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日本原子力学会標準 再処理施設の臨界安全管理における燃焼度
公衆審査用 査 AESJ-SC-＊＊＊ : 201* 公衆 審 日本原子力学会標準 再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順 ２０１* （案） 201*年**月 一般社団法人 日本原子力学会 査 公衆 審 AESJ-SC-XXX：201X 査 まえがき この標準は，一般社団法人 日本原子力学会が標準委員会原子燃料サイクル専門部会臨界安 全管理分科会，同専門部会，同委員会での審議を経て制定したもので， “再処理施設の臨界安 全管理における燃焼度クレジット適用手順”を規定した標準です。 燃焼度クレジットを適用する臨界安全管理においては，燃料が燃焼していることを保証す ることによって，核分裂性物質の減少及び核分裂生成物の蓄積による使用済燃料の反応度低 下を考慮するとともに，使用済燃料の冷却期間における核種組成の変化によって生じる反応 度変化を考慮します。この適用によって，新燃料を想定する臨界安全管理に比較して，使用 公衆 審 済燃料集合体が有する反応度の実態に合わせた施設及び設備の臨界安全管理を合理的に行う ことができます。また，新燃料を想定する臨界安全管理を用いて既に設置されている施設及 び設備に燃焼度クレジットを適用する場合には，従来よりも高い初期濃縮度の使用済燃料集 合体を取り扱うことができます。初期濃縮度の増加は，使用済燃料集合体の発生量抑制等の 利点があるため，初期濃縮度は今後も増加されると考えられます。初期濃縮度が増加される 状況においては，新燃料と使用済燃料の反応度差が大きくなるため，燃焼度クレジットの適 用は，一層効果的になります。国外においては，特に，輸送及び貯蔵分野に対する燃焼度ク レジットの適用が検討されていますが，その適用は，2 段階に分けて進められています。第 1 段階は，燃焼による 235U の減少，239Pu の生成等のアクチニド核種の変化のみを考慮し， 核分裂生成物の中性子吸収効果は，安全側の扱いとして考慮しない燃焼度クレジットです。 この段階の施設及び設備への適用は，国際的に広く進んでいます。我が国においても，六ヶ 所再処理施設にこの段階の燃焼度クレジットが適用されています。第 2 段階は，アクチニド 核種の変化に加えて，燃焼によって生成及び蓄積される核分裂生成物の中性子吸収効果を考 慮する燃焼度クレジットです。この段階の施設及び設備への適用は，国外においてもまだ一 般的には進んでいませんが，核分裂生成物の蓄積量及び反応断面積の精度評価について，国 際的に継続的な研究が進められています。このような成果を反映して米国においては，核分 裂生成物を考慮する燃焼度クレジットの適用が，使用済燃料の輸送及び貯蔵キャスクを対象 に 2012 年 9 月に認められています。詳細は，解説の“2 世界各国の燃焼度クレジット適用 状況”に示しますが，このような状況を背景にして，第 2 段階の燃焼度クレジットについて も，広く施設及び設備への適用が進むと考えられます。以上の燃焼度クレジットに関わる国 内外の状況を考慮すると，燃焼度クレジットに関わる標準を制定し，臨界安全管理の手順を 明確に示すことは，重要と考えます。 これまで一般社団法人 日本原子力学会は，40 件以上の標準を制定していますが，その多 くは，原子炉又は放射性廃棄物分野についての標準でした。しかしながら，再処理施設を対 象にした標準も，他の分野の標準と同様に整備していく必要があると考えます。核燃料物質 を取り扱う施設全般を対象にした臨界安全管理に関わる標準は， “臨界安全管理の基本事項： AESJ-SC-XXX：201X 2004”として制定されていますが，燃焼度クレジットに関する具体的な規定は，含まれてい 査 ません。このため，再処理施設において，燃焼度クレジットの適用対象となる使用済燃料貯 蔵施設及び溶解槽の臨界安全管理に関わるこの標準を制定することによって，これら施設及 び設備の設計，管理及び運転・保守に関わる者に対して具体的な手順を明確にして，臨界の 防止に役立てることを目的にしています。 なお，この標準では，新燃料を想定する臨界安全管理の具体的手順は，既に十分浸透して いることから，燃焼度クレジットを適用することによって追加される手順，すなわち設計に おける燃焼燃料の核種組成の設定等に関わる手順，及び運転管理における使用済燃料の燃焼 公衆 審 度の確認等に関わる手順に焦点を当てて要求事項を規定しています。 AESJ-SC-XXX：201X 査 Preface This Standard, prescribing Procedures for Applying Burnup Credit to Criticality Safety Control of ａReprocessing Facility, was developed by the Atomic Energy Society of Japan (AESJ) after vital discussions of the Working Group on Nuclear Criticality Safety Control, which were followed by critical reviews of Special Committee on Nuclear Fuel Cycle and those of the Standard Committee, where both committees were established under the AESJ. In the criticality safety control applying burnup credit, both a reactivity decrease by fuel 公衆 審 burnup induced by reduction in fissile material and accumulation of fission products, and also a reactivity change in nuclide composition of spent fuel during the cooling time are taken into account. By introducing above application, one can reasonably design and operate new facilities handling spent fuel assemblies corresponding a reactivity of spent fuel, or one can handle fuel assemblies with higher initial enrichment even when the facilities were already designed assuming fresh fuels in a lower initial enrichment. As a higher initial enrichment has a merit in reducing the amount of spent fuels, it is very likely that this trend continues in the future. Therefore, application of burnup credit in nuclear criticality safety is becoming more effective. In foreign countries, application of burnup credit has been considered especially in transportation and storage of spent fuel. The application has proceeded in two phases. The first phase of burnup credit considers reduction in 235U, production of 239 Pu and changes in other actinides, but it does not consider neutron absorption effect of fission products, as a safety side treatment. The first phase of burnup credit has been applied to existing facilities worldwide and also to the Rokkasho Reprocessing Plant in Japan. The second phase of burnup credit considers not only changes in actinides but also neutron absorption effect of fission products. Application of burnup credit in the second phase to the facilities in foreign countries has been very limited so far; however, international studies have been proceeding with accuracy evaluation of accumulation of fission products produced by fuel burnup and reaction cross sections of fission product nuclides. In reflecting on such studies, an application of burnup credit taking into account of fission products was admitted in the U.S.A in September 2012 to transport and storage casks, a detail of which will be reported in 2nd Chapter of of the Explanation: The Situation of Burnup Credit Adoption in the World. In considering the fore-mentioned domestic and world-wide situations, it is believed that burnup credit in AESJ-SC-XXX：201X the second phase will be applied to facilities treating spent fuels in the near future. In 査 considering the above-mentioned worldwide tendency in adopting the burnup credit, it should have profound significance in establishing this Standard. The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) published more than 40 Standards. of them were in the field of nuclear power reactors or radioactive wastes. Many The Standards of the AESJ that are applicable to fuel reprocessing plants should have an importance as well as the Standards that are applicable other fields. The only related AESJ Standard published is Basic Items of Criticality Safety Control: 2004, which prescribes basic ideas, requirements and methods on nuclear criticality safety controls of 公衆 審 facilities handling with nuclear fuel materials in general for preventing a nuclear criticality accident. However, it does not include any specific procedures for adopting burnup credit. Therefore, this Standard is established as the first Standard for fuel reprocessing plants, which clarifies the specific procedures to apply burnup credit to designers, operators, maintenance persons and administrators. As the procedures assuming fresh fuels are already well known, this Standard focuses on additional procedures that accompany introducing burnup credit, such as establishment of nuclide composition of spent fuel at the design stage and the requirements for procedures in confirming spent fuel at the operation stage. 制定：201*年*月**日 この標準についての意見又は質問は，一般社団法人日本原子力学会事務局標準委員会担当 （〒105-0004 東京都港区新橋2-3-7 TEL 03-3508-1263）にご連絡ください。 免責条項 査 AESJ-SC-XXX：201X この標準は，審議の公正，中立，透明性を確保することを基本方針とした標準委員会規約 にしたがって，所属業種のバランスに配慮して選出された委員で構成された委員会にて，専 門知識および関心を有する人々が参加できるように配慮しながら審議され，さらにその草案 に対して産業界，学界，規制当局を含め広く社会から意見を求める公衆審査の手続きを経て 制定されました。 一般社団法人日本原子力学会は，この標準に関する説明責任を有しますが，この標準に基 づく設備の建設，維持，廃止などの活動に起因する損害に対しては責任を有しません。また， この標準に関連して主張される特許権および著作権の有効性を判断する責任もそれらの利用 公衆 審 によって生じた特許権や著作権の侵害に係る損害賠償請求に応ずる責任もありません。そう した責任は全てこの標準の利用者にあります。 なお，この標準の審議に規制当局，産業界の委員が参加していますが，このことはこの標 準が規制当局および産業界によって承認されたことを意味するものではありません。 Disclaimer This standard was developed and approved by the Standards Committee of AESJ in accordance with the Standards Committee Rules, which assure fairness, impartiality and transparency in the process of deliberating on a standard. The Committee was composed of individuals who were competent or interested in the subject and elected, keeping the balance of organizations they belong as specified in the Rules, although any interested person was provided the opportunity to participate in the deliberation. Furthermore, the standard proposed by the Committee was made available for public review and comment, providing an opportunity for additional input from industry, academia, regulatory agencies and the public-at-large. AESJ accepts responsibility for interpreting this standard but does not accept responsibility for detriment caused by any actions based on this standard during construction, operation or decommissioning of facilities. AESJ does not endorse or approve any item, construction, device or activity based on this standard. In addition, AESJ does not take any position with respect to the validity of any patent right or copyright claimed in relation to any items mentioned in this document, nor assume any liability for the infringement of patent right or copyright resulting from the use of this standard. The risk of infringement of such rights is entirely the users’ responsibility. Participation by regulatory agency representative(s),and by industry-affiliated representative(s) or person(s),is not to be interpreted that government or industry has endorsed this standard. AESJ-SC-XXX：201X 査 著作権 文書による出版者の事前了解なしに,この標準のいかなる形の複写・転載も行ってはなりま せん。 この標準の著作権は,全て一般社団法人日本原子力学会に帰属します。 Copyright No part of this document may be reproduced in any form, without the prior written permission of the publisher. 公衆 審 Copyright ©201* Atomic Energy Society of Japan All Right Reserved AESJ-SC-XXX：201X 査 一般社団法人日本原子力学会における原子力標準の策定について 公衆 審 制定後修正 201＊年＊月 標準委員会 委員長 宮野 廣 AESJ-SC-XXX：201X 査 原子燃料サイクル専門部会の活動について 公衆 審 制定後修正 201＊年＊月 標準委員会 原子燃料サイクル専門部会 部会長 有冨 正憲 AESJ-SC-XXX：201X 一般社団法人 日本原子力学会 査 標準委員会,専門部会,分科会,作業会,委員名簿 標準委員会 （順不同,敬称略） （201*年○月○日現在） 制定後修正 宮野 廣 法政大学 副委員長 関村 直人 東京大学 委員 岡本 太志 富士電機システムズ(株) 副委員長 有冨 正憲 東京工業大学 委員 谷本 亮二 三菱マテリアル（株） 幹事 岡本 孝司 東京大学 委員 常松 睦生 原子燃料工業(株) 幹事 山口 彰 大阪大学 委員 林 大作 日揮(株) 委員 井口 哲夫 名古屋大学 委員 青柳 春樹 日本原燃(株) 委員 岩田 修一 東京大学 委員 姉川 尚史 東京電力（株） 委員 小原 徹 東京工業大学 委員 鶴来 俊弘 中部電力(株) 委員 西脇 由弘 東京大学 委員 水繰 浩一 九州電力(株) 委員 三枝 利有 一般財団法人電力中央研究所 委員 千種 直樹 関西電力(株) 委員 中井 良大 (独)日本原子力研究開発機構 委員 牧 委員 本間 俊充 (独)日本原子力研究開発機構 委員 古川 雄二 三菱重工業(株) 委員 加藤 正美 (独)原子力安全基盤機構 委員 津山 雅樹 一般社団法人日本電機工業会 委員 伊藤 裕之 一般社団法人日本原子力技 委員 谷川 尚司 日立GEニュークリア 公衆 審 委員長 ・エナジー(株) 旧委員 常時参加者 慎一郎 委員 西岡 委員 喜多尾 周二 憲助 経済産業省 原子力安全・保安院 術協会 日本原子力保険プール ISO/TC85･IEC/TC45 国内委員会 AESJ-SC-XXX：201X 査 原子燃料サイクル専門部会 （順不同,敬称略） （201*年○月○日現在） 制定後修正 有冨 正憲 東京工業大学 副部会長 川西 基 一般財団法人電力中央研究所 委員 浦上 学 公衆 審 部会長 関西電力(株) 幹事 加藤 和之 電気事業連合会 委員 仲神 元順 中部電力(株) 委員 長﨑 晋也 東京大学 委員 平井 輝幸 電気事業連合会 委員 中島 健 京都大学 委員 丸岡 邦男 (独)原子力安全基盤機構 委員 内山 軍蔵 (独)日本原子力研究開発機構 委員 重入 義治 国土交通省 委員 川上 泰 公益財団法人原子力安全研究 委員 川村 竜児 経済産業省 協会 邦明 原子力安全・保安院 委員 高橋 委員 大久保 委員 金木 宏明 日揮(株) 委員 柳原 敏 福井大学 委員 天野 裕之 三菱マテリアル(株) 委員 木倉 宏成 東京工業大学 委員 坂下 章 三菱重工業(株) 委員 新堀 雄一 東北大学 委員 小畑 政道 (株)東芝 委員 藤田 智成 一般財団法人電力中央研究所 委員 深澤 哲生 日立GEニュークリア 委員 山本 正史 公益財団法人原子力環境整備促 和俊 (独)日本原子力研究開発機構 海事局 常時参加者 仙波 毅 原子燃料工業(株) ・エナジー 旧委員 委員 一般社団法人日本原子力技術協 会 進・資金管理センター AESJ-SC-XXX：201X 臨界安全管理分科会 査 （順不同,敬称略） （2013年5月8日現在） 主査 中島 健 京都大学 副主査 奥野 浩 (独)日本原子力研究開発機構 幹事 板原 國幸 日本原燃(株) 委員 浅見 光史 (独)海上技術安全研究所 委員 岩田 豊 日立GEニュークリア 砂田 英行 九州電力(株) 委員 外池 幸太郎 (独)日本原子力研究開発機構 委員 富田 邦裕 東京電力(株) 委員 長野 浩明 原子燃料工業(株) 委員 広瀬 誠 原燃輸送(株) 公衆 審 ・エナジー(株) 委員 委員 金子 純一 北海道大学 委員 丸岡 邦男 (独)原子力安全基盤機構 委員 亀山 高範 東海大学 委員 三澤 毅 京都大学 委員 熊埜御堂 宏徳 (株)東芝 委員 山口 正男 (独)原子力安全基盤機構 委員 坂下 毅一郎 三菱重工業(株) 委員 山本 章夫 名古屋大学 委員 須藤 俊幸 (独)日本原子力研究開発機構 旧委員 山崎 正俊（原子燃料工業(株)） 常時参加者 池田 整（一般社団法人原子力安全推進協会）,海老原 賢也（(独)日本原子力研究開発機構），竹下 日本原子力研究開発機構）,名内 司（東京都市大学）,横山 雅典（原燃輸送(株)）,小田中 哲郎（(株)東芝）,田所 滋（(株)東芝）, 須山 孝広（(株)日立製作所）,田中 泰志（一般財団法人電力中央研究所）,橋角 武（(独)原子力安全基盤機構） 制定後修正 真（(独) 賢亜（日本原燃(株)）,三橋 偉 AESJ-SC-XXX：201X 査 燃焼度クレジット作業会 （順不同,敬称略） （2013年4月12日現在） 主査 坂下 毅一郎 三菱重工業(株) 副主査 山口 正男 (独)原子力安全基盤機構 幹事 板原 國幸 日本原燃(株) 委員 岩田 豊 日立GEニュークリア 竹下 哲郎 (株)東芝 委員 長野 浩明 原子燃料工業(株) 委員 橋角 賢亜 日本原燃(株) 委員 三橋 偉司 東京都市大学 公衆 審 ・エナジー(株) 委員 委員 熊埜御堂 宏徳 (株)東芝 旧委員 山崎 正俊（原子燃料工業(株)） 常時参加者 制定後修正 AESJ-SC-XXX：201X 査 標準の利用に当たって 標準は対象とする技術，活動又は結果の仕様についての関係者のコンセンサスを規定して いるものです。標準にはこうあるべきという義務的事項の他,こうあってもよいとして合意さ れた非義務的な事項も含まれています。しかし,標準は,対象としている技術,活動又は結果の 仕様について,規定している以外のものを排除するものではありません。また,標準が規定の ために引用している他規格・標準は,記載された年度版のものに限定されます。標準は全体と して利用されることを前提に作成されており,公式な解釈は標準委員会が行います。標準委員 会はそれ以外の解釈については責任を持ちません。標準を使用するに当たってはこれらのこ とを踏まえて下さい。 公衆 審 なお,標準委員会では,技術の進歩に対応するため,定期的に標準を見直しています。利用に 当たっては,標準が最新版であることを確認して下さい。 AESJ-SC-XXX：201X 査 目 次 ページ 序文 ............................................................................ 1 1 適用範囲 .................................................................... 1 2 引用規格 .................................................................... 1 3 定義 ........................................................................ 1 4 燃焼度クレジット適用手順に対する基本的要求事項 .............................. 4 再処理施設安全審査指針の要求 ...................................................................................... 4 4.2 臨界安全設計の基本的要求 .................................................... 4 公衆 審 4.1 4.3 5 運転管理の基本的要求 ........................................................ 4 燃焼度クレジット適用手順に対する要求事項 ................................................................... 4 5.1 臨界安全設計 ................................................................ 4 5.2 運転管理 .................................................................... 7 附属書 A（参考）燃焼度クレジットに用いる計算コードの精度評価について ............ 12 附属書 B（参考）固定式可燃性中性子吸収材の考慮について .......................... 26 附属書 C（参考）再処理施設の施設及び設備における燃焼度クレジットの適用について .. 32 附属書 D（参考）使用済燃料受入れ貯蔵施設の臨界安全設計例 ....................... 39 附属書 E（参考）溶解槽の臨界安全設計例.......................................... 46 附属書 F（参考）燃焼度計測装置による測定評価 .................................... 55 附属書 G（参考）スキャン式燃焼度計測装置の機能 ................................. 69 解説 ........................................................................... 73 1 AESJ-SC-XXX：201X 再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順 査 Procedures for applying Burnup Credit to Criticality Safety Control of a Reprocessing Facility 序文 この標準は，再処理施設の臨界安全管理に，燃焼度クレジットを適用する場合の手順を 規定することにより施設の臨界防止に資することを目的としている。 1 適用範囲 この標準は，国内商用軽水炉（BWR，PWR）で使用されたウラン酸化物燃料の使用済 公衆 審 燃料集合体を対象として，再処理施設の使用済燃料貯蔵施設及び溶解槽の臨界安全管理に， 燃焼度クレジットを適用する場合の臨界安全設計及び燃焼度計測装置を使用する運転管理 に関わる手順を規定するものである。ただし，この標準は，合理性を有した他の方法を否 定するものではない。 2 引用規格 次に掲げる規格及び標準は，この標準に引用されることによって，この標準の規定の一 部を構成する。これらの引用規格のうちで，西暦年を付記してあるものは，記載の年の版 を適用し，その後の改訂版（追補を含む。）は適用しない。 なお，引用規格とこの標準の規定に相違がある場合には，この標準の規定を優先する。 JIS Z 4001 : 1999 原子力用語 AESJ-SC-F004 : 2004 臨界安全管理の基本事項 : 2004 3 定義 この標準で用いる主な用語の定義は，JIS Z 4001:1999に基づく。特に，燃焼度クレジッ トに関連する主な用語の定義を次に示す。 3.1 アクチニド核種 原子番号90から103に至る元素の同位体の総称。 3.2 核種組成 燃料中の核種の存在割合。 注記 存在割合すなわち組成は，体積当たり又は質量当たりの各同位体の原子個数又 は質量で表される場合と，原子個数割合又は質量割合で表される場合がある。 2 AESJ-SC-XXX：201X 核的制限値 査 3.3 体系の未臨界を確保するために設定する値であり，直接計量可能な，又は間接的に管理 可能な値。 3.4 核分裂生成物 核分裂によって生成する核種，その後起こる中性子吸収によって生成する核種及びこれ ら核種の放射性崩壊によって生成する核種の総称。 3.5 可燃性中性子吸収材 公衆 審 主に燃焼期間の初期において中性子吸収によって反応度を抑制するために，燃料棒中又 は燃料集合体の挿入物中に加えられる物質。 注記 燃料棒中に加えられる場合，着脱不可で固定式BP（Burnable Poison）という。 燃料集合体に挿入物として加えられる場合，着脱可能で挿入式BPという。 3.6 残留濃縮度 使用済燃料中に残る235Uの初期ウラン量に対する重量比。 3.7 照射後試験データ 燃焼計算コード（断面積ライブラリを含む）で計算される核種組成の精度評価を行うた めのデータであり，照射後燃料の化学的及び物理的試験で得られる核種組成，当該燃料の 照射履歴等の精度評価に必要なデータ。 3.8 多重化 同一の機能を有する同一の性質の系統又は機器を二つ以上持たせること。 3.9 多様化 同一の機能を有する異なる性質の系統又は機器を二つ以上持たせること。 3.10 燃焼計算 燃焼燃料の核種組成を求めるために実施される計算。 注記 冷却期間中の核種組成の変化を含む場合がある。 3.11 燃焼度 質量当たりの燃料から放出されたエネルギー。 注記 燃焼度は，一般に初期重元素（ウラン，プルトニウム等のアクチニド）1トン 3 AESJ-SC-XXX：201X あたり1 MW（又は1 GW）の一定出力が，１日続いたことに相当する1 MWd/t 査 （又は1 GWd/t）という単位で表記される。 なお，ウラン酸化物燃料の場合には，初期重元素がウランのみであるので，1 MWd/tUと記載されることもある。また，1 MWd/MTU（Metric Ton of Initial Uranium）と書かれることもある。 3.12 燃焼度クレジット 燃料の燃焼を考慮した臨界安全管理における中性子増倍率の低下分。 3.13 燃焼度計測装置 公衆 審 使用済燃料集合体の燃焼度及び残留濃縮度を測定評価するシステム。 注記 燃焼度計測装置は，放射線を測定する測定部と測定結果を基に燃焼度等を導出 する評価部より構成される。 3.14 燃焼度分布 燃料集合体における場所別燃焼度。 注記 軸方向燃焼度分布，水平方向燃焼度分布という呼び方がある。 3.15 反応度 体系が臨界からどの程度離れているかを示す量。 注記 対象となる体系の中性子増倍率が k のときの反応度ρは，ρ= (ｋ−1) / k で 表される。燃焼等により体系の状態が変化して，その結果中性子増倍率が変 化した場合，状態が変化する前の反応度ρ1 と変化後の反応度ρ2 の反応度の 差（ρ2−ρ1）が，負の場合，反応度が低下したなどと表現される。 3.16 臨界計算 燃料を含む施設及び設備の中性子増倍率を求める計算。 3.17 臨界実験ベンチマークデータ 臨界計算コード（断面積ライブラリを含む）の精度評価を行うための臨界実験データで あり，その体系が臨界を達成した時の燃料の核種組成，燃料配置，減速条件，反射条件等 の臨界計算に必要なデータ。 3.18 冷却期間 燃料の燃焼終了以降の期間。 注記 その期間の放射性物質の崩壊は，燃料の核種組成変化をもたらす。 4 AESJ-SC-XXX：201X 4 4.1 再処理施設安全審査指針の要求 査 燃焼度クレジット適用手順に対する基本的要求事項 臨界安全管理の基本は，技術的に想定されるいかなる場合でも，臨界を防止することで ある。再処理施設の臨界防止に関する基本事項は， “再処理施設安全審査指針（１）”の“指 針10．単一ユニットの臨界安全”及び“指針11．複数ユニットの臨界安全”に示されて いる。この標準は燃焼度クレジットの適用手順に対する要求事項を明確にする。概略の 手順を図1に示す。 なお，この標準は，これまで広く適用されてきた新燃料を想定する臨界安全管理を踏ま え，燃焼度クレジットを適用することによって新たに加えられる手順を明確にして，臨 界を防止する観点から，要求事項を規定する。具体的には，臨界安全管理のうち，燃焼 公衆 審 度クレジットの適用によって追加となる臨界安全設計と燃焼度計測装置を使用する運転 管理に関わる手順を規定する。 4.2 臨界安全設計の基本的要求 a) 燃焼計算に基づいて，使用済燃料の核種組成を評価する。評価においては，燃焼燃 料の反応度が高くなるよう保守的な燃焼条件とする。 b) 臨界計算で用いる核種組成は，中性子増倍率が高くなるよう保守的に設定する。 c) 臨界計算モデルは，中性子増倍率が高くなるよう施設及び設備の体系を設定する。 d） 核種組成を用い，臨界計算によって中性子増倍率を評価する。 e) 所定の中性子増倍率を満足する施設及び設備の仕様を決定するとともに，核種組成 に対応した初期濃縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留濃縮度を核的制限値に設定 する。 4.3 運転管理の基本的要求 a) 核的制限値の確認には，適切に設置された燃焼度計測装置を使用する。 b) 燃焼度計測装置は，適切に維持管理する。 c) 燃焼度計測装置による測定評価結果を核的制限値と比較する。 d) 使用済燃料集合体を取り扱う手順を定めて措置する。 5 燃焼度クレジット適用手順に対する要求事項 燃焼度クレジットを適用する臨界安全設計及び運転管理に関わる手順に対する要求事項 を示す。 5.1 臨界安全設計 以下では，燃焼度クレジットを適用することによって新たに加えられる手順に焦点を 当て，要求事項を規定する。 5.1.1 燃焼計算 a) 燃焼計算に用いる燃料集合体の仕様は燃焼前の仕様とする。この仕様は，施設及び 設備で取扱いが想定される燃料集合体のうち，核的制限値の初期濃縮度と燃焼度の 5 AESJ-SC-XXX：201X 組合せ及び／又は残留濃縮度において，燃焼燃料の反応度が最も高くなる仕様を選 査 定する。または，その反応度を上回るように燃料集合体仕様を設定する。 なお，仕様の設定においては，濃縮度等の製造公差を考慮する。 b) 燃焼条件に関するパラメータは，燃焼中の中性子スペクトルが硬くなるよう設定す る。 注記１ この設定によりプルトニウムの生成量は大きくなり，反応度が高くなる。 注記２ パラメータは，減速材温度，減速材密度，比出力，燃料温度，制御棒の 挿入状態，固定式BPの使用，挿入式BPの使用，BWR燃料については減 速材中のボイド率，PWR燃料については燃焼時の減速材中のほう素濃度， 及び炉停止期間であり，これらの効果を総合的に考慮して各パラメータ 公衆 審 の値を設定する。 c) 燃焼後の冷却期間は，施設及び設備の供用期間において使用済燃料集合体の反応度 が最も高くなる時点に設定する。 d) 燃焼計算コードは，信頼性の高いコードを選定する。 e) 燃焼計算コードによって算出された燃焼燃料の核種組成についての精度評価は，照 射後試験データを用いて行い，その結果を臨界計算に用いる核種組成の設定に反映 する。（附属書A参照） f) 燃焼計算に用いた燃料モデル及び燃焼条件が意図したとおりに設定され，計算コー ドのオプション等が適切に使用されていることを確認するとともに，計算結果が妥 当であることを確認する。 5.1.2 核種組成の設定 a) 中性子吸収核種は，施設及び設備の通常時及び技術的に想定される異常時において， 存在が保証される核種を選定する。 b) アクチニド核種は，反応断面積，濃度及び半減期を考慮して，反応度が高めになる よう，保守的に選定する。（附属書A参照） c) 核分裂生成物核種を中性子吸収核種として選定する場合は，燃料中に安定に存在す るとともに，核分裂生成物核種の蓄積量及び反応断面積に関わる検証状況を考慮し て，核種を選定する。また，施設及び設備の供用期間中において評価対象の燃料の 反応度が上昇することを防止する観点から，半減期の短い核種は選定から除外する。 （附属書A参照） d) 固定式BPを含有する燃料集合体に対して，固定式BPの中性子吸収核種を考慮する 場合は，設定する燃焼度において最大反応度を包絡する中性子吸収核種の組成を設 定する。（附属書B参照） e) 選定した核種に対する組成の精度評価結果を反映することによって，反応度が高め になるよう，保守的な組成を設定する。 f) 初期濃縮度と燃焼度の組合せを核的制限値に設定する場合，燃焼度を確認すれば 6 AESJ-SC-XXX：201X 個々の核種組成の確認は不要になるように，燃焼度に対応するウラン，プルトニウ 査 ム等の核種組成は，精度評価結果を反映して保守性が保証される値を設定する。ま た，残留濃縮度を核的制限値に設定する場合，残留濃縮度に対応するプルトニウム 等の核種組成は，精度評価結果を反映し，反応度が高めになるよう保守性が保証さ れる値を設定する。（附属書C参照） 5.1.3 臨界計算における燃料部のモデル化 a) 燃料部は，施設及び設備における燃料の取扱い状態及び燃料が取り得る状態を考慮 して，臨界計算で算出される中性子増倍率が高く評価されるように，燃料の配置， 燃料形状，減速条件等をモデル化する。燃料状態は，通常時及び技術的に想定され る異常時を考慮する。（附属書C，附属書D及び附属書E参照） 溶解槽においては，燃料せん断片は溶解するに従って燃料形状が変化するため，減 公衆 審 b) 速状態及び非均質性が変化することをモデル化において考慮する。（附属書E参照） 5.1.4 燃料部における燃焼度分布の考慮 a) 燃料集合体は，燃焼度分布を有することを，燃料部の核種組成の設定において考慮 する。（附属書C，附属書D及び附属書E参照） b) 燃焼度分布に対する核種組成の設定においては，制御棒挿入効果を考慮する。 c) 軸方向の燃焼度分布が一様である核種組成を設定する場合は，前項の制御棒挿入効 果を考慮するともに，燃料集合体上下端部の燃焼度が低いこと，特に上端部の燃焼 度が低いことを考慮して，これらの影響を包括するように，中性子増倍率が高く評 価されるよう保守的に設定する。 d) 燃料集合体水平方向の低燃焼度面同士が対面する配置は，体系の大きさによっては， 反応度を高くすることを考慮する。 5.1.5 臨界計算における構造部のモデル化 a) 施設及び設備の幾何学的形状の簡略化，構造材による中性子吸収，構造材の腐食等 は，臨界計算で算出される中性子増倍率が大きく評価されるよう保守的に設定する。 また，施設及び設備が設置される周辺環境を考慮して適切な中性子反射条件を設定 する。（附属書D及び附属書E参照） b) 構造部の体系の設定においては，材料組成及び寸法に対して，公差を保守側に考慮 する。この場合，公差を直接モデル化に反映するか，又は公差の中性子増倍率への 影響を別途評価し，臨界計算の中性子増倍率に反映する。 5.1.6 臨界計算 a) 臨界計算コードは，信頼性の高いコードを選定する。 b) 選定した臨界計算コードの精度評価は，設計対象の施設及び設備と類似の体系及び 燃料組成で構成される臨界実験ベンチマークデータを用いて行う。その結果，中性 子増倍率が1より低くなった場合には，中性子増倍率の平均誤差及び不確かさを評価 して，中性子増倍率が1より高くなるよう補正値を定める。補正値を臨界計算で求め 7 AESJ-SC-XXX：201X られる中性子増倍率に加算した結果は，所定の中性子増倍率以下となるよう施設及 (２）(３） 。選定した臨界計算コードに対する精度評価が既に 査 び設備の仕様に反映する 行われ，推定臨界下限増倍率が求められている場合又は十分な使用実績のある臨界 計算コードを用いる場合には，臨界計算コードによって算出される中性子増倍率自 体を，所定の値以下にする c) (４）(５） 。（附属書A参照） 臨界計算に用いたモデルに燃料体系，燃料の核種組成，施設及び設備の構造体系が 意図したとおりに設定され，計算コードオプションが適切に使用されていることを 確認する。また，計算結果が妥当であることを確認する。 5.1.7 a) 核的制限値の設定 通常時及び技術的に想定される異常時に対して，所定の中性子増倍率を満足するよ 公衆 審 う施設及び設備の仕様を決定し，核的制限値を設定する。 b) 臨界計算に用いた核種組成に対応する初期濃縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留 濃縮度を，燃焼度計測装置によって測定評価する核的制限値に設定する。 なお，溶解槽に対しては，反応度が高い燃料を取り扱うことができるよう，中性 子吸収材を使用すること，及び／又は溶解槽に装荷する燃料重量を制限することを， 核的制限値として設定することがある。（附属書C，附属書D及び附属書E参照） c) 施設及び設備において取り扱う燃料集合体仕様が複数存在する場合，これらの使用 済燃料集合体を確実に区別して取り扱うことができる場合に限り，異なる仕様の燃 料集合体に異なる核的制限値を設定することができる。 5.2 運転管理 以下では，核的制限値の確認のため，燃焼度計測装置による使用済燃料の測定評価等 に関する要求事項を規定する。 5.2.1 a) 燃焼度計測装置の設置 使用済燃料集合体の受入れにおいて，管理する核的制限値及び管理方法を明確にす る。 b) 施設及び設備への使用済燃料の誤搬入防止のため，使用済燃料集合体番号の確認に 加えて，核的制限値として管理する燃料集合体所定部位の燃焼度及び／又は残留濃 縮度は，燃焼度計測装置によって測定評価する。（附属書F及び附属書G参照） c) 燃焼度計測装置による測定評価前の工程においては，燃料の受入れ判定が実施され ていないため，搬入される可能性のある最大反応度の燃料集合体に対して，所定の 中性子増倍率以下になるよう施設及び設備の仕様を決定する。 d) 燃焼度計測装置は，燃焼度クレジットを適用する施設及び設備に使用済燃料集合体 を搬入する前に，測定評価が実施できる場所に設置する。 e) 燃焼度計測装置は，燃料集合体所定部位の燃焼度及び／又は残留濃縮度の測定評価 ができる仕様とする。（附属書F及び附属書G参照） f) 燃焼度計測装置は，要求される計測精度及び信頼性を考慮した検出器構成及び装置 8 AESJ-SC-XXX：201X 構成とし，必要に応じて測定方法を多重化又は多様化する。 燃焼度計測装置は，設置場所の環境下において適切かつ確実に作動するよう，検出 査 g) 器に対しては，必要な場合，その種類に応じて適切な温度及び湿度が実現するよう 措置する。 5.2.2 a) 燃焼度計測装置の管理 燃焼度計測装置による適切な測定評価が継続的に実施できるよう，燃焼度計測装置 の管理手順を明確にする。 b) 燃焼度計測装置は，測定評価の運用を開始する前に使用済燃料集合体，標準線源等 で校正を行い，運用開始後においては定期的に校正する。また，必要に応じて再調 整を行う。 燃焼度計測装置は，校正の実施時期，校正結果の記録等によって校正の状態を関係 公衆 審 c) 者に対して明確に示す。 d) 燃焼度計測装置は，測定した結果が無効になるような操作ができないようにする。 結果が無効になる操作とは，検出器の変更，校正及び感度の調整の変更である。こ の保護は，測定器へのアクセス制限，校正変更操作へのパスワード設定等によって なされてもよい。 e) 燃焼度計測装置は，取扱い，保守及び保管において損傷及び劣化しないように，専 用の設置場所に設置し，物理的に保護する。 f) 燃焼度計測装置が上記事項を満たさず，適切に測定評価していないことが判明した 場合には，燃焼度計測装置でそれまでに測定評価した結果の妥当性の評価等を実施 する。また，不適切な測定評価が再発しないよう処置する。 g) 燃焼度計測装置による測定評価結果は，燃料集合体番号及び貯蔵場所等と対応付け を行って記録し，保管する。 h) 燃焼度計測装置の測定評価に使用するコンピュータソフトウェアは，意図した測定 評価が実施されることを燃焼度計測装置の運用開始前に確認する。また，必要に応 じて再確認を行う。 5.2.3 a) 燃焼度計測装置による測定評価 燃焼度計測装置による測定評価及び使用済燃料集合体の取扱いは，核的制限値を確 実に遵守できる手順を明確にして実施する。 b) 燃焼度計測装置による測定評価誤差を明確にして，測定評価結果に考慮する。 c) 使用済燃料集合体は手順に従って燃焼度計測装置に移送し，所定部位の燃焼度及び ／又は残留濃縮度を測定評価する。 5.2.4 a) 使用済燃料貯蔵施設に対する使用済燃料集合体の措置 燃焼度計測装置による燃料集合体平均残留濃縮度等の測定結果を核的制限値と比較 して，使用済燃料貯蔵施設への受入れ可否を決定する。受入れ不可の燃料集合体は， 最大反応度を有する燃料集合体を取り扱うことができる所定の場所で一時保管し 9 AESJ-SC-XXX：201X た後，適切に処置する。 （附属書C及び附属書D参照） 受け入れる使用済燃料集合体を識別して取違えなく所定の場所へ収納し，貯蔵管理 する。 査 b) 5.2.5 溶解槽に対する使用済燃料集合体の措置 a) 使用済燃料集合体の燃焼度計測装置による測定評価結果に基づいて，核的制限値と 比較して，溶解槽への可溶性中性子吸収材添加の要否，装荷する燃料せん断片重量 公衆 審 の決定等の手順を定め，手順に従って溶解する。（附属書C及び附属書E参照） 10 AESJ-SC-XXX：201X 査 燃料集合体仕様 燃焼計算 燃焼条件 臨 a) 界 安 全 核種組成算出 設 計 公衆 審 燃焼度又は残留濃縮度設定 核種組成の設定 臨界計算 施設及び設備体系のモデル化 中性子増倍率の評価 施設及び設備の仕様及び核的制限値の決定 核種組成に対応する核的制限値設定 核的制限値確認のための燃焼度計測装置の適切な設置 運 転 管 理 b) 燃焼度計測装置の管理 測定評価及びその結果に基づく措置 図1 − 燃焼度クレジットを適用する臨界安全管理の概略の手順 11 AESJ-SC-XXX：201X 参考文献 査 (1) “再処理施設安全審査指針”，原子力安全委員会，平成元年3月27日一部改定 (1989）． (2) Nuclear Criticality Safety in Operations with Fissionable Material Outside Reactors, ANSI/ANS-8.1-1998, American Nuclear Society (1998). (3) Criticality Safety Criteria for the Handling, Storage, and Transportation of LWR Fuel Outside Reactors, ANSI/ANS-8.17-2004, American Nuclear Society (2004). (4) “臨界安全ハンドブック”，科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編，にっかん書房 (1988). (5) “臨界安全ハンドブック第2版”，JAERI-1340，臨界安全性実験データ検討ワーキン 公衆 審 ググループ，日本原子力研究所 (1999). 12 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 A 査 （参考） 燃焼度クレジットに用いる計算コードの精度評価について 序文 この附属書は，本体に関連する事柄を説明するものであり，規定の一部ではない。また， 文献，データ及び取扱いは，掲載の範囲に限定するものではない。 A.1 概要 燃焼度クレジットを考慮する臨界安全設計においては，本文に述べるように臨界計算 公衆 審 コード及びその入力となる燃焼燃料の核種組成を計算する燃焼計算コードを使用するが， その使用に際しては，それぞれ下記の精度に関わる評価を行い，信頼性の高いことを確認 し，評価結果を適切に臨界安全設計へ反映することが必要である。 a) 燃焼計算コードの精度評価 燃焼計算コードの精度評価は，燃料の照射後試験（以下， PIE “Post Irradiation Examination”という。）データ（照射履歴，核種濃度測定値） の照射履歴及び燃料集合体仕様に基づく核種組成の計算値と，PIE データの核種濃度 測定値を比較することにより行う。 b) 臨界計算コードの精度評価 臨界計算コードの精度評価は，設計対象の燃料及び体系 に類似又は包絡する条件の複数の臨界実験について臨界計算を行い，中性子増倍率の 結果を比較することにより行うものであり，燃焼燃料の核種組成が対象となる点を除 いては，従来の新燃料を想定する場合と同じである。 以下において，精度評価の方法，評価に用いることができる公開データ，使用する計算 コードの精度評価結果の取扱い方及び現状の課題について述べる。 なお，公開のベンチマーク用文献の例を A.3 に述べるが，これ以外にも各機関が独自に 保有する非公開の PIE データ及び臨界実験データがあり，必要に応じて評価に追加，選択 する。 A.2 A.2.1 精度評価の方法 燃焼計算コードの精度評価 燃焼計算コードの精度評価は，臨界計算に考慮することとしたアクチニド核種及び核分 裂生成物（以下，FP “Fission Product”という。）核種を含むよう選択した複数の照射 後試験で測定された核種を対象として，PIE データの照射履歴に基づき，燃焼計算コード を用いてそれらの核種組成を計算し，その計算値と測定値との差異（平均誤差及び不確か さ）を評価することにより行う。 この評価に使用する照射後試験は，燃料仕様，燃焼度，冷却期間等の燃焼度クレジット 13 AESJ-SC-XXX：201X A.2.2 臨界計算コードの精度評価 査 への適用範囲を考慮して選定する。 臨界計算コードの精度評価は，まず評価対象施設の設備条件，取り扱う燃料仕様等の設 計条件を抽出整理し，次にそれらの条件を考慮して臨界実験を選択し，つづいて選択した 臨界実験についてベンチマーク計算を実施し，臨界実験結果と臨界計算結果との中性子増 倍率の差異（平均誤差及び不確かさ）を評価することにより行う。 この評価に使用する臨界実験は，燃料仕様，燃料の核種組成，体系等の燃焼度クレジッ トへの適用範囲を考慮して選定する。 A.3 精度評価用ベンチマークデータ 公衆 審 以下に，BWR 燃料及び PWR 燃料を対象とした燃焼計算コード及び臨界計算コードの 精度評価に適する公開のベンチマーク用文献の例とその概要を示す。 A.3.1 燃焼計算コードの精度評価用ベンチマークデータ 燃焼計算で求まるアクチニド核種， FP 核種の精度評価に用いる PIE データとして，こ こでは，公開された文献である旧日本原子力研究所による SFCOMPO（１）及び米国 NRC （United States Nuclear Regulatory Commission）によるレポート（２）を挙げる。現状 において FP 核種を含む豊富な PIE データは，これらに集約されている。米国 NRC によ るレポートでは，個々の詳細な PIE データは，引用文献を参照する必要はあるものの高燃 焼度燃料の PIE データを含む幅広い燃焼度に対応している。最近の動きとしては，照射後 試 験 を 計 算 コ ー ド の 精 度 評 価 に 使 用 す る こ と の 重 要 性 に つ い て OECD/NEA （Organisation for Economic Co-operation and Development / Nuclear Energy Agency） にて再認識され， 2006 年に新たな検討会が設置された。この新たな検討会では， SFCOMPO 作成以降に実施された照射後試験を SFCOMPO に追加する検討がなされ， 2011 年に OECD/NEA の報告書としてまとめられている（３）。 ここで，燃焼度クレジットの適用において選定候補となる核種は，今後共通して普及が 進められると考えられる OECD/NEA の検討グループにより選定された核種（４）の内，ア クチニド核種は，234U，235U，236U，238U，237Np，238Pu，239Pu，240Pu，241Pu，242Pu，241Am， 243 Am の 12 核種であり，FP 核種は，95Mo，99Tc，101Ru，103Rh，109Ag，133Cs，147Sm，149Sm， 150 Sm，151Sm，152Sm，143Nd，145Nd，153Eu，155Gd の 15 核種である。この OECD/NEA の 検討グループには，日本も参加し国際協力のもとで進められている。 なお，現在の国内の燃焼度クレジット導入ガイド原案（５）では，アクチニド核種につい ては，OECD/NEA 及び米国 NRC による核種から選定し，また，FP 核種については 10 核種程度を目安に選定しているが，各国においては，燃焼度クレジットの導入効果を最大 限向上させる取組みがなされており，今後の世界の潮流を見据えたものとして OECD/NEA の検討グループにより選定された上記の核種を選定の候補とした。このため， 以下では，候補とされている核種の SFCOMPO 及び米国 NRC によるレポートへの掲載の 14 AESJ-SC-XXX：201X 有無を主にまとめた。さらに，その他の掲載核種についても燃焼度クレジット以外の照射 た。 査 後試験の様々な分野の用途のために分析された実績の参考として表の右欄にまとめて示し 以下に SFCOMPO 及び米国 NRC によるレポートの概要を示す。 a) SFCOMPO “WWW を利用した核種組成データベースシステム SFCOMPO on WWW Ver.2”, JAERI-Data/Code 2001-020, JAERI, 2001（１） 旧日本原子力研究所において SFCOMPO として既存の PWR，BWR 燃料の PIE データを収集しデータベース化したものであり，現在は OECD/NEA に移管され， ホー ムページに公開されている（１）（http://www.oecd-nea.org/sfcompo/）。 公衆 審 国際的に使用できるデータベースに登録されている核種の掲載情報として，アクチ ニド核種を表 A.1 に，FP 核種を表 A.2 に示し，PIE データの濃縮度及び燃焼度の範 囲，さらにガドリニア入り燃料についてはガドリニア濃度を表 A.3 に示す。FP 核種 に関わる表 A.2 は，候補とした FP 核種の掲載が少ないことを示している。 b) 米国 NRC レポート “Uncertainties in Predicted Isotopic Compositions for High Burnup PWR Spent Nuclear Fuel”, NUREG/CR-7012, ORNL/TM-2010/41, January 2011（２） 臨界安全（燃焼度クレジット），炉物理，使用済燃料輸送・貯蔵，廃棄物管理など臨 界，炉心設計ならびに線源，崩壊熱に関して，燃焼計算コードの精度評価を行うため にデータベースとしてまとめられた文献である。個々の詳細な PIE データは，引用文 献を参照する必要はあるものの，PWR 使用済燃料を対象に，広範な燃料，燃焼度の PIE データを収集，評価し，まとめられている。これには，燃焼度クレジット，高燃 焼度燃料の燃焼組成の確認を目的とした ARIANE（Actinide Research in a Nuclear Element）プログラム，REBUS（Reactivity Tests for a Direct Evaluation of the Burnup Credit on Selected irradiated LWR fuel bundles）プログラム，MALIBU （MOX and UOX LWR Fuels Irradiated to High Burnup）プログラム，OCRWM （Office of Civilian Radioactive Waste Management Yucca Mountain Project）プロ グラム，CSN/ENUSA/ENRESA（Spanish safety council Consejo de Seguridad Nuclear , fuel vendor Empresa Nacional del Uranio, S.A., and research organization Empresa Nacional de Residuo Radioactivo）プログラムを網羅すると ともに，低燃焼度までをカバーする SFCOMPO，及び米国エネルギー省の OCRWM （Office of Civilian Radioactive Waste Management）で実施の使用済燃料の処分に 関わる YMP（Yucca Mountain Project）プログラムからデータを収集している。選 択された炉心とサンプルは，Three Mile Island 1（USA）[OCRWM プログラムより]， Calvert Cliffs 1（USA），Takahama-3（Japan） ［SFCOMPO プログラムより］，Gösgen （Switzerland） ［ARIANE，MALIBU プログラムより］，GKN II（Germany） ［REBUS 15 AESJ-SC-XXX：201X プログラムより］，Vandellós II（Spain）[CSN/ENUSA/ENRESA プログラムより] は，8∼79 GWd/t である。 査 の 6 炉心であり，サンプル数は，51 個である。235U 濃縮度は，2.6∼4.7 wt%，燃焼度 NRC レポートに掲載されている核種として，アクチニド核種を表 A.4 に，FP 核種 を表 A.5 に示し，PIE データの濃縮度及び燃焼度の範囲，さらにガドリニア入り燃料 のガドリニア濃度を表 A.6 に示す。表 A.4，表 A.5 に示すように，SFCOMPO に加え てその他の PIE データを追加していることから，SFCOMPO に比べ，候補としたア 公衆 審 クチニド核種及び FP 核種の掲載は，より充実している。 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 敦賀1号機 福島第一3号機（ウラン） 福島第一3号機（Gd） 福島第二2号機（ウラン） 福島第二2号機（Gd） BWR ○ ○ ○ ○ 玄海１号機 高浜3号機（ウラン） 高浜3号機（Gd） PWR H.B.Robinson-2 PWR ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ U ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 238 ○ ○ ○ ○ ○ ○ × × × × ○ ○ ○ × × × × × Np 237 Pu ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ × × ○ ○ ○ × × ○ ○ ○ 238 Pu ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ × ○ ○ ○ ○ 239 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ × ○ ○ ○ ○ Pu 240 Pu ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ × ○ ○ ○ ○ 241 Pu Am × ○ ○ ○ × × × × ○ 241 Am × × ○ ○ × × × × × 243 ｂ） Am,242Cm,244Cm～247Cm 242m Am,242Cm,244Cm～246Cm Pu,242Cm,244Cm 242m 236 その他の核種 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ × ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ × × × ○ ○ ○ ○ ○ ○ × 242 244 Cm Cm,244Cm～247Cm Cm 244 Cm, Am,242Cm,244Cm 242m Am, 242m Am, 242m Am, 242 Am,242Cm,244Cm 242 242m Am,242Cm,244Cm 242 査 ○ ○ ○ ○ × ○ ○ ○ ○ 242 その他の核種：燃焼度クレジット以外の照射後試験の様々な分野の用途のために分析された実績の参考として表の右欄に示す ｂ） U ○ 236 OECD/NEAの検討グループにより選定された，候補となるアクチニド核種 ａ） 注ａ）○：測定された核種，×：測定されていない核種 Calvert Cliffs-1 PWR PWR ○ ○ 美浜3号機 ○ PWR × Trino Vercellese ○ ○ ○ PWR ○ Monticello（Gd） × ○ Monticello（ウラン） ○ ○ Obrigheim ○ Cooper ○ PWR BWR BWR BWR BWR ○ ○ JPDR‐I ○ BWR × Gundremmingen U 235 BWR U 公衆 審 234 炉心名 炉型 表 A.1 − SFCOMPO のアクチニド核種の候補掲載状況(4) 16 AESJ-SC-XXX：201X × × 敦賀1号機 福島第一3号機（ウラン） BWR 高浜3号機（ウラン） H.B.Robinson-2 PWR × × × × ○ ○ × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × Rh × × × × × × × × × × × × × × × × × × 103 Ag × × × × × × × × × × × × × × × × × × 109 × × × × × × × × × × × × × × × × × Sm × × × ○ × × × × × × ○ ○ ○ × × × × × 147 Sm × × × ○ × × × × × × ○ ○ ○ × × × × × 149 Sm × × × ○ × × × × × × ○ ○ ○ × × × × × 150 Sm × × × ○ × × × × × × ○ ○ ○ × × × × × 151 Sm × × × ○ × × × × × × ○ ○ ○ × × × × × 152 ａ） Nd × × ○ ○ ○ ○ × × × × ○ ○ ○ × × × ○ × 143 Nd × × ○ ○ ○ ○ × × × × ○ ○ ○ × × × ○ × 145 Eu × × × × × × × × × × × × × × × × × × 153 Gd × × × × × × × × × × × × × × × × × × 155 154 144 Nd, 146 Nd, 148 Nd, ｂ） 150 Nd 134 137 144 154 125 134 144 154 Nd, Kr, Xe 137 148 Ru, Sb, Cs, Cs, Ce, Eu, Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm,Kr,Xe Ru,125Sb,134Cs,137Cs,154Eu, 146 148 150 Nd, Nd, Nd, Nd, Kr, Xe Cs 137 90 Se, Sr, 142 134 137 144 154 126 Sn, 135 Cs, 137 Cs Ru, Sb, Cs, Cs, Ce, Eu, Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm 106 125 Ru,125Sb,134Cs,137Cs,144Ce,154Eu, Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm 142 106 144 106 144 79 154 査 137 106 Cs, Cs, Eu, 134 Cs,137Cs,154Eu,148Nd, Kr, Xe 134 Se,90Sr,126Sn,135Cs,137Cs 142 Ru, Sb, Cs, Cs, Ce, Eu, Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm 106 125 Ru,134Cs,137Cs,144Ce,154Eu, 144 146 148 150 148 154 Nd, Nd, Nd, Nd, Nd, Sm, Sm 142 106 79 137 Cs, Cs, Eu, 134 Cs,137Cs,154Eu,148Nd, Kr, Xe 134 その他の核種 その他の核種：燃焼度クレジット以外の照射後試験の様々な分野の用途のために分析された実績の参考として表の右欄に示す ｂ） Cs × 133 OECD/NEAの検討グループにより選定された，候補となるFP核種 注ａ）○：測定された核種，×：測定されていない核種 Calvert Cliffs-1 PWR 高浜3号機（Gd） × × 玄海１号機 PWR PWR × × 美浜3号機 × PWR × Trino Vercellese × PWR × × × ○ × Obrigheim × × Monticello（ウラン） Monticello（Gd） × Cooper × × × 福島第二2号機（ウラン） 福島第二2号機（Gd） × × × 福島第一3号機（Gd） × PWR BWR BWR BWR BWR × × JPDR‐I BWR × Ru 101 公衆 審 × Tc Gundremmingen Mo 99 BWR 95 炉心名 炉型 表 A.2 − SFCOMPO の FP 核種の候補掲載状況(4) 17 ： 201X AESJ-SC-XXX 18 AESJ-SC-XXX：201X 炉型 炉心名 査 表 A.3 − SFCOMPO に登録の PIE データ一覧 初期ウラン ガドリニア 濃縮度 濃度ａ) ［wt%］ [wt%] 2.5 ― 14.4∼27.4 2.6 ― 2.2∼7.2 1.8 ― 8.6∼27.7 1.5∼3.0 ― 5.0∼33.6 3.9 ― 4.2∼44.0 3.4 4.5 7.2∼37.4 7×7 2.9 ― 17.8∼33.9 8×8 1.5∼2.9 ― 32.7∼58.7 8×8 2.9 1.5 38.5∼51.7 燃料棒 配列 BWR Gundremmingen 6×6 BWR JPDR‐I 6×6 BWR 敦賀 1 号機 7×7 BWR 福島第一 3 号機 8×8 BWR 福島第二 2 号機 8×8 公衆 審 8×8 燃焼度 [GWd/t] BWR Cooper BWR Monticello PWR Obrigheim 14×14 2.8∼3.0 ― 15.6∼36.9 PWR Trino Vercellese 15×15 2.7∼3.9 ― 3.4∼26.9 PWR 美浜 3 号機 15×15 3.2 ― 6.9∼34.1 PWR 玄海１号機 14×14 3.4 ― 38.1, 38.7 PWR 高浜 3 号機 17×17 4.1 ― 14.3∼47.3 17×17 2.6 6 7.8∼28.9 PWR Calvert Cliffs-1 14×14 2.5∼3.0 ― 18.7∼46.5 PWR H.B.Robinson-2 15×15 2.6 ― 16.0∼31.7 注ａ) ― ： ガドリニアを含まないウラン燃料を示す 公衆 審 ○ ○ 高浜3号機（Gd） ○ ○ ○ GKN-II Gösgen Vandellós II PWR PWR PWR ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ U 238 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ Np 237 Pu ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 238 Pu ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 239 Pu ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 240 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ Pu 241 Pu Am ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 241 Am ○ ○ ○ ○ ○ ○ × 243 245 244 Cm Cm Cm, 246 Cm Am,242Cm～246Cm 242m 244 Cm～ 242 Cm～ 242 Am,242Cm～245Cm 242m Am, 242m Am, 242m Am,242Cm～247Cm 242m その他の核種ｂ） 査 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 242 その他の核種：燃焼度クレジット以外の照射後試験の様々な分野の用途のために分析された実績の参考として表の右欄に示す ｂ） U ○ 236 OECD/NEAの検討グループにより選定された，候補となるアクチニド核種 ａ） 注ａ）○：測定された核種，×：測定されていない核種 ○ TMI‐1 PWR ○ ○ ○ 高浜3号機（ウラン） PWR ○ U ○ 235 Calvert Cliffs-1 U PWR 234 炉心名 炉型 表 A.4 − NUREG/CR-7012 のアクチニド核種の候補掲載状況(4) 19 ： 201X AESJ-SC-XXX GKN-II Gösgen Vandellós II PWR PWR PWR × ○ ○ ○ × ○ ○ ○ ○ × Ru × ○ ○ ○ × × × 101 Rh × ○ ○ ○ × × × 103 Ag × ○ ○ ○ × × × 109 ○ ○ ○ × × × ○ Cs 133 ○ ○ ○ ○ × ○ ○ Sm 147 Sm ○ ○ ○ ○ × ○ ○ 149 ○ ○ ○ ○ × ○ ○ Sm 150 ○ ○ ○ ○ × ○ ○ Sm 151 Sm ○ ○ ○ ○ × ○ ○ 152 Nd ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ 143 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ Nd 145 × × ○ Gd 155 ｂ） Ru,125Sb,134Cs,137Cs,144Ce, Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm, 154 Eu Ru,125Sb,134Cs,137Cs,144Ce, Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,154Eu Cs,137Cs,146Nd,148Nd,150Nd,151Eu, Eu,155Eu 134 142 106 142 106 148 Sr,134Cs,135Cs,137Cs,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd, Sm,154Sm,151Eu,154Eu,155Eu, 154 Gd,156Gd,158Gd,160Gd 90 その他の核種 ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ Cs,135Cs,137Cs,144Ce, Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm, 154 Eu,155Eu Sr,106Ru,125Sb,134Cs,135Cs,137Cs, Ce,142Nd,144Nd,146Nd,148Nd,150Nd,147Pm, 148 Sm,154Sm,151Eu,154Eu,155Eu Ru,134Cs,135Cs,137Cs,140Ce,142Ce,144Ce, Nd,146Nd,148Nd,150Nd,148Sm,154Sm, 154 Eu,155Eu,154Gd,156Gd,158Gd,160Gd 142 106 144 90 142 134 154 査 × × ○ Eu 153 その他の核種：燃焼度クレジット以外の照射後試験の様々な分野の用途のために分析された実績の参考として表の右欄に示す ｂ） 注ａ）○：測定された核種，×：測定されていない核種 TMI-1 PWR 高浜3号機（Gd） × × 高浜3号機（ウラン） PWR ○ Tc × 99 Calvert Cliffs-1 Mo PWR 95 炉心名 炉型 公衆 審 OECD/NEAの検討グループにより選定された，候補となるFP核種ａ） 表 A.5 − NUREG/CR-7012 の FP 核種の候補掲載状況(4) 20 AESJ-SC-XXX：201X 21 AESJ-SC-XXX：201X 炉型 炉心名 燃料配列 PWR Calvert Cliffs-1 14×14 PWR 高浜 3 号機 PWR TMI‐1 15×15 PWR GKN-II 18×18 PWR Gösgen 15×15 PWR Vandellós II 17×17 17×17 初期ウラン ガドリニア 濃縮度 濃度ａ) [wt%] [wt%] 3.0 ― 27.4∼44.3 4.1 ― 14.3∼47.3 2.6 6 7.8∼28.9 4.0∼4.7 ― 22.8∼55.7 3.8 ― 54.1 3.5∼4.3 ― 31.1∼70.3 4.5 ― 42.5∼78.3 公衆 審 17×17 査 表 A.6 − NUREG/CR-7012 に掲載の PIE データ一覧 注ａ) ― ： ガドリニアを含まないウラン燃料を示す 燃焼度 [GWd/t] 22 AESJ-SC-XXX：201X A.3.2 臨界計算コードの精度評価用ベンチマークデータ 査 精度評価に用いるための公開されている臨界安全ベンチマーク実験データとして， OECD/NEA の 国 際 臨 界 安 全 ベ ン チ マ ー ク 評 価 プ ロ ジ ェ ク ト （ 以 下 ， ICSBEP “International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project”という。）で収集・評 価され，1995 年から定期的にデータが拡充されている下記のハンドブックを使用すること が一般的である。 a) ICSBEP “International Handbook of Evaluated Criticality Experiments”, OECD/NEA, December 2012 Edition. Safety Benchmark （６） 国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトにおいて収集・評価された臨界安全ベ 公衆 審 ンチマーク実験をまとめたハンドブックであり，以下のようなパラメータの範囲を網 羅したデータが含まれる。本ハンドブックには，臨界安全ベンチマーク実験と称する ように，臨界計算コードの精度評価に主に使用されている臨界実験に関わるデータの ほか，未臨界体系における実験データも掲載されている。 1) 燃料条件 ・ウラン燃料：LEU (235U≦10 wt%) IEU (10 wt%＜ 235 ：Low Enriched Uranium Systems U≦60 wt%)：Intermediate and Mixed Enrichment Uranium Systems HEU (60 wt%＜ 235 U) ：Highly Enriched Uranium Systems ・MOX 燃料 ・燃料形態：金属，合金，粉末，溶液 ・中性子スペクトル：減速材対燃料比（H/U 等）， 中性子エネルギー（熱，中速，高速）， EALF （ Energy of Average Neutron Lethargy causing Fission） 2) 体系に関わる条件 ・燃料領域 ：燃料棒配列体系，集合体配列体系，燃料溶液体系等 ・減速材，冷却材：軽水，ほう酸水，ポリエチレン等 ・被覆管 ：ジルコニウム合金，ステンレス等 ・中性子吸収材 ：燃料，減速材，冷却材等に使用するほう素，ガドリニウム等， 及びボロンアルミ等ほう素含有材等 ・反射体 ：鉄，水等 目的に適う臨界安全ベンチマーク実験を選択する利便性を高めるため，データベー スを用いた DICE ツールがハンドブックに同梱されており， 燃料，中性子スペクトル， 体系等の条件を指定して臨界安全ベンチマーク実験を容易に検索することができる。 23 AESJ-SC-XXX：201X A.4 精度評価と評価結果の取扱い 査 ベンチマークデータによる精度評価を行い，評価した結果は，使用する燃焼計算コード 及び臨界計算コードそれぞれについて平均誤差及び不確かさとしてまとめるとともに，以 下のように取り扱う。 A.4.1 燃焼計算コードの精度評価結果の取扱い 燃焼計算コードの精度評価結果の取扱いの基本は，臨界安全設計に考慮する各核種の精 度をそれぞれ安全側となるよう考慮することである。すなわち，得られた各核種の平均誤 差及び不確かさを基に，核分裂性核種は多くなるよう，中性子吸収核種は少なくなるよう， その最大誤差（信頼区間）を考慮する。例えば，サンプル数に応じて 95%信頼度，95%確 率の片側信頼係数を考慮するなどである（５）。 臨界計算コードの精度評価結果の取扱い 公衆 審 A.4.2 選定した臨界計算コードの精度評価を，設計対象の施設及び設備と類似の体系並びに燃 料の核種組成で構成される臨界実験ベンチマークデータにより行う。その結果，中性子増 倍率を低く評価する場合には，その差を施設及び設備の臨界計算で求められる中性子増倍 率に加算した結果を所定の中性子増倍率以下とする （７）（８） 。選定した臨界計算コードに 対する精度評価が既に行われ，推定臨界下限増倍率が求められている場合又は十分な使用 実績のある臨界計算コードを用いる場合には，臨界計算コードによって算出される中性子 増倍率自体を，所定の値以下にする（９）（１０）。 A.5 精度評価用ベンチマークデータの現状の課題 燃焼計算コード及び臨界計算コードの精度に関わる評価の方法と精度評価用ベンチマー クデータについて述べてきたが，以下に燃焼度クレジットに適用する場合の現状の精度評 価用ベンチマークデータの課題を示す。 a) 燃焼計算コード ・燃焼燃料組成の評価精度向上のためには，精度良い PIE データの取得とデータの充実 が期待される。 ・精度評価を行うパラメータの範囲を含む PIE データの追加が容易でない場合，また， 分析精度の向上が困難である場合に対して，代替として計算による手法など使用方法 が明瞭で適用が認められうる精度評価手段の開発が必要である。例えば，精度が確認 されている他の燃焼計算コードの計算値との比較（例．連続エネルギーモンテカルロ 計算による代替実験結果との比較）により燃焼計算コードの計算精度を代替として補 う方法が考えられる。 b) 臨界計算コード ・アクチニド核種の臨界実験データは豊富にあるが，FP 核種，生成量の少ないアクチ ニド核種について断面積データ及び同位体の精度確認のための臨界実験データが不足 している。 24 AESJ-SC-XXX：201X 験データの蓄積が必要である。 査 ・また，燃焼計算コードの精度評価も合わせて行うための使用済燃料を使用した臨界実 ・さらに，最近の中間貯蔵での乾式貯蔵容器のように乾燥雰囲気等の特殊な減速環境の ため，臨界実験が困難な体系に対する精度評価用データの充実が期待される。この点 について ICSBEP では，臨界安全ベンチマーク実験と称するように，臨界体系だけで なく，広く未臨界体系における実験データも登録されているが，臨界安全評価用ベン チマークデータとしての取扱いは，現時点では定まっていない。 今後，量的及び質的 なデータの充実が見込まれるが，データの登録状況に合わせて，ベンチマークデータ としての取扱いについて明確にしていく必要がある。 ・精度評価を行うパラメータの範囲を含む臨界実験データの追加が容易でない場合に対 公衆 審 して，代替として計算による手法など使用方法が明瞭で適用が認められうる評価手段 の開発が必要である。例えば，精度が確認されている他の臨界計算コードの計算値と の比較（例．連続エネルギーモンテカルロ計算による代替実験結果との比較）により 臨界計算コードの計算精度を代替として補う方法及び米国 ORNL にて一般化摂動論 をベースとしてベンチマークの不足する領域の検証の補助とすることを目的として検 討され，“Sensitivity and Uncertainty Analyses Applied to Criticality Safety Validation”としてまとめられた感度評価手法（１１）の適用が考えられる。 参考文献 (1) 査 25 AESJ-SC-XXX：201X 望月弘樹，須山賢也，野村靖，奥野浩，“WWW を利用した核種組成データベースシ ステム SFCOMPO on WWW Ver.2”，JAERI-Data/Code2001-020，日本原子力研究 所 (2001). 入手先：<http://www.oecd-nea.org/sfcompo/JAERI-Data-Code-2001-020.pdf.> (2) Uncertainties in Predicted Isotopic Compositions for High Burnup PWR Spent Nuclear Fuel, NUREG/CR-7012, U.S. Nuclear Regulatory Commision (2011). (3) Spent Nuclear Fuel Assay Data for Isotopic Validation State-of-the-art Report， NEA/NSC/WPNCS/DOC(2011)5, OECD/NEA (2011). Advances in Applications of Burnup Credit to Enhance 公衆 審 (4) Spent Fuel Transportation, Storage, Reprocessing and Disposition, Proceedings of a Technical Meeting held in London, 29 August – 2 Septmber, 2005, IAEA-TECDOC-1547, p.78 (2007). (5) “燃焼度クレジット導入ガイド原案”，JAERI-Tech 2001-055，燃料サイクル安全研 究委員会，日本原子力研究所 (2001). (6) International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, OECD/NEA December 2012 Edition. (7) Nuclear Criticality Safety in Operations with Fissionable Material Outside Reactors, ANSI/ANS-8.1-1998, American Nuclear Society (1998). (8) Criticality Safety Criteria for the Handling, Storage, and Transportation of LWR Fuel Outside Reactors, ANSI/ANS-8.17-2004, American Nuclear Society (2004). (9) “臨界安全ハンドブック”，科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編，にっかん書房 (1988). (10) “臨界安全ハンドブック第 2 版”，JAERI-1340，臨界安全性実験データ検討ワーキン ググループ，日本原子力研究所 (1999). (11) B.L.Broadhead, C.M.Hopper, R.L.Childs, C.V.Parks, Sensitivity and Uncertainty Analyses Applied to Criticality Safety Validation, NUREG/CR-6655, U.S. Nuclear Regulatory Commision (1999). 26 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 B 査 （参考） 固定式可燃性中性子吸収材の考慮について 序文 この附属書は，本体に関連する事柄を説明するものであり，規定の一部ではない。 B.1 概要 固定式可燃性中性子吸収材（以下， “固定式 BP”（Burnable Poison）という。）は，燃 焼期間の初期において，燃料集合体の反応度を抑制するために燃料棒内に添加される中性 公衆 審 子吸収材であるが，中性子スペクトルを硬くして，プルトニウムの生成量を大きくするた め，燃焼度クレジットにおいては，その影響を考慮する必要がある。 一方，今後の軽水炉燃料は，使用済燃料集合体発生量の減少等の観点から，初期濃縮度 が上昇するとともに，燃焼期間初期の反応度の抑制のため，全ての燃料集合体に固定式 BP が採用されることが想定される。このように全ての燃料集合体に固定式 BP が採用される 場合には，固定式 BP による反応度抑制効果の結果として，燃焼初期又は燃焼期間の途中 に生じる最大反応度を包絡するように核種組成を設定して臨界安全管理を行う固定式 BP クレジット（以下“BP クレジット”という。）の適用によって，燃焼度に関わる管理が省 かれ，施設及び設備の設計も合理的にできる。BP クレジットは，燃焼度クレジットが一 般に取出燃焼度近傍などできる限り高い燃焼度領域への適用を目的とするのに対し，燃焼 初期等の比較的低い燃焼度領域に最大反応度が現れる固定式 BP を含有する燃料の燃焼特 性を合理的に考慮する臨界安全管理方法の一つとして位置付けられる。 B.2 燃焼度クレジットにおける固定式 BP の考慮 B.2.1 燃焼における中性子スペクトルの影響 固定式 BP を含む燃料集合体及びこの燃料集合体に隣接する燃料集合体においては，固 定式 BP による中性子スペクトルの影響のため生成される燃焼燃料の核種組成は，影響を 受ける。すなわち，固定式 BP は主に熱中性子を吸収するため，中性子スペクトルを硬く する。このため，238U による中性子の共鳴吸収が増加しプルトニウム生成量が多くなり， 燃料の反応度は高くなる。以上より燃焼燃料の核種組成の評価においては，固定式 BP の 影響を考慮する必要がある。 固定式 BP の影響を考慮する際には，設計の対象となる燃料の仕様，以下の a)及び b)に 示す対応，燃料の運用及び燃焼度クレジット適用における保守側の評価方法を踏まえ，燃 料の燃焼計算及び臨界計算において，固定式 BP の効果を総合的に考慮することが必要で ある。 a) PWR 燃料においては，固定式 BP として燃料集合体内に少数本のガドリニウム（Gd） 27 AESJ-SC-XXX：201X 入り燃料棒を使用する燃料集合体が実用されるより以前は，ウラン燃料には挿入式 査 BP のみが使用された。廃棄物低減のためウランのみの燃料集合体と併用する形で固 定式 BP が使用開始された後も，出力分布平坦化のため必要最小限の範囲で挿入式 BP が併用されている。加えて，挿入式 BP は，炉内で 1 サイクル使用すれば中性子吸収 材はほぼ燃え尽きるよう設計されるが，上記の中性子吸収効果の他に，中性子スペク トルを硬くする水排除効果を有するため，中性子吸収材が燃え尽きた後の運転サイク ルにおいて出力分布の微調整に使用される用途もある。 この場合の燃焼度クレジットの適用においては，燃料集合体の初期ウラン装荷量は すべてウラン燃料とする方がウラン量は多く，また，少数本の固定式 BP を使用する 燃料棒のウラン燃料の初期濃縮度は，熱伝導率低下の観点から一定濃縮度だけ低いも 公衆 審 のとなるため，燃料集合体平均濃縮度の観点でこれをウラン燃料棒と同じ濃縮度とし， これに最大本数の挿入式 BP を使用した燃料条件での燃焼計算が，燃焼度クレジット の適用には最も保守側となるため，この条件が適用されるのが一般的であった。 固定式 BP を有する燃料集合体に燃焼度クレジットを適用する場合には，基本的に は，固定式 BP 等を含む燃料仕様及びその公差の中で最大反応度となる条件を選択す ればよい。その他の保守的な評価方法としては，固定式 BP の燃え尽きた後の燃焼度 時点に対してのみ考慮する場合には，燃焼中の減速材であるほう酸水のほう素濃度を 高める，最大本数の挿入式 BP 棒を仮に使用する，初期濃縮度を高めるなどが考えら れる。また，固定式 BP とともに未使用又は中性子吸収材が燃え尽きた後の挿入式 BP が併用される場合は，燃料の運用に応じて，必要最大本数の未使用もしくは中性子吸 収材が燃え尽きた後の挿入式 BP を使用するか，又は先に述べたほう酸水中のほう素 濃度をより高める方法が考えられる。 なお，この場合も，ウラン燃料に置き換えるとともに，挿入式 BP を使用する方法 が有効である場合は，燃焼計算の選択肢の一つとなる。 b) BWR 燃料においては，PWR 燃料と異なり，ほう酸水や挿入式 BP が使用されず，代 わりに実際の軸方向ボイド率分布を考慮して，ボイド率を高く設定することによって 中性子スペクトルを硬くする効果を有効に利用することが考えられる。このボイド率 の設定が固定式 BP の影響を包絡する場合には，固定式 BP の影響を考慮する必要は なくなる。また，このボイド率を使用するとともに固定式 BP 使用の燃料をすべてウ ラン燃料であるとすれば，燃料集合体のウラン装荷量は増し，この条件の方が反応度 をより高める場合には，燃焼計算用に設定したボイド率とウラン燃料の組合せも考え られる。 また，燃料集合体が制御棒挿入状態にある場合，中性子スペクトルが硬くなるため， プルトニウム生成量は多くなる傾向にある。燃料集合体が制御棒挿入状態にあるのは 通常１サイクルのみでその効果は小さいが，保守的となる燃焼計算の選択肢の一つと 考えられる。 28 AESJ-SC-XXX：201X B.2.2 固定式 BP を有する燃料集合体における燃焼燃料の核種組成の設定 査 固定式 BP を有する燃料集合体に燃焼度クレジットを適用し，固定式 BP の中性子吸収 核種を考慮する場合には，臨界計算に使用する燃料核種組成及び残存する固定式 BP の中 性子吸収核種は，反応度が高くなるように単純に調整するなどして，運転範囲において取 り得る最大の反応度を包絡するように設定する。この場合，燃料及び固定式 BP の核種組 成について燃焼計算コードの精度評価が実施されていることが前提となる。 なお，以上のほか，臨界計算の結果において精度評価結果も考慮した適切な余裕を加算 する方法もある。 B.1 に述べたとおり，固定式 BP を使用した燃料の燃焼初期の燃焼特性として現れる最 大反応度に基づいて施設及び設備の臨界安全管理が合理的となるよう考慮する場合は，次 公衆 審 に示す BP クレジットを適用する。 B.3 BP クレジット 今後の軽水炉燃料は，使用済燃料集合体発生量すなわち放射性廃棄物の減少，省ウラン 化の動向などを考慮すると，燃料集合体の初期濃縮度の上昇が想定される。この場合には， 全ての燃料集合体に固定式 BP が採用されることが想定されることから，BP クレジット を臨界安全管理に適用して，合理的な施設及び設備の運用を可能にする対応が，有効にな る。 B.3.1 B.3.1.1 固定式 BP の種類と原子炉における機能等 固定式 BP の種類と国内使用実績 固定式 BP としては，現在国内では PWR，BWR ともにガドリニアが広く使用されてい るが，将来的には海外で実績のあるエルビア（１）も候補としてあり得る。その他の固定式 BP の例として，海外ではペレット表面に ZrB2 を蒸着させる IFBA(Integral Fuel Burnable Absorber) B.3.1.2 （２） もあるが，国内では使用実績はない。 原子炉における固定式 BP の役割 運転中の原子炉は，常に核分裂反応により核燃料物質が減少して行く状況にあり，サイ クル中の運転を考えた場合，臨界状態を達成できるように余分な燃料を入れておく必要が ある。この余分な燃料による正の反応度は，中性子吸収材による負の反応度で相殺してお り，ほう酸水の使用，制御棒の操作等の他，燃焼の進行につれて中性子吸収能力が低下す る可燃性の中性子吸収物質（ガドリニウム等）を燃料中に入れることにより対応している。 これにより，核燃料物質を多く含んだ燃料を利用する運転サイクル中において，燃焼が進 み燃料が減少しても可燃性毒物も減少するので，必要な核分裂反応が確保される。また， 可燃性毒物は，同時に炉心の中性子束分布（出力分布）の平坦化も担っている。 B.3.2 固定式 BP の燃焼特性 固定式 BP を含有する燃料集合体の燃焼期間を通しての中性子無限増倍率変化の典型例 を図 B.1 に示す。固定式 BP を含む燃料集合体の燃焼期間中の反応度の最大値が発生する 29 AESJ-SC-XXX：201X 燃焼度は，固定式 BP の種類と濃度，固定式 BP を含有する燃料棒の本数によって異なる 査 が，その最大値は，固定式 BP なしの反応度よりも小さくなる。この固定式 BP の存在に よって，固定式 BP なしの場合より小さい最大反応度を臨界安全管理において考慮するこ とを BP クレジットといい，BP クレジットでは，臨界安全管理に燃焼期間中の反応度の 最大値を考慮する。BP クレジットにおいては，いずれかの燃焼度で発生する最大反応度 を考慮するものであり，最大反応度が発生する燃焼度は管理の必要がなく，その設計及び 施設及び設備の運用を合理化する方法として有効である。 図 B.1 において， “吸収材 A 使用”は，燃焼期間中に最大反応度が発生する例を， “吸収 材 B 使用”は，新燃料が最大反応度となる例を示している。このような特性は，中性子吸 収材の熱中性子吸収断面積及び添加する中性子吸収材の濃度に依存する。中性子吸収断面 公衆 審 積が大きい場合には，燃焼初期の反応度抑制効果は大きいが，燃焼にともない中性子吸収 材が減損するため反応度抑制効果は小さくなる。この反応度抑制効果の低下が燃焼にとも なう核分裂性物質の減損による反応度低下より大きい場合は，燃焼とともに反応度は増加 傾向となる。燃焼が進み両反応度効果が相殺すると反応度が最大となり，更に燃焼が進む と核分裂性物質の減損による反応度低下の方が支配的になって，反応度は低下する傾向と なる。ここで添加する中性子吸収材の濃度が高い場合は，燃焼初期の反応度抑制効果が大 きくなり，また，中性子吸収材の自己遮へい効果によって，燃焼にともなう中性子吸収材 の減損割合が緩やかとなるため，反応度が最大となる燃焼度は高燃焼度側にずれる。中性 子吸収断面積が小さく，燃焼初期から燃焼にともなう反応度抑制効果の低下が核分裂性物 質の減損による反応度低下より小さい場合は，新燃料の反応度が最大となる。ここで添加 する中性子吸収材濃度が高い場合は，燃焼初期の反応度抑制効果が大きくなるとともに中 性子吸収材による反応度抑制の影響が高燃焼度側まで及ぶことになり，中性子吸収材なし の燃料の反応度とほぼ等しくなる燃焼度が高燃焼度側にずれることになる。以上の傾向か ら，図 B.1 に示す特性が生じる。 なお，図 B.1 から分かるとおり，固定式 BP の存在により生じる最大反応度(K2)を用い る BP クレジットに比べ，設定燃焼度(BU1)により生じる最大反応度(K1)を用いる燃焼度 クレジットにおいてはより大きな反応度低減を考慮できることが利点であるが，BP クレ ジットにおいては運転管理として燃焼度の管理が不要になるという大きな利点がある。た だし，BP クレジットを臨界安全管理に使用する場合，最大反応度の計算誤差や図 B.1 の 計算体系である炉心状態と設備側条件について中性子吸収効果等の違いを考慮し，非保守 的な最大反応度の設定にならないよう留意することが必要である。 また，施設及び設備において取り扱う固定式 BP を含有する燃料集合体の仕様が複数存 在する場合で施設及び設備を共有する場合は，各燃料仕様の設定反応度の中で最も大きな 反応度となる燃料に基づいて臨界安全管理を行う。 B.3.3 新燃料のみを対象とする施設及び設備の対応 新燃料においては，核種組成が一義的に決まり，また臨界実験によって臨界安全管理の 30 AESJ-SC-XXX：201X 確認を行うことができる。このため，BP クレジットにおいて燃焼期間中の最大反応度（図 査 B.1 の K2）による臨界安全管理とは別に新燃料のみを対象にする施設及び設備においては， 新燃料の核種組成（図 B.1 の反応度 K3 に相当）に基づいた臨界安全管理を実施すること ができる。 B.3.4 固定式 BP の担保 BP クレジットを適用する場合には，その初期条件となる固定式 BP の仕様を燃料製造 時の品質管理において担保する必要がある。 B.4 まとめ BP クレジットは，燃料サイクルの多方面で適用可能であるが，固定式 BP としてガド 公衆 審 リニウムを考慮したガドリニアクレジットは，既に BWR 燃料集合体を貯蔵する使用済 燃料貯蔵ラック及び使用済燃料乾式貯蔵キャスクにおいて適用されている。BWR 燃料 集合体においては，現状においても，全燃料集合体に固定式 BP が含有されるが，PWR では固定式 BP を含まない燃料集合体も併用されている。燃焼度の更なる増加とこれに伴 う濃縮度の増加によって，BWR，PWR の全燃料集合体に固定式 BP が含有される場合に は，BP クレジットは，再処理に限らず，貯蔵，輸送など各種燃料サイクル施設の臨界安 全管理に適用できる。 BP クレジットは，燃焼度クレジットと同様に臨界安全管理において燃料集合体の反応 度の燃焼特性を考慮するものであり，燃焼度クレジットの適用例のひとつと考えることが できる。BP クレジットの場合には，燃焼期間中の最大反応度を使用するため，燃焼度を 考慮する必要がない。このため，臨界安全管理において燃焼度等の測定が不要となる。 また，BP クレジットは，成型加工等新燃料集合体を取り扱う施設に対しても適用でき るとともに，新燃料においては，核種組成が一義的に決まり，臨界実験によって臨界安全 管理の確認を行うことができるため，新燃料集合体を取り扱う施設に対し新燃料の核種組 成に基づいた臨界安全管理を実施することもできる。 31 AESJ-SC-XXX：201X 査 吸収材なし 吸収材 A 使用 吸収材 B 使用 固定式 BP の存在によって生じる燃料の 中性子無限増倍率（ 炉心装荷状態） 最大反応度に対応する増倍率 BP クレジットを考慮する際 の燃料の最大反応度(K2) 公衆 審 に対応する増倍率 固定式 BP の製造時品質管理により 担保される燃料の反応度(K3) に対応 する増倍率 設定燃焼度(BU1)における燃料の 最大反応度(K1)に対応する増倍率 ０ 集合体燃焼度(GWd/t) BU1 図 B.1 − BP クレジットと燃焼度クレジットの考え方 参考文献 (1) J. R. Seker, J. A. Brown, “Westinghouse PWR Burnable Absorber Evolution and Usage”, Proc. 2010 ANS Winter Meeting, Las Vegas, November 7-11, 2010 (2010). (2) C.E.Sanders, J.C.Wagner, Study of the Effect of Integral Burnable Absorbers for PWR Burnup Credit, NUREG/CR-6760, ORNL/TM-2000-321, U.S. Nuclear Regulatory Commission (2002). 32 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 C 査 （参考） 再処理施設の施設及び設備における燃焼度クレジットの適用について 序文 この附属書は，本体に関連する事柄を説明するものであり，規定の一部ではない。 C.1 燃焼度クレジット適用対象の施設及び設備の概要 再処理施設において，燃焼度クレジットを適用する対象は，使用済燃料貯蔵施設及び溶 解槽である。燃焼度クレジットは，燃料の燃焼及び冷却に伴う反応度の低下を臨界安全管 公衆 審 理において考慮するが，燃焼度クレジットを適用する単位は，一般に１燃料集合体となる。 再処理施設に搬入される使用済燃料集合体は，反応度低下に対する条件を満たしているこ とを確認した後，使用済燃料貯蔵施設に貯蔵される。使用済燃料貯蔵施設の臨界安全管理 に対する燃焼度クレジットの適用によって，貯蔵面積は合理化できる。一定期間貯蔵され た使用済燃料集合体は，使用済燃料貯蔵施設からせん断機に移送され，1 体ずつせん断さ れる。せん断された燃料片は，溶解槽に装荷される。せん断機では，使用済燃料集合体は， 気中にて 1 体ずつせん断される。このような気中における体系では，新燃料を想定しても 中性子増倍率は十分に低いため，燃焼度クレジットの効果は小さい。六ヶ所再処理施設に おいても，せん断機の臨界安全管理には，燃焼度クレジットは適用されていない。溶解槽 に装荷された燃料せん断片は，溶解槽に供給される硝酸又は可溶性中性子吸収材を添加し た硝酸によって溶解される。溶解槽の臨界安全管理に対する燃焼度クレジットの適用は， 後述するとおりプロセス性能の向上と中性子吸収材添加による廃棄物発生量の低減を実現 する。 溶解槽において溶解された溶解液は，分離工程及び精製工程等にて化学処理される。溶 解液を分離工程に移送する前の溶解工程の計量・調整槽において，溶解液中のウラン及び プルトニウムの同位体組成を分析測定することにより，直接的な同位体組成管理が適用で きる。このため，計量・調整槽より下流の工程に対しては，同位体組成管理により合理的 な臨界安全管理が可能であり，燃焼度クレジットは適用されない。 以上のとおり，再処理施設において，燃焼度クレジット適用対象となる施設及び設備は， 使用済燃料貯蔵施設及び溶解槽である。これら施設及び設備における燃焼度クレジットの 基本的な適用方法等を示す。 C.2 C.2.1 使用済燃料貯蔵施設への適用 適用目的 使用済燃料貯蔵施設の臨界安全は，貯蔵対象となる燃料によって定まる燃料集合体間の 間隔及びその間隔を保つ構造材によって確保される。再処理施設には，核分裂性物質であ る 235U の減少した，反応度の低い使用済燃料集合体が搬入される。使用済燃料貯蔵施設の 33 AESJ-SC-XXX：201X 臨界安全設計において，これまで広く適用されてきた新燃料を想定する場合には，燃料集 査 合体間の間隔は，現実に貯蔵される使用済燃料集合体の貯蔵に必要な燃料集合体間の間隔 より広くなり，使用済燃料集合体が大量に貯蔵される再処理施設においては，その貯蔵領 域への影響は大きい。以上の観点から，六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯蔵施設において は，燃焼度クレジットを適用しており，低残留濃縮度燃料貯蔵ラック及び高残留濃縮度燃 料貯蔵ラックを設置している。低残留濃縮度燃料貯蔵ラックは，原子炉から通常取出され る使用済燃料集合体の残留濃縮度に余裕を取って高めに設定する残留濃縮度以下の燃料の みを貯蔵する。高残留濃縮度燃料貯蔵ラックは，原子炉における燃焼中に燃料棒リーク等 のため，原子炉から取り出されて再処理施設に搬入される残留濃縮度の高い燃料集合体を， 収納缶に入れて貯蔵する。このため，残留濃縮度の高い燃料と低い燃料は，明瞭に識別さ 公衆 審 れることになる。 C.2.2 臨界防止の対応 六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯蔵施設の臨界防止は， “再処理施設安全審査指針”の指 針 10．“単一ユニットの臨界安全”及び指針 11．“複数ユニットの臨界安全”に基づき対 応する。使用済燃料貯蔵施設における単一ユニットは，燃料集合体 1 体であるが，濃縮度 5%以下の燃料集合体は，BWR，PWR とも水没状態において臨界に至らないよう設計され る。このため，使用済燃料集合体は，1 体ずつ取り扱うとともに，取り扱う装置は，燃料 集合体の落下が発生しない構造とする。燃料集合体間の中性子相互干渉を評価する複数ユ ニットは，技術的に見て想定されるいかなる場合でも，臨界を防止するために，次節に示 すとおり単一ユニットの核種組成を適切に設定するとともに，単一ユニット相互間の適切 な配置の維持により臨界を防止する。このため，十分な構造強度を持つ構造材を使用する とともに，構造材には耐腐食性のある材質を選定する。また，構造材の腐食防止として， 使用済燃料貯蔵施設の冷却水の水質管理を行う。 C.2.3 使用済燃料貯蔵施設の臨界安全管理 使用済燃料貯蔵施設の燃料集合体間の間隔及びその間隔を保つ構造材の仕様は，貯蔵対 象燃料の核種組成に依存するため，燃焼度クレジットを適用する臨界安全設計においては， 核種組成を適切に設定する必要がある。原子炉から通常取り出される使用済燃料集合体の 燃焼度に余裕を取るとともに，燃焼中の中性子スペクトルに依存して生成されるプルトニ ウム量に余裕を取って設定した核種組成を臨界計算に用い，所定の中性子増倍率を満足す る使用済燃料貯蔵施設の仕様を決定する。臨界計算に用いた核種組成は，臨界安全設計の 前提条件であるため，核種組成に対応する残留濃縮度等を核的制限値として設定し，運転 管理において核的制限値を遵守する。核種組成に対応する核的制限値の設定には，現状二 つの方法がある。一つは，六ヶ所再処理施設に適用されており，核的制限値として初期濃 縮度に拘わらず，一律の燃料集合体平均残留濃縮度を設定する方法である。他の方法は， 初期濃縮度と燃料集合体燃焼度の組合せを，核的制限値に設定する方法である。前者にお いては，ウラン以外のプルトニウム等の臨界計算に用いる核種組成は，保守性が保証され 34 AESJ-SC-XXX：201X る包絡的な値を設定して，ウランの残留濃縮度のみを核的制限値にすることを可能にして 査 いる。また，後者においては，初期濃縮度と燃料集合体燃焼度の組合せに対する核種組成 の設定において，ウラン，プルトニウム等の核種組成に，保守性が保証される包絡的な値 を用いて，臨界計算を実施することにより，初期濃縮度と燃料集合体燃焼度の組合せを核 的制限値にすることが可能になる。以下に，二つの方法による臨界安全管理の要点を示す。 a) 残留濃縮度による臨界安全管理 この方法は，一律の残留濃縮度により使用済燃料貯 蔵施設の仕様を決定するため，臨界安全設計は，一律の残留濃縮度を有する使用済燃 料集合体のうち，反応度の最も高い燃料集合体に基づいて行う必要がある。 初期濃縮度の異なる燃料集合体においては，同一残留濃縮度の使用済燃料集合体の 反応度は，初期濃縮度が高いほど高くなる。これは，初期濃縮度が高いほど，同一残 公衆 審 留濃縮度になる燃焼度が大きくなり，この間に生成されるプルトニウム量が大きくな るためである。この場合，燃焼度の増加により，核分裂生成物の蓄積による中性子吸 収量も増大する。現状の六ヶ所再処理施設の臨界安全設計における核種組成の設定に おいては，中性子増倍率を安全側に大きく評価するため，中性子吸収効果を有する核 分裂生成物核種は除外し，アクチニド核種のみの設定になっている。 また，残留濃縮度を核的制限値に設定する場合，アクチニド核種の個々の核種組成 を確認しなくても，残留濃縮度のみを確認すれば保守性が保証される対応を取る。す なわち，施設及び設備の仕様を決定するための臨界計算に用いる核種組成の設定では， プルトニウム等の設定のために実施される燃焼計算において，プルトニウム等の生成 量が多くなるよう燃焼中の中性子スペクトルを硬くする燃焼条件を設定して，核種組 成を求める。さらに，附属書 A に示されるとおり，PIE データと比較することによっ て核種組成の保守性を検証し，保守性が保証される包絡的な核種組成を設定する。こ の対応によって，残留濃縮度のみを確認すれば，臨界安全設計に用いられた核種組成 の個々の確認は不要になる。 以上に基づいて，臨界安全設計は，使用済燃料貯蔵施設に受け入れる初期濃縮度の 最大値を対象に，残留濃縮度に対応する核種組成を上述のとおり包絡的に設定して臨 界計算を行い，使用済燃料貯蔵施設の仕様を決定する。また，運転管理においては， 初期濃縮度に関わらず，一律に設定された残留濃縮度以下の使用済燃料集合体のみを 貯蔵する臨界安全管理が実施される。六ヶ所再処理施設の臨界安全管理においては， 使用済燃料集合体の残留濃縮度の測定評価は，燃焼度計測装置によって実施される。 （附属書 D 及び附属書 F 参照） b) 初期濃縮度と燃焼度の組合せによる臨界安全管理 この方法は，使用済燃料集合体の 有する反応度は，初期濃縮度と燃料集合体燃焼度に依存することから，この組合せに よって，使用済燃料貯蔵施設への収納可否を判定するものである。 燃料集合体燃焼度としては，米国などのように燃料集合体平均燃焼度とする場合が 一般的であるが，その他に仏国においては，燃料集合体上端 50 cm 部の平均燃焼度と 35 AESJ-SC-XXX：201X する場合がある。前者の方が，燃焼度は大きくなるため，使用済燃料集合体の収納性 査 に対しては，後者よりも非保守的に見えるが，その他の臨界安全設計条件との関連が あり，一概に断定はできない。ここでは，前者を例に臨界安全管理の内容を解説する。 初期濃縮度と燃料集合体平均燃焼度の代表的な組合せに対する核種組成を，反応度 が高めになるよう保守的に設定して臨界計算に用いて，使用済燃料貯蔵施設の仕様を 決定する。この場合，核種組成の設定においては，燃料中に残存する 235U が多くなる よう，また，燃焼中に生成されるプルトニウムが多くなるよう，燃焼中の中性子スペ クトルを硬くする燃焼条件を設定して核種組成を求める。さらに，附属書 A に示され るとおり，PIE データと比較することによって，求められた核種組成の保守性を検証 し，初期濃縮度と燃料集合体平均燃焼度の組合せに対応する核種組成として保守性が 公衆 審 保証される包絡的な核種組成を設定する。この対応によって，初期濃縮度と燃料集合 体平均燃焼度を確認すれば，臨界安全設計に用いられた核種組成の個々の確認は，不 要になる。 初期濃縮度と燃料集合体平均燃焼度の代表的な組合せに対する核種組成に対する 使用済燃料貯蔵施設の仕様が決定されると，この仕様を臨界計算の入力値として，次 には種々の初期濃縮度に対応して，所定の中性子増倍率になる燃焼度を求める。この ようにして，初期濃縮度と燃料集合体平均燃焼度の連続的な組合せは，核的制限値と して設定する。運転管理においては，この組合せを使用済燃料集合体に対して確認し， 核的制限値と比較することにより貯蔵の可否を判定する。 本方法による米国の PWR 使用済燃料貯蔵施設においては，冷却水に中性子吸収材 であるほう酸水を使用することを背景に，燃料集合体平均燃焼度の確認は，燃焼度計 測装置を用いず，炉心管理データに拠る事例があり，また，アクチニド核種及び核分 裂生成物核種を考慮し，その中性子吸収効果を臨界安全設計に取り込んでいる事例が ある（１）。 C.3 C.3.1 溶解槽への適用 適用目的 溶解槽においては，せん断機から装荷される燃料せん断片が，硝酸によって溶解される。 六ヶ所再処理施設の溶解槽の概要図を図 C.1 に示す。溶解槽の容器本体にホイールが内 蔵され，ホイールには 12 個のバケットが設けられている。容器本体には硝酸が供給され， ホイールの中央部辺りまで硝酸が張られる。燃料せん断片は，容器本体下部のバケットに 装荷され，硝酸によって溶解される。ホイールは，断続的に回転する構造になっており， 一つのバケットに所定重量以下の燃料せん断片が装荷され，所定の時間が経過すると，ホ イールは所定の角度を回転し，次のバケットに燃料せん断片が装荷される。最初に燃料せ ん断片が装荷されたバケットが，ホイールの回転によってバケット 3 個分回転した位置に おいては，燃料せん断片の溶解は終了している。硝酸に溶解した燃料は，溶解液出口から 36 AESJ-SC-XXX：201X オーバーフローして，次の設備である第 1 ヨウ素追い出し槽へ移送される。溶け残った被 浄槽に落下する。 査 覆管（以下， “ハル”という）は，バケットが容器本体頂部に来た時に，重力によりハル洗 溶解槽形状のうち，臨界に対して支配的になるのは，バケットの厚さ及び容器本体の厚 さである。これら厚さを大きくする場合には，プロセス性能である溶解時間は短くなると ともに燃料せん断片のバケット内での詰まり防止及びハルの詰まり防止に有効ではあるが， 溶解槽体系からの中性子の漏れの割合は小さくなるため，体系の中性子増倍率は大きくな る。中性子増倍率の抑制のため，硝酸中に常時可溶性中性子吸収材を注入する方法がある が，この場合，注入される中性子吸収材は，溶解工程の下流工程において廃棄物となるた め，廃棄物発生量が増加する。一方，バケット及び容器本体の厚さを小さくする場合には， 公衆 審 中性子の体系外への漏れの割合は，大きくなるため，体系の中性子増倍率は，小さくなる が，溶解性能や燃料せん断片の詰まりの発生等プロセス性能に影響を及ぼすことになる。 以上の影響を考慮して，六ヶ所再処理施設の溶解槽の臨界安全管理においては，燃焼度 クレジットを適用することにより，バケット及び容器本体の厚さは，プロセス性能を満足 させるとともに，可溶性中性子吸収材の使用頻度の低減が図られる。 C.3.2 臨界防止の対応 溶解槽の臨界防止は， “再処理施設安全審査指針”の指針 10． “単一ユニットの臨界安全” 及び指針 11．“複数ユニットの臨界安全”に基づき対応される。 六ヶ所再処理施設の溶解槽の単一ユニットは，燃料せん断片が装荷される 1 個のバケッ ト及びバケット周りの溶解液であり，複数ユニットは，燃料せん断片の溶解が終了してい ないと想定する他の 3 個のバケットを含めた 4 個のバケット及びバケット周りの溶解液で ある。溶解槽の臨界防止は，溶解が適切に進むよう硝酸濃度，硝酸温度等のプロセス条件 を所定の範囲に維持すること，バケットに装荷される燃料せん断片を所定の装荷重量以下 に管理すること，及び初期濃縮度と燃焼度の組合せにおいて反応度の高い燃料を溶解する 場合に，硝酸に可溶性中性子吸収材であるガドリニウムを加えた硝酸ガドリニウム溶液を 用いて中性子増倍率を抑制することにより達成される。複数ユニット体系は，単一ユニッ トである 1 個のバケットを対象にした臨界計算体系よりも，中性子増倍率は大きく評価さ れ，単一ユニットの評価は，複数ユニットの評価で包絡されるため，単一ユニットの評価 は，実施しない対応がある。（附属書 E 参照） なお，溶解槽と同じセルに設置される設備と溶解槽との中性子相互干渉は，溶解槽とこ れら設備との間隔及びその位置関係において双方の設備を見込む立体角が小さいため，非 常に小さい。以上より，溶解槽自体の臨界安全管理を確実に行うことが臨界防止の対応と なる。 C.3.3 溶解槽の臨界安全管理 使用済燃料集合体は，せん断されて溶解槽内のバケットに装荷されるため，臨界安全設 計においては，燃料せん断片は，バケット内で自由な配置を取りうると想定する。使用済 37 AESJ-SC-XXX：201X 燃料集合体は，燃焼において原子炉上下端からの中性子の漏れのため，燃料集合体上下端 査 部の燃焼度は，低くなる。燃料集合体の初期濃縮度が均一な場合，この領域の燃料の反応 度は高くなる。この燃料がバケットの中央部に位置する場合は，周辺部に位置する場合と 比較して，溶解槽体系の反応度は高くなる。このような使用済燃料集合体の燃焼度分布に 起因する溶解槽体系の中性子増倍率への影響を包絡するように，バケットに装荷される燃 料の核種組成を設定する必要がある。 この設定は，BWR 燃料集合体より水平断面の面積の大きな PWR 燃料集合体に基づい て実施される。PWR 燃料の場合，六ヶ所再処理施設の溶解槽の 1 バケットには，その燃 料仕様等によって，1/4 体又は 1/3 体が装荷される。BWR 燃料は，断面積が小さいため， より長い部分が装荷される。1 バケットに装荷される燃料重量が同一の場合，断面積の大 公衆 審 きいＰＷＲ燃料の方が，装荷される燃料集合体の長さは，短くなるため，燃料集合体端部 の低燃焼度領域の効果は，大きくなる。このため，PWR 燃料集合体に基づき，端部燃焼 度に重点を置いた核種組成を設定することによって，燃焼度分布の影響を包絡することが できる。具体的には，バケット内の燃料せん断片の燃焼度は，すべて燃料集合体上端 50 cm 部の平均燃焼度で均一に構成されるとして，核種組成を設定する方法である。この方法で は，実際の燃焼度分布を想定する場合より，溶解槽体系の反応度は大きく評価される。溶 解槽体系の臨界計算においては，バケット内燃料せん断片の核種組成は，燃料集合体上端 50 cm 部の平均燃焼度に対応して設定する。（附属書 E 参照） 溶解槽の臨界安全設計は，初期濃縮度と燃料集合体上端 50 cm 部の平均燃焼度の組合せ によって定まる核種組成を用いて，溶解槽体系の臨界計算を行い所定の中性子増倍率にな る組合せを求める。この組合せよりも大きな反応度を与える組合せに対しては，硝酸ガド リニウム溶液を注入して，中性子増倍率を所定の値以下に抑制する。硝酸ガドリニウム溶 液注入の境界条件を核的制限値として設定し，運転管理においては，燃焼度計測装置によ って燃料集合体上端 50 cm 部の平均燃焼度の測定評価を行い，初期濃縮度との組合せにお いて核的制限値と比較し，結果に基づいて所定の措置を取る。（附属書 E 及び附属書 F 参 照） 公衆 審 査 38 AESJ-SC-XXX：201X 注ａ）参考文献(2)の第 4.3−2 図 図 C.１ − 六ヶ所再処理施設の溶解槽概要図 ａ） 参考文献 (1) Advances in Applications of Burnup Credit to Enhance Spent Fuel Transportation, Storage, Reprocessing and Disposition, Proceedings of a Technical Meeting held in London, 29 August – 2 Septmber, 2005, IAEA-TECDOC-1547, p78 (2007). (2) “再処理事業所再処理事業指定申請書”，日本原燃株式会社，添付書類六，平成 17 年 4 月 一部補正 (2005). 39 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 D 査 （参考） 使用済燃料受入れ貯蔵施設の臨界安全設計例 序文 この附属書は，本体に関連する事柄を説明するものであり，規定の一部ではない。 この附属書では，六ヶ所再処理施設において臨界安全設計に燃焼度クレジットを考慮し た使用済燃料貯蔵施設の設計例を示す（１）（２）。 D.1 基本的考え方 施設設計に対する考え方 公衆 審 D.1.1 再処理施設で受け入れる燃料集合体は，原子炉施設で燃焼した後のいわゆる使用済燃料 であり，核燃料物質は減損しているため，照射前の燃料（新燃料）に比べ反応度は低下し ている。本施設では，この効果を考慮して燃料の という）及び燃料集合体平均 235 235 U 初期濃縮度（以下，“初期濃縮度” U 残留濃縮度（以下，“残留濃縮度”という）に上限値を 設定して，施設の臨界安全設計を実施する。残留濃縮度は，本施設に設置する燃焼度計測 装置によって測定評価するが，この前工程においては，残留濃縮度は確定していないため， 受入れ最大初期濃縮度 5 % により臨界安全設計を行う。使用済燃料集合体貯蔵施設は 2 種類設け，残留濃縮度上限値として 2.0 % の低残留濃縮度燃料貯蔵ラック及び 3.5%の高 残留濃縮度燃料貯蔵ラックを設ける。参考に，ラックの概念図及び設計例として主な仕様 を図 D.1(a)，表 D.1 に示す。 D.1.2 臨界安全設計の考え方 燃焼度クレジットを採る臨界安全設計においては，以下のとおり臨界安全上厳しい条件 を設定して，燃焼計算及び臨界計算を実施し，包絡的核種組成を決定するとともに，中性 子増倍率が判定基準（0.95 以下）を満たすよう燃料貯蔵ラック等の仕様を決定する。 なお，包絡的核種組成は，運転管理に用いる核的制限値がウランに関する残留濃縮度の みとなるよう決定する。 a) ウランに関するパラメータ 使用済燃料集合体の残留濃縮度の最大値及び使用済燃 料集合体内の残留濃縮度分布を考慮する。 b) プルトニウムに関するパラメータ 燃焼によるプルトニウム生成量及び冷却期間中 の減衰量を，反応度が高めになるよう保守的に評価するため，初期濃縮度，冷却期間 及び燃焼時の減速材条件等を考慮する。 c) 貯蔵状態に関するパラメータ 施設の中性子増倍率を保守的に高く評価するため，ア クチニド核種及び FP 核種の選定，中性子吸収材の有無，BWR 燃料のチャンネルボ ックスの有無，プール水温度，反射条件，機器の腐食並びに製作公差を考慮する。 臨界安全設計において“運転時の異常な過渡変化”に関わる設計基準事象として該当す 40 AESJ-SC-XXX：201X D.2 計算条件 査 る事象はなく，通常時の評価により設備仕様を決定する。 臨界計算に用いる燃料集合体は臨界安全上最も厳しい構造の燃料とし，受入れ燃料仕様 の範囲で保守的に中性子増倍率を評価するよう初期濃縮度は，5%の一様な濃縮度の燃料と し，以下の条件を設定する。 a) ウランに関するパラメータ 残留濃縮度及びその燃料集合体内の分布は，中性子増倍 率が高くなるよう設定する。 1) 残留濃縮度 燃料貯蔵ラック等で取り扱う燃料集合体の残留濃縮度は，大きいほど 反応度が高いので，各燃料貯蔵ラック等の設計上想定している最大値を計算条件と 公衆 審 する。 2) 残留濃縮度分布 軽水炉においては，炉心上下端部では，中性子が漏洩するため炉 心中央部に比べて中性子束は低くなる。このため，炉心上下端部の燃焼度は，燃料 集合体平均値より低くなる。すなわち，残留濃縮度の軸方向分布は，炉心上下端部 で高く，炉心中央部で低い分布となる。このような現実的な残留濃縮度分布と軸方 向一様とした残留濃縮度分布を比較した場合，冷却期間 0 年かつ核分裂生成物を考 慮しない条件下では，一様分布の方が臨界計算上，中性子増倍率を高く評価するた （１） （２） （３） め，残留濃縮度は一様分布とする。 b) プルトニウム量に関するパラメータ 前項で考慮する最大残留濃縮度に対応して，燃 焼により生じるプルトニウム量は，反応度が高めになるよう以下のとおり考慮する。 1) 燃料の燃焼に伴い，主に 238U の中性子吸収によって生成するプルトニ 初期濃縮度 ウム量は増大する。残留濃縮度一定の場合には，初期濃縮度が高いほど燃焼が進む ため，生成されるプルトニウム量は多くなり，臨界安全評価上厳しい結果を与える。 したがって，受入燃料中で最大の初期濃縮度 5%を設定する。 2) 冷却期間 核分裂性物質である 241Pu は，冷却期間中に中性子吸収効果のある 241Am に壊変するため，冷却期間に依存して中性子増倍率は低下する。したがって，臨界 安全評価上厳しい結果を与える冷却期間 0 年とする。ただし，中性子吸収効果のあ る 239Np は，すべて 239Pu に壊変しているものとする。 なお，冷却期間が超長期になると反応度の上昇が想定されるが，これは本施設の 供用期間をはるかに超える場合である。 3) 3.1) 燃焼時の減速材条件等 PWR 燃料 炉心での燃焼時に燃料集合体に挿入式 BP が挿入されていると，減 速材対燃料比の減少及び挿入式 BP 中の 10B の中性子吸収のため中性子スペクト ルが硬くなり，プルトニウム生成量が増加する。このため，燃焼時の挿入式 BP の挿入を，反応度が高めになるよう保守的に考慮して燃焼計算を行う。減速材中 のほう素濃度は，炉心設計で実績のある手法として，サイクル初期から末期まで 41 AESJ-SC-XXX：201X の平均的な濃度を用いる。炉心上下端での減速材密度の差は小さいため，燃焼中 3.2) BWR 燃料 査 の減速材密度は炉心平均値を用いる。 炉心内の軸方向にボイド分布があり，燃料軸方向上部に行くほどボ イド率は高くなる。ボイド率が高いほど中性子スペクトルは硬くなり，プルトニ ウムが生成しやすくなる。ボイド率の平均値は 40 %程度であるが，反応度が高め になるよう保守的に燃料上端部の 70 % ボイド率を平均ボイド率とみなして燃焼 計算を行う。 4) 核燃料物質の物理的，化学的形態 使用済燃料の受入れ貯蔵施設においては，燃料 集合体のままで取り扱うため，核燃料物質の物理的，化学的形態は変化しない。 c) 貯蔵状態に関するパラメータ アクチニド核種 燃焼により生じたアクチニド核種（ウラン及びプルトニウムを除 公衆 審 1) く）は，全体として中性子を吸収する効果がある。しかし，貯蔵状態に対する臨界 計算では，反応度が高めになるよう，保守的にこれらのアクチニド核種は無視する。 2) FP 核種 使用済燃料中には燃焼により生じた FP 核種が含まれる。FP 核種は中性 子吸収効果をもつが，臨界計算では，反応度が高めになるよう保守的にこれを無視 する。 3) 3.1) 中性子減速状態及び中性子吸収効果 PWR 燃料 燃焼中の燃料の反応度を抑制するために燃料集合体に挿入式 BP を 挿入し，燃料取替え時に燃料集合体より取り外すことができる。使用済の挿入式 BP は，減損してはいるものの中性子吸収材としての効果を有しており，また， 貯蔵状態において減速材を排除するため，貯蔵燃料集合体には使用済の挿入式 BP を考慮しない方が臨界安全上厳しい結果を与える。したがって，貯蔵燃料中の挿 入式 BP は無視する。また，燃焼中の燃料の反応度を抑制するために燃料中にガ ドリニウムを添加する燃料集合体がある。ガドリニウム入り燃料棒の濃縮度は， 通常のウラン燃料より濃縮度を低下させ，使用済燃料においても，若干のガドリ ニウムの中性子吸収効果が残るため，ガドリニウム無しの通常ウラン燃料集合体 の方が臨界安全評価上厳しい結果を与える。したがって，臨界安全評価では，ガ ドリニウム無しの通常ウラン燃料集合体を評価対象とする。さらに，貯蔵施設冷 却水密度に関しては，1 000 kg/m3（1.0 g/cm3）が常圧時の最大水密度であり， PWR 燃料貯蔵時の中性子増倍率を最大にする。したがって，貯蔵施設冷却水密 度は 1 000 kg/m3（1.0 g/cm3）とする。 3.2) BWR 燃料 燃焼初期の燃料の反応度を抑制するために燃料集合体にガドリニウ ムが添加される。使用済燃料に若干のガドリニウムが残っている場合は，中性子 吸収効果が残るため，反応度が高めになるよう保守的にガドリニウムは考慮しな いものとする。また，BWR 燃料集合体は，ステンレス鋼製燃料貯蔵ラックへの 貯蔵状態において過減速状態であるため，チャンネルボックス付きの燃料は，チ 42 AESJ-SC-XXX：201X ャンネルボックスなしの燃料に比べて水を余計に排除するため中性子増倍率が高 査 くなる。同様の理由により，チャンネルボックス厚としては，最大厚の場合が中 性子増倍率が最も高くなる。偏心配置の場合も，チャンネルボックスを外すこと によって燃料同士の位置が近づく効果よりもチャンネルボックスによって水を排 除する効果の方が大きいので，チャンネルボックス付きの燃料が臨界安全評価上 厳しい。したがって，燃料はチャンネルボックス付きとする。 さらに，貯蔵施設冷却水密度については，冷却水密度が小さいほど中性子増倍 率は高くなるので，冷却水温度は考慮している範囲で最高の温度とする。 4) 反射条件の変動 5) 貯蔵機器等の腐食 計算体系として無限配列を仮定し，最も厳しい反射条件にする。 貯蔵施設冷却水は，水質管理されているので，貯蔵機器等の腐 公衆 審 食は考慮しない。 6) 機器の製作公差 D.3 製作公差は，燃料貯蔵ラックの製作公差に基づき設定する。 計算方法 D.3.1 計算コード 燃焼度クレジットを採る再処理施設の臨界計算は，燃焼に伴う残留濃縮度の考慮の有無 を除けば，基本的に原子炉施設の使用済燃料プールに対する手法と同一である。本施設に 対する臨界安全設計は，原子炉体系での燃焼計算を含む核定数計算と貯蔵プール体系での 臨界評価を行う 2 次元拡散計算のステップから成る。計算コードは，炉心設計や原子炉施 設の使用済燃料貯蔵設備の臨界安全設計で使用している信頼性のある計算コードである。 （１）（２） a) 核定数計算コード 核定数計算コードは，燃料の燃焼に伴う組成変化を計算し，貯蔵 プール体系を構成する物質の基本的な諸量（貯蔵燃料，貯蔵ラック，プール水）の少 数組核定数を計算するコードである。 b) 2 次元拡散計算コード 2 次元拡散計算コードは，核定数計算コードで求めた少数組 核定数及び貯蔵プール体系の幾何学的形状等を入力として，2 次元拡散方程式を数値 的に解いて中性子束分布及び中性子増倍率を計算するコードである。 D.3.2 臨界計算体系 燃料貯蔵ラック等は，断面が正方形の角パイプを一定間隔で固定した構造となっており， 燃料集合体をこの角パイプに収納する。ただし，高残留濃縮度燃料貯蔵ラックについては， 燃料集合体を燃料収納缶に収納してラック架台に貯蔵する。燃料集合体が燃料貯蔵ラック 等の格子内に偏りなく収納された状態の標準配置に対する 2 次元拡散計算を実施する。燃 料がラック内で偏心配置する場合の評価は別途行い，この中性子増倍率の増分を考慮する。 計算モデル図の例を図 D.1（b）に示す。 D.3.3 計算コードの信頼性 臨界計算に使用する計算コードは，臨界実験装置での臨界実験結果と模擬計算結果を比 43 AESJ-SC-XXX：201X 較することにより信頼性は確認されており，結果を D.3.4 の計算に考慮する。 （４） PWR 燃料貯蔵ラック（１） PWR 燃料貯蔵ラックの未臨界性評価に用いる計算コー 査 a) ドの信頼性は，ウラン燃料棒の一様な配列体系に関わる臨界実験，ラック体系を考慮 した中性子吸収体を含む臨界実験，燃料集合体間に水ギャップを含む臨界実験及び MOX 燃料臨界実験の比較検証より確認されている。 b) BWR 燃料貯蔵ラック（２） BWR 燃料貯蔵ラックの未臨界性評価に用いる計算コード の信頼性は，ウラン燃料棒の一様な配列体系に関わる臨界実験，ボロンラックを模擬 した臨界実験，MOX 燃料臨界実験，及び商業炉における全炉心停止余裕試験の比較 検証より確認されている。 D.3.4 中性子増倍率の算定方法及び判定基準 公衆 審 燃料貯蔵ラック等の中性子増倍率は，以下のように燃料が標準配置された複数ユニット 体系に対して評価し，この結果に計算コードの計算誤差，機器の製作公差及び偏心配置の 効果を考慮して算定する。燃料貯蔵ラック等の臨界安全設計の判定基準は，諸外国におけ る軽水炉の使用済燃料貯蔵設備の判定基準及び臨界安全ハンドブック（５）を参考にして， 中性子増倍率は 0.95 以下とする。 keff（評価値）= keff（計算値）+ Δk ≦ 0.95 ここに， Δk = Δk1 + （ Δk22 + Δk32 + Δk42 ） 1/2 Δk1 ：ベンチマーク実験値と計算コードによる計算値の平均的なずれ Δk2 ：95%信頼度 – 95%確率での計算の不確かさ Δk3 ：燃料貯蔵ラック等の製作公差に基づく不確かさ Δk4 ：燃料の偏心配置による増加分 なお，Δk2，Δk3，Δk4 は互いに独立であり，統計手法の二乗和の平方根を 適用する。 D.4 まとめ 燃料貯蔵ラックの臨界安全設計においては，燃料集合体平均残留濃縮度の上限値に対し て，プルトニウム等のアクチニド核種及び FP 核種を考慮し安全側となるよう包絡的な核 種組成を設定するとともに，施設の臨界計算においては，中性子増倍率評価が高くなるよ う保守的な計算モデルによる 2 次元拡散計算結果に計算コードの計算誤差，機器の製作公 差及び燃料集合体偏心配置の効果を考慮して，中性子増倍率が 0.95 以下になるよう設計さ れ，表 D.1 のようにラック仕様が決定される。このため，燃料集合体平均残留濃縮度が上 限値以下であることを確認すれば，所定の燃料貯蔵ラックに収納することができる。 査 44 AESJ-SC-XXX：201X 燃料集合体 ただし BWR はチャン ネルボックスを含む ラック （角パイプ） 公衆 審 ラック格子の 中心間距離 ラック格子の 中心間距離 (a) ラックの概念図の例 ラック格子の 中心間距離の半分 燃料集合体 ただし BWR はチャンネ ルボックスを含む ラック （角パイプ） ２次元計算セル （境界条件；完全反射） 水 水 (b)計算モデル図の例 注 a) 参考文献(1)の第 1 図，参考文献(2)の図 2 図 D.1 − ラックの概念図及び計算モデルの例(PWR，BWR 共通)a) 査 45 AESJ-SC-XXX：201X 公衆 審 表 D.1 − 燃料ラックの主な仕様 b) 注 b) 参考文献(6)の第 3.3−2 表 参考文献 (1) “再処理施設 PWR 燃料貯蔵ラック等の臨界安全設計について”，MAPI-3007 改 1， 三菱原子力工業株式会社，平成 3 年 5 月 (1991). (2) “再処理施設 BWR 燃料貯蔵ラック等の臨界安全設計について”，HLR-044 訂 1， 株式会社日立製作所，平成 3 年 7 月 (1991). (3) K.Itahara, S.Shimada, “Effects of Burnup Distributions on Criticality Safety Designs Taking Credit for Fuel Burnup”, Proc. Third Int. Conf. Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD’91), Sendai, Japan, April 14-18, 1991 (1991). (4) “三菱 PWR 燃料貯蔵設備等 臨界解析手法とその信頼性”，MAPI-1070，三菱原子力 工業株式会社，昭和 59 年 2 月 (1989). (5) “臨界安全ハンドブック”，科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編，にっかん書房, (1988). (6) “再処理事業所再処理事業指定申請書”，日本原燃株式会社，添付書類六，平成 17 年 4 月 一部補正 (2005). 46 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 E 査 （参考） 溶解槽の臨界安全設計例 序文 この附属書は，本体に関連する事柄を説明するものであり，規定の一部ではない。 この附属書では，六ヶ所再処理施設において臨界安全設計に燃焼度クレジットを考慮し た溶解槽の設計例を示す（１）。 E.1 施設設計に対する考え方 公衆 審 E.1.1 基本的考え方 溶解槽は，せん断機でせん断された燃料せん断片を受け入れ，高温の硝酸で燃料部分を 溶解する。溶解槽は，容器本体と内部に 12 個のバケットを有する車輪状のホイールで構 成し，ホイールが回転する構造である（図 E.1）。せん断機でせん断された燃料せん断片は， バケット内に装荷され，1 つのバケットには BWR 燃料の場合 1/2 体，又は 1 体が装荷さ れ，PWR 燃料の場合 1/4 体，又は 1/3 体が装荷される。バケット内の燃料せん断片は一定 時間以上高温の硝酸中に浸すことにより，燃料部分が溶解する。バケットに残ったハル（被 覆管を指す）は，ホイールが回転してバケットがハル排出位置に達すると，ハル排出口か らハル洗浄槽へ排出される。溶解槽では，溶解液温度を監視するとともに，密度計により 溶解液中の核燃料物質の濃度を監視し，これらの異常信号により自動的にせん断停止系に よりせん断を停止する。また，E.1.2 に示す臨界安全設計の観点から，溶解槽に投入され る使用済燃料集合体は，初期濃縮度と燃焼度の組合せにより運転管理され，初期濃縮度に 応じた所定の燃焼度未満の使用済燃料集合体を溶解する場合は，溶解槽に可溶性中性子吸 収材であるガドリニウム（Gd）を加えた硝酸ガドリニウム溶液を中性子吸収材として供給 することにより臨界を防止する。（図 E.2）。 E.1.2 臨界安全設計の考え方 溶解槽に投入される使用済燃料集合体は，前項の施設設計に示す装荷条件を考慮した初 期濃縮度と燃焼度の組合せにより運転管理を行い，臨界計算においては，中性子増倍率が 制限値である 0.95 以下となる燃焼度を初期濃縮度に応じて設定し核的制限値とする。また， この燃焼度未満の使用済燃料集合体を溶解する場合には，溶解槽に中性子吸収材である硝 酸ガドリニウム溶液を必要量供給することによって中性子増倍率が 0.95 以下となるよう にする。臨界計算においては，溶解槽形状寸法，反射条件等の計算体系及び溶解液濃度， 燃料せん断片質量等のプロセスパラメータに余裕を採って臨界計算の入力条件とし，バケ ットに装荷される燃料せん断片の初期濃縮度及び燃焼度の組合せに対して中性子増倍率を 計算評価する。燃料せん断片に対する核種組成は包絡的核種組成となるよう，また，バケ ット内の燃料せん断片の状態に対しても，反応度が高めになるよう保守的な中性子増倍率 47 AESJ-SC-XXX：201X 評価になるよう設定する。 査 臨界安全設計においては， “運転時の異常な過渡変化”に関わる設計基準事象として該当 する事象はなく，通常時の評価により設備仕様を決定する。 E.2 a) 計算条件 核燃料物質の化学形態 バケット内の燃料せん断片の化学形態は UO2＋PuO2 とし，溶 解液の化学形態は UO2(NO3)2＋Pu(NO3)4＋H2O とする。バケット内の酸化物燃料の密 度は，10 500 kg/m3 （10.5 g/cm3），質量は 145 kg 又は 215 kg とし，溶解液のウラ ン・プルトニウム濃度は通常運転時約 250 kg(U+Pu)/m3（250 g(U+Pu)/L）に対し，臨 界管理上の最大濃度は 350 kg(U+Pu)/m3（350 g(U+Pu)/L） と設定され，臨界安全設 計は，更に安全側に 400 kg(U+Pu)/m3（400 g(U+Pu)/L）とする。 核種組成の設定 ウラン中の 235U 割合，プルトニウム同位体組成，ウランとプルトニ 公衆 審 b) ウムの混合比等は，初期濃縮度，燃焼度及び燃焼履歴に応じて算出する。対象核種組 成は次のとおりである。 ・U ： ・Pu ： 235 238 U，236U，238U Pu，239Pu，240Pu，241Pu，242Pu なお，保守側の仮定として，中性子吸収材である FP 核種及び上記以外のアクチニ ド核種は無視し，冷却期間は 0 年とする。核分裂性物質である 241Pu は，冷却期間中 に中性子吸収効果のある 241Am に壊変するため，冷却期間に依存して，中性子増倍率 は低下する。したがって，臨界安全評価上厳しい結果を与えるよう冷却期間は 0 年と する。ただし，炉停止時に生成している中性子吸収効果のある 裂性物質である c) 239 239 Np は，すべて核分 Pu に壊変しているものとして扱う。 燃焼度分布に対する考慮 燃料集合体上下端部の燃焼度は低く，この部分の反応度は 高いため，バケットに装荷される燃料せん断片の燃焼度は PWR 燃料及び BWR 燃料 とも反応度の高い燃料集合体上端部 50 cm 平均燃焼度を用いて臨界安全評価を行う。 この評価が適切であることは，燃焼燃料集合体の現実的な燃焼度分布と燃料集合体上 端部 50 cm 平均燃焼度との反応度を比較することにより確認されている(１）(２）。さら に，BWR 燃料においては，燃料集合体内に初期濃縮度分布を持つため，その効果を， 反応度が高めになるよう保守的となるよう考慮する（３）。 d) 核燃料物質の非均質性及び濃度分布の均一性 バケットに装荷された燃料せん断片 は溶解液と混在し，溶解が進むに従って非均質状態から均質状態へ移行する。このた め，燃料棒半径及び減速比（燃料溶解液体積と燃料棒体積の比）をパラメータとして， 溶解槽の中性子増倍率が最大となる最適減速条件を設定する。バケット部は，非均質 燃料部としてモデル化し，均一濃度の溶解液中に燃料棒が規則正しく配列した非均質 燃料棒格子とする。溶解液は，硝酸ウラニル及び硝酸プルトニウムの均一混合水溶液 とする。 e) 遊離硝酸 溶解槽内には，常時硝酸が供給されており，酸化物燃料を溶解するために 48 AESJ-SC-XXX：201X 消費される量の余剰分として遊離硝酸も存在する。遊離硝酸は，中性子吸収材として 査 の効果を持つ。解析上は，生じ得る最も低い濃度に設定することも可能であるが，遊 離硝酸は，反応度が高めになるよう，保守的に無視する。 f) 形状管理する溶解槽の腐食 高温硝酸溶液中でのバケット及び容器本体の腐食及び 製作公差を考慮し，臨界安全評価上の計算寸法等の緒元は保守側に設定する。 g) 原子個数密度の算出 溶解液中のウラン，プルトニウム等の原子個数密度の算出には 臨界安全ハンドブックに示される Moeken の式，Maimoni の式等を使用して算出す る E.3 (４） 。 計算方法 計算コード及び信頼性 公衆 審 E.3.1 本施設に対する臨界安全設計は，原子炉体系での燃焼した核種組成の計算を行う燃焼計 算と溶解槽体系での臨界計算から成る。計算コードは，炉心設計で使用している燃焼計算 コード及び旧日本原子力研究所において開発され多数のベンチマーク計算により十分検証 され臨界安全設計に使用されている JACS コードシステムであり，いずれも信頼性のある 計算コードである E.3.2 (４） 。 核種組成計算 燃焼による核種組成計算は，PWR 燃料に関しては PWR 炉心設計コードを用い，BWR 燃料に関しては BWR 炉心設計コードを用いる。初期濃縮度と燃焼度の組合せに対応する 核種組成の計算においては，プルトニウム生成量を，反応度が高めになるよう保守的に評 価するため，燃焼中の減速材条件を，反応度が高めになるよう保守的に設定する。 E.3.3 核種組成分布の考慮 バケット内の燃料せん断片配置に束縛がないことを考慮して燃料せん断片の燃焼度は， PWR 燃料及び BWR 燃料とも燃料集合体上端部 50 cm 平均燃焼度を用いて臨界安全評価 を行う。さらに，BWR 燃料においては，燃料集合体内に初期濃縮度分布を持つ効果を， 反応度が高めになるよう，保守的となるよう評価した結果を考慮する(３）。 E.3.4 非均質燃料部の均質化 上記の核種組成を持つ非均質燃料部を，JACS コードシステムの ANISN−JR による 1 次元輸送計算を用いて，燃料棒半径と減速比をパラメータとして核的に等価な媒質に均質 化する。 E.3.5 a) 計算体系 モデル化の範囲 溶解槽の計算体系図は，図 E.1 に示した考え方を適用し，図 E.3 の とおり設定する。図 E.1 において，No.1 の位置のバケットに燃料せん断片を装荷する と，実際にはせん断中に順次燃料は溶解していくが，保守側の仮定として，せん断中 の燃料の溶解は考慮しないこととし，燃料せん断片（非均質燃料部）は，No.1∼No.4 の位置の 4 つのバケットに存在すると仮定する。燃料溶解液の液位は，反応度が高め 49 AESJ-SC-XXX：201X になるよう，保守的にホイール中心線まで引き上げ，半円筒形の計算モデルとする。 バケット内燃料配置 バケット内の非均質燃料部の領域は，非均質燃料部から中性子 査 b) の漏れを少なくし，中性子増倍率を大きく計算するように，非均質燃料部がバケット 内でホイールの中心寄りに偏在すると仮定する。図 E.3 において“可変”と示した部 分は，酸化物燃料質量及び減速比によって決まる変数である。 c) 反射条件 液位から上側のホイール及び容器本体の構造材による反射効果を包絡す るために，上面には完全水反射条件を設定する。バケット底部の半径方向には，バケ ット部の反射体として作用する十分な厚さの溶解液層を設定する。このため，その外 側に更に反射体を設定する必要はなく，真空領域とする。計算対象となるのは半円筒 形であるが，対称面で鏡面反射条件を設定することにより，バケット 2 個の 1/4 円筒 公衆 審 形の計算体系とする。容器本体外側には 2.5 cm 水反射条件を設定する。 d) 腐食等の考慮 臨界安全評価に設定する溶解槽各部の寸法に対して腐食等を，反応度 が高めになるよう，保守的に考慮する。すなわち，容器本体厚さ（燃料溶解液厚さ） に関しては，厚さが増す方が中性子増倍率は増加するため，腐食を考慮して，設計寸 法より大きめに寸法を設定する。また，バケット間隔（隣接する非均質燃料部厚さ） に関しては，間隔が減少する方が中性子増倍率は増加するため，腐食等を考慮して設 計寸法より小さめに寸法を設定するなど考慮する。 e) 中性子増倍率の算定方法 上記の計算体系及び均質化された群定数を用いて，JACS コードシステムの KENO−IV により，初期濃縮度及び燃焼度をパラメータとして， 溶解槽の中性子増倍率（計算された平均増倍率に標準偏差 σ の 3 倍の値を加えた値を 中性子増倍率とする。）を計算する。この際，BWR 燃料に対しては，前述の集合体内 初期濃縮度分布効果を考慮する。 f) 硝酸ガドリニウム溶液供給領域の設定 中性子増倍率が 0.95 となる初期濃縮度及び 燃焼度（燃料集合体上端部 50 cm 平均燃焼度）の組合せを求め，硝酸ガドリニウム溶 液の添加の要否に関わる境界線を設定する。これにより，中性子増倍率が 0.95 以下と なる側が硝酸ガドリニウム溶液の不要な領域となり，0.95 を超える側が硝酸ガドリニ ウム溶液が必要となる領域として設定されることとなる（図 E.2）。硝酸ガドリニウム 溶液が必要となる領域に入る燃料を溶解処理する場合には，ガドリニウムを溶解液中 の濃度として 0.7 kg/m3 （0.7 g/L）供給する運転管理とすることで，溶解槽の中性子 増倍率は 0.95 以下となる。 E.4 まとめ 溶解槽の運転管理に用いる硝酸ガドリニウム溶液供給領域の設定に当たっては，硝酸ガ ドリニウム溶液のない状態において，バケット内の燃料反応度が高く評価されるよう燃料 集合体内の燃焼度分布を考慮して包絡的核種組成を設定するとともに，溶解槽の中性子増 倍率評価においては，最適減速状態の想定，中性子吸収効果のある遊離硝酸の無視，非均 50 AESJ-SC-XXX：201X 質燃料部の酸化物燃料の質量の設定においては，装荷燃料の溶解を無視するなど種々の保 査 守性を考慮して，中性子増倍率を大きく評価するよう考慮している。このような評価にお いて，中性子増倍率が 0.95 を超える初期濃縮度と燃料集合体上端部 50 cm 平均燃焼度の 領域に対しては，硝酸ガドリニウム溶液を供給して中性子増倍率はいかなる場合でも，0.95 以下になる。このため，燃料集合体平均初期濃縮度と端部燃焼度を確認すれば，硝酸ガド 公衆 審 リニウム溶液の要否を判定することができる。 公衆 審 査 51 AESJ-SC-XXX：201X 注ａ）参考文献(1)の第１図 図 E.1 − 溶解槽の概要図 ａ） 公衆 審 査 52 AESJ-SC-XXX：201X 注 a）参考文献(5)の第 4.3−4 図 図 E.2 − ガドリニウムを使用する使用済燃料集合体の燃焼度の境界線の設計例 a） 公衆 審 査 53 AESJ-SC-XXX：201X 注 a）参考文献(１)の第２図 図 E.3 − 溶解槽の計算体系図 a） 参考文献 査 54 AESJ-SC-XXX：201X (1) “溶解施設の臨界安全解析”，MAPI-3005，三菱原子力工業株式会社，平成 3 年 5 月 (1991). (2) K.Itahara, S.Shimada, “Effects of Burnup Distributions on Criticality Safety Designs Taking Credit for Fuel Burnup”, Proc. Third Int. Conf. Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD’91), Sendai, Japan, April 14-18, 1991 (1991). (3) “核燃料物質溶液中における固体核燃料物質濃度の不均一効果について”，TLR-R006， 株式会社東芝，平成 3 年 7 月 (1991). 公衆 審 (4) “臨界安全ハンドブック”，科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編，にっかん書房, (1988). (5) “再処理事業所再処理事業指定申請書”，日本原燃株式会社，添付書類六，平成 17 年 4 月 一部補正 (2005). 55 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 F 査 （参考） 燃焼度計測装置による測定評価 序文 この附属書は，本体に関連して六ヶ所再処理施設の燃焼度計測装置による測定評価につ いて説明するものであり，規定の一部ではない。 F.1 燃焼度計測装置による臨界安全管理 F.1.1 燃焼度計測装置による臨界安全管理の基本的な考え方 公衆 審 六ケ所再処理施設において燃焼度計測装置は，使用済燃料受入れ施設に設置され，使用 済燃料受入れ・貯蔵建屋及び溶解槽の臨界安全管理に必要な燃焼度等を測定評価する。測 定評価結果に基づいて使用済燃料集合体の受入れ可否及び収納する燃料ラックの選定並び に溶解槽における可溶性中性子吸収材の要否が判定される。燃焼度計測装置による測定の 信頼性確保のため，燃焼度測定方法はγ線スペクトル測定法と放出中性子測定法とによっ て多様化され，使用済燃料集合体の取扱いにおいては，人的過誤が防止される対応が取ら れる。 F.1.2 燃焼度計測装置による臨界安全管理例 使用済燃料受入れ・貯蔵建屋に搬入したキャスクから使用済燃料集合体が 1 体ずつ取り 出される。このとき，燃料集合体番号が複数の運転員によって確認される。使用済燃料集 合体は，燃料仮置きピットの燃焼度計測前燃料仮置きラックに仮置きされ，その後，燃焼 度計測装置により燃焼度及び燃料集合体平均残留濃縮度（以下， “残留濃縮度”という）が 測定される。多様化された 2 種類の測定結果のうち，保守側の測定結果に基づいて使用済 燃料集合体の再処理施設への受入れ可否の判定及び収納する燃料ラックの選定及び溶解槽 における可溶性中性子吸収材の要否の判定が，誤差を考慮したうえでなされる。燃焼度計 測装置による測定結果は，管理用計算機に自動入力される。使用済燃料集合体は，その残 留濃縮度が施設受入れ制限の 3.5 wt% 以下であることが確認された後，燃焼度計測後燃料 仮置きラックに仮置きされる。その後，残留濃縮度が 2.0 wt% 以下の使用済燃料集合体は， 燃料貯蔵プールの低残留濃縮度ラックに収納され，貯蔵される。残留濃縮度が 2.0 wt% を 超える使用済燃料集合体は，燃料収納缶に収納された状態で燃料貯蔵プールの高残留濃縮 度ラックに収納され，貯蔵される。また，溶解槽の臨界安全管理のため，端部 50 cm 平均 燃焼度及び初期濃縮度により可溶性中性子吸収材要否の判定が行われ，各使用済燃料集合 体に対するその判定結果及び燃料貯蔵プールにおける所在番地の情報が管理用計算機に常 時管理される。管理用計算機は，可溶性中性子吸収材を使用しない運転時における可溶性 中性子吸収材を必要とする使用済燃料集合体の誤った移送指示は受け付けない。 56 AESJ-SC-XXX：201X F.2 燃焼度計測装置の構成及び測定法の多様化 査 燃焼度計測装置の本体部分は，2 系列の燃料仮置きピット水中にそれぞれ設置され，使 用済燃料集合体 1 体毎に燃焼度及び残留濃縮度が測定される。燃焼度計測装置は，図 F.1 に示すように，ピット水中に置かれる電離箱及び核分裂計数管並びに燃料仮置きピットの ピット壁の側面にある測定室（気中）に置かれるゲルマニウム半導体検出器で構成される。 電離箱は，使用済燃料集合体の側面に 40 台（片側 20 台×2 側面）が燃料集合体の軸方向 に沿って配置される。これらの電離箱により，使用済燃料集合体の軸方向全域に亘るグロ スγ線強度の分布が測定され，測定されたグロスγ線強度分布から，燃料集合体軸方向の 燃焼度相対分布が求められる。核分裂計数管は，使用済燃料集合体の軸方向中央部に 4 台 （片側 2 台×2 側面）設置される。これらの核分裂計数管により，測定された中性子計数 公衆 審 率から，測定部位の燃焼度絶対値が求められる。ゲルマニウム半導体検出器は，使用済燃 料集合体の軸方向中央部に位置する測定室に置かれている。ゲルマニウム半導体検出器に より，γ線を通過させるためのコリメータを介してγ線スペクトルが集合体側面の 2 方向 から測定され，測定されたγ線スペクトルにおける 137 Cs のγ線全吸収ピーク強度から燃 焼度が求められる。グロスγ線測定による燃焼度相対分布及び放出中性子とガンマスペク トル測定による使用済燃料集合体の軸方向中央部における絶対燃焼度を組み合せることに よって，集合体平均燃焼度及び上端部 50 cm 平均燃焼度が求められる。 残留濃縮度は，初期濃縮度情報と集合体平均燃焼度から求められる。 上記のように，燃焼度計測装置では，燃料軸方向中央部の燃焼度絶対値の測定が，放出 中性子測定及びγ線スペクトル測定によって多様化されている。放出中性子測定では，後 述のように中性子計数率から燃焼度を導出する過程で，燃料初期濃縮度の情報を必要とす るので，測定結果が入力された初期濃縮度情報の影響を受ける。一方，γ線スペクトル測 定では，燃焼度を求めるために測定する 137Cs 量の初期濃縮度による影響は非常に小さい。 57 AESJ-SC-XXX：201X 上部センタリ ング機構 中性子検出器 駆動機構 測定室 査 燃料仮置きピット 電離箱 核分裂計数管 コリメータ 公衆 審 ゲルマニウム 半導体検出器 燃料昇降機構 図 F.1 − 燃焼度計測装置の構成 F.3 F.3.1 燃焼度計測装置による測定評価 グロスγ線測定及び評価 グロスγ線測定は，使用済燃料集合体の放出するγ線をエネルギー弁別することなく総 量として測定する。燃料集合体の上端部及び下端部においては，燃焼度分布に傾斜を有す るため，検出器である電離箱の配置間隔は，燃料集合体中央部における配置間隔より密に 配置され，また，各電離箱はそれぞれコリメータスリットのある鉛容器内に配置されてい る。グロスγ線測定で測定されるγ線は，大部分が核分裂生成物核種より放出されるもの で，一部ウランやプルトニウム等のアクチニド核種及び構造材の放射化物の放出するγ線 が含まれる。核分裂生成物によるγ線は，137Cs のような一次分裂生成物の放出するγ線と 134 Cs のように一次分裂生成物の中性子捕獲により生成する核種の放出するγ線がある。前 者は燃焼度にほぼ比例し，後者は燃焼度の 2 乗にほぼ比例する。後者の寄与があるため， グロスγ線強度と燃焼度は，比例関係からずれる。また，134Cs 等の放出するγ線のグロス γ線に占める寄与率は，冷却期間によって変化するので，冷却期間の情報をもとにグロス γ線分布から燃焼度相対分布への補正が行われる。各測定点の燃焼度相対値から 6 次近似 式を求め，集合体平均値に規格化された燃焼度相対分布が評価される。（１） F.3.2 γ線スペクトル測定 γ線スペクトル測定は，エネルギー分解能の高いゲルマニウム半導体検出器により燃料 内に蓄積された 137Cs の放出する 662 keV γ線の全吸収ピーク計数率を測定し，137Cs の蓄 積量と燃焼度の比例性を利用して燃焼度を評価する。137Cs の蓄積量と燃焼度の比例関係は， 58 AESJ-SC-XXX：201X 初期濃縮度及び比出力による影響が小さい。全吸収ピーク計数率から燃焼度を導くには， 査 検出器の応答感度を決定しておく必要があり，その方法として予め燃焼度の与えられた燃 料集合体を測定して校正する方法が採られている。検出器の応答感度は，燃料棒配置に依 存するため，燃料棒配列の型式に応じて決める必要がある。また，この測定方法では，使 用済燃料集合体の設定位置のずれ等による測定体系のγ線応答感度の変化が測定結果に影 響を与えるので，燃料集合体の相対する両方向から同時に測定してそれらの平均を取るこ とにより位置ずれの影響を小さくしている。（１） F.3.3 放出中性子測定 放出中性子測定法は，核分裂計数管により燃料集合体側面の中性子を測定して燃焼度を 評価する。燃焼中の燃料内では，238U の中性子捕獲を起点として種々のアクチニド核種が 公衆 審 生成される。これらの核種の一部は，自発核分裂を起こし，その際に中性子を放出する。 また，多くはアルファ崩壊をするので，その際に放出されるアルファ線の一部が燃料中に 含まれる酸素と（α，n）反応を起こして中性子が放出される。使用済燃料集合体より放出 される中性子の多くは，自発核分裂による中性子である。自発核分裂を起こす主な核種に は 238 Pu，240Pu，242Pu，242Cm 及び 244 Cm がある。このなかで 238 Pu，240Pu，242Pu の中性子 放出量は比較的小さく，244Cm の中性子放出率が大きな割合を占める。燃焼終了直後には 242 Cm の中性子放出量も大きいが，242Cm は半減期が短いため，中性子放出量は冷却に伴っ て急速に減少していく。このため，冷却期間が比較的長いときの使用済燃料集合体からの 中性子放出は，大部分が 244Cm によるものである。放出中性子測定の評価においては，冷 却期間 5 年における中性子放出量をベースにして中性子放出率と燃焼度との相関関係を予 め用意し，短冷却期間の燃料集合体に対しては 242Cm の放出中性子量を，小さめに補正す る方法をとっている。244Cm は，238U を起点とした 6 回の中性子捕獲を経て生成し，その 蓄積量は燃焼度のべき乗に比例する。計算では，約 4 乗に比例する。ただし，燃焼度が低 いときはプルトニウムなどの中性子放出の寄与分が大きいため，中性子放出率と燃焼度の 関係はべき乗の相関関係からずれる。このため，次の式のように燃焼度の対数を，中性子 放出率の対数の直線と指数関数の和で表す。直線部分は，比較的燃焼度が高い時に燃焼度 のべき乗で増加する部分を表し，指数部は，比較的燃焼度が低いときにべき乗からずれて いる部分を表している。また，244Cm の蓄積量は，初期濃縮度の影響を受けるので，初期 濃縮度の情報を入力して燃焼度を導出する。 ln(BU)＝A・ln(S )＋B＋C・exp(−L・ln(S )) ここに， BU： 測定した燃料の燃焼度（MWd/tU） S ： 中性子放出率 A ： 初期濃縮度の関数 B ： 初期濃縮度の関数 C ： 初期濃縮度の関数 L ： 初期濃縮度の関数 59 AESJ-SC-XXX：201X 測定された中性子計数率から予め用意された相関式をもとに中性子放出率が求められる。 査 燃料近傍の中性子束は，測定体系の中性子増倍率にもよるので，相関式には燃焼に伴う核 分裂性核種の減少に応じた測定体系の中性子増倍率の変化が考慮されている。 中性子放出率 S が求められると，上の式を変形した次式により燃焼度(BU)が求められる。 BU＝exp(A・ln(S )＋B＋C・exp(−L・ln(S ))) ここに， BU： 測定した燃料の燃焼度（MWd/tU） 中性子放出率 A ： 初期濃縮度の関数 B ： 初期濃縮度の関数 C ： 初期濃縮度の関数 L ： 初期濃縮度の関数 公衆 審 S ： 放出中性子測定では，核分裂計数管が燃料集合体軸方向中央部の 1 側面に 2 個，反対の 側面に 2 個の計 4 個設けられ，検出器と燃料集合体側面との間隔は一定に保たれた状態で 測定される。測定結果は，4 個の検出器による燃焼度測定値の平均値が用いられる。(1) F.3.4 燃焼度及び残留濃縮度の導出 グロスγ線測定による燃料集合体軸方向燃焼度相対分布及び燃料集合体中央部のγ線ス ペクトル測定と放出中性子測定による絶対燃焼度に基づき，燃料集合体平均燃焼度及び上 端部 50 cm 平均燃焼度が求められる。また，残留濃縮度は，初期濃縮度とγ線スペクトル 測定法及び放出中性子測定法によりそれぞれ測定された燃料集合体平均燃焼度とから導出 される。残留濃縮度は，残留 235U 質量／初期 U 質量（wt%）である。残留濃縮度は，燃焼 度に対して指数関数的な減少カーブを示すため，残留濃縮度(Er)の減少を指数関数と 2 次 曲線との積で表す以下の式が準備され，初期濃縮度と燃焼度の入力により，残留濃縮度が 求められる。 Er＝（A・BU２＋B・BU＋Ei）・exp（-L・BU） ここに，Er：残留濃縮度（wt%） BU：測定した燃料の燃焼度（MWd/tU） Ei：初期濃縮度（wt%） A ：初期濃縮度に依存する係数 B ：初期濃縮度に依存する係数 L ：初期濃縮度に依存する係数 F.4 F.4.1 燃焼度計測装置の校正 最初の校正 燃焼度計測装置は，γ線スペクトル測定法及び放出中性子測定法によって燃料中央部の 燃焼度の絶対値を測定し，これらの結果とグロスγ線測定法による燃焼度相対分布とを組 60 AESJ-SC-XXX：201X み合せて集合体平均燃焼度及び上端部 50 cm 平均燃焼度を求める。燃焼度計測装置の測定 査 体系では，測定される計数率と燃焼度との関係が燃料集合体と検出器との位置関係による ので，燃焼度絶対値の測定では，上記の関係を決めるための検出器の応答感度を決めてお く必要がある。 燃焼度計測装置の検出器によって測定される計数率から燃焼度への変換は，使用済燃料 集合体を用いた測定によって決定した検出器応答感度を用いる。この検出器応答感度を決 定することを燃焼度計測装置の校正という。 燃焼度計測装置の運用の前には，標準となる燃料集合体を測定し，その燃焼度を基準に， 実際の測定体系における検出器応答感度を決める校正を行う。このとき，測定燃料の燃焼 度が校正の基準になるので校正のために測定される燃料の燃焼度は，極力精度がよく，ま 公衆 審 た，信頼性の高いものであることが望まれる。 原子炉全体の熱出力は，炉心流量と温度によって精度よく管理されている。一方，燃焼 度計測装置では，燃料集合体を 1 体ごとに測定するので，炉心管理において求められた燃 料集合体 1 体の燃焼度が基準となる。燃料集合体ごとの燃焼度は，運転中の炉心の出力分 布測定によって決められるので，出力分布測定精度が良いことが望まれる。 そのために，次の条件のもとに校正測定燃料を選定した。ただし，次の条件のうち，初 期濃縮度については装置の測定対象に応じて決定されるべきであり，ここに示すものは現 在の装置における例である。 ・燃焼中に計画外運転停止がない （燃焼度計算がより正確にできる燃焼履歴を有するため） ・炉心の最外周又は運転中に挿入された制御棒の隣接位置に配置されていない （燃焼度計算がより正確にできる燃焼履歴を有し，出力勾配の影響を抑えるため） ・初期濃縮度が 2.5∼3.5 wt% のもの （校正実施時の標準的な仕様） ・冷却期間が 3∼7 年のもの （統計精度を確保して効率的に校正を行い，中性子測定で 242Cm の影響を排除するた め） 検出器応答感度は，受入れ対象燃料を次の 4 つのグループに分けて，グループ毎に求め た。グループ 1 の燃料は，現実的には残っていなかったため，グループ 2 の校正結果から 計算で換算した検出器応答感度を求め，計算誤差を考慮している。 ・グループ 1：BWR7×7 燃料 ・グループ 2：BWR8×8 燃料 ・グループ 3：PWR14×14 燃料 ・グループ 4：PWR15×15 燃料および PWR17×17 燃料 61 AESJ-SC-XXX：201X ひとつのグループの校正測定に供する燃料の体数は，輸送キャスク収納体数を考慮して， 査 BWR 燃料は 22 体，PWR 燃料は 14 体である。また，1 体あたり 5 回ずつ測定している。 校正により，測定される燃焼度が基準とした炉心管理による燃焼度と一致するよう各測 定法の検出器の応答感度が決定される。 a) γ線スペクトル測定法の校正 γ線スペクトル測定法の校正では，校正で測定した燃 料集合体の燃焼度を基準として，ゲルマニウム半導体検出器の応答感度が求められる。 燃焼度は，137Cs のγ線計数率に比例するので，測定値から比例定数を求め，その比例 定数から検出器の応答感度を求める。 b) 放出中性子測定法の校正 放出中性子測定法の校正では，核分裂計数管の応答感度を 求める。ただし，中性子計数率は，燃焼度の約 4 乗に比例している。校正で測定され 公衆 審 た複数の燃料集合体について，基準とした炉心管理による燃焼度と最もよく一致する 検出器応答感度を求める。 放出中性子測定では，計算に基づく燃焼度と中性子放出率の相関式を用いており， この相関式は初期濃縮度に依存している。初期濃縮度は，燃料集合体ごとの製造時デー タ（製造公差は考慮なし）を用いている。図 F.2 （２） のプロットは，炉心管理による 燃焼度と燃焼度計測装置で測定された中性子計数率との相関関係をいくつかの初期濃 縮度についてプロットしたものである。さらに，同図の実線・破線は，計算に基づい て作成され燃焼度計測装置が内蔵している燃焼度と中性子計数率の相関関係である。 このように，両者は良好に一致していることが確認されている。 c) グロスγ線測定法の校正 グロスγ線測定は，燃料集合体軸方向の燃焼度相対分布を 測定することを目的とするので，γ線スペクトル測定法や放出中性子測定法のように， 測定値から燃焼度へ変換するための検出器応答感度の校正は必要ない。ただし，多数 のグロスγ線検出器を配置して相対分布を測定するため，検出器相互の感度の相対関 係を補正する必要がある。 このため，燃料集合体を検出器の間隔と同じだけ上下に移動させて，隣り合う検出 器で同じ燃料位置を測定することにより，検出器感度の相対関係を求める。 F.4.2 定期検査時の校正 定期検査では，検出器感度の変動を補正するための校正を行う。最初に検出器応答感度 が決められて装置の運用が開始された後は，標準線源を用いて定期的に校正をおこなって 応答感度の変化を確認あるいは補正する。定期的な校正は，通常は施設の定期検査の中で 行われる。最初の校正が行われる時に標準線源を測定して基準の測定値を求めておく。そ の後，定期検査の際に同じ測定体系で標準線源を測定し，標準線源の減衰を考慮して最初 の測定値と比較することにより，検出器応答感度を補正する。 F.5 燃焼度及び残留濃縮度評価に関わる誤差 燃焼度計測装置による燃焼度評価に関わる誤差は，γ線や中性子を測定し燃焼度及び残 62 AESJ-SC-XXX：201X 留濃縮度を導出する際に生じる測定誤差と使用済燃料集合体を用いて燃焼度計測装置の校 査 正を行う際に生じる校正誤差に分けられる。また，残留濃縮度の誤差を考慮する際は，燃 焼度測定結果から残留濃縮度が導出される際に伝播する誤差を考慮している。 集合体平均燃焼度を測定する際の測定フローと誤差要因を図 F.3 に，測定誤差の評価結 果を表 F.1 および表 F.2 に示す（３）。燃焼度計測装置の誤差の評価では，我が国初の燃焼 度クレジットを採用した臨界安全管理に供することから，安全確保に万全を期すため，個々 の測定に対する誤差範囲の合計値を燃焼度測定に寄与する誤差としている。校正誤差は， 測定される計数率から燃焼度を導出する際に用いる検出器の応答感度が持つ誤差によって 公衆 審 生じる誤差である。 表 F.1 − 測定誤差の評価結果 γ線スペクトル測定 放出中性子測定 計数の統計誤差 2.3 % 3.1 % 燃料設定による誤差 12 % 3.2 % 照射履歴・解析誤差 2.0 % 8.7 % グロスγ線分布の誤差 2.3 % 2.3 % 合計 a) 18.6 % 17.3 % 注 a) 合計は各誤差の評価結果の和である。 表 F.2 − 残留濃縮度測定誤差の評価結果 燃焼度区分 γ線スペクトル測定 放出中性子測定 ∼15 GWd/t 0.28 wt% 0.25 wt% 15∼25 GWd/t 0.39 wt% 0.36 wt% 25∼ GWd/t 0.45 wt% 0.42 wt% 63 AESJ-SC-XXX：201X BWR-1.2wt% BWR-2.2wt% BWR-1.2wt%計算値 プロットは， 炉心管理燃焼度 vs 中性子計数率測定値 実線・破線は， 燃焼度計測装置が内 蔵する燃焼度と中性 子計数率の関係 BWR-2.2wt%計算値 1E+03 BWR-3wt%計算値 1E+02 公衆 審 中性子計数率 （cps） BWR-3wt% 査 1E+04 1E+01 1E+03 1E+04 1E+05 燃焼度 (MWd/t) (a) 中性子測定値と燃焼度との関係（BWR の例） 1E+04 PWR-3.4wt% PWR-4wt% 中性子計数率 （cps） PWR-3.4wt%計算値 PWR-4wt%計算値 1E+03 1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 燃焼度 (MWd/t) (b) 中性子測定値と燃焼度との関係（PWR の例） 注 a) 参考文献(2)の 2005 年原子力学会春の年会予稿集 G43 図 F.2 − 中性子測定と燃焼度の関係 a) 燃焼度分布の平均化（両側の平均） 燃焼度相対値に変換 照射履歴・解析誤差 ・照射履歴（比出力） ・相関式の誤差 （近似誤差） 燃料のグロスγ線分布を測 定 図 F.3 − 燃焼度測定フロー及び測定誤差要因 集合体平均燃焼度 低い方の値を採用する 集合体平均燃焼度（γ線スペクトル測定） 燃焼度の平均値（両側の平均） 測定点の燃焼度 照射履歴・解析誤差 ・初期濃縮度 ・照射履歴 ・線源分布 ・校正誤差 燃料のγ線スペクトルを測 定 （137Cs 強度） ・燃料設定による誤差 ・計数の統計誤差 γ線スペクトル測定 中性子束 照射履歴・解析誤差 ・照射履歴 ・線源分布 ・相関式（近似誤差） ・校正誤差 燃料からの中性子を測定 （中性子計数率） ・燃料設定による誤差 ・計数の統計誤差 放出中性子測定 内は誤差要因 集合体平均燃焼度（放出中性子測定） 燃焼度の平均値（4 個の平均） 測定点の燃焼度 査 公衆 審 ・ｸﾗｯﾄﾞ付着の影響 ・信号の誤差 ・燃料設定による誤差 グロスγ線測定 64 AESJ-SC-XXX：201X 65 AESJ-SC-XXX：201X a) グロスγ線測定の誤差 燃料集合体の設定ずれとの誤差 使用済燃料集合体は，燃焼度計測装置の着座台に載 査 F.5.1 せ，昇降機構により所定の位置まで下降した後に，測定が開始される。このとき燃料 集合体の軸方向位置とグロスガンマ検出器との位置ずれが想定される。また，グロス γ線の電離箱電流値は，ランダムな誤差をもつ。検出器位置に対して燃料位置が所定 位置からずれ，また，電離箱電流値がランダムに誤差を持つとしたときの，燃焼度相 対分布への影響が誤差として考慮される。 b) クラッド付着の影響 燃料棒に対するクラッド付着は，γ線源及び遮蔽効果として測 定に影響する。クラッド付着量は，燃料軸方向で変化するため，影響は軸方向で変化 するが，報告されているクラッド厚さ及び組成より測定誤差への影響は，微少である 公衆 審 と評価される。 c) 照射履歴（比出力）の影響 燃焼度が同じであっても比出力と照射期間が異なれば， グロスγ線放出率は異なる。1 体の燃料集合体の軸方向燃焼度分布においては，照射 期間は各部分で同じであるが，比出力が異なるため燃焼度分布が生じる。一方，グロ スγ線分布から燃焼度分布への変換においては，照射期間を固定して異なる比出力に 対してグロスγ線強度から燃焼度への変換式が計算によって作られている。異なる照 射期間に対する変換式の誤差が評価される。 d) 相関式の誤差（近似誤差） グロスγ線分布から燃焼度相対分布を求める際には，グ ロスγ線強度と燃焼度の相関式を用いるが，相関式の近似による誤差が考慮される。 すなわち，相関式においては，グロスγ線は，137Cs のように燃焼度に比例する成分と 134 Cs や 154Eu 等のように燃焼度の 2 乗に比例する成分によって成ると近似している。 燃焼計算により特定点の直接評価を行うとともに近似式によって同じケースの評価 を行い，その差を評価することによって近似誤差が評価される。 F.5.2 a) γ線スペクトル測定の誤差 燃料の水平方向の設定位置ずれ 燃料集合体が燃焼度計測装置に設定される時，燃料 の水平方向位置のずれが想定される。γ線スペクトル測定のゲルマニウム半導体検出 器との距離が変わると 662 keVγ線は水中で減衰するため計数に影響する。燃焼度計 測装置においては，センタリング機構により燃料位置の設定ずれは小さく，また，ゲ ルマニウム半導体検出器は燃料集合体の両面に設定されるため，この影響は，更に小 さくなるが，この影響が誤差として評価される。 b) 燃料の回転による設定ずれ 燃料集合体が燃焼度計測装置に設定される時，燃料の回 転角度のずれが想定される。この場合，燃料棒の遮へい効果の相違により計数に影響 する。燃焼度計測装置においては，センタリング機構により燃料の回転角度ずれは小 さいが，この影響が誤差として評価される。 c) 計数の統計誤差 γ線スペクトルのピーク処理では，コンプトンバックグランド部と ピーク部の計数値（カウント）に応じて統計誤差が求められる。誤差評価においては， 66 AESJ-SC-XXX：201X 最も計数値の低い状態を想定して誤差が評価される。また，実際の測定において前記 d) 査 のように想定した低い計数値に満たない場合，計数時間が延長される。 燃料集合体水平断面内の燃焼度分布による影響 原子炉における燃焼において炉心 周辺に装荷された燃料集合体は，中性子の漏れのため，水平断面内に燃焼度の傾斜を 有する結果になる。このような燃料集合体を想定して，測定誤差が評価される。制御 棒の挿入効果も同様の燃焼度分布の影響を与えるが，影響度は，炉心周辺装荷の影響 より小さいと考えられる。 e) ペレット内線源分布の影響 137 Cs は，高温で揮発性であるため，高温部から低温部へ 泳動する。このため，燃焼が進むとペレット外周部分の 137 Cs 濃度が高い分布になる 場合が多い。ペレット外周部のγ線は，ペレットの自己遮へいによる減衰が少なく， 公衆 審 ペレット断面の平均線源濃度が同じでも，外周部の線源濃度が高いほどγ線の放出量 は多くなる。この影響は，ペレットのマイクロγ線スキャン測定結果を基に誤差が評 価される。 f) 初期濃縮度の影響 燃料の初期濃縮度が低い方が燃焼中の 239 239 137 Pu の生成量が多くなる 235 ため， Pu の核分裂割合が高くなる。 Cs の核分裂収率は， U より 239Pu の方がわ ずかに大きいので，137Cs の生成量が多くなる。この影響が燃焼計算の比較によって誤 差として評価される。 g) 照射中に 137Cs は，わずかに減衰する。想定する照射履歴に対して， 照射履歴の影響 比出力，原子炉施設の定検期間，出力変化が異なれば，137Cs の生成量に影響する。こ の影響による誤差は燃焼計算によって直接的に評価される。 F.5.3 a) 放出中性子測定の誤差 燃料と検出器の間隔の影響 放出中性子測定は，燃料集合体の側面の中性子検出器で 測定する。燃料集合体側面の熱中性子束は，側面近傍でピークを有し，側面からの距 離に対して中性子束レベルの変化が大きい。このため，集合体と検出器の位置関係で 測定誤差を生じる。しかしながら，中性子検出器は，燃料集合体押し付け機構により 燃料側面から一定位置に設定されるため，この影響は小さいが，測定誤差として評価 される。 b) 計数の統計誤差 計数のカウント数を小さめに想定して統計誤差を求め，燃焼度に与 える影響が誤差として評価される。また，実際の測定において前記計数値に満たない 場合，計数時間が延長される。 c) 燃料集合体水平断面内の燃焼度分布による影響 原子炉における燃焼において炉心 周辺に装荷された燃料集合体は，中性子の漏れのため，水平断面内に燃焼度の傾斜を 有する結果になり，中性子線源にも傾斜を有することになる。このような燃料集合体 を想定して，測定誤差が評価される。 d) 初期濃縮度の影響 放出中性子測定では，初期濃縮度は，入力パラメータとするため， 誤差要因としては考慮されない。 67 AESJ-SC-XXX：201X e) 照射履歴の影響 燃焼中の比出力，BWR のボイド率，定検期間及び出力変化は，中 査 性子スペクトルの硬化や核種の減衰に影響し，244Cm の蓄積量に影響するため，この 影響は，燃焼計算により直接的に誤差として評価される。 f) 相関式の誤差（近似誤差） 中性子測定結果から燃焼度を求める際には，中性子放出 率と燃焼度の相関式を用いるが，相関式の近似誤差は，特定点に対する燃焼計算値と 式による値との比較により評価される。 F.5.4 残留濃縮度導出の誤差 六ケ所再処理施設の使用済燃料受入れ貯蔵施設においては，残留濃縮度管理を行ってい る(附属書 C）。燃焼度測定結果から残留濃縮度導出における誤差が評価され，考慮される。 a) 相関式の誤差 燃焼度と残留濃縮度の関係を計算に基づき初期濃縮度をパラメータと 公衆 審 して相関式によって残留濃縮度を求めるが，この相関式は，近似式であるため特定点 に対する燃焼計算結果と直接的に比較して誤差が評価される。 b) 照射履歴の影響 燃焼中の比出力及び出力履歴の残留濃縮度への影響が評価される。 F.5.5 校正誤差 燃焼度計測装置の校正では，はじめに標準となる燃料集合体を測定して，その燃焼度を もとに計数率から燃焼度への変換を行うための検出器応答感度を決定する。標準となる使 用済燃料集合体の燃焼度には，炉心管理において求められた燃焼度が用いられる。校正に 用いる使用済燃料集合体は，炉心中央部に装荷され，また，制御棒の影響の少ない集合体 断面において均一に燃焼した集合体を選択する。校正誤差は，種々の燃料集合体型式に対 してグループ分けをして，校正用燃料集合体を限定して実施することによる誤差，校正燃 料集合体の燃焼度が持つ誤差及び校正時の測定における誤差がある。 a) 同一グループでの誤差 計数率から燃焼度を求めるための検出器応答感度を設定する 燃焼度計測装置の校正においては，BWR 燃料集合体を 2 グループ，PWR 燃料集合体 を 2 グループに分け実施している。具体的には BWR 燃料に対しては燃料棒配列が 7 ×7 及び 8×8 の燃料集合体の 2 グループに分け，このうちの１つの燃料集合体型式の 計数率に規格化するように補正するが，その際に生じる誤差が評価される。PWR 燃 料に対しては，燃料棒配列が 14×14 のグループと 15×15 及び 17×17 のグループの 2 グループに分けられ，このうちの１つの燃料集合体型式の計数率に規格化するよう に補正する際に生じる誤差が評価される。この誤差は，同一の燃料棒配列であっても， 燃料棒本数の相違により核特性が異なるため，校正誤差が生じる。 b) 校正時の測定誤差 校正測定を行うときの測定値は，統計誤差等を有している。校正 測定は，同一の燃料を複数回測定し，その再現性から測定誤差を評価して，校正誤差 として評価する。 参考文献 査 68 AESJ-SC-XXX：201X (1) “再処理施設における燃焼度計測装置”，TLR-R001，株式会社東芝，(1991). (2) 舘林竜樹，内藤博文，常盤豊，熊埜御堂宏徳，“六ヶ所再処理工場における燃焼度計 測装置の測定結果”，日本原子力学会 2005 年春の年会予稿集，平塚, 2005 年 3 月 29~31 日，G43 (2005). (3) K. Oeda et al., “CRITICALITY CONTROL IN THE ROKKASHO REPROCESSING PLANT BY A BURNUP MONITOR”, Proc. Sixth Int. Conf. Nuclear Criticality Safety (ICNC’99), Versailles, France, Sept. 20-24, 1999, 公衆 審 p.639-646 (1999). 69 AESJ-SC-XXX：201X 附属書 G 査 （参考） スキャン式燃焼度計測装置の機能 序文 この附属書は，本体に関連して六ヶ所再処理施設に設置を計画しているスキャン式燃焼 度計測装置の機能について説明するものであり，規定の一部ではない。 G.1 概要 六ヶ所再処理施設の燃料固定式（以下， “固定式”という）の燃焼度計測装置に関しては， 公衆 審 機構部や検出器の部品点数が多いため，装置を簡素化することによって保修時における従 事者の被ばく及び廃棄物発生量を低減できる余地がある。これらの改善案として，燃料ス キャン式（以下， “スキャン式”という）燃焼度計測装置への変更が計画されている（１）（２）。 グロスγ線分布測定をスキャン式とすることにより，従来よりも燃焼度相対分布の測定点 数が大幅に増加される。その結果，6 次近似式を用いずとも燃焼度分布を精度よく規格化 することが可能となり，特に端部平均燃焼度の測定精度の向上が期待できるメリットがあ る。 本附属書は，燃焼度クレジットを採る臨界安全管理の観点からスキャン式燃焼度計測装 置の重要な機能について明確にする。 G.2 スキャン式燃焼度計測装置 六ヶ所再処理施設の燃焼度計測装置では，40 台のグロスγ線検出器，4 台の中性子検出 器，2 台のゲルマニウム半導体検出器の検出器構成であり，また，燃料集合体の昇降機構， 燃料集合体センタリング機構及び中性子検出器駆動機構の水中駆動機構を有している。 これに対しスキャン式燃焼度計測装置は，図 G.1 に示すように，グロスγ線測定用電離 箱を上部のみに 4 ないし 6 台設置する。 固定式では，燃料集合体を装置に着座したのちに，各面 20 台の電離箱でグロスγ線強 度分布を測定するが，スキャン式燃焼度計測装置では，燃料を挿入中に上部の電離箱で連 続的にグロスγ線分布を測定する。 スキャン式燃焼度計測装置に変更した際には，固定式の燃焼度計測装置で行ったのと同 様の校正を実施する（附属書 F の F.4 燃焼度計測装置の校正 参照。） 70 AESJ-SC-XXX：201X 査 燃料仮置きピット 燃料集合体 燃料ガイド 電離箱 中性 子検出器駆 動機 構＋センタ リング機構 核分裂計数管 コリメータ ゲルマニウム 半導体検出器 公衆 審 測定室 図 G.1 − スキャン式の構成 G.3 スキャン式燃焼度計測装置の性能 スキャン式燃焼度計測装置の性能は，固定式と概ね同等である。グロスγ線測定で得ら れる測定点数は現有機に比べて増加する。以下に燃焼度計測装置の性能に関わる項目を示 す。 G.3.1 測定対象燃料集合体の仕様 固定式と同じく，BWR，PWR 使用済燃料を対象とする。 G.3.2 a) 測定燃料集合体と各検出器の位置関係の設定 グロスγ線測定系 燃料集合体上部の側面に検出器を設置する。燃料集合体表面から の距離は現有機と同等である。また，固定式と同じく検出器は，鉛コリメータ付きの 水密容器に収められる。スキャン式であるため，検出器の燃料軸方向位置は，測定中 変化し，一定時間周期で測定データを採取する。スキャン測定時の燃料移動速度は， 約 15 mm/s，測定間隔は 1 秒であり，約 3.6 m の燃料有効部に対しては約 240 点の分 布測定値が得られ，固定式の燃焼度計測装置よりも 20 倍以上の詳細な分布データと なる。各測定データの軸方向位置は，測定データを処理して導出することが現有機と 異なる。 b) γ線スペクトル測定系 ゲルマニウム半導体検出器の燃料集合体との位置関係は，固 定式燃焼度計測装置と同等である。ゲルマニウム半導体検出器の測定室における設置 位置は固定式と同じで，燃料集合体は，センタリング機構によって装置の中心位置に 71 AESJ-SC-XXX：201X 設定される。センタリング機構は，中性子検出器駆動機構と兼用される。 放出中性子測定系 核分裂計数管と燃料集合体の位置関係は，固定式と同等である。 査 c) 核分裂計数管は，中性子検出器駆動機構によって燃料集合体側面からの一定距離の位 置に設定される。 G.3.3 a) 各検出器による測定データ取得 グロスγ線測定系 グロスγ線の電離箱電流値は，燃料挿入中に一定時間周期で連続 的に取得される。 b) γ線スペクトル測定系 ゲルマニウム半導体検出器のγ線スペクトルは，燃料集合体 が所定位置に設定された後，所定時間取得される。データ取得後に 137 Cs の 662 keV γ線ピークの統計精度が要求統計精度未満の場合，一定時間の追加測定を行い，要求 公衆 審 統計精度を満たすまで繰り返す。 c) 放出中性子測定系 核分裂計数管の中性子計数は，燃料集合体が所定位置に設定され た後，所定時間取得される。データ取得後に中性子計数が要求統計精度未満の場合， 一定時間の追加測定を行い，要求統計精度を満たすまで繰り返す。 G.3.4 a) 各検出器測定データからの測定値導出 グロスγ線測定系 グロスγ線測定では，燃料集合体軸方向の燃焼度相対分布が測定 される。 固定式燃焼度計測装置では，軸方向 20 台の電離箱電流値をそれぞれ燃焼度相対値 に変換した後，これらを軸方向位置について 6 次式でフィッティングし，燃料有効部 の集合体平均値が 1 となるように規格化している。 スキャン式燃焼度計測装置でも，測定された各電離箱電流値を燃焼度相対値に変換 する。スキャン式測定では，詳細なグロスγ線強度分布データが得られるのでフィッ ティングは行わず，燃料有効部の平均値が１となるように相対分布を規格化する。 b) γ線スペクトル測定系 固定式燃焼度計測装置と同じく，ゲルマニウム半導体検出器 で測定されたγ線スペクトルデータから 137 Cs の 662 keVγ線全吸収ピーク計数率を 求める。検出器の応答感度を用いて燃焼度を求める。 c) 放出中性子測定系 固定式と同じく，核分裂計数管で放出中性子計数率を測定する。 検出器の応答感度と燃料の初期濃縮度から燃焼度を求める。 G.4 スキャン式燃焼度計測装置の自己診断機能 スキャン式燃焼度計測装置では，燃料集合体を挿入中にグロスγ線強度分布を連続的に 測定する。このため，固定式の燃焼度計測装置の診断機能に加えてスキャン式特有の自己 診断機能を設ける。 G.4.1 単発ノイズの診断機能 燃料クレーンで燃料を挿入しながらの測定であるため，ノイズ診断の機能を設けてノイ ズによる影響に備える。連続的に測定される電離箱電流値において突発的に生じる単発の 72 AESJ-SC-XXX：201X 度分布測定への影響を回避する。 G.4.2 燃料移動中のゆれの診断機能 査 ノイズを想定し，データの処理によってこれを診断，検知して補正することによって燃焼 燃料クレーンで燃料を挿入中に燃料集合体が大きくゆれた場合には測定値に影響する恐 れがあるので，燃料の大きなゆれによる影響に関する診断機能を設ける。本機能は，上下 に配置した検出器の同位置での測定が時間差をもつことを利用し，両測定値を比較して行 う。燃料のゆれが大きいとき，時間差をもって測定される上下検出器の測定値の比率の変 化が大きくなる。 G.4.3 燃料移動速度の診断機能 測定中の燃料クレーンの移動速度は，一定であることを前提に測定を行うが，仮に移動 公衆 審 中に速度の変化があった場合には，燃焼度分布測定に影響を及ぼす恐れがある。このため， 燃料移動速度に関する自己診断機能を設ける。電離箱電流の測定は，一定（1 秒）間隔で 行われるので，測定で求めたスペーサ位置間，燃料有効長間のデータ数，設計上のスペー サ間隔及び燃料有効長から移動速度を求めて診断を行う。 参考文献 (1) 佐藤秀昭，根岸美幸，板原國幸，栃木孝夫，熊埜御堂宏徳，小田中滋，齋藤俊介， 服部可奈子， “六ヶ所再処理施設の改良型燃焼度計測装置の設計検討”，日本原子力学 会 2010 年秋の大会予稿集，札幌，2010 年 9 月 15∼17 日，Q58 (2010). (2) K. Itahara et al., “IMPROVED BURNUP MONITOR IN THE ROKKASHO REPROCESSING PLANT”, Proc. Int. Conf. Nuclear Criticality 2011 (ICNC 2011), Edinburgh, Scotland, Sept. 19-22, 2011 (2011). 73 AESJ-SC-XXX：201X 解説 AESJ-SC-***：201X 査 再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順：201X 解説 序文 この解説は，本体及び附属書に記載した事柄並びにこれらに関連した事柄を説明するも のであり，標準の一部ではない。 1 制定の趣旨及び経緯並びに適用範囲 1.1 制定の趣旨 公衆 審 再処理施設の臨界安全管理に燃焼度クレジットを適用することによって，施設及び設備 を合理的に設計及び運用できることは，まえがき等に記載のとおりである。我が国におい ては燃焼度クレジットを適用した臨界安全管理は，既に六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯 蔵施設及び溶解槽に用いられている。このような状況においてこの標準を制定する趣旨は， 臨界安全管理の手順を明確にすることによって，今後長期間にわたる同施設の運転管理に この標準が活用され，要求事項及びその背景等が深く理解されることによって，同施設に おける臨界の発生を防止する一助になることを目的とするものである。 また，今後再処理分野以外の分野において，燃焼度クレジットが適用される場合に，こ の標準がその参考になれば幸いであると考えた。このため，施設を六ヶ所再処理施設に限 定せずに，燃焼度クレジットを適用する再処理施設の臨界安全設計及び運転管理の一般的 な手順，設計及び管理の手法，考え方等を明確にすることにより，それらの手法等が再処 理分野以外の分野に燃焼度クレジットが適用される場合の参考になり得ることを考慮した。 さらに，まえがきに示すとおり，国外においては輸送及び貯蔵キャスクを対象に，核分 裂生成物を考慮した燃焼度クレジットの適用が 2012 年 9 月に認められている（１）。六ヶ所 再処理施設の臨界安全管理に適用されている燃焼度クレジットは，アクチニド核種のみを 考慮しているが，アクチニド核種に加えて核分裂生成物を考慮する背景は，核分裂生成物 の中性子吸収効果を臨界安全管理に取り入れることによって，できる限り合理的な輸送及 び貯蔵を実現することにある。国外においては，このような合理的な燃焼度クレジットの 実現に向けての研究開発が長年継続されてきた。我が国においても，種々の分野における 合理的な燃焼度クレジットの実現を目的とした研究開発が，今後も継続して行われるもの と考えられる。このような状況において，我が国で具体的に適用されている現状の技術に 基づいた標準を制定することは，現状の技術を明確にすることになり，今後の研究開発の 方向性の決定及び再処理分野以外の分野への適用に対して，十分参考になるものと考える。 1.2 制定の経緯 再処理施設の臨界安全管理の基本である臨界防止に関しては，1986 年 2 月に“再処理 施設安全審査指針”が原子力安全委員会により策定され，その指針 10 及び指針 11 に適合 74 AESJ-SC-XXX：201X 解説 するように施設の臨界防止の基本設計が実施される。また， “再処理施設の設計及び工事の 査 方法の技術基準”の第 3 条に則って，詳細設計及び製作，据付が実施される。AESJ-SC -F004：2004（２）には，臨界防止に関わる臨界安全管理の基本的な考え方，要件及び方法 が規定されている。 燃焼度クレジットの適用については，この適用を含む同位体組成管理に関して， “再処理 施設安全審査指針”指針 10 及び同解説並びに， “再処理施設の設計及び工事の方法の技術 基準”第 3 条の解説に記載されているが，燃焼度クレジット適用の具体的な臨界安全管理 に対しては，特に規定されていない状況にある。核燃料施設の設計及び臨界安全の運転管 理の参考になるものとして編集された“臨界安全ハンドブック”等においても，以下のと おり，燃焼度クレジットを適用する際の臨界安全管理を具体的に規定する内容にはなって 公衆 審 いない。すなわち，臨界安全ハンドブック（３）の“3.5.2 燃焼に伴う核種組成の変化”には， “燃焼度を考慮して臨界安全評価をしてもよい。”と記載され，PWR 燃料の燃焼に伴う核 種組成の安全側の仮定等のデータが掲載されているが，燃焼度クレジットを適用する具体 的な臨界安全管理には言及されていない。JAERI 1340（４）には，“燃焼度クレジットを採 用した燃料の取扱い”が記載され，燃焼度クレジット適用における臨界安全管理の全般的 な留意点が挙げられている。JAERI-Tech 2001-055（５） には，“使用済燃料の同位体組成 と臨界性の予測に関する技術的現状，安全評価上考慮すべき点そして規制に関する現状” がまとめられている。 以上のとおり，燃焼度クレジットに関する文献は，発行されているが，燃焼度クレジッ トの適用にあたっての，具体的な臨界安全管理に対する規定は，存在しないのが現状であ るため，前述のとおり，再処理施設を対象に燃焼度クレジットに関わる日本原子力学会標 準を策定することとした。 一方，燃焼度クレジット適用の臨界安全管理においても，これまで広く採用されている 新燃料を想定した臨界安全管理と同一の部分があり，この部分については十分浸透してい るため，この標準では燃焼度クレジット適用の臨界安全管理において，新燃料の想定に対 して新たに加えられる要求事項に，焦点を当てて策定することとした。また，標準化の範 囲は，臨界安全設計及び運転管理とし，施設及び設備の製作，据付けに対する管理は標準 化対象外とした。これは，燃焼度クレジットを適用する場合においても，施設及び設備の 製作，据付に対する管理は，新燃料に基づく場合と同一であるためである。臨界安全設計 の手順に対しては，燃焼度クレジットに特有の要求事項を明確にすることに焦点を当てる とともに，運転管理を規定するベースは，臨界安全設計にあることから，その相関を明確 にすることに留意した。 この標準は，その名称である“再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適 用手順”に示されるとおり，手順に対する要求事項を規定している。これは，現状燃焼度 クレジットを適用する臨界安全設計に，統一的に使用される手法と手順がなく，また，使 用する計算コードは標準がなく種々存在し，それら計算コードの精度及び精度評価の程度 75 AESJ-SC-XXX：201X 解説 も異なることから，定量的な基準を規定する標準よりも，手順に対する要求事項を明確に 1.3 適用範囲 査 する標準を策定する方が，現状に合っていると考えたためである。 この標準は，施設を特定しない一般的な再処理施設を対象に，要求事項を規定している。 再処理施設の臨界安全管理において，燃焼度クレジットの適用によって合理化が図られる 施設及び設備は，附属書 C に示すとおり，使用済燃料貯蔵施設及び溶解槽である。このた め，これらの施設及び設備を適用対象としている。 六ヶ所再処理施設の使用済燃料の貯蔵施設及び溶解槽に，燃焼度クレジットが適用され ている。その運転管理では，残留濃縮度及び燃焼度の核的制限値の確認に燃焼度計測装置 が使用されている。これら核的制限値の確認方法として，燃焼度計測装置以外による方法 公衆 審 も考えられるが，これら方法の再処理施設への適用は具体化されていないため，現状適用 されている燃焼度計測装置を使用する運転管理の手順に対して，要求事項を規定している。 本文において，対象とする燃料は，国内商用軽水炉（BWR，PWR）で使用されたウラ ン酸化物燃料の使用済燃料集合体に限定しており，手順に対する要求事項の設定において， 想定する燃料集合体の仕様及び燃焼特性は，これら燃料を前提としている。 2 世界各国の燃焼度クレジット適用状況 燃焼度クレジットを適用することによって,使用済燃料を取り扱う輸送，貯蔵，再処理， 廃棄物処理処分等の施設に対して合理的な設計をすることができる。 燃焼度クレジットの適用状況については，これまでに実施された 5 回（1997，2000， 2002，2005，2009 年）の IAEA 主催の専門家会合やワークショップの報告が参考になる。 2005 年までの専門家会合に関してはドキュメント（IAEA-TECDOC）として刊行されて おり，これらのドキュメントを基に国内外の適用状況についてまとめた。 さらに，燃焼度クレジットに関する各種標準等の最新版の概略についてまとめた。 【本解説で用いる用語】 使用済燃料の貯蔵法には湿式貯蔵（水中）と乾式貯蔵（気中）がある。わが国の原子力 発電所では，主に湿式（使用済燃料プール貯蔵）によって保管管理されているが，一部の 原子力発電所の敷地内においては，乾式（金属キャスク貯蔵[注]）によって保管管理され ている。原子炉から取出した使用済燃料を再処理施設等に輸送するための容器を輸送キャ スクという。 [注]わが国では採用されていないが，コンクリートキャスク貯蔵もある。 2.1 燃焼度クレジットの適用状況 各国の現在の燃焼度クレジット適用状況が IAEA-TECDOC-1547(2007) （６） ，15∼18 頁記載の TABLE3.1∼TABLE3.3“燃焼度クレジット利用に関する国別状況表”に示され ている。これらの表を総合すると，解説表 1 のように，湿式貯蔵（原子炉建屋内），乾式貯 76 AESJ-SC-XXX：201X 解説 蔵，輸送キャスクについて国別に整理される。湿式貯蔵には，解説表１には記載していな 査 い発電所敷地内の原子炉建屋外での貯蔵（wet storage away from reactor）もあるが，燃 焼度クレジットを適用しているのは，フランスのラ・アーグ再処理施設での使用済みＰＷ Ｒ燃料貯蔵プールのみである。 主要な 4 カ国（英仏米独）についての状況が簡潔に述べられているが，再処理を行って いる英国とフランスでは，フランスの方が燃焼度クレジット適用をより進めている。フラ ンス国外からラ・アーグ再処理施設への輸送でも燃焼度クレジットを認めているが，搬出 国に測定を課して，要求燃焼度に応じて二つの測定レベルを適用している。また，フラン スでは，再処理施設の湿式貯蔵においても，輸送と同様の燃焼度クレジットを適用してい る。英国では，再処理溶解工程で臨界防止のためのガドリニウム添加量を節約する目的で 公衆 審 燃焼度クレジットを適用している。 2.1.1 湿式貯蔵（原子炉建屋内），乾式貯蔵及び輸送キャスクへの燃焼度クレジット適用 状況 湿式貯蔵（原子炉建屋内）で燃焼度クレジットが認可，適用されているのは，ベルギー， オランダ，スロヴェニア，ブラジル，南アフリカ，韓国，米国，スイス，スペイン，ドイ ツ，ロシアの 11 カ国がある。BWR についてはガドリニアクレジットを採用している国が メキシコ，米国，スイス，スペイン，スウェーデン，ドイツ，フィンランドの 7 カ国ある。 乾式貯蔵では，ドイツ，ウクライナ，アルメニアの 3 カ国が核分裂性物質のみの燃焼度 クレジットを適用，米国がアクチニドのみの燃焼度クレジット概念を認可している。 輸送キャスク（いずれも乾式）では，フランス，オランダ，スイス，ドイツ，ロシア， アルメニア（核分裂性物質の燃焼度クレジット）の 6 カ国で実施し，米国では，アクチニ ドのみの燃焼度クレジット概念は認可され，また， “アクチニド＋核分裂生成物”の燃焼度 クレジットについて審査中である。 解説表１では，再処理については記載されておらず，英国は湿式貯蔵で書類準備中とな っており，日本は湿式貯蔵と輸送キャスクで興味ありとなっている。 IAEA-TECDOC-1547(2007) 16 頁，19 頁に，フランス，日本，ロシア，英国の再処理 施設で燃焼度クレジットが適用されているとの 1∼4 行程度の簡単な記載がある。 2.1.2 各国の再処理施設等への燃焼度クレジットの適用状況 IAEA-TECDOC-1547(2007) 48 頁∼60 頁に記されている，“4.3 安全基準の遵守方法” の節に主な国の燃焼度管理を含んだ確認方法の違いが述べられている。 a) 英国の THORP 再処理施設 THORP への燃料の輸送は“新燃料仮定”で行う。 THORP では，ヘッドエンドの溶解工程で新燃料仮定の基で必要となるガドリニウム添 加量を，燃焼度クレジットを適用することにより約半分に減少させている。 装荷曲線に適合するか否かは，供給元（炉）データとフィードポンドモニタ（FPFM： Fuel Pond Feed Monitor）による測定結果に基づく。γ線スペクトル法とパッシブ中性子 77 AESJ-SC-XXX：201X 解説 法に基づく測定によって，冷却期間，燃焼度，初期濃縮度，残留濃縮度を評価する。残留 査 濃縮度によってせん断に送られるか否かが決まる。 測定の校正は，キャンペーンの前に，選択された燃料の測定によって行われる。測定結 果は，供給元のデータに校正される。キャンペーンの途中と後で，校正定数及び精度につ いてチェックが行われる。測定される残留濃縮度は，燃料集合体の軸方向中心付近の中性 子測定に基づくものである。 b) フランスのラ・アーグ再処理施設 ラ・アーグ再処理施設では，施設への PWR 燃料輸送キャスク，施設の燃料貯蔵プール 及び溶解槽に燃焼度クレジットが適用されている。燃料輸送キャスクと貯蔵プールに関し て，二つの場合がある。 公衆 審 要求される燃焼度条件が 3.2 GWd/t 以下の場合は，単純なグロスγ線測定（又は燃焼を 確かめる同等のもの）で十分である。燃焼度の要求が 3.2 GWd/t 以上のときは，検証され た方法による燃焼度測定が必要である。 測定は燃料を送り出す発送元が行う。この測定は集合体軸方向の最低照射部 50 cm（燃 料集合体上端 50 cm）について行われ，要求燃焼度よりも高いことを示す必要がある。 測定方法（タイプ）は，発送元に依存するが，フランス規制機関の承認を要する。 回転式溶解槽に関しては，装荷曲線への確認を供給元（炉）データとラ・アーグ施設で 燃料せん断前に実施される１体ごとの測定データとを組み合せて行う。測定は燃料の両面 からのガンマスキャンとパッシブ中性子測定及び軸方向のスキャンによって行い，集合体 平均燃焼度及び軸方向分布を測定する。平均燃焼度について測定値と供給元データを比較 して，せん断の可否が判定される。 c) アメリカの発電所貯蔵プール ほう酸水を使用している PWR プラントの使用済燃料貯蔵プールについては，ボロンク レジットの代わりに全組成（アクチニド＋核分裂生成物）燃焼度クレジットが認可されて おり，燃焼度測定は不要である。 ほう酸水を含まない BWR プラントの使用済燃料貯蔵プールについては，真の意味での 燃焼度クレジットは認可されておらず，その代わり，ガドリニアクレジットの適用が認可 されている。 d) ドイツの発電所貯蔵プール 使用済燃料貯蔵プールについては，燃焼度クレジットが適用され，燃焼度測定は不要で ある。また，輸送・貯蔵キャスクでは，燃焼度確認のための測定が要求される。 2.1.3 日本における再処理施設等への燃焼度クレジットの適用状況 IAEA-TECDOC-1547 48 頁∼60 頁にはわが国の燃焼度管理に関する記載はない。 日本で唯一燃焼度クレジットを適用した施設である日本原燃六ヶ所再処理工場の安全審 査は， 「再処理施設安全審査指針」に則り行われた。この指針では，臨界安全に関しては第 10 条および第 11 条で単一ユニットおよび複数ユニットが臨界にならないこととしており， 78 AESJ-SC-XXX：201X 解説 2.2 燃焼度クレジットに関する各種標準等 2.2.1 国際標準 (IAEA) 査 燃焼度クレジットについては同位体組成管理で触れられている。 IAEA 輸送規則である“IAEA Safety Standards：No.TS-R-1 Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2009 Edition”（７）では，燃焼度クレジットに関わる記 述として下記（674 項）がある（2005 年日本語翻訳版の記述のまま：674 項は 2005 年版 から変わっていない）。 674 照射された核燃料についての 677 項から 682 項の評価は，次を与えることが実証 される同位体組成に基づかなければならない。 (a)照射履歴中最大の中性子増倍，又は， 公衆 審 (b)その輸送物評価における中性子増倍の保守的な想定，照射後であって，しかしなが ら，運搬に先立って，同位体組成の保守性を確認するための測定が行わなければな らない。 ただし，燃焼度クレジットの適用に関わる上記以上の記載はない（TS-R-1 には燃焼度 クレジットの文言はない）。 なお，IAEA 発行の以下のドキュメントに燃焼度クレジットに関する記述がある。 ・No.TS-G1.1(ST-2) Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material（８）の 674.1∼674.5， 及び Appendix VII の VII.61∼68 ・No.SSG-15 Storage of Spent Nuclear Fuel （９） の 6.GENERAL SAFETY CONSIDERATION FOR STORAGE OF SPENT NUCLEAR FUEL の Subcriticality(6.29∼6.36)，及び Appendix II の II.7∼II.9 2.2.2 a) 各国の標準等 米国 米国においては，U.S.NRC Interim Staff Guidance 8 Rev.2 ：“Burnup Credit in the Criticality Safety analyses of PWR Spent Fuel in Transportation and Storage Casks” (2002.9.27 発行) （１０） があり，これを適用して，BNG Fuel Solutions 社 VSC-24 型コン クリートキャスクと Holtec International 社 HI-STAR 100 型金属キャスクの申請がなさ れている。 このうち ISG-8 Rev.2 に対応した臨界評価を行っている Holtec International 社 HI-STAR 100 に対して，2009 年 10 月輸送(10CFR71)の認可が行われた。HI-STAR 100 の安全解析書によれば，臨界評価において，使用済燃料 37 体収納時に ISG-8 Rev.2 を適 用した燃焼度クレジットを適用しており，アクチニド核種のみの評価としている。 収納可能な使用済燃料を初期濃縮度対燃焼度で整理した装荷曲線は 9 種類規定している。 NRCは，燃焼度クレジットを適用する場合において，臨界評価に主要アクチニド核種に 加え，主要FP（核分裂生成物）核種まで考慮した燃焼度クレジットの適用拡大，解析コー 79 AESJ-SC-XXX：201X 解説 ド検証法の具体的明示，キャスクに装荷する使用済燃料の燃焼度測定方法の推奨等の利便 査 性向上を目的にISG-8 Rev.2の改訂作業を行ってきた。改訂作業は，多数のNUREG/CRレ ポート等を参考に実施され， 2012年9月にRev.3が発行された。 b) ドイツ ドイツにおいては，使用済燃料の湿式貯蔵の燃焼度クレジット臨界安全解析は，輸送と 乾式貯蔵システムの安全解析と同様に，ドイツの燃焼度クレジットに関する工業規格 DIN25712（Criticality safety taking into account the burnup of fuel for transport and storage of irradiated light water reactor fuel assemblies in casks）（１１）と DIN25471 （Criticality safety taking into account the burnup of fuel elements when handling and storing nuclear fuel elements in fuel pools of nuclear power stations with lightwater 公衆 審 reactors）（１２）にそれぞれ従わなければならない。 安全基準の各々は，二つの部分から成る。最初の部分には規格要求が示されている。第 2 の部分は，規格としてではない解説や推奨を含む。 規制要求の例として，“燃料装荷曲線または装荷基準の決定”（DIN25712）がある。ま た，第 2 の部分の例として，“燃焼計算”（DIN25471），“軸方向と径方向の分布の評価” （DIN25712），“95%／95%許容限度の決定”（DIN25712＆DIN25471），“装荷曲線の決 定と燃焼度検証データの評価”（DIN25712）がある。 2.2.3 a) 民間規格（学協会規格） ANSI/ANS-8.27-2008 burnup credit for LWR fuel（１３） ANSI/ANS-8.27 は，米国においては，燃焼度クレジットはすでに適用されており，多 数ある事業者の申請ベースで進んでおり，それを踏まえて，ANSI/ANS-8.27 では，妥当 性確認に重点が置かれた基準になっている。 基準の範囲は，判定基準である中性子増倍率の設定，考え方を詳細に示すとともに，解 析内容についての妥当性確認に紙面を割いている。燃料としては，PWR 燃料／BWR 燃料 を対象とし，臨界安全設計及び運転管理を範囲としている。 運転管理については，燃焼度計測を義務づけてはいない。 b) ISO 27468 Nuclear criticality safety – Evaluation of systems containing PWR UOX fuels – Bounding burnup credit approach，July 2011（１４） 従来は新燃料仮定で実施してきた使用済燃料の臨界安全設計に対して，燃焼度クレジッ トを適用する際に考慮しなければならない事項を抽出している。 範囲は，PWR 燃料に限定し，また，設計に限定している。運転管理については，本 ISO 標準には含まれていない。 臨界安全設計については，その具体的手順までは言及していない。 （燃焼度クレジットを 適用する際に考慮しなげればならない事項の説明にとどめている。） 公衆 審 PWR，BWR，VVER ドイツ APU-2(PWR)， Gd(BWR)， APC-2(PWR-MOX) 湿式貯蔵（原子炉建屋内） Nc APU-1 APU-2 APU-2 UD-1 APU-2 APU-2 INT APU-2 Gd APU-2(PWR)， Gd(BWR)， UD-2(PWR-MOX) APU-2(PWR)， Gd(BWR) APU-2(PWR)， Gd(BWR) Nc(PWR)， Gd(BWR) INT フィンランド VVER，BWR INT(VVER)， Gd(BWR) ロシア VVER，RBMK INT(VVER)， APU-1(RBMK) ウクライナ VVER，RBMK INT(VVER)ｂ）， No(RBMK) アルメニア VVER INT チェコ VVER INT スロバキア VVER UD-2 ブルガリア VVER INT ハンガリー VVER INT リトアニア RBMK Nc 注 a)重水炉とガス冷却炉については表示していない 注 b)規制局からは認可されているが，まだ実施されてはいない 略語の説明 APU-0：核分裂性物質のみの燃焼度クレジットを認可，実施 APU-1：アクチニドのみの燃焼度クレジットを認可，実施 APU-2：アクチニド+FPの燃焼度クレジットを認可，実施 APC-1：アクチニドのみの燃焼度クレジット概念を認可 APC-2：アクチニド+FPの燃焼度クレジット概念を認可 INT：興味あり，解析検討を含む na：適用不可 炉型ａ） PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR BWR PWR，BWR PWR，BWR PWR，BWR PWR，BWR PWR，BWR 査 輸送キャスク APU-1，UD-2(PWR)， UD-1，2(PWR-MOX) INT APU-1 Nc INT Nc Nc INT INT Nc APC-1，UD-2(PWR)， INT(BWR，PWR-MOX) APU-1(PWR)， INT(BWR，PWR-MOX) INT Nc INT APU-1，APC-2(PWR)， Gd(BWR)， APC-2(PWR-MOX)， Nc(VVER) INT APU-1(VVER)， INT(RBMK) RR-1/INTｂ）(VVER)， INTｂ）(RBMK) APU-0 RR-2 UD-2 INT INT INT RR-1：アクチニドのみの燃焼度クレジットの規制局による審査中 RR-2：アクチニド+FP の燃焼度クレジットの規制局による審査中 UD-1：アクチニドのみの燃焼度クレジットのための書類準備中 UD-2：アクチニド+FPの燃焼度クレジットのための書類準備中 Gd：可燃性毒物を使用（ガドリニアクレジット） Nc：検討していない，潜在的には可能性あり No：炉閉鎖のため興味なし 乾式貯蔵 Nc Nc Nc Nc na Nc Nc INT INT Nc APC-1(PWR)， INT(BWR， PWR-MOX) INT INT na Nc APU-1， APC-2(PWR)， Gd(BWR)， APC-2(PWR-MOX)， Nc(VVER) Nc Nc(VVER)， INT(RBMK) APU-1(VVER)， INTｂ）(RBMK) APU-0 RR-2 UD-2 INT INT INT 解説表 1 − 各国の湿式貯蔵，乾式貯蔵及び輸送キャスクにおける燃焼度クレジットの適用状況（IAEA-TECDOC-1547 より） 国 フランス ベルギー オランダ スロヴェニア 英国 ブラジル 南アフリカ 中国 韓国 メキシコ 米国 スイス スペイン スウェーデン 日本 80 AESJ-SC-XXX：201X 解説 81 AESJ-SC-XXX：201X 解説 3 審議中に特に問題になった事項 燃焼度計測装置以外の装置等による運転管理 査 3.1 六ヶ所再処理施設の運転管理にて実施する使用済燃料集合体の残留濃縮度及び燃焼度の 確認は，燃焼度計測装置による測定評価によっている。 一方，燃料集合体平均燃焼度等は，原子炉施設の炉心管理において測定評価されており， 炉心管理データによる管理も可能ではないかとの意見及び燃焼度計測装置以外の装置によ る未臨界維持の確認等も可能ではないかとの意見が，“臨界安全管理分科会”にてあった。 しかしながら，これら方法の再処理施設への適用が具体化されていないこと及び六ヶ所 再処理施設においては，実際の運転管理に燃焼度計測装置を用いて測定評価していること から，具体的事例に基づいた燃焼度クレジット適用手順の標準を策定することとした。 公衆 審 このため，本文の“1 適用範囲”に“燃焼度計測装置を使用する運転管理に関わる手 順を規定する”と明記した。しかしながら，この標準以外の合理性を有した他の方法につ いて否定するものではないことは，本文適用範囲に記載のとおりである。 3.2 施設及び設備に対する燃焼度クレジット適用の場合分け 施設及び設備への燃焼度クレジットの適用ケースとしては，新設する施設及び設備に燃 焼度クレジットを適用するケース，燃焼度クレジットを適用していない既存の施設及び設 備において，新たに燃焼度クレジットを適用するケース及び既に燃焼度クレジットを適用 している施設及び設備において新しい仕様の燃料集合体を導入し，この燃料集合体に燃焼 度クレジットを適用するケースが考えられる。 この標準は，これらのケースに対して適用されるが，最後のケースについて，以下に注 意点を示す。 既に燃焼度クレジットを適用している施設及び設備において，新しい仕様の燃料集合体 を導入する場合，この燃料集合体に対する臨界安全設計を実施した結果，設定される核種 組成に対する核的制限値を，従来の制限値とは異なり，より狭い範囲に制限する場合があ る。 この場合には，従来仕様燃料の運転管理幅を狭めることになっても，運転管理の信頼性 の観点から，複数の核的制限値を使用するのではなく，従来仕様燃料に対しても新たな核 的制限値を適用することが望ましい。 しかしながら，新仕様燃料集合体にのみ新たな核的制限値を適用して確実に運転管理が できる場合には，新仕様燃料集合体と従来仕様燃料集合体に異なる核的制限値を設けるこ とは，可能と考えられる。 以上の内容については，本文の“5 臨界安全設計 燃焼度クレジット適用手順に対する要求事項 5.1 5.1.7 核的制限値の設定 c）”に，“施設及び設備において取り扱う燃料集 合体仕様が複数存在する場合，これらの使用済燃料集合体を確実に区別して取り扱うこと ができる場合に限り，異なる仕様の燃料集合体に異なる核的制限値を設定することができ る。”に規定しているが，注意点を明確にするため解説を加えた。 82 AESJ-SC-XXX：201X 解説 3.3 燃焼度クレジットの定義について ていた。 「燃焼度クレジット 査 臨界安全管理分科会が作成した原案においては，燃焼度クレジットを次のように定義し 臨界安全管理において，燃料の燃焼を保証することによって，燃焼 に伴う反応度の低下を考慮するとともに使用済燃料の冷却に伴う反応度の変化を考慮する こと。」 この記載は，我が国における臨界安全の基本が示される「“臨界安全ハンドブック第 2 版”，JAERI-1340，臨界安全性実験検討ワーキンググループ，日本原子力研究所（1999）」 において，用語の意味の説明として記載されている「燃焼度クレジット 使用済燃料の取 扱い施設の臨界安全設計及び臨界安全管理において，燃料の燃焼に伴う中性子増倍率の低 公衆 審 下を考慮に入れることを燃焼度クレジットという。なお，燃料の燃焼に伴う中性子増倍率 低下の主原因には，核分裂性物質の減少に伴う核分裂割合の減少と，核分裂生成物の蓄積 による中性子吸収割合の増大とがある。」を考慮するとともに以下に示す他の主要な公的 機関の資料における記載が原案と同等の内容になっていることを参考として，臨界安全管 理分科会において，決定した。 (1) JAERI-Tech-2001-055 (燃焼度クレジット導入ガイド原案) 燃焼度クレジット 燃料の燃焼に伴う反応度の低下を考慮することを｢燃焼度クレジット｣を採るという｡ また,｢燃焼度クレジット｣そのものが,燃料の燃焼に伴う反応度低下を臨界評価において 考慮することを指す場合もある。 (2) 日本原子力学会誌 Vol.51, No.5 (2009) (使用済燃料の臨界安全管理の現実「燃焼度クレジ ット」の概念と導入への課題) 使用済燃料の臨界安全評価において使用済燃料の反応度の低下を考慮することを 「燃焼度クレジット」といい，・・・・ (3) JNES07 解部報-0008(2006) (燃焼度クレジット関連解析に関する報告書) 使用済燃料を取り扱う施設や機器の臨界安全評価においては，燃料の燃焼による反 応度の低下を考慮する，すなわち，燃焼度クレジット（以下「BUC」という。）を，評 価に適用する例が増えてきている。 (4) ISG-8Rev.3(2012) (Burnup Credit in the Criticality Safety Analyses of PWR Spent Fuel in Transportation and Storage Casks) Allowance in the criticality safety analysis for the decrease in fuel reactivity resulting from irradiation is termed burnup credit. (5)ANSI／ANS-8.27-2008 (burnup credit for LWR fuel) Definitions burnup credit ： Burnup credit is the accounting for an overall reduction in reactivity associated with the irradiation of fuel in a reactor and with cooling time. 83 AESJ-SC-XXX：201X 解説 implementation.」 査 Burnup credit is a criticality safety control that includes both analysis and 以上の定義に対して標準委員会において， “原案に記載の「燃焼度クレジット」の定義は， 燃焼度クレジットではなく，その適用である。ISO/27468（2011）では，低減増倍率のマー ジンである。 ”との意見を受けた。 指摘を受けた ISO/27468（2011）Nuclear criticality safety – Evaluation of systems containing PWR UOX fuels – Bounding burnup credit approach ”には，“Burnup Credit”は，次のように定義されている。 Margin of reduced keff for an evaluated system, due to the irradiation of fuel in a reactor, as determined with the use of a structured evaluation process. 公衆 審 しかしながら“ISO/27468（2011）”のドラフト版 ISO/DIS27468 においては，その定義 は，以下のように原案と同様に“accounting”が含まれた内容であった。 「process of accounting for an overall reduction in reactivity associated with the irradiation of fuel in a reactor」 このため，ISO/DIS27468 からファイナル版に移行する際の経緯について調査し， ISO/27468 の策定リーダーであったフランス IRSN の Caplin 氏から，変更は，ドラフト 版からファイナル版に移行する際に受けた以下の 2 つのコメントを反映した結果であると の回答を得た。 ・ 「ドラフトで用いられている“燃焼度クレジット”の定義は，行為又はプロセスではなく， 概念又は条件のように見える。」 ・ 「燃焼度クレジットによって目的とするのは，中性子増倍率の低減であるため，用語“反 応度”は“中性子増倍率”に変更すべきである。」 ISO ではこれらのコメントを適切と考え，ファイナル版である ISO/27468（2011） Nuclear criticality safety – Evaluation of systems containing PWR UOX fuels – Bounding burnup credit approach ”では， “Burnup Credit”は，前述のように定義され た。 この標準においても，燃焼度クレジットの概念全体を説明する定義から燃焼度クレジッ トの本体を説明する以下の定義の方が適切と考え，変更した。 燃焼度クレジット 燃料の燃焼を考慮した臨界安全管理における中性子増倍率の低下分。 84 AESJ-SC-XXX：201X 解説 4 燃焼度クレジット適用手順に対する基本的要求事項 [本文 4] 査 臨界安全管理の基本は，技術的に想定されるいかなる場合でも，臨界を防止することで ある。再処理施設の臨界を防止する基本事項は， “再処理施設安全審査指針”の“指針 10． 単一ユニットの臨界安全”及び“指針 11．複数ユニットの臨界安全”に示されている。 一方，指針は臨界安全管理全般を対象とし，特定の臨界安全管理に対する具体的な規定 は示されていない。この標準は，燃焼度クレジットを適用する臨界安全管理の手順を規定 するが， “１ 適用範囲”及び“解説 1.2 制定の経緯”に示されるとおり，燃焼度クレジ ットを適用することによって追加となる臨界安全設計及び燃焼度計測装置を使用する運転 管理に関わる手順を規定する。ここでは，これらの基本的要求事項を示すことにより，全 体の流れの把握に資することを目的にしている。 再処理施設安全審査指針の要求 [本文 4.1] 公衆 審 4.1 “再処理施設安全審査指針”の“指針 10．単一ユニットの臨界安全”及び“指針 11． 複数ユニットの臨界安全”は，次の通りである。 指針 10．単一ユニットの臨界安全 再処理施設において臨界管理を考える場合に対象となる核燃料物質取り扱い上の 1 つの 単位である単一ユニットについては，技術的にみて想定されるいかなる場合でも，形状寸 法管理，濃度管理，質量管理，同位体組成管理，中性子吸収材管理等並びにこれらの組み 合せにより臨界を防止する対策が講じられていること。このため， 1. 核燃料物質を収納する機器の形状寸法，溶液中の核燃料物質の濃度，核燃料物質の質 量，核燃料物質の同位体組成，中性子吸収材の形状寸法，濃度，材質等について適切な 核的制限値が設けられていること。 2. 核的制限値を設定するに当たっては，取り扱われる核燃料物質の物理的・化学的性状 並びに中性子の吸収効果，減速条件及び反射条件に関し，それぞれの状態の変動を考慮 して，十分な安全裕度を見込むこと。 3. 系統及び機器の単一故障又は誤動作若しくは運転員の単一誤操作を想定しても，臨界 にならない設計であること。 指針 11．複数ユニットの臨界安全 再処理施設に単一ユニットが 2 つ以上存在する場合には，技術的にみて想定されるいか なる場合でも，単一ユニット相互間の適切な配置の維持，単一ユニット相互間における中 性子遮蔽材の使用等並びにこれらの組合わせにより臨界を防止する対策が講じられている こと。このため， 1. 単一ユニット相互間の中性子の吸収効果，減速条件及び反射条件に関し，それぞれの 変動を考慮して，十分な安全裕度を見込んだ上で，単一ユニット相互間の配置，中性子 遮蔽材の配置，形状寸法等について適切な核的制限値が設けられていること。 2. 複数ユニットの核的制限値の維持については，十分な構造強度をもつ構造材を使用す る等適切な対策が講じられていること。 85 AESJ-SC-XXX：201X 解説 指針においては，再処理施設の臨界安全管理の基本事項が示されるが，これら指針に従 査 う必要がある。一方，この標準は指針に示される管理のうち，主に同位体組成管理に関わ る要求事項を規定するが，この管理に関わる臨界安全設計の基本的要求及び運転管理の基 本的要求を“図−1”に従って説明する。 4.2 臨界安全設計の基本的要求 [本文 4.2] 臨界安全設計では，施設及び設備の仕様並びに核的制限値を臨界防止の観点から安全側 に，保守的に決定することが要求されるが，その基本的要求は以下のとおりである。 a) 燃焼によって反応度の低下した燃料の核種組成は，燃焼計算を行って求める。 燃焼計 算に用いる燃焼前の燃料仕様は，燃焼後の核種組成燃料の反応度に影響する。このた め，施設及び設備で取り扱う燃料集合体のうち，燃焼燃料の核種組成として，反応度 公衆 審 が最も高くなる燃料仕様を燃焼計算に用いる。または，その反応度を上回るように燃 料集合体仕様を設定する。このため，設定される仕様は実際には存在しない仕様であ っても良い。 なお，仕様の設定においては，濃縮度等の製造公差を燃焼後の核種組成燃料の反応 度が高くなるよう考慮する。 b) 燃焼計算の燃焼条件は，燃焼後の核種組成燃料の反応度に影響する。燃焼条件とは， 減速材温度，燃料温度等のパラメータであるが，これらは中性子スペクトルに影響す る。燃焼中の中性子スペクトルを硬くして，生成されるプルトニウム量が大きくなる よう，燃焼条件に影響するパラメータの値を設定する。 c) 以上の燃焼前の燃料仕様及び燃焼条件を用いて，初期濃縮度に対応した所定の燃焼度 又は残留濃縮度までの燃焼計算を行い，核種組成を求める。所定の燃焼度又は残留濃 縮度は，原子力発電所の燃料運用（取出し燃料の燃焼度の範囲，そのバラツキ等），施 設及び設備の運用を考慮して設定する。 d) 使用した燃焼計算コードによる燃焼燃料の核種組成評価の精度を確認し，その結果を 反映して臨界計算に用いる核種組成を，反応度が高めになるよう，保守的に設定する。 e) 精度評価は，PIE データを用いて，PIE データの燃料仕様，照射履歴等に従って燃焼 計算を実施する。燃焼計算コードの精度評価は， 算出された燃焼燃料の核種組成と PIE データの核種組成分析結果を比較することによって行う。 f) 臨界計算に用いる核種組成は，燃料の冷却に伴う組成変化を，反応度が高めになるよ う保守的に考慮した上で，核分裂性核種に対しては，その組成を大きく設定し，非核 分裂性核種に対しては，主たる核種のみ考慮するなど限定的に選定するとともに，選 定した核種の組成を小さく，反応度が高めになるよう保守的に設定することが，基本 となる。 g) 臨界計算の施設及び設備のモデルは，寸法公差等を考慮して中性子増倍率を大きく評 価するよう設定する。この考慮は，新燃料に対する場合と同様である。 h) モデルにおける燃料の配置，形状，核種組成等は，施設及び設備における燃料の取扱 86 AESJ-SC-XXX：201X 解説 い状態及び燃料の取り得る状態を考慮するとともに，使用済燃料集合体が有する燃焼 i) 査 度分布を考慮して，中性子増倍率を大きく評価するよう設定する。 以上の反応度が高めになるよう保守的なモデルの臨界計算に基づいて，所定の中性子 増倍率以下を満足する施設及び設備の仕様を決定し，仕様に関わる核的制限値を設定 する。所定の中性子増倍率としては，0.95 が一般的である。中性子増倍率に対しては， 臨界計算コードの精度評価結果を反映する。 j) 臨界計算コードの精度評価は，燃焼燃料を対象にするため，ウラン，プルトニウム等 を含む臨界実験データを用いて，臨界状態を模擬した計算を行い，計算された中性子 増倍率の差異を評価することによって行う。 k) 臨界計算に用いた核種組成に対応した初期濃縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留濃 公衆 審 縮度を，核的制限値として設定する。 4.3 運転管理の基本的要求 [本文 4.3] 運転管理では，臨界安全設計にて設定された燃焼度等の核的制限値を燃焼度計測装置に よって適切に測定評価し，使用済燃料集合体を適切に取り扱うことが要求されるが，その 基本的要求は以下のとおりである。 a) 受け入れる使用済燃料集合体が核的制限値を満足していることを確認するため，燃焼 度計測装置を設置する。燃焼度計測装置は，燃焼度等の核的制限値を測定評価できる とともに，測定精度及び測定の信頼性を考慮した検出器構成及び装置構成とする。 b) 燃焼度計測装置は，測定評価に適切な場所に設置するとともに，その環境下において 適切かつ確実に作動するよう措置する。 c) 燃焼度計測装置は，適切な管理を行い，適切な測定評価を維持する。 d) 燃焼度計測装置による測定及び測定評価結果の核的制限値との照合並びに使用済燃料 の取扱いは，手順を明確にして実施する。 e) 燃焼度計測装置の測定評価結果を核的制限値と比較し，使用済燃料集合体を取り扱う 手順を定めて措置する。 4.4 新燃料を想定する臨界安全管理と燃焼度クレジットを適用する臨界安全管理との比 較 新燃料を想定する臨界安全設計及び運転管理の手順を解説図 1 に示す。また，燃焼度ク レジットを適用する臨界安全管理の手順を解説図 2 に示す。解説図２は，図−１を詳細に したものである。 燃焼度クレジットの適用においては，新燃料想定の場合に比較して，必要になる手順は 増加する。 4.4.1 新燃料を想定する臨界安全管理 新燃料を想定する臨界安全設計及び運転管理の 流れは，以下のようになる。 a) 施設及び設備において，取扱い対象となる新燃料集合体の中で，最も反応度の高い 燃料仕様を選定する。 87 AESJ-SC-XXX：201X 解説 b) 選定した燃料集合体を対象に，施設及び設備に対する臨界計算を行い，所定の中性 査 子増倍率を満足する施設及び設備の仕様並びに燃料に対する核的制限値を決定する。 臨界計算コードは，信頼性の高い計算コードを選定するとともに，精度評価を実施 する。精度評価は，新燃料が対象になるため，ウラン燃料を使用した臨界実験デー タを用いて実施する。 c) 運転管理においては，取り扱う燃料集合体が核的制限値を満足していることを確認 する。ただし，燃料集合体仕様の選定において，加工施設にて製造可能な最大反応 度の燃料集合体が選定される場合には，運転管理において，臨界安全の観点から要 求される管理はなく，すべての燃料集合体を無条件に取り扱うことができる。 4.4.2 燃焼度クレジットを適用する臨界安全管理 燃焼度クレジットを適用する場合の 公衆 審 臨界安全管理は，新燃料を想定する場合に対して，以下のような点を考慮する必要が ある。 a) 施設及び設備の仕様を決定する臨界計算に用いる燃焼燃料の核種組成は，中性子増 倍率が大きく評価されるよう，保守的に設定する。 b) 燃焼計算コードは，信頼性の高い計算コードを選定するとともに，PIE データを用 いて計算コードの精度評価を実施し，その結果を核種組成の設定に反映する。 c) 核種組成の設定には，使用済燃料集合体が有する燃焼度分布の影響を考慮する。 d) 臨界計算コードは，信頼性の高い計算コードを選定するとともに，燃焼燃料を模擬 したウラン，プルトニウム等を含む燃料の臨界実験データによって計算コードの精 度評価を実施し，施設及び設備に対する臨界計算の中性子増倍率に反映する。 e) 臨界計算に用いた核種組成に対応する燃焼度等を核的制限値として設定し，運転管 理においては，取り扱う使用済燃料集合体が核的制限値を満足することを燃焼度計 測装置によって確認する。 f) 燃焼度計測装置による測定評価結果に基づいて，使用済燃料集合体を取り扱う手順 を定めて措置する。 臨界安全設計 [臨界計算] 臨界計算コードの精度評価（附属書Å） [評価体系] ・施設の仕様，公差の考慮 ・評価事象 公衆 審 [燃料仕様] ・燃料集合体型式 ・初期濃縮度 ・ペレット密度 ・燃料有効長 査 88 AESJ-SC-XXX：201X 解説 ウラン燃料を対 象とした臨界実 験 臨界計算（評価判定） 臨界計算コードの平均誤差及び不確かさの評価 核的制限値の設定 [設定する項目] ・施設の仕様の決定 ・新燃料組成に対応する核的制限値 安全側の取扱いとなるよう考慮 運転管理 [受入れに確認が必要 な項目] ・燃料仕様 ・初期濃縮度 [燃料集合体取扱いの管理] パラメータの確認 確認結果に基づく措置 解説図 1−新燃料を想定する臨界安全管理の手順 臨界安全設計 [燃料仕様] ・燃料集合体型式 ・初期濃縮度 ・ペレット密度 ・燃料有効長 ◎固定式BP ◎挿入式BP ◎燃焼計算コードの精度評価（附属書Ａ） [◎燃焼計算] ◎燃焼計算 [燃料仕様及び燃焼条件の設定] ◎燃焼燃料核種組成の反応度が高く なるよう設定 ◎燃料の照射後試験(PIE) ◎燃焼計算コードの平均誤差及び不確かさの評価 ◎燃焼燃料核種組成の設定 [設定する項目] ◎組成設定 ◎軸方向、水平方向燃焼度分布の考慮 [臨界計算] ◎安全側の取扱いとなるよう考慮 臨界計算コードの精度評価（附属書Ａ） [評価体系] ・施設の仕様，公差の考慮 ・評価事象 公衆 審 [◎燃焼条件] ◎減速材温度/密度 ◎比出力 ◎燃料温度 ◎炉停止期間 ◎制御棒挿入状態 ◎固定式BP ◎挿入式BP ◎ボイド率 ◎減速材ほう素濃度 ◎冷却期間 査 89 AESJ-SC-XXX：201X 解説 ウラン燃料を対 象とした臨界実 験 ◎U，Puを対象と したMOX燃料臨 界実験 ◎FPまでを対 象とした臨界 実験 臨界計算（評価判定） 臨界計算コードの平均誤差及び不確かさの評価 核的制限値の設定 [設定する項目] ・施設の仕様の決定 ◎核種組成に対応する核的制限値 安全側の取扱いとなるよう考慮 運転管理 [受入れ及び測定評 価に必要な項目(例)] ・燃料仕様 ・初期濃縮度 ◎冷却期間 [燃料集合体取扱いの管理] （測定評価及び措置） [使用済燃料集合体の測定評価] ◎核的制限値に関わる（パラメータの） 測定評価 [測定評価する項目例] ◎燃焼度 ◎残留濃縮度 ◎冷却期間（設計に包絡条件と して考慮する場合は除く） ◎燃焼度計測装置の設置と管理 [設置] ◎受入れ，環境条件考慮の設置場所 ◎精度，信頼性を考慮した装置構成 [管理] ◎校正及び管理の手順 ◎測定評価の手順 ◎施設に応じた取扱い手順 ◎測定評価結果に基づく措置 注記 燃焼度クレジット適用に関する項目は， “◎ゴシック体の下線付き”にて示す。 解説図 2−燃焼度クレジットを適用する臨界安全管理の手順 90 AESJ-SC-XXX：201X 解説 5 燃焼度クレジット適用手順に対する要求事項（本文 5） 査 この標準の各規定事項は，冗長を避けて簡潔にその要求事項を示している。このため， 要求の背景等を解説することが望ましいと考え，本章に詳細な解説を示すこととした。 5.1 臨界安全設計 [本文 5.1] 本文 5.1 にて要求される事項について解説する。 5.1.1 燃焼計算 [本文 5.1.1] 燃焼計算においては，燃焼燃料の核種組成評価への影響 の観点から，以下の項目が要求される。 ・燃焼前の燃料集合体仕様の設定 ・燃焼中の燃焼条件の設定 ・燃焼後の冷却期間の設定 公衆 審 ・燃焼計算コードの適切な選定 ・選定した燃焼計算コードの精度評価 ・燃焼計算が適切に実施され，妥当な計算結果であることの確認 これらについて本文の項目順に解説を加える。 a) 新燃料集合体仕様の設定 [本文 5.1.1 a)] 施設及び設備の臨界安全管理に燃焼度 クレジットを適用する場合，施設及び設備において取り扱う燃料集合体の仕様は， 施設の運用及び原子炉にて使用される燃料の種類を考慮して定められる。 燃料集合体の仕様とは，具体的には，燃料集合体の型式，初期濃縮度の上限値， 固定式 BP 有の場合には，その濃度と集合体内における分布，ペレット密度等であ る。それらの仕様のうち，燃焼度クレジットを適用する使用済燃料集合体の初期濃 縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留濃縮度において，反応度が最も高くなる使用 済燃料集合体を，安全裕度をもって取り扱うことができるよう，施設及び設備が設 計される必要がある。 残留濃縮度による燃焼度クレジットを適用する場合，初期濃縮度は高いほど定め られた残留濃縮度となる燃焼度は大きくなり，その間に生成されるプルトニウム量 は大きくなる。このため，燃焼度クレジットにおいて，核分裂生成物の中性子吸収 を考慮しない場合，初期濃縮度は仕様範囲のうち最大値を設定する必要がある。ま た，燃料集合体仕様において，減速材対燃料の体積比が異なる場合には，体積比が 小さいほど，燃焼中の中性子スペクトルは硬くなるため，生成されるプルトニウム 量が大きくなる。燃焼計算の入力となる燃焼前の燃料集合体の仕様は，燃焼中のこ のような影響を考慮して，反応度が最大となるよう選定する。または，これを上回 るよう新燃料集合体の仕様を仮想的に設定することが要求される。さらに，初期濃 縮度及び可燃性中性子吸収材濃度の設定においては，燃料仕様に示される製造公差 を考慮して，燃焼後の燃料の反応度が大きくなるよう考慮する必要がある。 b) 燃焼計算における燃焼条件の設定 [本文 5.1.1 b)] 燃焼計算において求められる 燃焼燃料の核種組成は，燃焼中の中性子スペクトルに依存する。中性子スペクトル 91 AESJ-SC-XXX：201X 解説 が硬い場合，燃焼中に生成されるプルトニウム量は大きくなり，燃焼燃料の反応度 くする燃焼条件の設定が要求される。 査 は高くなる。このため，中性子スペクトルを，反応度が高めになるよう保守的に硬 燃焼条件に関わるパラメータの中性子スペクトルへの影響は，次のとおりである。 ・減速材温度の高い設定又は減速材密度の低い設定は，減速材対燃料体積比を小 さくし，中性子スペクトルを硬くする。 ・比出力の高い設定は，中性子束レベルが高くなり，核分裂生成物の蓄積量が増 加する。このため，核分裂生成物による熱中性子の吸収が増加し，中性子スペ クトルを硬くする。 ・燃料温度の高い設定は，共鳴吸収を大きくすることから，熱中性子の減少とな 公衆 審 り，中性子スペクトルを硬くする。 ・制御棒の挿入は，熱中性子を吸収するとともに制御棒挿入による減速材排除の ため，減速材対燃料体積比を小さくすることから，中性子スペクトルを硬くす る。 ・固定式 BP を含有する燃料集合体は，熱中性子の吸収が大きくなるため，中性 子スペクトルを硬くする。 ・PWR 炉心における挿入式 BP の使用は，熱中性子を吸収するとともに，減速 材対燃料体積比を小さくすることから，中性子スペクトルを硬くする。 ・BWR 炉心における減速材中のボイド率は，減速材対燃料体積比に直接影響し， 大きなボイド率の想定は，中性子スペクトルを硬くする。 ・PWR 炉心における燃焼時のほう素濃度の高い設定は，熱中性子の吸収が大き くなり，中性子スペクトルを硬くする。 ・定期点検等による炉停止期間は，主に核分裂生成物核種の半減期の短い核種濃 度に影響し，炉停止期間を短く想定する方が核分裂生成物核種による熱中性子 の吸収が大きくなり，中性子スペクトルを硬くする。 燃焼条件に関わるパラメータは，中性子スペクトルに対して以上の影響を及ぼす が，個々のパラメータを全て，反応度が高めになるよう保守的な値に設定する必要 はない。各パラメータの影響の大きさと使用する燃焼計算コードの精度を考慮して， 総合的に燃焼後の核種組成から成る燃料の反応度が，通常運転で想定される燃焼条 件の下で燃焼した核種組成の燃料より高くなるよう設定することが重要である。 c) 燃料の冷却期間の設定 [本文 5.1.1 c)] 核種組成は，燃料の炉心取出し後の冷却 期間に依存する。臨界計算に用いる核種の設定においては，施設及び設備の供用期 間との関係において，使用済燃料の反応度が最大になる冷却期間を設定する必要が ある。冷却期間が 1 年を超えて 100 年頃までは，241Pu の 241Am への壊変に加えて， 155 Eu からの崩壊による 155Gd の増加によって，反応度は減少するが，その後におい 92 AESJ-SC-XXX：201X 解説 ては，240Pu 及び 241Am の減衰によって，反応度は上昇し始める。このため，供用期 査 間を 100 年未満とする施設及び設備については，冷却期間は，1 年以上であれば， 半減期の短い核種の減衰を考慮して，短めに設定する方が安全側の設定になる。 d) 燃焼計算コードの選定 [本文 5.1.1 d)] 燃焼燃料の核種組成を評価する燃焼計算 コードの信頼性は，重要である。信頼性の高い計算コードとは，原子炉施設及び核 燃料サイクル施設において十分な使用実績があり，施設の運転管理，実験データ等 によって実用性の十分な検証が行われている計算コードを指す。具体的な燃焼計算 コードとしては，炉心設計に使用される PWR 設計コード，BWR 設計コードのほ か， ORIGEN2，SCALE コードシステム等が挙げられるが，いずれの計算コード においても，使用する断面積ライブラリとともに次項に示す PIE データによる精度 公衆 審 評価を行い，その結果を核種組成の設定に反映することが必要である。 e) 燃焼計算コードの精度評価 [本文 5.1.1 e)] 燃焼計算コードの精度評価 は，附 属書 A に示す“SFCOMPO”等の PIE データを用いて行う。 PIE データには，照射後燃料を化学分析等行った結果の核種組成が示されるとと もに，当該燃料の集合体型式，初期濃縮度，PIE 燃料の集合体内での位置等の燃料 自体のデータのほか，燃料集合体の原子炉内での装荷された位置，出力履歴等の照 射履歴データが示される。PIE データを用いて燃焼計算コードによる核種組成評価 を行い，分析結果と評価結果の比較を行うことによって，燃焼計算コードの各核種 の精度評価を行うことができる。 以上の精度評価結果に基づいて，反応度が高めになるよう保守的な核種組成を設 定する。すなわち，核分裂性核種は大きく，中性子吸収核種は小さく設定する対応 が必要になる。 f) 燃焼計算の妥当性確認 [本文 5.1.1 f)] 燃焼計算コードによって核種組成を評価 する計算については，燃焼計算コードの手法，計算目的に沿った燃料モデル，燃焼 条件及び計算オプションが適切に設定及び選定されていることを確実にする必要 がある。さらに，計算結果は妥当であることを確認することが要求される。 以上の確認は，燃焼計算コードシステム及び具体的な燃焼計算に精通する者が， その確認を実施することが重要である。また，計算結果の妥当性の確認は，既に検 証済みの類似計算結果との比較によって行うことも可能である。 5.1.2 核種組成の設定 [本文 5.1.2] 本項においては，臨界計算に用いる核種組成に対 して，中性子増倍率を大きく評価するよう，核種を選定し，組成を設定することが 要求される。 a) 中性子吸収核種の選定 [本文 5.1.2 a)] 中性子吸収核種として選定する核種は， 燃料取扱いにおける通常時及び技術的に想定される異常時に，存在が保証される核 種とすることが要求される。 溶解槽においては，プロセス特性としてせん断された燃料が，溶解槽に装荷され 93 AESJ-SC-XXX：201X 解説 るため，揮発性核種は，選定から除外する必要がある。また，核分裂生成物の中に 査 は硝酸溶液に溶解しにくい核種があり，このような核種は，溶解液中の中性子吸収 核種としては，除外しておく必要がある。ただし，溶解前及び溶解途中の未溶解燃 料に対しては，除外する必要はない。 b) アクチニド核種の選定 [本文 5.1.2 b)] 臨界計算に用いる核種組成は，通常運転 状態によって得られる核種組成と比較して，中性子増倍率が大きく算出されるよう 核種を選定するとともに，選定された核種に対する組成を個数密度等によって設定 する必要がある。選定する核種の候補になるのは，アクチニド核種，核分裂生成物 核種及び固定式 BP に含有される中性子吸収核種であるが，本項はアクチニド核種 に対する要求である。 公衆 審 アクチニド核種の選定の基本は，核分裂性核種は広く選定し，中性子吸収核種は 限定的に選定することである。また，中性子増倍率評価の不確かさを低減させる観 点から，核種の反応断面積及び存在量の大きさを考慮して選定するとともに，半減 期を考慮して存在の保証される核種を選定する必要がある。附属書 A に示す候補核 種は，国際的に燃焼度クレジットへの適用が検討されている核種である。 なお，六ヶ所再処理施設の溶解槽の臨界安全設計では，附属書 E に示すとおり， 235 U，236U，238U，238Pu，239Pu，240Pu，241Pu，242Pu が考慮されている。これは，附 属書 A に示す候補核種より少ない。核種の選定は，その時点における検証状況及び 効果を考慮することが重要である。 c) 核分裂生成物核種の選定 [本文 5.1.2 c)] 核分裂生成物核種による中性子吸収効 果の燃焼度クレジットへの適用については，核分裂生成物核種の蓄積量及び反応断 面積の両者に対して，継続的な研究が進められている。 このような研究を背景に米国においては，2012 年 9 月に使用済燃料集合体の輸 送及び貯蔵キャスクを対象に核分裂生成物核種の中性子吸収効果を考慮することが 認められている（１）。しかしながら，そのベースとなるデータについては，非公開 の部分もある。一方，従来国外の PWR サイトの使用済燃料貯蔵施設の燃焼度クレ ジット適用においては，核分裂生成物核種が考慮されている例がある。これは，附 属書 C に示すとおり，当該施設の冷却水に高濃度のほう酸水が使用されていること が背景にある。このような状況にあるため，臨界計算に設定する核種組成に核分裂 生成物核種を含める場合には，使用可能なデータにおいて蓄積量及び反応断面積の 検証状況を考慮して，これらの不確かさを，反応度が高めになるよう保守的に考慮 する必要がある。 核分裂生成物核種の選定においては，燃料中に安定に存在する核種を選定するこ とが要求される。また，半減期の短い核種は，選定から除外することが要求される。 これは，選定した核分裂生成物核種の崩壊によって中性子吸収効果が減少し，施設 及び設備の供用期間中に燃料の反応度が上昇することを防止する観点からの要求で 94 AESJ-SC-XXX：201X 解説 あり，安定核種及び長半減期核種を選定する必要がある。附属書 A に示す候補核種 査 は，国際的に燃焼度クレジットへの適用が検討されている核種である。これら核種 のうち Mo，Tc，Ru，Rh は，溶解槽における溶解時に不溶解残渣となるため，溶解 液中の核種として考慮することはできないが，5.1.2 a)の解説に記載のとおり，溶 解槽に存在する溶解前又は溶解途中の未溶解燃料に対しては考慮できる。 なお，六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯蔵施設及び溶解槽の臨界安全設計におい ては，核分裂生成物は考慮されていない。核分裂生成物の中性子吸収効果は，これ ら施設及び設備の安全裕度になっている。 d) 固定式 BP 核種の考慮 [本文 5.1.2 d)] 固定式 BP を含有する燃料集合体に対し て，固定式 BP に含まれる中性子吸収核種を考慮する場合には，燃焼度クレジット 公衆 審 適用の燃焼度において最大反応度を包絡する核種組成を設定して臨界計算に用い ることが要求される。この設定に対しては，その安全側の対応として固定式 BP に 含まれる中性子吸収核種を取り除いて設定する方法がある。すなわち，燃焼度クレ ジットを適用する場合の燃焼度は，通常，固定式 BP の中性子吸収効果がほとんど なくなっている状態であるため，固定式 BP に含まれる中性子吸収核種を取り除い て設定する場合でも，考慮する場合との反応度差は微小である。しかしながら，燃 焼度クレジットを適用する燃焼度は，一律ではないため，上記要求としている。 なお，固定式 BP の中性子吸収核種を燃焼開始時点から取り除いて，核種組成の 評価を行う場合には，固定式 BP によって中性子スペクトルが硬くなる効果を別途， 核種組成評価のための燃焼計算に考慮する必要がある。この場合の具体例としては， 固定式 BP の代わりに，PWR においては評価が簡単で確実に固定式 BP の中性子吸 収効果を上回り，中性子スペクトルを硬くする効果の大きい挿入式 BP の想定，ま た BWR においてはボイド率を大きく，反応度が高めになるよう保守的に設定する 対応があり，現状これらの対応が採られている。（附属書 B 参照） e) 選定した核種に対する保守的な組成の設定 [本文 5.1.2 e)] 前記 5.1.2 b)から d)によって，臨界計算に用いる核種が選定されるが，本項は，選定された核種の“組 成”を，反応度が高めになるよう，保守的に設定することを要求する。 アクチニド核種に対しては，臨界計算の中性子増倍率を大きく評価する観点から， 核分裂性核種の組成は大きく設定し，中性子吸収核種の組成は小さく設定するのが 基本であるが，その程度は各核種の精度評価結果を反映する必要がある。 固定式 BP の中性子吸収核種を考慮する場合においても，固定式 BP を含む燃料 集合体に対する PIE データとの比較によって，残存する固定式 BP の中性子吸収核 種等の精度評価を実施して，設定燃焼度に対して最大反応度を包絡する核種組成を 設定する必要がある。 f) 臨界計算に用いる核種組成と核的制限値の関連 [本文 5.1.2 f)] 臨界計算に用い る核種組成の設定は，核的制限値との関連を考慮する必要がある。核的制限値とし 95 AESJ-SC-XXX：201X 解説 を設定することが，一般的である。 査 ては，附属書 C に示すとおり，初期濃縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留濃縮度 初期濃縮度と燃焼度の組合せを核的制限値に設定する場合には，運転管理上，こ れらの核的制限値を確認することによって，ウラン，プルトニウム等の個々の核種 組成の確認は不要とすることが可能になる。そのためには，初期濃縮度と燃焼度に 対応する核種組成の計算において，燃焼中に生成されるプルトニウム量が大きくな るよう，また，ウランの残存量が大きくなるよう，燃焼条件として硬い中性子スペ クトルとなる条件を適用するとともに，算出された核種組成に対する精度評価結果 を反映して，保守性が保証される核種組成を包絡的に設定して臨界計算に用いる。 以上の対応によって，初期濃縮度と燃焼度の組合せに対する核的制限値の適合性を 公衆 審 確認することによって，運転管理上，核種組成の個々の確認は不要となる。 残留濃縮度を核的制限値に設定する場合には，運転管理上，残留濃縮度のみを確 認することによって，燃焼中に生成されるプルトニウム等の確認は不要とすること が可能になる。そのためには，ウラン以外のプルトニウム等は，濃縮度の異なる燃 焼計算で求められる核種組成に基づいて行う核種の選定及び組成の設定において， 精度評価結果を反映して，保守性が保証される値を包絡的に設定して臨界計算に用 いる。以上の対応によって，残留濃縮度を確認することによって，核種組成の個々 の確認が不要となる。 核分裂生成物核種を考慮する場合においても，同様の対応が可能になる。初期濃 縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留濃縮度に対応する核分裂生成物核種の設定を 保守性が保証できる核種組成として設定して，臨界計算に用いることによって，ア クチニド核種と同様の運転管理上の対応が可能になる。 固定式 BP の中性子吸収核種を考慮する場合においても，上記対応を同様にとる。 5.1.3 臨界計算における燃料部のモデル化 [本文 5.1.3] 臨界計算のために設定する 施設及び設備の燃料部及び構造部のモデル化に考慮する事項は，基本的に新燃料を 想定する場合と同様であり，想定される異常時も含めて，臨界が防止されるよう考 慮することが要求される。燃料部については，施設及び設備における燃料の取扱い， 施設及び設備における燃料形状，減速条件等の燃料部に対するモデル化は，現実の 燃料状態に比較して中性子増倍率が大きく評価されるよう保守的にモデル化するこ とが要求される。 a) 燃料状態等の保守的設定 [本文 5.1.3 a)] 燃料部のモデル化においては，施設及 び設備における燃料の取り得る状態を考慮して，燃料の配置，形状，減速条件等は， 新燃料を想定する場合と同様に，現実の燃料状態に比較して中性子増倍率が大きく 評価されるよう，保守的に設定する必要がある。 たとえば，使用済燃料貯蔵施設においては，燃料集合体は，基本的にその形状が 維持されるとともに，多数の使用済燃料集合体が配列貯蔵される。このため，モデ 96 AESJ-SC-XXX：201X 解説 ル化においては，使用済燃料集合体の無限配列等の保守的な配列を想定し，中性子 査 増倍率が高く評価されるよう設定するのが通例である。また，ラック内における燃 料集合体の偏心配置の影響も評価する必要がある。 溶解槽においては，燃料の溶解が進むため，減速条件及びせん断燃料の形状が小 さくなり非均質性が変化する。本件については，次項に示す。また，せん断された 燃料が装荷されるため，燃料部のモデル化は，燃料せん断片の自由な配置を想定す る。燃料集合体は，燃焼度分布を有するため，燃料せん断片の燃焼度は，一様でな いことを考慮して，臨界計算で評価される中性子増倍率が大きくなるよう，燃焼度 分布の影響を考慮したモデル化を行う必要がある。本件については，本文 5.1.4 燃 料部における燃焼度分布の考慮に対応する次節 5.1.4 において詳述する。 （附属書 D 公衆 審 及び附属書 E 参照） b) 溶解槽中の燃料 [本文 5.1.3 b)] 燃料せん断片は，溶解槽へ装荷された時点から 硝酸溶液による燃料の溶解が進む。このため，燃料せん断片の形状は小さくなり， 溶解液濃度は上昇し，非均質性及び減速材対燃料体積比は，変化する。このため， 溶解液濃度及び減速材対燃料体積比の取り得る範囲の中で，最大の中性子増倍率を 与える状態を想定する必要がある。 六ヶ所再処理施設の溶解槽の臨界安全設計においては，減速材対燃料体積比は最 適減速状態を想定するとともに，燃料せん断片形状の大きさに関わる燃料重量は， 装荷時の重量を想定して，中性子増倍率を最も大きく評価するよう考慮されている。 （附属書 E 参照） 5.1.4 燃料部における燃焼度分布の考慮 [本文 5.1.4] 使用済燃料集合体は，原子炉に おける燃焼中の中性子の炉心外への漏れ，制御棒挿入による中性子の吸収，出力レ ベルの変動による中性子束分布の変動等のため，軸方向及び水平方向の燃焼度分布 を有する。 原子炉からの中性子の漏れによる燃焼度分布の発生は，次のとおりである。燃料 集合体は，原子炉内の燃焼中に，炉心上下端部より中性子が炉心外へ漏えいするた め，燃料集合体上下端部の中性子束レベルは低くなり，この部分の燃焼は進まない。 一方，燃料集合体中央の中性子束レベルの高い部分の燃焼は進み，燃焼度は高くな る。このため，全ての使用済燃料集合体は，軸方向の燃焼度分布を有することにな る。中性子の漏れによる水平方向の燃焼度分布は，燃料集合体が原子炉内の燃焼中 に，炉心周辺部より炉心外へ中性子が漏えいするため，炉心外周部の中性子束レベ ルは，低くなり，この部分の燃焼は，進まないため生じる。炉心周辺部に複数サイ クルにわたって同じ向きに装荷された燃料集合体は，水平方向断面に顕著な燃焼度 分布を有することになる。以上が原子炉からの中性子の漏れによる燃焼度分布への 影響であるが，初期濃縮度が燃料集合体内において均一である場合，燃焼度が低い 部分の反応度は，高くなるため，この効果を考慮する必要がある。 97 AESJ-SC-XXX：201X 解説 運転状態による燃焼度分布への影響に関して，制御棒挿入は，中性子吸収効果に 査 よって原子炉内の中性子束分布に影響を与え，この中性子束分布が有意な期間継続 する場合，燃焼度分布に影響する。原子炉の通常運転における制御棒挿入は，PWR と BWR では異なる。PWR の場合，通常運転中，制御棒はほとんど挿入されてい ないため，制御棒挿入による軸方向及び水平方向燃焼度分布への影響は，小さい。 BWR の場合には，制御棒は挿入された状態で運転されるため，軸方向及び水平方 向燃焼度分布に影響することになる。 出力レベルは，減速材温度，ボイド率等の軸方向分布に影響することから軸方向 燃焼度分布に影響する。ただし，我が国においては，原子炉は定常的な運転が行わ れ，出力レベルが頻繁に変動する負荷追従運転は実施されていない。そのため，出 公衆 審 力レベルの変動及び制御棒の操作は限定的となり，燃料集合体が有する軸方向燃焼 度分布は一定範囲の形状になる。臨界安全設計においては，これらの実際的な燃焼 度分布を包絡した分布を想定する必要がある。また，制御棒挿入は，隣接する燃料 集合体の水平方向燃焼度分布に影響するため，この効果を考慮する必要がある。 以上のとおり，施設及び設備の燃料部のモデル化においては，使用済燃料集合体 が有する燃焼度分布の反応度効果を考慮する必要がある。 a) 燃料集合体の燃焼度分布 [本文 5.1.4 a)] 本項は，使用済燃料集合体が有する軸 方向及び水平方向燃焼度分布の考慮に対する要求である。軸方向燃焼度分布の発生 要因の基本は，前述のとおり，原子炉上下端部からの中性子の漏れによるが，その 他制御棒の挿入状態，燃焼度，出力レベル等に依存する。 使用済燃料貯蔵施設の臨界安全設計では，核種組成に核分裂生成物を考慮しない 場合，附属書 D に示すとおり，ある燃焼度までは，燃料集合体の軸方向燃焼度分布 を考慮した場合より，燃料集合体平均燃焼度の均一分布とした方が，中性子増倍率 を大きく評価することが示されている。一般に，燃料集合体の燃焼度が高くなると， 燃料集合体上下端部の燃焼度と平均燃焼度との差は，大きくなる。このため，燃焼 度が高い燃焼集合体に対して均一な平均燃焼度分布を想定することは，上下端部の 反応度効果を小さく扱うことになり，燃料集合体の反応度を低く評価する傾向があ る。このように使用済燃料集合体に均一な燃焼度分布を用いる場合には，平均燃焼 度より低い燃焼度を設定する等の対応が必要になる。さらに，核分裂生成物核種を 考慮する場合，燃焼の進んだ燃料集合体中央部に核分裂生成物核種は，多く蓄積さ れるため，上下端部燃料との反応度差は，より大きくなり，均一分布の適用できる 燃焼度は低下する。このことを考慮して，上記と同様の対応を取る必要がある。六 ヶ所再処理施設の場合，核分裂生成物は考慮しないで燃料集合体平均残留濃縮度の 均一分布を臨界安全設計に用いている。 溶解槽に対しては，六ヶ所再処理施設の場合，燃料せん断片は，全て燃料集合体 上端 50 ㎝部の平均燃焼度で構成されると想定している。この想定は，附属書 C 及 98 AESJ-SC-XXX：201X 解説 び附属書 E に示すとおり実際的な燃焼度分布を想定するよりも，中性子増倍率を大 査 きく評価することが示されていることによる。 なお，燃料集合体上端部及び下端部の燃焼度を比較すると，燃料上端部の方がボ イド率は大きく，また，減速材温度は高くなるため，中性子束レベルが低下し，燃 料下端部よりも燃焼は進まず，燃焼度は低くなる。（附属書 C，附属書 D 及び附属 書 E 参照） b) 制御棒挿入の影響 [本文 5.1.4 b)] 制御棒の挿入によって中性子束分布は影響 を受け，挿入部近傍の中性子束レベルは低下するため，この状態が長期間続けば燃 料集合体燃焼度分布に影響を与える。PWR 炉心と BWR 炉心では，通常運転状態 における制御棒挿入状況は異なるが，それぞれの制御棒挿入状況に対する燃焼度分 公衆 審 布への影響を，燃焼度分布に対する核種組成設定のモデル化において包絡できるよ う考慮する必要がある。 c) 燃料集合体の軸方向均一分布の設定 [本文 5.1.4 c)] 使用済燃料貯蔵施設におい ては，燃料集合体形状が維持される。前述したとおり，燃焼度がある範囲内にあり， かつ，核分裂生成物核種を考慮しない場合には，燃料集合体軸方向全長にわたって 平均燃焼度の均一分布を想定する方が，実際の不均一燃焼度分布を想定するよりも， 中性子増倍率を高く評価する傾向がある。このような傾向はあるが，燃焼度クレジ ットを適用する燃焼度等の条件において，燃料集合体に均一燃焼度分布を想定する 場合には，前項に示す制御棒挿入による燃焼度分布への影響を含めた現実的な不均 一燃焼度分布より中性子増倍率を高く評価することを確認することが要求される。 （附属書 C 及び附属書 D 参照） 溶解槽においては，燃料せん断片は，溶解槽内で自由な配置を取り得ると想定す る。燃料せん断片に設定する核種組成のモデル化では，溶解槽体系において，燃料 集合体の実際の軸方向燃焼度分布に対して，中性子増倍率が高くなるよう，核種組 成を設定することが要求される。モデル化においては，燃料集合体に均一な燃焼度 分布を想定することが簡便であり，かつ，評価の実施に対しても現実的であるが， この場合には，均一な分布に設定する燃焼度は，現実的な燃焼度分布の想定よりも， 中性子増倍率を高く評価するように燃焼度を設定する必要がある。 六ヶ所再処理施設の溶解槽の場合，附属書 C 及び附属書 E に示すとおり，燃料集 合体上端 50 cm 部の平均燃焼度の均一分布を，燃料集合体の全長にわたって想定す ることによって対応している。 なお，BWR 燃料の場合，燃料集合体上下端部の濃縮度は，燃料集合体平均濃縮 度よりも通常低く設定されるため，このような濃縮度分布に基づき，反応度が高め になるよう，保守的，かつ簡便な燃焼度分布を適用し，今後合理的な核種組成を設 定することは可能と考えられる。 d) 貯蔵体系における燃焼集合体燃焼度分布の影響 [本文 5.1.4 d)] 本項は，貯蔵体 99 AESJ-SC-XXX：201X 解説 系における燃料集合体水平方向断面の燃焼度分布に対する考慮の要求である。 査 貯蔵体系において燃料集合体の低燃焼度面同士が対面する配置は，平均燃焼度面 同士が対面の配置よりも体系の反応度を増加させる。一方，高燃焼度面同士が対面 する配置は，平均燃焼度面の相互対面の配置よりも反応度を低下させる。燃料貯蔵 の体系が大きい場合には，これらの効果は，繰り返されるため相殺されて小さくな るが，体系が小さい場合には，これらの効果は，繰り返しが期待できないため，相 殺されずに体系の反応度が大きくなりうることを考慮する必要がある。 5.1.5 臨界計算における構造部のモデル化 [本文 5.1.5] 施設及び設備の構造部のモ デル化においては，新燃料を想定する場合と同様に，臨界計算の中性子増倍率を大 きく評価するよう構造部をモデル化するとともに，製作における公差を考慮するこ 公衆 審 とが要求される。 a) 構造部の保守的設定 [本文 5.1.5 a)] 新燃料を想定する場合と同様に，構造部の 幾何形状，構造材による中性子吸収，構造材の腐食等は，臨界計算のモデル化にお いて，それぞれ中性子増倍率が大きくなるよう，保守的に設定することが要求され る。また，施設及び設備に対する中性子反射体モデルは，施設及び設備が設置され る環境を考慮する必要がある。すなわち，浸水の恐れのある施設及び設備の環境に おいては，中性子反射条件として十分な水反射体を設定する必要があるが，浸水の おそれのない環境にある施設及び設備においては，中性子反射条件として 2.5 cm 水 反射体を設定することにより，壁及び構造材による中性子反射効果を包絡する反射 体として設定することができる（１５）。構造部のモデル化においては，通常時及び技 術的に想定される異常時を考慮してモデルを設定する必要がある。（附属書 D 及び 附属書 E 参照） b) 公差の考慮 [本文 5.1.5 b)] 新燃料を想定する場合と同様に，構造部の寸法及び 材料組成に対して公差を考慮する必要がある。 材料組成の公差とは，例えば，ボロンステンレス材のほう素濃度の場合には，公 差の下限値を設定するなどの対応が要求される。 構造部寸法の製作公差のモデル化への反映は，構造部の公称寸法に対し，中性子 増倍率が高くなる保守側の製作公差を臨界計算のモデル化に考慮して，中性子増倍 率を評価する方法と，まず公称寸法にてモデル化を行い，臨界計算を実施した後， 製作公差の中性子増倍率への影響を別途評価して，中性子増倍率に考慮する方法が あり，両者とも実設計において適用されている。 5.1.6 臨界計算 [本文 5.1.6] 臨界計算によって施設及び設備の仕様が決定されるた め，臨界計算コードの信頼性が要求されるとともに，選定した計算コードの中性子 増倍率評価の精度を臨界実験ベンチマークデータによって評価して，施設及び設備 の中性子増倍率評価に反映することが要求される。また，臨界計算が所定の目的と した計算入力になっており，その目的とおりに適切に実施されていることを確認す 100 AESJ-SC-XXX：201X 解説 ることが要求される。 臨界計算コードの選定 [本文 5.1.6 a)] 臨界計算は，中性子増倍率を適切に評価 査 a) する必要がある。このため，臨界計算コードは，信頼性の高い計算コードを用いる。 信頼性の高い臨界計算コードとは，精度評価が十分に実施されているコード及び実 際の設計に対して十分な使用実績があるコードをいう。具体的な計算コードとして は，使用済燃料貯蔵プールの臨界計算に使用される PWR 設計コード，BWR 設計 コードの 2 次元計算コードのほか，3 次元体系に対しても有効な JACS コードシス テム，SCALE コードシステム等が挙げられる。いずれの計算コードにおいても， 使用する断面積ライブラリとともに次項に示す臨界実験ベンチマークデータによ る精度評価を行い，その結果を使用する臨界計算コードによって評価される中性子 公衆 審 増倍率の補正に反映することが必要である。 b) 臨界計算コードの精度評価 [本文 5.1.6 b)] 臨界計算コードの精度評価について は，JACS コードシステムのように，推定臨界下限増倍率が求められている計算コー ド及び十分な使用実績がある計算コードに対する対応とその他の計算コードに対 する対応は，異なる。 推定臨界下限増倍率が求められている計算コードは，既に十分な精度評価が実施 され，臨界に至らない中性子増倍率の上限が確実になっているため，本コードによ って算出された中性子増倍率自体が，推定臨界下限増倍率以下に設定される所定の 中性子増倍率を満足すれば良いことになる。また，十分に使用実績がある計算コー ドとは，使用する断面積ライブラリを含めて，実設計への使用実績のある計算コー ドであり，海外での使用実績も考慮して，十分な信頼性があることから，所定の中 性子増倍率を満足すれば良いとしている。以上のケースに対する所定の中性子増倍 率は，推定臨界下限増倍率以下の最大許容増倍率として設定され，通常 0.95 が用い られる。これらの詳細は， 臨界安全ハンドブック第 1 版及び第 2 版に示されている。 その他の計算コードに対しては，臨界実験ベンチマークデータを用いて臨界計算 を行い，精度を評価する。 選定した計算コードによる精度評価結果の中性子増倍率が，１より低く評価され る傾向がある場合には，精度評価結果を臨界計算によって算出される中性子増倍率 に反映し，補正する必要がある。すなわち臨界計算コードが，上記のように中性子 増倍率を低く評価する場合には，臨界実験ベンチマークデータに対する臨界計算結 果の中性子増倍率の平均誤差及び不確かさを評価して，中性子増倍率が１以上にな るよう補正量を決定する。この補正量を施設及び設備に対する臨界計算結果の中性 子増倍率に加算しても，その結果が所定の中性子増倍率を満足するように，施設及 び設備の仕様を決定することが，要求される。臨界実験ベンチマークデータとして は，広く整備が進んでいる ICSBEP データを用いるのが，国際的に一般的である。 （附属書 A 参照） 101 AESJ-SC-XXX：201X 解説 c) 臨界計算の妥当性確認 [本文 5.1.6 c)] 臨界計算が適切に実施されたことを確実 査 にすることが要求される。すなわち，施設及び設備のモデル化に対しては，体系の 中性子増倍率が大きくなるよう体系を大きめにモデル化しているか，中性子の体系 外へのもれが，中性子増倍率を高く保守的になるよう幾何学的体系をモデル化して いるか，構造材による中性子吸収を，中性子増倍率を高く評価されるよう保守的に モデル化しているか，施設及び設備における燃料の取扱い状態及び燃料の取り得る 状態を考慮して燃料部を保守的にモデル化しているか，燃焼度分布を考慮して核種 組成の設定を保守的にモデル化しているか等，モデルの保守性及び妥当性を確認す る必要がある。また，核定数の適切な使用及び臨界計算の収束状況等，計算遂行の 妥当性を確認する必要がある。 公衆 審 以上の確認は，臨界計算コードシステム及び具体的な臨界計算に精通するものが， 実施することが重要である。 計算結果の妥当性の確認は，臨界安全ハンドブックデータとの照合比較又は既に 評価済みの類似体系の計算結果との照合比較によって行うことも可能である。 5.1.7 核的制限値の設定 [本文 5.1.7] 臨界計算を実施して，所定の中性子増倍率を満 足するよう施設及び設備の仕様を決定し，臨界防止上要求される仕様を核的制限値 に設定する。また，運転管理で確認する必要のある受入れ燃料の反応度に関わる核 的制限値を設定することが要求される。核的制限値は，計量可能又は管理可能なパ ラメータとして設定することが要求される。 a) 施設及び設備の仕様の決定 [本文 5.1.7 a)] 臨界計算は，通常時及び技術的に想 定される異常時の施設及び設備に対して実施し，いずれの状態に対しても臨界防止 を確実にする施設及び設備の仕様を決定することが要求される。このため，臨界計 算において，所定の中性子増倍率を満足するよう施設及び設備の仕様を決定し，臨 界防止上要求される寸法，間隔等を核的制限値に設定することが要求される。決定 される仕様は，臨界計算に用いたモデルと整合していることが要求される。すなわ ち，臨界計算モデルを施設及び設備の仕様の決定に直接的に反映するか，又は計算 モデルよりも中性子増倍率を低くすることが確実である仕様を決定することが要 求される。 なお，以上の手順は，新燃料を想定する場合と同様であるため，その詳細には言 及していない。 b) 燃料に関わる核的制限値の設定 [本文 5.1.7 b)] 臨界計算に用いた核種組成に対 応する初期濃縮度と燃焼度の組合せ及び／又は残留濃縮度を核的制限値に設定し て，運転管理においては，使用済燃料集合体が想定する反応度以下であることを確 実にするため，受け入れる燃料集合体が核的制限値を満足することを確認する必要 がある。 ここで，臨界計算に用いた核種組成は，本文 5.1.2 f)に示すとおり，核的制限値 102 AESJ-SC-XXX：201X 解説 として設定するパラメータとの関連を考慮して，反応度が高めになるよう，保守的 査 に設定している。すなわち，初期濃縮度と燃焼度の組合せを，核的制限値に設定す る場合には，初期濃縮度と燃焼度に対応する核種組成として，ウラン，プルトニウ ム等の核種組成を保守性が保証されるよう包絡的に設定して，臨界計算に用いる。 この対応によって，初期濃縮度と燃焼度の組合せが，核的制限値を満足しているこ とを確認すれば，受け入れる燃料集合体は，臨界計算に用いた核種組成の燃料より 反応度が低いことが確認されることになる。 残留濃縮度を核的制限値に設定する場合には，残留濃縮度に対応するウラン以外 のプルトニウム等は，保守性が保証される包絡的な核種組成を設定して，臨界計算 に用いる。この対応によって，残留濃縮度が核的制限値を満足していることを確認 公衆 審 すれば，受け入れる燃料集合体は，臨界計算に用いた核種組成の燃料より反応度は 低いことが確認されることになる。 溶解槽については，反応度の高い燃料に対して可溶性中性子吸収材の添加及び／ 又は溶解槽に装荷する燃料せん断片の重量を制限する核的制限値を設定することに なる。 六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯蔵施設及び溶解槽の燃料に関わる核的制限値の 設定について，以下に具体的な説明を示す。 （附属書 C，附属書 D 及び附属書 E 参 照） 1)使用済燃料貯蔵施設 使用済燃料貯蔵施設に対する核的制限値は，2 通りある。海 外における使用済燃料集合体貯蔵施設では，燃料集合体平均初期濃縮度と燃料集合 体所定部位の燃焼度の組合せを核的制限値に設定する方法が採用されているが，六 ヶ所再処理施設の使用済燃料集合体貯蔵施設においては，燃料集合体平均残留濃縮 度を核的制限値に設定する方法が適用されている。この設定については，5.1.4 燃料 部における燃焼度分布の考慮に対する解説等に詳細に示しており，その要点は，次 のとおりである。 ・燃料集合体平均残留濃縮度が核的制限値に設定されている。すなわち，燃料集 合体の軸方向燃焼度分布に対して，均一分布が用いられている。 ・均一燃焼度分布を想定する場合には，現実的な不均一燃焼度分布を用いるより も，中性子増倍率を高く評価することを確認しておく必要がある。 ・この確認では，想定される最大初期濃縮度から設定残留濃縮度まで燃焼する際 の現実的な燃焼度分布に対応する核種組成分布とこの時の燃料集合体平均燃焼 度に対応する核種組成分布との反応度比較を行い，後者の燃焼度分布の反応度 が高くなることが確認されている。この場合，設定する核種組成はアクチニド 核種のみであり，核分裂生成物は設定から除外されている。 ・以上により，六ヶ所再処理施設においては，燃料集合体平均残留濃縮度が核的 制限値に設定されている。（附属書 D 参照） 103 AESJ-SC-XXX：201X 解説 2)溶解槽 六ヶ所再処理施設の溶解槽においては，燃料集合体平均初期濃縮度と燃 査 料集合体所定部位の燃焼度の組合せが核的制限値に設定されている。この核的制限 値の設定の考え方については，附属書 C 及び附属書 E に示しており，燃料に関わる 核的制限値設定の要点は，次のとおりである。 ・溶解槽体系の中性子増倍率は，溶解する燃料せん断片の初期濃縮度及び燃焼度 に依存し，初期濃縮度が高く，燃焼度が低い燃料せん断片が溶解槽に装荷され る場合には，溶解槽体系の中性子増倍率は，高くなる。 ・中性子増倍率を低減する方法としては，溶解槽に可溶性中性子吸収材を添加す るか，又は装荷する燃料せん断片重量を低減する方法がある。 ・このため，溶解対象となる使用済燃料集合体の所定部位の燃焼度を測定評価し， 公衆 審 燃焼度が低く，溶解槽体系の中性子増倍率が，所定の値を超える場合には，可 溶性中性子吸収材を溶解槽に添加する措置，又は装荷する燃料せん断片重量を 低減する措置を取る。 ・燃焼度が十分に高い場合には，所定重量以下の燃料せん断片を装荷し，可溶性 中性子吸収材は添加せずに，硝酸溶液によって燃料を溶解する。 ・六ヶ所再処理施設の溶解槽においては，燃料集合体平均初期濃縮度と燃料集合 体上端 50 cm 部の平均燃焼度の組合せに対して，可溶性中性子吸収材の使用及 び／又は燃料せん断片重量の低減措置の境界が，核的制限値として設定される。 可溶性中性子吸収材としてはガドリニウムが用いられる。 以上のとおり，溶解槽の燃料に関わる核的制限値は，施設及び設備への受入れの 可否を定める制限ではなく，核的制限値の境界により，操作が異なることを示す制 限値となる。 （附属書 C 及び附属書 E 参照） c) 複数の使用済燃料仕様に対する核的制限値の設定 [本文 5.1.7 c)] 施設及び設備 において設定する核的制限値は，確実な遵守の観点から，単一の設定が望ましい。 このため，施設及び設備において取り扱う燃料集合体仕様が複数存在する場合にも， 異なる仕様の燃料集合体に対して，判断基準である核的制限値の取り違え防止の観 点から，同一の核的制限値を適用することが望ましい。しかしながら，燃料集合体 が PWR 燃料，BWR 燃料のように，明瞭な差異がある場合には，PWR 燃料，BWR 燃料のそれぞれに核的制限値を設定することは許容される。本件については，解説 3.2 施設及び設備に対する燃焼度クレジット適用の場合分けにおいても解説してい る。 5.2 運転管理 [本文 5.2] 核的制限値の確認のため，燃焼度計測装置による使用済燃料集合体の測定評価等に関す る要求事項について解説する。 5.2.1 燃焼度計測装置の設置 [本文 5.2.1] 施設及び設備の運用において管理する核 104 AESJ-SC-XXX：201X 解説 的制限値を明確にするとともに，核的制限値として管理される燃焼度及び／又は残 査 留濃縮度が，確実に遵守されるよう燃焼度計測装置によって測定評価することが要 求される。このため燃焼度計測装置の適切な設置が要求される。 a) 核的制限値の明確化 [本文 5.2.1 a)] 燃焼度クレジット適用においては，新燃料 想定の臨界安全管理とは異なり，受け入れる燃料集合体の反応度に関わる管理が要 求される。このため，管理しなければならない核的制限値を明確にするとともに， 核的制限値を遵守するための管理方法を定める必要がある。すなわち，燃料集合体 燃焼度及び残留濃縮度の測定評価，使用済燃料集合体の取扱い等について，その手 順を明確にしておくことが要求される。また，溶解槽の可溶性中性子吸収材の添加 等に関わる管理方法についても明確に定めておく必要がある。 燃焼度計測装置の必要性 [本文 5.2.1 b)] 燃焼度クレジット適用の施設及び設備 公衆 審 b) への誤搬入防止のため，搬入される燃料集合体番号は，搬送元から送付される燃料 集合体番号により厳正に照合される。このため，燃料集合体の施設及び設備への誤 搬入は防止されると考えられるが，燃料集合体の反応度に関わる燃料集合体所定部 位の燃焼度及び残留濃縮度については，燃焼度計測装置を用いて燃焼度クレジット が適用される施設及び設備に搬入される前に，測定評価されることが，臨界防止の 観点から要求される。 本要求については，解説 3.1 燃焼度計測装置以外の装置等による運転管理に示 すとおり，その他の対応も考えられるが，燃焼度クレジットを適用している六ヶ所 再処理施設においては，燃焼度計測装置を使用して対応していることから，この標 準では，燃焼度計測装置の設置を要求する。 c) 測定評価前の工程の施設及び設備の仕様 [本文 5.2.1 c)] 燃焼度計測装置による 測定評価前の工程の施設及び設備においては，燃焼度等の測定評価が未実施である ため，当該施設及び設備の設計に燃焼度クレジットを適用することはできない。こ のため，当該施設及び設備の仕様は，搬入される可能性のある燃料集合体のうち， 最大反応度の燃料集合体を，安全に取り扱えるよう設備対応することが要求される。 具体的には，最大反応度が，初期濃縮度を想定する新燃料集合体において生じる 場合には，初期濃縮度が最大の新燃料集合体を取り扱うことのできる設備対応が要 求される。また，BP クレジットを適用する場合には，燃料集合体の燃焼期間を通 して，最大の反応度を包絡する核種組成を有する燃料集合体を取り扱うことのでき る設備対応が要求される。 以上のとおり，本項は設計に関わる内容であるが，燃焼度クレジットを取らない 従来手法の臨界安全設計の適用であるため，本内容を 5.1 臨界安全設計の章には記 載せずに，燃焼度計測装置による燃焼度等の測定評価との関連に焦点を当て，本節 に記載している。 d) 設置場所 [本文 5.2.1 d)] 燃焼度計測装置は，燃焼度クレジットを適用する施設 105 AESJ-SC-XXX：201X 解説 及び設備に使用済燃料集合体を搬入する前に所定の測定評価を行い，核的制限値を e) [本文 5.2.1 燃焼度計測装置の構成 査 満足するか確認できる場所に設置することが要求される。 e)] 燃焼度計測装置は，γ線及び中性子線の 放射線計測に基づいて，燃焼度等を測定評価し，燃焼度クレジットを適用する施設 及び設備の核的制限値である燃料集合体所定部位の燃焼度及び／又は残留濃縮度 を，適切な精度で測定評価できる検出器構成及び測定評価方法であることが要求さ れる。 六ヶ所再処理施設の燃焼度計測装置の検出器構成等は，附属書 F に詳述される。 同施設においては使用済燃料貯蔵施設及び溶解槽の効率的な運転管理を達成するた めに，可能な範囲において高い精度で測定評価できることが目標とされた。このた 公衆 審 め，燃焼度計測装置は，できる限り高い精度で燃料集合体燃焼度を測定評価できる 検出器構成及び駆動機構などの装置構成とされた。 しかしながら，予想される炉心取出し燃焼度に対して，十分小さな燃焼度の確認 を，燃焼度計測装置で測定評価すればよい場合には，六ヶ所再処理施設の燃焼度計 測装置とは異なる検出器構成及び装置構成になる場合がある。 f) 測定精度と信頼性 [本文 5.2.1 f)] 燃焼度計測装置に要求される測定精度は，前 項に示すとおり，予想される取出し燃焼度と確認すべき燃焼度の大きさに依存する。 また，燃焼度計測装置に高い測定精度を求める場合にも，使用環境において適用可 能な検出器は限定されるとともに，装置構成も限定されるため，測定精度には限界 が生じる。このような限界はあるが，燃焼度クレジットの効率的な適用等のため， 高い測定精度を求める場合には，附属書 F 及び附属書 G に示されるように，測定誤 差を小さくする検出器構成及び駆動機構等の装置構成が必要になる。 測定に高い信頼性を求める場合には，検出器及び測定方法の多重化又は多様化を 図り，これら測定評価結果のうち安全側の測定評価結果によって，核的制限値との 照合を行うことが要求される。一方，高い測定精度を求めない場合には，検出器構 成及び装置構成は，上記の考え方と異なっても良いことになる。 g) 設置場所の環境の考慮 [本文 5.2.1 g)] 燃焼度計測装置の設置は，検出器の種類 及び測定評価方法に適した場所を選定することが望ましい。燃焼度計測装置の設置 場所は，通常，施設内で限定される。設置場所の湿度，温度等の環境条件において， 燃焼度計測装置が適切かつ確実に作動することが要求される。このため，必要な場 合には，検出器を水密容器に収納する等の措置を行うことが要求される。 5.2.2 燃焼度計測装置の管理 [本文 5.2.2] 燃焼度計測装置による適切な測定評価が 継続的に実施できるよう，燃焼度計測装置を管理することが要求される。このため， 燃焼度計測装置の管理手順を明確にして燃焼度計測装置の校正，燃焼度計測装置の 状態の明示等の所定の管理を実施することが要求される。 a) 燃焼度計測装置の管理手順の明確化 [本文 5.2.2 a)] 燃焼度計測装置による適切 106 AESJ-SC-XXX：201X 解説 な測定評価が継続的に実施できるよう， b)から h)の燃焼度計測装置の管理に関わ b) 燃焼度計測装置の校正 [本文 5.2.2 査 る手順を明確にして実施することを要求している。 b)] 燃焼度計測装置による運転管理を開始 する前に，使用済燃料集合体，標準線源等を用いて燃焼度計測装置の校正を行い， 原子炉施設の炉心管理において測定評価された燃焼度及び／又は残留濃縮度と燃 焼度計測装置の測定体系で測定される値との関係を確定することを要求している。 また，定期的に行う検査及び校正において，その測定精度が維持されていることを 検証すること，もしくは，必要に応じて再調整することを要求している。検証又は 再調整に用いた基準は，検証又は再調整の結果とともに記録する。以上の校正に関 する六ヶ所再処理施設の例を附属書 F の F.4 に示す。 [本文 5.2.2 校正状態の明示 c)] 燃焼度計測装置の校正の実施時期，校正結果の 公衆 審 c) 記録等を明確にし，校正状態が関係者に容易に分かるようしておくことを要求して いる。 d) 測定結果の保護 [本文 5.2.2 d)] 燃焼度計測装置によって測定した結果が無効 になるような操作が実施できないようにすることを要求している。結果が無効にな るような操作とは，管理されない状態での検出器の変更，校正及び感度の調整の変 更であり，このような状況においては，これらの変更時期，放射線測定と燃焼度及 び残留濃縮度との換算の適切性が保証されないため，測定条件が明確な時点より後 に測定した結果が，無効になり得る。この保護は，燃焼度計測装置の物理的な保護 のほか，例えば燃焼度計測装置へのアクセス制限，校正変更操作へのパスワード設 定等によってなされても良い。 e) 損傷等の防止 [本文 5.2.2 e)] 燃焼度計測装置は，取扱い，保守及び保管におい て損傷及び劣化しないように，専用の設置場所に設置し，物理的に保護することを 要求している。損傷又は劣化した場合には，速やかに復旧を行う必要がある。 f) 測定評価結果の再評価 [本文 5.2.2 f)] 燃焼度計測装置が要求事項を満たしてい ないこと等により適切な測定評価ができていないことが判明した場合には，それま でに測定した結果の妥当性を評価し記録することを要求している。また，燃焼度計 測装置で測定評価された燃焼度及び／又は残留濃縮度によって核的制限値を確認 している全ての手順に対して，不適切な測定評価が再発しないよう処置することを 要求している。 g) 測定評価結果の保管 [本文 5.2.2 g)] 燃焼度計測装置による測定評価結果の保管 は，使用済燃料集合体の管理に対して必要であるため，燃料集合体番号及び使用済 燃料貯蔵施設の貯蔵場所等との対応付けを行って記録し保管することを要求して いる。また，上記の記録及び保管は，前項に示すように燃焼度計測装置の機能の妥 当性確認等に対しても必要になるため，本項を要求している。 h) コンピュータソフトウェアの確認 [本文 5.2.2 h)] 燃焼度計測装置の放射線計 107 AESJ-SC-XXX：201X 解説 測結果から燃料集合体所定部位の燃焼度等を評価するコンピュータソフトウェア 査 については，意図した測定評価が実施されることを運用開始前に確認することを要 求している。また，必要に応じて再確認を行うことを要求している。 5.2.3 燃焼度計測装置による測定評価 [本文 5.2.3] 燃焼度計測装置による測定評価 に対しては，核的制限値の遵守が確実になるよう，核的制限値との比較及び使用済 燃料集合体取扱いの手順を定めて実施することが要求される。測定評価結果には， 燃焼度計測装置による測定評価の誤差を考慮する必要がある。 a) 燃料取扱い手順の明確化 [本文 5.2.3 a)] 燃焼度計測装置による使用済燃料集合 体の測定評価に関わる手順及び使用済燃料集合体の取扱い手順を明確にして実施 する。手順の明確化においては，複数の運転員による操作など，核的制限値の遵守 公衆 審 を確実にすることが要求される。 b) 測定評価誤差の考慮 [本文 5.2.3 b)] 燃焼度計測装置の検出器構成及び装置構成 によって，測定評価に関わる誤差は異なるため，設置する燃焼度計測装置に対して， 測定評価に関わる誤差を明確にして，測定評価結果が安全側になるよう考慮するこ とが要求される。 c) 測定評価の実施 [本文 5.2.3 c)] 使用済燃料集合体を燃焼度計測装置に移送し， 核的制限値の確認に必要な所定部位の燃焼度及び／又は残留濃縮度を取扱い手順 に従って測定評価することが要求される。この測定評価は，燃焼度クレジットを適 用する施設及び設備に使用済燃料集合体を搬入する前に実施することが要求され る。 5.2.4 使用済燃料貯蔵施設に対する使用済燃料集合体の措置 [本文 5.2.4] 燃焼度計 測装置による測定評価結果と核的制限値との比較を行い，使用済燃料集合体を手順 に従って措置することが要求される。使用済燃料貯蔵施設に対しては，附属書 C に 示すとおり，初期濃縮度と燃焼度の組合せ又は残留濃縮度による管理があるが，こ こでは六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯蔵施設を対象として，残留濃縮度による管 理の具体的な解説を示す。 a) 使用済燃料の受入れ [本文 5.2.4 a)] 使用済燃料集合体を，貯蔵施設に搬入する 前に，燃焼度計測装置に移送し測定評価する。燃焼度計測前の使用済燃料の受入れ 施設は，燃料集合体濃縮度を 5 %として臨界安全設計がなされているため，燃焼度 クレジット適用による燃料集合体取扱いに対する制約はない。燃焼度計測装置によ る残留濃縮度測定評価結果によって，受入れに対する核的制限値である 3.5 % 以下 を満足する場合，使用済燃料集合体は，燃焼度計測後ラックに仮置きして，使用済 燃料貯蔵施設に移送する手順に従って措置することが要求される。残留濃縮度が 3.5 % 以下の使用済燃料貯蔵施設は，残留濃縮度が異なる 2 種類が設けられている。 詳細は附属書 D に示す。残留濃縮度が 3.5 % 以下を満足しない場合，使用済燃料 集合体は，燃焼度計測前ラックに仮置きして，必要な措置を取る手順を定め，手順 108 AESJ-SC-XXX：201X 解説 に従って措置することが要求される。（附属書 C 及び附属書 D 参照） 使用済燃料の貯蔵及び管理 [本文 5.2.4 b)] 残留濃縮度が 2.0 % 以下の燃料集合 査 b) 体は，低残留濃縮度燃料貯蔵ラックへ収納する。残留濃縮度が，3.5 % 以下であり， 2.0 % を超える燃料集合体及び損傷のある燃料集合体は，収納缶に入れて高残留濃 縮度燃料貯蔵ラックに収納する。収納缶の形状が大きいため，残留濃縮度が 2.0 % を超える使用済燃料集合体は，低残留濃縮度ラックには物理的に収納することはで きない。すなわち，収納缶は識別の機能を有している。また，使用済燃料集合体の 収納及び貯蔵に対しては，燃料集合体番号，貯蔵位置等を明確にして，燃料集合体 番号を複数の運転員が目視確認するなど行い，取違えなく所定の場所に収納し，再 処理するまでの期間，管理する手順を定め，手順に従って措置することが要求され 公衆 審 る。 5.2.5 溶解槽に対する使用済燃料集合体の措置 [本文 5.2.5] 燃料集合体平均初期濃 縮度と燃焼度計測装置による燃料集合体所定部位の燃焼度の測定評価結果の組合 せを，核的制限値と比較して，手順に従って所定の措置を取ることが要求される。 また，使用済燃料集合体を使用済燃料貯蔵施設から溶解槽に移送する手順を定め， 手順に従って措置することが要求される。ここでは，六ヶ所再処理施設の溶解槽を 対象として，具体的な解説を示す。 a) 測定評価結果に応じた運転管理 [本文 5.2.5 a)] 燃焼度計測装置による使用済燃 料集合体上端 50 cm 部の平均燃焼度の測定評価結果と燃料集合体平均初期濃縮度の 組合せを，附属書 E の図 E.2 に示される核的制限値と比較して，Gd 使用領域か否 かを判定する。 Gd 使用領域による溶解の場合には，所定重量以下の燃料せん断片を溶解槽に装荷 し，所定濃度以上のガドリニウムを含む硝酸ガドリニウム溶液によって溶解する。 Gd 使用領域でない溶解の場合には，所定重量以下の燃料せん断片を溶解槽に装荷し， 所定の濃度範囲の硝酸によって溶解する。 以上の手順を定め，手順に従って措置することが要求される。（附属書 C 及び附属 書 E 参照） 参考文献 (1) 査 109 AESJ-SC-XXX：201X 解説 Burnup Credit in the Criticality Safety Analyses of PWR Spent Fuel in Transport and Storage Casks, Interim Staff Guidance 8 Revision 3, Division of Spent Fuel Storage and Transportation, U.S. Nuclear Rrgulatory Comission (2012). 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(10) Burnup Credit in the Criticality Safety Analyses of PWR Spent Fuel in Transport and Storage Casks, Interim Staff Guidance 8 Revision 2, Spent Fuel Project Office, U.S. Nuclear Rrgulatory Comission (2002). (11) Kritikalitätssicherheit unter Anrechnung des Brennstoffabbrandes bei Transport und Lagerung bestrahlter Leichtwasserreaktor-Brennelemente in Behältern (Criticality safety taking into account the burnup of fuel for transport and storage of irradiated light water reactor fuel assemblies in casks), DEUTSCHE NORM DIN 25712 (2007). (12) Kritikalitätssicherheit unter Anrechnung des Brennelementabbrandes bei der Lagerung und Handhabung von Brennelementen in Brennelementlagerbecken von Kernkraftwerken mit Leichwasserreactoren (Criticality safety taking into account the burnup of fuel elements when handling and storing nuclear fuel elements in fuel pools of nuclear power stations with lightwater reactors), 110 AESJ-SC-XXX：201X 解説 DEUTSCHE NORM DIN 25471 (2000). 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