174

シビアアクシデント時の発電所内被ばく線量評価手法の検討
Design Study on Dose Evaluation Method for Employees at Severe Accident
吉田 至孝（Yoshitaka Yoshida）*

入江隆（Takashi Irie）*†

工藤 清一（Seiichi Kudo）

郡山 民男（Tamio Kohriyama）*

西村 和哉（Kazuya Nishimura）‡

要約 原子力発電所のシビアアクシデントを想定したとき，構内被災者の救助活動，アクシデン
トマネジメントの実施，故障機器の復旧作業，従業員の避難誘導等を適切に行うためには発電所
構内の放射線量率分布と現場作業等による従業員の被ばく線量を適切に把握しておく必要がある．実際のプラントでは，アクシデントマネジメントの実施が計画されている場所や復旧作業が想定される安全系機器の設置場所には放射線監視装置が設置されていない場合が多く，事象の進展により変化する放射線量率を把握することが困難になることが予想される．
本研究では，加圧水型軽水炉のシビアアクシデントを対象に，事象進展を踏まえた放射性物質の拡散状況を解析で求め，推定した放射線源から発電所構内の放射線量率を評価する手法を検討
し，発電所構内の一部をモデル化したプロトタイプシステムを作製して手法の有用性を評価した．
その結果，以下の知見が得られた．(1)事象進展に対応させ任意点の放射線量率評価が可能である．
(2)現場作業等のための往復の移動を含めた総被ばく線量の推定は，シビアアクシデント時における従業員被ばく線量当量限度の予測に有効な方法である．(3)高線量区域の認知や現場移動経路の選定に構内線量率マップが効果的と考えられる．
キーワード

加圧水型軽水炉，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント，被ばく線量

Abstract
When we assume a severe accident in a nuclear power plant, it is required for rescue
activity in the plant, accident management, repair work of failed parts and evaluation of employees toobtain radiation dose rate distribution or map in the plant and estimated dose value for the above
works. However it might be difficult to obtain them accurately along the progress of the accident,
because radiation monitors are not always installed in the areas where the accident management isplanned or the repair work is thought for safety-related equipments.
In this work, we analyzed diffusion of radioactive materials in case of a severe accident in apressurized water reactor plant, investigated a method to obtain radiation dose rate in the plant fromestimated radioactive sources, made up a prototype analyzing system by modeling a specific part ofcomponents and buildings in the plant from this design study on dose evaluation method for
employees at severe accident, and then evaluated its availability. As a result, we obtained thefollowings: (1) A new dose evaluation method was established to predict the radiation dose rate in any
point in the plant during a severe accident scenario. (2) This evaluation of total dose including moving
route and time for the accident management and the repair work is useful for estimating radiation dose
limit for these actions of the employees. (3) The radiation dose rate map is effective for identifying
high radiation areas and for choosing a route with lower radiation dose rate.
Keywords

pressurized water reactor, severe accident, accident management, dose

1．まえがきを行う役務を負っている．緊急時組織は，これらの活動を行う際に発災プラントから放出される放射性物質

原子力発電所の災害を想定した時，発電所の緊急時の放射能による影響を把握しておかなければならな組織は，災害の発生したプラントに対する事故収束及い．周辺環境への影響評価は，近年３次元拡散計算コび影響緩和措置を行うとともに，関係機関等へ事象発ードが整備され，プラント計装系から気象条件や放出

生状況，必要な措置及び今後の予測に関する通報連絡

量に関連するデータを自動的に収集することにより予*（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所†
三菱重工業（株）‡
コンピューターソフト開発（株）

175

測することが可能となってきている．一方，発電所内えられる．基本的な計算概念を図１に示す．以下にこ部で活動する従業員の被ばくという観点からは，被災れらの評価手法を手順を追って述べる．

者の救助活動，アクシデントマネジメントの実施，故障機器の復旧作業，従業員避難誘導等を適切に行うために発電所構内の放射線量率分布を把握しておく必要

放射性物質
蓄積量

事象進展解析

がある．炉心から放出された放射性物質が気体状または液体状となって格納容器内部に拡散し，設備設計上

線源強度計算やむを得ない漏洩や偶発的な漏洩，あるいはアクシデ
ントマネジメントの実施により周辺構造物に強い線源

線源からの距離・遮蔽厚さ計算点を出現させるため，放射線量率は，個々の事象と経過時間，その間に実施されたアクシデントマネジメン
トに大きく依存して変化する．例えば，アクシデント
マネジメントとして，格納容器内の冷却水を一度周辺

直接線
被ばく計算

スカイシャイン線
被ばく計算

放射性雲による
被ばく計算

建屋内に移送し冷却器で十分冷却した後で再度格納容器内へ注水する操作である再循環運転を行った場合，冷却水中に含まれる多量の放射性物質の放射能により周辺建屋内の当該配管ルート，弁，冷却器，ポンプは汚染され放射線源となる．緊急時組織が活動を行う際

従業員
被ばく線量

図１

建屋内
線量率マップ

評価手順の概要に，発電所構内の放射線量率を把握しておく必要があるが，アクシデントマネジメントの実施が計画されて2.1 放射性物質蓄積量の評価いる場所や復旧作業が想定される安全系機器の設置場
所には放射線監視装置が設置されていない場合が多加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）の燃料には濃縮ウランがく，事象の進展により変化する放射線量率を把握する使用され，核分裂反応により熱エネルギーを取り出しことが困難となることが予想される．

て発電を行っている．炉心は，百数十体の燃料集合体

そこで本研究では，実際に測定活動を行うことが困で構成され，約１年間（１サイクルという）連続運転

難なシビアアクシデント状況下において，事象進展をができるように定期検査の都度約３分１が新しい燃料踏まえた放射性物質の拡散状況を解析で求め，推定しと交換される．このことから炉心内の燃料は，大まかた放射線源から発電所構内の放射線量率を評価する手に新燃料３分１，１サイクル使用した燃料３分１，２法を検討し，プロトタイプシステムを作製して手法のサイクル使用した燃料３分１で構成される．燃料集合有用性を評価した．

体内部の放射性物質は，原子炉の運転によりＦＰ核種，
放射化核種，アクチニド核種として蓄積されていくこ

2．評価手順とから，標準的な炉心構成で１サイクル分の燃焼計算を行うことにより，サイクル初期からサイクル末期ま発電所構内の放射線量率を求めるためには，放射線での炉心内に蓄積された放射性物質の放射能量（以下，源の線源強度，評価点までの距離，遮蔽厚さが必要で炉心蓄積放射能量という）を求めることが可能である．

ある．評価点までの距離，遮蔽厚さは発電所構内の構

そこで，標準的なＰＷＲプラントの炉心を構成し，造物をモデル化することにより取得することが可能で国内最新の核データである JENDL3.2(1)を用いて燃焼計

ある．放射線源の線源強度は，個々の事象と経過時間，算を実施した．燃焼計算コードは ORIGEN2(2)を用いた．

その間に実施されたアクシデントマネジメントを考慮

JENDL3.2 については問題点がいくつか指摘されていして事象進展解析を行い，放射性物質の相対的な拡散

るが，米国の核データである PUD50 を用いた結果と挙動を評価するとともに，炉心に蓄積されていた放射比較し，総生成量で約２％，生成核種別毎に見ても約性物質の放射能量を求めることにより特定できると考10 ％程度の差であり炉心蓄積放射能量の評価には問題

176がないことを確認している．
表１ JENDL3.2 と PUD50 の蓄積放射能量の比較
JENDL3.2 ／ PUD50
＋ ２％
▲１０％
＋１１％

ＦＰ核種
放射化核種
アクチニド核種

蓄
積
量19メッシュ

原子炉運転時間

炉心蓄積放射能量は原子炉運転中の蓄積と原子炉停止後の減衰を考慮して求める必要があり，図２に示す
ようにあらかじめ原子炉運転時間で 19 メッシュ，それぞれの運転時間経過後の停止時間で 32 メッシュに区切って計算を行い，結果をデータベース化している．

32メッシュ

蓄
積
量

対象核種は，表２に示すとおり炉心蓄積放射能量の99 ％に相当する 146 核種を選定した．計算に使用す

原子炉停止後経過時間

る炉心蓄積放射能量は，任意の原子炉運転時間に対し

図２ 燃焼計算の時間メッシュ

最も近い運転時間の燃焼計算結果のデータセットを抽出し，任意の原子炉停止時間に対してラグランジュ３

2.2 シビアアクシデント事象進展解析

点補間を行って求めている．
表２ 評価対象核種と放射性物質グループ
放射性物質
グループ

希ガス Csl, Rbl

TeO2

評価対象
核
種

Kr–83m Br–83
Br–83
Kr–85
Kr–85m Br–84m
Br–85
Kr–87
Br–86
Kr–88
Br–87
Kr–89
I–129
Kr–90
Xe–131m I–130
Xe–133 I–131
Xe–133m I–132
Xe–135 I–133
Xe–135m I–134
Xe–137 I–134m
Xe–138 I–135
Xe–139 I–136
I–136m

Te–125m Sr–89
Te–127 Sr–90
Te–127m Sr–91
Te–129 Sr–92
Te–129m
Te–131
Te–131m
Te–132
Te–133
Te–133m
Te–134

放射性物質
グループ

評価対象
核
種

放射性物質
グループ

CsOH,
RbOH

BaO

Rb–86
Rb–87
Rb–88
Rb–89
Rb–90
Cs–134
Cs–136
Cs–137
Cs–138
Cs–139

Ba–137m Y–90
Ba–139
Y–91
Ba-140
Y–91m
Y–92
Y–93
Y–94
Zr–93
Zr–95
Zr–97
Nb–95

CeO2
Ce–141
Ce–143
Ce–144
Ce–146

評価対象
核
種

Sb

SrO

MoO2
Cr–51
Rh–106
Mn–54 Pd–109
Mn–56
Fe–59
Co–58
Co–60
Mo–99
Mo–101
Tc–99m
Tc–101
Ru–103
Ru–105
Ru–106
Rh–103m
Rh–105
Rh–105m

La2O3,Pr2O3,Nd2O3,
Sm2O3,Y2O3

Te

Sn–128 Te–125m
Sb–127 Te–127
Sb–128 Te–127m
Sb–128m Te–129
Sb–129 Te–129m
Sb–130m Te–131
Sb–131 Te–131m
Te–132
Te–133
Te–133m
Te–134

Nb–95m
Nb–97
Nb–97mNb–98
La–140La–141
La–142
Pr–142
Pr–143
Pr–144

Pr–145
Pm–151
Pr–146
Sm–151
Pr–147
Sm–153
Nd–147 Sm–156
Nd–149 Eu–155
Nd–151 Eu–156
Pm–147 Eu–157
Pm–148
Pm–148m
Pm–149

UO2,NpO2,PuO2
U–230
U–231
U–232
U–233
U–234
U–235
U–236
U–237
U–238
U–239
U–240

Np–238
Np–239Pu–238
Pu–239Pu–240
Pu–241
Pu–243
Am–241
Cm–242Cm–244

炉心が大きく損傷し，格納容器の健全性が脅かされるような事象に至るには，複数の安全設備が故障，不作動等により機能しない状態となって，これらを代替するための臨機応変な措置としてアクシデントマネジ
メントが試みられていると想定される．このような事
象は，安全設備の故障・不作動の時期，アクシデント
マネジメントの実施タイミングにより，プラント挙動
及び放射性物質移行挙動が大きく変化するため，事象進展解析が必要である．
シビアアクシデントの事象進展を解析するコードはMAAP4 を使用(3)-(5)した．このコードは炉心蓄積放射能量を１に規格化し，１次系及び格納容器内のノードに対して相対的移行量（放射能相対移行量）を求めることができる．ノード内では図３に示すような挙動を模擬しており，取り扱う放射性物質グループを 12 に分類して評価する．
格納容器周辺構造物については，安全補機室における再循環水の漏洩とアニュラス部からのガス漏洩を考慮し，よう素フィルタの吸着効果を以下の式（１），（２）により簡易コードを作成して模擬した．

dQan= B f ＋ B an
（１）
dt
Ｆesf
Ｆrtn
Ｆan
B f = (Qan
＋ Qesf）( 1−Ｄ f ）V
Ｆ
Ｖan
( an＋Ｆesf ）
esf

177

Qcv
Ｆ
R −Ｑan ( λ＋ an ）Ｖcv cv
Ｖan
Ｆesf
Qsump
dQesf
=
Rsump − Qesf ( λ＋
）
Vesf
Ｖ
dt
sump

B an =

Q ：放射能量（Bq）
F ：風量（m3/s）
Df ：フィルタ除染係数
R ：漏洩率V ：体積（m3）λ：崩壊定数（1/s）

Aerosol
④

③−1

(2)

添字説明
an ：アニュラス
esf ：安全補機室
cv ：格納容器
sump ：再循環水
rtn ：循環流
①

③−2

③
⑤−1

③−
3

⑤
⑤−
2

④

③−
3

③−4

②

②

⑤−1

⑤
④

⑤−
2

①

Vapor

⑥

①

③
①
②

事象進展解析ノード①原子炉キャビティ部②１次冷却材ループ③格納容器ドーム部④格納容器下部回廊⑤アニュラス部⑥安全補機室⑤①吸着／蒸発②熱泳動,重力沈降,拡散泳動③熱泳動,重力沈降④熱泳動,慣性衝突⑤溶解／沈殿図３ MAAP コードによる放射性物質移行挙動⑥

評価対象となる線源①原子炉キャビティ部②１次冷却材ループ③−1 格納容器ドーム半球部③−2 格納容器ドーム円筒部③−3 格納容器ドーム周辺部③−4 格納容器ドーム中心部④格納容器下部回廊⑤−1 アニュラス上部⑤−2 アニュラス下部⑥安全補機室（ポンプ室,配管室,
冷却室,弁エリア）

図４ 事象進展解析ノードと評価対象線源
上述の炉心蓄積放射能量から得られた核種別蓄積放射能量とシビアアクシデント事象進展解析から得られた放射性物質グループ別放射能相対移行量を表２の対応関係を使用して，（３）式により 146 の核種別かつ2.3

放射線源強度の評価

表３に示す 18 群のエネルギー別のガンマ線放出率を求める．

傷により炉心から放出され時間の経過と共に構造物内

Ai (t) Fnk (t) gim
Gnim(t) = –––––Vn

部へ拡散するとともに，壊変により減衰していく．こGnim ：核種 i の単位体積あたりのガンマ線放出率（γ/sec/m3)

れを事象進展解析により放射性物質の相対移行量とし

Ai (t)：核種 i の蓄積放射能量（Bq）て求めておき，当該時刻における放射性壊変を考慮しFnk (t)：放射性物質グループ k の放射性物質質量割合

た炉心蓄積放射能量と掛け合わせることにより，拡散

gim ：核種 i のガンマ線放出係数（γ/dis)

燃料の燃焼により蓄積された放射性物質は，炉心損した放射線源の線源強度が求められる．

（３）

Vn ：体積(m3) n ：区画 t ：時刻 m ：エネルギー群

本評価で用いる放射線源強度は，シビアアクシデン

評価対象となる線源は格納容器内，アニュラス部，

ト事象進展解析で求めた放射性物質グループ別放射能

工学的安全施設（ポンプ室，配管室，冷却器室，弁エ

相対移行量のうち，図４に示すように格納容器内ノーリア）である．格納容器内及びアニュラス部は各ノード（原子炉キャビティ部，１次冷却系ループ室，格納ド内に存在する浮遊放射性物質と沈着（溶解）放射性容器ドーム部，格納容器下部回廊）と格納容器周辺構物質を扱い，工学的安全施設は格納容器再循環サンプ

造物のノード（アニュラス部，安全補機室）の６カ所

水に含まれる放射性物質濃度を用いた．

の計算結果を使用する．

178

表３ 評価対象ガンマ線エネルギー群
群
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18

下限値［Mev］ 上限値［Mev］ 中央値［Mev］
1.00E−02
2.00E−02
0.00E＋00
2.50E−02
3.00E−02
2.00E−02
3.75E−02
4.50E−02
3.00E−02
5.75E−02
7.00E−02
4.50E−02
8.50E−02
1.00E−01
7.00E−02
1.25E−01
1.50E−01
1.00E−01
2.25E−01
3.00E−01
1.50E−01
3.75E−01
4.50E−01
3.00E−01
5.75E−01
7.00E−01
4.50E−01
8.50E−01
1.00E＋00
7.00E−01
1.25E＋00
1.50E＋00
1.00E＋00
1.75E＋00
2.00E＋00
1.50E＋00
2.25E＋00
2.50E＋00
2.00E＋00
2.75E＋00
3.00E＋00
2.50E＋00
3.50E＋00
4.00E＋00
3.00E＋00
5.00E＋00
6.00E＋00
4.00E＋00
7.00E＋00
8.00E＋00
6.00E＋00
9.50E＋00
1.10E＋01
8.00E＋00

直接線による線量率の評価

2.5

放射線源から放出されたガンマ線は，評価地点まで媒質と距離により散乱・減衰して到達する．これを，評価地点まで散乱せずに直接到達する線量率を求め，これにビルドアップ係数を掛けて散乱分を補正することより，直接線の線量率を近似する方法が一般的である．
本評価においては，評価コードは QAD-CGGP2(6)を使用した．図６に示すように本コードの計算結果と実測値(7)を比較した結果良く一致している．実測データ
は 60Co 円筒線源からのガンマ線の線量率分布をプラ
スチックシンチレーションカウンタを用いて測定されたものである．このデータのうち，直径 59cm，高さ60cm の円筒線源のデータを使用し，線源物質は水としガンマ線エネルギーは 1.25MeV で代表させ，線減
衰係数は実測値を使用した．
1E+07

2.4

建屋のモデル化

計算値
実測値
H=0

原子力発電所の構造物は複数階建の立体構造であ

1E+06

H=30cmで放射線源が発生する．特定された放射線源からの放射線量率を得るためには，放射線源と放射線量率評価
地点との間の距離，遮蔽厚さを３次元で求める必要が

線量率［R/hr］

り，この内部で拡散した放射性物質により複数の場所

H=50cm1E+05

ある．
建屋は，本手法の実現性を見る観点から，図５に示

1E+04

すように主要構造物外壁と格納容器外線源点の遮蔽コ
ンクリートを考慮し，特定の作業を想定した現場アクセスルートのみに限定してＣＡＤでモデル化した．

1E+03

1

10

格納容器遮蔽
コンクリート100

1000

円筒線源の中心軸からの距離［cm］

図６ QAD-CGGP2 と実測値の比較結果

アニュラス
コンクリート

格納容器下部
回廊コンクリート

原子炉建屋
コンクリート

線源は図７に示すように体積線源とし，格納容器をはじめ大容量の線源を効率的に計算するため，ガウス
積分法により 2560 個（下の例では半径方向 10，軸方

中央制御室

向 16，θ方向 16）の線源に分点して，（４）式により求める．立ち入り区域内に浮遊放射能が存在する場合の放射線量率は，点減衰核積分法を用いて（５）式で原子炉遮蔽
コンクリート

原子炉建屋

安全補機室
（再循環時）

計算する．
146

図５ 遮蔽建屋モデルの概念

18

ｆim∫Bim e

ΣΣΣ

Ｓp =

ｎ

i =1 m =1v−μa（ r0 − r1 ）＋μc r1

4πr 02

G nim ( t ) dv (４)

179

146

18

Gnim ( t )ΣΣ｛ｆ（Σ μＳp =imi =1 m =1

a

n =y

1−e

線源は点線源とし，図９に示すように発電所構内の−μa R

広大な散乱空間を効率的に計算するため，ガウス積分

e−μa（ r −r ）＋μ r G ( t )dv ） (５)+ Σ∫Bim
｝
nim
2
0

n≠y v

1

c 1

4πr 0

Sp ：地点ｐにおける放射線量率（Sv/h)
Bim：ビルドアップ係数
f im：実効線量当量換算
係数
μ：線吸収係数（cm-1)
R ：線源領域容積と等価球の半径（cm）

添字説明
a ：空気
c ：コンクリート
n ：区画
y ：浮遊線源の存在
する区画
i ：核種
m：エネルギー群

体積線源
評価点法により 12000 個に分点して（６）式により求める．ス
カイシャイン線は屋外の線量率評価に適用している．
12000 146

−μa r318

ΣΣΣｆ B e4πr σφ

Ｓq =

im

im

μ rc

φ1 im = e −（ c 2 ＋

(６)

1 im

2
3

x =1 i =1 m =1

μa r2 ）

4πr 2

ΣV G ( t )
n

nim

n

Sq ：スカイシャイン線量率（Sv/h)Bim：ビルドアップ係数
f im ：実効線量当量換算
係数
Gnim：単位体積あたりのガンマ線放出率（γ/sec/m3 )Vn ：体積（m3）μ ：線吸収係数（cm-1)

σ：散乱点における評価
点方向への散乱係数
添字説明
a ：空気
c ：コンクリート
n ：区画
i ：核種
m：エネルギー群

図７ 直接線の計算概念

2.6

スカイシャイン線の評価

スカイシャイン線は，放射線源から評価点と異なる
方向へ放出されたガンマ線が空気中で散乱し，評価点に達することを想定したものである．一般的には上空に散乱点を設定し，線源から散乱点に向かうガンマ線

スカイシャイン線量率［μR/h/Ci］

1E+01

1E+00

1E–01

実測値
1E–02

8000点
均等分割

1E–03

12000点
ガウス積分が散乱点で評価地点方向へ散乱する確率を考慮して評価地点に向かうガンマ線の線量率を求め，これにビル
ドアップ係数を掛けて２回以上の多重散乱線の補正を加える方法でスカイシャイン線を近似する．
本評価では，評価コードは G33-GP2(6)を使用した．

1E–04
0

200

400

600

線源からの水平距離［m］

図８ G33-GP2 と実測値との比較結果

図８に示すように本コードの計算結果と実測データ(8)(9)を比較した結果，近点では過小評価となるが距離が離れると実測値に接近する傾向がある．これは，線源か

散乱点

ら散乱点までのビルドアップを考慮していないことによるものと考えられる．実測データは 60Co 線源からのガンマ線の線量率分布を高圧電離箱を用いて測定されたものである．このデータのうち，線源を収納したサイロに 21cm の天井遮蔽をつけた場合のデータを使用し，空気密度は 1.2E-3(g/cm3)を使用した．

評価点
図９ スカイシャイン線の計算概念

180

2.7

放射性雲による線量率評価

2.9

被ばく線量の推定

格納容器及び周辺構造物から放射性物質が漏洩する

シビアアクシデント状況下で現場確認作業等を行うと放射性雲となって周辺環境へ拡散する．この放射性場合において，現地往復を含む総被ばく線量が緊急時

雲は，大気中の拡散，地表の沈着，人体への吸入等にの被ばく線量当量限度以下となることを把握しておくより放射線源となる．最近は，３次元拡散計算コード必要がある．時々刻々と変わる放射線源点とその強度を使用して，放射性雲による被ばく線量を求める方法

をモニタリングで把握することは困難と考えられる．

が一般的であり，既に多くの原子力発電所でこのよう本手法はこれを補うために，構内放射線量率の可視化なシステムが整備されている．

手法を利用して，任意の立ち入り時刻において立ち入

本評価においては，このような現状を踏まえ，放射りルートと経路上の滞在時間を入力することにより現性雲からのガンマ線による線量率を計算する機能の必場作業等による総被ばく線量を推定するものである．

要性を含めて検討していくため，２次元計算を行う機

これは，図 11 に示すように方形区画を指定し滞在ま(10)

能を持つ GAMPUL コード を使用した．放射性雲か

たは通過所要時間を入力することにより，当該区画のらのガンマ線による線量率評価は屋外のみに適用して被ばく線量を求め，立ち入りルートとして指定した区

いる．

画すべてを積算することにより総被ばく線量とするものである．

2.8 構内放射線量率の可視化Σtl
H = ｛ S p ( l,t ) + S q ( l,t ) + S r ( l,t ) ｝l

放射線源と評価点が決まれば，距離及び遮蔽厚さから当該地点における放射線量率を求めることができる

Sp ( l,t )：区画 l 時刻 t における直接線量率（Sv/h)が，これを原子力発電所の構内において可視化できれSq ( l,t )：区画 l 時刻 t におけるスカイシャイン線量率（Sv/h)ば高放射線量率区域の認知や構内通過経路の選定等に

Sr ( l,t )：区画 l 時刻 t における放射性雲からの放射線量率（Sv/h)

役立つと考えられる．

t l ：滞在（通過）時間

可視化にはいくつかの方法が考えられるが，構造物の形状が方形に区画されている場所が多いことから方形区画代表点評価手法を用いた．これは，図 10 に示すように構内を方形区画に区切りその対角線の交点を区画線量として代表させるものである．
この区画代表点の線量率を計算し，線量率の値により色分け（例えば 100mSv/h 以下の線量区域は青色とし高線量区域は赤色とする）して高線量区域を認知させる．
図 11 被ばく線量の推定方法

3．プロトタイプシステム
２項で述べた評価手法が実用的に稼働できるかどうか実証するため，プロトタイプシステムを作製した．
システムは，可搬型で一連の計算を画面表示に従い実行できるよう配慮した．
図 10 方形区画代表点評価手法の概念

181

3.1

システムの構成

本システムはマイクロソフト社の Windows 環境下で動作するよう市販品ソフトを除きプログラム言語は
Visual Basic と Visual Fortran を使用した．図 12 に入出力及び演算機能の流れを示す．

事象進展解析
（MAAP4）

運転時間入力
事象進展選択

炉心崩壊熱
線源較正値
入力

線源強度計算移動経路,滞在時間入力

線源からの距離・遮蔽厚さ計算（AutoCAD）

直接線
被ばく計算
（QAD-CGGP2）

スカイシャイン線
被ばく計算（G33-GP2）

従業員
被ばく線量

放射性物質
蓄積量ＤＢ

図 14 事象シーケンス選択画面

放射性雲からの被ばく計算（GAMPUL）

建屋内
線量率マップ

図 12 入出力及び演算機能の流れ
図 13 及び 14 に示す運転時間入力，事象シーケンス

図 15 評価対象時刻入力画面

選択画面により MAAP4 コードが起動され事象進展解析を行う．MAAP4 コードの放射性物質移行量と放射性物質炉内蓄積量ＤＢから線源強度が計算される．
図 15 及び 16 の評価対象時刻入力，通過経路・滞在
時間入力画面により Auto-CAD が起動され線源との距離，遮蔽厚さが求められる．

図 16 通過経路・滞在時刻入力画面
この結果を使用して直接線被ばく線量計算（QADCGGP2），スカイシャイン線被ばく線量計算(G33-GP2)，放射性雲被ばく線量計算(GAMPUL)が起動され，従業図 13 運転時間入力画面

員被ばく線量と建屋内線量率マップが出力される．

182

3.2

システムの機能を作成した例を図 17 に示す．このシステムは実現可能性を見ることを重点に建屋の一部のみモデル化してプロトタイプシステムでは，実際のプラントの構内評価したものであるが，本表示法が高線量区域の認知の線量評価区画を限定してモデル化している．評価区に有効であることが確認できた．しかしながら，設定画が設定された場所は，任意の座標をＣＡＤで指定すした区画内の放射線量率を区画代表点と四隅で比較することにより，任意時刻，任意点の放射線量率を求めると同一区画内で２桁以上差のある場所も認められ，ることができる．また，総被ばく線量を計算するため区画を代表する線量率の求め方をさらに改善していくに，滞在（通過）区画を指定する場合は区画内のどの必要がある．

点を指定しても区画代表点を使用して総被ばく線量を求める機能を付けている．線量率マップを作成する場
合は，作成対象時刻を指定するのみで全区画代表点の放射線量率を計算し，色分けしてＣＡＤ表示できるよ
うにしている．
さらに，本システムには，実用面を考慮して以下の機能を付加している．
・ 格納容器内高レンジエリアモニタによる線源強度補正機能
シビアアクシデント時において格納容器内の放射線量率を計測するために格納容器内高レンジエリア

図 17 建屋内線量率マップ（例）モニタが設置されており，本システムでこの指示値を計算することにより実測値との比で放射線源強度4.2

現場作業の被ばく線量推定を補正する．
・ 事象進展解析結果表示機能

シビアアクシデント時においては，安全系機器の多MAAP4 コードによる事象進展解析結果から炉心重故障等により現場での復旧作業の実施やアクシデン

損傷等の主要事象の発生時刻とプラント主要パラメ

トマネジメント機器の現場操作が想定される．このうータを表示させる．プラント主要パラメータは

ち運転員が待機場所からある機器を現場で操作してまMS-Excel にデータを保存できるようにしている．

た待機場所に戻ってくるまでの総被ばく線量の推定を

・

放射能量移行解析結果グラフ表示機能行った．評価対象の事象進展シナリオは小破断冷却材

MAAP4 コードと炉心蓄積放射能量ＤＢから求め喪失時に安全注入系統と格納容器スプレイ系統の再循た区画内における放射性物質の放射能量の時間変化

環切替に失敗し，炉心損傷後再循環系が回復するケーをグラフ表示させる．

スを選定した．これは，再循環系が作動する前後での・排気筒及び野外モニタ指示値計算機能

線源点の相異や線源強度の変化が総被ばく線量にどの放射性物質の漏洩を伴う事象を想定して，プラン

ように影響を与えるかを把握できるからである．以下

ト排気筒モニタの指示値と構内に設置されたモニタ
ステーション，モニタポストの指示値を推定できるようにしている．

に評価結果を示す．
MAAP4 コードによる事象進展解析の主要事象発生
時刻，１次系圧力挙動及び格納容器圧力挙動は表４及び図 18，19 の通りである．

4．考察

この解析結果に時間の経過による壊変を考慮した炉
心蓄積放射能量を掛け合わせて評価区画の放射能量／4.1 線量率の可視化表現

放射能濃度を求めたものを以下に示す．炉心溶融開始
により放射性物質が一気に格納容器内に拡散するが，プロトタイプシステムを使用して放射線量率マップ

時間の経過と共に徐々に減衰していることがわかる．

183

1.E+20容器下部区画の BaO の放射能量変化を，図 23 は格納
容器再循環サンプに蓄積した水に含まれる放射能濃度を示す．これらの図から再循環系の回復により格納容器スプレイが作動したため格納容器内の浮遊放射能量

放射能量（Bq）

図 21 は格納容器上部区画の CsI と RbI，図 22 は格納が減少し，再循環サンプ水に蓄積されていることがわ

1.E+191.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15かる．

010

再循環系の回復により，安全補機室で漏洩した浮遊

20

30

40

経過時間
（h）

放射能濃度を図 24 に示す．安全補機室内は，安全補

図 20 格納容器上部区画希ガス放射能量変化

機室の弁・ポンプ等から設計上考慮された漏洩があっ浮遊たものとして計算したものである．
エリアモニタ指示値の推定結果を図 25 に示す．
表４ 主要事象の発生時刻
発生時刻

主要事象
0秒

1.E+18

放射能量（Bq）

格納容器上部区画の放射能量から格納容器高レンジ

1.E+16
1.E+12
1.E+10
1.E+082分44秒

原子炉自働停止

1.E+062分53秒

高圧注入系作動

１時間52分58秒

蓄圧注入系作動

5時間32分40秒

再循環切替失敗
燃料被覆管破損

10時間 4分51秒

炉心溶融開始11時間28分43秒

再循環系回復再循環系回復1.E+14

事象発生

9時間52分25秒

沈着

1.E+20

0

10

20

30

40

経過時間
（h）

図 21 格納容器上部区画 CsI+RbI 放射能量変化
浮遊沈着

1.E+17
放射能量（Bq）

１次系圧力
（MPa）

20
15

10
5

1.E+14
再循環系回復1.E+11
1.E+081.E+05
1.E+02
0

10

20

30

40

経過時間
（h）

0
0

10

20

30

40

図 22 格納容器下部区画 BaO 放射能量変化

経過時間
（h）

図 18 １次系圧力挙動
CsI,RbI
放射能濃度（Bq/cm3）

上部区画圧力
（kPa）

500
400
300
200
100

CsOH,RbOH

全核種合計

1.E+12
1.E+10
1.E+081.E+06

再循環系回復1.E+04
1.E+02
1.E+00

0
0

10

20

経過時間
（h）

図 19 格納容器圧力挙動

30

40

0

10

20

30

経過時間
（h）

図 23 再循環サンプ水の放射能濃度変化

40放射能濃度（Bq/cm3）

184

1.E+03

CsI,RbI

1.E+02

CsOH,
RbOH
MoO2

1.E+01
1.E+00以上の成果から，本手法の開発目的であるシビアア
クシデント時における高線量区域の認知及び作業等にSrO伴う従業員の総被ばく線量の推定に有益な情報を提供

TeO2

できる見通しがついた．今後，構内全体が評価できる

Sb

ようモデルを拡大していく計画である．一方，本評価

1.E–01
1.E–02
1.E–03
0

10

20

30

経過時間
（h）

今後の課題

4.3

手法には解決すべき課題がいくつか残されている．１

全核種
合計

つは深い透過距離における被ばく線量評価を行う際のビルドアップ係数の計算である．シビアアクシデント

図 24 安全補機室内浮遊放射能濃度変化

線量率（mSv/h）

時の線源は通常想定される線源より相当強く，設計上
1.E+08考慮される事象では評価の必要のない場所も線量率を1.E+07

把握しておく必要がある．本手法で用いたビルドアッ

1.E+06

プ係数評価方法の一つであるＧＰ法は点減衰核法を使用したガンマ線計算コードに広く使われているが，シ

1.E+05

ステムに組み込まれている上限値は平均自由行程の
1.E+0460 倍までとなっている．今後，ＧＰ法の深い透過距

1.E+03
0

10

20

30

40

離への適用に向けた研究が必要であると考える．この他，シビアアクシデント事象進展解析でのエアロゾル

経過時間
（h）

挙動モデルの精緻化，スカイシャイン線評価の屋内へ

図 25 格納容器高モニタ指示推定値の適用，総被ばく線量推定のための区画代表線量率計
算方法の改良などにも取り組む予定である．

以上の解析結果に基づき，運転員が待機している運転員控室からＡ格納容器スプレイ冷却器室横通路までを往復する間の被ばく線量を推定した結果を図 26 に5．まとめ

示す．本計算では，運転員は行き帰りとも同一通路を本研究では，シビアアクシデント時における発電所

通過するものとし，往復の移動に 15 分，管理区域立内での従業員被ばく線量の評価手法について検討しち入り時の着替えと汚染検査に 20 分，現地点検に５た．以下に得られた成果を示す．

分の計 40 分かかるものとして，各評価区画に滞在(1) 計算コードを連携させたプロトタイプシステムを（通過）時間を設定した．この結果，再循環系回復前

作成し，事象進展に対応させ任意点の放射線量率までに比べて再循環系回復後は緊急作業時の従業員被評価が可能であることを確認した．
(2) 現場作業等による往復の移動も含めた総被ばく線

ばく線量当量限度に近づいていることがわかる．
総被ばく線量（mSv）

量の推定が，シビアアクシデント時における従業
1.E+03

員被ばく線量当量限度の予測に有効な方法である

1.E+01と考えられる．
再循環系回復1.E–01(3) 高線量区域の認知や現場移動経路の選定に構内線
量率マップが効果的と考えられる．

1.E–03

今回の成果を踏まえ，発電所構内全域へ適用範囲を

1.E–05拡大するとともに，残された課題の解決や操作性の向1.E–07
0

5

10

15

事象発生後の立入時刻（h）

図 26 現場往復の総被ばく線量推定結果

20上を図り，実用的なシステムに改善していく予定であ
る．

185

謝辞

(9)

放射線施設遮蔽研究専門委員会: ガンマ線遮蔽

設計ハンドブック, 日本原子力学会, (1988).
本研究を行うに当たっては，京都大学大学院工学研(10) 林隆, 白石忠男: 排気筒から放出される放射性雲

究科原子核工学専攻，奏和夫助教授に貴重な助言を頂からのγ線照射線量率 , JAERI-M8793, Japan

きました．また，日本原子力研究所東海研究所保健物

Atomic Energy Research Institute, (1980).

理部外部被ばく防護研究室，坂本幸夫副主任研究員に(11) Y. Harima, Y. Sakamoto, S. Tanaka, M. Kawai:

は解析コードの面でご協力を賜りました．ここに記しValidity of the Geometric-Progression Formulain Approximating Gamma-Ray Buildup Factors ,て感謝の意を表します．

Nucl. Sci. Eng., 94, 24 (1986).
(12) 播磨良子, 田中俊一, 坂本幸夫, 平山英夫:

文献

新しいγ線ビルドアップ係数データベースと遮蔽計算
須山賢也, 片倉純一, 大川内靖, 石川眞 : JENDL-

への応用 , 日本原子力学会誌, 31, 477 (1989).

3.2 に基づく ORIGEN2 用ライブラリ:ORLIBJ32 ,(13) Y. Harima, D. K. Turbey, Y. Sakamoto, S.

(1)

JAERI-Data/Code 99-003, Japan Atomic Energy

Tanaka:Research Institute, (1999).

Vicinity of the K Edge in Molybdenum, Tin,

(2)

A. G. Croff, S. Ludwig, R. Tayloe, et al . :ORIGEN2.1 Isotope Generation and Code Matrix
Exponential Method , CCC-371, Oak Ridge

Lanthanum, Gadolinium, Tungsten, Lead andUranium , Nucl. Sci. Eng., 107, 385 (1991).
(14) Y. Harima, S. Tanaka, Y. Sakamoto, H.
Hirayama:

National Laboratory, (1991).
(3)

Gamma-Ray Attenuation in the

M. T. Leonard, S. G. Ashbaugh, R. K. Cole, K. D.

Buildup Factor and Application to Shielding

Bergeron, K. Nagashima : A Direct Comparison of

Calculations

MERCOR 1.8.3 and MAAP4 Results for Several(1991).

PWR&BWR Accident Sequences, SAND-96 -2053R. J. Hammersley, L. J. Godin-jacqmin, D.

Leaver, J. Li, R. Sher :Aerosol Deposition in

Reactor Containments; A Comparison ofNauahygros and MAAP4, Trans. American

Nucl. Soc. 69, 524 (1993).
(5)

Y. M. Song: A Review of MAAP4 Code1003-98, Korea Atomic Energy Research

発電用軽水型原子力発電所の安全審査における一般公衆の線量当量評価について, 原子力安

全委員会安全審査指針集, 内閣官房, (1989).
いて被ばく計算に用いる放射線エネルギー等につ, 原子力安全委員会安全審査指針集, 内閣官

房, (1989).
(18) Radionuclide Transformation: Energy and

Y. Sakamoto, S. Tanaka: QAD-CGGP2 and G33-

Commission on Radiological Protection, (1985).

GP2 : Revised versions of QAD-CGGP and G33-

(19) 吉田至孝, 郡山民男, 入江隆, 工藤清一, 西村和GP , JAERI-M90-110, Japan Atomic Energy

哉:

Research Institute, (1990).

量評価手法の検討 , 日本原子力学会 2001 年春のY. Kanemori:

Spatial Distribution of Gamma

Rays from a Cylindrical Co-60 Source, J. Nucl.

Sci. Technol., 4, 32 (1967).
(8)

Printing Office, (1964).
(16)

Intensity of Emissions, ICRP-38, International

Institute, (1998).

(7)(15) M. Abramowitz, et al ., (Ed.): Handbook of(17)

Structure and Core T/H Model , KAERI-TR -(6), J. Nucl. Sci. Technol ., 28, 74

Mathematical Functions , U. S. Government

C, U.S. Dep. of Energy, (1996).
(4)Development of New Gamma-Ray

宮坂駿一, 他:
ャイン線量

原子力施設からのγ線スカイシ, 日本原子力学会誌, 20, 485 (1978).

シビアアクシデント時の発電所内被ばく線

年会要旨集, J36, (2001).