Development of standard procedure for consequence analysis of criticality accident in fuel cycle facilities

核燃料施設の臨界事故影響評価の標準的な手法の開発

山根 祐一  ; 阿部 仁 

Yamane, Yuichi; Abe, Hitoshi

東京電力福島第一原子力発電所の事故後、日本の再処理施設に対する規制基準が刷新され、臨界事故などの重大事故に対する事故対策とその有効性を評価することが求められている。この論文は臨界事故影響の最適評価に関する課題をまとめ、臨界事故におけるソースタームを評価する新しい手法を提案する。公衆と作業者の被ばく量の最適評価の観点から核燃料施設の臨界事故の特徴、例えば、短半減期核種の生成などについて記述する。これらの特徴に照らして、DOEハンドブックに記載されている五因子法に基づいて臨界事故時のソースタームの評価を行う方法を提案する。

After the experience of the accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plants of Tokyo Electric Power Company (TEPCO),Japan's nuclear safety standard for reprocessing plant has been renewed and the standard now requires accident management measures and the assessment of their effectiveness to the severe accident such as criticality accident. This paper summarizes the issues for the best estimation in criticality accident consequence analysis and proposes a new method to estimate source term in criticality accident. Unique characters of criticality accident in nuclear fuel facilities, such as the production of short life nuclides, are described in association with the best estimation of public and worker's dose. In the light of those characters, this paper proposes a procedure to estimate source term in criticality accident by utilizing five-component equation described in DOE handbook.