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3 核燃料物質輸送に係る仮想的な事故評価について

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3 核燃料物質輸送に係る仮想的な事故評価について


(付属資料3)
第4回技術指標WG
(平成12年3月23日)
技WG資料3-3別紙3に基づく
核燃料物質等の輸送に係る仮想的な事故評価について


1.想定する輸送物

仮想的な事故評価において対象とする輸送物は、原子炉等規制法における規定に基づき区分された輸送容器のうち、輸送容器内の放射能量等が多いB型輸送物及びB型に次いで一定の放射能量を収納するA型輸送物とする。

○B型輸送物の例:使用済燃料、MOX燃料、高レベルガラス固化体
○A型輸送物の例:新燃料、濃縮UO2、濃縮UF6、天然UF6
○L型輸送物の例:低レベル廃棄物
○IP型輸送物の例:低レベル廃棄物(六ヶ所埋設)、再処理後回収ウラン

2.想定事象及び一般公衆への影響

想定事象としては、衝突事故、火災事故、落下事故等により遮へい性能及び密封性能が劣化するような事象とする。臨界事故については、(1)輸送中、核燃料物質等は輸送容器に収納されているため、原子力施設のように人為的な操作等が介在しないこと、(2)特別の試験条件を超える条件でも容器の水密性は維持されるが、仮に浸水したとしても未臨界性は確保されることから対象としない。

なお、濃縮UF6の輸送物については浸水を考慮した評価は行われていないが、(1)特別の試験条件を超える条件でも耐圧性能を有していること、(2)800℃、4時間の耐火性能を有していること、(3)現状の輸送経路中、最も高い76mの高架から落下した場合でも、特別の試験条件に包絡されることから、輸送容器の水密性は維持され、未臨界性は確保されると考えられる。

(1) B型輸送物

[1]想定事象
イ)遮へい性能の劣化
使用済燃料輸送物が特別の試験条件である800℃、30分を超えるような火災に遭遇し、中性子遮へい材が全損(特別の試験条件下では半損)することを想定
ロ)密封性能の劣化
使用済燃料輸送物が特別の試験条件である非降伏面、9m落下を超える衝撃を受け、燃料被覆管が100%破損することにより輸送容器からガス状放射性物質が放出することを想定(風速1m/s、大気安定度F)

[2]一般公衆への影響
イ)遮へい性能の劣化
表面から1mで約4.5mSv/h、半径15mの距離で約0.25mSv/h(10mSvに達するまでに約40時間)、半径50mの距離で約20μSv/h。
原子力緊急事態に至る遮へい性能の劣化(表面から1mで10mSv/h)があった場合には、半径15mの距離で10時間で5mSv程度。
ロ)密封性能の劣化
半径15mの距離で約16μSv/h(10mSvに達するまでに約26日)、半径50mの距離で約5μSv/h。
原子力緊急事態に至る放射性物質の漏えいがあった場合は、半径15mの距離で約5mSv以下(特別の試験条件下での許容値である漏えい率A2値/weekで10時間放出)。

[3]防護対策
イ)遮へい性能の劣化
ロープ等を用いて半径15mの範囲を立入禁止区域とし、土嚢等で遮へい対策をする。
ロ)密封性能の劣化
ロープ等を用いて半径15mの範囲を立入禁止区域とし、シート等により拡散防止対策をする。

(2) A型輸送物

[1]想定事象
イ)遮へい性能の劣化
A型輸送物の収納物自体は新燃料等の低線量放射性物質であるため想定しない。(収納物表面で20~50μSv)
ロ)密封性能の劣化
天然UF6輸送物が800℃、30分を超えるような火災に遭遇し、耐火保護カバーが劣化して、収納物が放出することを想定

[2]一般公衆への影響
イ)密封性能の劣化
距離に依存せず100μSv以下

[3]防護対策
イ)密封性能の劣化
初期消火後、ロープ等を用いて半径15mの範囲を立入禁止区域とし、シート等により漏えい防止対策をする。

3.想定事象に対する評価結果

対象輸送物に法令の基準を超える事象を想定しても、輸送経路周辺の一般公衆の被ばく線量が10mSvに達するまでにかなりの時間的余裕があること、対象輸送物は隊列輸送が行われており多人数の輸送隊で構成されていること等を考慮すれば、この間に事業者による立入禁止区域の設定、汚染・漏えい拡大防止対策及び遮へい対策等が迅速かつ的確に行われることにより、原子力災害対策特別措置法の原子力緊急事態に至る可能性は極めて低いと考えられる。

また、仮に原子力緊急事態に至る遮へい劣化又は放射性物質の漏えいがあった場合に、一般公衆が半径15mの距離に10時間滞在した場合においても、被ばく線量は5mSv程度であり、事故の際に対応すべき範囲として一般公衆の被ばくの観点から半径15m程度を確保することにより、防災対策は十分可能であると考える。


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