「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」の技術評価希望に係る追加説明について
2021年2月18日
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本日のご説明内容

1

「第１５回 新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合」（2021年1月22日）において、「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」の技術評価を希望することを説明させて頂いたが、以下の事項について十分な説明ができなかったため、あらためてご説明させて頂きたい。
 技術評価をして頂くことが必要と考えている点（論点） 早期の技術評価が必要と考えている理由

 その他、現行L2処分施設の放射能評価⽅法の適用経緯や、諸外国における放射能濃度評価⽅法の理論的⽅法の適用事例
また、会合において“技術基準”が定まっていないために技術評価できないとコメントを頂いたことについて、この“技術基準”が昨年11月の規制委員会において本年4月頃に示されるとされていた第二種廃棄物埋設に係る規制等の改正案及び審査ガイド案に含まれているのかについて確認させて頂きたい。

「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」の主要論点について

2

中深度処分対象物は、高線量であり作業者の被ばく低減等のため、その特性（材質や照射履歴等が明確であること）を活かして「放射化計算」による放射能濃度評価としたいと考えている。
このため、技術評価をして頂きたい事項（主要論点）は、以下に整理したとおり、一般的な放射化評価⽅法（「点推定法」）ではなく、ISOにも取り込まれた「区間推定法」、及びその⽅法を採用する際に評価上ポイントとなるもの（評価に当たってその妥当性確認が必要なもの）である。
 学会標準で定めているのは、２種類の放射化計算法（「点推定法」、「区間推定法」）。
このうち、「点推定法」は、特定のパラメータを用いて行う放射化計算法で、既存の計算⼿法である。
 これに対して、今回、技術評価をして頂きたい「区間推定法」は、「点推定法」を発展させたものであり、同様の廃棄物特性（材質等）、照射状態にあった放射化金属の代表的な放射能濃度や濃度比を算出することを目的とした⼿法で、中深度処分対象物の放射能評価にて主に使用する⽅法である。
「区間推定法」では、放射化計算に用いる入力データ（元素条件（分析など）、中性子条件（計算）、照射条件（運転データ））をあらかじめ収集しデータベース化したうえで、評価対象廃棄物の条件範囲を網羅するために、データベースからランダムサンプリングした入力データを用いて放射化計算を複数回行い、計算結果の妥当性確認（計算数と計算結果の相関が安定したことを確認）を行う。
 技術評価においては、上記「区間推定法」以外に、技術的な妥当性の評価ポイントと考える以下の点を主に議論いただきたい。
（１）放射化計算に必要な入力データベースの作成⽅法（材料の元素濃度分布設定⽅法等）（２）放射化計算の入力データベースからの選択⽅法、計算数の充足性の確認⽅法、理論計算法の種類の選択⽅法

（参考）「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」に規定されている理論的⽅法の概要

適用が想定される例

・代表点で評価しても良いと考 ・材料、中性子条件、照射えられる比較的小寸の廃棄物
時間に特定できる範囲が・ジェットポンプなどの小構造物、 想定される廃棄物
制御棒リミッタ部
・ﾁｬﾝﾈﾙﾎﾞｯｸｽ、制御棒、支持管など

・燃料（燃焼度管理）との関係性が強い廃棄物
・ﾁｬﾝﾈﾙﾎﾞｯｸｽ、制御棒、ﾊﾞｰﾅﾌﾞﾙﾎﾟｲｽﾞﾝなど

・放射能濃度範囲が狭く、原子炉軸⽅向、又は径⽅向の中性子束分布のみが異なる
円筒状、円盤状廃棄物
・シュラウド、圧力容器、支持4板など

3

早期の技術評価を希望している理由

4

事業者としては、以下の規制基準等のご検討状況、及び安全研究として事業許可申請やWACにおいて活用されることを念頭にされご検討されている状況を踏まえて、今回、円滑な廃止措置の実施を目指し、本標準の早期の技術評価を要望したものである。
〇規制基準の整備状況
 第64回原子力規制委員会(2020年２月１９日)において、事業者より『一部の発電所における廃止措置は2030年代に完了することを目指しており、廃止措置を計画的に進めるためにも、廃止措置段階において、あらかじめ埋設の基準に適合する廃棄体化の検討を進められるよう規則を整備していただき、廃棄物確認⽅法についても議論させていただければ』と要望。
 同規制委員会資料の中で、「事業者等による早期のWAC の検討を促すとともに、廃止措置段階においてあらかじめ埋設の基準に適合する廃棄体化の検討が可能となるよう廃棄体の技術基準等を策定」として、第２種埋設事業規則について現時点での改定が合理的と判断いただき整備を進めていただいていると認識。
 なお、第４０回原子力規制委員会（2020年１１月２５日）において「第二種廃棄物埋設に係る規制等の改正案及び審査ガイド案を作成し、原子力規制委員会に諮る。：2021年４月頃」と示されており、技術基準案は近いうちに示されるものと認識している。

〇安全研究のご検討状況
 「「今後推進すべき安全研究の分野及びその実施⽅針」について(2020年６月２４日原子力規制委員会)」では、放射性廃棄物埋設施設については「今後、整備された規制基準等に基づく審査で必要となる科学的・技術的知見を取得する研究が重要である」ことや、廃止措置・クリアランスについては、「事業許可申請及び後続規制における廃棄体等の安全性の確認、・・・を適切に行う上で、必要となる科学的・技術的知見を取得し、蓄積する必要がある。また、上記に共通する基盤技術として、最新の放射能濃度の測定技術について広く情報集め、測定における不確かさ等について知見を蓄積する必要がある。」旨示されており、安全研究プロジェクトが策定されている。
 また、その際に示された研究計画（案）の中で、より具体的に「事業（変更）許可申請の審査及びWAC に係る保安規定（変更）認可申請の審査に関する技術基盤並びに原子力規制検査のうち廃棄物確認に関する技術基盤に活用」、「中深度処分対象廃棄体に含まれる放射化核種について、放射化学分析及び放射化計算により放射能量を評価する場合の留意点の抽出のための調査を行う。」とされており、本標準は、中深度処分対象廃棄物の放射能濃度評価⼿順を産学の専⾨家によって公平、公正な公開審議を経て制改定したものであり、技術評価いただくことで上記安全研究にも資することができると考えられる。

現行L2処分施設の放射能評価⽅法の適用について

5

現在、埋設を実施している日本原燃㈱低レベル放射性廃棄物埋設センターの先例は以下のとおり。

 1号廃棄体関係（均質・均一固化体）

科学技術庁より核燃料安全審査会に対して調査審議依頼を行い、原子力安全委員会により「日本原燃産業㈱六ケ所事業所における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）」（1992年4月2日）として最終的に了承されている。
この文書中には、評価で適用されている、“非破壊外部測定法”、“理論計算法”、“スケーリングファクタ法”、“平均放射能濃度法”など⽅法とともに適用できる核種が示されてている。

 2号廃棄体関係（充填固化体）（財）原子力安全技術センター（当時の指定廃棄確認機関）において、科学技術庁の委託を受け、有識者による廃棄確認技術委員会が設置され、雑固体廃棄物の実態調査、測定⽅法、及び技術基準等の検討が1993年度より開始されている（結果については、年度ごとに報告書としてとりまとめられている）。また、日本原燃㈱の2号埋設施設に係る「事業変更許可申請書」においても、放射線測定装置の測定性能などが審議されており、その成果は活用されているものと考える。
上記を踏まえ、科学技術庁より（財）原子力安全技術センターへ「充填固化体の廃棄確認の実施について(通知)」（1999年9月27日）が通知されている。
また、2003年10月のJNES設立に伴い、JNES が指定廃棄確認機関となったことから、それ以降、放射能測定など技術的な検討が必要な場合は、JNES が検討を行いその妥当性について確認を行っている。具体的には、事業者からの検討依頼等を受け、有識者による「廃棄確認技術検討会」の助言を受けて、最終的にはJNES-SS レポートとして公表されている。

● 1号廃棄体の放射能濃度評価⽅法については、事業許可の付帯条件として許可後に行政庁が確認すべき重要事項として、調査審議を行うことが求められ、核燃料安全専⾨審査会にて審議の上、原子力安全委員会に報告されている。
● 2号廃棄体については、今回、技術評価を希望しているＬ１対象廃棄物と同様に事業許可は申請されていなかったが、前述の報告書では、“今後、埋設処分が予定される雑固体廃棄物の場合も、（中略）確認⽅法を確立することは、雑固体廃棄物処分に不可欠である”とされ、埋設事業許可以前より検討が開始されていた。事業者も、この間に、これと呼応する形で雑固体廃棄物処理設備の設置に必要な⼿続きを進めていた。また、検討にあたっては有識者の委員会を設置、また、廃棄確認が開始されてからも新たな知見
6に対して有識者による検討会等により対応して頂いていた。

諸外国における放射能濃度評価⽅法の理論的⽅法の適用事例について

6

現在、余裕深度処分対象の廃棄物処分を検討している国において、１.に示すとおり、本標準の国内規格への取込がされている事例がある。また、取込はされていないが廃止措置が進んでいる米国においては、必要なNUREG等が整備されている。
１．ISO16966:2013の各国の国家規格への取り込み状況
本標準（AESJ-SC-F015:2010）をベースに標準化された国際標準であるISO16966:2013 “Theoretical activation calculation method to evaluate theradioactivity of activated waste generated at nuclear reactorsは、下表の国で、国家規格として、採用されている。
英国：
フランス：
ｽｳｪｰﾃﾞﾝ：

採用国
国際規格をISO番号で採用(独自附番無し)

中国：

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調査で該当する規格が存在した国

BS ISO 16966:2013
NF ISO 16966 Février 2014
SS ISO 16966:2014

ロシア：St ISO 16966:2013

国际标准化组织，关于放射性废物的标准（国際標準：放射性廃棄物に関する）
ISO 16966-2013 核能.核燃料技术.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。

２．米国事例
海外で、比較的濃度の高い放射化金属等（クラスC）の埋設処分を実際に実施しているのは米国だけと考えられる。米国は、今回、ISOを採用していないが、以下のとおりのNUREG等が整備されており、処分が実施され廃止措置が進んでいる。

NRC(Nuclear Regulatory Commission)

国立研究所（ORNLなど）

10 CFR part 61.55 waste classification： 放射化計算コードなどの提供
クラスC（現段階での最大濃度の廃棄物区分）とし 放射化物の放射能濃度の計算に必要となる計算コーて埋設できる最大放射能濃度（C-14、Nb-94な ドの開発、提供を行っている。
ど）を規定している。
・ SCALE コード（ORIGENのVersion up版）
・ ISOSCALE（炉内遮蔽計算などに適用）
Technical Position Paper:
類似材質タイプの放射化計算による放射能濃度の ・ MCNP（中性子輸送計算に適用）

事業者
処分対象廃棄物の放射能の評価
廃棄物発生者として、NRCの規制、指針などを踏まえ、ORNLなどの国立研究所から提供を受けた計算コードを使用して、対象とする原子炉の運転管理データなどを踏まえて、埋設対象廃棄物の放射能濃度の計算を実施し、放射能濃度を申請している。

評価をNRCが認めている。

理論計算法の妥当性評価
NUREG/CR-3474,
放射化計算の評価も行い、計算の妥当性などを評価
NUREG/CR-6390などの評価事例:している。（例）
放射化金属の放射化計算と放射化学分析結果の・ INEL-95/0419
比較を踏まえた適用性を評価している。
・ PNL-6906/10103
Technical Position Paper：Commission Licensees, FINAL WASTE CLASSIFICATION AND WASTE FORM TECHNICAL POSITION PAPERS (May 11 1983)
NUREG/CR-3474：Long-Lived Activation Products in Reactor Materials (AUG 1984)
NUREG/CR-6390: Radiological Characterization of Spent Control Rod Assemblies, Pacific Northwest Laboratory (NOV 1995)
INEL-95/0419: Use of MCNP for Characterization of Reactor Vessel lnternals Waste from Decommissioned Nuclear Reactors, Idaho National Engineering laboratory (SEP 1995)
PNL-6906 : Spent Fuel Assembly hardware: Characterization and 10CFR61 Classification for Waste Disposal., Volume 1: Activation Measurements and comparison With Calculations for Spent Fuel Assembly Hardware, (JUN 1989)
PNL-10103: Non-Fuel Assembly Components- 10 CFR 61.55 Classification for Waste Disposal, Pacific Northwest Laboratory, (SEP 1994)

まとめ7

中深度処分対象物は、高線量であり作業者の被ばく低減等のため、その特性を活かして「放射化計算」による放射能濃度評価としたいと考えており、今回ご説明した内容は以下のとおり。
 技術評価をして頂きたい事項は、既存の放射化評価⽅法ではなく、ISOにも取り込まれた新たな評価⽅法、及びその⽅法の採用にあたり妥当性の確認が必要と考えられるもの。
 事業者としては、規制基準等のご検討状況、及び安全研究として事業許可申請やWACにおいて活用されることを念頭にご検討されている状況を踏まえて、円滑な廃止措置の実施を目指し、本標準の早期の技術評価を要望したもの。
 国内の先行事例においても、事業許可申請前より、国大において評価⽅法の検討が実施され、安全審査や事業者の処理設備設置に活用されていた事例があること。
また、海外においても、処分場が確定していなくても評価⽅法が国内規格として取り入れられた事例があること。
上記、及び、ご検討中の規則等が本年4月頃に示される予定であることを踏まえて、2021年度の技術評価をお願いしたい。
また、仮に、今回提示して頂く規則等に技術基準が含まれていない場合であっても、将来的にも放射能濃度評価が必要となることは明らかであり、また、国内外の事例を踏まえても、先行して技術評価を行って頂くことは可能と考えられることから、円滑な廃止措置に資するために、議論できる場を設けて頂きたい。

参考資料

理論的⽅法による放射能濃度の評価の流れ（ＢＷＲ解体廃棄物のシュラウドの例）（1/2） 8（１）放射化計算に必要な入力データベースの作成⽅法
技術評価では、放射化計算に必要な入力データのデータベース作成の⼿順が技術的に妥当であることなどについて評
価いただきたい。
中性子条件

照射条件
炉内軸⽅向の中性子分布
1.0E+151015
最外周
炉心中央部平均1413101.0E+131012
1.0E+120510152025

軸方向位置

炉内構造

材料，位置ﾃﾞｰﾀ

・炉内設置位置の情報により設 ・原子炉の運転開始から停止までの照射時間で設定
定（固定条件）101.0E+14
熱中性子フルエンス率(n/cm2/s)

・炉内構造データ、運転データを用いた中性子輸送計算により、炉内中性子束分布を設定

材料元素濃度データ

運転管理

照射ﾃﾞｰﾀ等

炉内でのシュラウドの設置位置

照射時間

円筒形状で、原子炉内の軸⽅向に挿入設置されている。
中性子照射条件としては、軸⽅向の分布の影響が主体的である

炉内構造物のため、運転開始から停止までの照射期間（固定の照射時間と照射停止時間）

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）
原子炉

ミルシート
元素ﾃﾞｰﾀ

解体記録
作業記録

分別/収納
作業記録

分別情報（種類、部位等）
収納情報（種類、重量等）

シュラウド
切断

切断線

安全貯蔵
後

入力データベース

解体物の情報（種類、材質、部位など）

構内搬送

・ミルシート・元素分析データ
・鉱物岩石データ（データ取得不可の場合）
・データが少ない元素は分析数に応じ、統計的な元素濃度分布を設定する
一例 平均、偏差に保守性を加えた設定
データが比較的少ない場合
一例 最大値から保守性を加えた設定
データが非常に少ない

一例 検出下限から保守性を加えた設定

検出下限しか得られない

容器に封入

運転終了まで解体工事段階

廃棄体製作段階

廃棄体検査段階

廃棄体とのトレースができるデータ（中性子照射）（切断・搬送）（分別・収納）（放射能評価）・ 機器の解体記録
・ 分別/収納記録

放射化計算へ理論的⽅法による放射能濃度の評価の流れ（ＢＷＲシュラウドの例：濃度分布評価法の場合）（２/2） 9（２）放射化計算の入力データベースからの選択⽅法、計算数の充足性の確認⽅法、理論計算法の種類の選択⽅法
入力データ
設定のステップ

BWRシュラウドの区間推定法の濃度分布評価法の例Ⓐ 評価位置の選択① 評価位置の選択

シュラウドの軸⽅向の分割（Ⓐ設定分割の一様分布）からRS※による選択（軸⽅向の評価位置の決定）② 元素濃度の選択

ﾃﾞｰﾀ数に応じて設定した元素濃度分布 Ⓑ（元素に応じ、正規分布、対数正規分布）からRSによる選択（元素濃度の決定）

適切な分割③ 中性子照射時間の選択

運転管理データから設定した照射時間 Ⓒ（固定の照射／停止時間）で設定（照射時間の決定）④ 機器設置位置（固定設置）の選択

シュラウドは円筒形で、Ⓓに示すように固定位置での中性子照射を受けるため、Ⓐで選択したした位置選択（軸⽅向の評価位置の決定)⑤ 中性子条件の選択

炉内中性子分布Ⓔに基づき、①で選択した評価位置 Ⓐ（軸⽅向位置）での中性子条件を選択（中性子フルエンス率の決定）

技術評価では、放射化計算の入力データベースからのデータの選択、計算数の充足度判定、放射能濃度評価に係る一連の⼿順が技術的に妥当であることなどについて評価いただきたい。

対象物に応じた評価位置を設定Ⓑ 元素濃度分析データ数に応じて、設定した元素濃度分布からの選択データが比較的少ない場合(例) 平均、偏差に保守性を加えた設定Ⓒ 照射時間分布データが非常に少ない

検出下限しか得られない(例) 最大値から保守性を加えた設定(例) 検出下限から保守性を加えた設定Ⓓ 機器設置位置

固定条件Ⓔ 炉内軸⽅向の中性子分布
円筒形状のため、周⽅向の差異は小さい。

固定条件

1.0E+151015
最外周⑦充足度の確認No⑧充足度の判断
Yes⑨放射能濃度等の確定、廃棄体の放射能評価の評価(Bq/t)①~⑤で選択した入力条件で、検証されたコードによって放射化計算を行い、放射能濃度を算出
・核種ごとの放射能濃度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を確認 Ⓕ【判断基準】
・統計値が安定したことをもって判断。
・安定しない場合、①～⑦を繰返す。
①～⑧により得た放射化計算により求めた評価対象核種の濃度 Ⓖ 及び廃棄体製作時の収納物重量(t)を掛け合わせ、廃棄体中の核種毎の放射能量を算出。

炉心中央部平均運転開始から、解体撤去までの間は、原子炉内の特定位置で固定された状態で設置されている。

Ⓕ 計算数による統計値の安定性の評価

1410
1.0E+14
熱中性子フルエンス率(n/cm2/s)⑥ 放射化計算（既往計算コード）

運転開始から、解体撤去までの照射時間、照射停止時間（交換した場合は、運転開始から交換段階までと、交換後から解体撤去まで）（原子炉運転管理データに基づく）

対象物は固定された状態

1310
1.0E+131012
1.0E+12051015
軸方向位置Ⓖ 放射能濃度分布の決定
BWRシュラウド
評価対象廃棄物グループ
放射化計算結果

平均値

統計値が安定したことを確認し、放射化計算を終了。

評価対象核種濃度(Bq/t)※RS：ランダムサンプリング。分布に応じてJISに規定される乱数によるサンプリングを行う

対象物の評価位置に応じて設定
2025本標準での評価対象核種の扱いについて10 評価対象核種は、埋設事業許可申請において埋設処分施設の安全評価などを踏まえ決定される放射性核種であり、現状、特定できるものではない。このため、本標準では、特定の評価対象核種を想定した扱いとしているのではなく、将来、どのような核種が評価対象核種となっても対応できるように、その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を示している。
 具体的には、 “政令記載核種”及びピット処分対象廃棄物の“申請核種”を参考としていくつかの評価対象核種を仮定して、この選定⼿順に沿った起源元素の選定例が示されている。
評価対象核種からの起源元素の選定⼿順
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基本的考え⽅成から選定する。
(6.1.2.2.1) ― 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。

ス
ク
リーニン
グ

1次

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。

2次

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。

3次

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。

4次

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2 標準本文細箇条6.1.2.2.1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）に詳細を示している。