特許 7390618 放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】

(24)【登録日】2023-11-24

(45)【発行日】2023-12-04

(54)【発明の名称】放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置

(51)【国際特許分類】

   G21C 17/02 20060101AFI20231127BHJP

   G01T 1/167 20060101ALI20231127BHJP

   G21C 17/00 20060101ALI20231127BHJP

【ＦＩ】

G21C17/02 400

G01T1/167 D

G01T1/167 C

G01T1/167 A

G21C17/00 500

【請求項の数】 8

(21)【出願番号】P 2020042714

(22)【出願日】2020-03-12

(65)【公開番号】P2021143937

(43)【公開日】2021-09-24

【審査請求日】2022-11-01

(73)【特許権者】

【識別番号】505374783

【氏名又は名称】国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

(74)【代理人】

【識別番号】100214260

【弁理士】

【氏名又は名称】相羽 昌孝

(74)【代理人】

【識別番号】100139114

【弁理士】

【氏名又は名称】田中 貞嗣

(74)【代理人】

【識別番号】100139103

【弁理士】

【氏名又は名称】小山 卓志

(74)【代理人】

【氏名又は名称】片寄 武彦

(72)【発明者】

【氏名】水井 宏之

(72)【発明者】

【氏名】林 宏一

(72)【発明者】

【氏名】副島 吾郎

(72)【発明者】

【氏名】岩井 紘基

(72)【発明者】

【氏名】山本 耕輔

【審査官】鳥居 祐樹

(56)【参考文献】

【文献】米国特許出願公開第２０１６／０２０３８８１（ＵＳ，Ａ１）

【文献】特開昭５２－１２９８９８（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｃ１７／００

Ｇ０１Ｔ １／１６７

ＪＳＴＰｌｕｓ（ＪＤｒｅａｍＩＩＩ）

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子炉で使用される冷却材と接触する冷却系構造材から溶出した親元素を起因とする前記冷却系構造材起因の核種に基づく放射性腐食生成物（以下、「ＣＰ核種」という。）と、前記原子炉で使用される核燃料物質から溶出した親元素を起因とする前記核燃料物質起因の核種に基づく核分裂生成物（以下、「ＦＰ核種」という。）とを含む所定の核種（ｘ）について、前記冷却材に含まれる前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する放射能評価方法であって、
前記冷却系構造材起因の前記核種の第１の放射能濃度（Ｄ１ｘ＝α_ｘ・Ｘ（ＳＵＳ））を評価する第１の評価工程と、
前記第１の放射能濃度と、当該第１の放射能濃度に対するＦＰ核種補正項とに基づいて、前記核燃料物質起因の前記核種の第２の放射能濃度（Ｄ２ｘ＝β・Ｘ（Ｕ））を評価する第２の評価工程と、
前記第１の放射能濃度と、前記第２の放射能濃度とに基づいて、前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する第３の評価工程とを含み、
前記第２の評価工程は、
前記ＣＰ核種の代表としてのＣＰ代表核種の放射能濃度及び前記ＦＰ核種の代表としてのＦＰ代表核種の放射能濃度がそれぞれ測定された冷却材濃度測定データと、所定の汎用放射化解析コードによりそれぞれ算定された前記ＣＰ代表核種の放射能濃度及び前記ＦＰ代表核種の放射能濃度とを用いてＦＰ核種補正係数を算定し、
前記冷却系構造材起因の前記核種の放射能濃度（Ｘ（ＳＵＳ））と、前記冷却系構造材が含有する前記核燃料物質起因の前記核種の放射能濃度（Ｘ（ＵｉｎＳＵＳ））とを用いてＦＰ寄与割合を算出し、
前記ＦＰ核種補正係数と、前記ＦＰ寄与割合とを用いて前記ＦＰ核種補正項を算定する、
ことを特徴とする放射能評価方法。

【請求項2】

前記ＦＰ核種補正係数は、
前記汎用放射化解析コードによりそれぞれ算定された前記ＣＰ代表核種の放射能濃度及び前記ＦＰ代表核種の放射能濃度の比率である第１の比率（Ａ値）と、
前記冷却材濃度測定データとしてそれぞれ測定された前記ＣＰ代表核種の放射能濃度及び前記ＦＰ代表核種の放射能濃度の比率である第２の比率（Ｂ値）とを用いて算定され、
前記ＦＰ寄与割合は、
前記冷却系構造材起因の前記核種の放射能濃度に対する、前記冷却系構造材が含有する前記核燃料物質起因の前記核種の放射能濃度の割合として算定される、
ことを特徴とする請求項１に記載の放射能評価方法。

【請求項3】

前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）は、
下記の（１２）式により算定される、
ことを特徴とする請求項２に記載の放射能評価方法。

【数1】

【請求項4】

前記第１乃至第３の評価工程による前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）として、下記の（１３）式により、複数の核種ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）の放射能濃度（Ｄ_ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ））を、全ての核種ｘ _１ ，ｘ _２ ，…，ｘ _ｎ において溶出率は一様であると近似して評価することにより、前記冷却水に含まれる前記複数の核種による相対比としての放射性物質組成を評価する第４の評価工程をさらに含む、
ことを特徴とする請求項３に記載の放射能評価方法。

【数2】

【請求項5】

前記第１の評価工程は、
前記汎用放射化解析コードに、前記冷却系構造材の元素組成と、前記炉心部における中性子束の照射履歴とを適用することにより、前記第１の放射能濃度を算定する、
ことを特徴とする請求項１乃至請求項４のいずれか一項に記載の放射能評価方法。

【請求項6】

前記冷却材に含まれる前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）と、前記核種が前記冷却材から前記冷却系構造材に移行する移行係数とに基づいて、前記冷却系構造材の前記放射能濃度を評価する第５の評価工程をさらに含む、
ことを特徴とする請求項１乃至請求項５のいずれか一項に記載の放射能評価方法。

【請求項7】

コンピュータに、請求項１乃至請求項６のいずれか一項に記載の放射能評価方法に含まれる各工程を実行させる、
ことを特徴とする放射能評価プログラム。

【請求項8】

原子炉で使用される冷却材と接触する冷却系構造材から溶出した親元素を起因とする前記冷却系構造材起因の核種に基づく放射性腐食生成物（以下、「ＣＰ核種」という。）と、前記原子炉で使用される核燃料物質から溶出した親元素を起因とする前記核燃料物質起因の核種に基づく核分裂生成物（以下、「ＦＰ核種」という。）とを含む所定の核種（ｘ）について、前記冷却材に含まれる前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する放射能評価装置であって、
請求項１乃至請求項６のいずれか一項に記載の放射能評価方法に含まれる各工程を実行する放射能評価処理部を備える、
ことを特徴とする放射能評価装置。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置に関する。

【背景技術】

【0002】

従来、原子炉施設では、冷却系構造材から金属不純物が冷却材に溶出し、原子炉圧力容器内に搬入されることで放射性腐食生成物が生成されることが知られている。そのため、特許文献１には、冷却材の一部を試料として採取し、当該試料を放射能分析することにより、原子炉冷却材中の放射能濃度を測定する放射性物質濃度測定方法が開示されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0003】

【文献】特開昭５７－２００８８１号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0004】

原子炉施設における汚染形態として、二次的な汚染を考慮した場合、上記のように、冷却材が接触する冷却系構造材から溶出した親元素に基づく放射性腐食生成物（ＣＰ核種）だけでなく、核燃料物質から溶出した親元素に基づく核分裂生成物（ＦＰ核種）も存在する。そのため、ＣＰ核種の放射能濃度と、ＦＰ核種の放射能濃度とを適切に評価することが重要となる。

【0005】

例えば、クリアランス制度では、対象物の放射能濃度を測定・評価し、法令で定める基準値以下であることを確認する。この際、対象物の汚染性状に基づき、放射線量への寄与割合が大きい核種を評価対象核種として選択し、対象物の放射能濃度を値付けする。そのため、クリアランス評価における評価対象核種の選択に際しても、上記と同様に、ＣＰ核種の放射能濃度と、ＦＰ核種の放射能濃度とを適切に評価することが重要となる。

【0006】

その際、原子炉の運転期間中に燃料破損がなく、核燃料物質が燃料体内に収納されている場合には、核燃料物質が冷却材に溶出することはないが、燃料体製造時に燃料体の表面に付着した微量の核燃料物質（例えば、ウラン）からもＦＰ核種が生成される。しかしながら、燃料体製造時のウランの付着量を定量することは事実上不可能であるため、通常の解析ではＦＰ核種の放射能濃度を評価することができず、評価対象核種選択に際して、ＦＰ核種の放射能濃度を値付けすることが困難であった。

【0007】

本発明は、このような事情に鑑みてなされたものであって、冷却材に含まれるＣＰ核種及びＦＰ核種の放射能濃度を適切に評価することができる放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置を提供することを目的とする。

【課題を解決するための手段】

【0008】

本発明は、上記課題を解決するものであって、本発明の一実施形態に係る放射能評価方法は、
原子炉で使用される冷却材と接触する冷却系構造材から溶出した親元素を起因とする前記冷却系構造材起因の核種に基づく放射性腐食生成物（以下、「ＣＰ核種」という。）と、前記原子炉で使用される核燃料物質から溶出した親元素を起因とする前記核燃料物質起因の核種に基づく核分裂生成物（以下、「ＦＰ核種」という。）とを含む所定の核種（ｘ）について、前記冷却材に含まれる前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する放射能評価方法であって、
前記冷却系構造材起因の前記核種の第１の放射能濃度（Ｄ１ｘ＝α_ｘ・Ｘ（ＳＵＳ））を評価する第１の評価工程と、
前記第１の放射能濃度と、当該第１の放射能濃度に対するＦＰ核種補正項とに基づいて、前記核燃料物質起因の前記核種の第２の放射能濃度（Ｄ２ｘ＝β・Ｘ（Ｕ））を評価する第２の評価工程と、
前記第１の放射能濃度と、前記第２の放射能濃度とに基づいて、前記核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する第３の評価工程とを含み、
前記第２の評価工程は、
前記ＣＰ核種の代表としてのＣＰ代表核種の放射能濃度及び前記ＦＰ核種の代表としてのＦＰ代表核種の放射能濃度がそれぞれ測定された冷却材濃度測定データと、所定の汎用放射化解析コードによりそれぞれ算定された前記ＣＰ代表核種の放射能濃度及び前記ＦＰ代表核種の放射能濃度とを用いてＦＰ核種補正係数を算定し、
前記冷却系構造材起因の前記核種の放射能濃度（Ｘ（ＳＵＳ））と、前記冷却系構造材が含有する前記核燃料物質起因の前記核種の放射能濃度（Ｘ（ＵｉｎＳＵＳ））とを用いてＦＰ寄与割合を算出し、
前記ＦＰ核種補正係数と、前記ＦＰ寄与割合とを用いて前記ＦＰ核種補正項を算定する、ことを特徴とする。

【0009】

また、本発明の一実施形態に係る放射能評価プログラムは、
コンピュータに、上記放射能評価方法に含まれる各工程を実行させる、ことを特徴とする。

【0010】

また、本発明の一実施形態に係る放射能評価装置は、
上記放射能評価方法に含まれる各工程を実行する放射能評価処理部を備える、ことを特徴とする。

【発明の効果】

【0011】

本発明の一実施形態に係る放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置によれば、ＣＰ核種及びＦＰ核種を含む所定の核種（ｘ）について、冷却材に含まれる核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する際、第１の評価工程にて、冷却系構造材起因の核種の第１の放射能濃度（Ｄ１ｘ＝α_ｘ・Ｘ（ＳＵＳ））を評価し、第２の評価工程にて、第１の放射能濃度と、当該第１の放射能濃度に対するＦＰ核種補正項とに基づいて、核燃料物質起因の核種の第２の放射能濃度（Ｄ２ｘ＝β・Ｘ（Ｕ））を評価し、第３の工程にて、第１の放射能濃度と、第２の放射能濃度とに基づいて、核種の放射能濃度（Ｄｘ）を評価する。

【0012】

そして、第２の評価工程にて、ＣＰ代表核種の放射能濃度及びＦＰ代表核種の放射能濃度がそれぞれ測定された冷却材濃度測定データと、所定の汎用放射化解析コードによりそれぞれ算定されたＣＰ代表核種の放射能濃度及びＦＰ代表核種の放射能濃度とを用いてＦＰ核種補正係数を算定し、冷却系構造材起因の核種の放射能濃度（Ｘ（ＳＵＳ））と、冷却系構造材が含有する核燃料物質起因の核種の放射能濃度（Ｘ（ＵｉｎＳＵＳ））とを用いてＦＰ寄与割合を算出し、ＦＰ核種補正係数と、ＦＰ寄与割合とを用いてＦＰ核種補正項を算定する。

【0013】

よって、既知の冷却材濃度測定データや公知の汎用計算コードによる解析値を組み合わせることで、冷却材に含まれるＣＰ核種濃度及びＦＰ核種濃度を適切に評価することができる。

【図面の簡単な説明】

【0014】

【図1】本発明の実施形態に係る原子力発電プラント１の一例を示す全体構成図である。

【図2】本発明の実施形態に係る放射能評価装置２の一例を示すブロック図である。

【図3】本発明の実施形態に係る放射能評価方法における「ＣＰ核種」及び「ＦＰ核種」を示す概念図である。

【図4】本発明の実施形態に係る放射能評価方法の一例を示すフローチャートである。

【図5】本発明の実施形態に係る冷却材濃度測定データ２１０ａの一例を示すグラフである。

【発明を実施するための形態】

【0015】

以下、本発明の一実施形態について添付図面を参照しつつ説明する。

【0016】

図１は、本発明の実施形態に係る原子力発電プラント１の一例を示す全体構成図である。

【0017】

原子力発電プラント１は、減速材として重水、冷却材Ｗとして軽水を用いた重水減速沸騰軽水冷却型の原子炉１１と、原子炉１１で冷却材Ｗが加熱されて発生する蒸気により発電する発電設備１２と、原子炉１１の冷却材Ｗとして用いられる軽水による原子炉冷却材系１３と、重水による減速材系及びその他の設備（例えば、制御設備、モニタリング設備、安全設備）とを備える。なお、図１では、減速材系やその他の設備については、図示を省略している。

【0018】

原子炉１１は、格納容器１１０内に炉心部１１１を格納するとともに、炉心部１１１は、核燃料物質からなる燃料体１１２を備える。

【0019】

発電設備１２は、蒸気により回転駆動されるタービン１２０と、タービン１２０に連結されて、タービン１２０の回転駆動に応じて電力を発生する発電機１２１とを備える。

【0020】

原子炉冷却材系１３は、原子炉１１と発電設備１２との間を蒸気ドラム１３０を介して接続し、冷却材Ｗが流れる複数の配管１３１～１３３を備えるとともに、蒸気系１４、給水・復水系１５、及び、冷却材浄化系１６等を備える。

【0021】

原子炉１１からタービン１２０までの配管１３１には、蒸気系１４として、例えば、蒸気ドラム１３０、蒸気弁１４０、及び、湿分分離器１４１等が順に配置されている。タービン１２０から原子炉１１までの配管１３２には、給水・復水系１５として、例えば、復水器１５０、復水ポンプ１５１、復水脱塩器１５２、給水加熱器１５３、給水ポンプ１５４、流量調整弁１５５、蒸気ドラム１３０、及び、再循環ポンプ１５６等が順に配置されている。配管１３２から分岐して蒸気ドラム１３０に接続される配管１３３には、冷却材浄化系１６として、例えば、脱塩器１６０、及び、浄化系ポンプ１６１等が順に配置されている。

【0022】

（放射能評価装置２について）
放射能評価装置２は、冷却材Ｗに含まれる核種の放射能濃度を評価（推定）する装置である。放射能評価装置２は、例えば、汎用のコンピュータで構成されており、入力画面を介して各種の入力を受け付けるとともに、表示画面や音声を介して各種の情報（例えば、後述するプラントデータ２１０や放射能評価方法に基づく各種の評価結果等）を出力する。

【0023】

図２は、本発明の実施形態に係る放射能評価装置２の一例を示すブロック図である。

【0024】

放射能評価装置２は、キーボード、タッチパネル等により構成される入力部２０と、ＨＤＤ、メモリ等により構成される記憶部２１と、ＣＰＵ等のプロセッサにより構成される制御部２２と、各種の外部機器やネットワークとの通信インターフェースである通信部２３と、ディスプレイ、スピーカ等により構成される出力部２４とを備える。

【0025】

記憶部２１には、原子力発電プラント１の仕様、運転履歴、運転計画等の各種のデータを含むプラントデータ２１０と、放射能評価装置２の動作を制御する放射能評価プログラム２１１とが記憶されている。

【0026】

制御部２２は、放射能評価プログラム２１１を実行することにより、本発明の実施形態に係る放射能評価方法に含まれる各工程（図４に示すフローチャートの各ステップ参照。詳細は後述する。）に従って動作する放射能評価処理部２２０として機能する。

【0027】

本発明の実施形態に係る放射能評価方法において、冷却材Ｗに含まれる核種の放射能濃度を評価（推定）する際、冷却材Ｗに含まれる核種としては、「ＣＰ核種」及び「ＦＰ核種」の２つに大別される。

【0028】

図３は、本発明の実施形態に係る放射能評価方法における「ＣＰ核種」及び「ＦＰ核種」を示す概念図である。

【0029】

（Ａ）「ＣＰ核種」について
「ＣＰ核種」は、冷却材Ｗに接触する冷却系構造材に含まれる親元素（例えば、Ｃｏ元素等）が、冷却系構造材から冷却材Ｗに溶出し、その親元素が炉心部１１１で照射されることで生成される冷却系構造材起因の核種に基づく放射性腐食生成物（例えば、Ｃｏ－６０）である。

【0030】

冷却系構造材は、冷却材Ｗに接触する設備や機器を構成する金属材料であり、例えば、ステンレス鋼、炭素鋼、ジルコニウム合金等である。冷却材Ｗに接触する設備や機器としては、例えば、タービン１２０、蒸気ドラム１３０、配管１３１～１３３、蒸気系１４、給水・復水系１５及び冷却材浄化系１６等が挙げられる。

【0031】

本実施形態では、冷却系構造材の代表例として、原子炉冷却材系１３の材料であるステンレス鋼について説明する。また、本実施形態では、「ＣＰ核種」を代表するＣＰ代表核種は、ステンレス鋼から溶出率α_Ｃｏで冷却材Ｗに溶出した親元素Ｃｏを起因とする「Ｃｏ－６０」（以下、「ステンレス鋼起因のＣＰ核種」という。）である場合について説明する。そして、ステンレス鋼起因のＣＰ核種「Ｃｏ－６０」の放射能濃度を「α_Ｃｏ・Ｃｏ６０（ＳＵＳ）」と表記する。

【0032】

（Ｂ）「ＦＰ核種」について
「ＦＰ核種」は、核燃料物質からなる燃料体１１２の表面に付着した親元素（例えば、Ｕ元素等）が、燃料体１１２の表面から冷却材Ｗに溶出し、その親元素が炉心部１１１で照射されることで生成される核燃料物質起因の核種に基づく核分裂生成物（例えば、Ｉ－１３１）である。

【0033】

また、冷却系構造材には、炉心部１１１で照射されることでＣＰ核種を生成する親元素だけでなく、炉心部１１１で照射されることでＦＰ核種を生成する親元素（例えば、Ｕ元素やＴｅ元素）についても微量ながら含まれている。そのため、「ＦＰ核種」は、冷却系構造材に含まれる親元素が、冷却系構造材から冷却材Ｗに溶出し、その親元素が炉心部１１１で照射されることでも生成される。

【0034】

本実施形態では、「ＦＰ核種」を代表するＦＰ代表核種は、燃料体１１２の表面に付着したＵ元素（以下、「燃料体表面付着ウラン」という。）が溶出率βで冷却材Ｗに溶出することで生成される「Ｉ－１３１」（以下、「燃料体表面付着ウラン起因のＦＰ核種」という。）と、ステンレス鋼に含まれる親元素が（例えば、Ｔｅ元素やＵ元素等）溶出率α_Ｉで冷却材Ｗに溶出して生成される「Ｉ－１３１」（以下、「ステンレス鋼起因のＦＰ核種」という。）とである場合について説明する。

【0035】

そして、前者の燃料体表面付着ウラン起因のＦＰ核種「Ｉ－１３１」の放射能濃度を「β・Ｉ１３１（Ｕ）」と表記し、後者のステンレス鋼起因のＦＰ核種「Ｉ－１３１」の放射能濃度を「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＳＵＳ）」と表記する。さらに、「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＳＵＳ）」のうち、ステンレス鋼に含まれるＵ元素（以下、「ステンレス鋼含有ウラン」という。）が溶出率α_Ｉで冷却材Ｗに溶出して生成される「Ｉ－１３１」（以下、「ステンレス鋼含有ウラン起因のＦＰ核種」という。）の放射能濃度を「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＵｉｎＳＵＳ）」と表記する。

【0036】

上記のように「ＣＰ核種」及び「ＦＰ核種」に大別される各種の放射性物質を含む冷却材Ｗが、原子炉冷却材系１３により循環することで、放射性物質が、冷却材Ｗから汚染対象物（例えば、タービン１２０）に所定の移行割合にて移行するため、汚染対象物において二次的な汚染が生じることになる。このため、汚染性状の評価における保守性に資する観点から、「ＣＰ核種」の放射能濃度だけでなく、「ＦＰ核種」の放射能濃度についても適切に評価することが重要である。

【0037】

そこで、ＣＰ核種とＦＰ核種とを含む所定の核種ｘについて、冷却材Ｗに含まれる核種ｘの放射能濃度Ｄｘを以下の（１）式により定義する。

【0038】

【数1】

【0039】

（放射能評価方法の詳細について）
図４は、本発明の実施形態に係る放射能評価方法の一例を示すフローチャートである。放射能評価処理部２２０は、図４に示すフローチャートの各工程（ステップＳ１～Ｓ５）に従って動作することにより、放射能評価方法に基づいて、冷却材Ｗに含まれる所定の核種ｘの放射能濃度Ｄｘを評価（推定）する。

【0040】

（１）第１の評価工程（ステップＳ１）について
まず、第１の評価工程（ステップＳ１）では、冷却系構造材起因の核種ｘの第１の放射能濃度Ｄ１ｘ（＝αｘ・Ｘ（ＳＵＳ）、上記の（１）式の右辺第１項）を評価する。

【0041】

ここで、冷却系構造材起因の核種ｘの第１の放射能濃度Ｄ１ｘは、一般式として、下記の（２）式により求められる。

【0042】

【数2】

【0043】

原子力発電プラント１では、冷却材Ｗは、冷却材浄化系１６等により常時浄化される環境下にあることから、第１の放射能濃度Ｄ１ｘは、核種ｘ固有の半減期Ｔｘよりも実態的に短い周期で減衰するプロセスにあると整理することができる。このことは、原子力発電プラント１にて測定された冷却材濃度測定データ２１０ａ（図５参照）が、各運転サイクルで差異がなく概ね一定となっていることからも確認することができる。

【0044】

図５は、本発明の実施形態に係る冷却材濃度測定データ２１０ａの一例を示すグラフである。冷却材濃度測定データ２１０ａは、原子力発電プラント１の運転履歴として、プラントデータ２１０に記憶されている。図５において時間推移を示す２つの折線グラフは、冷却材濃度測定データ２１０ａの一例を示すものであり、例えば、ＣＰ代表核種「Ｃｏ－６０」及びＦＰ代表核種「Ｉ－１３１」について、冷却材Ｗに含まれる放射能濃度を所定の測定タイミングで定期的に測定されたものである。なお、冷却材濃度測定データ２１０ａは、上記のＣＰ代表核種、ＦＰ代表核種以外の他の核種についての濃度測定データをさらに含むものでもよい。

【0045】

実態的な核種ｘの半減期をＴ_ｘｅｆｆ（核種ｘの実効半減期）とすると、ｔ＞Ｔ_ｘｅｆｆの関係にあることから、上記の（２）式は、下記の（３）式に近似できる。

【0046】

【数3】

【0047】

上記のように、第１の放射能濃度Ｄ１ｘは、運転サイクルによる照射時間の影響を受けない上記の（３）式の概念で評価するものとする。そのため、第１の放射能濃度Ｄ１ｘは、冷却系構造材から単位時間の照射で生成される放射能濃度を、所定の汎用放射化解析コード（例えば、ＯＲＩＧＥＮシリーズ）により算定し、冷却系構造材からの溶出率αｘを乗じることで算定することが可能となる。

【0048】

なお、上記の（３）式において、第１の放射能濃度Ｄ１ｘを算定する際のパラメータは、原子力発電プラント１の仕様及び運転履歴として、プラントデータ２１０に記憶されており、例えば、ステンレス鋼の元素組成は、冷却系構造材から採取した試料の分析データ（算術平均値）を用い、放射化計算に用いる中性子束ｆについては、炉心部１１１における平均的な中性子束を用いる。

【0049】

したがって、本実施形態に係る第１の評価工程（ステップＳ１）では、所定の汎用放射化解析コードに、ステンレス鋼の元素組成と、炉心部１１１における中性子束ｆの照射履歴とを適用することにより、第１の放射能濃度Ｄ１ｘとして、ステンレス鋼起因のＣＰ核種の放射能濃度「α_Ｃｏ・Ｃｏ６０（ＳＵＳ）」、ステンレス鋼起因のＦＰ核種の放射能濃度「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＳＵＳ）」、及び、ステンレス鋼含有ウラン起因のＦＰ核種の放射能濃度「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＵｉｎＳＵＳ）」等を算定することが可能となる。

【0050】

（２）第２の評価工程（ステップＳ２）について
次に、第２の評価工程（ステップＳ２）では、冷却系構造材起因の核種ｘの第１の放射能濃度Ｄ１ｘと、当該第１の放射能濃度Ｄ１ｘに対するＦＰ核種補正項とに基づいて、核燃料物質起因の核種ｘの第２の放射能濃度Ｄ２ｘ（＝β・Ｘ（Ｕ）、上記の（１）式の右辺第２項）を評価する。

【0051】

第１の評価工程（ステップＳ１）にて算定された第１の放射能濃度Ｄ１ｘは、ステンレス鋼から溶出した親元素が炉心部１１１で照射されて生成される核種ｘの放射能濃度である。一方、実際の冷却材Ｗには、燃料体表面付着ウランを親元素とするＦＰ核種も存在しているが、燃料体表面付着ウランの付着量を定量することは事実上困難である。

【0052】

そのため、ステンレス鋼起因の核種ｘの第１の放射能濃度Ｄ１ｘ（＝α_Ｉ・Ｘ（ＳＵＳ））と、燃料体表面付着ウラン起因の核種ｘの第２の放射能濃度Ｄ２ｘ（＝β・Ｘ（Ｕ）））とに基づく冷却材Ｗに含まれる核種ｘの放射能濃度Ｄｘは、第１の評価工程（ステップＳ１）で算定される第１の放射能濃度Ｄ１ｘと、第２の評価工程（ステップＳ２）で算定されるＦＰ核種補正項とを用いることで、上記の（１）式を下記の（４）式で定義する。

【0053】

【数4】

【0054】

本実施形態では、プラントデータ２１０に含まれる冷却材濃度測定データ２１０ａが、図５に示すように、所定の運転サイクルに対して、ＣＰ代表核種「Ｃｏ－６０」のＣＰ濃度測定データＲＣ_Ｃｏ６０と、ＦＰ代表核種「Ｉ－１３１」のＦＰ濃度測定データＲＣ_Ｉ１３１とを測定したものであることを前提として、上記の（４）式におけるＦＰ核種補正項を算定する方法をについて以下に説明する。

【0055】

（２．ａ）所定の汎用放射化解析コードによりそれぞれ算定された冷却系構造材起因のＣＰ代表核種及びＦＰ代表核種の放射能濃度の比率について
所定の汎用放射化解析コードによりそれぞれ算定された、ステンレス鋼起因のＣＰ代表核種の放射能濃度「α_Ｃｏ・Ｃｏ６０（ＳＵＳ）」と、ステンレス鋼起因のＦＰ代表核種の放射能濃度「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＳＵＳ）」との比率として、第１の比率（以下、「Ａ値」という。）は、下記の（５）式により求められる。

【0056】

【数5】

【0057】

ステンレス鋼において、Ｃｏ－６０の主な親元素は、Ｃｏ元素であり、Ｉ－１３１の主な親元素は、Ｔｅ元素及びＵ元素である。これらの元素は、ステンレス鋼中の微量元素であり、その他の元素も含めてステンレス鋼の腐食に起因する冷却材Ｗへの物理的な溶出は、元素による差異はないものと捉えられる。そのため、上記の（５）式において、α_Ｃｏ≒α_Ｉであるとして、Ａ値は、下記の（６）式で近似されることにより求めれる（ステップＳ２１）。

【0058】

【数6】

【0059】

（２．ｂ）冷却材濃度測定データ２１０ａとしてそれぞれ測定されたＣＰ代表核種及びＦＰ代表核種の放射能濃度の比率について
実際の冷却材Ｗには、ステンレス鋼起因のＣＰ核種と、ステンレス鋼起因のＦＰ核種に加え、燃料体表面付着ウラン起因のＦＰ核種も存在している。そして、プラントデータ２１０に含まれる冷却材濃度測定データ２１０ａにおいて、ＣＰ代表核種Ｃｏ－６０のＣＰ濃度測定データＲＣ_Ｃｏ６０は、ステンレス鋼起因のＣＰ核種の放射能濃度を測定した測定値であり、ＦＰ代表核種Ｉ－１３１のＦＰ濃度測定データＲＣ_Ｉ１３１は、ステンレス鋼起因のＦＰ核種と、燃料体表面付着ウラン起因のＦＰ核種とを区分することなく、双方を含むＦＰ核種の放射能濃度として測定された測定値である。なお、ＣＰ濃度測定データＲＣ_Ｃｏ６０及びＦＰ濃度測定データＲＣ_Ｉ１３１は、測定開始時点から現時点までの測定値の平均値でもよいし、特定時点から現時点までの測定値の平均値でもよいし、現時点を含む期間であって測定データのばらつきが少ない期間における測定値の平均値でもよい。

【0060】

そこで、ＣＰ濃度測定データＲＣ_Ｃｏ６０及びＦＰ濃度測定データＲＣ_Ｉ１３１の放射能濃度の比率として、第２の比率（以下、「Ｂ値」という。）は、下記の（７）式により求められる（ステップＳ２２）。

【0061】

【数7】

【0062】

（２．ｃ）ＦＰ核種補正項の算定について
上記の（６）式及び（７）式から、Ａ値とＢ値の関係は、下記の（８）式に整理される。

【0063】

【数8】

【0064】

上記の（８）式をさらに展開し、ステンレス鋼含有ウラン起因のＦＰ核種Ｉ－１３１の放射能濃度「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＵｉｎＳＵＳ）」から、燃料体表面付着ウラン起因のＦＰ核種Ｉ－１３１の放射能濃度「β・Ｉ１３１（Ｕ）」を求めるＦＰ核種補正係数を、下記の（９）式により算定する（ステップＳ２３）。

【0065】

【数9】

【0066】

上記の（９）式の右辺第２項の逆数は、ステンレス鋼起因のＦＰ核種Ｉ－１３１の放射能濃度「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＳＵＳ）」に占めるステンレス鋼含有ウラン起因のＦＰ核種Ｉ－１３１の放射能濃度「α_Ｉ・Ｉ１３１（ＵｉｎＳＵＳ）」の割合であり、この項をＦＰ寄与割合として、下記の（１０）式により算定する（ステップＳ２４）。

【0067】

【数10】

【0068】

上記の（９）式に示すＦＰ核種補正係数と、上記の（１０）式に示すＦＰ寄与割合とを用いて、上記の（４）式を、具体的な算定が可能な下記の（１１）式に整理することで、ステンレス鋼起因の核種Ｉ－１３１の第１の放射能濃度Ｄ１_Ｉ１３１（＝α_Ｉ・Ｉ１３１（ＳＵＳ））と、燃料体表面付着ウラン起因の核種Ｉ－１３１の放射能濃度Ｄ２_Ｉ１３１（＝β・Ｉ１３１（Ｕ））とに基づいて、冷却材Ｗに含まれる核種Ｉ－１３１の放射能濃度Ｄ_Ｉ１３１は、下記の（１１）式により求められる。

【0069】

【数11】

【0070】

上記の（９）式において、「Ｃｏ－６０」をＣＰ代表核種ｘ_cｐ、「Ｉ－１３１」をＦＰ代表核種ｘ_ｆｐとして求められるＦＰ核種補正係数は、核種によらず全ての核種で一定であるものとした場合、上記の（１１）式は、下記の（１２）式に一般化される。

【0071】

【数12】

【0072】

したがって、第２の放射能濃度Ｄ２ｘ（＝β・Ｘ（Ｕ））は、上記の（１２）式の右辺第２項により算定される（ステップＳ２５）。

【0073】

（３）第３の評価工程（ステップＳ３）について
次に、第３の評価工程（ステップＳ３）では、第１の評価工程（ステップＳ１）にて算定された第１の放射能濃度Ｄ１ｘと、第２の評価工程（ステップＳ２）にて算定された第２の放射能濃度Ｄ２ｘとに基づいて、冷却材Ｗに含まれる核種ｘの放射能濃度Ｄｘを評価する。

【0074】

具体的には、核種ｘの放射能濃度Ｄｘは、上記の（１２）式で示すように、冷却系構造材起因の核種ｘの第１の放射能濃度Ｄ１ｘと、核燃料物質起因の核種ｘの第２の放射能濃度Ｄ２ｘとを加算することで算定される。

【0075】

（４）第４の評価工程（ステップＳ４）について
次に、第４の評価工程（ステップＳ４）では、核種ｘの放射能濃度Ｄｘとして、数（任意の整数ｎ個）の核種ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）の放射能濃度Ｄ_ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）を評価することにより、冷却材Ｗに含まれる複数の核種ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）による放射性物質組成を評価する。

【0076】

例えば、二次的な汚染の放射能濃度を核種毎に定量的に求めることを目的とするのではなく、評価対象核種を選択するための放射線量への寄与割合を確認することを目的とするような場合には、放射性物質組成（相対比）を求めることで、放射線量への寄与割合が高い評価対象核種を選択することができる。そのため、ステンレス鋼の腐食に起因する冷却材Ｗへの物理的な溶出は、元素による差異はないものと捉えることで、上記の（１２）式における溶出率αｘは、全ての核種ｘ_１，ｘ_２，…，ｘ_ｎで一様として近似する。そのため、上記の（１２）式における溶出率αｘの影響を考慮することなく、下記の（１３）式にように定義して、複数の核種ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）の放射能濃度Ｄ_ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）をそれぞれ評価することにより、冷却材Ｗに含まれる複数の核種ｘｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）による放射性物質組成を評価する。

【0077】

【数13】

【0078】

（５）第５の評価工程（ステップＳ５）について
次に、第５の評価工程（ステップＳ５）では、タービン１２０（冷却系構造材の一例）の放射能濃度を評価する。

【0079】

核種ｘが冷却材Ｗからタービン１２０に移行する移行割合については、冷却材Ｗの放射能濃度（冷却材濃度）を冷却材浄化系１６の入口濃度で代表するとともに、タービン１２０の放射能濃度（タービン系濃度）を復水脱塩器１５２の入口濃度で代表し、タービン系濃度／冷却材濃度による比を移行係数として求める。そして、冷却材Ｗに含まれる核種ｘの放射能濃度Ｄｘと、移行係数とに基づいて、タービン１２０の放射能濃度を評価する。

【0080】

なお、移行係数については、例えば、Ｉ－１２９、Ｃｌ－３６及びＣ－１４は、揮発性核種として取り扱うことを考慮して、Ｉ－１３１のタービン系濃度／冷却材濃度による比を用い、製錬等放射能濃度確認規則別表第１第１欄に定める３３種類の核種のうち、例えば、Ｈ－３、Ｉ－１２９、Ｃｌ－３６及びＣ－１４以外の２９核種は、粒子状核種として取り扱うことを考慮して、Ｃｏ－６０のタービン系濃度／冷却材濃度による比を用いればよい。

【0081】

以上のようにして、原子力発電プラント１に燃料破損がなく、冷却材Ｗを分析してもＦＰ核種が検出されない場合や燃料体表面付着ウランの付着量を定量することができない場合でも、既知のプラントデータ２１０や公知の汎用計算コードによる解析値を組み合わせることで、評価すべき対象物（冷却材Ｗ又はタービン１２０等の冷却系構造材）に係るＣＰ核種濃度及びＦＰ核種濃度を適切に評価することができる。

【0082】

また、原子力発電プラント１の仕様や運転履歴を踏まえた汚染性状を定量的に評価することが可能となり、クリアランス評価における二次的な汚染に係る評価対象核種を適切に選定することが可能となる。

【0083】

（他の実施形態）
以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は上記実施形態に限定されるものではなく、本発明の技術的思想を逸脱しない範囲で適宜変更可能である。

【0084】

なお、上記実施形態では、原子炉１１の種類は、重水減速沸騰軽水冷却型である場合について説明した。これに対し、本発明を適用する原子炉１１の種類はこれに限られず、例えば、加圧水型（ＰＷＲ）、沸騰水型（ＢＷＲ）、改良型沸騰水型炉（ＡＢＷＲ）等の減速材及び冷却材に軽水を用いた軽水炉に適用してもよい。

【0085】

また、上記実施形態では、上記の（１２）式において、ＣＰ代表核種ｘ_ｃｐがＣｏ－６０、ＦＰ代表核種ｘ_ｆｐがＩ－１３１であって、冷却材濃度測定データ２１０ａとして、Ｃｏ－６０及びＩ－１３１に対するＣＰ濃度測定データＲＣ_Ｃｏ６０及びＦＰ濃度測定データＲＣ_Ｉ１３１がそれぞれ測定されている場合について説明した。これに対し、ＣＰ代表核種ｘ_ｃｐとしては、上記の例（Ｃｏ－６０）に限られず、Ｃｏ－６０以外の任意のＣＰ核種が適用されることで、上記の（１２）式が一般式として用いられてもよい。さらに、ＣＰ代表核種ｘ_ｃｐとして複数の核種が適用されてもよく、その場合、Ｃｏ－６０が含まれていてもよいし、含まれていなくてもよい。また、ＦＰ代表核種ｘ_ｆｐとしては、上記の例（Ｉ－１３１）に限られず、Ｉ－１３１以外の他の任意のＦＰ核種が適用されることで、上記の（１２）式が一般式として用いられてもよい。さらに、ｘ_ｆｐＦＰ代表核種として複数の核種が適用されてもよく、その場合、Ｉ－１３１が含まれていてもよいし、含まれていなくてもよい。

【0086】

また、上記実施形態では、上記の（１２）式において、冷却系構造材を構成する材料の代表例がステンレス鋼である場合について説明した。これに対し、冷却系構造材を構成する材料として、ステンレス鋼以外の他の任意の材料（例えば、炭素鋼やジルコニウム合金等の金属材料）が適用されてもよく、これにより上記の（１２）式が一般式として用いられてもよい。

【0087】

また、上記実施形態に係る放射能評価方法に含まれる各工程（図４参照）において、第４の評価工程（ステップＳ４）及び第５の評価工程（ステップＳ５）の少なくとも一方が省略されてもよい。さらに、各工程を実行する順番は可能な範囲で適宜変更されてもよい。

【0088】

また、上記実施形態では、放射能評価プログラム２１１は、記憶部２１に記憶されたものとして説明したが、インストール可能な形式又は実行可能な形式のファイルでＣＤ－ＲＯＭ、ＤＶＤ等のコンピュータで読み取り可能な記録媒体に記録されて提供されてもよい。また、放射能評価プログラム２１１は、インターネット等のネットワークに接続されたコンピュータ上に格納し、ネットワーク経由でダウンロードさせることにより提供されてもよい。

【符号の説明】

【0089】

１…原子力発電プラント、２…放射能評価装置、
１１…原子炉、１２…発電設備、１３…原子炉冷却材系、
１４…蒸気系、１５…復水系、１６…冷却材浄化系、
２０…入力部、２１…記憶部、２２…制御部、２３…通信部、２４…出力部、
１１０…格納容器、１１１…炉心部、１１２…燃料体、
１２０…タービン、１２１…発電機、１３０…蒸気ドラム、１３１～１３３…配管、
１４０…蒸気弁、１４１…湿分分離器、１５０…復水器、１５１…復水ポンプ、
１５２…復水脱塩器、１５３…給水加熱器、１５４…給水ポンプ、
１５５…流量調整弁、１５６…再循環ポンプ、
１６０…脱塩器、１６１…浄化系ポンプ、
２１０…プラントデータ、２１０ａ…冷却材濃度測定データ、
２１１…放射能評価プログラム、２２０…放射能評価処理部、Ｗ…冷却材

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】