中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

１．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（以下「放射能濃度決定標準」という。
）は、本文と附属書から構成されています。附
属書には「
（参考）
」とあ
りますが、
「
（参考）
」とは
何か説明してください。
また、「解説」との違いについても説明してください。

標準中の附属書及び解説の位置付けについては、日本原子力学会発行の、「標準作成ガイドライン」（2020 年度版が最新）に記載されています。

２．放射能濃度決定標準の序文において、「原子力発電所から発生する低レ
ベル放射性廃棄物のうち、中深度処分対象廃棄質問の背景（問
題意識）

「（参考）
」と規定
との関係について質問したもの
すなわち、本来、標準の本体に含めてよい事柄ですが、標準の構成上、特に取 です。
り出して本体に準じてまとめたものを附属書としています。附属書には、附属書（規定）及び附属書（参考）の 2 種類あります。また、標準の一部ではありませんが、本体、附属書に記載した事柄及びこれらに関連した事柄について説明する
ものを解説としています。
本標準の附属書（参考）は、標準委員会における審議において技術的妥当性及び実機適用性が確認されており、将来、実機適用実績が増えた時点で附属書（規定）とする予定です。
以下、「標準作成ガイドライン：2020」より抜粋。
・附属書
内容は，本来，標準の本体に含めてよい事柄であるが，標準の構成上，特に取り出して本体に準じてまとめたもの。
・附属書（規定）
本体から，規定の一部を取り出してまとめる場合には附属書（規定）とする。
注記 附属書（規定）は規定であるが，附属書（参考）及び解説は，規定ではない。標準は，本体及び附属書（規定）だけで誤りなく履行できるようにする。
・附属書（参考）
標準の理解又は利用を助けるための参考となる情報をまとめる場合には附属書（参考）とする。附属書（参考）にするのが望ましい例は，次のようなものである。
例 1 将来的には規定とするのが望ましい事項であるが，根拠となる裏付け
データ及び実績から判断して，規定とするには時期尚早のものを，考え方又は事例としてまとめたもの。
例 2 規定の運用に関して特に重要な事項に関するもの。例えば，利用者がこの規定を適用できるか否かの判断，結果の評価についての判断をするときに，理解を助けるもの。
例 3 利用者が規定を正しく理解し，運用するために参考となる適用事例。
頁数が多くなる場合は別の技術レポートとして発行する。
例 4 一つのテーマについて見解・主張・思想をパッケージとしてまとめたもの。頁数が多くなる場合は別の技術レポートとして発行する
・解説
標準の一部ではないが，本体，附属書に記載した事柄及びこれらに関連した事
柄について説明するもの。
記載内容の例：「制定，改定の趣旨」，「制定，改定の経緯」，「審議中に特に問題となった事項」，「適用範囲について」，「本体，附属書の解説（特に理解が難しいものに関する補足、国内法規・外国規格との比較など）」，「懸案事項」
標準の作成に当たっては、原子力発電所の炉型として、次の原子炉を対象とし 「原子力発電所」
は法令用語ではています。
ないため、対象を
・ 沸騰水型軽水炉（BWR）
明確にするため・ 加圧水型軽水炉（PWR）
・ ガス冷却炉（GCR）

1

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容－（日本原子力学会の標準
では、「附属書（参考）」は、「標準の理解又は利用を助けるための参考となる
情報をまとめ」たものとのことですが、「標準委員会
における審議において技術的妥当性及び実機適用性が確認されており、将来、実機適用実績が増えた
時点で附属書（規定）とする予定」と説明があり、位置づけがわかったので追加の質問はありません。
）－（炉型が明確に示されましたので、追加の質問はあ
りません。
）

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問
物の放射能濃度を決定する方法を示すことを目的としている。
」との記載がありますが、原子力発電所のうち、本標準が対象とする炉型を説明してください。
３．第二種廃棄物埋設事業規則は、以下の確認・評価を求めています。
・第二種廃棄物埋設を行う放射性廃棄物に含まれる放射性物質の種類ごとの最大放射能濃度、総放射能量及び区画別放射能量※ の確認・廃棄体の放射能濃度が第二種廃棄物埋設に係る許可を受けたところによる最大放射能濃度を超えないこと※ の確認
・政令※ 第 31 条で定める放射性物質※ （以下「政令記載核種」という。
）の放射能濃度の確認・廃棄物埋設施設からの直接ガンマ線及びスカ
イシャインガンマ線の評価※
・廃止措置の開始までに廃棄物埋設地の保全に関する措置を必要としない状態に移行する見通しがあるものである
ことの評価※
L1 放射能評価標準に規定されている評価方法の概要及び理論的方法の
技術的ポイント（以下「説明資料」という。
）の P5 では、適用する評価対象として、「廃棄体の放射能濃度」及び「埋設施設の総原子力学会回答（資料 2-1-1）

標準の目的は、解説「３適用範囲」に示すとおり、「中深度処分対象である放射化金属等及び使用済樹脂等について、“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 項第二号注 1）に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。
」としており、上に示した技術基準を確認するための方法を規定しています。

質問の背景（問題意識）に質問したものです。

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

放射能濃度決定
標準の引用先を確認するために質問したものです。

－（廃棄体の放射能濃度と埋設物の総放射能量を算出するためのものであると回答いただきましたの
で、追加の質問はありません。）

注 1：標準改定後、2019 年 12 月 5 日に規則改正が行われ第八条第 2 項第三号に改
正された。

2

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問題意識）

埋設放射能」とあります
が、上記確認・評価のう
ち、放射能濃度決定標準が適用できるものはどれか説明してください。
中性子条件が連４．中深度処分について、 ＜標準が想定している中深度処分対象廃棄物の考え方＞
埋設しようとする放射性 放射化金属等の中には放射能濃度によって「ピット処分対象物」と「中深度処分 続 的 に 変 化 す る
廃棄物に含まれる放射性 対象物」に分かれますが、標準の策定にあたっては、廃棄物の全体の放射能濃度 大型の機器では、放射能濃度評価
物質が、第二種廃棄物埋 評価結果を基に、中深度処分対象物を選定したものではありません。
設事業規則別表第一に規 旧原子力安全委員会が示した中深度処分対象廃棄物（使用済制御棒、チャンネル 値が、ピット処分の濃度範囲～中
定されているピット処分 ボックス、炉内構造物など）1）を主な対象に、標準を整備したものです。
深度処分の濃度に係る放射性物質の放射能濃度を超え、政令記載 注 1） 出典：低レベル放射性廃棄物の陸地処分の安全規制に関する基準値に 範 囲 に ま た が る
ような状況も想核種の放射能濃度を超え ついて（第 3 次中間報告）平成 12 年 9 月 14 日
定されます。まないものとされていまた、その評価値す。一方で、放射能濃度 ＜事業者が想定している区分の考え方＞
決定標準では、中深度処 対象物の放射能濃度の評価結果と浅地中ピット処分場の廃棄体受入れ条件（最 は、中性子条件の分対象廃棄物であること 大放射能濃度、総放射能量など）を比較し、浅地中ピット処分場の受入れ条件を 不 確 か さ や 微 量を前提にその放射能濃度 超え、かつ、中深度処分場の廃棄体受入れ条件（最大放射能濃度など）を超えな 元 素 成 分 の 不 確
かさがあります。
の決定方法を規定してい い廃棄物を中深度処分対象として選定すると聞いています。
これらの状況をます。
踏まえて、中深度（１）「3 用語及び定義」
処分対象廃棄物に記載されている、「「3.5
をどのように選使用済樹脂等」及び「3.14
定しているのか
放射化金属等」の中にはを明確にするた
放射能濃度によってピッめに質問したもト処分対象物と中深度処のです。
分対象物に分かれる可能性がありますが、対象物の全体の放射能濃度の評
価結果から、中深度処分
対象物をどのように選定するのか説明してください。この際、政令濃度上限値を超えるもの及びピット処分対象との境界をどのように考慮しているのか説明してください。
（２）また、「使用済樹脂「使用済樹脂等」の定義である「液体状の放射性廃棄物又はイオン交換樹脂、 対 象 と す る 廃 棄等」の説明のうち、「その フィルタスラッジその他の粉状若しくは粒状の放射性廃棄物」の表現は、第二種 物 を 明 確 に す る
他の粉状若しくは粒状の 埋設事業規則の第八条第 2 項第一号の表現を踏襲したものですが、現時点では、 た め に 質 問 し た
放射性廃棄物」の内訳及 「その他の粉状若しくは粒状の放射性廃棄物」に該当する廃棄物は想定してお ものです。
び、「放射化金属等」の例 りません。
示のうち、「黒鉛など」の「放射化金属等」の定義に示しております「例」（代表的な放射化金属を示し「など」の内訳を説明し ています）にある放射化金属に関しましては、現時点では、原子炉内やその周辺てください。
3

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容－（中深度処分対象廃棄物
は放射能濃度評価値に基づいて分類するのではな
く、廃棄物の種類に応じて分類するとの回答でした
ので、追加質問はありません。）－（具体的な対象物を、例によって示していただきましたので、追加の質問はあ
りません。
）

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問題意識）で中性子照射によって放射化された機器等を想定しており、具体的には以下のとおりです。
炉型
対象物
対象物の発生部位注)
BWR
上部格子板、燃料支持金
具、シュラウド、炉心支
持板、炉心スプレイスパージャ、CRD ガイドチュ
ーブ、シュラウドヘッド
フランジ、ジェットポン
プ、制御棒、チャンネル
ボックス、炉内計装管

PWR

GCR

注1)
注2)

バッフル、バッフルフォ
ーマ板、炉心槽、上部炉心板、制御棒クラスタ案
内管、熱遮へい体、下部
炉心板、下部プレナム、
下部炉心支持板、コンク
リート、制御棒、バーナ
ブルポイズン、プラキン
グデバイス

炉内挿入物（黒鉛スリー
ブ付属金属、制御棒、ディスタンスチューブ 3)、
燃料要素(FE)グラブ 3)
及び FE ホース 3)、熱電対ケーブル 3)）、
炉内構造物（断熱材（天井部）、BCD チューブ、ポット接続キー、レストレ
イントスリーブ（小））、BCD チューブ切断ドロス、
黒鉛ブロック
事業者が提示した「余裕深度処分対象廃棄物に関する基本データ集（一部改訂）」（平成 28 年 8 月 23 日）より抜粋
上表に示した対象物以外に、浅地中ピット処分の最大濃度を下回ると推定されるが、中深度処分の可能性がある対象物として、圧力容器などがある。

4

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

大型の対象物（例
えばシュラウド）は廃棄物容器に収納可能な大きさに細断され、複数の廃棄物容器に分割収納すると推定されますが、一つの廃棄物
容器に複数の切断片を収納することも考えられます。その場合は個々の切断片の放射能濃度の大小を考慮した組
合せにより個々の廃棄体の推定
最大放射能濃度
これらの詳細については、事業者が行う廃棄確認段階で実際に適用した条件 を 平 準 化 す る ことが可能です。そが示されることになります。
のためには、個々の切断片の放射能濃度が必要ですが、そのような記述が見当たらないので質問したものです。
申請核種については、旧保安院の内規等を参考に、事業者が選定することにな －ると想定されます。
標準では、どのような申請核種が選ばれたとしても、放射能評価上の申請核種に対応する起源元素の選定は、標準に示している方法で対応できるものとなっております。
なお、標準の附属書 G では、放射化計算の例を示す上で、法令で規制される核種、浅地中埋設の事業申請で申請核種となった次の核種を評価対象核種として設定して、起源元素を評価選定し理論的方法の計算例を示すと共に、計算結果の評価を行っています。

－（廃棄体にした後の評価方法については、今回の技
術評価の対象外とすることとしたので、追加の質問はありません。
）

質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）
注3)（３）解体作業においては炉内構造物のほとんどが切断されて廃棄物容器に収納されると想定されます。大型の対象物（例
えばシュラウド）は、放射能濃度に分布があると想定されますが、大型の対象物の放射能濃度の計算結果から、個々の切断片の放射能濃度をどのように計算するのか説明してください。

５．
「4 評価対象とする廃棄物及び評価対象核種」には「b) 評価対象核種
は、申請核種とする。
」と規定されていますが、具体的な決定方法は規定されていないので、申請核種の決定方法を説明してください。具体的には、
放射能濃度決定標準と旧
原子力安全・保安院の内規※ の以下の記載との関係を踏まえて説明して下さい。
③ ②で選定された各被ばく経路につい原子炉から取り出して、「バンカ廃棄物」として、「バンカ」内に保管している廃棄物もある。
大型の対象物については、炉内での物理的配置によって、中性子フルエンス率
及びスペクトルに分布が生じるため、廃棄物中に放射化による放射能濃度の分布が生じます。したがって、個々の切断片の放射能濃度は異なります。
しかしながら、廃棄体確認などの際に実施する放射能濃度評価は、切断片ごとの放射能濃度を考慮するのではなく、評価対象機器の部位（必ずしも切断区分と一緒ではない）ごとに放射能濃度を評価し、評価対象機器全体としての放射能濃度を把握します。
この結果を使用して、当該評価対象物（例 シュラウドの切断片、大型機器の切断片）を収納した廃棄体としての放射能濃度を評価します。具体的には、次のような基本的考え方で評価します。
・当該対象物の最大値を示す代表位置の放射能濃度を、切断した放射化金属等を収納した廃棄体の放射能濃度として保守的に決定します。
・代表位置での評価を行わない場合、区間推定法の濃度分布評価法、濃度比法などを適用して、中性子フルエンス率及びスペクトルの分布を考慮した放射化計
算によって、対象廃棄物の放射能濃度分布、Key 核種の濃度に対する濃度比を評
価して、これを用いて放射化金属等を収納した個々の廃棄体の Key 核種の放射能濃度を非破壊外部測定した結果に乗じることで、平均濃度、最大濃度などを決定します。

C-14，Cl -36，Co -60，Ni -63，Sr-90，Nb -94，Tc -99，I -129，Cs -137，
全α1)
注 1) α線を放出する全ての放射性物質
また、標準 AESJ-SC-F012:2008 余裕深度処分の安全評価手法：2008 において、中深度処分の基本シナリオの被ばく経路ごとの決定核種（支配的な核種又は重5－（「附属書 G(参考) 放射化計算の入力条件の設定例」の質問の中で追加質問し
ます。
）

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問題意識）要な核種）の例として提示されている核種には、上記以外に Ni-59 及び Cs-135て、管理期間中及び管があります。
理期間終了以後の公衆の年間被ばく線量を評価する。その結果、選定された被ばく
経路ごとに、当該放射性廃棄物中に含まれる全ての放射性物質の種類の中から、最大の線量値を持つ放射性物質の線量の最大値と比較して、当該放射性物質の線量の最大値が１パーセント
以上である放射性物
質を、影響をもたらす
ことが予想される放射性物質として選定する。このとき、放射性物質の線量値は、管理期間中及び管理期
間終了以後にわたる
当該放射性物質の線量値の最大値を用いて比較すること。
旧原子力安全委員会が了承した手順 1)は、浅地中処分を対象とした二次的汚染 －６．
「5.1 放射能濃度決定
方法の適用」には、「放射 物が対象の放射能評価方法ですが、評価対象としている核種の生成過程は、原子能濃度決定方法は、次の 炉内での中性子の照射による構造材などの放射化、核分裂生成、中性子多重捕獲
とおり、表 1 に示す方法 です。このため、放射化物の内部に放射化によって生成した核種がそのまま残るの中から評価対象とする 放射化物か、放射化された機器の腐食生成物などの移行によって廃棄物表面に廃棄物の性状及び評価対 付く二次的汚染かの差異であり、放射性物質の生成過程は同じであることから、
象核種に最も適した方法 放射化金属等を対象とします中深度処分対象廃棄物にも適用できる方法と考えを選定する」とあります。 ます。
ここで、「表 1－放射能濃 注1) 出典：廃棄体中の放射能濃度の決定手順について 科学技術庁原子力安
全局 平成 3 年 12 月
度決定方法の種類及び内容」に示された方法は、ピット処分対象廃棄体の
この放射能評価方法の中で、スケーリングファクタ法、非破壊検査外部測定
放射能濃度決定方法とし 法、平均放射能濃度法、廃棄体破壊分析法は、既に手法が確立している方法であて旧原子力安全委員会が り、この方法を主な対象とします浅地中処分対象の放射能評価方法を規定する
示した手法※ ですが、当 標準注）に示しております。
該手法は二次的汚染物が 注記 AESJ-SC-F022 ピット処分及びトレンチ処分対象廃棄物の放射能濃度決定
主体です。放射化物が主に関する基本手順:2019
体である中深度処分対象
廃棄物に、当該手法が適標準が対象としている廃棄物に対しては、比較的放射能濃度が高く、サンプリ用できる根拠を説明して ングや分析の際の被ばく低減の観点から、旧原子力安全委員会が示した 6 つのください。また、「評価対説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容－（「放射性物質の生成過程は同じである」ことを根拠としていると理解しました。追加の質問はありませ
ん。）

6

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

象とする廃棄物の性状及び評価対象核種に最も適した方法」の選定において考慮すべき具体的内容
及び、最も適した方法であると判断する上での判断基準を説明してください。

手法の中から「理論計算法」と「原廃棄物分析法」とを標準で規定することにしました。
標準が対象とする「理論計算法」及び「原廃棄物分析法」に対する「評価対象とする廃棄物の性状及び評価対象核種に最も適した方法」の選択は、対象物の下表に示す考慮内容、判断内容によって行います。
適用方法

考慮すべき具体的内容

質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容－－（「点推定法」と「区間推定法」は、使い分けされていると理解しましたので、追加の質問はありません。
）

最も適した方法であるとの判断

理 論 計 算 ・評価対象の放射性核種の ・評価対象の放射性核種は、炉内での中法
特徴（放射化／汚染といっ 性子照射によって生成する核種であるた）。
こと。
・評価対象とする放射性廃 ・評価対象とする放射性廃棄物の原子
棄物の特徴。
炉内設置位置、形状、材質、中性子照射履歴が把握できること。
原 廃 棄 物 ・評価対象の放射性核種の ・評価対象の放射性核種は、系統水から分析法
特徴（放射化／汚染といっ の汚染によって評価対象 廃棄物に付た）。
着、又は吸着されていること。
・評価対象とする放射性廃 ・液体状又は粉・粒状の廃棄物で、代表棄物の保管状態、特徴。
サンプルの採取が可能なこと。
・評価対象廃棄物が、未固化で貯槽などに保管管理されていること。

７．
「5.2.1 理論計算法の 標準が示します「点推定法」と「区間推定法」、いずれの評価方法も全ての放射種類」には、「点推定法」 化金属等への適用が可能ですが、その評価方法の特徴から、「判断基準」と言うと「区間推定法」が規定 より、より合理的に放射能濃度を評価することを考えて、下表のように方法ごとされています。
に適用する評価対象候補を選定します。
（１）「点推定法」と「区 全ての放射化金属等の放射能の評価を点推定法で行うことも可能ですが、複数間推定法」の使い分けに の条件の設定に際し、評価対象を適切に網羅し、かつ、恣意的な設定にならない
ついて、「附属書 A（参考） ように設定することは、難しいと考えられます。
理論計算法の適用方法及 このため、大型の機器、同じような条件で大量に発生する機材は、評価対象範囲
び手順」の「A.1.3 STEP2: 全体を恣意的にならず、網羅できるランダムサンプリングによって、複数の入力評価方法の選択」に「例 条件を設定できる「区間推定法」の適用が望ましいと考えております。
えば、評価対象とする放 なお、放射化金属等の詳細情報が特定されない場合、すなわち、切断した廃棄物
射化金属等の詳細情報が のように、廃棄体に収納した個々の切断片の詳細情報を把握することが難しい
特定されない場合、区間 場合には、切断前の機器の状態での評価を行うことが出来る区間推定法の適用
推定法の選択が適切であ が望ましいと考えます。
る」とありますが、より具体的に、それぞれの手
点推定法
区間推定法
法を選択する場合の判断
評価方法の 選定した評価対象廃棄物の 評価対象廃棄物の条件範囲を網羅
基準を説明してくださ
概要
特定位置の特定照射条件で した放射化計算によって放射能濃い。
の放射化計算によって放射能濃度を決定する。
このため、代表位置（例 最大値を示す位置）が選定できない放射化金属等の場合、多数の放射化計算（特定位置の度を決定する。
このため、同種の放射化金属が多数発生し、かつ、条件範囲が明確な
放射化金属等に向く注）。

7

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

いずれの ORIGEN コードも放射化計算の対象としている放射化金属等の特徴に 計 算 コ ー ド は
よらず、放射化金属等の計算位置の中性子スペクトルを反映した放射化計算を ORIGEN-Sと実施することが可能です。
ORIGEN2.2 が最新
ただし、いずれの ORIGEN コードにおいても、検証され、分析値との比較により で、それ以外の旧
妥当性確認された計算コード、断面積ライブラリを使用することが必要となり 計 算 コ ー ド は 何ます。
らかの機能・デー
タが不足していORIGEN コードシリーズ（ORGEN79、ORIGEN-S）は、複数群の中性子断面積を内 る と 思 わ れ る こ
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 とから、5 種類の比を入力することによって、中性子スペクトルを反映できる放射化計算コード 計 算 コ ー ド を 使用する必要性にです。
ORIGEN2 コードシリーズ（ORIGEN2、ORIGEN2.1、ORIGEN2.2）は、燃焼計算用に つ い て 質 問 し た
原子炉型式、燃料の組み合わせに対する燃料領域における 1 群実効核反応断面 ものです。
積ライブラリがあらかじめ計算コードと共に準備されています。ただし、燃料領域以外については、JENDL 等の核データ及び、放射化計算位置における中性子ス
ペクトルを用いて 1 群に縮約した断面積をユーザーが作成し、計算を実施します。
各コードに内蔵又は付属する断面積ライブラリの基となる核データ及び断面積ライブラリの取扱いについて、以下に整理します。

断面積ライブラリの基となる核データは計算コー
ドごとに複数の版が示されているが、旧版でも使用可能としている理由について説明してください。

質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

適する放射
化金属等

向かない放
射化金属等

特定照射条件での）を実施する必要性が生じる。
代表位置（例 最大値を示す
位置、小型機器）が選定できる放射化金属等（挿入先端位置の濃度が高い制御棒、チャ
ンネルボックスのファスナ部）
 代表位置が明確に特定できない放射化金属等
 （多数の計算が必要となる）大量に発生する放射化金属等
 （多数の計算が必要となる）大型の放射化金属等





回答の可否

補足回答内容

回答可能

旧版の計算コード及び核データライブラリであっても分析値のある対象物について、最新版に対して旧版の計算
コードまたは核データライブラリで評価した結果、主要核種に大幅な差異がない場合は使用可能と考えます。
なお、本標準において、基本的には最新の計算コード及び最新の核データを使用して計算を行います。

同種の放射化金属が多数発生するもの（例 CB、BP、制御棒、
黒鉛ブロック）大型の放射化金属（例 シュラ
ウド、炉心そう）

発生量の少ない、小型の放射化金
属

注記 「条件範囲が明確な放射化金属等」とは、放射化金属等の切断等の処理が行われることによって、位置ごとの詳細条件の特定が難しくなった廃棄物（一部の切断 CB が相当する）に対しても、その廃棄物全体の条件範囲（材料、中性子、照射）は明確であるため、条件範囲を網羅する放射化計算によって評価する方法である区間推定法を適用して評価できるものを示します。
（２）「A.3 放射化計算コードの例」に 5 種類のORIGEN コードが挙げられていますが、それぞれの特徴と使い分けについて説明してください。また、各コードに内蔵される断面積ライブラリのもととなる核データとその処理方法について説明してください。

コード
ORIGEN79

内蔵又は付属の断面積ライブラ
断面積ライブラリの取扱い
リの基となる核データ
ENDF/B-Ⅳ

8

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
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2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容「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 断 面 積 の 設 定 方
積をユーザーが準備する」については、ORIGEN2 コードシリーズの手順です。 法 に つ い て 参 考
ORIGEN2 コードシリーズについては、炉内で照射される放射化金属等（制御棒、 と な る 図 書 等 がバーナブルポイズン棒などの運転中廃棄物）に対しては、前述の炉内の燃料領域 あれば、それを用のスペクトルで縮約された 1 群実効核反応断面積ライブラリが使用できますが、 い て の 具 体 例 を
燃料領域以外など中性子スペクトルが異なる位置の放射化金属等（バッフルな 質 問 し た も の で
どの解体廃棄物）に対しては、当該位置の中性子スペクトルを反映した 1 群縮 す。
約断面積を準備する必要があります。断面積の作成フローを下図に示します。

1 群実効核反応断面積ライ
ブラリの作成フロー図中の「断面積処理（NJOY）」及び「1 群縮約処理」について具体的な設定方法を説明してください。
（「「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する」については、ORIGEN2
コードシリーズの手順です。」との回答をいただきました。放射化計算コード
は、ORIGEN コードに限定して技術評価することにし
ました。）

質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）
ORIGEN
コード
シリー
ズ

ORIGEN-S

回答の可否

補足回答内容「断面積処理（NJOY）」及び「1 群縮約処理」について具体的な方法を注記に記載

断面積作成フローは、以下の文献[1]における断面積作成
フロー（図 3.2-1）を参考としております。断面積処理（NJOY）と 1 群断面積処理について、注記で説明します。

ENDF/B-Ⅵ

・左記の核データに基づく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
ことによって、中性子スペクト
ルを反映した放射化断面積を使用できる。
ENDF/B-Ⅳ
ORIGEN2 ORIGEN2
・左記の核データに基づく原コード
子炉型式、燃料の組合せに対す
ORIGEN2.1 ENDF/B-Ⅴ
シリー
る燃料領域における 1 群実効JENDL-3.2*1*1ズ
核反応断面積ライブラリがあJENDL-3.3
らかじめ準備されている。
ORIGEN2.2
・上記以外については、核デー
ENDF/B-Ⅴ
タ及び放射化金属等の計算位
JENDL-3.2*1*1置の中性子のスペクトルを用JENDL-3.3
いて 1 群に縮約した放射化断
JENDL-4.0*1
面積をユーザーが作成する。
*1 ORIGEN2.1 及び ORIGEN2.2 では、日本原子力研究開発機構から公開されている
JENDL シリーズの ORIGEN2 用 1 群実効核反応断面積ライブラリ（ORLIBJ32、
ORLIBJ33、ORLIBJ40）の使用が可能。

（３）「A.3 放射化計算コードの例」に「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
ザーが準備する」とありますが、具体的な設定方法について説明してください。

[1]奥村啓介他「JENDL-4.0 に基づく ORIGEN2 用断面積
ライブラリセット」JAEA-Data/Code2012-032

図91 群実効核反応断面積ライブラリの作成フロー

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

質問の背景（問題意識）

原子力学会回答（資料 2-1-1）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容※１：JENDL4.0 等の評価済核データは連続エネルギーのデータであるため、放射化金属等の評価対象核種に対して、別途、中性子輸送計算コードで計算した中性子スペクトルと同一のエネルギー群構造となるよ
うに、断面積処理コードの NJOY を用いて多群エネ
ルギー群構造を有する断面積に処理する。
※２：多群エネルギー群構造化した放射化断面積に、対象部位における中性子スペクトルの各エネルギー群毎の割合により重み付けすることで、ORIGEN2 コー
ドで利用可能な 1 群縮約断面積を作成する。

８．
「5.2.3.1 区間推定法の種類」には、「換算係数法」、「濃度比法」及び「放射能分布評価法」が規定されています。
「表 D.1―
各区間推定法の基本的な特徴及び適用対象放射化金属等」には、「代表的な廃棄物の種類」として、
例えばチャンネルボック
スについては「換算係数法」及び「濃度比法」が適用可能とされていますが、同一の対象物に対してそれぞれの手法を適用した際の評価結果の同等性を説明してください。

「換算係数法」、「濃度比法」も、適用する個々の放射化計算は、入力用設定分
布（「入力用基礎データベース」基づき保守的に設定した分布）から、ランダム
サンプリングで選定した入力条件を用いて「点推定法」と同じ理論計算で求めるものです。
このため、区間推定法は、この点推定法（ただし、入力条件はランダムに選定
した条件）による計算を多数行った結果ですので、「換算係数法」、「濃度比法」
とも同じ計算結果（核種の放射能濃度）がベースとなります。
この計算結果を用いて、評価対象核種と燃焼度との換算係数、又は評価対象核種と Key 核種（例 Co-60、Cs-137）との濃度比で評価する方法が区間推定法で、それぞれの評価方法の特徴（例 運転管理データを利用、非破壊測定結果を利用）を踏まえて選択するものです。
すなわち、下表に示すように、両者は同じ計算結果を使用して放射能濃度を評価しているものです。
さらに、いずれの手法でも、実際の運用段階における入力条件の設定において、不確定性があるものは、十分な保守性をもって設定するため、保守的な結果によって評価できる方法となっています。（回答 10 も参照ください。
）「放射能分布評価法」は「濃度分
布評価法」が正。
「換算係数法」、「濃度比法」及び「濃度分布評価法」の使い分け、又は同等性について質問したものです。

理論的計算法の入力条件設定から廃棄体の放射能濃度の決定までの流れと保守
性
理論的方法
入力条件の
設定

放射化金属
等の各位置
における放
射能濃度の
計算結果
放射能濃度
の
計算結果を
使用した評
価

区間推定法
換算係数法
濃度比法
代表位置（例 最大 入力用設定分布から「ランダムに選択したを示す位置）の、中 位置での中性子、照射条件」に加え、入力
性子、照射条件及び 用設定分布から「ランダム抽出した元素条元素（例 最大値） 件」を繰り返し設定する（必要数量に達するまで）。
で設定する。
1 回の放射化計算 各入力条件での放射化計算の結果（上記のの結果である放射 必要数量の放射能濃度の結果）が得られ能濃度が得られる。 る。
なお、計算方法は、点推定法と同じ。
点推定法－

上記の複数の放射能濃度の計算結果
を使用して、放射能濃度と管理指標（例燃焼度）との「換算上記の複数の放射能
濃度の計算結果を使用して、評価核種とKey 核種の「濃度比」
を評価、設定する。

10－（「換算係数法」、「濃度比法」及び「濃度分布評価法」の具体的評価例について、「中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討
チーム第３回会合における日本原子力学会への説
明依頼事項（案）に対する補足」（以下「第３回質問の補足」という。）の「はじめに」で説明してもらうことにしましたので、追加の質
問はありません。）

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

廃棄体の放
射能濃度の
決定

保守性

９．
「D.1.3 濃度比法」（１）濃度比法は難測定
核種と Key 核種の比を放射化計算により求める方法と規定されています
が、濃度比を用いて廃棄物の放射能濃度をどのように求めるのかを具体的に説明してください。Key
核種の放射能濃度を実測により求める場合は、「表
D.1―各区間推定法の基本的な特徴及び適用対象
放射化金属等」に記載する大型の評価対象物（シュラウド、圧力容器）の測定をどのように行うのか説明してください。
（２）「対象とする放射化金属等の各部位においては、同一元素組成、同一中性子フルエンス率、同一照射履歴であることか
ら、核種の濃度比は基本的に一定であるとの考え方に基づく」とされていますが、中性子フルエン
ス率及び照射履歴は炉内での位置により異なると想定されます。中性子フ

質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

廃棄物容器に収納する前の段階
での大型の評価
対象物（シュラウ
ド、圧力容器）の放射能濃度測定について実現可能性に疑念があることから質問したものです。

－（放射能濃度の求め方については、「第３回質問の補足」の「はじめに」で説明してもらうことにしましたので、追加の質問はありません。また、切断した
大型廃棄物を収納した廃棄体の Key 核種の放射能濃度を廃棄体の非破壊外部測定によって決定する方法については、技術評価の対象外とすることとしたので、追加の質問はありません。
）

係数」を評価、設定する。
1 回の放射化計算 廃棄体に収納した 放射化金属等を収納の結果を廃棄体の 放射化金属等の管 した廃棄体の Key 核
放射能濃度として、 理指標（例 燃焼 種を非破壊測定、又そのまま適用する。 度）に上記「換算係 は放射化計算結果の数」を乗じて、放射 集積結果に、上記「濃能濃度を決定する。 度比」を乗じて、放射能濃度を決定する。
・入力データごと ・入力データごと ・入力データごとの保守性の適用の最大値などの適 の保守性の適用
用・換算係数の評価・ ・濃度比に評価・決決定における保守 定における保守性の
適用
性の適用・燃焼度に関する ・Key 核種濃度非破
壊測定結果
保守性

対象廃棄物の条件（元素、中性子、照射時間）範囲を網羅した放射化計算結果（スケーリングファクタ法のサンプリング・分析データに相当します）によって、評価対象核種と Key 核種（例えば、Co-60）の「濃度比」を評価し、廃棄体ごとの Key 核種の放射能濃度に、この評価した「濃度比」を乗じることによって、廃棄体の他の評価対象核種の放射能濃度を決定します。
なお、廃棄体ごとの Key 核種の放射能濃度を決定する方法としては、次の 2 つの方法が考えられます。
① 切断した大型廃棄物を容器に収納した廃棄物（切断片ごと）の Key 核種の放射能濃度を理論計算によって決定する。（廃棄体に収納した廃棄物の履歴ト
レースが必要となります）② 切断した大型廃棄物を収納した廃棄体の Key 核種の放射能濃度を廃棄体の非破壊外部測定によって決定する。

ここでの「対象とする放射化金属等の各部位（評価位置の意味）においては、 －同一元素組成、同一中性子フルエンス率、同一照射履歴」とは、放射化計算を行う選定位置における入力条件のことを示しており、1 回の放射化計算における同じ選定位置での放射化計算の入力条件は、対象物がローテーション（燃料と一緒に移動するチェンネルボックスは、燃料サイクルごとに炉内で移動すること）によって対象物の炉内の位置が変わっても、核種ごとの放射能濃度の計算に適用する入力条件としては、各炉内設置位置での照射履歴を集積した同一の中性子
フルエンス率及び照射時間になります。
したがって、選定位置での元素組成、中性子フルエンス率、照射時間は、同一となります。また、区間推定法では、都度、対象とする放射化金属等の評価位置を選択して、この計算手順を繰り返します。

－（「第３回質問の補足」の「「適用範囲と理論的方法の特徴」に関するもの」の質問２で更問をしていま
す。）

11

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

ルエンス率及び照射履歴を同一として扱ってよい
範囲及びその理由を説明してください。

なお、附属書 D の式(1)に示しますように、放射化によって生成する核種の放射能濃度は、中性子の照射時間が生成する核種の半減期に比べて短いなどの条
件では、式(1)のように近似的（中性子エネルギー群に単純化）に表わされます。
A

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容＝σ × N × Φ×t ×λ(1)
ここに、A ： 評価対象とする放射化金属等の放射能濃度 (Bq/cm3)
σ ： 親核種の放射化断面積 (cm2)
N ： 親核種の照射前の原子数密度 (cm-3)
Φ ： 中性子フルエンス率 (n/cm2/sec)
λ ： 生成核種の崩壊定数 (s-1)
t ： 中性子の照射時間 (s)この式を用いると、評価対象位置の放射能濃度は経時的に変化しても、選択した評価対象位置では、「同一の中性子フルエンス率、同一の中性子の照射時間」
であることから、評価対象核種と Key 核種との濃度比は、一定の定数で示すことができることになります。
これらの結果によって評価する核種間の「濃度比」は、附属書 B（下表に抜粋）に示すように、中性子フルエンス率及び照射時間の差異の影響のパラメータス
タディの結果を踏まえると、放射能濃度への影響は大きいものの、濃度比への影
響は小さいことがわかっており、中性子フルエンス率及び照射時間の差異の影
響を受けず「濃度比」は一定となります。

中性子フルエンス率の濃度比への影響
図 B.2 より抜粋（4 倍の変化の影響）（３）難測定核種と Key核種の比は、半減期の違いにより設定時から時間とともに変化していくと想定されますが、放射化照射時間の濃度比への影響
図 B.5 より抜粋（1 日から 60 年間の影響）

注記 附属書 B より抜粋
ご指摘のように、「濃度比」は、比較する核種間の半減期の差異によって、照 －射終了後の経過時間と共に変化します。このため、「濃度比」は、この照射後の減衰の影響を受けないよう放射化金属等の照射完了時点での放射化計算に統一することによって評価します。
なお、廃棄確認時の申請する各核種の放射能濃度は、まず Key 核種に関して－（「照射後の減衰の影響を受けないよう放射化金属
等の照射完了時点での放射化計算に統一する」こと
12

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容により考慮することが明確に示されましたので、追加の質問はありません。
）

ここで示します「評価対象とする放射化金属等が特定されれば、中性子の照射 「 評 価 対 象 と す
履歴の詳細情報が明らかでない場合でも、Key 核種濃度を測定すれば適用でき る 放 射 化 金 属 等る」とは、標準のこの文章の前段において、「対象とする放射化金属等の照射履 が特定されれば、歴（照射終了後の減衰含む）を考慮した平均的な難測定核種と Key 核種との濃 中 性 子 の 照 射 履
度比を評価していることから」と示していますように、事前に区間推定法による 歴 の 詳 細 情 報 が明確でない場合評価を行った上で、適用しているものです。
このため、例えば、切断した容器に収納した「個々の放射化金属の切断片ごと」 でも、Key 核種濃の詳細情報（切断片ごとの放射化金属等の種類、材質、部位（形状寸法含む）、 度を測定すれば、中性子条件、照射条件、減衰条件）のいずれかが特定できなくとも、廃棄体に収 適 用 で き る 」 と納する「切断する前の放射化金属等」としての条件範囲の情報（種類、材質、中 は、この条件が当性子条件、照射条件、減衰条件の範囲）は把握できますので、区間推定法の計算 て は ま る の は 照
射履歴が濃度比に必要となる入力条件は設定できます。
したがって、この条件範囲を網羅した放射化計算によって得られた「濃度比」 を 計 算 し た 際 のを使用して、かつ、廃棄体の Key 核種の放射能濃度を非破壊外部測定すること 照 射 履 歴 の 範 囲に収まる場合がによって、評価対象核種の放射能濃度を評価できることを意味しています。
前提なのではないかと考え、質問したものです。

－「中性子の照射履歴の詳細条件が明確でない場合」とは、「断片ごとの放射化
金属等の種類、材質、部位（形状寸法含む）、中性子
条件、照射条件、減衰条件のいずれかが特定できない場合」であること、「評価対象とする放射化金属等が特定されれば、中性子の照射履歴の詳細情報が明確でない場合でも、Key
核種濃度を測定すれば、適用できる」のは照射履歴が濃度比を計算した際の照
射履歴の範囲に収まる場合であるとの具体的説明がありましたので、追加の質問はありません。
）－（「換算係数法」、「濃度比法」及び「濃度分布評価法」の使い分けについては、「第３回質問の補足」の「はじめに」で説明してもらうことにしましたので、追加の質問はありません。）

質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

計算で求める濃度比から廃棄体の放射能濃度に換算する際に、上記の濃度比の変化をどのように考慮するのか説明してくだ
さい。
（４）「評価対象とする放射化金属等が特定されれば、中性子の照射履歴の詳細情報が明らかでない場合でも、Key 核種濃度を測定すれば、適用できる」とあります。この条
件が当てはまるのは照射
履歴が濃度比を計算した
際の照射履歴の範囲に収まる場合であると想定されますが、照射履歴の詳細情報が明らかでないにも関わらず、濃度比法が適用できる理由を説明してください。

半減期を考慮して減衰補正した値（例えば、非破壊測定して得られる Key 核種濃度を照射完了時点まで減衰補正した値に濃度比を乗じることによって評価対
象核種の放射能濃度を評価）で評価し、この評価対象核種の放射能濃度を申請時点まで、再度減衰させた値で申請することになると想定されます。

１０．
「表 D.1―各区間推定法の基本的な特徴及び適用対象放射化金属等」
三つの手法について、代表的な評価対象とする放射化金属等の種類がそれぞれ記載されています。
三つの手法は原理的には放射化金属等であれば評価対象とする放射化金属
等の種類によらず適用できるものと想定されますが、対象となる放射化金属等が異なる理由を説明してください。また、同一の放射化金属等を三つの手法で計算した場合の評価結果の同等性を説明してください。

濃度比法、換算係数法及び濃度分布評価法の 3 つの区間推定法は、下表に示
しますように、それぞれの特徴である下記の点を踏まえた最も適性を示す放射化金属への適用が望ましいと考えます。

－

・濃度比法：

同時に中性子照射され、生成した核種間の濃度比は一定性を示す放射化物への適性を示す。
・換算係数法： 燃料の燃焼度などと密接な関係性を示す放射化物への適性を示す。
・濃度分布評価法：同一の照射時間、材料組成で、中性子分布だけが異なる放射化物への適性を示す。
なお、各手法の個々の放射化計算自体は、点推定法と同じ（ただし、恣意的な入力条件でないように各条件をランダムサンプリングで設定）であり、個々の計算結果は、同じ結果を使用します。
区間推定法は、その多数の放射化計算の結果を使用して評価する方法（比で評価する、管理指標との係数で評価する、濃度分布で評価する）が異なるだけです。
したがって、各手法を選択する場合においては、「判断基準」と言うより、より合理的に放射能濃度を評価する観点で選択するため、次表に示します評価方
法ごとの特徴、適する対象及び適用条件を踏まえた評価対象の具体例が考えら
れます。
13

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

質問の背景（問題意識）

原子力学会回答（資料 2-1-1）
さらに、いずれの手法でも回答 8 に示しましたように、入力条件の設定において、不確定性があるものは、保守性をもって設定するため、保守的な結果をもって評価できる方法となっています。
評価法

濃度比法(5.2.3.3)

換算係数法(5.2.3.2)

濃度分布評価法(5.2.3.4)

基礎
データ
模式図
1)

同種の放射化物の中で同時に 核種の生成因子である燃料の 同一の照射時間、材料組成（中中性子照射され生成した核種 燃焼度などの管理指標と密接 性子分布だけが異なる）の放間の濃度比が一定であること な関係性をもつ放射化物の放 射化物中に生成する核種の放評価方法を利用し、Key 核種（Co-60） 射能濃度を、原子炉の運転で 射 能 濃 度 を 位 置 ご と に 計 算の特徴の放射能濃度に計算で得られ 管理されている管理指標（燃 し、対象とした放射化物全体た濃度比を乗じて対象核種の 焼度）の値から対象核種の放 の対象核種の放射能濃度分布
放射能濃度を評価する方法
射能濃度を評価する方法として評価する方法
材料、中性子条件、照射時間の 燃焼度、中性子照射量との強放射能濃度分布が比較的狭変動範囲を考慮した評価方法 い関係性を考慮した評価方法 い範囲となる解体廃棄物、特であるため、これらの変動が であり、これを管理指標とし に、原子炉軸方向又は径方向適するあり、多数の発生が想定され て適用するため、燃料との関 の中性子分布だけが異なる大
評価対象
る放射化物、多数の位置に配 係が強い放射化物に向く
型の固定された放射化物に向置される放射化物又は大型のく放射化物に向く①評価対象とする切断等が行 ①燃料の燃焼度、原子炉内で ①解体する大型の機器、機材
われた機器／機材を廃棄体の中性子照射量の管理記録
全体の放射能濃度の評価にに収納した状態での放射能が示せる燃料及び燃焼制御適用する。
濃度の評価に適用する。
に使用している機器／機材 ②機器／機材が、部分的に交適用条件②廃棄体と対象放射化金属等の放射能濃度の評価に適用
換されていないこと及び炉3)との連関管理が出来ているする。
内での移動が無いこと。
こと。
②燃料の燃焼度又は照射量と対象放射化金属等との連関記録が示せること。
BWR：多数発生するチャンネ BWR：燃焼度との関係が強い BWR：大型の固定されたシュ
ルボックス、制御棒、多数の位 チャンネルボックス、中性子 ラウド、圧力容器、格子板、支置 に 配 置 さ れ た 解 体 廃 棄 物 照射量との関係が強い制御棒 持板（CRD ｶﾞｲﾄﾞﾁｭｰﾌﾞなど）、大 PWR：燃焼度との関係が強い PWR：大型の固定された圧力型の放射化物（シュラウド、圧 バーナブルポイズン、中性子 容器、炉心槽、熱遮へい体、炉
適する
力容器 2）、上部格子板、炉心支 照射量との関係が強い制御棒 心バッフル、支持板
評価対象
持板）
の
PWR：多数発生するバーナブ
具体例
ルポイズン、制御棒、多数の位3)置に配置された解体廃棄物（制御棒クラスタ案内管など）、大型の解体廃棄物（圧力容器 2）、炉心槽、熱遮へい体、
バッフル、下部炉心支持板）

注1
換算係数法の模式図では、燃焼度ごとの個々の計算結果を評価した場合で例示している。
注 2 圧力容器などは、浅地中ピット処分の最大濃度を下回ると推定されるが、中深度処分の可能性がある廃棄物である。

14

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

注 3 適用条件及び具体例は、標準中に具体的には示していないが、標準はこれらを踏まえている。
－
１１．
「D.1.4 濃度分布評 そのグループの個々の廃棄物について、下記の条件にあることです。
価法」（１）「この方法における ・材料が同一規格仕様のものであること
放射化計算方法は、基本（鋼材検査証明書などの材料製造単位の品質証明ができるもので、品質変化が的に個別の廃棄物の放射無いことの確認を行う）
能濃度を計算する場合と ・中性子フルエンス率がある一定の範囲内にあること同等であるが、評価の対（原子炉内の中性子フルエンス率の分布を中性子輸送計算などで事前に評価象とする放射化金属等のし確認する）
グループを代表する放射 ・中性子照射条件が同一であること
能濃度（例えば、平均放（評価対象物の一部交換、移動履歴が無いことの確認を行う）
射能濃度）を保証できることが適用の前提となる。
」とあります。ここで、「放射能濃度を保証する」具体的な方法について説明してください。
（２）本評価法の適用に「ある一定の範囲内」とは、例えば中性子フルエンス率については、炉心を構 －当たっては、「計算条件 成している機器、機材を評価対象とする場合には、その機器、機材の位置に応じ（例えば、中性子フルエ た中性子フルエンス率が炉心計算等により評価されているという意味です。
ンス率）の変動範囲があ
この中性子フルエンス率は、放射化計算を実施する前に、原子炉内の中性子輸
る一定の範囲内となるこ 送計算によって評価され、最大値、最小値間の分布が確認できていることから、とが必要となる。
」とされ この状態を「ある一定の範囲内」にあるという表記にしています。
ていますが、「ある一定の範囲内」について具体的にその範囲を説明してください。
（３）本評価方法を適用対象とする固定された大型の炉内構造物に対して、変動要因となりうる計算 －するに当たり、変動要因 条件としては、中性子フルエンス率だけであると考えております。
となりうる計算条件に、
また、「計算結果に与える影響が小さいことが明らかな条件」としては、評価例示された中性子フルエ 対象の機器又は部材を移動、交換していないことと考えます。
ンス率以外の条件があれこれによって、中性子照射条件（照射時間、停止時間）は、原子炉内に運転開ばそれを示して下さい。 始（試運転）から運転終了まで存在している種々の構造物に対して相違はなく、あわせて、「計算条件の変 ひとつの値（同一の条件）を設定できます。
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）を設定できる。
」で示されている「計算結果に与える影
響が小さいことが明らか－（「放射能濃度を保証できることが適用の前提」の意
味は、「材料が同一規格仕様のものであること」、「中
性子フルエンス率がある
一定の範囲内にあること」
及び「中性子照射条件が同一であること」であると具体的な説明がありました
ので、追加の質問はありません。
）－（「炉心計算等によって評価され、最大値、最小値間の分布が確認できている
中性子フルエンス率の範囲を「ある一定の範囲内」とする」との説明があり、具体的範囲がわかりましたので、追加の質問はありません。）－（変動要因は、中性子フル
エンス率のみであること、「計算結果に与える影響が小さいことが明らかな条件」としては、評価対象の機器又は部材を移動、交換していないこととの具体的説明がありましたので、追加の質問はありませ
ん。）

15

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

評価の対象とする放射化金属等の放射能濃度を評価した結果である放射能濃 安 定 し て 分 布 し度分布を代表する放射能濃度（例えば、平均放射能濃度）の信頼性が、計算の回 て い る と 判 断 する定量的な基準数（総数）を増加させても向上しないという意味です。
具体的には、放射化計算によって評価した放射化金属等の放射能濃度分布の に つ い て 質 問 し
平均放射能濃度の 95%信頼上限値は、実施した放射化計算の数量に応じて変化 たものです。
し、計算の回数が少ないとより大きな値を示します。しかし、計算の数量を多くすることで「平均放射能濃度」と「平均放射能濃度の 95%信頼上限値」の差は、下図（附属書 K の図 K.5 及び K.6 から抜粋）に示しますように、差異が小さくなって漸近して一定の差の状態になります。この状態を「安定して分布している」と表記しました。

「安定して分布している」とは、「平均放射能濃度」と「平均放射能濃度の 95%
信頼上限値」の差が小さくなって漸近して一定の差の状態になることを指すとしているとの回答ですが、「「平均放射能濃度」と「平均放射能濃度の 95%
信頼上限値」の差が小さくなって漸近して一定の差の状態になる」について、「一定の差の状態」とは計
算回数を増加させた場合、両者の差の変動幅が何パーセント以内に収まることをいうのか説明してください。

質問な条件」の具体例を示してください。
（４）「複数の放射化計算
結果が一定の範囲内に安定して分布していることを評価し判断することが適切である。
」とありますが、「安定して分布している」とはどのような状態を指すのか説明してください。

原子力学会回答（資料 2-1-1）

Nb-94 の放射能濃度分布評価法による結果

Nb-94 の平均値の信頼上限の漸近性
108

107

106
10

-1

10

1

10

3

10

5

10

7

10

9

10

11

10

13

10

回答可能

附属書 K の図 K.5 に示しましたように、計算の数量を多くすることで、「平均放射能濃度」と「平均放射能濃度の 95%
信頼上限値」の差異が小さくなる傾向が見られます。これは両者の値が一定の値に近づく結果によるものです。
資料 2-1-1 で回答しましたように、両者の差異が小さくなって漸近して一定の差の状態になる状態を、「安定して分布している」と表記しましたが、誤解を生じさせる回答となっていました。
「安定して分布している」と表記したのは、両者の値が一定の値に近づく状態を指しているものです。その判断は、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 13(4)と同様に、統計値の安定性で評価します。すなわち、附属書の図 K.5 に示しますように、統計値
安定後の濃度の平均値と 95％信頼上限値がほとんど変化
しない状態になっていることを視覚的に確認することで判断しています。定量的には、計算の数量が 30 以上になる段階から各々の値の変化が 10％以内に安定してくることから、このケースでは、10%が定量的な基準と判断できると
考えます。

105

基本的には核データライブラリは、日本原子力研究開発機構などの各国の研究機関において、実験値をベースとして核物理の理論計算値や統計学による推定値を加えることによってもっとも真値に近づくよう核データを評価された評
価済核データライブラリ 1)であり、また、各種実験データに基づくベンチマーク
解析によって臨界や遮蔽（中性子、ガンマ線）の観点でバージョン間の比較を含めて検証 2)された信頼性の高いものであることから、どれも使用することは可能と考えます。
注1)
注2)

補足回答内容15

算術平均値 2.9×106（Bq/t）
対数平均値 5.9（対数）7.9×105（Bq/t）
標準偏差 1.0（対数）１２．
「図 D.1―区間推定法による放射化計算の入力データの基本設定フロー」
放射化断面積の設定において、ORIGEN、MCNP（PHITS
も用いるのであれば、それを含む）を使用する際に、どのような核データ
ライブラリを用いるかによって計算結果に差異が生じると想定されます。
使用を想定している核データライブラリとともに、核データライブラリ
によって計算結果に差異があるのか、差異があるならば、放射能濃度決定においてどのように考慮するのかを説明してくだ
さい。

回答の可否

各データライブラリはバージョンによってデー
タが異なるため、使用するライブラリの違いがどの程度放射能濃度の評価結果に影響があるかを
https://wwwndc.jaea.go.jp/Labo/index_J.html
K. Shibata et al., "Japanese Evaluated Nuclear Data Library 確 認 し た も の でVersion 3 Revision-3: JENDL-3.3", J. Nucl. Sci. Technol. vol 39, す。
No.11, p.1125 (2002).

核データライブラリの選定においては、その時点での新しい核データライブ
ラリとの比較を行い、差異を確認した上で使用することとなります。もし、核データライブラリ間での大きな差異があれば、新知見の反映の有無や実測値との比較によって妥当性を確認することとなります。

JENDL-4.0、JENDL-3.3、JENDL-3.2、JENDL-3、JENDL/AD-2017 3)16使用を想定している核データライブラリについて 核データライブ
は回答いただきましたが、 ラリの影響につ計算結果に差があるのか、 いての放射能濃あるならば、放射能濃度決 度の評価事例が定においてどのように考 ないため、断面慮するのかについては回 積の比較結果を答いただいていません。核 提示。
データライブラリによって具体的にどの程度の差があるのかを評価例等で示してください。また、差がある場合、放射能濃度にどのように考慮するのかについても、例で示してください。

現状、ライブラリの違いによる放射能濃度への影響の評
価データはありませんが、放射化断面積の値の差異により概ね評価結果の差異を推定できます。放射化断面積の差異を確認した例を以下に示します。
放射化計算の核データライブラリについて、JEDNL3.2, JENDL-3.3, JENDL-4.0 を基に日本原子力研究開発
機構にて整備され公開されている ORLIBJ32, ORLIBJ33,
ORLIBJ40 の 1 群の放射化断面積の値の比較例を以下に示します。BS200, BS270 は BWR の炉心条件、PWR34,
PWR47 は PWR の炉心条件のスペクトルで縮約された放射化断面積です。
下表の例において、ORLIBJ33 と ORLIBJ40 で、核種によっては断面積に倍半分程度影響があることが確認され、放射能濃度への影響の程度もおおよそ同程度と推測されます。
上記において核データライブラリの不確かさの程度を把握した上で、評価条件（元素組成、照射・冷却期間）の保守性を設定します。

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

設定した濃度分
布からどのように放射化計算に用いる元素成分条件を設定するのかの説明がなかったため確認したものです。

－（元素成分条件の設定には、検出下限値をそのまま使用する方法と、放射化学
分析結果から推定する方法のほかに、設定した濃度
分布全体からランダムサ
ンプリングを用いて設定する方法がある旨説明がありましたので、追加の質
問はありません。）

ENDF/B-Ⅳ、ENDF/B-Ⅴ、ENDF/B-Ⅵ、ENDF/B-Ⅶ
注 3) https://wwwndc.jaea.go.jp/ftpnd/jendl/jendl-ad-2017/jendl-ad2017.html(原子炉施設などの廃止措置に資するため、放射性核種の生成量評価のために日本原子力研究開発機構にて整備された放射化断面積。
「核原料物質又は核燃料物質の精錬の事業に関する規則に基づく線量限度等を定めた告示」（原子力規制委員会告示第八号）に記載された放射性核種のうち原子炉施設に係わる核種に起因する放射能の評価に必要となる 311 核種（親核種数）を網羅する放射化断面積データベース)
１３.「D.4.3 元素分析データ数量に応じた濃度分
布条件設定」「b)元素分析データ数が比較的少ない場合」について、「保守性を加味した
平均値、標準偏差を適用することで、評価対象とする元素成分濃度分布を設定できる」としています。例示として p46 の図
では、検出データの平均
値の 95%信頼上限を設定
平均値とした「保守的な範囲を設定した分布」が示されていますが、この元素成分濃度分布のどの範囲を用いて放射化計算を行うか説明してください。

検出データの平均値の 95%信頼上限を設定平均値とするなどによって設定した「入力用設定分布」の分布範囲全体（平均値と標準偏差による分布の設定を行ったもの）を使用して、その中から、「入力用基礎データベース」の分布形状に応じた確率分布の全体からランダムサンプリングによって、1 つずつの入力デー
タを選定し、この選定操作を入力データ数として充足するまで続け、入力条件を作り上げます。
これによって、「入力用設定分布」の部分的な範囲でなく、保守的に設定した濃度分布の全体範囲を網羅した入力条件とすることが出来ます。
理論的方法

元素成分条件(本文 6.1.2.2)

入力用基礎デー
タベースの起源点推定法
元素濃度分布を(特定放射化物踏まえ、保守性の代表データに（信頼上限値のよる設定）
適用など）を勘案して設定する。

区間推定法（放射化物の範囲を網羅する複数の入力データの設定）入力用設定分布からのランダム
サンプリング・ 分析など により収集さ れた起源元素 の入力用基礎 デー
タベース から設定した 入力
用設定分布（保守性 考慮した分布 ）か
らのラン ダム
抽出によ って設定する。
・ 必要な放 射化
計算用の 数を満たすま で繰

中性子条件(本文 6.1.2.3)

照射条件(本文 6.1.2.4)

入力用 基礎 デー タベ 入力用基礎データ
ースの 中性 子フ ルエ ベースの照射時間
ンス率分布を踏まえ、 分布を踏まえ、保保守性（最大条件の適 守性（最大時間の用など）勘案して設定 適用など）を勘案する。
して設定する。
入 力用 基礎 データ ベ
ー スの 分布 からの ラ
ンダムサンプリング
・ 評価対象廃棄物の「評価位置（部位）」をランダム抽
出によって設定する。
・ ローテーションのある場合、運転サ
イクルごとの炉内挿入位置の実績（例 炉内の中央部→中央部→最外周部などといった
挿入パターン）か
らランダムに「炉内挿入位置」を設

入力用設定分布か
らのランダムサン
プリング
・ 収集された運転管理データ（運転サイク
ル、照射時間）による入力用
基礎データベースから設定した入力用設定分布からのランダム抽出によって照射時間を設定する。
・ ローテーショ
ンのある場合、

17

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

検出下限値のデータ必要数を定量的に評価することは、難しいと考えます。 サ ン プ リ ン グ の
１４．
「表 D.5―元素分析
データが非常に少ない元 ただし、元素分析において「検出下限値のみ」又は「1，2 点の検出データ」と 不確かさ、分析の素の濃度分布条件設定方 なるおそれのある元素は、附属書 D の表 D.4 に示しますように、検出すること 不 確 か さ が あ る法」の「例 2 検出最大値 が比較的難しい「微量成分元素」であり、その濃度分布は、附属書 G の表 G.13 ため、数点の検出から分布を評価する場合 に示します多くの文書にありますように「対数正規分布」を示すと考えられま データのみでは、のイメージ」について、1 す。
その平均を推定～2 点の検出データからその分布の信頼性を左右する検出下限値の妥当性は、種々の文献での材料種 分 布 の 検 出 最 大得られた濃度を「検出最 類、分析方法の情報によって評価することは可能であることから、標準ではこの 値 と 仮 定 す る こ
大値（保守的）」として、 入力データの設定の考え方を示しております。このため、検出下限値以下又は 1， と は 非 保 守 的 と推定分布の平均濃度（設 2 点の検出値以下の濃度領域での対数正規分布を設定して評価することは、適切 な る 場 合 が あ り
ます。ND 値のデー定値）を検出最大値（保 であると考えています。
タが多くあり、か守的）の－2σに設定しています。
表 D.4―対象とする放射化金属等の元素成分濃度の分布タイプの設定に関わる つ、数点の検出データがあるので（１）この方法が適用で 基本的な考え方あれば、当該検出
きる検出下限値（以下主成分元素
不純物成分元素
微量成分元素
成分管理
データを推定分「N.D.値」という。
）のデ条件
管理範囲がある
管理上限がある
管理値なし
散の検出最大値
ータ数が十分にある場合管理されていない
特定の工場、材料の 製造される材料中のと仮定することと想定されますが、その元素であり、自然ロット管理が行われ 不純物として一定のは一定の合理性
データ数を示してくださを持ちますが、実い。
での存在濃度分布て製造される材料の 製造過程で低減又は運用として、何点が、材料中の各元
主成分であり、材料 管理される成分で、の ND 値があれば基本的考 の規格範囲内の目標 元素の濃度が比較的素の濃度分布にも当該手法を適用反映される。
値での成分の調整が 低い管理値以下であえ方可能と考えてい行われる元素で、存 る元素で、自然でのるのかを確認し在濃度範囲（濃度分 濃度分布が材料中のたものです。

「実際に適用した「測定機器、測定時間、測定試料量
及びバックグランド」を確認し、データ数を含めた妥当性を評価することが適切であると考えます。」との回答をいただきました。
「測定機器、測定時間、測定試料量及びバックグラ
ンド」を確認し、データ数を含めた妥当性を評価した例を提示してください。

質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

回答の可否

補足回答内容評価対象廃棄り返して 設定定する。
物の運転サイ
する。
・ 輸送計算による分
クルごとの「炉・ ランダム 抽出
布から、選定した内挿入位置」の
方法は、JIS Z
対象廃棄物の「評パターンをラ9031 に示され価位置」及び「炉内ンダムに設定る方法。
（右記挿入位置」におけする。
る中性子フルエンにも適用）
ス率及びスペクト ・このサイクルごとの炉内挿入ル（放射化断面積）
位置のパターを設定する。
ンは、中性子条件の設定と同じ布）が比較的狭い。

各元素の濃度分布に回答可能（Ⅰ 「実際に適用した測定機器、測定時間、測定試料量
及びバックグランド」））
第２回会合資料中の「なお、元素濃度の分析による検出
下限値は、測定機器、測定時間、測定試料量、バックグラ
ンドなどによって決まるものですので、分析データ数に依存することは低いと考えられます。」の文章ですが、放射能計測（単位時間あたりに崩壊する原子の個数（放射性崩壊の速さ）を計測）を想定した表現であり、元素分析に関するものではありませんでした。このため、「測定時間、測定
試料量及びバックグランド」は、元素分析においては検出
下限には関与しません。
上記を踏まえて修正した回答を以下に示します。
試料は、実機の製造工場にて、実際の機器に用いる構造
材料を切り出してサンプリングしています。
また、元素分析の測定機器（分析装置）は、測定対象の元素に合わせて適用します。以下の分析装置は、国内の分析メーカーにおいても、検出感度の高い定量分析に適用されている一般的な分析装置です。
・ Th，U，Co,，Nb，Mo 等：誘導結合プラズマ発光分光
分析（ICP-AES）、誘導結合プラズマ質量分析（ICPMS）
試料を切断後、洗浄、分取、酸溶解、定容等の操作を行った後に、溶液中の元素を定量する分析装置
・ Cl 等：グロー放電質量分析 GD-MS
固体試料を放電によりイオン化させイオン量を測定する分析装置も反映される。
各元素の
濃度分布

正規分布

対数正規分布また、測定試料量は、分析装置毎で設置できる試料量の上限があり、それを考慮して決まります。例えば、・ ICP-AES の場合：1 g 前後を溶解した溶液を使用
・ GD-MS の場合： 2 mm×2 mm×20 mm 角柱試料を固体のまま装置に装着
GD-MS では、決められた量の試料を分析装置内の試

対数正規分布表 G.13―元素の濃度分布を対数正規分布として扱う例

18

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問
題意識）

2
[32]

3
[33]
4
[34]

5
[35]

6
[36]

7
[37]

回答の可否

補足回答内容料フォルダーに設置して測定する方法で、分析に使用する試料量は検出下限値に起因しません。

濃度分布を対数正規分布とした例
1[31]

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

作業場内における有害物質の濃度の分布は，時間的にも空間的にも正規型の分布より左側（低濃度側）にかたよった型になることが多く，次のような理由から正規型ではなく対数正規型の分布に近いことが予測される。
a)環境中有害物質の濃度は広い範囲にわたって分布し，最低値と最高値の比はしばしば 100 倍から 1 000 倍にもなることがある。
b)濃度は物理的に負の値にはなり得ない。
c)測定値の変動の大きさは測定された濃度の程度の広がりをもっている。
d)飛び離れた非常に大きな値の得られる確率は，あまり大きなものではない。
食品の消費の方も，カドミウムの濃度分布の方も，モデル化というものをしております。実際にある数字を使うのではなくて，それこ
そとんでもなく高い濃度というのはどこで出るかわからないということを考えまして，分布の尻尾に当たる方を非常に長くとるような，
例えばもしも計算で間違うのであったら，消費者の保護がより確保できるような方に間違う方がいいということで，対数正規分布というモデル化をしております。
・・・（中略）
・・・もちろん，ほかのいろいろな違う分布をやることもありますが，今，世界では，対数正規分布というのが主に使われております。
一般に環境中の化学物質の分布は対数正規分布で表すことができる
ため，・・・（以下，省略）。
兵庫県下の陸水試料や環境調査としての毛髪試料を精力的に分析した。特に，毛髪試料では分析法の確立を図りながら非汚染地域の多数の試料を分析し，約 20 元素を定量し，元素ごとの特徴を明らかにした。すなわち，必須元素は正規分布に，非必須元素は対数正規分布になり，これらの中央値又は幾何平均値が環境試料中の元素濃度の取扱いに有効であることを示した。
河川水中の微量元素の濃度分析
全国 55 の河川から集めた 77 試料について希土類元素，トリウム及びウラニウム（16 元素）の濃度の平均値と範囲が明らかにされた。
対象としたすべての元素濃度は非常に低く，高くても 100 ppt レベ
ル，低い場合には，1 ppt 以下となった。各元素の濃度幅は非常に広く 3 桁程度の広がりを示した（津村，1991）。
わが国の陸水試料約 80 点について超微量元素 38 種類を分析した結果，各元素とも濃度範囲は非常に広く頻度分布は対数正規分布をすることが分かった。
一般に金属鉱床では，地球化学的な元素の含量の分布の型は対数正規分布ないしは，二項分布に近い分布をするといわれているが，中津河鉱床の探鉱坑道におけるように，比較的狭い範囲から相当多数の新鮮な試料が得られた場合に限って統計すると，ウランは二項分
布型，トリウムは対数正規分布型を示す。
元素の地殻中の品位（濃度）分布は，L.H.Ahrens によれば対数正規分布で，その最多量値は平均地殻存在度の付近にあって，鉱石品位
領域では Lasky 法則に従うと論じた。

なお、核種分析は測定時間の間に崩壊して放出される放射線を測定しますが、元素分析は単に当該元素の質量を測定する方法です。そのため、元素分析においては、測定時間とバックグランド（自然放射線の影響）は分析精度に影響しません。
分析装置を用いる場合でもバックグランド補正（ノイズの除去、自然放射線の影響除去ではない）を行います。こ
の補正は、試料を用いずに溶解等の同一の試料調製の操作をして、試薬等のブランク値を求めることで行っています。
さらに、元素分析の分析値（定量値）は、事前に標準試料（市販されている既知濃度の試薬）を測定して検量線を作成した上で取得します。
（Ⅱ 何点の ND 値があれば当該手法を適用可能と考えているのか）
標準では、必要総分析数は示しておりません。ただし、検出限界値以下の濃度領域で検出できない元素濃度分布を設定して評価する場合に、その濃度分布の領域を把握するために、必要と考えられる化学分析数につきましては、
標準には示しておりませんが、例えば、表 14(1)-1 に示します考え方が適用できるものと考えます。
表 14(1)-1 検出下限値を含む分析における必要データ数
前提条件

確率的に設定する。

検出でき
ない濃度
分布など
の設定の
模式図

上図のように、検出下限の値（検出できな
い濃度分布の平均＋標準偏差 Nσ注１の位置）を超える領域にある数量（例えば、平均値＋Nσ超となる領域での分析データ
数が 1 点と仮定）から母集団の数量を正規確率（例 2σを超える確率：2.3%）によって評価する。
必要データ 推定する平均値の位置を検出下限値から 1数の評価結 σの位置とする場合： 7 点
必要デー
タ数の
設定の
考え方

19

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）
8
[38]

9
[39]

質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容果

Geology and mining. In the Earth’s crust, the concentrationof elements and their radioactivity usually follow a lognormal distribution.
Environment. The distribution of particles, chemicals, andorganisms in the environment is often log-normal.
Frequency distribution plots of K, Rb, Sc, V, Co, Ga, Cr, andZr in Ontario diabase, Sc, V, Ga, Cr, La, and Zr in Canadian
granite, K, Rb, and Cs in New England granite and F and Mo ingranite from various localities are regular, but assume
decided positive skewness when dispersion is large, hence,
distribution of concentration is not normal.
All distributions become normal, or nearly so, provided thevariate (concentration of an element) is transformed to log
concentration: this leads to a statement of a fundamental(lognormal) law concerning the nature of the distribution of
the concentration of an element in specific igneous rocks.

注1
注2

【出典】
[31] “労働衛生管理とデザイン・サンプリングの実務”，日本作業環境測定協会[32] 食品に関するリスクコミュニケーション[カドミウムに関する意見交換会（第 2 回）] 農林水産省消費・安全局 (2004 年 6 月 9 日)
[33] 詳細リスク評価書 鉛 暫定版，独立行政法人産業技術総合研究所 化学
物質リスク管理研究センター[34] 辻治雄，2002 年度日本分析化学会 学会功労賞受賞者[業績]，ぶんせき，(2002. 9)[35] 農業環境研究，この国の 20 年，（3）化学物質の動態と生物影響，農業と環境，No.48 (2004.4.1)[36] ガンマ線の波高分析による人形峠地域などの花嵐岩質岩石の天然放射性元素の分析，地質調査所月報，Vol.18, No.9[37] 関根良弘，“鉱物資源の量的評価と元素の地殻存在度”，(1986)[38] Log-normal Distributions across the Sciences: Keys and Clues,
BioScience, Vol. 51, No. 5, (2001)[39] L.H. AHRENS, The lognormal distribution of the elements (AFundamental Law of Geochemistry and its subsidiary), Geochimica
and Cosmochimica Acta, Vol. 5 (1953)
なお、元素濃度の分析による検出下限値は、測定機器、測定時間、測定試料量、バックグランドなどによって決まるものですので、分析データ数に依存することは低いと考えられます。
また、理論計算による放射能濃度の評価結果に検出下限値が直結しますので、事業者はできる限り検出下限を下げる努力を払うことが想定されますし、実際に、元素分析に適用している測定機器も次のような高性能な機器を適用して測定しており、その測定結果として得られた検出下限も、海外での分析事例よりも低濃度での検出下限となっています。
これらのことを勘案すると、検出下限の妥当性の確認は実際に検出下限を決定する運用段階で、実際に適用した「測定機器、測定時間、測定試料量及びバック20推定する平均値の位置を検出下限値から 2σの位置とする場合： 44 点
「Nσ」とは、標準偏差の 1σ、2σ、3σの数値の意味（N=1, 2, 3）「推定する平均値の位置」とは、検出下限から低い濃度領域で分布を設定する際に適用する検出下限から Nσの標準偏差を加味した位置で決定する平均値の意味。

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
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質問

質問の背景（問題意識）

原子力学会回答（資料 2-1-1）
グランド」を確認し、データ数を含めた妥当性を評価することが適切であると考えます。
ICP-AES：誘導結合プラズマ発光分光分析
ICP-MS：誘導結合プラズマ質量分析
GD-MS: グロー放電質量分析
SUS304 に関する化学分析において全て検出下限値となっている主な元素の情報
検出下限値
NUREG
元素 生成核種
分析法
分析数
(平均)
/CR3474（SUS）
Cl

Cl-36
Sr-90
Tc-99
I-129
Cs-137
α 核種

Th
U

蛍光 X 線分析法
GD-MS

97.3×10-4
wt%

7.0×10-3 wt%

ICP- MS

9

5.0×10-7
wt%

1.0×10-4 wt%

ICP- MS

9

5.0×10-7
wt%

2.0×10-4 wt%

Co1)

Co-60
Ni-63

ICP- MS

21

7.6×10-4
wt%

－

Nb1)

Nb-94

ICP-MS21

3.9×10-3
wt%

－

Mo1)

Tc-99

ICP- MS
ICP-AES21

7.6×10-4
wt%

－

出典

放射化金属の放射能濃度評価における照射材料中の微量元素データに関す
る検討について，日本原子力発電，2010 年 8 月（附属書 G 参考文献）

注記

GD-MS：グロー放電質量分析、ICP-AES：誘導結合プラズマ発光分光分析、
ICP-MS：誘導結合プラズマ質量分析
参考までに、ジルカロイ 4 の ND 値を示す。

注1

分析方法の
概要

ICP-AESICP-MS
高周波誘導結合プラズマ
高周波誘導結合プラズマ
発光分析法
質量分析
溶液化された試料をネブライザーで霧化し誘導プラズマ現象を利用し、試料をプラズマ化させる分析原理までは共通。
プラズマ内で励起された元素 プラズマ内でイオン化されたから放出される光波長と強度 元素を電場や磁場を用いて分から濃度分析を行う。
離する事で濃度分析を行う。

一般的検出
下限

ppm オーダー

ppb オーダー

適用先

主成分、不純物成分に向く

微量成分に向く

短所

・固体試料である場合、溶液化する必要がある。
・固体試料の分解・希釈により分析精度が大きく左右される。
・同位体分析が出来ない。
・原子量が 80 以下の元素は、Ar 及び主成分由来の分子イオ
ンの質量干渉を受けやすい。

分析法

21

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

質問の背景（問題意識）

原子力学会回答（資料 2-1-1）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容（参考）U の検出下限に関する文献調査の結果
元素
U
U
U
U

対象
コールド材
管理区域内の機器、部品非管理区域内の機器、部品
コールド材、
発電所材

分析方法

分析数 a)

分析結果 b)-7

出典

ICP- MS9（9）ND（5.0×10

wt%）

1

ICP-MS6（6）ND（5.0×10-6 wt%）

2

GD-MS

22（22）

ND（5.0×10-7 wt%）

2

－

8（8）

ND（3.0×10-4 wt%）3

注記 GD-MS：グロー放電質量分析、ICP-AES：誘導結合プラズマ発光分光分析、
ICP-MS：誘導結合プラズマ質量分析
注 a)（）内は ND 数
注 b)（）内は ND 値の平均値

出典[1] 放射化金属の放射能濃度評価における照射材料中の微量元素データに関する検討について，日本原子力発電，2010 年 8 月（附属書 G 参考文献）[2] 「ふげん」発電所の主要構造材元素組成分析，日本原子力学会和文論文誌，Vol.
9, No. 4, p. 405  418 (2010)[3] NUREG_CR-3474， Long-Lived Activation Products in Reactor Materials，
U.S. Nuclear Regulatory Commission（２）検出データが 1 点の場合に、元素濃度分布の標準偏差σをどのように求めるか説明してください。

起源元素の濃度を分析によって 1，2 点程度しか検出できなかった場合は、実 －施したサンプリング分析の結果からでは、標準偏差を設定することできません。
このため、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布を参考にした標準偏差」で設定する方法を適用します。

－（「検出データが 1 点の場
合、標準偏差σは算出できないので、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布を参考にした標準偏差」で設定する」との回答をいただきました。
「化学的性質が類似」はどのように判断するのかについては、「第３回質問の補足」の「「理論的方法の入力条件の設定方法の具体及び評価結果の不確かさ」
に関するもの」の質問 10 で追加質問しています。）（分布の設定方法について）濃度分布の設定方法は、附属書 H に示しますように、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布」の収集方法、適用条件及び評価方法を踏まえて設定しました「標準偏差」を適用します。
これを用いた濃度分布の設定は、図 H.1 に示すとおり、1，2 点の検出最大値
を、濃度分布の上側限界値（例 上側限界値＝平均＋2σ（標準偏差）の濃度）とし、同一の元素又は化学的性質が類似した元素の既知の濃度分布（別途、文献値などによって収集した濃度分布）から“標準偏差”などの濃度分布条件を設定した上で、平均濃度を設定する方法を示しています。
なお、通常、推定される濃度の分布は、回答 14(1)に示しましたように微量成分元素の分布は、対数正規分布と考えられますので、検出最大値以下の領域で検出最大値から約 3σの位置を平均値とした分布で存在すると考えられます。
これに対して、入力用の分布設定では、検出最大値から 2σの位置を平均値とした分布で上側にスライドすることで、保守性を加味します。

22

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

質問の背景（問題意識）

原子力学会回答（資料 2-1-1）
検出最大値
確率密度

元素分析の
実際の分布
（推定）

保守的な標準偏差を適用して仮定した分布

2σ

σ:保守的な標準偏差

元素濃度
（%)

平均濃度
（設定値）

図 H.1－検出困難元素の濃度分布評価の基本的な考え方（設定分布と推定分布を比較し易いように青破線の実際の分布を加筆しています）（“標準偏差σ”の設定方法について）
標準では、附属書 D に示しますように、濃度分布の設定に必要となる“平均値”、“標準偏差σ”を元素分析によって得られたデータ数量に応じて保守性を加味して設定する考え方を、下表のように示しています。
取得検出
データ数

検出下限値の非常に少ない
（1,2 点の検出数）

比較的少ない十分にある（3 点以上十分未
場合
満）

平均値

① 検 出 下 限 値 ①検出値で設定

平均値の信頼上 得られた検みで設定② 検 出 値 以 下 の 限で設定

出データの②検出下限値

領域で設定（検

平均値で設

以下の領域

出値から 2σの定で設定（下限位置）値から 2σの位置）
標準偏差の ①－

①同一の元素又 得られた検出デ 得られた検適用の②同一の元素は化学的性質 ータの標準偏差 出データの

考え方

又は化学的

が類似した元 の信頼上限で設 標準偏差で性質が類似素の分布を参 定

した元素の考にして設定分布を踏ま（信頼上限）

設定

えて設定（信 ②同左
頼下限）

注記
注記

①②は、各々の場合の平均値と標準偏差の適用の考え方において、それぞれ対比している。
「3 点」は、統計値として標準偏差が計算できる最低数量。

上記の“標準偏差”を同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布を参考にして設定する考え方は、収集、選定した元素濃度データを利用し、検出困難元
素の標準偏差を評価上の保守性などを踏まえた上で、信頼下限区間を考慮した

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説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

質問の背景（問題意識）

原子力学会回答（資料 2-1-1）
標準偏差で設定します。この標準偏差の設定方法の例を、附属書 H の図 H.3 及び表 H.1 で示します。
基本的には、図 H.3 に示すように、標準偏差をより小さく設定することで保守性を考慮することが出来ますが、表 H.1 に示すように、標準偏差のデータが示す正規性を評価することで 99%信頼下限の標準偏差を適用できると考えます。

（データ群の数）

データ数

平均値
平均値の
99%信頼
下限値
各データ群の標準偏差データ（頻度分布）

最小値

標準偏差データ
の分布形状

標準偏差

平均値の
99%信頼区間

図 H.3－平均的な標準偏差の設定方法のイメージ図（例）注記

上記の標準偏差の分布は、文献などから収集した検出された元素濃度データ
をデータ群（産地及び種類ごとに分類した元素濃度データのグループ）として分類し、各々のデータ群（例 Cl では 168 のデータ群、1 群は複数のデー
タを含む）で標準偏差を計算した結果をヒストグラムで表示するイメージを示す。

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
設定方法
平均値

概要

特徴
長所

短所

各データ群の標準 平均的な設定が可能。 放射能評価上では必ずしも保守的な評価とは偏差の平均値を適いえない（特に分布のば用する方法。
らつきが大きい場合など）。

99 %信頼 各データ群の標準 信頼性のある平均値と 統計的な評価を行う前
下限値
偏差の分布形状か して、データ数及びデ 提として、標準偏差の分
ら、標準偏差の平 ータのばらつきの大き 布形状に正規性が必要。
均 値 の 信 頼 区 間 さも統計的に考慮され（ 99 % 信 頼 区 間 る。の下限値）を算出し、これを設定値として適用する方法。
最小値

各データ群の標準 放射能評価上では、保 過度な保守性をもつ場
偏差の最小値を適 守側の値が設定可能。 合がある（特に分布のば用する方法。
らつきが大きい場合な
ど）
。

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説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

質問１４と同様に、十分な数の ND
値のデータがあれば、推定分布はそれよりも下にあると考えることは合理的と考えらえる。数点のND 値からそれを推定分布の検出
最大値と仮定す
ることは非保守的となる場合が懸念されるために確認したものです。
検出下限値をそのまま平均濃度として用いる方法が、第 1 の適用方法として ND 値のみであっ考えられますが、この方法を適用した場合で、保守性が大きくなりすぎる時は、 た場合、それを単回答 14(2)に示す考え方を適用して、下図に示しますように、検出下限値より低 純 に 推 定 分 布 のい領域にある濃度分布を想定し、保守的に検出下限値より 2σ低い値を平均濃度 平 均 値 と し て 設定するのではなとして用いる方法を示しています。
く、わざわざ 2σ
検出下限値
保守的な標準偏差を
低い値を平均濃
確率密度
適用して仮定した分布
元素分析の度とする理由を
実際の分布(推定最大)
σ:保守的な標準偏差確認したもので2σす。「過度な保守
3σ
元素濃度性を避けるため」（%)
平均濃度といった回答を（設定値）期待したもので
表 D.6 例 3 検出下限値以下で分布を設定する場合のイメージはなく、なぜ 2σ（設定分布と推定分布を比較し易いように青破線の実際の推定分布を加筆して 低 い 値 と し て よいます）
いのか、その理由を確認したもの
上図に示す推定される実際の分布（青破線）より高い濃度領域に入力用設定分 です。
布（黒実線）を仮定して、この分布に保守性を持たせるために、平均濃度の設定
位置（通常、正規分布を示す場合は検出下限値から 3σの位置に平均濃度があると想定されます）を、検出下限値から 2σの位置を平均値としてより高い濃度側に分布を設定することとしています。
さらに、適用する“標準偏差σ”も保守性を持たせるように、分布範囲を狭く設定するために、標準偏差の信頼下限値を適用する考え方を示しています。これらによって、上側にスライドすることでの保守性を加味しています。

「実際に適用した「測定機器、測定時間、測定試料量
及びバックグランド」を確認し、データ数を含めた妥当性を評価することが適切であると考えます。」との回答をいただきました。
「測定機器、測定時間、測定試料量及びバックグラ
ンド」を確認し、データ数を含めた妥当性を評価した例を提示してください。

質問
１５．
「表 D.6―元素分析
データに検出下限値しかない元素の濃度分布条件
設定方法」において、推定分布の平均濃度（設定値）を N.D.値の－2σに設定しています。
（１）この方法が適用できる検出下限値（以下「N.D.値」という。
）のデータ数が十分にある場合と想定されますが、そのデータ数を示してください。

（２）N.D.値を平均濃度として用いるのではな
く、それよりも 2σ低い値を平均濃度として用いることができる理由を説明してください。

原子力学会回答（資料 2-1-1）
回答 14(1)と同じ。

25「検出下限値をそのまま平均濃度として用いる方
法が、第 1 の適用方法として考えられます」との回答をいただきましたが、その場合、標準偏差σはどのように算出するのか説明してください。

回答の可否

補足回答内容

回答可能

データ数に関しては、回答 14(1)Ⅱを参照願います。

回答可能

元素分析データに検出下限値しかない元素の濃度分布
条件のうち、標準偏差は、実施したサンプリング分析の結果からでは、標準偏差を設定することできません。
このため、回答 14(2)に示しましたように、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布を参考にした標準偏差」で設定する方法を適用します。
なお、検出下限値しかない元素の実際の元素濃度分布
は、検出下限値以下の濃度領域で分布しておりますので、検出下限値を平均値として設定する保守的な方法だけでなく、真の分布に近い分布（回答 15(2)に示しました表 D.6
例 3 のイメージを参照ください）での評価を行うことが可能であると考えています。
このため、検出値が得られなかった場合は、少なくとも平均値は検出下限値より低くなるはずで、かつ、確率分布に正規分布を仮定すれば、最も高い領域での分布は、検出下限値から 3σ 低い値を平均濃度とする分布と考えられます。
したがって、全て ND であれば、平均値は検出下限より3σ以上低いと統計的に推定できます。
しかしながら、平均値の設定に保守性を加える形で 3σ
でなく余裕を見て 2σ を適用したものです。
（分布の設定方法について）濃度分布の設定方法は、附属書 H に示しますように、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布」の収集方法、適用条件及び評価方法を踏まえて設定しました「標準偏差」を適用します。

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

質問の背景（問題意識）

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容

回答の可否

補足回答内容（分布の設定に必要な分析数について）
標準では、濃度分布の設定方法は、附属書 D の表 D.6 に示しますように、分析数に応じた保守性を考慮することにしております。
この分析数に関しては、回答 14(1)Ⅱを参照ください。
表 D.6―元素分析データに検出下限値しかない元素の濃度分
布条件設定方法（抜粋）（３）濃度分布の標準偏差σとして、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布を評価して適用」とありますが、具体的にどのように求めるのか説明してください。

回答 14(2)を参照願います。
検出値が 1，2 点あった場合の標準偏差の設定方法と同じです。

－－（「検出データが 1 点の場
合、標準偏差σは算出できないので、「同一の元素又は化学的性質が類似した元素の分布を参考にした標準偏差」で設定する」との回答をいただきました。
「化学的性質が類似」はどのように判断するのかについては、「第３回質問の補足」の「「理論的方法の入力条件の設定方法の具体
26

方 法

方法の概要

保守性の考慮

検出下限値
以下で，元
素の濃度分
布を仮定す
る方法

元素分析データの検出下限値を最大値とする濃度分布を，既知の試料の標準偏差を利用して設定する方法。

例 3 に示すとおり，
平均濃度:
分析した数が比較的多い場合は，保守的に検出下限値を濃度分布の+2 σ の位置とし，逆算して設定する。
分析した数自体が少ない場合は，分析した数を考慮して，保守性を考慮する。
濃度分布の標準偏差:
平均的な標準偏差などの濃度分布条件を設定する（例えば，不純物成
分元素及び微量成分元素であれば，同一の元
素又は化学的性質が類似した元素の分布を参考にした標準偏差を設定など）。

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定方法に係る日本原子力学会標準の技術評価に関する検討チーム
第２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（規制庁追加コメントに対する補足回答）
2022 年 3 月 8 日（一社）日本原子力学会 標準委員会
質問

原子力学会回答（資料 2-1-1）

１６.「D.5.2 中性子フル
エンス率などの設定方
法」「b) 代表条件を設定する方法」の例２において、中性子輸送計算コードの例として MCNP が挙げられています。他のモンテ
カルロシミュレーション
コード、例えば、国産の
PHITS を用いる場合にどのような手順になるのかを説明してください

PHITS 使用する場合についても、MCNP と同じ手順になるものと考えます。

質問の背景（問
題意識）

－

27

説明が足りない点・説明して欲しい具体的内容
及び評価結果の不確かさ」
に関するもの」の質問 10 で追加質問しています。）－（「第３回質問の補足」の「はじめに」で説明してもらうことにしましたので、追加の質問はありませ
ん。）

回答の可否

補足回答内容