第１回 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（案）
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, AESJ-SC-F015:2019（L1放射能評価標準）

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
2021年7⽉19⽇

⽇本原⼦⼒学会 標準委員会

本資料の内容構成
ページ

内容

2〜10

L1放射能評価標準のニーズ／⽬的、標準化の経緯
及び標準策定のための技術要素、並びにISO標準との関係

11〜21

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法

22〜40

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度の評価⽅法－理論的⽅法の主な⼿順とその主なポイント－

41〜42

L1放射能評価標準に⽰される妥当性確認、記録及びQMS

43〜44

参考 ISO標準の各国の国家規格への取り込み状況

1

L1放射能評価標準のニーズ／⽬的、標準化の経緯
及び標準策定のための技術要素、並びにISO標準との関係

2

中深度処分対象廃棄物の放射能評価⽅法に関する標準の制定に対するニーズ及び標準化の⽬的
 ⽇本原⼦⼒学会 標準委員会は、下記の標準化のニーズを勘案して、中深度処分対象廃棄物の放射能評価⽅法に関する標準（余裕深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定⽅
法の基本⼿順 AESJ-SC-F015:2010（以下、2010年版））を標準委員会などに参加している産学の専⾨家によって、約2年半の公平、公正な公開審議を経て、「技術基準などで要求される中深度処分対象廃棄物の放射能濃度を放射化計算など評価できる標準的な⽅法・⼿順」を定める標準として2011年2⽉に制定した。
 廃⽌措置計画の具体化︓原⼦炉の廃⽌措置計画が申請され、解体⼯事などの準備が進められており、原⼦炉領域の解体に伴い⽐較的放射能濃度が⾼い中深度処分対象廃棄物が今後発⽣する。
 炉内構造物などの放射能の評価︓浅地中ピット処分対象物の放射能濃度評価⽅法を適⽤すると、廃棄物のサンプリング・分析が必要となることから、作業員の被ばくを抑制できる放射能濃度評価⽅法が求められる。
さらに、廃棄物の特性（廃棄物の材料、照射条件が明確）であり、その評価対象核種は、放射化による⽣成が主体であることから、放射化計算が容易なため、適切な領域区分を⾏う
ことによって、放射化計算を⽤いて廃棄物の放射能評価が可能な⽅法の標準化が望まれた。
 使⽤済樹脂などの放射能の評価︓廃⽌措置完了までに貯槽タンクに保管されている放射能
濃度が⾼い使⽤済樹脂等の「放射能濃度」の評価⽅法に関して、攪拌などの設備構成を考慮したサンプリング・分析などにより、作業員の被ばくをできる限り抑制できる「原廃棄物分析法」の標準化が望まれた。
3

本標準を適⽤する評価対象廃棄物と適⽤する放射能評価⽅法
本標準は、原⼦⼒発電所の低レベル放射性廃棄物のうち、標準化のニーズの⾼い下記の⽐較的⾼い放
射能濃度の放射化⾦属等及び使⽤済樹脂等の放射能濃度を決定するための、より合理的（被ばく低減などが達成可能）な放射能評価⽅法に関する⼿順を標準化したものである。

使⽤済樹脂等放射化⾦属等

対象廃棄物

炉⼼照射領域外の機器
原⼦炉圧⼒容器
蒸気乾燥器
気⽔分離器

適⽤する
評価対象
廃棄物などの例

等

上部格⼦板
炉⼼シュラウド

貯蔵されている
使⽤済樹脂等

炉⼼⽀持板

BWRの例

等
炉⼼照射領域
内の機器

理論的⽅法

適⽤する
放射能評価⽅法 放射化⾦属等の材料、照射履歴が明確な特性を利⽤した理論的な計算評価

実証的⽅法（原廃棄物分析法）
貯蔵管理している機器、系統の設備を利⽤した代表サンプルの採取による評価

注記1 ⾚破線内が中深度処分対象廃棄物を⽰し、 ⻘破線内は中深度処分対象廃棄物以外を⽰している。
注記2 本適⽤対象は、標準本⽂の1及び４に規定している。

4放射能評価⽅法に求められる要求と標準を適⽤する評価対象
本標準では、主として原⼦炉の解体⼯事から発⽣する炉内構造物などの「放射化⾦属等」、貯槽タンクに保管されている「使⽤済樹脂等」を廃棄体として埋設処分するに際して、技術基準などで要求される廃棄体の放射能濃度の評価⽅法に関して標準化している。

技術基準などから求められる要求
廃棄体は規制される最⼤放射能濃度、総放射能量を超えないことが求められる。

本標準に⽰す放射能評価⽅法【適⽤する評価対象】【適⽤する評価対象】

廃棄体の放射能濃度

埋設施設の総埋設放射能

溶接容器内への放射化⾦属等の収納

深度70m以深での中深度埋設施設への処分

廃棄体製作及び検査

埋設処分（分別・収納）（放射能評価）（中深度処分）5

放射能評価⽅法の標準に必要となる技術要素を踏まえた標準化
本標準の策定に当たっては、技術基準から求められる満たすべき性能を下表のように捉え、電⼒安全⼩委員会報告出典）の基本的考え⽅（基準を満たすために必要な技術要素︓評価条件、評価⼿法及びマージン(裕度)）を踏まえ、「満たすべき性能」に対して、標準の策定に必要となる「技術要素」の項⽬を抽出、検討した上で、標準に⽰すべき具体的内容（次⾴参照）を検討して標準化を進めてきた。

対象

L1放射能評価標準（放射能濃度及び総放射能量の評価）
廃棄体は規制される最⼤放射能濃度、総放射能量を超えないことが求められる。

技術基準などからの要求標準に求められる 中深度処分対象廃棄体中の放射能濃度及び放射能量が適切に評価できる⽅満たすべき性能 法であること。
放射能濃度及び放射能量の評価⽅法として妥当性が確保するための技術要素
技術要素
３つの【放射能評価⽅法に関する技術要素項⽬への展開を検討した】技術要素項⽬ ① 放射能濃度を評価すべき対象条件（適⽤範囲、対象とする放射性廃棄物の条件の明確化）
への展開
詳細は
次⾴参照

② 放射能濃度の評価⽅法及び⼿順（理論的⽅法、計算の⼊⼒データの設定⽅法の明確化）③ 評価した放射能濃度の裕度（評価対象に応じた保守性などの考慮、理論計算のトレーサビリティの要求）

出典︓ 総合資源エネルギー調査会 原⼦⼒安全・保安部会 電⼒安全⼩委員会報告 平成15年5⽉30⽇

6標準が満たすべき技術要素の具体的な内容
本標準は、前⾴に⽰した中深度処分対象廃棄物の放射能評価⽅法が満たすべき３つの技術要素に関して、下表に⽰すように具体的な内容を検討して策定したものである。

満たすべき
技術要素

放射能濃度の評価に対する技術要素の検討結果① 適⽤範囲︓放射能濃度の評価対象とする 
放射性廃棄物及び評価すべき放射性物
放射能濃度を評 質（核種）を⽰すこと。

価すべき対象条件 ② 対象とする放射性廃棄物の条件︓対象とする放射性廃棄物の放射能濃度を評価するために必要な特性の把握を⾏うこと。
技術要素２ ① 理論的⽅法︓「対象とする放射性廃棄物 の条件」を考慮した放射性物質（核種）
放射能濃度のの放射能濃度が評価できる⽅法及び⼿順 が、適切で妥当性があること。
評価⽅法及び


技術要素１

⼿順

技術要素３
評価した
放射能濃度
の裕度

② 計算の⼊⼒データの設定⽅法︓放射能 
濃度の計算⽅法ごとに、必要となる⼊⼒
データの設定⽅法及び⼿順が、適切で妥
当性があること。


理論的⽅法の標準に⽰すべき
技術要素の具体的な内容
中深度処分対象廃棄体の埋設事業の審査における安全評
価の前提とする放射性廃棄物及び核種に対する適⽤範囲を⽰すこと。
最⼤放射能濃度、総放射能量を評価する対象である中深度処分対象の放射性廃棄物の条件（⺟材、照射条件など）を整理すること。
対象とする中深度処分対象放射性廃棄物の特徴（照射条
件、交換／解体条件など）を考慮した評価⽅法であること。
理論的⽅法の計算⼿順を⽰すこと。
放射化計算に適⽤する計算⽅法（放射化計算コードなど）
は実績があり、妥当であること。
放射化計算に適⽤する⼊⼒項⽬（⺟材の元素濃度、中性
⼦フルエンス率、照射時間）の基礎データベースから代表分布などを適切に作成する⽅法であること。
放射化計算に適⽤する⼊⼒条件（元素濃度、中性⼦フルエ
ンス率、照射時間）が、対象とする放射性廃棄物が取り得る
範囲を代表、⼜は網羅した条件で設定できる⽅法であること。
最⼤放射能濃度を評価する上でのばらつきを考慮する。
平均放射能濃度を評価する上での⽅法の適正を考慮する。

① 評価対象に応じた保守性などの考慮︓放 
射能濃度の評価のばらつきなどを考慮した 
評価とすること。
② 理論計算のトレーサビリティ︓放射能濃度  放射化計算⾃体のトレーサビリティを確保すること。
の評価のトレーサビリティが確保されているこ  ⼊⼒データ及び計算結果の記録確認が可能であること。
と、その記録（⼊⼒データ、計算結果など）が残されていること。

7

参考 AESJ-SC-F015:2019 技術基準規則解釈等の引⽤箇所について
放射性廃棄物の受⼊れの基準
１．廃棄物埋設施設に受け⼊れる放射性廃棄物が、技術上の基準に適合していることについて確認するための廃棄物受⼊基準に関する事項が定められていること。
２．廃棄体に係る廃棄物受⼊基準は、少なくとも以下の事
項を含むこと。
（６）放射能濃度（引⽤案）
上記2、に放射能濃度に係る記載を追記して頂き、中深度処分対象廃棄物の放射能濃度の決定には2019年版の該当箇所による旨を追記して頂く等が考えられる。

第⼆種埋設施設
保安規定審査基準

第⼆種埋設事業規則 第⼋条第２項第三号(廃棄体︓最⼤放射能濃度)
技術基準
事業許可申請書に記載した最⼤放射能濃度を超えないこと

炉規法第五⼗⼀条の１８第⼀項
保安規定

炉規法第五⼗⼀条の６第⼆項
廃棄体確認

第⼆種埋設事業規則第⼆⼗条第１項保安規定（第⼗⼆号 廃棄物受⼊基準︓ＷＡＣ）

引⽤箇所（案）

第⼆種埋設規事業則第七条第１項第１号廃棄体確認（第２項第四号放射能濃度を決定した⽅法の説明書）
埋設事業者

電気事業者
廃棄物製作・検査

輸送

廃棄物受⼊

埋設

なお、第⼆種廃棄物埋設に係る規則等の改正案及び審査ガイド案の作成が2021年4⽉頃1)に予定されていることから、具体的な技
術評価の内容、引⽤先については改めて相談させていただきたい。
第⼆種埋設事業規則︓核燃料物質⼜は核燃料物質によつ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
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
注記 本シートは2021年1⽉22⽇の意⾒聴取会で、事業者から提⽰されたものを許可を得て転載している。
注1) 意⾒聴取会後、7⽉1⽇にパブリックコメントに掛けられている。

8

本標準と海外規格（ISO標準）との関係及び相互の検討経緯
ISOは、各国での解体廃棄物などの放射化⾦属等の理論計算法の標準化のニーズを踏まえ、下表のように2010年版の理論計算法に関する内容をベースに、 ISO 16966:2013 “Theoreticalactivation calculation method to evaluate the radioactivity of activated waste generated atnuclear reactors”を2013年に制定した。その後、各国でもISO標準を国家規格として採⽤している。

また、ISO標準に追加された内容を審議の上、2019年版に下表のように反映した。
標準

検討体制

本標準︓AESJ-SC-F015:
2010及び2019
標準委員会／専⾨部会／分科会
での多段階による検討・審議標準委員会／専⾨部会での書⾯投票による審議・決議及び公衆審査

TC85／SC5／WG5／専⾨PJチーム
での多段階による検討・審議
TC85／SC5参加国での国際投票による決議（21ヶ国:当時）

F015:2010 ） は 、 標 準委員会などで標準内容を約2年半の審議・書⾯投票、公衆審査を経て2010年に制定した。
• 2019年版（AESJ-SCF015:2019 ） は 、 ISO標準に追加された内容「妥当性確認」などを含め、約1年半の審議・書⾯投票、公衆審査を経て、2019年に改定した。

• ISO は 、 専 ⾨ PJ チ ー ム（12ヶ国の専⾨家が参加）を形成し、先⾏していた学会の2010年版の理論的⽅法をベースに、約2年間の検討、3回の国際投票を経て、2013
年に制定した。
• ISO 標準は、審議段階で必要とされた「妥当性確認及び不確かさの扱い」及び「記録」が加えら
れた。

承認
⼿続き
検討経緯 • 2010年版（AESJ-SC-

ISO標準︓ISO 16966:2013

9本標準の制定、改定の経緯
 ⽇本原⼦⼒学会 標準委員会は、中深度処分対象廃棄物の放射能評価⽅法に関する標準（余裕深度処分対象廃棄物の放射能濃度決定⽅法の基本⼿順 AESJ-SCF015:2010︓2010年版）を、廃棄物の放射能濃度を評価する⽅法（理論的⽅法及び実証的⽅法）として2011年2⽉に制定した。
 標準委員会は、2010年版の制定以降に得られた次の点に関し、標準委員会などに参加している産学の専⾨家によって妥当性、保守性などを確認の上、公平、公正な公開審議（2016年6⽉〜2018年1⽉）を経て改定し、2019年8⽉に2019年版として発刊した。
 ISO 16966:2013に加えられた“妥当性確認”に係る規定、“記録”に係る規定。
 理論的⽅法に関して、 “元素分析データに検出下限値しかない場合の元素分析データの検出下限値から始まる濃度の低い領域で濃度分布を設定する⽅法”（“鉱物、岩⽯などの試料” のデータを利⽤した検出下限値以下の分布の設定⽅法に関する学識経験者などによる報告書の内容）。
 実証的⽅法に関して、浅地中ピット処分対象廃棄物の液体状の放射性廃棄物に関する“原廃棄物分析法”に関する適⽤事例に関する原⼦⼒安全基盤機構（当時）の報告書の内容。
 炉内等廃棄物の埋設処分に係る最新の規制動向を反映し、⽐較的放射能濃度の⾼い廃棄物の処分形態の名称を、“余裕深度処分”から“中深度処分”に変更。
10

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法

11

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－2019年版(AESJ-SC-F015:2019)の全体構成－

2019年版は、理論的⽅法及び実証的⽅法（原廃棄物分析法）による放射能濃度の評価⽅法及び⼿順だ
けでなく、記録、品質マネジメントシステムなどに関しても規定している。

【本体】

1 適⽤範囲2 引⽤規格3 ⽤語及び定義
4 評価対象とする廃棄物及び評価対象核種
5 放射能濃度決定⽅法
5.1 放射能濃度決定⽅法の適⽤
5.2 理論的⽅法
5.3 実証的⽅法（原廃棄物分析法）
6 放射能濃度決定⽅法の⼿順
6.1 理論的⽅法の⼿順
6.2 実証的⽅法の⼿順
6.3 妥当性確認
6.4 数値の丸め⽅
6.5 放射能濃度の評価における裕度
7 記録
7.1 理論的⽅法の記録
7.2 実証的⽅法の記録
8 品質マネジメントシステム

【解 説】

【附

属

書】

A（参考）理論計算法の適⽤ H（参考）検出困難元素の濃⽅法及び⼿順
度分布評価⽅法
B（参考）放射化計算の条件 I（参考） 濃 度 ⽐ を ⽤ い る 場が放射能濃度に与え合の計算例
る影響の評価例
J（参考） 換 算 係 数 を ⽤ い る
C（参考）点推定法のための場合の計算例
放射化計算の⼊⼒
K（参考）濃度分布評価法にデータ設定の推奨⽅よって決定する場合
法の計算例
D（参考）区間推定法のためL（参考） 不確かさなどによるの放射化計算の⼊計算結果の評価
⼒データ設定の推奨
M（参考）廃棄体中の放射能⽅法
濃度の確認に対するE（参考）原廃棄物分析法の基本的な考え⽅
基本的な適⽤⽅法
N（参考）理論計算法の記録
F（参考） 放射化計算を⾏うの例
場合の計算例
O（参考）原廃棄物分析法のG（参考）放射化計算の⼊⼒
記録の例
条件の設定例

注記1 附属書（参考）は、今後の実運⽤における技術的成果を、改定の際に取り込み、規定化を進める。
注記2 下線部分は、2019年度版への改定の際に、2010年版に追加された部分を⽰す。

12

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－本標準の適⽤範囲及び評価対象廃棄物並びに対象核種－

本標準は、「適⽤範囲（評価対象とする廃棄物及び評価対象核種）」を、下表のように中深度処分対象廃棄物（放射化⾦属等及び使⽤済樹脂等）に限定している。特に、理論的⽅法（理論計算に適⽤するORIGEN な
どの計算コードを使⽤した計算）が適⽤できる範囲は無制限ではなく、放射化された放射性廃棄物などに対して、照射条件範囲が明確な（炉内構造物などの放射化物）条件下で成⽴する⼿法である。

標準の記載内容

適⽤範囲

1．適⽤範囲
この標準は、原⼦⼒発電所の運転中及び解体時に発⽣する低レベル放射性廃棄物のうち、中深度処分を⾏う廃棄物中の放射能濃度を決定する理論的⽅法及び実証的⽅法の使⽤条件・⼿順を規定する。

評価対象とする 4．評価対象とする廃棄物及び評価対象核種
廃棄物及び a) 評価対象とする廃棄物は、放射化⾦属等及び使⽤済樹脂等とする。
評価対象核種 b) 評価対象核種は、申請核種とする。
(注記1 「放射化⾦属等」は、3．⽤語及び定義（3.14）で、「原⼦炉内及び周辺で中性⼦照射によって放射化された部材、機器。 例 制御棒、チャンネルボックス、バーナブルポイズン、炉⼼⽀持構造物、⽣体遮蔽コンク
リート、⿊鉛など」と定義している。
注記2 「放射化⾦属等」は、3．⽤語及び定義（3.5）で、「使⽤済樹脂等液体状の放射性廃棄物⼜はイオン交換樹脂、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」と定義している。
注記3 「申請核種」は、3．⽤語及び定義（3.6）で、「放射性廃棄物の埋設事業許可申請書に記載する放射性核種。」と定義している。)
注記 評価対象は「申請核種」であるが、どのような申請核種が安全審査で規定されても、2019年版は放射化計算の⼊⼒条件とする「起源元素」が選定できる⽅法を⽰している。

13

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－中深度処分対象廃棄物の例及び適⽤する放射能評価⽅法－

本標準に規定している放射能濃度決定⽅法は、下表に適⽤対象とする放射性廃棄物とその評価⽅法である「理論的⽅法」及び「実証的⽅法（原廃棄物分析法）」を⽰している。なお、貯槽タンク保管分を⼀括で評価可能な「原廃棄物分析法」は、浅地中処分対象廃棄物の放射能濃度決定⽅法として実運⽤に適⽤している。
また、中深度処分対象廃棄物（特に、放射化⾦属等）の放射能評価に適⽤を計画している「理論的⽅法」は、従来のサンプリング・分析による実証的⽅法と⽐較し、被ばく低減が可能な新しい⽅法である。

対象

発⽣場所等

主な廃棄物

放射化
⾦属等

原⼦炉内（使⽤される機器、装置
等）及び原⼦炉周辺（遮蔽）から発⽣し、使⽤済燃料プールなどに保管

・ 制御棒（種々）・ チャンネルボックス(BWR)
・ バーナブルポイズン(PWR)
・ ⿊鉛（GCR）
・ 解体廃棄物（炉内構
造物）

使⽤済
樹脂等

系統⽔を浄化する ・ イオン交換樹脂
ための原⼦炉冷却 ・ フィルタースラッジ(BWR)
材浄化設備等から発⽣し、貯槽内に ・ 溶離廃液（樹脂から核種を溶離させた廃液）
保管
(PWR)

注記 本⽂5.1及び解説4に⽰している内容。

放射能的
特徴

放射能濃度 評価⽅法の
の評価
適⽤実績

放射化が主体 理論的⽅法
による評価
（⾼濃度）
核種の
⽣成過程が
明確

計算による評価

汚染が主体

実証的⽅法による評価（原廃棄物分
析法）

(未固化)

未適⽤

（サンプリングなど
での被ばく低減が可能）

浅地中処分
対象の廃棄体に適⽤済(貯槽単位の⼀括評価が可能)14

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－本標準の対象とする放射能濃度決定⽅法－

本標準は、平成４年に、原⼦⼒安全委員会（当時）が了承した“⽇本原燃（株）廃棄物埋設の事業に係る重要事項（廃棄体中の放射性物質濃度の具体的決定⼿順について）について”に⽰される下記の６種類の⽅法の内、新しく適⽤を検討している「理論計算法」、及び具体的な知⾒が得られた「原廃棄物分析法」の２種類を規定している。

⽅法

放射能濃度決定⽅法の概要

本標準の
主な対象

理論計算法

原⼦炉燃焼計算などによって理論的に当該廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法。

○

スケーリングファクタ法

代表試料の放射化学分析等の測定によって得られる難測定核種とKey
核種との相関関係と個々の廃棄体外部による⾮破壊測定結果とを組み合わせて当該廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法。

ー

⾮破壊外部測定法

廃棄体の外部から⾮破壊測定し、当該廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法。

ー

平均放射能濃度法

代表試料の放射化学分析等の測定によって得られる平均的な放射能濃度によって当該廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法。

ー

廃棄体破壊分析法

廃棄体から代表試料を採取して、これを放射化学分析し、当該廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法。

ー

原廃棄物分析法

固型化処理間近のプロセス廃棄物から代表試料を採取して、これを放射化学分析し、廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法。

○

注記 本⽂5.1及び解説1.1に⽰している内容。

15

参考 本標準の対象とする放射能濃度を評価する理論的⽅法

原⼦⼒安全委員会（当時）が了承した「理論計算法」（理論的⽅法）は、浅地中処分対象廃棄体に適⽤した組成⽐（Ni-59とNi-63との⽐に適⽤︓主に放射化断⾯積⽐に依存）を求める⽅法である。
これに対して、本標準で⽰す理論的⽅法は、下表に⽰すように理論的に放射能濃度を評価する「点推定法」と「区間推定法」を標準化している。

原⼦⼒安全委員会
が了承した⽅法

理論的⽅法の主な評価⽅法の種類

本標準の
主な対象

組成⽐を求める⽅法（H4年当時の適⽤⽅法）︓
原⼦炉燃焼計算等により理論的に得られる放射性物質のー組成⽐と他の⼿法（スケーリングファクタ法など）で求めた放 （L2廃棄体
射性物質濃度を⽤いる⽅法。
に適⽤済）
適⽤例︓Ni-59/Ni-63の組成⽐理論計算法︓点推定法︓
原⼦炉燃焼計算な 放射化計算の基本となる⽅法である。通常、放射化⾦属等の内部に含まれる特定対象（部位）ごとに材料仕様、中○どによって理論的に 性⼦条件及び照射条件を含む適切⼜は保守的なパラメータ
当該廃棄体中の放 を⽤いて放射能濃度を計算する。
射能濃度を決定す 区間推定法︓
中性⼦条件及び照射条件は、評価対象とする放射化⾦属る⽅法
等の炉内の物理的配置によって定まる中性⼦フルエンス率に依存するため、放射化⾦属等全体の放射能濃度は、“特定○の放射化⾦属等の全体に対する中性⼦照射”を網羅する中性⼦条件によって、特定の放射化⾦属等に関する放射化計
算を繰り返すことで放射能濃度⼜は係数を計算する。

注記 組成⽐を求める⽅法は原⼦⼒安全委員会資料、点推定法と区間推定法は、本⽂5.2.1に⽰している内容で放射能濃度を評価する⽅法。

16

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－理論的⽅法を適⽤する上での必要な情報の全体概要－

本標準に⽰す理論的⽅法による放射化⾦属等の放射能濃度の決定のために必要となる⼊⼒⽤基礎データベースの収集・作成の概略イメージを下図に⽰す。

中性⼦条件

照射条件

 炉内構造記録、運転記録を⽤いた中性⼦輸送計算により、炉内の中性⼦フルエンス率分布を設定

 炉内設置位置の情報により設定
 原⼦炉の運転開始から停⽌までの照射時間（運転記録）で設定

材料の元素成分 ミルシート 元素分析データ
 鉱物・岩⽯データ

原⼦炉の履歴（炉型、タイプ、構造、機器、材質、移動、照射履歴など）

解体物の情報（種類、材質、部位など）

原⼦炉

解体記録

ミルシート

作業記録

元素ﾃﾞｰﾀ

炉内構造

運転管理

分別/収納
作業記録

材料、位置ﾃﾞｰﾀ

照射ﾃﾞｰﾀ等

⼊⼒⽤
基礎データベース

シュラウド
切断

安全
貯蔵後

運転終了まで（中性⼦照射）分別情報（種類、部位等）
収納情報（種類、重量等）
切断線

構内
搬送

解体⼯事段階（切断・搬送）廃棄体の履歴がトレースができる記録
 機器の解体記録
 廃棄物の分別/収納記録

容器に封⼊

廃棄体製作段階（分別・収納）放射化計算

廃棄体検査段階（放射能評価）17L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－本標準に⽰す理論的⽅法の種類－
本標準では、放射化⾦属等の放射能濃度の評価に適⽤することができる次の理論的⽅法を標準化している。
まず、 「点推定法」は、廃棄物の代表ポイント（最⼤値を⽰す部位など）で評価することができる廃棄物への適⽤を想定し、次に、「区間推定法」は、主に物量が多い同⼀廃棄物グループへの適⽤を想定している。

種類

評価⽅法

点推定法

放射化⾦属等の特定の部位、⼜は代表的な部位の放射能濃度を計算するために適⽤する⽅法。
放射化計算の基本となる⽅法である。通常、放射化⾦属等の内部に含まれる特定対象（部位）ごとに材料仕様、中性⼦条件及び照射条件を含む適切⼜は保守的なパラメータを⽤いて計算する。

区間推定法 点推定法を発展させた⽅法で、同様の廃棄物特性、照射状態にあった放射化⾦属等に適⽤できる。代表的な放射能濃度の分布⼜は対象となる条件範囲を網羅した評価によって、対象物の平均放射能濃度などを計算する⽅法である。
中性⼦条件及び照射条件は、評価対象とする放射化⾦属等の炉内の物理的配置によって定まる中性⼦フルエンス率に依存するため、放射化⾦属等全体の放射能濃度は、“特定の放射化⾦属等の全体に対する中性⼦照射”を網羅する中性⼦条件によって、特定の放射化⾦属等に関する放射化計算を繰り返すことで評価できる。
注記 点推定法は本⽂5.2.2及び附属書C、区間推定法は本⽂5.2.3及び附属書Dに詳細を⽰している。

18

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－理論的⽅法である区間推定法の概要－

本標準に⽰す点推定法は、特定放射化物の特定部位の放射能濃度を計算評価する⽅法であるが、同じく標準に⽰す下表の区間推定法は、廃棄物グループ全体を対象とし、廃棄物グループの条件範囲（元素、中性⼦及び照射の範囲）を網羅した
放射化計算を⾏い、係数などを算出して放射能濃度を評価する⽅法である。

濃度⽐法

換算係数法
評価対象核種（Bq/t）

⽅法

基礎データ

濃度分布評価法
評価対象廃棄物グループ
放射化計算結果

平均値

評価対象核種濃度(Bq/t)

評価⽅法
の特徴
適する
評価対象
の特徴
計算した
結果
保守性な
どの考慮

同種の放射化物の中で同時に中性⼦照射され⽣成した核種間の濃度⽐が⼀定であることを利⽤し、Key核種（Co-60）の放射能濃度に計算で得られた濃度⽐を乗じて対象核種の放射能濃度を評価する⽅法。

核種の⽣成因⼦である燃料の燃焼度などの管理指標と密接な関係性をもつ放射化物の放射能濃度を、原⼦炉の運転で管理されている管理指標（燃焼度）の値から対象核種の放射能濃度を評価する⽅法。

同⼀の照射時間、材料組成（中性⼦だけが異なる）の放射化物中に⽣成する核種の放射能濃度を部位ごとに計算し、対象とした放射化物全体の対象核種の放射能濃度
分布として評価する⽅法。
材料、中性⼦、照射時間の変動範 燃焼度などとの強い関係性を考慮し 放射能濃度分布が⽐較的狭い範
囲を考慮した評価⽅法であり、これら た評価⽅法であり、これを管理指標 囲となる解体廃棄物、特に、原⼦炉の変動があり、多数の発⽣が想定さ として適⽤するため、燃料との関係が 軸⽅向⼜は径⽅向の中性⼦分布れる放射化物に向く。
強い放射化物に向く。
だけが異なる放射化物に向く。
評価対象廃棄物グループの条件範囲を網羅した放射化計算の結果から、濃度⽐法は⼀定の難測定核種及びKey
核種の濃度⽐、Key核種の濃度を算定する。換算係数法は原⼦炉の運転の管理指標（燃焼度など）に対する換
算係数を算定し、放射能濃度を評価する。濃度分布評価法は放射能濃度分布及び代表的な放射能濃度（例えば平均値）を算定する。
・ ⼊⼒データを作成するための基礎データベースに関する保守性などの考慮。
・ 評価対象廃棄物及び照射条件の範囲を網羅した計算の実施。
（このために、収集した基礎データベースからランダムに⼊⼒データを抽出）

注記 区間推定法は、本⽂5.2.3及び附属書にDに詳細を⽰している。

19

L1放射能評価標準の対象とする放射能評価⽅法－実証的⽅法（原廃棄物分析法）の概要－

本標準では、貯槽タンク内に保管されている中深度処分対象廃棄物である使⽤済樹脂等の放射能濃度を評価するために「原廃棄物分析法」（固型化処理間近のプロセス廃棄物から代表試料を採取して、これを放射化学分
析し、廃棄体中の放射能濃度を決定する⽅法）についても標準化しており、その概要を下表に⽰す。

⽅法

サンプリング⽅法
均⼀混合
サンプリング

層別
サンプリング

評価⽅法
濃度評価

組成⽐評価

概要

・ 貯槽タンク内の撹拌 ・ 貯槽タンク内の層別（⾼ 原廃棄物を分析した放 原 廃 棄 物 を 分 析 し た 放（攪拌機、エジェクタ
さ毎）サンプリングを⾏う。 射能濃度データから直 射能濃度データから、核などによる）後にサン ・ 循環、移送ライ ンからの 接的に廃棄体の放射 種の組成⽐を評価し、廃プリングを⾏う。
層別（⼀定間隔での採 能濃度を決定する。
棄 体 の Key 核 種 濃 度 に取）サンプリングを⾏う。
乗じて決定する。

具体的⽅法

・ 均 ⼀ 混 合 の 判 断 は JIS K 2251(原油及び⽯ ・ 採取試料の分析を ・ 採取試料の分析を実施する。
事前試験による均⼀ 油 製 品 － 試 料 採 取 ⽅ 実施する。
混 合 に 必 要 な 所 要 法）に⽰される試料採取 ・ 原廃棄物の分析結 ・ 原廃棄物の分析結果（放射能濃度）から
時間の管理による。 ⽅法に準拠する。
果（放射能濃度）・ 管 理 ⽅ 法 は JNES レ
・ 廃棄体の製作条件 組成⽐を算出する。
ポートの柏崎刈⽻発（廃棄物と固型化 ・ 廃 棄 体 の Key 核 種 の電所及び浜岡発電
材 料 と の 配 合 条 外部測定など。
所の実例を⽰した。
件）を考慮して、放 ・ Key 核 種 濃 度 と 核 種（解説に紹介）射能濃度を算出す 組成⽐とから放射能濃度を算出する。
る。

注記 詳細は本⽂5.3、附属書E及び解説 6.4に⽰している。

20

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度の評価⽅法－理論的⽅法の主な⼿順とその主なポイント－

21

中深度処分対象廃棄物の放射能濃度の評価⽅法－理論的⽅法の主な⼿順とその主なポイント－

本標準に⽰している中深度処分対象の放射化⾦属等の放射能濃度を放射化計算によって評価するための「理論的⽅法」に関する主な３つのステップの⼿順、及びその⼿順の中で留意が必要な主なポイントについて次に⽰す。

対象放射化物の代表とできる⼊⼒⽤基礎データベースの作成
⼿順１

 評価対象核種からの起源元素の選定⽅法
 元素成分条件の検出数などに応じた設定と保守性
 中性⼦輸送計算コード（MCNPなど）（本⽂6.1.2.2.1、附属書G.1.1)（本⽂6.1.2.2、附属書D.4.3)（本⽂6.1.2.3、附属書D.5.2)

放射化計算の⼊⼒データの設定及び放射化計算の実施
⼿順２

⼿順３

 「⼊⼒⽤基礎データベース」からの放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⼿順（本⽂6.1.3.2、附属書D.2)
 放射化計算⽤の⼊⼒データのランダムサンプリングによる設定⽅法（附属書C及びD)
 設定した⼊⼒データによる放射化計算（計算コードORIGENなどを使⽤）(本⽂6.1.3.1、附属書A.3)

放射化計算数の充⾜度の評価
 放射化計算数の充⾜度の評価⽅法（本⽂6.1.3.3、附属書A.4.3)

評価結果 放射能濃度⼜は放射能評価⽤の換算係数などの決定
検証

放射化計算結果の検証
 本標準における放射化計算結果と分析結果との⽐較

注記 括弧内は、標準に記載されている本⽂の章番号などを⽰している。

（附属書F)

22

⼿順1 対象放射化物の代表とできる⼊⼒⽤基礎データベースの作成
⼿順１として、放射化計算に適⽤する下図に⽰ように⼊⼒⽤の基礎データを収集し、データベース化する。このデータベースを使⽤して、⼿順２において⼊⼒条件を保守的、⼜は廃棄物を網羅できるようにランダムに抽出して、放射化計算を必要数実施することによって、評価対象廃棄物の放射能濃度を決定できる。

評価対象とする放射化⾦属の選択、特性把握、起源元素の選定
炉内構造／配置位置等を踏まえた中性⼦輸送計算

原⼦炉の運転履歴情報（照射、停⽌期間）収集

構造材料中の起源元素の化学分析等（検出率の考慮）

中性⼦条件

照射条件

（データベース化）
1.0E+151015

原⼦炉内軸⽅向の分布の⼀例

最外周
炉心中央部平均

元素成分条件（データベース化）（データベース化）

13,000体のCBの総中性⼦照射時間の運転履歴に基づき照射時間の代表分布条件を設定した。

化学分析データの正規性の⼀例

⼿順
1

照射時間分布の⼀例
平均値︓ 1,786⽇
標準偏差︓ 654⽇

1410
1.0E+14
熱中性子フルエンス率(n/cm2/s)

基礎
データ
の収集

13

10
1.0E+131012
1.0E+12
0

5

10

15

20

25

軸方向位置

【原⼦炉内の中性⼦分布のイメージ】（附属書G.2参照）【照射時間のイメージ】(附属書D.6.2、附属書I.2.2.3参照)

注記 放射化計算の⼊⼒条件は、本⽂6.1.2.1、附属書Ｄ及び附属書Ｇ参照。

【分析データの正規性のイメージ】(附属書G.1.2、附属書I.2.2.1参照)

23

⼿順1の評価対象核種からの起源元素の選定⽅法－起源元素選定の既往例－
中深度処分対象廃棄物の放射能濃度は、放射性核種の⽣成機構に関わるパラメータ（元素条件、中性⼦条
件及び照射条件）によって理論的に決まる。この⼊⼒条件の内、元素条件は、材料及び評価対象核種によって、放射性核種の⽣成起源となる元素が異なるため、その起源元素の選定を⾏う必要がある。
本標準では、この起源元素の選定⽅法として、評価対象核種を⽣成し、かつ、放射能濃度に影響を与えるレベルの元素を選定する必要があるため、下表に⽰すこれまでの評価事例などを踏まえて標準化した選定⽅法を次⾴に⽰す。

放射能濃度の評価対象核種

評価対象核種の例

放射線管理⽤の 強ガンマ線放出する⼗数の評価核種である。
評価核種
埋設施設の線量評価⽤のインベントリ評価
核種

線量告⽰（1,042核種）ICRP（1,252核種）から短半減期核種などを除外し絞り込んだ百数⼗のインベントリ設定⽤の評価核種である。

注記 起源元素︓中性⼦照射によって評価対象核種を⽣成する元素。

理論計算に
よる放射能
濃度評価の
既往例

左記の放射能濃度の評価
における評価対象核種の起源元素の選定⽅法有り有り

左記の評価対象核種に対して、既往例として本標準で⽰す起源元素の選定⽅法を適⽤して、起源元素を選定した上で、放射能濃度を評価している。

24

⼿順1の評価対象核種からの起源元素の選定⽅法
評価対象核種は前⾴に⽰したように、埋設施設の線量評価⽤のインベントリ評価、埋設処分施設の安全評価などを踏まえた放射性核種（評価核種⼜は申請核種）である。このため、本標準では、評価対象核種が決まれば、放射化計算の⼊⼒条件の設定に必要となる「起源元素」の選定⼿順を、前⾴に⽰した、実績のある選定⽅法と同じ⽅法で選定できることについて、本標準で次のように⽰した。

評価対象核種からの起源元素の選定⼿順

基本的
考え⽅

スクリーニング

1次
2次
3次

4次

起源元素は、評価対象とする放射化⾦属等の種類（材料）ごとに、次の考え⽅を踏まえ、選定する。
― 起源元素は、不純物、⼜は微量元素として存在していると考えられる元素とともに、評価する材料の化学組成から選定する。
― 評価対象核種（評価対象核種と相関関係をもつKey核種を含む）を⽣成する元素は、起源元素として抽出しなければならない。
なお、起源元素は、次のステップ（全て⼜はいず
れか）によって、対象からスクリーニングすることができる。
放射性同位体は、起源元素から除外できる。ただし、天然に広く存在し、種々の放射性核種の起源元素となるTh及びUは、除外しない。
評価対象核種を⽣成しない元素は、起源元素から除外できる。
材料の精錬時などに揮散する可能性が⾼いと判断できる元素は、起源元素から除外できる。
ただし、対象物の範囲及び評価によっては、完全に除去されず、放射化計算に考慮した⽅が良い
元素もある。
評価対象核種の総⽣成放射能に対する寄与が⼩さい元素（⽣成⽐0.01%未満）は、起源元素から除外できる。

図G.1
注記1 起源元素︓中性⼦照射によって評価対象核種を⽣成する元素。
注記2 本⽂6.1.2.2.1に考え⽅、及び附属書G（選定の前提条件︓
G.1.1.2、選定⼿順G.1.1.3）に具体的な選定例を⽰している。

25

補⾜ ⼿順1の評価対象核種からの起源元素の選定⽅法の例（材質SUS304、評価対象核種Ni-63の場合の選定例）
本標準で⽰す評価対象核種の放射化計算の際に必要となる「起源元素」の選定⼿順の具体例を、SUS304の評価対象核種
Ni-63を例にした場合の選定⼿順とその過程における起源源元素の選定結果例を以下に⽰す。

評価対象核種からの起源元素の選定⼿順

全元素（周期律表の全103元素）

放射性同位体は、起源元素から除外できる。
1次 ただし、天然に広く存在し、種々の放射性核種の起源元素となるTh及びUは、除外しない。

放射性同位
体の除外

起源元素から除外（1次ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ）

除外︓Pm、 Po、 Ra、 Am、 Cm、…などの放射性同位体（21元素）︓共通⼿順

82元素スクリーニング

評価対象核種を⽣成しない元素は、起源元素か
2次 ら除外できる。
材料の精錬時などに揮散する可能性が⾼いと判断できる元素は、起源元素から除外できる。
3次 ただし、対象物の範囲及び評価によっては、完全に除去されず、放射化計算に考慮した⽅が良い
元素もある。
評価対象核種の総⽣成放射能に対する寄与が4次 ⼩さい元素（⽣成⽐0.01%未満）は、起源元素から除外できる。

選定された起源元素（3元素）

Co、Ni、Cu

⽣成⽐0.01%
未満を除外

核種⽣成の
有無

起源元素から除外（2次ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ）

除外︓B、 Mg、 Pd、 、…などの47元素（L2規制の11核種を想定した場合の
例）

35元素

材料の⽣成
時などに揮散
する可能性
19元素

総⽣成
放射能に対する寄与

起源元素から除外（3次ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ）

除外︓O、 F、 Ar、 Kr、 、…などの製造⼯程中で揮散する16元素(SUS304の場
合)

選定元素の推定存在濃度レベル（分析値、⽂献値などより評価）
起源元素から除外（4次ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ）

除外︓C、 S、 Ci、 Cr、 …などの16元素(SUS304のNi-63の場合︓Ni-63を⽣成しない⼜は⽣成量が⾮常に少ない)⽣成⽐（各元素1g当たりの⽣成放射能量×推定存在濃度レベルでの割合）
Mn
4.9E-8Fe
8.4E-4

注記 附属書G（選定の前提条件︓G.1.1.2、選定⼿順︓G.1.1.3）に具体的な選定例を⽰している。

Co
0.027

Ni
99.815

Cu
0.156

Zn
7.9E-626

⼿順1の元素成分条件の検出数などに応じた設定と保守性１
中性⼦条件及び照射条件のように、計算や運転データで、多くの基礎データを収集できる条件と異なり、元素成分は、材料の化学分析に負うところが⼤きいため、元素の検出率に応じ、収集できるデータ数に限りが⽣じる。このため、本標
準では、分析によって収集できた検出数が少ない場合に対して、その保守性を次のように設定することとしている。
ﾃﾞｰﾀ数

⽐較的
少ない
場合

⾮常に
少ない
場合
(標準偏
差が計算
できない)

保守性の設定の考え⽅
分析データ数の少なさを考慮し、元素分析データの分散の信頼上限を適⽤するなどの⽅法によって、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する⽅法①元素分析データの検出値の平均値を推定する分布の平均値として適⽤し、加えて、保守性をもつ標準偏差を適⽤して、濃度分布を設定する⽅法【過⼤な保守性を低減する】②元素分析データの検出最⼤値以下の濃度の低い領域で濃度分布を設定する
⽅法

元素濃度分布の設定のイメージ例
平均濃度:
検出値の平均値の信頼上限とする
ことで、保守性を⾒込む。
濃度分布の標準偏差:
保守的な標準偏差を適⽤する。
D4.3b)の例図

平均濃度:
検出値1)の平均値とする。
濃度分布の標準偏差:
保守的な標準偏差を適⽤する。
平均濃度:
保守的に検出最⼤値を濃度分布の+2 σ（標準偏差）の値で設定する。
濃度分布の標準偏差:
保守的な標準偏差を適⽤すること
によって濃度分布条件を設定する。

注記 附属書D（データ数量に応じた濃度分布条件の設定⽅法︓D.4.3）に詳細を⽰している。
注1) 検出値は実際の推定分布のうち、⾼い濃度領域のデータのみとなる。

表D.5の例1
検出最大値
確率密度

保守的な標準偏差を適用して仮定した分布

元素分析の
実際の分布
（推定）

2σ

平均濃度
（設定値）

σ:保守的な標準偏差

元素濃度
（%)

表D.5の例2に実際の
分布を加筆

27

補⾜ ⼿順1の元素成分条件の検出数などに応じた設定と保守性の例－データ数が⽐較的少ない場合︓ZrTN804Dの元素成分条件の設定例（Niの⼀例）－

分析データを踏まえた分布形状設定の考え⽅
材 料

ZrTN804D（ｼﾞﾙｶﾛｲ）

元 素

Ｎｉ

元素成分の区分

不純物成分元素

基本的な考え⽅による設定

対数正規分布

実際の元素分析データを踏まえた設定
濃度分布の
推定範囲
（±3σ）

正規分布

（データ数が⽐較的少ない︓
11点）
質量分率2.9×10-3 %〜質量分率7.1×10-3 %（約2.5倍）元素濃度条件（分布）設定の⽅法の例
元素分析データが⽐較的少ない場合評価対象とする放射化⾦属等（材料）の元素分析データの数が⼗分でない場合もある。この場合、分析データ数の少なさを考慮し、実際の化学分析
データの分布に対して信頼上限を適⽤するなどの⽅法によって、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の⼊⼒データに関して、「保守的な範囲を設定した分布」を適⽤して設定する。
設定平均濃度︓95%信頼上限値
設定標準偏差︓分析値の95%信頼上限値
平均値の95%信頼上限

検出データの平均値
確率密度

平均の分布

化学分析データの実際の分布

実際の
理由
元素分析
データの
分布の観察

σ：分析データの標準偏差σ σ

保守的な範囲を設定した分布
元素濃度（%)

濃度範囲が⾮常に狭く、正規確率紙上でも、正規性を⽰した。

注記 附属書Iに詳細を⽰している。

設定平均値（平均値の95%信頼上限）
データ数の少なさを考慮した濃度分布の設定（例）28⼿順１の元素成分条件の検出数などに応じた設定と保守性２
本標準では、化学分析の結果、検出下限値しか得られなかった場合の保守性を考慮した元素濃度の設定⽅法
を次のように規定している。
なお、この中で⽰す「同⼀元素などの分布を参考にした標準偏差」の設定⽅法は、次⾴に⽰す。
ﾃﾞｰﾀ数

保守性の設定の考え⽅①検出下限値をそのまま使⽤する⽅法

元素濃度分布の設定⽅法及びイメージ例
元素分析結果の検出下限値を平均値として使⽤する。

確認された最⼩の検出下限値などで元素濃度を設定すること⾃体で、多⼤な保守性を⾒込む。

イメージ図【過⼤な保守性を低減する】
検出下限 ②元素分析データの検出下しか得られ 限値を最⼤値とする濃度分なかった
布を、既知の試料の標準偏差を利⽤して設定する⽅法
場合【過⼤な保守性を低減する】③放射化学分析結果から推
定する⽅法

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の位置として設定する。１）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 鉱物、岩⽯などの同⼀元素などの分布を参考にした標準偏差︓次⾴参照）
照射履歴が明確な評価対象とする
放射化⾦属等の核種の放射能濃度
データから、起源元素の濃度を推定（逆算）する。

表D.6の例３に実際の分布を加筆

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。

注記 附属書D（データ数量に応じた濃度分布条件の設定⽅法︓D.4.3）に詳細を⽰している。
注1) 分布の範囲は、通常3σで考慮するが、より⾼い濃度領域にシフトさせて評価するために2σを適⽤している。

29

⼿順1の元素成分条件の検出数などに応じた設定と保守性3－同⼀元素などの分布を参考にした標準偏差の設定⽅法－

本標準では、化学分析の結果、検出下限値しか得られなかった元素濃度分布の設定⽅法を次のように規定している。

成分区分
成分濃度の
概要

主成分

不純物成分

微量成分

材料規格などで濃度範囲が規 材料規格では上限値などが規 材料規格、製造⼯程上管理されない極微量の成分定される主要成分定される制限成分

SUS304例

Fe、 Ni、 Cr

C、 S

N、 Co、 Nb、 Mo、 Cl、 Th、 U

検出性

検出容易

検出⽐較的容易

検出困難な元素が多い

化学分析では、中性⼦照射される材料の微量成分の⼀部の元素（例 Cl、Th、U）は、
検出下限値だけしか得られていない

規制核種(例) C-14 Cl-36 Nb-94 Tc-99
主な起源元素

N、 C

Cl

Nb、
Mo

Mo、
Nb

α
Th、
U

既知の元素濃度分布の平均的な標準偏差︓
濃度分布の標準偏差を、既知の類似試料である「鉱物、岩⽯などの分析データ」から保守的に推定し設定する。
（例えば、「鉱物、岩⽯などのCl、Th、Uの分析データ」の分布から算出した「平均的な標準偏差」の適⽤）
注記 附属書Hに詳細を⽰している。

30

⼿順1の中性⼦輸送計算コード（例 MCNP）
本標準では、適切な輸送計算コードを適⽤することを求め、その例として、MCNPなどの計算コードなどを⽰している。（本⽂6.1.2.3、附属書D.5.2）

1. 概要
MCNPコードは三次元輸送計算コードであり、⽶国ロスアラモス国⽴研究所（LANL）で開発された、中性⼦、光⼦及び電⼦輸送問題を解くための汎⽤解析モンテカルロコードである。

開始

2. 機能
原⼦炉内のモデル化
MCNPコードは、遮蔽解析に際して以下の機能を有する。
・ MCNPコード︓三次元体系① MCNPコードは⼆次曲⾯の論理演算によって表現された任意の三次元領域を取扱うことができ、形状モデルや断⾯積データを正確に取り扱うことができる。
データ⼊⼒② 断⾯積の取扱いに連続エネルギーを採⽤している。
3. 解析フロー
MCNPコードの解析フローを図に⽰す。
4. 使⽤実績
国内では、「原⼦⼒発電所放射線遮へい設計規程」1)において、原⼦⼒施設の遮蔽のための輸送計算コードとしてモンテカルロ法を⽤いた計算⼿法の適⽤が可能とされており、MCNPコードは放射性物質輸送・貯蔵容器の遮蔽解析などで⽤いられている。
⽶国では使⽤済燃料貯蔵施設の審査指針である「Standard Review Plan for Spent
Fuel Dry Storage Facilities」（NUREG-1567）においては遮蔽解析ツールとして
MCNPコードが記載されており、遮蔽設計、線量評価等で使⽤されている。

・ 線源強度、スペクトル・ 線源、遮へい体の構成材料データ
モンテカルロ輸送計算法の数値解
ガンマ線及び中性⼦束の出⼒

ﾗｲﾌﾞﾗﾘ・
断⾯積
ﾃﾞｰﾀ

終了

MCNP コードの解析フロー図
5. 検証
汎⽤コードの導⼊評価2)が実施されていることを確認。
⼤型実験／ベンチマーク試験による検証3) 4）が実施されていることを確認。実機においても検証例5）6)が報告されている。
1) ⼀般社団法⼈ ⽇本電気協会 原⼦⼒規格委員会、「原⼦⼒発電所放射線遮蔽設計規程」、JEAC 4615-2020、 (2020).
2)
3)
4)
5)
6)

J.F. Briesmeister(Ed.)、 ”MCNP - a general Monte Carlo n-particle transport code、 version 4A” 、Los Alamos National Laboratory Reort、LA12625-M、1993.
平沼巨樹ほか、”MCNP-ラインビームレスポンス接続によるBWRタービンスカイシャイン線量評価⼿法の適⽤”、⽇本原⼦⼒学会誌和⽂論⽂誌、Vol.4、No.2(2005)
⼩佐古敏荘ほか、”MCNPコードの⾦属キャスク貯蔵⽅式中間貯蔵施設線量評価への適⽤”、⽇本原⼦⼒学会和⽂論⽂誌、Vol.6、No.3 (2007)
⽯川真澄ほか、”余裕深度処分対象低レベル放射性廃棄物であるチャンネルボックス⽚の放射能濃度測定値と解析値との⽐較”、平成21年度⽇本原⼦⼒学会 2009年秋の⼤会、2009年9⽉
T.Waki、 et al.、 ”Study on the improved evaluation of radioactivity of activated control rods in PWR”、 International congress on advances in31
nuclear power plants 2009 (ICAPP 2009)、 Vol.3、 (2009)

⼿順２ 放射化計算の⼊⼒データの設定⽅法及び放射化計算の実施
本標準に⽰している中深度処分対象の放射化⾦属等の放射能濃度を対象範囲を網羅した放射化計算によって評価するための「理論的⽅法」に適⽤する⼿順1で設定した「⼊⼒⽤基礎データベース」からの放射化計算の⼊⼒
データの設定⼿順及び放射化計算の⽅法を、次のようなステップで⾏うように標準化している。

⼊⼒⽤基礎データベースからの放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⽅法
ステップ１

放射化計算の⼊⼒データとする元素成分、中性⼦条件及び照射条件を⼿順1で設定した「⼊⼒⽤基礎データベース」からの選定⽅法を⽰す。
(本⽂6.1.3.2、附属書D.2)
点推定法︓
⼊⼒⽤基礎データベースから代表ポイントを選定する。
区間推定法︓ ⼊⼒⽤基礎データベースからのランダムサンプリングにより選定する。

放射化計算⽤の⼊⼒データのランダムサンプリングによる設定⽅法
ステップ2

 放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⼿順の基本フロー（附属書C及びD)
 ⼊⼒⽤基礎データベースの分布に応じたランダムサンプリング⽤の乱数の設定⽅法(解説6.2.3)

ステップ3設定した⼊⼒データによる放射化計算
放射化計算コード（ORIGENなど）(本⽂6.1.3.1、附属書A.3)

放射化計算
計算結果を使⽤した放射能濃度、係数の評価結果
結果
32

⼿順２-ステップ１の「⼊⼒⽤基礎データベース」からの放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⼿順
本標準では、⼿順1に⽰した⼊⼒⽤基礎データの収集結果（⼊⼒⽤基礎データベース）を踏まえて、適⽤する理論的⽅法の種類に応じて、基礎データベースから、下表に⽰す3つの放射化計算⽤の⼊⼒データを⼿順（次⾴にフロー図を⽰す）に従って決定する。

理論的⽅法

元素成分度条件

中性⼦条件

照射条件

(本⽂6.1.2.3)(本⽂6.1.2.4)
点推定法 ⼊⼒⽤基礎データベースの起 ⼊⼒⽤基礎データベースの中性 ⼊⼒⽤基礎データベースの照（特定放射化物 源元素濃度分布を踏まえ、保 ⼦フルエンス率分布を踏まえ、 射時間分布を踏まえ、保守性
守性（信頼上限値の適⽤な 保守性（最⼤条件の適⽤な （最⼤時間の適⽤など）をの代表データど）を勘案して設定する。
ど）勘案して設定する。
勘案して設定する。
による設定）(本⽂6.1.2.2)

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

⼊⼒⽤基礎データベースの分 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 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 ・ 評価対象廃棄物の「評価位置 ・ 収 集 さ れ た 運 転 管 理 デ ー タ

元素の⼊⼒⽤基礎データベース（部位）」をランダム抽出によって（運転サイクル、照射時間）にの分布（保守性考慮した分布設定する。
よる⼊⼒⽤基礎データベースの区間推定法 （28⾴に⽰した内容））からの ・ ローテーションのある場合、運転サ 分布からのランダム抽出によってランダム抽出によって設定する。
照射時間を設定する。
イクルごとの炉内挿⼊位置の実績（放射化物の ・ 必要な放射化計算⽤の数を満（例 炉内の中央部→中央部 ・ ローテーションのある場合、評価範囲を網羅する
たすまで繰り返して設定する。
→最外周部などといった挿⼊パ
対象廃棄物の運転サイクルごと複数の⼊⼒データ（次⾴参照）
ターン）からランダムに「炉内挿⼊の「炉内挿⼊位置」のパターンをの設定）
位置」を設定する。
ランダムに設定する。
・ ランダム抽出⽅法は、JISに⽰される⽅法。（右記にも適⽤）・ 輸送計算による分布から、選定し（繰り返して設定︓
た対象廃棄物の「評価位置」及
次⾴参照）
び「炉内挿⼊位置」における中性
このサイクルごとの炉内挿⼊位置の⼦フルエンス率を設定する。
（ 以 上 を 、 繰 り 返 し て 設 定 ︓ パターンは、中性⼦条件の設定と同じ
次⾴参照）
注記 ⼊⼒データの設定⽅法の詳細は、点推定法は附属書C、区間推定法は附属書Dに⽰している。
また、附属書I〜Kに理論計算の⼊⼒データの設定の適⽤例の詳細を⽰している。

33

⼿順２-ステップ１の放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⼿順の基本フロー

本標準では、区間推定法による放射化計算が恣意的な条件で⾏わないように、「⼊⼒⽤基礎データベース」からの⼊⼒データの設定⼿順を次のフローで規定している。

a) 放射化⾦属等の選択及び特性調査 評価対象とする放射化⾦属等の特性の把握、中性⼦照射履歴、元素分析データなどの⼊⼒条件となる基礎データの収集を⾏う。

b) 評価位置の選択 放射化⾦属等の形状及び炉内での設置⽅向を踏まえ、放射化⾦属等の評価対象位置に関する確率分布を設定し、評価位置はこの確率分布からランダムサンプリング。

c) 元素成分の濃度の設定 放射化⾦属等の化学分析データ（元素成分）を準備し、これを⽤いて元素成分濃度分布を設定し、⼊⼒条件は分布からランダムサンプリング。

d) 原⼦炉運転サイクル中での設置位置の選択 炉内で移動がある場合、代表的なローテーションパターンを評価設定する。設定した代表的なローテーションの割合を踏まえて、ローテーション位置をランダムサ
ンプリング。
e) 中性⼦照射時間の選択 炉内照射時間は、実際の原⼦炉の運転実績データを踏まえて、照射時間の分布を評価、設定した分布からランダ
ムサンプリング。

f) 中性⼦フルエンス率の設定 炉内の中性⼦フルエンス率分布を輸送計算コードを使⽤して評価する。b) 及びd) の評価位置を踏まえ、照射期間中の分布から⼊⼒条件を選択。

g) 放射化断⾯積の設定 元素の放射化断⾯積を、f) を踏まえて、
注記 附属書Dに⽰している内容(図D.1)

ランダムサンプリングの乱数発⽣⽅法は解説6.2.3に例⽰した
JISに定められる⽅法（次⾴参照）

⼊⼒条件として選択する。

h) 計算⽤⼊⼒データの設定 b) 〜g) で選択し、⼊⼒条件とする。⼊⼒データ数が不⾜の場合、b) に戻り、放射化計算の⼊⼒条件の評価、選択を繰り返し継続。
34
注 ランダムサンプリングは、区間推定法の場合に適⽤する。

⼿順２-ステップ２の放射化計算⽤の⼊⼒データのランダムサンプリングによる設定⽅法－⼊⼒⽤基礎データベースの分布に応じたランダムサンプリング⽤の乱数の設定⽅法－
本標準では、収集した「⼊⼒⽤基礎データベース」によって設定する分布から、擬似乱数を使⽤した放射化計算⽤の⼊⼒データをランダムに作成する⽅法として、「⼊⼒⽤基礎データベース」が⽰す分布形（正規分布など）に応じて、下表のランダムサンプリングの乱数作成⽅法を⽰している。
分布形

正規分布の場合

対数正規分布の場合

⼀様分布の場合a) メルセンヌツイスター法1) a) JIS Z 9031に⽰されて a) メルセンヌツイスター法で擬似乱数（範囲0〜1のいる対数正規分布に使で擬似乱数（範囲0〜
擬似⼀様乱数）を必要⽤できる擬似乱数を必1の擬似⼀様乱数）を
数⽣成。
要数⽣成。
必要数⽣成。

放射化
計算⽤
2)
データの b) JIS Z 9031 の標準 b) 対数上において、a) の⽅ b) 擬似⼀様乱数を、放射化計算の条件として設定
法で標準正規乱数Zを正規分布に使⽤できる作成⽅法
した最⼩値から最⼤値の算定し、これを対数値
逆関数法 3) を適⽤し、の例範囲に変換。
（ log Y ） か ら 実 数 値
擬似⼀様乱数を正規分布の擬似乱数に変換。

備考（Y）に変換。

1) 擬似乱数列⽣成器 (PRNG) の1つであり、松本眞と⻄村拓⼠によって1996年に国際会議で発表されたもの（1998年1⽉に論⽂掲載）である。利点は、⻑周期性と均等性、及び既に広範に使われテストされていることである。
2) JIS Z 9031︓2012 乱数⽣成及びランダム化の⼿順
3) 累積分布関数の逆関数を⽤いて、標準⼀様分布に従う確率変数から、所望の分布に従う確率変数を⽣成させる⽅法

注記 本⽂6.1.3.2及び解説6.2.3.2⽰している内容。

35

⼿順２-ステップ3の設定した⼊⼒データによる放射化計算－放射化計算コード（例 ORIGEN2）－

本標準では、適切な放射化計算コードを適⽤することを求め、その例として、ORIGENなどの計算コードなどを⽰している。(本⽂6.1.3.1、附属書A.3)

１．概要
ORIGEN2 コードとは、⽶国オークリッジ国⽴研究所にて開発されたもので、数百種を超える核種に対する核反応による⽣成核種を評価できる。
ORIGEN2 コードを使⽤して計算できる内容は、次のとおりである。
1) 燃焼計算 核分裂物質の量、⽐出⼒及び燃焼時間を⼊⼒することによって、燃料の燃焼に伴う核分裂⽣
成物、放射化⽣成物の⽣成量、放射能及び発熱量の計算を⾏う。
2) 放射化計算 評価対象とする放射化⾦属等の元素成分条件、中性⼦条件及び照射時間を⼊⼒することによって、評価対象とする放射化⾦属等内の放射化⽣成物、Uなどの核分裂性物質が含まれる場合は、核分裂⽣成物の⽣成量、放射能及び発熱量の計算を⾏う。
3) 崩壊計算 対象とする放射性物質の量及び減衰時間を⼊⼒することによって、放射性物質の放射性崩壊
及び放射性崩壊の連鎖を考慮した放射性物質量、放射能及び発熱量の計算を⾏う。

２．使⽤実績
ORIGEN2コードは、使⽤済燃料、再処理⼯程の線源強度評価、放射性廃棄物の放射能評価、
輸送キャスク、核燃料施設の崩壊熱計算に広く使⽤されている。
３．検証⽅法
汎⽤コードの導⼊評価1)が実施されていることが確認されている。
⼤型実験／ベンチマーク試験による検証2) 3) が実施されていることが確認されている。
1)
2)
3)

A.G. Croff、 “ORIGEN2 Isotope Generation and Depletion Code MATRIX EXPONENTIAL METHOD”、 CCC-371、(1987)(社)⽇本原⼦⼒学会 “原⼦炉崩壊熱とその推奨値”、1989年8⽉
A. G. Croff、 “ORIGEN2︓A Versatile Computer Code for Calculating the Nuclide Compositions and Characteristics
of Nuclear Materials”、 Nuclear Technology、 Vol.62、 (1983)36

⼿順３ 放射化計算数の充⾜度の評価
本標準で⽰す「区間推定法」の場合、対象とする廃棄物グループなどの全体の条件範囲を網羅する⼊⼒条件をランダムに設定して、放射化計算を実施する。 このため、⼿順２で実施した放射化計算の結果として、廃棄物グ
ループを代表できる放射能濃度⼜は評価係数と判断できる数量で決定することが重要となる。
⼊⼒⽤基礎データベース

区間推定法︓濃度⽐法の例（⼿順1で作成）

⼊⼒条件設定（データベースから保守的なデータ
⼜はランダムサンプリングして設定）

放射化計算
放射能濃度
No

計算数の充⾜Yes

放射能濃度⼜は放射能評価⽤の換算係数などの決定

⼿
順
２
で
実
施

本標準では、実施した放射化計算の数が「放射能濃度」⼜は「評価係数」を決定する上で充⾜しているかに関して、計算結果が⽰す「統計値」の安定性の推移で評価することとした。

注記 本⽂6.1.3.3に規定し、附属書A4.3、附属書Iに評価例を⽰している。

計算結果の散布図 (Ni-63／Co-60)

計算数が⼗分かの判断37

⼿順３の放射化計算数の充⾜度の評価⽅法（区間推定法）
放射化計算結果（計算数）が充⾜しているかの判断は、計算結果の蓄積によって得られる評価値（濃度⽐など）の統計値（例えば相関係数）の信頼性の向上が⼩さくなる計算数まで実施すれば良いとする考え⽅（ISO21238-2007及びIAEA
Nuclear Energy Series NW-T-1.18）を踏まえ、下記の判断⼿法で、放射化計算数の充⾜度を評価し、判断する。
放射化計算数の増加の推移に伴う相関係数の統計的信頼性を評価

区間推定法︓濃度⽐法の例

計算結果の散布図 (Ni-63／Co-60)

相関係数

Ni-63/Co-60

相関係数
0.89

40点の計算結果○︓相関係数の平均値△︓相関係数の95%信頼下限値の平均値
注 各抽出データ数ごとに40回繰り返し計算を⾏った結果

データ数

相関係数の信頼下限値が安定した計算数で判断

放射化計算数の判断⽅法（6.1.3.3.2 区間推定法）

実施した放射化計算結果の数が、放射能濃度決定のための評価デー
タとして⼗分かについては、放射化計算を⾏った数とその放射化計算結果とが⽰す統計値の安定性の推移を踏まえて判断する。

判断基準として参照したISO＆IAEA図書︓

⼊⼒⽤基礎データベースを踏まえ、ランダムサンプリングによって設定した⼊⼒データを使⽤し、放射化計算を実施した結果（難測定核種及びKey核種の放射能濃度）の散布図にプロット及び算出した濃度⽐“The number of data points is sufficient when investment inadditional sampling and measurement produces noappreciable improvement in the statistical uncertainty”（sampling and measurementを計算と読み替える）
注記 本⽂6.1.3.3に規定し、附属書A4.3、附属書Iに評価例を⽰している。

38

検証 放射化計算結果の検証－本標準における放射化計算結果と分析結果との⽐較－
本標準では、分析試料を採取した部位の放射能濃度に関する点推定法（区間推定法の個々の計算は点推定法と同じである）による計算結果と分析結果との⽐較によって、計算⽅法の妥当性を評価している。

放射化物

BWR チャンネルボックス

PWR 制御棒分析結果

Co-60︓3.3×1012Bq/t

Ag-108m︓2.5×1014Bq/t

計算結果

Co-60︓3.4×1012Bq/t
元素成分︓同⼀ロットの未照射試料の元素分析結果

Ag-108m︓2.6×1014Bq/t
元素成分︓
Ag-In-Cd合⾦のミルシートの平均値

中性⼦条件︓
CB中央部の中性⼦フルエンス率、中性⼦条件︓
制御棒先端の中性⼦フルエンス率、照射条件(中性⼦照射及び照射停⽌⽇数):
サイクルごとに与える。

照射条件(中性⼦照射及び照射停⽌⽇数):
サイクルごとに与える。

試料採取部位（評価部位）

⼊⼒条件

注記

理論的⽅法の検証は、附属書Fに詳細を⽰す。

39

L1放射能評価標準に⽰される
妥当性確認、記録及びQMS

40

妥当性確認、記録及び品質マネジメントシステム
2019年版では、放射能濃度の評価⽅法に関する内容の他、下記に⽰す「妥当性確認」、「記録」及び「品質マネジメントシステム」に関する規定も⽰している。

項⽬

標準の記載内容

妥当性確認

6.3.1 理論的⽅法の妥当性確認
6.3.1.1 妥当性確認の⽅法
妥当性確認は、理論計算法の放射化計算⽅法及び計算⼿順が期待される結果を与えることを（客観的、⽂書化された証拠によって）明⽰し、計算が恒常的に、正確に実施できることを確認する。
妥当性確認は、適⽤する計算⽅法の結果に関する正確さ及び適⽤性を確認することであり、近似性の正確さ及び適正さ、相関性の適⽤性などで評価できる。

記録

7 記録
7.1 理論的⽅法の記録
記録は、評価対象とした放射化⾦属等、計算に使⽤した放射化計算⽅法、トレース可能
な計算⽤⼊⼒条件及び計算の設定条件が明確にされた計算書が⽰されなければならない。
また、確認のために、第三者が容易に把握できるようにする。
記録は、簡単で、容易に把握でき、追加操作を⾏わずに理解できるようにする。報告の単位
は、記録中に明⽰し、かつ、特段の指⽰がなければ、国際単位系で記録する。
8 品質マネジメントシステム

品質マネジメ
この標準に規定する放射能濃度決定⼿順を適⽤するに当たって、利⽤者がこの標準を引⽤
ントシステム する要領などにおいて、利⽤者が規定している“品質マネジメントシステム”の適⽤を明確にする。
41

参考
ISO標準の各国の国家規格への取り込み状況42参考 ISO16966:2013の各国の国家規格への取り込み状況
国際標準であるISO16966:2013 “Theoretical activation calculation method to evaluate theradioactivity of activated waste generated at nuclear reactorsは、下表の国で、国家規格注として、採⽤されている。

対象

ISOの調査に対して国家規格に、そのまま取り込んだと回答した国
英国︓

採⽤国

BS ISO 16966:2013

フランス︓ NF ISO
2014

16966

調査で該当する規格が存在した国
ロシア︓ St ISO 16966:2013

Février

ｽｳｪｰﾃﾞﾝ︓ SS ISO 16966:2014
中国︓ 国际标准化组织、关于放射性废
物的标准（国際標準︓放射性廃国際規格を棄物に関する）
ISO番号でISO 16966-2013 核能.核燃料
採⽤技术.评估核反应堆产⽣的活性废
物放射性的理论激活计算⽅法--

⽇本では、このISO標準の利⽤の分野が、原⼦⼒の廃棄物分野に限定されることから、⽇本原⼦⼒学会標準（AESJ-SC-F015:2010）をベースに標準化された国際標準であるISO16966:2013 との整合性を図るために、
学会標準AESJ-SC-F015を改定し、2019年版として発⾏した。
注 国際規格のJIS化︓1995年に発⾜したWTO（世界貿易機関）のTBT協定（貿易の技術的障害に関する協定）により、加盟国はその国の国家規格の類似する箇所について、ISOやIECなどの 国際規格に合わせていくことが義務づけられた。

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