六ヶ所再処理施設における新規制基準に対する適合性　【重大事故等対処施設】重大事故に係る燃料条件　日本原燃　2015年８月３１日

1. 平成２７年８月３１日
重大事故に係る燃料条件
六 ヶ 所 再 処 理 施 設 に お け る
新 規 制 基 準 に 対 す る 適 合 性
【重大事故等対処施設】
【公開版】
資料２

2. 1
目 次
１．第65回 審査会合における指摘事項
２．重大事故の特徴と燃料条件
２．１ 重大事故の事象進展に影響する因子
２．２ 再処理する燃料に制限を設けることの目的
２．３ H26.12.26及びH27.2.4補正における運転管理の目標
２．４ 崩壊熱密度、Ru106と冷却年数の関係
２．５ 目標値を達成するための冷却年数
３．重大事故に係る運転管理
４．まとめ

3. 2
１．第65回 審査会合における指摘事項

4. 3
１． 第65回審査会合における指摘事項
第65回審査会合において、
高レベル濃縮廃液等の崩壊熱密度及び高レベル濃縮廃液中のRu106の総量に制限
を設ける旨説明し、以下の指摘を受けた。
指摘事項①
蒸発乾固について当面の間、運転管理による崩壊熱密度、ルテニウム量等の制限
を設けるとの説明であるが、この制限が他の重大事故や重畳にどのように係ってく
るか説明すること。また、これらの制限を最終的にどのように担保するのかについて
は、蒸発乾固だけでなく重大事故全体として説明すること
指摘事項②
蒸発乾固について崩壊熱密度、ルテニウム量に制限を設けるとしているが、当面は
もっと低いレベルの燃料を再処理することとし、その間にルテニウムの挙動等につ
いて検討し運転条件に反映することが現実的ではないか

5. 4
２．重大事故の特徴と燃料条件

6. 5
２．重大事故の特徴と燃料条件
２．１ 重大事故の事象進展に影響する因子
崩壊熱密度
 蒸発乾固、水素爆発、溶媒火災等の事故対処や蒸発乾固・水素爆発の重畳時の対
処までの時間余裕に影響する。
 既許可の燃料仕様から得られる崩壊熱密度の場合、蒸発乾固は沸騰まで約６時間
（高レベル廃液混合槽A） 、水素爆発は貯槽気相部の水素濃度が８％に至るまで約
２時間（第１不溶解残渣廃液貯槽）であり、時間余裕が小さい。
Ru106
 蒸発乾固において、高レベル濃縮廃液中のRuは、沸騰が継続すると化学形態が揮
発性へ変化することで、沸騰による飛まつ同伴よりも大きな放出をもたらし、環境へ
のCs137換算放出量に影響する。
蒸発乾固の事象進展と放出挙動 水素爆発の事象進展と放出挙動
高レベル廃液混合槽Aの場合、約６時間 第１不溶解残渣廃液貯槽の場合、約２時間
安
全
圧
縮
空
気
系
の
機
能
喪
失
ｂ．⽔素爆発ａ．⽔素濃度上昇
放
射
性
物
質
の
放
出
量
水素爆発に伴い，放射性物質が気相に移行し，放射性物質の放出量が増加する。

7. 6
重大事故に対して、必要な設備を整備し、それらを用いて対処できるような体制及びマ
ニュアルを整備し、訓練等を定期的に行うことにより、不測の事態にも対処できるよう取
り組みを行うが、２．１に示す特徴を踏まえ以下のとおり取り組むこととする。
①崩壊熱密度の観点
蒸発乾固や水素爆発等の重大事故への対応の習熟が図られるまでの間、崩壊熱
密度を制限し、時間余裕を確保した上で重大事故の対処に係る各対策を確実にす
る。
②Ru106の観点
蒸発乾固が進展し、放射性Ruが揮発し環境へ大量に放出されるような事態に至っ
たとしても、高レベル濃縮廃液中のRu106の総量を制限し、その影響を一定程度以
下に抑える。
２．重大事故の特徴と燃料条件
２．２ 再処理する燃料に制限を設けることの目的

8. 7
２．重大事故の特徴と燃料条件
２．３ H26.12.26及びH27.2.4補正における運転管理の目標
今回、指摘事項①を踏まえ、具体的な使用済燃料の条件を定めることにした。
冷却年数４年
（標準燃料条件）
H26.12.26及びH27.2.4補正
崩
壊
熱
密
度
高レベル濃縮廃液 10kW/m3 6kW/m3以下
時間余裕※1 約6時間 約12時間
不溶解残渣廃液 6.2／2.8kW/m3 3.1／1.4kW/m3以下
時間余裕※2 約2時間 約5時間
R
u
1
0
6
高レベル濃縮廃液中の
Ru106総量
3.0×106TBq 2×104TBq以下※３
※1 高レベル廃液混合槽Aにおける沸騰に至るまでの時間（蒸発乾固）
※2 第1不溶解残渣廃液貯槽において気相部の水素濃度が8%に至るまでの時間（水素爆発）
※3 Ru106の総量を2×104TBq以下とすることでCs137換算放出量が100TBqを下回る
：運転管理の目標値
重大事故等の対処について技術力向上に向けた継続的な訓練等を実施するとともに、
蒸発乾固におけるRuの挙動等について新たな知見を収集、必要に応じて反映していく
が、２．２に示した目的に対しH26.12.26及びH27.2.4補正では、当面は重大事故対策を
確実なものとするべく高レベル濃縮廃液及び不溶解残渣廃液に対して、以下を目標とし
て運転管理することとしていた。

9. 8
崩壊熱密度やRu106の放射能に影響する燃料条件の要素
 燃焼度は、原子炉における運転によって決まるため、使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設
の燃料貯蔵プールに受け入れる使用済燃料の燃焼度を管理するのは困難
 冷却年数は、原子炉から燃料を取り出した後の再処理までの期間に依存する。使用済燃料の
受入れ施設及び貯蔵施設の燃料貯蔵プールには3,000tUの受入容量があるため、再処理する
使用済燃料の冷却年数を管理することは比較的容易
２．重大事故の特徴と燃料条件
２．４ 崩壊熱密度、Ru106と冷却年数の関係
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
燃料中の崩壊熱の減衰（基準：4年冷却）
冷却年数
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20
燃料中のRu106の減衰（基準：4年冷却）
冷却年数
再処理する使用済燃料の冷却年数に着目して運転管理することで各種目標値を達成
Ru106の半減期は1.02年と比較的短いため、冷却年数を長くすることによる減衰効果が大きく、また、
放射能の減衰に伴い崩壊熱も減衰

10. 9
２．重大事故の特徴と燃料条件
２．５ 目標値を達成するための冷却年数
条件 崩壊熱密度（ｋＷ／ｍ３） Ru106総量（TＢｑ）
H26.12.26及びH27.2.4補正 ６．０ ２．０×１０４
冷却年数４年 １０．０ ３．０×１０６
冷却年数６年 ６．２ ７．５×１０５
冷却年数１２年 ３．９ １．２×１０４
冷却年数１５年 ３．６ １．５×１０３
標準燃料仕様である燃焼度45,000MWD/tU、４年冷却に対して、冷却年数を変更した場合の高レベル
濃縮廃液の崩壊熱密度及びRu106の放射能の推移は以下のとおり
H26.12.26及びH27.2.4補正の条件である高レベル濃縮廃液の崩壊熱密度6kW/m3以下及びRu106
の総量20,000TBq以下に相当する冷却年数は12年である

11. 10
３．重大事故に係る運転管理

12. 0
50
100
150
200
250
0~1
1~2
2~3
3~4
4~5
5~6
6~7
7~8
8~9
9~10
10~11
11~12
12~13
13~14
14~15
15~16
16~17
17~18
18~19
19~20
20~21
21~22
22~23
23~24
24~25
25~26
26~27
27~28
28~29
29~30
30超
燃料重量,tU
冷却年数, 年
11
 使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設の燃料貯蔵プールには、現在約3,000tUの
使用済燃料を貯蔵している。
 使用済燃料を予定再処理数量を基に以下の処理量にて冷却年数の長い順に再処理
することを想定する。
 その結果、使用済燃料の約90%は冷却年数15年以上で再処理可能である。
2016年3月31日時点における冷却年数
プールに貯蔵中の燃料データ
をベースに再処理を実施する年
度毎に冷却年数を補正
例えば であれば、2016年
3月時点の冷却年数＋１年の冷
却年数の効果を考慮
：１年目 処理量320tU
：２年目 処理量480tU
：３年目 処理量640tU
：４年目 処理量800tU
：５年目 処理量800tU
：５年目で冷却年数15年
未満となる範囲（全体の約10%）
３．重大事故に係る運転管理(1/2)

13. 12
３．重大事故に係る運転管理(2/2)
 ２．５に示したとおり、 H26.12.26及びH27.2.4補正に示した高レベル濃縮廃液の崩壊熱密度として
6kW/m3以下等及び高レベル濃縮廃液中のRu106の総量20,000TBq以下に相当する冷却年数は
12年である。
 現実的な運転を考えた場合には、再処理する使用済燃料の冷却年数は15年以上を確保できる
見通しである。
 運転管理としては、冷却年数15年以上の使用済燃料に制限し、再処理することとする。
冷却年数４年
（標準燃料条件）
H26.12.26及びH27.2.4補正 冷却年数15年
崩
壊
熱
密
度
高レベル濃縮廃液 10kW/m3 6kW/m3以下 3.6kW/m3
時間余裕※1 約6時間 約12時間 約23時間
不溶解残渣廃液 6.2／2.8kW/m3 3.1／1.4kW/m3以下 0.004/0.002kW/m3
時間余裕※2 約2時間 約5時間 約6100時間
R
u
1
0
6
高レベル濃縮廃液中の
Ru106総量
3.0×106TBq 2×104TBq以下※３ 1.5×103TBq
※1 高レベル廃液混合槽Aにおける沸騰に至るまでの時間（蒸発乾固）
※2 第1不溶解残渣廃液貯槽において気相部の水素濃度が8%に至るまでの時間（水素爆発）
※3 Ru106の総量を2×104TBq以下とすることでCs137換算放出量が100TBqを下回る

14. 13
４．まとめ

15. 14
４．まとめ
 これにより高レベル濃縮廃液の蒸発乾固に伴い放射性Ruが揮発し、環境へ放出さ
れるような事態に至ったとしても、蒸発乾固に伴い環境へ放出される放射性物質の
Cs137換算値が100TBqを下回る。
 また、工程内の崩壊熱密度が低減され、発生防止対策、拡大防止対策及び異常な
水準の放出防止対策が確実なものとなる。
 六ヶ所再処理工場においては、アクティブ試験運転はもとより、竣工後も定格処
理量800tに向けて運転習熟もかねて段階的に処理量を上げていく予定であり、さ
らには重大事故の蒸発乾固におけるRuの挙動等について新たな知見を収集、必
要に応じて反映していくことから、 H26.12.26及びH27.2.4補正では、当面は重大事
故対策を確実なものとするため崩壊熱密度、Ru量を制限することとしていた。
 これに対し、本資料２．及び３．の整理を踏まえ、現実的な運転を考えた場合、冷
却年数は15年以上を確保できる見通しであることから、実際の運転管理としては
重大事故対策を確実なものとするため再処理する使用済燃料の冷却年数を当面
15年以上に制限する。

16. 15
補足資料

17. 16
放射能の減衰（Cs137換算放射能）
＜使用済燃料中の放射能＞
（安全評価用燃料仕様）
PWR, 初期濃縮度：4.5%, 燃焼度：45,000MWD/tU, 比出力：38MW/tU
Cs137
Pu238
Pu241
Am241
Ru106
0.0E+00
2.0E+03
4.0E+03
6.0E+03
8.0E+03
1.0E+04
1.2E+04
1.4E+04
1.6E+04
1.8E+04
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
燃料中Cs137換算放射能,TBq/tU
冷却年数
合計 Sr90 Ru106 Cs134
Cs137 Pu238 Pu239 Pu240
Pu241 Am241 Cm244
0

18. 17
放射能の減衰（Cs137換算放射能）
＜高レベル濃縮廃液の放射能インベントリ＞
 1m3あたりの高レベル濃縮廃液に含まれる核種のCs137換算放射能
Am241
Cm244
Ru106
Cs134
Sr90
Cs137
0.0E+00
5.0E+03
1.0E+04
1.5E+04
2.0E+04
2.5E+04
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
高レベル濃縮廃液Cs137換算放射能,TBq/m3
冷却年数
合計 Sr90 Ru106
Cs134 Cs137 Am241
Cm244
0

19. 18
放射能の減衰（Cs137換算放出量）
＜高レベル濃縮廃液の蒸発乾固における放出量＞
 高レベル濃縮廃液の乾固を想定した場合の環境への移行率を考慮した1m3あたりの
Cs137換算放出量
Am241
Cm244
Ru106
Cs134
Sr90
Cs137
1.0E-05
1.0E-04
1.0E-03
1.0E-02
1.0E-01
1.0E+00
1.0E+01
1.0E+02
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
高レベル濃縮廃液Cs137換算放出量,TBq/m3
冷却年数
合計 Sr90 Ru106
Cs134 Cs137 Am241
Cm244
0

20. 0
0.5
1
1.5
2
2.5
3
3.5
4
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
燃料中の崩壊熱（kW/tU）
冷却年数
合計 Sr Ru
Cs Ce Pu
Am Cm
19
崩壊熱の減衰
＜使用済燃料中の崩壊熱＞
（崩壊熱除去設計用燃料仕様）
PWR, 初期濃縮度：3.5%, 燃焼度：45,000MWD/tU, 比出力：60MW/tU
Pu
Sr
Cs
Ru
Am
Ce
Cm

21. 0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50
高レベル濃縮廃液崩壊熱密度（kW/m3）
冷却年数
合計 Sr Ru
Cs Ce Am
Cm
20
崩壊熱の減衰
＜高レベル濃縮廃液の崩壊熱＞
Sr
Cs
Ru
Am
Ce
Cm
 1m3あたりの高レベル濃縮廃液に含まれる各核種グループの崩壊熱