資料 STCA-3-2

TCA 使用済燃料の放射能量及び線量率の評価について
１．概要
TCA の使用済燃料を NUCEF 施設の U 保管室で貯蔵するに当たり、使用済燃料に蓄積している核分裂生成物（以下「FP」という。）の放射能量及び線量率を評価する。
また、酸化トリウム燃料要素（以下「トリウム燃料」という。
）については、主に 232Th の娘核種である 208Tl に由来するエネルギーの高い（2.6 MeV）γ線による線量率を評価する。

２．現在の TCA における使用済燃料の管理状況
TCA は最大熱出力 200W の臨界実験装置であり、約 50 年に亘る運転の総積算出力は約 14kWh である。これは 235U の核分裂数に換算して 1.6×1018 であり、約 0.63 mg の 235U が核分裂した場合のエネルギーに相当する。
上記のとおり、TCA は出力が小さいことから冷却設備を有していない。また、運転による燃料の消耗が極めて小さいため、設置許可書においても最高燃焼度に係る記載がない（燃料の消耗は無視できる旨の記載あり）。
TCA の使用済燃料は、現在、TCA の貯蔵室において 11 基の燃料要素格納容器に分割して保管されている。燃料の保管状況及び室内の線量率を図１に示す。
当該燃料要素格納容器は縦横 63cm×63cm、高さ 2ｍのアルミニウム製であり、遮へい及び冷却の機能は有していない。燃料要素格納容器の外観を図２に示す。
保管された燃料は年に数回、手作業により数量確認及び外観点検を実施している。これらの作業１回当たりの作業時間は１時間～２時間であり、その際の点検作業者の被ばく量は 10μSv 程度である。

３．FP の放射能量及び線量率の評価
３.１ FP の放射能量評価(1) 燃料内に蓄積された FP の放射能量は、ORIGEN-S により算出した。
(2) 評価に当たっては、核分裂生成物の放射能量を保守的に見積もるため、総積算出力（13,923Wh）分の運転を最大熱出力 200W で連続（約 70 時間）して行った後、約６年間冷却するものとした。（2017 年 3 月末におけるＦＰの放射能量を評価）(3) TCA の使用済燃料は酸化ウラン燃料（1723 本）、MOX 燃料（104 本）、酸化トリウム燃料（30本）の３種類である。本評価では、保守的な条件として使用済燃料の全量がこれまでの全ての運転で炉心に装荷されていたものとして評価するため、燃料の種類ごとに１炉心当たりの燃料中に含まれる FP 量を評価し、その結果を使用済燃料の全量に適用して合算することとした。

1

FP 量＝１炉心当たりの燃料中に含まれる FP 量×（燃料貯蔵量／１炉心当たりの燃料量）
評価の結果、運転終了後約６年経過時（2017 年 3 月末）において、使用済燃料中に有意な量（1Bq 以上）が残存する FP 核種は、85Kr（26.7 MBq）
、90Sr（244 MBq）
、106Ru（21.1 MBq）
、137Cs（275 MBq）であった。
これらの放射能量を合計すると、567 MBq となる。簡単のため、仮に１壊変当たり 3 MeV のエ
ネルギーを放出する核種 X が 567 MBq 存在し、放出エネルギーが全て熱エネルギーとして 1kgのアルミ被覆管に吸収されたとしても、温度の上昇は１ヶ月で１℃未満である。よって、FP の崩壊熱の除去は不要である。

Tx＝Ax×Ex ×1.602×10-19 ／CAL×2678400＝0.82（℃/月）

温度の上昇率 TX（℃/月）
核種 X の放射能量 AX：567×106 Bq
核種 X の 1 壊変当たりの放出エネルギーEx：3×106 eV
1eV＝1.602×10-19 J
アルミ被覆の比熱 CAL：896 J/（kg・K）
1 ヶ月＝2678400 秒

３.２ FP による線量率の評価
使用済燃料中に残存する FP のうち、γ線放出核種である 85Kr（26.7 MBq）及び 137Cs（275MBq）からのγ線による線量率について評価する。これらの核種から放出されるγ線のエネル
ギー等を表１に示す。

TCA 使用済燃料中の FP（85Kr，137Cs）から放出されるγ線［２］

表1No

核種

1852137KrCs

放射能量エネルギー放出割合

（E/φ）

(MBq)

(MeV)

(%)

（pSv cm2）

26.70.514

0.432.5316

2750.662

85.03.1642

上記の核種を点線源としたときの距離 1 m の評価点における線量率は、次式により求めた。
実効線量換算係数はγ線のエネルギーの関数であり、参考文献［１］の記載のデータを補間して求めた。また、棒状燃料収納容器の構造材による遮へいは考慮しないものとした。

2

11𝐸𝐹𝑃 =𝑆∑ 𝜀𝑖 (𝐸/𝜙)𝑖 ∙ 3600
4𝜋 𝑟 2𝑖=1EFP：評価点の線量率（μSv/h）

S：線源の放射能（MBq）（85Kr：26.7 MBq、137Cs：275 MBq）

r：線源から評価点までの距離（100 cm）

εi：γ線 i の放出割合（表１参照）(E/φ)i：γ線 i の実効線量換算係数（表１参照）（pSv cm2）［１］

評価の結果は以下のとおり。
85

Kr 点線源（FP の総量）から距離 1 m の線量率

137

0.008 μSv/h

Cs 点線源（FP の総量）から距離 1 m の線量率

21.2 μSv/h

ただし、これらは 1853 本の燃料に蓄積された FP の総量をまとめて点線源とした場合の評価結果である。実際には 9 基の燃料収納容器に分けて収納するため、収納容器 1 基当たりの FP による線量は、約 2.4μSv/h となる。

４．トリウムによる線量の評価(1) トリウムの量を保守的に評価するため、トリウム燃料の 1 本あたりの最大量は実際より大きい 1500 g とし、総量を 45 kg（160.5 MBq）とした。
(2) γ線源は 232Th の他、トリウム系列の娘核種のうち高エネルギーのγ線を出す 228Ra、 212Pb及び 208Tl を評価対象とした。娘核種はすべて放射平衡に達しているものとした。評価する
γ線エネルギー等を表 ２に示す。

表２ トリウム燃料から放出されるγ線［２］
No

12345

核種

エネルギー放出割合

（E/φ）

(MeV)

(%)

（pSv cm2）Th

0.0638160.3881

〃

0.141

0.021

0.7075Ra

0.08770.0044

0.4682〃0.101

0.0012

0.5212

0.239

43.3

1.1989232

228

212Pb3

60.300

3.28

1.5100

Tl

0.277

6.3

1.3932

8

〃

0.511

22.6

2.5197

9

〃

0.583

84.5

2.8369

10

〃

0.861

12.4

3.9657

11

〃

2.615

99.2

8.99437〃208*低エネルギーγ線（0.01144MeV,7.6%）を統合

トリウム点線源から距離 1 m の評価点における線量率は、次式により求めた。
実効線量換算係数はγ線のエネルギーの関数であり、参考文献［１］の記載のデータを補間して求めた。また、棒状燃料収納容器の構造材による遮へいは考慮しないものとした。

11𝐸𝑇ℎ𝑆=∑ 𝜀𝑖 (𝐸/𝜙)𝑖 ∙ 3600
4𝜋 𝑟 2𝑖=1ETh：評価点の線量率（Sv/h）

S：線源の放射能（MBq）

r：線源から評価点までの距離（100 cm）

εi：γ線 i の放出割合（表２参照）(E/φ)i：γ線 i の実効線量換算係数（表２参照）（pSv cm2）［１］

評価の結果、トリウム点線源から距離 1 m において、線量率は 60 μSv/h となった。

５．まとめ
TCA 使用済燃料の全量がこれまでの全ての運転で炉心に装荷されていたものとした保守的な条件で評価した結果、FP の放射能量は合計 567 MBｑと小さく、冷却の必要がないことを確認した。また、FP からのγ線による線量率について評価した結果、収納容器１基当たりの線量上昇は約 2.4μSv/h と小さいことを確認した。
トリウム燃料については、距離 1 m の地点における線量率が 60 μSv/h となるため、トリウ
ム燃料の U 保管室での貯蔵に当たっては、U 保管室の遮へい区分の変更が必要と判断した。

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６．参考文献［１］放射線施設のしゃへい計算実務マニュアル、財団法人 原子力安全技術センター (2007)［２］アイソトープ手帳第 11 版、社団法人 日本アイソトープ協会 (2011)

5

×

×

12μSv/h

12μSv/h

9μSv/h×

7μSv/h×

11μSv/h×× 12μSv/h

× 15μSv/h

×31μSv/h
13μSv/h ×320μSv/h
×16μSv/h×14μSv/h

×：燃料要素格納容器
×：線量率測定点
図 1. TCA における使用済燃料の保管状況及び線量率6使用済棒状燃料

約 2000mm

格子板

図 2. TCA 燃料要素格納容器（既設）の概要

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