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シビアアクシデント時原子力発電所内線量評価システムの改良― 線量率換算係数の導入とアクセスルート編集機能の追加 ―Improvement of Dose Evaluation System for Employees
at Severe Accident in a Nuclear Power Plant−Introduction of the Dose Rate Conversion Coefficient & Addition of the Access Route Edit Function−
佐々木泰裕 (Yasuhiro Sasaki) ＊南則敏 (Noritoshi Minami) ＊吉田至孝 (Yoshitaka Yoshida) ＊要約 原子力安全システム研究所では, 発電所構内の線量率分布の把握と現場作業等による被ばく線量の把握を目的として, シビアアクシデント時の原子力発電所内線量評価システムを開発してきた. このシステムは, ①任意の評価点の線量率を評価可能, ②線源の変化を考慮した任意の時刻の線量率を評価可能, ③構内の線量率マップが表示可能, ④移動の際のアクセスルートに沿った被ばく線量が評価可能, という特徴を有しており, 被ばく線量面からのアクシデントマネジメ
ントガイドラインの検討等にも活用できるものである.
このシステムの線量評価機能の高度化を目的として, 線量率換算係数の導入とアクセスルート編集機能の追加の改良を実施した. 線量率換算係数の導入によって, 発電所内線量率マップの計算時間が約 20 秒程度に短縮されるとともに, 任意の評価点における線量率時間変化評価機能も追加された. さらに, アクセスルート編集機能の追加によって, ルート変更の場合の再評価を容易に行うことが可能になった.
キーワード

原子力発電所, シビアアクシデント, 被ばく線量評価, 線量率換算係数, アクセスルート編集機能

Abstract

Institute of Nuclear Safety System, Inc. had developed the dose evaluation system

to evaluate the radiation dose of employees at severe accident in a nuclear power plant. This systemhas features, which are (i) the dose rate of any evaluation point can be evaluated, (ii) the dose rate
at any time can be evaluated in consideration of the change in the radioactive source, (iii) the doserate map in the plant can be displayed (iv) the dose along the access route when moving can beevaluated, and it is possible to use it for examination of the accident management guideline on thedose side etc..
To upgrade the dose evaluation function of this system, the improvements had been done whichwere introduction of the dose rate conversion coefficient and addition of the access route edit
function. By introducing the dose rate conversion coefficient, the calculation time of the dose rate
map in the plant was shortened at about 20 seconds, and a new function to evaluate time-dependent
dose rate of any evaluation point was added. By adding the access route edit function, it became
possible to re-calculate dose easily at the route change.
Keywords

nuclear power plant, severe accident, dose evaluation, the dose rate conversion
coefficient, access route edit function

1. まえがき④従業員避難誘導等に伴う, 従業員の発電所構内移動時の線量評価を行うことができ, 被ばく線量を低原子力安全システム研究所 (以下 ｢INSS｣ という)く抑えるという面からのアクシデントマネジメント

では, 平成 12 年度より原子力発電所におけるシビアガイドラインに関する検討等にも活用できるものでアクシデント発生時の発電所内線量評価システムのある.

開発を進めている.

これまでに, プロトタイプの開発に続いて, 移動

このシステムは, ①アクシデントマネジメントのの際の滞在が考えられる区画を各建屋内の機器室,実施, ②被災者の救助活動, ③故障機器の復旧作業,通路単位で設定した線量評価区画の拡張や遮へい計＊(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

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算体系の簡略化による計算機能の効率化, 建屋内ス
カイシャイン線考慮などの改良等を実施してきていこのような特徴を持つ線量評価システムではあったが, 課題も残っていた.

る. (1)〜(3)例えば, プロトタイプ開発に引き続き実施した,(4)

具体的な評価の流れは, MAAP コード を用いて評

個別プラントの線量評価研究に伴う線量評価区画の価したシビアアクシデントの事象進展と, システム拡張等によって, 1 プラント当たりの線源数は約に内蔵している炉内蓄積量 DB から, 発電所内各部の130〜180 になり, これに対する評価区画数も建屋外放射線源の状況を解析する. そして, その放射線源で約 40, 建屋内では約 180〜300 に上っている.の強度ならびに線源位置と従業員が移動の際に滞在

このように多くの線源に対する多くの評価点の線する評価点との間に存在する遮へい壁等の設置状況

量評価を行う場合, 単純には数万回の遮へい計算をから, 内蔵している遮へい計算コード QAD-IE(5)(6) お実施する必要があることから, これまでにも線量計

よびスカイシャイン線量計算コード G 33-IE(5)(6)

を用算機能の効率化を進めてきたものの, 例えば建屋内いて, 直接線およびスカイシャイン線線量率を求め全評価区画の線量率マップの計算には, 1 ケース当たる. それらの線量率と各評価点における滞在時間とり約 20 分間を要していた.の積から被ばく線量を評価するものである.
本コードシステムは次のような特徴を有している.
①

また, 線量評価システムの改良の進展に伴い, 新しい評価機能のニーズも高まってきた.

②

建屋の遮へい構造物のモデル化により線量評価③④

その一つが, 任意の評価点の線量率の時間変化を区画内の任意の評価点の線量率を評価できる評価する機能である. 従来版のシステムでは線量率

シビアアクシデント時の線源の変化を追跡し,の時間変化を評価するには, 評価時刻を変えて多数任意時刻の線量率が評価可能である回の評価を実施し, その結果を集約して手作業でグ

全線量評価区画に設定した代表評価点の線量にラフ化する必要があり, 線量率の時間変化を効率よ基づく構内の線量率マップが作成できる

く評価する機能を有していなかった.

構内のアクセスルートを指定することにより,従業員の被ばく線量が推定可能である

さらに, 発電所内移動の際のアクセスルート検討を行う場合, ルートは複数考えられるものの, その

ここで線量率マップとは, 線量率を建屋の各フロ一部を変更した評価を行う場合にも, はじめに戻っアまたは建屋外に設定した線量評価区画毎に, 代表て全アクセスルートの設定を行う必要があり, アク評価点の線量率の高さに応じて 6 段階に色分けしてセスルートの一部を変更した場合の評価を行うには表示し, 視覚的に確認することができるもので, そ効率的ではなかった.の例を図−1 に示す. この図では, 赤色, 黄色, 青色

本研究では, 線量評価の高速化と上記のような課の順に線量率が高くなる線量評価区画を示している.

題の克服を目的として, 次のような線量評価システムの改良を実施した.
①

線量率換算係数の概念の導入による, 線量率マップ計算の高速化および任意の評価点における線量率時間変化評価機能の追加②

アクセスルートの一部変更による再評価機能の追加

図1

線量率マップ例

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2. 線量評価システムの改良

ここで, Ud , Ur は線源から評価点までの距離と媒質による減衰で, 次式で表される.

改良版システムの概念を図−2 に示す.

改良版では(1)式を下の(1)' 式のように変形し, 線源を単位線源強度 Gnm 0 と時間変化成分 Fnm(t) に分離して考慮する. そして, あらかじめ単位線源強度に対する評価点におけるガンマ線強度 φnm 0 を評価し, これに実効線量換算係数 fm を乗じて線量率換算係数( fm × φnm 0 ) とする. これにより, 以降の線量評価においては, (2)' 式のように, この線量率換算係数( fm × φnm 0 ) と線源の時間変化成分 Fnm(t) との積によってのみ評価点における線量率を評価することができるようにするものである.

図2改良版システムの概念図

改良版のシステムでは, 単位線源による線量率を線量率換算係数として用いるための機能を追加する

今回のシステム改良では, あらかじめ全評価区画とともに, 線量率の時間変化評価機能を追加した.の代表評価点の線量率換算係数をデータベース化しまた, アクセスルート編集機能を追加した.ておき, 代表評価点の線量率を計算する際には, デー以下に改良の概要について具体的に説明する.

タベースを用いて行うようにした. これにより, 線量率マップ計算の高速化等, 線量評価の効率化が図

2.1

線量率換算係数の導入られることとなった.
また, 任意の評価点に対しても, 線源と評価点の直接線の線量評価を例にすると, 既存のシステム線量率から求められる線量率換算係数を用いて, 線では(1)式に示すように, 時刻 t における線源 n のエネ量率時間変化 Sd (t) が 1 回の計算で直接評価できるよ

ルギー群 m の線源 Gnm(t) に対して, 評価点におけるうにシステムを改良した.

ガンマ線強度 φnm(t) を評価し, (2)式に示すように実これらの改良により, 従来版では必要だった多数効線量換算係数 を乗じて n,m について合算すること回の評価とその結果の集約作業が不要になり, 任意により線量を求めていた.の評価点における事象進展に伴う線量率の時間変化の評価が容易になった.

2.2 アクセスルート編集機能の追加
退避や機器の復旧等のためのアクセスルートに沿った線量評価を行う際に, 従来版のシステムでは図−3に示すように, 評価時刻設定→評価点設定→計算という流れになっていた.

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替えを行うことができるようにした.
これらの改良により, 容易にアクセスルートの再設定ができ, アクセスルートを変更した場合の再評価が容易にできるようになった.

3. 改良の成果
線量率換算係数の導入により, 線量率マップ計算時間が大幅に短縮されるとともに線量率時間変化評価機能が追加された. また, アクセスルート編集機
能も追加され線量評価が効率的に実施できるようになった.
図3

アクセスルートに沿った線量計算(従来版)

このように, 従来版では計算結果を見て一部のア以下にその適用事例を示す.

3.1 線量率換算係数の導入クセスルートを変更しようとする場合, 評価点設定画面に戻ることができない上, 評価点の一部を変更

3.1.1 線量率マップ計算の高速化する等の編集もできない仕様となっていた.
そのため, 一部のアクセスルート変更の際も再度従来版と改良版で, 線量率マップを計算するのに全評価点を設定し直す必要があり, アクセスルート要した時間の比較例を表−1 に示す. 改良版ではあらを変更した場合の再評価を行うには効率的ではなかっかじめ代表評価点の線量率換算係数をデータベースた.

化しているため, 従来版に比べて線量率マップ計算

これに対して, 図−4 に示すようにシステムを改良に要する時間が 1/25〜1/50 と大幅に短縮され, 約 20秒で計算可能となった.

した.

表1

線量率マップ計算に要する時間の比較
プラント X

プラント Y

従来版

8 分 32 秒

17 分 10 秒

改良版

18 秒

21 秒

CPU : Pentium 4 , 3.4 GHzプラント X とプラント Y で, 従来版での計算時間に差が見られるのは, プラント Y の方が評価区画と線源の数が多く, 遮へい計算の回数に差があったためであるが, 改良版では計算時間の差はほとんどなくなった.
図4

アクセスルートに沿った線量計算(改良版)

このように効率化された線量率評価機能を用いて,ほぼ同規模のプラント X とプラント Y について, 小破断冷却材喪失事故(LOCA)を起因とし, 再循環失敗

改良版では, 評価時刻設定→評価点設定→計算とからシビアアクシデントに至る事故時に, 炉心損傷 1いう一連の流れの後, 評価時刻設定画面に加えて評時間後の機器復旧を想定した建屋内の線量率評価を価点設定画面にも戻ることができるようにした.

試みた.

さらに評価点の設定においては, 前回評価した地今回の試評価では, プラント X とプラント Y で,点の情報を元に, 評価点の追加や削除, 順番の入れ非常用炉心冷却系(ECCS)と格納容器スプレイ系それ300

ぞれについて, A 系統または B 系統が復旧した場合のかる. これは A 系統の格納容器スプレイ配管が, B 系全評価区画の代表評価点の線量率, 合計 8 ケースを統の配管に比べて評価区画に近いエリアを通ってい改良版の線量評価システムを用いて評価した.

るため, その配管が線源となって線量率が高くなる

同様の作業は, 従来版のシステムでも可能ではあっ区画の数が増加しているためである.

たが, 今回のように 8 ケースの評価を行うには, 約 4

また, 例えば線量率が 100 mSv/h 以上となるような時間の計算時間を必要とした. 今回の改良によって,区画の数は, 格納容器スプレイ復旧の場合で, プラ計算時間が約 3 分以内と大幅に短縮された.

ント X の約 50 に対して, プラント Y は約 10 とプラン全代表評価点の線量率を高い順に並べて, 順位がト X の方がプラント Y に比べてやや多くなっている.

100 位までの線量率をグラフ化したのが図−5 および評価区画の設定がプラント X とプラント Y で異なる

図−6 である.

ため定量的な評価を行うことはできないが, 立ち入り制限が必要な区画がプラント X の方が比較的多い傾向にある. このことは現場立ち入り時の立ち入り制限区画の設定判断に影響する可能性がある.

3.1.2 線量率時間変化評価機能の追加
任意の評価点の線量率の時間変化を評価する機能を用いて, シビアアクシデント時の建屋外の線量率の時間変化を評価したものが図−7 である.
この図では, 建屋外の 9 地点 (Ａ〜Ｉ) について,炉心損傷直後 (約 320 分頃) の線量率上昇と, その
図5

機器復旧時の線量率分布 (プラント X)

後の線源の減衰による線量率低下の時間変化を示している.

図6

機器復旧時の線量率分布 (プラント Y)

この評価からは, それぞれのプラントで, 機器の

図7

線量率の時間変化 (建屋外)復旧によって線量率が高くなる区画の数は, 復旧する機器が ECCS か格納容器スプレイ系かに依存して従来版でこのようなデータを得ようとした場合,おり, A 系統と B 系統による差はあまりないことがわ

評価時刻を変えて多数回の計算を行い, 得られた多かった.

数の線量率評価結果を集約する作業を行う必要があ

ただし, プラント X はプラント Y に比べて, 系統り, 100 回の計算に約 5 時間程度必要であった.

間で線量率が高くなる区画の数に少し差が見られる.

改良版では, 線量率換算係数と時々刻々と変化す

例えば格納容器スプレイを復旧する場合には, B 系る線源強度から, 長くても約 10 分程度の 1 回の計算

統に比べて A 系統を復旧させた場合の方が, 線量率で最大 20 地点の線量率時間変化が得られるようになが高くなる区画の数が増加することがこの図からわり, 作業に要する時間が大幅に短縮された.

301

3.2

アクセスルートの編集機能の追加

シビアアクシデントに至るシナリオを対象に, 炉心損傷直後に図―8 および図−9 のように①〜⑤の 5地点を巡る順序を変えた場合の線量評価を試みた.

図 10

線量評価結果 (ケースⅠ)

ケースⅡのルートを通った場合の線量評価結果を図−11 に示す. 評価では各区画を 2 分程度で通過す
図8

アクセスルート図 (ケースⅠ)ると想定したが, ③−②間, ②−④間を移動する際のトンネルは評価区画外のため, トンネル移動の時

ケースⅠは, 地点①から線源となる格納容器付近間相当分 10 分を F-01 区画の滞在時間に加えており,を経由して地点②に達し, その後そのルートを戻っ全行程に要する時間は 56 分であり, ケースⅠと大きて地点③, ④, ⑤に至るルートである.

な差はない.
評価結果では, ケースⅡは線源から離れた場所を通るため, 移動の際に受ける総被ばく線量は約 15mSv と, ケースⅠとケースⅡでは 7 倍以上の差になることがわかった.

図9

アクセスルート図 (ケースⅡ)

一方, ケースⅡは地点①から地点③に至り, 発電所外の一般道路を経由して地点②に達し, さらにその道を戻って地点④, ⑤に至るルートである.
ケースⅠのルートを通った場合の線量評価結果を

図 11

線量評価結果 (ケースⅡ)

図−10 に示す. 評価では各区画を 2 分程度で通過すると想定し, 全行程に要する時間は 58 分である.

以上のように, 本システムを用いることによって,評価結果では, ①−②間および②−③間にある,シビアアクシデント時に発電所構内を移動する際の線源に近い区画 (H-04,I-04,J-04,K-04,K-03) を通るルートを, 被ばく線量の観点から効率的に検討する際に受ける線量が高くなっており, 移動の際に受けことができるようになった.

る総被ばく線量は約 110 mSv となった.

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4. まとめテムの改良− IE 法によるビルドアップ係数の整備と QAD, G 33 両コードの深層透過問題へのINSS で開発したシビアアクシデント時発電所内線量評価システムに関して, 線量率換算係数の概念を導入するとともに, アクセスルート編集機能を追加する改良を行った.
改良によって以下のような線量評価の効率化が図られた.
線量率マップの計算時間が, 1 ケース当たり約 20秒と従来の 1/25〜1/50 に大幅に短縮された. これによって, 立ち入り制限区域の設定評価が効率的に行える見通しを得た.
従来は約 5 時間程度要していた線量率時間変化評価が, 約 10 分程度の 1 回の計算で可能になった.
ルート変更に関する再評価が効率的に実施できるようになった. 試評価として発電所構内移動時の線量評価を行い, ルートによっては 7 倍以上の差が出る場合があることを確認した.
今後は, アクシデントマネジメント実施時の代表的なアクセスルートのデータ格納機能追加等, さらなるシステムの効率化を図るとともに, 被ばく線量面からのアクシデントマネジメントガイドラインに関する検討に活用する予定である.

文献(１) 吉田至孝, 入江隆, 郡山民男, 工藤清一, 西村和哉, "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 ," INSS Journal,Vol.8 ,p.174 (2001).
(２) 吉田至孝, 入江隆, 郡山民男, 工藤清一, 西村和哉, "シビアアクシデント時従業員被ばく線量評価手法の検討," 日本原子力学会和文論文誌,
Vol.1, pp.85-95 (2002).
(３) 恩田隆司 吉田至孝, 工藤清一, 西村和哉, "シビアアクシデント時原子力発電所内線量評価シス
テムの改良," INSS Journal,Vol.10, p.241 (2003).
(４) "MAAP 4 Modular Accident Analysis Program
User's Manual," EPRI (1994)(５) Y.Sakamoto, S.Tanaka, "QAD-CGGP 2 AND G 33GP 2 : REVISED VERSIONS OF QAD-CGGPAND G 33-GP," JAERI-M 90-110, Japan Atomic
Energy Research Institute, (1990).
(６) 恩田隆司 吉田至孝, 清水彰直, 坂本幸夫, "シビアアクシデント時原子力発電所内線量評価シス

対応−," INSS Journal,Vol.11, p.229 (2004).