法・基準を示す学会標準に関しては，利用者が学会標準を引用して実際に使用する要領書などで，“品質保証”又は“品質マネジメント
システム”に関して，示すことになるため，必ずしも，標準内で“品質保証”又は“品質マネジメントシステム”までを要求する必要はないのではないかという考え方もある。さらに，原子燃料サ
イクル専門部会が関わっている学会標準での品質保証に係る記述の有無などを調査したが，“品質マネジメントシステム”に関する標準内での扱いに関しても，明確な方針は見えなかった。 このため，この内容に関しては，この分科会では，“品質マネジメ
ントシステム”に関する標準内での扱いは，個々の標準で議論する内容でなく，標準委員会としての基本方針に基づいて，記載内容を検討することが適切であると考え，この標準においては，暫
定的に，次の規定に留めた。
6. そ の 6.1

表

この標準では，中深度処分対象廃棄物のうち，放射化金属等に対 放射化金属の表面に付着したクラッドを除去できる適切な方法

他の解説 面 汚 染する放射能濃度決定方法として，理論計算法の適用方法を示して

事項

の取扱

いる。ただし，放射化金属の表面には，核分裂生成物及びα核種 適切な方法

いを含む腐食生成物（以下，クラッドという。
）が付着しており， 対象の廃棄物や作業環境に応じて，除染効果が高くなる方法
放射化金属の放射能濃度を決定するためには，このクラッドの放射能も考慮する必要がある。
a) 除染する場合 放射化金属の表面に付着したクラッドを除去できる適切な方法によって除染を行えば，理論計算法で決定した
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左記以外

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

放射化金属の放射能濃度に対し，廃棄物の表面に付着したクラッドの放射能の影響は，ないといえる。 適切な方法の例としては，除染方法の一つである研磨法（機械的方法）[3]の場合，水流動又は空気旋回流に研磨材を随伴させて除染を行うため，研磨材の種類によっては金属母材までの研削能力があるため，放射化金属の表面に付着したクラッドを十分に除去できる方法といえる。
b) 除染しない場合 放射化金属の表面に付着するクラッドの放 放射化金属の表面に付着するクラッドの放射能は，プラントの水質，燃料損傷の有無
射能は，プラントの水質，燃料損傷の有無によって異なるため， によって異なるため，これらを考慮して適切に評価する。
これらを考慮して適切に評価する必要がある。ただし，除染しない場合においても，放射化金属の表面に付着した放射能の影響が クラッドの放射能はプラントの水質，燃料損傷の有無によって異なるため，これら個小さい可能性もある。 その一例として，JNES-SS-0403[4]にお 別の条件を考慮して評価するという意味。
いて燃料損傷の影響が有意ではないプラントと定義される福島
第二原子力発電所 1 号機で発生したチャンネルボックスの母材
及びクラッドの放射能比を，解説表 3 に示すが，クラッドの放射能は，母材の放射能に対して非常に小さい（1 %以下）ことが分かる。このように，母材に対してクラッドの放射能の影響が非常に小さい放射化金属については，クラッドの放射能の影響は，ないとして評価できる場合もある。
6.2

濃 6.2.3 放 6.2.3.1

放射化計算の計算用データを作成する場合は，作成した計算用デ 放射化計算の条件（元素成分条件，中性子条件及び照射条件）を適切に模擬するため

度 比 法 射化計算 擬 似 乱 ータが，あらかじめ設定した放射化計算の条件（元素成分条件， の配慮が必要
を 用 い 用データ 数

中性子条件及び照射条件）を適切に模擬するための配慮が必要で 乱数は、データが示す分布の形状（正規分布、対数正規分布、一様分布）を踏まえて、る 場 合 の設定ある。このため，放射化計算の条件が恣意的に設定されないよう， 分布の形状に応じた擬似乱数生成方法を選択して、模擬することが必要であるとの意の基本

一般的な擬似乱数1)を使用した放射化計算の条件の設定を行う。 味です。

的な考

なお，擬似乱数の生成には，JIS Z 9031:2012“乱数発生及びラン

え方及ダム化の手順”の擬似乱数生成方法のアルゴリズムの一つである

び計算

メルセンヌツイスター法 2)を使用した。

例注 1) アルゴリズムによって生成した乱数。ここで，乱数とは，特定の確率変数の実現値とみなし得る数を指す。 なお，誤解がなければ，擬似乱数を単に乱数と呼んでもよい。
2) M 系列法 3)の一つで，高速で非常に長い周期とすぐれた多次元均等性分布とをもつ。
3) アルゴリズムによって擬似一様乱数を生成する方法の一つ。
幾つかの変種があるが，いずれもかなり高速であり，実用的観点
では，周期は無限ともいえるほど長くできる。また，高次元のランダム点列の生成にも向いている。

6.6

放

この標準に示す放射能濃度決定方法を適用する場合，廃棄体中に 評価係数（換算係数，濃度比など）を適切に選択するための，廃棄体中の廃棄物の履
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左記以外

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

射能濃収納されている廃棄物が，理論計算法の適用条件の範囲内にある 歴情報が必要となる

度決定ことを確認する必要がある。このためには，放射能濃度を決定す 評価方法に応じて、廃棄体中の廃棄物の履歴情報が異なるため、「AESJ-SC-F014:2015

方法のるための算定条件を把握する，又は評価係数（換算係数，濃度比 中深度処分対象廃棄体の製作要件及び検査方法」の附属書 F の「表 F.1－理論的方法

適用になど）を適切に選択するための，廃棄体中の廃棄物の履歴情報 8) を適用する場合の廃棄体製作時に必要となる主な廃棄物情報」に示される履歴情報をおいてが必要となる。

必要な

これらの放射能濃度決定方法から求められる廃棄物の履歴情報

管理の把握，すなわち，廃棄体製作時の廃棄物の管理を行うことが重踏まえた、放射能濃度の評価方法の選択が必要。

要となる。この管理項目については，AESJ-SC-F015 を制定した
2010 年当時には，含んでいたものであるが，その後，中深度処
分対象廃棄体の製作及び検査方法を示す日本原子力学会標準
AESJ-SC-F-014:2015“余裕深度処分対象廃棄体の製作要件及び検査方法”が制定され，この標準の附属書 F に放射能濃度決定方法の適用において必要な管理項目として反映された。
このため，AESJ-SC-F-014:2015 を参考にすることとし，この標準からは，削除した。
注8) 放射化計算の算定条件又は評価条件を把握するための廃棄物の情報。材料，中性子の照射条件，発生場所，廃棄物処理の条件などが該当する。
6.7

検 6.7.2 適a) ジルコンの Th 及び U の元素濃度データの除外 H3.1 に示し ウラン鉱山及びジルコンでは，Th 及び U が部分濃縮しているため，微量成分元素の出 困 難 用除外す

たとおり，有識者検討会の報告書では，ウラン鉱山及びジルコン 元素濃度データとして適切でない

元 素 の る元素濃に関する文献から収集された Th 及び U の元素濃度データは， ウラン鉱山及びジルコンに関する文献から収集された Th 及び U の元素濃度データ

濃 度 分 度データ

適用除外データとしている。これは，ウラン鉱山及びジルコンで は，Th 及び U が部分濃縮しているため，鋼材中の元素濃度の分布を正しく示してい布評価

は，Th 及び U が部分濃縮しているため，微量成分元素の元素濃 ないとして、適用除外データとしている理由を示したもの。

方法

度データとして適切でないことに配慮した措置である。 このう
ち，ジルコンについては，次に示す特徴によって，濃度のばらつき（設定する標準偏差）が大きくなる傾向があると報告されている[11]。
－ ジルコン（ZrSiO4）は，Zr が Hf，Th，U などによって置換され，ハフノン（HfSiO4），トール石（ThSiO4），コフィン石（USiO4)などの同形鉱物を生成し，広い組成変化を示す。
－ Th 及び U は，鉱物結晶中に取り込まれにくく，マントル物
質の溶融によってマグマが生じると鉱物結晶からマグマに放出され，マグマの固化後に花崗岩などの岩石中に濃集する。
－ ジルコンの晶析する温度の範囲が広く，また，温度範囲によって Th，U の含有量が異なる。
有識者検討会の報告書において，文献調査で収集した Th 及び U
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左記以外

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の元素濃度データ（ジルコン含む）を利用した評価結果においても，ジルコンの元素濃度データのばらつき（各データ群の標準偏。
差）が大きくなることが確認された（解説図 12 参照）
6.7.5 対H.3.3 a) に示すとおり，有識者検討会の報告書では，元素濃度デ 元素濃度データの適切な利用範囲の評価に適用するため

数正規確ータの適切な利用範囲の評価に適用するために（利用する各デー 利用する各データ群の信頼性などを向上させる目的でータ群ごとに元素濃度データを率図上でタ群の信頼性などを向上させる目的で），データ群ごとに元素濃 対数正規確率図（元素濃度と累積度数との関係）へのプロットで、利用できる範囲をの相関係

度データを対数正規確率図（元素濃度と累積度数との関係）にプ 評価している。

数につい

ロットし，対数正規確率図上の相関係数を算出している。具体的てには，解説図 18 に示すように，データ群ごとに元素濃度データ
を対数正規確率図（元素濃度データと累積度数との関係）にプロ
ットし，この図での相関係数を算出している。

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