第2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理論的⽅法－技術要素２︓放射能濃度の評価⽅法及び⼿順－
2021年9⽉21⽇

⽇本原⼦⼒学会 標準委員会

「理論的⽅法」及び「⼊⼒データの設定⽅法」について－技術要素2-放射能濃度の評価⽅法及び⼿順－
中深度処分対象の放射化⾦属等の廃棄体の放射能濃度の評価の評価⽅法には、次の「理論的⽅法」の妥当性及び「計算の⼊⼒データの設定⽅法」の妥当性が必要となると考えている。

技術要素2-１︓理論的⽅法の妥当性
 放射能濃度の評価⽅法として、適⽤する理論的⽅法は、下記を満⾜させる必要がある。
① 放射性廃棄物の特性（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。
② 理論的⽅法の⼿順が⽰されていること。
③ 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。

技術要素2-２︓計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性
 理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
① 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。
② 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網羅、⼜は代表した条件で設定できる⽅法
であること。

1

技術要素2-1 理論的⽅法の妥当性－放射性廃棄物の特性を考慮した評価⽅法であること－
次の2種類の⽅法が，放射性廃棄物の特性を考慮して，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。
― 点推定法
放射化⾦属等の特定部位（位置），⼜は代表的部位（位置）の放射能濃度を計算するために適⽤する⽅法。
― 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範囲の評価によって，対象物の平均放射能濃度などを計算する⽅法である。（補⾜参照）

評価⽅法 記載箇所

標準の記載内容

点推定法 5.2.2

この⽅法は，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（位置））ごとに材料仕様，中性⼦条件（6.1.2.3参照）及び照射条件（6.1.2.4参照）を含む適切⼜は保守的なパラメータを⽤いて計算する。
この⽅法は，全てのタイプの放射化⾦属等の評価に適⽤できる。⼀般的に，特定の放射化⾦属等が最⼤放射能濃度に近い場合に適⽤する。

区間
推定法

5.2.3
区間推定法
5.2.3.2
換算係数法

燃料と組まれる放射化⾦属等（チャンネルボックス，バーナブルポイズンなど）の中に中性⼦照射によって⽣成する放射性核種の放射能濃度は，燃料の燃焼度と密接な関係がある。これは，評価対象とする放射化⾦属等が同じ設計，材料仕様で，かつ，同じ照射条件及び中性⼦フルエンス率で照射されて原⼦炉に存在しているからである。
管理指標（例 燃料の燃焼度など）と放射化⾦属等の内部の放射能濃度との関係を，管理指標が取り得る範囲を網羅する放射化計算によって評価することで，管理指標に対する放射能濃度への換算係数を求め，管理指標に換
算係数を乗じることによって放射化⾦属等の内部の放射能濃度を評価する。

5.2.3.3
濃度⽐法

放射化⾦属等の特定部位（位置）では，中性⼦照射によって同時に⽣成する放射性核種の濃度の⽐は，特定部位（位置）における元素成分条件，中性⼦条件及び照射条件がほとんど同じことから⼀定条件にある。
同じ種類の複数の放射化⾦属等の複数の部位（位置）の元素成分条件，中性⼦条件及び照射条件を網羅する
放射化計算によって，評価対象とする放射化⾦属等全体の難測定核種の放射能濃度と同時に⽣成するKey核種1)の放射能濃度との相関関係を評価し，難測定核種とKey核種との濃度⽐を算定しておき，濃度⽐にKey核種の放射能濃度を乗じることによって，放射化⾦属等の内部に含まれる各評価対象核種の放射能濃度を評価する。
なお，半減期が⼤きく異なる難測定核種とKey核種との⽐率に，照射終了後の減衰時間が影響を与える場合は，減衰時間を考慮する（考慮する必要がない場合を，例に⽰す）。

点推定法

5.2.3.4
濃度分布評
価法

原⼦炉内の固定された放射化⾦属等は，元素成分条件及び照射条件（時間）が同じで，原⼦炉内での設置部
位（位置）による中性⼦フルエンス率だけが異なる。
放射化⾦属等の各照射部位（位置）の中性⼦フルエンス率を網羅する放射化計算によって，放射化⾦属等全体における放射性核種の放射能濃度の分布を評価し，この分布に基づき，放射化⾦属等の内部に含まれる平均放射能濃度などを評価する。
2
注記 点推定法の詳細を附属書C、区間推定法の詳細を附属書Dに⽰す。

技術要素2-1の補⾜１ 放射性廃棄物の特性を考慮した評価⽅法であること－区間推定法の特徴とその適⽤例－
区間推定法は，廃棄物グループ全体を対象とした放射能濃度範囲を評価し，係数などを計算評価して放射能濃度を決定する。

濃度⽐法(5.2.3.3)

換算係数法(5.2.3.2)
評価対象核種（Bq/t）

評価法

基礎データ

濃度分布評価法(5.2.3.4)
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
適する
評価対象
の具体例

同種の放射化物の中で同時に中性 核種の⽣成因⼦である燃料の燃焼
⼦照射され⽣成した核種間の濃度 度などの管理指標と密接な関係性を⽐が⼀定であることを利⽤し、Key核 もつ放射化物の放射能濃度を、原種（Co-60）の放射能濃度に計算 ⼦炉の運転で管理されている管理指で得られた濃度⽐を乗じて対象核種 標（燃焼度など）の値から対象核の放射能濃度を評価する⽅法
種の放射能濃度を評価する⽅法
材料、中性⼦条件、照射時間の変 燃焼度、中性⼦照射量との強い関
動範囲を考慮した評価⽅法であるた 係性を考慮した評価⽅法であり、こめ、これらの変動があり、多数の発⽣ れを管理指標として適⽤するため、燃が想定される放射化物に向く料との関係が強い放射化物に向く
BWR︓チャンネルボックス、制御棒、 BWR︓チャンネルボックス、制御棒
多数の位置に配置された解体廃棄 PWR︓バーナブルポイズン、制御棒
物（ｶﾞｲﾄﾞﾁｭｰﾌﾞなど）
PWR︓バーナブルポイズン、制御棒、多数の位置に配置された解体廃棄物（⽀持柱など）

注 区間推定法は、5.2.3及び附属書Dに詳細を⽰している。

同⼀の照射時間，材料組成（中性
⼦分布だけが異なる）の放射化物中に⽣成する核種の放射能濃度を部位（位置）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
放射能濃度分布が⽐較的狭い範囲となる解体廃棄物、特に、原⼦炉軸
⽅向⼜は径⽅向の中性⼦分布だけが異なる放射化物に向く
BWR︓シュラウド、圧⼒容器、格⼦板、⽀持板
PWR︓圧⼒容器、炉⼼槽、熱遮へい体、炉⼼バッフル、⽀持板

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技術要素2-1の補⾜２ 放射性廃棄物の特性を考慮した評価⽅法であること－区間推定法の特徴とその適⽤例－
附属書Dの式(1)に⽰すように、放射化によって⽣成する核種の放射能濃度は，中性⼦の照射時間が⽣成する核種の半減期に⽐べて短いなどの条件では，式(1)のように近似的（中性⼦エネルギー群に単純化）に表わされます。

A ＝σ×N×Φ×t×λ
ここに， A
Σ
N
Φ
Λ
t

︓
︓
︓
︓
︓
︓

(1)

評価対象とする放射化⾦属等の放射能濃度 (Bq/cm3)
親核種の放射化断⾯積 (cm2)
親核種の照射前の原⼦数密度 (cm-3)
中性⼦フルエンス率 (n/cm2/sec)
⽣成核種の崩壊定数 (s-1)
中性⼦の照射時間 (s)この式を⽤いると、評価対象部位（位置）の放射能濃度は経時的に変化しても，選択した評価対
象部位（位置）では、同⼀の中性⼦フルエンス率、同⼀の中性⼦の照射時間であることから、評価対
象核種とＫｅｙ核種核種との濃度⽐は、下式のように⼀定の定数で⽰すことができることになります。

𝐴
濃度⽐＝
𝐴

𝜎
𝜎

𝑁
𝑁

𝛷
𝛷

𝑡
𝑡

𝜆
𝜆

𝜎
𝜎

𝑁
𝑁

𝜆
𝜆

上式の添え字e︓評価対象核種、ｋ︓Ｋｅｙ核種を意味する。

また、中性⼦の照射量（Φ×t）に⽐例する因⼦を管理指標Bとすれば，放射能濃度は管理指標に⽐例し，放射能濃度と管理指標との換算係数をRとして表せば，放射能濃度は，式(2)のように単純に表される。

A ＝R × B
ここに， R︓ 換算係数、 B︓ 管理指標（例えば，燃焼度）(2)
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技術要素2-1 理論的⽅法の妥当性－理論的⽅法の⼿順が⽰されていること－

理論的⽅法の⼿順は，下表に⽰したように，L1放射能評価標準2019の本⽂の「6.1 理論的⽅法の⼿順」に、「放射化計算の基本⼿順」が規定されており，この計算の準備から計算結果を得るまでの流れが，附属書Aに「A.1理論的⽅法の基本的な適⽤⽅法」として、評価⼿順のステップ（参考図1参照）として明確に⽰されている。
さらに、附属書Cに「点推定法を適⽤する場合の基本⼿順」（参考図2参照），附属書Dに「区間推定法を適⽤する場合の⼊⼒
データの基本設定フロー」（参考図3参照），及び附属書Gに「放射化計算の⼊⼒条件の設定例」と評価⼿順の詳細が明確に⽰されている。 加えて，各区間推定法の計算⼿順の実際の例を具体的に⽰す次の附属書を標準に付けている。
附属書I（参考） 濃度⽐を⽤いる場合の計算例
附属書J（参考） 換算係数を⽤いる場合の計算例
附属書K（参考） 濃度分布評価法によって決定する場合の計算例

記載箇所
本⽂

6．放射能濃度決定⽅法の⼿順
6.1 理 論 的 ⽅法の⼿順
6.1.1 放 射 化
計算の基本
⼿順

本⽂

6.1.2 放 射 化計算の条件の設定
6.1.2.1 放 射化計算の⼊⼒条件

標準の記載内容
6 放射能濃度決定⽅法の⼿順
6.1 理論的⽅法の⼿順
6.1.1 放射化計算の基本⼿順
放射化⾦属等の内部に含まれる評価対象核種の放射能濃度の決定のために実施する理論的⽅法に適⽤する放射化計算の基本⼿順は，次の過程に従う。
a) 対象・⽬的などの設定 計算の⽬的の明確化。評価対象とする放射化⾦属等及び核種，正確性・精度の要求，幾何形状並びに必要な計算の全体スコープの設定。
例 放射化に影響を与える，放射化⾦属等の構成材料，評価対象とする放射化⾦属等の量，類似性，形状，
サンプリングの可能性などを整理する。
b) 計算⽅法の選択 （例 点推定法⼜は区間推定法の選択）
c) ⼊⼒パラメータの選択・決定 ⼊⼒パラメータ及び境界条件は，選択した計算⽅法に依存する。
d) 計算の実施 選定した⽅法及び⼊⼒パラメータを使⽤した放射化計算の実施。
e) 計算結果の処理 選択した⽅法に依存する相関，換算係数などを決定するための放射化計算した結果の処理。
注記 詳細は，附属書A参照。
6.1.2 放射化計算の条件の設定
6.1.2.1 放射化計算の⼊⼒条件
⼊⼒パラメータ及び条件を設定する⼀般的な⼿順は，点推定法による計算⽅法及び区間推定法による計算⽅法として⽂書化する。また，放射化計算には，次に⽰した基本的な⼊⼒パラメータ及び条件が必要となる。
― 元素成分条件― 中性⼦条件― 照射条件（例 中性⼦照射時間，照射停⽌時間）
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注記 詳細は，附属書C及び附属書D参照。

技術要素2-1の参考図1 L1放射能評価標準に⽰す理論的⽅法の適⽤基本フロー
理論的⽅法は、⺟材料及び中性⼦の照射条件が明確な炉内構造物などの中深度処分対象廃棄物の埋設事業変更許可で申請する放射性核種の放射能濃度を評価するための⽅法で，次のステップで評価を進める。
STEP1︓対象・⽬的などの設定（計算条件の検討及び収集）
放射化⾦属等中の放射能濃度を理論的に評価するには，対象とする放射化⾦属等の特性（幾何形状，元素成分条件など），原⼦炉の運転条件（中性⼦条件及び照射条件）などの放射化計算に必要なデータを事前に収集する。
STEP2︓計算⽅法（評価⽅法）の選択
理論計算法は，STEP1を踏まえて，放射化⾦属等の条件に応じ，“点推定法”及び“区間推定法”から，評価⽅法を選択する。例えば，評価対象とする放射化⾦属等の詳細情報が特定されない場合，全体を網羅した評価を⾏う“区間推定法”の選択が適切である。
STEP3︓⼊⼒パラメータの選択・決定（計算の⼊⼒条件の設定）
放射化計算を⾏うための⼊⼒条件は，STEP2で選択した⽅法に応じて，収集した基礎データベースを踏まえ，(区間推定法の場合)ランダムサンプリングで設定する。
STEP4︓放射化計算及び放射能濃度の評価

図A.1

適切な計算コードを選択し，STEP3で設定した⼊⼒条件を⽤いて，放射化計算を実施し，直接的に放射能濃度を算出す
るか，⼜は濃度⽐などの評価係数を計算する。
注記 附属書A.1に⽰している内容。

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技術要素2-1の参考図２ 点推定法の適⽤基本フロー
点推定法は、評価対象位置（理論上は代表点）において，放射化計算コードで照射条件と中性⼦フルエンス率とを使⽤して，評価対象部材の放射化を決定する⽅法で、次のステップで評価を進める。
STEP1︓中性⼦フルエンス率を決定するための中性⼦輸送計算モデルの設定
材料組成（中性子輸送計算用）（中性子源・遮蔽・対象物
に関する）

幾何形状及び寸法（中性子源・遮蔽・対象物
に関する）

中性子情報
（中性子フルエンス率
及び中性子スペクトル）

中性子輸送計算モデル[STEP 1]

輸送計算コード
決定論
又は中性子輸送計算

中性子反応断面積ライブラリ（中性子輸送計算用）

モンテカルロ[STEP 2]

対象中性子フルエンス率

放射化・減衰 コード

対象物の中性子照射履歴

STEP2︓中性⼦輸送計算の実施

放射化計算
放射化断面積ライブラリ（放射化計算用）

対象物の材料組成（放射化計算用）

計算結果[STEP 3]

対象核種放射能➢炉⼼内⼜は炉⼼近くで消耗される集合体―機器の使⽤期間に記録されている中性⼦フルエンス率を使⽤する。運転履歴及び中性⼦束から，中性⼦フルエン
ス率を評価し直す。
―放射能の全体分布は，機器の照射を最も多く受けた部
分によってきわめて⼤きく影響される。
➢炉内構造物，格納容器及び構造材―線源の定義︓―中性⼦フルエンス率の分布，⼜は，―核分裂⽣成核種の分布を含む炉⼼構成材の組成。
―冷却材を含む，輸送問題に関連した部材及び形状の設定など︓―構成材の組成及び密度，―輸送問題に関連した形状の記述。

図C.1

中性⼦輸送計算によって，評価対象位置の中性⼦フルエン
ス率（中性⼦束及びスペクトル）を決定できる評価対象の位置は，評価対象内の代表「点」などである。
STEP3︓放射化計算の実施

放射化計算実施に関する基本⼿順
注記 附属書Cに⽰している内容。

放射化計算では，評価対象の基準点の核種組成を，評価対象内の代表点の値として，⼜は評価対象の平均値として決定する。
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技術要素2-1の参考図３ 放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⽅法の⼿順a) 放射化⾦属等の選択及び特性調査 選択した評価対象とする放射化⾦属等の特性の把握，炉内での中性⼦照射履歴，元素分析データなどの⼊⼒条件となる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，放射化⾦属等の内部における評価対象位置に関する存
在確率分布を設定する。放射化⾦属等の内部における評価位置は，
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，この基礎データベースを⽤い元素成分濃度分
布を設定する。⼊⼒条件は元素成分濃度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 放射化⾦属等が原⼦炉内で移動する場合，原⼦炉内での代表的なローテーション
パターンを評価し設定する。⼊⼒条件設置位置のローテーションを，設定した代表的なローテーションの割合を踏まえて，ランダムサンプリング。

e) 中性⼦照射時間の選択 放射化⾦属等の原⼦炉内での照射時間は，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する。⼊⼒条件とする照射時間を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 原⼦炉内の中性⼦フルエンス率の分布を検証，妥当性確認された計算コードを使⽤して評価する。b) 及びd) 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

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⽤の乱数発⽣⽅法は解説6.2.3に例⽰
JISに定められる⽅法（45⾴参照）て，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) で選択したものを⼊⼒条件とする。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，選択を継続。
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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。

技術要素2-1 理論的⽅法の妥当性－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放射化計算⽅法は、下表に⽰したように、L1放射能評価標準2019の本⽂の「6.1.3.1 放射化計算⽅法」に、「適切な放射化計算⽅法を選定」と規定されている。
さらに、本⽂の「6.3.1 理論的⽅法の妥当性確認」に、「妥当性確認は，理論的⽅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」と規定されている。
具体的には、参考1に⽰した附属書A「A.3 放射化計算コードの例」として、「ORIGEN」などの概要を⽰し、この計算コードの推奨を明確にしている。
なお、ORIGEN 2に関する妥当性確認は、参考2に⽰すように、国内外の公的機関によって、確認されている計算コードである。
また、附属書Fに、実際に照射された放射化⾦属等（BWRのチャンネルボックス、PWRの制御棒、GCRの⿊鉛ブロック）のサンプルの放射化学分析結果と同じ元素条件及び照射条件での理論的⽅法（点推定法）による計算値に関して、⽐較した結果が⽰されており、これらを参考3に⽰すが、計算結果の正確さ⽰されており、理論的⽅法の妥当性がこれらによって確認されている。

記載箇所
本⽂

本⽂

標準の記載内容

6.1.3 放 射 6.1.3 放射化計算
化計算
6.1.3.1 放射化計算⽅法
放射化計算を⾏うに当たっては，適切な放射化計算⽅法を選定し，計算範囲の中性⼦条件の特徴を考慮し，使⽤する。
注記
詳細は，附属書A参照。
6.3.1 理 論 6.3 妥当性確認
的⽅法の妥 6.3.1 理論的⽅法の妥当性確認
当性確認
6.3.1.1 妥当性確認の⽅法
妥当性確認は，理論的⽅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。
注記1 妥当性確認は，放射化計算⽅法を周知のテストケース，既に妥当性確認された計算⽅法などと⽐較することなどで⾏うことができる。また，放射化計算⽅法に関する妥当性確認は，
AESJ-SC-A008:2015を参照する。
注記2 詳細は，附属書A参照。
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技術要素2-1の参考1

理論的⽅法の妥当性－放射化計算に適⽤する適切な計算⽅法（放射化計算コードなど）の例－
標準では、放射化計算に適⽤する適切な放射化計算コードとして、下表に⽰す例を⽰している。

記載箇所
附属書A

A.3
放射化計
算コードの
例

標準の記載内容
A.3 放射化計算コードの例
理論計算法に使⽤する放射化計算コードについては，基本的に⼀般的に使⽤されている放射化計算コード（ORIGEN[2]，DCHAIN2[3]などがある）を，放射化範囲の中性⼦条件の特徴を勘案し，適切に使⽤する必要がある。ただし，放射化計算は，超ウラン元素のような核種間の崩壊系列が複雑なものを除き，放射性核種を限定すれば
上記の放射化計算コードを⽤いることなく実施可能であり，使⽤する基本データ（例 放射化断⾯積，崩壊データ）を整備し，放射化計算を実施する場合もある。
ここでは，代表的な放射化計算コードの⼀つであるORIGENコードの概要を，次に⽰す。
a) ORIGENコードの概要 ORIGEN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。この放射化計算コードのシリーズは，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などに広く使われている。
b) ORIGENコードの計算 ORIGENコードは，与えられた燃料組成及び⽐出⼒に対する燃焼中の核分裂⽣成物，
中性⼦吸収，核反応による⽣成核種の蓄積量の計算，及び与えられた元素成分条件並びに中性⼦条件に対する放射化⽣成核種の蓄積量の計算を実施することができる。ORIGEN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。
c) ORIGENコードの種類 ORIGENコードの種類としては，次のものがある。
－ ORIGEN79－ ORIGEN-S－ ORIGEN2－ ORIGEN2.1－ ORIGEN2.2

注記 放射化計算コードに関しては、11〜13⾴に⽰している。

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技術要素2-1の参考２(1) 放射化計算コード（例 ORIGEN2）の妥当性
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) A.G. Croff, “ORIGEN2 Isotope Generation and Depletion Code ATRIX EXPONETIAL METHOD”,
CCC-371, (1987)
2) (社)⽇本原⼦⼒学会 “原⼦炉崩壊熱とその推奨値”，1989年8⽉
3) A. G. Croff, “ORIGEN2︓A Versatile Computer Code for Calculating the Nuclide Compositions andCharacteristics of Nuclear Materials”, Nuclear Technology, Vol.62, (1983)
注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

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技術要素2-1の参考２(2) 放射化計算コード（例 ORIGEN79）の妥当性
１．概要
ORIGEN-79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ORIGENシリーズの⼀つである。⾼速中性⼦,熱外中性⼦,熱中性⼦の3群断⾯積ライブラリーを使⽤する。
⼀連のORIGEN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 燃料の核種組成（重量）,照射期間（運転パターン）,炉内中性⼦束あるいは炉の⽐出⼒を⼊⼒することによって，各核種の放射能量,中性⼦やガンマ線発⽣数,核分裂⽣成物やアクチノイド
核種の⽣成量を計算する。
2) 放射化計算 評価対象である構造材の材料組成,中性⼦束,照射履歴を⼊⼒することによって，構造材の放射化放射能量を計算する。
3) 崩壊計算 評価対象である材料組成,中性⼦束,照射履歴を⼊⼒することによって，⽣成,消滅計算から得られる放射性核種の発熱量を計算する。

２．使⽤実績
ORIGEN-79は，炉内構造物の放射化計算,原⼦炉施設の廃⽌措置に使⽤されている。
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) が実施されていることが確認されている。
1) “ORIGEN-79 : Isotope Generation and Depletion Code – Matrix Exponential Method”, Radiation Safety Information
Computational Center, (1979)
2) Mikio Uematsu, Masahiko Kurosawa, Yoshiko Haruguchi, “Evaluation of induced radioactivity in structural materialof Toshiba Training Reactor 'TTR1ʻ “ Radiat Prot Dosimetry 2005, 116(1-4 Pt2):276-9
注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

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技術要素2-1の参考２(2) 放射化計算コード（例 ORIGEN-S）の妥当性
１．概要
ORIGEN-S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ORIGENシリーズの⼀つである。SCALEシステムの⼀部であり, ORIGEN-79同様3群のスペクトルを使⽤可能である。
⼀連のORIGEN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 燃料の核種組成（重量）,照射期間（運転パターン）,炉内中性⼦束あるいは炉の⽐出⼒を⼊⼒することによって，各核種の放射能量,中性⼦やガンマ線発⽣数,核分裂⽣成物やアクチノイド
核種の⽣成量を計算する。
2) 放射化計算 評価対象である構造材の材料組成,中性⼦束,照射履歴を⼊⼒することによって，構造材の放射化放射能量を計算する。
3) 崩壊計算 評価対象である材料組成,中性⼦束,照射履歴を⼊⼒することによって，⽣成,消滅計算から得られる放射性核種の発熱量を計算する。

２．使⽤実績
ORIGEN-Sは，炉内構造物の放射化計算,原⼦炉施設の廃⽌措置に使⽤されている。
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) が実施されていることが確認されている。
1) SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation,
ORNL/TM-2005/39, Version 5.1, Vols.I–III,November (2006)
2) K.Tanaka et al., “Radioactivity evaluation for Main Steam Line and Suppression Chamber of small type BWR”,
Progress in Nuclear Science and Technology Volume 4 (2014) pp.836-839
注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

13

技術要素2-1の参考3-1 放射化計算結果の検証(標準における分析結果との⽐較)
理論計算⽅法の正確さは、分析試料を採取した部位（位置）の放射能濃度に関する点推定法（区間推定法の個々の理論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、計算評価⽅法の適⽤性を評価している。

種類

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（評価位置）

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。

14

技術要素2-1の参考３-2 放射化計算結果の検証(標準における分析結果との⽐較)

理論計算⽅法の計算結果と分析値の⽐較検証に適⽤した理論計算⽅法の⼊⼒条件の詳細を下表に⽰す。

種類

⼊⼒
条件の
詳細
附属書F
表F.1及び
F.2

計算
コード
注記

BWR チャンネルボックス

PWR制御棒理論計算法の点推定法を⽤いて放射化計算を実施した。放射化計算の条
件は，次のとおり設定した。

理論計算法の点推定法を⽤いて放射化計算を実施した。放射化計算の条
件は，次のとおり設定した。

条件
計算条件
備考
元素成分 Co 濃 度 ( イ オ ン 交 換 同⼀ロットから作られたチャンネ
条件－誘導結合プラズマ ルボックス未照射保管試料の質 量 分 析 に よ る 測 元素分析データを⽤いた。
定)︓質量分率
5.3×10-5 %中性⼦フ チャンネルボックス試料 照射条件は，実際の照射履
ルエンス率 ⽚の中性⼦フルエンス 歴から詳細に設定している。
及び照射 率 ， 中 性 ⼦ 照 射 ⽇ 中性⼦フルエンス率分布は集条件
数 及 び 中 性 ⼦ 照 射 合体内を詳細に模擬した三次停⽌⽇数をサイクルご 元 の モ ン テ カ ル ロ 法 に 基 づ くとに与える。
MCNPを⽤いている。
放射化断 ORIGEN-Sに内蔵の 評価位置におけるスペクトルイ
⾯積
3群断⾯積を熱中性 ンデックスは、MCNPによって得⼦、熱外中性⼦、⾼ られた中性⼦スペクトルから求速中性⼦に対するス めた。
ペクトルインデックスを⽤いて補正して使⽤
した。

条件
計算条件
元素成分 Ag-In-Cd 合 ⾦ の ミ
条件
ルシートの平均値
Ag濃度︓質量分率80 %
中性⼦フ 制御棒先端の中性
ルエンス率 ⼦フルエンス率，中及び照射 性⼦照射⽇数及び条件
中性⼦照射停⽌⽇
数をサイクルごとに与える。

ORIGEN-Sコード（⽶国オークリッジ国⽴研究所が開発した公開コードであり，⽶国を中⼼に広く利⽤されている。）

放射化
断⾯積

11サイクル中9サイク
ルがDバンクで照射されており，Dバンクの吸収体先端0.2 m
平均の放射化断⾯積で代表した。

備考
Agは，Ag-In-Cd合⾦の主要な構成材であるため，元素分
析値のばらつきは，ほとんどない。
照射条件は，照射履歴から詳細に設定している。
中性⼦の計算には制御棒を詳細に模擬した三次元のモンテカ
ルロ法に基づくMCNPを⽤い，
事前にJMTR照射試験を⾏い，
MCNPによる計算値と測定結果との⽐較を⾏い，よく⼀致していることを確認している。
制御棒吸収体でのディプレッショ
ン効果によるエネルギースペクト
ルを反映した実効断⾯積を作成している。
核 デ ー タ (RNAL) は ，
ORIGEN２⽤1群断⾯積で設定している。

ORIGEN2コード(公開コードであり，許認可ではキャスク及び⾼燃焼度化における使⽤済燃料の線源強度計算で実績がある。）

理論的⽅法の検証は、附属書Fに詳細を⽰す。RNAL は，IAEA で作成された評価済み核データライブラリである。

15

「理論的⽅法」及び「⼊⼒データの設定⽅法」の妥当性－技術要素２︓放射能濃度の評価⽅法の評価－
中深度処分対象の放射化⾦属等の廃棄体の放射能濃度の評価の評価⽅法には、次の「理論的⽅法」の妥当性及び「計算の⼊⼒データの設定⽅法」の妥当性が必要となると考えている。

技術要素2-１︓理論的⽅法の妥当性
 放射能濃度の評価⽅法として、適⽤する理論的⽅法は、下記を満⾜させる必要がある。
① 放射性廃棄物の特性（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。
② 理論的⽅法の⼿順が⽰されていること。
③ 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。

技術要素2-2︓計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性
 理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
① 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。
② 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網羅、⼜は代表した条件で設定できる⽅法で
あること。
16

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－放射化計算の基本⼿順－

理論的⽅法の⼿順は、６.1.1に⽰した基本⼿順（⼿順を基本フローで⽰した図を次⾴及び7、８⾴に⽰す）に従って、放射化計算など実施して、放射化⾦属等の放射能濃度を評価する。
このために必要となる⼊⼒条件の設定は、19⾴以降に⽰す。

評価⽅法
本⽂

記載箇所

標準の規定内容

6.1.1 放射化放射化⾦属等の内部に含まれる評価対象核種の放射能濃度の決定のために実計算の基本⼿ 施する理論計算法に適⽤する放射化計算の基本⼿順は，次の過程に従う。
順a) 対象・⽬的などの設定 計算の⽬的の明確化。評価対象とする放射化⾦属
等及び核種，正確性・精度の要求，幾何形状並びに必要な計算の全体ス
コープの設定。
例 放射化に影響を与える，放射化⾦属等の構成材料，評価対象とする放射化⾦属等の量，類似性，形状，サンプリングの可能性などを整理する。
b) 計算⽅法の選択 （例 点推定法⼜は区間推定法の選択）
c) ⼊⼒パラメータの選択・決定 ⼊⼒パラメータ及び境界条件は，選択した計算⽅法に依存する。
d) 計算の実施 選定した⽅法及び⼊⼒パラメータを使⽤した放射化計算の実施。
e) 計算結果の処理 選択した⽅法に依存する相関，換算係数などを決定するための放射化計算した結果の処理。

注記 設定⼿順の基本フローを附属書Aに⽰し、計算例を附属書I~Kに⽰す。

17

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－放射化計算の基本⼿順のフロー－

理論的⽅法は、⺟材料及び中性⼦の照射条件が明確な炉内構造物などの中深度処分対象廃棄物の埋設事業変更許可で申請する放射性核種の放射能濃度を評価するための⽅法で，次のステップで評価を進める。
STEP1︓対象・⽬的などの設定（計算条件の検討及び収集）
放射化⾦属等中の放射能濃度を理論的に評価するには，対象とする放射化⾦属等の特性（幾何形状，元素成分条件など），原⼦炉の運転条件（中性⼦条件及び照射条件）などの放射化計算に必要なデータを事前に収集する。
STEP2︓計算⽅法（評価⽅法）の選択
理論計算法は，STEP1を踏まえて，放射化⾦属等の条件に応じ，“点推定法”及び“区間推定法”から，評価⽅法を選択する。例えば，評価対象とする放射化⾦属等の詳細情報が特定されない場合，全体を網羅した評価を⾏う“区間推定法”の選択が適切である。
STEP3︓⼊⼒パラメータの選択・決定（計算の⼊⼒条件の設定）
放射化計算を⾏うための⼊⼒条件は，STEP2で選択した⽅法に応じて，収集した基礎データベースを踏まえ，(区間推定法の場合)ランダムサンプリングで設定する。
STEP4︓放射化計算及び放射能濃度の評価

図A.1

適切な計算コードを選択し，STEP3で設定した⼊⼒条件を⽤いて，放射化計算を実施し，直接的に放射能濃度を算出す
るか，⼜は濃度⽐などの評価係数を計算する。
注記 附属書A.1に⽰している内容。

18

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－評価位置の選択（評価対象物内の位置）－

評価対象の特性の内、STEP1で⾏う幾何形状を踏まえた、評価位置の設定は、点推定法の場合は、評価位置は代表できる位置を選択するが、区間推定法の場合、対象廃棄物を網羅するように評価位置をランダムに選定する必要がある。

D.3.1 評価位置（廃棄物内の位置）の設定
チャンネルボックスの軸⽅向の評価位置

D.3.2 評価位置（原⼦炉内の位置）の設定

原⼦炉内の軸⽅向のCBの部位（位置）は、⼀
有効燃料部上端様分布として、ランダムに廃棄物⾃体の評価位置を抽出する。

CBの原⼦炉内の径⽅向の挿⼊位置は、照射時間に応じたローテーションパターンを踏まえ設定する。

中性⼦条件の設定に適⽤

中性⼦条件の設定に適⽤

チャンネルボックスの炉内径⽅向の設置位置（軸⽅向の位置は⼀様分布）

2
4
分
割

炉⼼下部

(運転サイクルごとに燃料に付随しローテーションする)

炉内での燃料の装荷状態の⼀例

評価対象とする
放射化⾦属等の形状及び設置⽅向 a)
原⼦炉の
軸⽅向
原⼦炉の
径⽅向

考慮する条件 b)

評価対象とする放射化⾦属等の⼀例 c)

評価対象とする放射 チャンネルボックス，
化⾦属等⾃⾝の炉⼼ 制御棒，シュラウ
軸⽅向の設置状態
ドなど
評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の上部格⼦板など
炉⼼径⽅向の設置状態考慮する照射位置の出現確率の分布評価対象とする
放射化⾦属等の配置位置 a)

⼀様分布
配置が移動

該当部の
⾯積⽐に
応じた分布

注 a) 評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の形状及び原⼦炉内外での設置⽅向（原⼦炉の軸⽅向に沿って設置，原⼦炉の径⽅向に沿って設置など）。
b) 中性⼦フルエンス率，中性⼦スペクトルとして特段の考慮が必要な評価対象とす
る放射化⾦属等の形状及び設置⽅向があれば，必要に応じて考慮。
c) 原⼦炉内の軸⽅向，及び径⽅向に広がる形状で設置されている代表的な廃棄
物の例。

配置が固定
注

a)
b)
f)

考慮する条件評価対象とする放射化⾦属等の⼀例

運転サイクルごとのローテーションなどによる配置位置変化チャンネルボックスb), など燃焼制御のための PWR制御棒 c)，
挿⼊位置などの
BWR制御棒 d)など
配置位置変化
照射期間中は，配シュラウド，
置位置の変化がない 上部格⼦板 など
e)こと考慮する照射位置の出現確率の分布
配置位置のローテー
ション等の実際の分布
⼜は代表的なパターン
f)

挿⼊位置などの実際の分布、⼜は代表的なパターン f)
固定値

放射化⾦属等の原⼦炉内外でのローテーションによる配置位置の移動の有無の条件。
炉内での運転サイクルごとにローテーションした配置位置ごとの考慮。
ローテーションした配置位置，挿⼊位置などの実際の頻度分布にて設定，⼜は代表的な配置
19
位置のパターンにて設定する場合もある。

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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－
理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
－ 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。
理論的⽅法の⼊⼒データの項⽬（⺟材の元素濃度，中性⼦フルエンス率，照射時間）に関する標準の規定内
容を次表に⽰した。

評価⽅法

記載箇所

標準の規定内容

本⽂

6.1.2
放射化計算の条件の設定
6.1.2.1
放射化計算の
⼊⼒条件

⼊⼒パラメータ及び条件を設定する⼀般的な⼿順は，点推定法による計算⽅法及び区間推定法による計算⽅法として⽂書化する。また，放射化計算には，次に⽰した基本的な⼊⼒パラメータ及び条件が必要となる。
― 元素成分条件― 中性⼦条件― 照射条件（例 中性⼦照射時間，照射停⽌時間）
注記 詳細は，附属書C及び附属書D参照。

⼊⼒条件 元素濃度条件(6.1.2.2.2)

基礎データ

収集の
可能性

放射化⾦属等の種類，材料を考慮した上で，次のいずれかの⽅法• 試料などの化学分析を⾏う。
• 試料などの化学分析結果の⽂献
データ，材料証明書を収集。
• 材料規格の元素成分データを収集。
各元素の検出性によって収集できるデータ数が異なる(21~30⾴参照）

中性⼦条件(6.1.2.3)

照射条件(6.1.2.4)

中性⼦フルエンス率・中性⼦スペク
トルは，原⼦炉及び燃料の配置を考慮した中性⼦輸送計算コード（ANISN，DOT，MCNPなど︓
計算コードの妥当性は31~38⾴
参照）などによって適切に評価して設定する。

照射時間及び照射停⽌時間（例
原⼦炉運転時間及び照射終了後の減衰時間）は，次のいずれかの⽅法で設定する。運転サイクルも考慮する。（39~42⾴参照）• 個別に照射履歴を設定する⽅法• 代表照射履歴を設定する⽅法

⼗分なデータ数の確保が可能

⼗分なデータ数の確保が可能

注記 元素データの設定⽅法の詳細を附属書G、具体例を附属書I~Kに⽰す。

20

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓元素成分１－
理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
－

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。

起源元素の元素成分データの収集、設定⽅法に関する標準の規定内容を次表に⽰した。

記載箇所
本⽂

6.1.2.2
元素成分条
件

標準の規定内容
評価の条件，評価対象とする放射化⾦属等の構成材料を考慮して，起源元素を選定し，元素成分データを収集する。種々のソースから収集した起源元素の元素成分データを放射化計算に⽤いることができる。
注記 詳細は，附属書F及び附属書G参照。

評価対象とする放射化⾦属等の種類，材料を考慮した上で，次のいずれかの⽅法で起源元素
6.1.2.2.2の元素成分データを収集する。
起源元素の元素成分デー ― 放射化⾦属等の試料（品質管理⽤保存試料など）⼜は同じ材料の種類の試料の化学分析を⾏う⽅法。
タの収集⽅法― 放射化⾦属等と同じ材料種類の試料，⼜は同種の材料種類の試料の化学分析結果の⽂献
データ，材料証明書を収集する⽅法。
― 放射化⾦属等と同じ材料種類に関する材料規格の元素成分データを収集する⽅法。
6.1.2.2.3
起源元素の
成分条件の
設定⽅法

起源元素の元素成分条件は，次のいずれかの⽅法で設定する。
― 代表値を設定する⽅法 収集した起源元素の元素成分データによって，濃度の代表値を設定する。
― 濃度分布から設定する⽅法 収集した起源元素の元素成分データの濃度分布を踏まえ，複数の代表的濃度（例 平均濃度，信頼上限値など）を設定する。
― 濃度範囲を設定する⽅法 収集した起源元素の元素成分データの濃度範囲を踏まえ，最⼤
濃度，最⼩濃度を設定する。
注記 検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法は，附属書Hを参照。

注記 元素データの設定⽅法の詳細を附属書G、具体例を附属書I~Kに⽰す。

21

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓元素成分２－
評価対象とする放射化⾦属等の元素成分条件の設定⽅式は，収集した元素成分データ及び放射能濃度決定
⽅法の種類に応じて，下表（表G.9）に⽰す次のいずれかの⽅法が選択できる。
－－

評価対象とする放射化⾦属等の代表的な元素成分データ（元素成分データの最⼤値など）で設定する⽅式
評価対象とする放射化⾦属等の元素成分データ群によって濃度分布を設定する⽅式

設定法
元
の
素
設
成
定
分
⽅
条
式
件

代表値a)
による設定
濃度分布b)
による設定

元素成分データの種類
代表分析値

分析データ群

評価対象とする放射化⾦属等ごとの点推定法a)の場合︓同⼀ロットの品質サンプル
⼜は実物の元素分析値。

評価対象とする放射化⾦属等ごとの点推定法a)の場合︓
複数の同⼀種類，品質の元素成分デー
タの平均値など。

－

濃度⽐法，換算係数法を⽤いる場合c)，
濃度分布評価法を⽤いる場合︓
複数の同⼀種類及び品質の元素成分
データの濃度分布。

注a) 点推定法による評価対象とする放射化⾦属等（廃棄物単⼀及び単⼀廃棄物グループ）の放射化計算に使⽤する元素ごとの濃度の代表値を⼀つ設定することを意味する。
b) 放射化計算を複数実施し，評価対象とする放射化⾦属等の放射能濃度，⼜は濃度⽐の分布を把握するために，評価対象とする放射化⾦属等の元素濃度分布を実態の範囲を考慮して，元素ごとに複数の濃度（放射化計算の条件）を設定することを意味する。
c) 換算係数法を⽤いる場合は，設定した濃度分布によって各元素の代表値（起源元素ごと）を設定する。
注記 元素データの設定⽅法の詳細を附属書G（上表は表G.9）、具体例を附属書I~Kに⽰す。

22

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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－(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、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:
検出値の平均値とすることで，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。

表D.5の例1

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:
保守的な標準偏差適⽤することによって濃度分布条件を設定する。

表D.5の例2に実際の分布を加筆注記 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。 （⻘破線の分布を保守的に⿊実線の分布で設定）

23

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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－(元素成分条件の検出数などに応じた設定と保守性２)
この標準では、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、25~27⾴に⽰す。
ﾃﾞｰﾀ数 保守性の設定の考え⽅
元素濃度分布の設定⽅法及びイメージ例①検出下限値をそのまま使⽤する⽅法

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
検出限界最⼩値む。
（保守的）
確率密度 元素分析の 元素分析の実際の分布 実際の分布
（最⼩）
（最⼤）

元素濃度

イメージ図

（%)

【過⼤な保守性を低減する】

平均濃度:

検出下限
②元素分析データの検出下 分析した数が⽐較的多い場合は，しか得られ限値を最⼤値とする濃度 保守的に検出下限値を濃度分布のなかった
分布を，既知の試料の標 +2 σの位置として設定する。
場合準偏差を利⽤して設定す 濃度分布の標準偏差:る⽅法【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︓25~27⾴参照）

表D.6の例３に実際の分布を加筆照射履歴が明確な評価対象とする放 放射化学分析結果などを鑑み，必要に応じて，射化⾦属等の核種の放射能濃度
適切な保守性を考慮する。
データから，起源元素の濃度を推定する。

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。

（⻘破線の分布を保守的に⿊実線の分布で設定）24

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－同⼀元素などの分布を参考にした標準偏差の設定⽅法1－

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。

25

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－同⼀元素などの分布を参考にした標準偏差の設定⽅法２－「鉱物、岩⽯などの分析データ」における元素濃度とその標準偏差に与える影響をデータに基づき次のように⽰している。

温度及び化学影響で濃度は桁での影響があるが標準偏差はほとんど影響を受けていない

公開された報告書の要旨
 SUS及びジルカロイの製造⼯程（熱及び化学変化）を踏まえた微量元素（Clなど）の移⾏挙動
を評価 →
影響⼩
 微量元素の濃度分布形状（標準偏差）は鉱物、岩⽯などの分析データで、温度／化学的変化の影響を評価 →
影響⼩
 Cl分析データの分布（産地／種類ごと）などの具体的な適⽤性を評価 (27⾴) →影響⼩熱、化学影響が元素濃度分布の形状に及ぼす影響は⼩さく、鉱物、岩⽯などのCl元素の分布1)の標準偏差を利⽤した
評価の可能性が⽰された
1) Clに関しては、168のデータ群（それぞれ個別データがある）で評価を⾏っている
出典は、附属書Hに引⽤している“平成25年度 検出困難元素の濃度分布評
価について”，平成26年7⽉
注記 解説6.7に詳細を⽰している。（右図は解説図16）26

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－同⼀元素などの分布を参考にした標準偏差の設定⽅法３－

濃度と分布の標準偏差との⽐較の例
1.00

標
準
偏
差
⌒
対
数‿

標準偏差（対数値）

地
域
間
の
⽐
較

0.90

鉱物

日本
欧州
北米
その他
10点ごとの移動平均
標準偏差平均

0.80
0.70
0.60
0.50
0.40
0.30
0.20
0.10
0.00
1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

1E+0

Cl濃度（データ群の平均値）（%）
Cl濃度（各データ群の平均値(%)）

1E+1

 報告書では、⽂献調査で168データ群（⽣データ3点以上の⽂献を1データ群）の元素分析データベースを構築（各データ群の対数正規性も確認）。
 元素分析データを試料の種類（鉱物、⽕⼭岩、深成岩）及び地域（⽇本、欧州、
北⽶）ごとの分類区分の評価の結果、濃度分布の形状（標準偏差）に明らかな
濃度依存性は⾒られず。
 分類区分（地域／種類）ごとの標準偏差の平均は、概ね0.17〜0.22の範囲で、⼤きな差異は⾒られず。

実際の鉱物、岩⽯などのCl元素の濃度分布の標準偏差の利⽤可
出典は、附属書Hに引⽤している“平成25年度 検出困難元素の濃度分布評価について”，平成26年7⽉

27

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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－(検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法の⼿順１)
理論的⽅法の⼊⼒データ（元素データ）の設定⽅法として、検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法の⼿順を次に⽰す。

記載箇所

標準の規定内容

附属書H H.2.2

鉱物，岩⽯などからの試料の元素濃度データは，⽂献などから収集することができる。ただし，元元素濃度デー 素濃度データを収集する場合には，次の考慮が必要である。
タの収集⽅法 a) データ収集⽅針 元素濃度データは，検出困難元素の特性などを考慮した種類を，可能な限り広範な産地から，収集する。
b) 適⽤除外データ a) の⽅針で収集した元素濃度データであっても，検出困難元素の標準偏差の評価に適さないと判断したデータは，除外する。
c) データ群の作成 収集した元素濃度データは，産地及び種類ごとに元素濃度データをデータ群（産地及び種類ごとの元素濃度データのグループ）として分類し，各々のデータ群で標準偏差を作成する。
H.2.3
H.2.2で収集した元素濃度データを，検出困難元素の濃度分布評価（標準偏差の設定）に
元素濃度デー 適⽤するために，次の確認を⾏う。
タの適⽤条件 a) 標準偏差の同等性の確認 鉱物，岩⽯などからの試料の元素濃度データ（濃度分布）が産
地及び種類によらず同程度の標準偏差を⽰すことを確認する。また，各データ群の標準偏差に濃度依存性がないことも確認する。
b) 対数正規性の確認 鉱物，岩⽯などからの試料の元素濃度データ（濃度分布）が，産地及び種類によらず，対数正規性を⽰すことを確認する。
c) 材料の製造⼯程の影響の確認 検出困難元素の標準偏差は，材料の製造⼯程（例 添
加，熱処理，化学処理など）の影響を受けない，⼜は影響を受けても最終的には鉱物，岩⽯などからの試料の元素濃度データと同等になることを，材料の製造⼯程及び製造⼯程中の元素挙動の調査結果などから確認する。
なお，材料の製造⼯程中の管理内容（例 添加物の有無，熱・化学処理の有無），及び検出困難元素並びに添加物の製造⼯程中での熱・化学処理による挙動を踏まえた検出困
難元素の標準偏差の基本的な設定⽅法を，図H.2に⽰す。

28

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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－(検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法の⼿順２)
理論的⽅法の⼊⼒データ（元素データ）の設定⽅法として、検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法の⼿順（データの選定及び標準偏差の設定）を次に⽰す。

記載箇所
附属書H H.2.4

検出困難元
素の濃度分
布評価⽅法

図H.3
平均的な標
準偏差の設
定⽅法のイ
メージ図
表H.1
設定⽅法

標準の規定内容
H2.3において，検出困難元素の濃度分布評価（標準偏差の作成）に，鉱物，岩⽯などからの試料の元素濃度データを適⽤できることが確認できた場合は，次の⼿順で，検出困難元素の標準偏差を作成し，濃度分布を評価する。
a)利⽤する元素濃度データの選定 H.2.2で収集した元素濃度データに対し，次の点を考慮し，検出困難元素の標準偏差の設定に利⽤する範囲（実際に利⽤する元素濃度データ）を選定する。
1)元素濃度データの代表性 検出困難元素の標準偏差の設定に利⽤する元素濃度データは，鉱物，岩⽯などからの試料を適切に代表している（標準偏差に産地・種類・濃度の依存性がないなど），⼜は設定する標準偏差の特性などを鑑みた適切な範囲から収集されていることを，あらかじめ確認しておく必要がある。
2) 元素濃度データの信頼性 区分ごと（産地，種類など）に収集したデータ群がもつ信頼性などの評価を⾏い，元素濃度データの適切な利⽤範囲（実際に利⽤する元素濃度データ）を設定する必要がある。
b) 平均的な標準偏差の設定⽅法 検出困難元素の標準偏差は，a) で選定した元素濃度デー
タを利⽤し，評価上の保守性などを踏まえた上で，統計的な⼿法などの適切な⽅法で設定する。平均的な標準偏差の設定⽅法の例を，図H.3及び表H.1に⽰す。
表H.1 検出困難元素の平均的な標準偏差の設定⽅法
設定⽅法
概要
平均値

各データ群の標準偏差の平均値を適⽤する⽅法。

99 %信頼 各データ群の標準偏差の分布形状から，標準偏差下限値の平均値の信頼区間（99 %信頼区間の下限値）を算出し，これを設定値として適⽤する⽅法。
最⼩値

各データ群の標準偏差の最⼩値を適⽤する⽅法。

29

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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－(検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法の⼿順３)
理論的⽅法の⼊⼒データ（元素データ）の設定⽅法として、検出が困難な元素に関する濃度分布の評価⽅法の⼿順を次に⽰す。

記載箇所
附属書H H.2.4

検出困難元
素の濃度分
布評価⽅法

標準の規定内容c) 検出困難元素の濃度分布評価 検出困難元素の濃度分布として，平均値及び標準偏差を設定する。平均値は，図H.1に⽰したように，評価対象廃棄物（材料）の元素分析データの検出値⼜は検出下限値を推定する元素の濃度分布の上限値として，b)で選択・設定した検出困難元素の平均的な標準偏差（鉱物，岩⽯などからの試料の元素濃度データで設定）を利⽤して設定する。濃度分布の上限値の位置（例 濃度分布の上限値＝平均値＋2σの濃度）は，放射化計算で得られる廃棄物濃度の保守性などを踏まえ，適切に設定する。
なお，上記で設定した平均値と，b) で選択・設定した検出困難元素の平均的な標準偏差とが，6.1.2.2.3に⽰す起源元素の元素成分条件（濃度分布から設定）となる。

図H.1
検出困難元
素の濃度分
布評価の基
本的な考え⽅図H.1－検出困難元素の濃度分布評価の基本的な考え⽅（⻘破線の分布を理解のために追記している）

注記 保守的に検出下限
値を濃度分布の+2 σの位置とし，逆算して設定する。
σが⼩さいほど、保守的な設定となる。

30

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓中性⼦条件1－
理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
－ 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。
中性⼦条件設定⽅法に関する標準の規定内容を次表に⽰した。また、この中性⼦条件を設定するための中性⼦輸送計算⽅法を33~37⾴に、基礎データベースのからの代表分布の設定例を38⾴⽰した。

記載箇所
本⽂

標準の規定内容

6.1.2.3
評価対象とする放射化⾦属等に対する次の中性⼦フルエンス率・中性⼦スペクトル，及び放射化断中性⼦条件 ⾯積を設定する。
注記 詳細は，附属書F及び附属書G参照。
a) 中性⼦フルエンス率・中性⼦スペクトル 中性⼦フルエンス率・中性⼦スペクトルは，原⼦炉及び燃料の配置を考慮した中性⼦輸送計算コードなどによって適切に評価して設定する。中性⼦輸
送計算コードは，詳細モデルの要求レベル及び精度の要求レベルと合わせて適⽤することが適切である。
例 中性⼦輸送計算のモンテカルロ法などは，原⼦炉の中性⼦の詳細条件及び評価対象範囲に設置されている構造物などの条件への適合が要求される場合にも，構造物などの条件に合わせることが可能である。
b) 放射化断⾯積 a) の条件を考慮して，次のいずれかの⽅法で設定する。
― 使⽤する放射化計算コードに内蔵⼜は附属されている放射化断⾯積ライブラリから選択する。
このとき，最新の計算コード及び放射化断⾯積ライブラリを確認する。
― 中性⼦フルエンス率の評価結果から，放射化範囲の中性⼦スペクトルの特性を考慮して放射化断⾯積を設定する。

注記 計算例を附属書F、元素データの設定⽅法の詳細を附属書G、具体例を附属書I~Kに⽰す。

31

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓中性⼦条件2－
D.5.1 中性⼦条件の設定における基本事項

中性⼦条件は，“中性⼦フルエンス率”，“中性⼦スペクトル”及び“放射化断⾯積”に⼤別される。まず，中性⼦フルエンス
率は，原⼦炉型式，燃料条件，評価対象とする放射化⾦属等の種類及び部位（位置）などによって変化する。このため，中性⼦フルエンス率を計算で求めるには，実際の原⼦炉の状況に基づいた計算モデルを作成し，必要な精度，中性⼦場の形成状況などを考慮した上で，⽬的に合った計算コード及び群定数を⽤いて計算する必要がある。
中性⼦フルエンス率を設定する場合に考慮が必要となる基本的な事項を，下表（表D.7）に⽰す。

項⽬
燃料の条件
炉内位置c)

軸⽅向
径⽅向

その他

考慮する必要のある主な事項－ 濃縮度 a)－ 燃焼度 a)
－ 燃料の種類 b)－ 評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の軸⽅向位置 d)－ 評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の軸⽅向（上下）の移動 e)－ 評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の径⽅向位置 d)－ 評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の径⽅向の移動 e)－ ボイド率（BWR） f)－ ホウ素濃度（PWR）－ 温度分布－ ディプレッション効果g)

注 a) 評価対象とする放射化⾦属等の照射期間中に使⽤した燃料の濃縮度及び燃焼度。
b) 燃料の種類とは，例えば， UO , MOX。
2c) 中性⼦発⽣源，評価対象とする放射化⾦属等，その他の減速，反射，吸収，漏れなどの中性⼦のふるまいに影響する物質の位置関係。
d) 評価対象とする放射化⾦属等⾃⾝の部位（位置）で中性⼦フルエンス率が変化する場合。評価対象とする放射化⾦属等が原⼦炉内及び原⼦炉外にわたる場合も該当する。
e) 評価対象とする放射化⾦属等が中性⼦フルエンス率の変化する範囲で移動する場合。
f) BWRの場合（BWRでは，炉⼼部で発⽣した蒸気（ボイド）量が増加するに従って核反応が抑制され出⼒が低下する。PWRの通常の運転条件では，ボイドは発⽣しない。）
g) 評価対象とする放射化⾦属等が強い中性⼦吸収体である場合（例 制御棒など）は，ディプレッション効果（中性⼦フルエンス率分布の歪み（ゆがみ））が⽣じるため，中性⼦フルエンス率への吸収効果に留意する。

注記 ⼊⼒条件の設定⽅法詳細を附属書D、中性⼦フルエンス率の設定⽅法の具体例を附属書I~Kに⽰す。

32

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－中性⼦輸送計算コード（例 MCNP）の妥当性－
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。
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 ・ MCNPコード︓三次元体系
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。
2) 断⾯積の取扱いに連続エネルギーを採⽤している。
データ⼊⼒
・ 線源強度、スペクトル3. 解析フロー・ 線源、遮へい体の構成材料データ
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。

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

5. 検証
MCNP コードの解析フロー図
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,LA-12625M,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 innuclear power plants 2009 (ICAPP 2009), Vol.3, (2009)33

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－中性⼦輸送計算コード（例 単位燃料集合体核特性コード）の妥当性－
1. 概要
単位燃料集合体核特性コードは燃料集合体の反応度や出⼒分布等の核的性質を解析するコードであり,GEや東芝などメーカーが独⾃に開発してきた解析コードである。
単位燃料集合体核特性コードを⽤いる場合は，必要に応じて出⼒密度及びボイド率による補正を⾏う。
2. 機能
単位燃料集合体核特性コードは，遮蔽解析に際して以下の機能を有する。

計算開始

⼊⼒データの読込（組成・形状等）

共鳴吸収計算⾼速中性⼦スペクトル計算, 群縮約1) 1体の燃料集合体を対象に，中性⼦の空間的・エネルギー的振舞いを評価する。
2) 単位燃料集合体核特性コードは，⼆次元の体系を扱うことができる。

熱中性⼦スペクトル
計算, 群縮約

3. 解析フロー
単位燃料集合体核特性コードの解析フローを図に⽰す。

少数群巨視断⾯積計算

4. 使⽤実績
単位燃料集合体核特性コードは，原⼦⼒施設の炉⼼設計及び中性⼦束分布評
価に広く⽤いられており，豊富な実績がある。
5. 検証
コードの導⼊評価1)が実施されていることを確認。
臨界試験／実機運転実績等による検証1)が実施されていることを確認。

断⾯積
ライブラ
リ

拡散計算

均質化・少数群巨視
断⾯積計算, 出⼒

計算終了︖

諾

終了

否
燃焼計算

1)

(株)東芝, “沸騰⽔型原⼦⼒発電所燃料集合体核特性計算⼿法”, TLR-006Rev.1, 平成20年

注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

単位燃料集合体核特性コードの解析フロー図34

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－中性⼦輸送計算コード（例 ANISN）の妥当性－
1. 概要
ANISNコードは⼀次元輸送コードであり，⽶国オークリッジ国⽴研究所（ORNL）で開発された汎⽤解析コードである。
2. 機能
ANISNコードは，遮蔽解析に際して以下の機能を有する。
1) ガンマ線や中性⼦線に対するボルツマン輸送⽅程式を解くことによる数値解析法であり，放射線の挙動を追跡するのに重要な⾮等⽅性が表現できる。
2) ANISNコードは，⼀次元の体系を扱うことができる。

開始
原⼦炉内のモデル化

・ ANISNコード︓⼀次元体系

データ⼊⼒

・ 線源強度、スペクトル・ 線源、遮へい体の構成材料データ

3. 解析フローANISNコードの解析フローを図に⽰す。
4. 使⽤実績
ANISNコードは，原⼦⼒施設の遮蔽計算に広く⽤いられており，RPV鋼材監視試験、再処理施設の設計、居住性評価等に豊富な実績がある。
5. 検証
汎⽤コードの導⼊評価1)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2)が実施されていることを確認。
1)
2)

Ward W. Engle, Jr., “A Users Manual for ANISN, A One-Dimensional Discrete
Ordinates Transport Code With Anisotropic Scattering,” K-1693, Union Carbide
Corporation (1967).
Yamano N. et al., ”Integral Test of JENDL-3.3 with Shielding Benchmarks”, J.
Nucl. Sci. Technol., Supplement 2, p.841-846, 2002

注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

ボルツマン輸送⽅程式の数値解
NO

収集の判定

ﾗｲﾌﾞﾗﾘ・
断⾯積ﾃﾞｰﾀ

YES

ガンマ線及び中性⼦束の出⼒
ガンマ線及び中性⼦束よりガンマ線
及び中性⼦線量当量率への変換
線量当量率の算出

終了
ANISN コードの解析フロー図35

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－中性⼦輸送計算コード（例 DOT/DORT）の妥当性－
1. 概要
DOT3.5コード（以下、「DOTコード」という。）及びDORTコードは⼆次元
輸送コードであり，⽶国オークリッジ国⽴研究所（ORNL）で開発された汎⽤解析コードである。
2. 機能
DOT/DORTコードは，遮蔽解析に際して以下の機能を有する。
1) ガンマ線や中性⼦線に対するボルツマン輸送⽅程式を解くことによる数値解析法であり，放射線の挙動を追跡するのに重要な⾮等⽅性が表現できる。
2) DOT/DORTコードは，⼆次元の体系を扱うことができる。
3. 解析フロー
DOT/DORTコードの解析フローを図に⽰す。
4. 使⽤実績
DOT/DORTコードは，原⼦⼒施設の遮蔽計算に広く⽤いられており，輸送
キャスクの遮蔽解析やRPV鋼材監視試験に豊富な実績がある。
5. 検証
汎⽤コードの導⼊評価1)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2)が実施されていることを確認。
1)
2)

W. A. Rhoades, “DOT3.5 TWO DIMENSIONAL DISCRETE ORDINATESRADIATION TRANSPORT CODE”, CCC-276，1978年10⽉
Yamano N. et al., ”Integral Test of JENDL-3.3 with Shielding Benchmarks”, J.
Nucl. Sci. Technol., Supplement 2, p.841-846, 2002

注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

開始
原⼦炉内のモデル化

・ DOTコード︓⼆次元体系

データ⼊⼒

・ 線源強度、スペクトル・ 線源、遮へい体の構成材料データ
ボルツマン輸送⽅程式の数値解
NO

収集の判定

ﾗｲﾌﾞﾗﾘ・
断⾯積ﾃﾞｰﾀ

YES

ガンマ線及び中性⼦束の出⼒
ガンマ線及び中性⼦束よりガンマ線
及び中性⼦線量当量率への変換
線量当量率の算出

終了

DOT/DORT コードの解析フロー図36

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－中性⼦輸送計算コード（例 TORT）の妥当性－
1. 概要
TORTコードは三次元輸送コードであり，⽶国オークリッジ国⽴研究所（ORNL）で開発された汎⽤解析コードである。
2. 機能
TORTコードは，遮蔽解析に際して以下の機能を有する。
1) ガンマ線や中性⼦線に対するボルツマン輸送⽅程式を解くことによる数値解析法であり，放射線の挙動を追跡するのに重要な⾮等⽅性が表現できる。
2) TORTコードは，三次元の体系を扱うことができる。
3. 解析フローTORTコードの解析フローを図に⽰す。
4. 使⽤実績
TORTコードは，原⼦⼒施設の遮蔽計算に広く⽤いられており，構造材の放射化評価等に豊富な実績がある。
5. 検証
汎⽤コードの導⼊評価1)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2)が実施されていることを確認。
1)
2)

A. F. Rice, R. W. Roussin (Editors), “Deterministic Methods in Radiation
Transport,” ORNL/RSIC-54, 1992
⽇本原⼦⼒研究開発機構, ” Integral Test of JENDL-3.3 Based on Shielding
Benchmarks”, 2019

注記 標準では妥当性のある計算コードを使⽤することを前提としている。

開始
原⼦炉内のモデル化

・ TORTコード︓三次元体系

データ⼊⼒

・ 線源強度、スペクトル・ 線源、遮へい体の構成材料データ
ボルツマン輸送⽅程式の数値解
NO

収集の判定

ﾗｲﾌﾞﾗﾘ・
断⾯積ﾃﾞｰﾀ

YES

ガンマ線及び中性⼦束の出⼒
ガンマ線及び中性⼦束よりガンマ線
及び中性⼦線量当量率への変換
線量当量率の算出

終了

TORT コードの解析フロー図37

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－中性⼦条件の基礎データベースからの代表分布の作成例－

基礎データベース︓BWRチャンネルボックス（CB）の熱中性⼦フルエンス率の計算
計算コード︓単位燃料集合体核特性計算コードを利⽤（＋核熱⽔⼒解析︓ﾎﾞｲﾄﾞなど）
BWRのCBの軸⽅向位置ごとに、炉⼼の「中央部及び最外周部」の熱中性⼦／⾼速中性⼦／
熱外中性⼦フルエンス率を計算

代表分布︓熱中性⼦フルエンス率の軸⽅向分布の計算結果の例
CBの軸⽅向位置（24分割）ごと、径⽅向（炉⼼中央部平均及び最外周部）ごとの中性⼦
フルエンス率の分布を設定（上記計算結果）

注記 附属書G（中性⼦条件の設定例︓G.2）に詳細を⽰している。

38

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓ 照射条件1－
理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
－ 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。
照射条件データの収集、設定⽅法に関する標準の規定内容を次表に⽰した。また、その基礎データベースの設定
例を41⾴に⽰した。

記載箇所
本⽂

標準の記載内容

6.1.2.4
評価対象とする放射化⾦属等に関する照射条件に⽤いる照射時間及び照射停⽌時
照射条件 間（例 原⼦炉運転時間及び照射終了後の減衰時間）は，次のいずれかの⽅法で設定する。また，全体の計算対象時間には，運転サイクル（例 中性⼦照射及び照射停⽌時間並びに回数）も考慮する。
注記 詳細は，附属書F及び附属書G参照。
a)

個別に照射履歴を設定する⽅法 放射化⾦属等ごとに，中性⼦の照射履歴に基づき，適切⼜は保守的に代表する照射条件を設定する。

b)

代表照射履歴を設定する⽅法 中性⼦の照射履歴に基づき，放射化⾦属等のグループを適切⼜は保守的に代表する照射条件を設定する。
なお，換算係数法，濃度⽐法及び濃度分布評価法によって決定する場合は，複数の放射化⾦属等を適切に代表する照射条件の範囲⼜は分布を設定してもよい。

注記 照射条件の設定⽅法の詳細を附属書F及び附属書Gに⽰す。

39

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓ 照射条件2－
記載箇所
附属書D D.6.1 中性⼦
の照射条件
設定の基本
的考え⽅

設定項⽬

照射時間
（合計）

評価対象とする放射化⾦属等の中性⼦の照射時間及び原⼦炉の供⽤期間中の中性⼦の照射停⽌時間を設定する。
なお，60Co（半減期5.27年）などの⽐較的短半減期（数年以下）の核種に対しては，⻑
期間にわたる中性⼦の照射を受ける場合は，照射期間中の核種の減衰の影響を考慮する必要がある。照射時間及び原⼦炉の供⽤期間中の照射停⽌時間の設定の基本的な考え⽅を，表D.8（下表）に⽰す。

照射条件の設定⽅法
設定⽅法

設定の基本的考え⽅

設定対象

頻度分布
による設定

－評価対象とする放射化⾦属等の中性⼦の照射時間が必ずしも⼀律でない場合，中性⼦の照射時間（合計）の実績などで適切な分布形状（例えば，正規分布）を設定する。
－設定する頻度分布は，中性⼦の照射時間の分布形状に応じ平均，標準偏差などによって設定する。

チャンネルボックス，制
御棒
など

個別値
による設定
照射停⽌
時間a)
（原⼦炉
供⽤期間
中）

標準の記載内容

均等設定
個別設定－対象原⼦炉ごと及び評価対象とする放射化⾦属等ごとに中性⼦の照射実績が同じ場合は，実績を踏まえ照射時間を⼀律に設定する。
－評価対象とする放射化⾦属等の照射停⽌時間（合計）及び照射停⽌回数の実績によって，平均的な照射停⽌回数及び1回当たりの平均的な照射停⽌時間の割合（すなわち稼働率）を⼀律に設定する。
－平均的な照射停⽌時間の割合で，運転サイクルごとに均等に設定する。
－評価対象とする放射化⾦属等の照射実績にあわせて，個別の照射停⽌
時期及び照射停⽌時間を設定する。

シュラウド，
上部格⼦板など
全評価対象
廃棄物

注 a) 全ての中性⼦の照射が終了した後の保管している経過時間は，基本的に照射条件として設定せず，評価結果に減衰補正を加えて評価することが望ましい。
注記 照射条件の設定⽅法の具体例を附属書I~Kに⽰す。

40

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓ 照射条件３－
記載箇所
附属書D

D.6.2.1中性
⼦の照射に
おける考慮
事項

標準の記載内容
照射条件である中性⼦の照射時間及び中性⼦の照射停⽌時間については，中性⼦の照射履歴に基づき，放射能濃度決定⽅法の種類に応じて，評価対象とする放射化⾦属等ごとに照射条件を詳細に，⼜は複数の評価対象とする放射化⾦属等を適切に代表する条件（⼜は放射能濃度評価結果を⼤きくする保守的な条件）の設定が必要となる。また，濃度⽐を⽤いる場合，換算係数を⽤いる場合及び濃度分布評価法によって決定する場合は，個別の条件の代わりに，複数の評価対象とする放射化⾦属等を適切に代表する条件範囲を設定することもある。照射条件を設定する場合に考慮する必要のある基本的な事項を，下表（表D.9）に⽰す。

項⽬考慮する必要のある主な事項－ 中性⼦の照射時間の合計 a)
中性⼦の照射時間－ 放射化計算結果の中性⼦の照射終了後の停⽌時間での減衰補正 b)
照射終了後
中性⼦の
⼜は
照射停⽌
b), c)－
評価対象核種濃度の発⽣⽇への適切な補正（減衰）
原⼦炉供⽤期間中 － 中性⼦の照射停⽌時間及び停⽌時期 d)
時間注 a) 評価対象核種のうち，プラント運転時間より半減期が短い核種は，プラント運転初期の中性⼦の照射履歴の影響は⼩さく，
評価時点直前の中性⼦フルエンス率が⼤きく影響する。また，プラント運転時間に対して半減期が⻑い核種は，総中性⼦照射量が影響する。
b) ⽐較的短半減期核種の場合。
c) 濃度⽐法を⽤いる場合において，Key核種を⾮破壊によって外部からの測定した場合。
d) 60Coなどの半減期が中性⼦の照射時間と同じ程度の期間の核種については，中性⼦の照射終了後の経過時間の減衰について考慮が必要である。
注記 照射条件の設定⽅法の具体例を附属書I~Kに⽰す。

41

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－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︓照射条件４－
照射時間は、原⼦炉の運転実績データ（放射化物毎の総照射時間、運転サイクル数など）を収集して、基礎データ
ベースを作成する。なお、BWRチャンネルボックスの中性⼦照射時間及び実績に基づく、ローテーションパターンの設定例を以下に⽰す。

BWRチャンネルボックス（CB）の照射時間の分布調査の例

運転サイクル数とローテーションパターン(⼀様分布)
運転
サイクル数

13,000体のCBの総中性⼦照射時間の結果（燃焼度の実態調査と⽐出⼒を踏まえ算出）に基づき、総中性⼦照射時間の「正規分布」を適⽤し、下記の照射時間の代表分
布条件を設定した。
平均値︓1,786⽇
標準偏差︓654⽇

ｻｲｸﾙ 中性⼦照射数時間

配置位置の設定条件(ローテーションパターン)

1

2年未満

2

2 年 以 上，
3年未満
3 年 以 上，
4年未満

B ︓中央→中央
C ︓中央→近傍
D ︓中央→中央→中央
E ︓中央→近傍→中央配置
ローテーション
4 年 以 上，
の
5年未満
⼀様分布

F ︓中央→中央→中央→中央
G ︓中央→中央→近傍→中央
H ︓中央→中央→中央→最外
I ︓中央→中央→最外→最外
J ︓中央→近傍→最外→最外

3
照射 4
時間
の選択

5

注記 詳細は附属書 G 及び附属書 I⽰す。

出現
頻度分布

5年以上

固 定

A ︓中央

K ︓中央→中央→中央→中央→最外
L ︓中央→中央→中央→最外→最外
M ︓中央→中央→近傍→最外→最外

42

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－対象とする放射性廃棄物が取り得る範囲を網羅した条件で設定できること－
理論的⽅法の⼊⼒データの設定⽅法として、下記を満⾜させる必要がある。
－ 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網羅、⼜は代表した条件で設定できる⽅法であること。
計算⽤⼊⼒条件の設定⽅法に関する標準の規定内容を次表に⽰した。また、その設定⼿順を次⾴に⽰した。

記載箇所
本⽂

標準の記載内容

6.1.3.2
6.1.2を踏まえ，適⽤する理論計算法（点推定法⼜は区間推定法）ごとに必要となる，次の計算⽤⼊⼒条 放射化計算の⼊⼒パラメータ及び条件を，評価対象とする放射化⾦属等ごとに設定する。
件の設定― 元素成分条件― 中性⼦条件― 照射条件
なお，区間推定法を適⽤する場合は，各⼊⼒パラメータ及び条件について，6.1.2で評価した
⼊⼒条件の分布⼜は範囲から，ランダムに抽出して放射化計算の⼊⼒データとして設定するか，⼜は，適切な代表的条件を放射化計算の⼊⼒条件として設定する。
注記 詳細は，附属書I，附属書J及び附属書K参照。

本⽂

6.1.3.3
放射化計算の計算数の設定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。
注記 詳細は，A.4.3 参照。

注記 ⼊⼒条件の設定⽅法の詳細を附属書G、具体例を附属書Ｆ及び附属書Ｉ~Ｋに⽰す。

43

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－対象とする放射性廃棄物が取り得る範囲を網羅した条件で設定できること－（放射化計算⽤の⼊⼒データの設定⼿順の例）

a) 放射化⾦属等の選択及び特性調査 選択した評価対象とする放射化⾦属等の特性の把握，炉内での中性⼦照射履歴，元素分析データなどの⼊⼒条件となる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，放射化⾦属等の内部における評価対象位置に関する存在
確率分布を設定する。放射化⾦属等の内部における評価位置は，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，この基礎データベースを⽤い元素成分濃度分
布を設定する。⼊⼒条件は元素成分濃度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 放射化⾦属等が原⼦炉内で移動する場合，原⼦炉内での代表的なローテーション
パターンを評価し設定する。⼊⼒条件設置位置のローテーションを，設定した代表的なローテーションの割合を踏まえて，ランダムサンプリング。
e) 中性⼦照射時間の選択 放射化⾦属等の原⼦炉内での照射時間は，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する。⼊⼒条件とする照射時間を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 原⼦炉内の中性⼦フルエンス率の分布を検証，妥当性確認された計算コードを使⽤して評価する。b) 及びd) を踏まえ，照射期間中の分布から⼊⼒条件を選択。
ランダムサンプリング⽤の乱数発⽣⽅法は解説6.2.3に例⽰
JISに定められる⽅法（次⾴参照）
注記 詳細は附属書Dに⽰す。（上図は図D.1）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，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) で選択したものを⼊⼒条件とする。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，選択を継続。
44
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。

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－対象とする放射性廃棄物が取り得る範囲を網羅した条件で設定できること－（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）「6.1.3.2 計算⽤⼊⼒条件の設定」では、「区間推定法を適⽤する場合は，各⼊⼒パラメータ及び条件について，6.1.2 で評価した⼊⼒条件の分布⼜は範囲から，ランダムに抽出して放射化計算の⼊⼒データとして設定するか，⼜は，適切な代表的条件を放射化計算の⼊⼒条件として設定する。」ことを求めている。
基礎データベースから、擬似乱数を使⽤した放射化計算⽤の⼊⼒データの作成⽅法は、基礎データベースが⽰す分布形に応じて、取り得る範囲を網羅するように、下表のようにランダムサンプリングを適⽤する。

正規分布の場合

分布形

放射化
計算⽤
データの
作成⽅法
の例

a) メルセンヌツイスター法 1) で擬似 a) JIS Z 9031︓2012に⽰されている乱数（範囲0〜1の擬似⼀様
対数正規分布に使⽤できる擬似乱乱数）を40点⽣成。
数の⽣成⽅法に基づき，標準正規b) 放射化計算の条件として設定
乱数Zを利⽤した⽅法（Y＝10Z ）で擬似乱数を⽣成。
した平均値と標準偏差とを利⽤
し，各種分布に従う乱数を発 b) 具体的には，正規分布を想定する
対数上において，a) の⽅法で標準
⽣ さ せ る ⽅ 法 と し て ， JIS Z
2)
正規乱数Zを算定し（対数値に変9031︓2012 に⽰されている
標準正規分布に使⽤できる逆換した平均値及び標準偏差を利⽤
関数法3)を適⽤（具体的には，し，逆関数法を適⽤して，メルセン
3)
正規累積分布の逆関数 を返ヌツイスター法で⽣成した40点の擬す関数を使⽤）し，40点の擬
似⼀様乱数を正規分布の擬似乱数
似⼀様乱数を正規分布の擬似に変換），これを対数値（log Y）
乱数に変換。
から実数値（Y）に変換。
1)

備考

対数正規分布の場合

2)
3)

⼀様分布の場合a) メルセンヌツイスター法で擬
似乱数（範囲0〜1の擬似⼀様乱数）を40点⽣成。
b) 40点の擬似⼀様乱数を，放射化計算の条件として設定した最⼩値から最⼤値の範囲に変換。

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。
JIS Z 9031︓2012 乱数⽣成及びランダム化の⼿順
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 6.1.3.2及び解説6.2.3.2⽰している内容。

45

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－対象とする放射性廃棄物が取り得る範囲を網羅した条件で設定できること－（放射化計算⽤の⼊⼒条件の設定の⼀例）
記載箇所
附属書I

I.2.3
放射化計算
I.2.3.1
放射化計算⽤データの設定

標準の記載内容濃度⽐を⽤いる場合の基本的な考え⽅は，評価対象となる放射化⾦属等を実際にサンプリング及び放射化学分析した多数の代表試料の放射能濃度データによって難測定核種及びKey核種の濃度⽐（すなわち，スケーリングファクタ）を評価，設定する代わりに，適切に代表した放射化計算の条件での多数の放射化計算結果（評価データ）によって難測定核種及びKey核種の濃度⽐を評価，設定する。
したがって，対象となる放射化⾦属等の元素成分条件，中性⼦条件及び照射条件の範囲，並びにその分布を適切に設定し，これを網羅した代表的な放射化計算⽤の⼊⼒データ群を作成して，放射化計算による評価を進めることが必要となる。
このため，放射化計算の条件としての放射化計算コードへの⼊⼒条件として設定するデータ（すなわち，
放射化計算⽤データ）については，評価対象廃棄物の中性⼦照射条件などの実績などを⼗分考慮した放射化計算範囲を適切に設定した上で，それぞれの計算条件をランダムにサンプリングすることで，次の設定
必要項⽬ごとに放射化計算⽤⼊⼒データを作成する。
－ 元素成分条件 ︓ 分析結果などに基づき元素濃度の分布を設定－ 中性⼦条件 ︓ 評価対象廃棄物の形状，原⼦炉内外での設置状態，及び運転サイクルごとにローテーションした配置位置，原⼦炉供⽤期間中の運転モードによる配置位置（以下，配置位置という。）の実績を考慮し，中性⼦照射位置の出現頻度分
布を適切に設定し，この中性⼦照射位置での中性⼦条件を設定－ 照射条件 ︓
原⼦炉での実際の中性⼦照射実績を踏まえて設定
元素成分条件は，I.2.2.1.2 で設定した化学分析データなどに基づく分布を踏まえ，元素ごとに適切な濃度分布を設定した。
中性⼦条件は，評価対象であるZrTN804D（BWR チャン ネルボックスの本体）及びSUS304（PWR 制御棒の被覆管）に対する中性⼦条件を設定する上での評価対象廃棄物の配置位置の移動
条件及び形状，設置⽅向の原⼦炉軸⽅向の⼀様分布を考慮してI.2.2.2 で設定した中性⼦条件とした。
中性⼦照射条件は，附属書B に⽰したように，中性⼦照射条件は，全体的な設定値が同⼀であれば，
各運転サイクルの間の差異の影響は，⾮常に⼩さいため，I.2.2.3 で設定した実態の分布を踏まえた中性
⼦照射時間及び均等設定した中性⼦照射停⽌期間とした。

注記 上記は附属書Iの濃度⽐法の例を⽰している。なお、附属書Jには、換算係数法の例、附属書Kには濃度分布評価法の例を⽰す。

46

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－放射能濃度を評価するために必要な計算数（放射化計算結果）の充⾜度の評価－
計算によって対象放射化物の放射能濃度を評価する場合、理論計算数の充⾜度を評価しておく必要がある。

記載箇所
本⽂

6.1.3.3
放射化計算
の計算数の
設定

附属書A A.4.3 計算の実施段階標準の記載内容
6.1.3.3 放射化計算の計算数の設定
6.1.3.3.1 点推定法
必要計算数は，評価対象とする放射化⾦属等の⼤きさ及び中性⼦フルエンス率の差異（例1参照），
評価対象とする放射化⾦属等の部位（位置）の特徴（例2参照）などを考慮して決定する。
例1 ⼤型⼜は複雑な対象物の場合で，中性⼦フルエンス率が対象物の異なる部位（位置）で変化する場合は，中性⼦フルエンス率を考慮した幾つかの区分に分割して計算した平均値⼜は代表値を使⽤する。
例2 評価対象とする放射化⾦属等の放射能濃度の最⼤値を⽰す部位（位置）が明確な場合は，その部位（位置）1点で計算した代表値で評価する。
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。
注記 詳細は，A.4.3参照。
区間推定⽅法に必要な放射化計算
結果の数は，図 A.2 に⽰す放射化計
算の数によるKey 核種濃度と難測定核
種濃度間との相関係数の安定性の評
価などによって，把握できる。

注記 附属書I及びKに、適⽤した場合の計算数充⾜性の評価例を⽰している。

47

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－放射化計算結果の充⾜数の評価⽅法（区間推定法の場合）1－
放射化計算結果（計算数）が充⾜しているかは、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、下記の評価⼿法で、放射化計算数の充⾜度を評価する。
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(次⾴参照)

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放射化計算数

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︓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 本体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。

48

技術要素2-2 計算の⼊⼒データの設定⽅法の妥当性－放射化計算結果の充⾜度の評価の例 （区間推定法の場合）2 －BWRチャンネルボックス本体（ZrTN804D）の必要計算数の判断⽅法

計算結果の充⾜度の評価フロー
放射化計算の結果

計算結果の充⾜度の評価（放射化計算の結果である40点のデータによる抽出評価の例）
相関係数

Ni-63/Co-60

相関係数
0.89

計算結果データベース
ランダム抽出

抽出計算データ数ｎ（n=３点〜）○︓相関係数の平均値△︓相関係数の95%信頼下限値の平均値
データ数

統計値の計算（相関係数、95%信頼下限）

統計値（相関係数，信頼下限値）の安定性

繰り返し計算数ｍの設定

計算数の判断⽅法（6.1.3.3.2 区間推定法）（例 m=40回）

No

繰り返し計算数に到達

Yes

各抽出数における各統計値の平均値の計算No: n＋１

充⾜度の判断Yes

放射化計算数は妥当

プロット
評価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。

判断基準の参照ISO＆IAEA⽂書︓判断基準“The number of data points is sufficient when investment
in additional sampling and measurement produces noappreciable improvement in the statistical uncertainty”（sampling and measurementを計算と読み替える）
注 ISO:ISO21238-2007、IAEA:NW-T-1.18-200949