The Nuclear criticality accident in Japan, Revisited

奥野 浩; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10

1999年9月30日、茨城県にあるJCOの核燃料加工工場で住民の避難につながる臨界事故が発生した。本稿では、この事故の概要、技術的課題、背景、およびその後の状況について紹介する。この事故の検証は前回東海村で開催されたICNC2003の重要なテーマの1つであった。今般ICNCが日本で開催される節目にこの事故を再確認し、原子力災害から人と環境を守るために対応と備えを強化すべきであるという考えを共有したい。この事故はJCOの工場でUOから中濃縮(U濃縮度18.8重量%)硝酸ウラニル溶液を調製するため、十分な厚さの水反射板を持つ無限円筒の臨界直径(約23cm)を超える直径45cmの沈殿槽を使用した非公式かつ通常とは異なる工程で発生した。このタンクは厚さ2.2cmの水ジャケットで囲まれており、それは工場の横にある冷却塔に接続されていた。この水ジャケットが中性子反射板の役割を行うだけでなく溶液の蒸発を防いだために、その後約20時間臨界が継続した。JCOでは臨界事故を想定しておらず事故後の対応は混乱した。事故当時、日本原子力研究開発機構の前身である原研とサイクル機構は、臨界を止めて住民の被ばくを減らすために行動した。事故後、東海村の村役場では原研と放射線医学総合研究所が電話相談に対応した。サイクル機構は茨城県庁で同様のことを実施して住民にアドバイスを行った。本発表ではスライドルールの適用、臨界事故発生の見極め、緊急時の対応などの問題を含めて発表する。

「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 2.04C)を長期間にわたり有することを確認した。

Improvement of dose calculation accuracy for BNCT dosimetry by the multi-voxel method in JCDS

熊田 博明; 山本 和喜; 山本 哲哉*; 中井 啓*; 中川 義信*; 影治 照喜*; 松村 明*

Applied Radiation and Isotopes, 61(5), p.1045 - 1050, 2004/11

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2004.05.067

JRR-4で実施されているBNCTにおいて、各患者に付与される吸収線量を評価するために、原研ではJCDSを開発した。従来のJCDSでの線量計算方法は、頭部モデルを101010mmメッシュに分割したモデル(ボクセルモデル)を作成して計算を実行する。このJCDSの線量計算精度を向上させるために、頭部モデルを5, 10, 20mmの数種類のボクセルを組合せたボクセルモデルを作成して計算を実行できるマルチボクセル手法を開発した。この計算精度を検証するため、ファントム実験値等との比較を行った。この検証結果によって、JCDSのマルチボクセル手法によって効率的に線量計算精度を向上させることができることを確認した。

ホウ素中性子捕捉療法のための線量評価システム(JCDS)の検証

熊田 博明; 山本 和喜; 鳥居 義也; 松村 明*; 中川 義信*

Japanese Journal of Medical Physics, Vol.23, Supplement 3, p.292 - 295, 2003/09

現在原研では、JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に対して、より精度の高い線量評価を行うため、患者頭部内の照射線量を計算によって評価するBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行っている。JCDSは患者の医療画像データをもとに患者頭部の3次元モデルを作成し、モンテカルロコード:MCNP-4Cによって線量計算を行うものである。このJCDSの計算精度とBNCTへの適用性を明らかにするため、円筒水ファントム実験値との比較、これまで熱中性子ビームを使って行われたBNCTから得られた実測データとの比較により検証を行った。ファントム実験値に対しては表面を除く領域で5%以下の制度であることを確認した。実際のBNCTの実測データとの比較では、熱中性子束の最大値に対して標準偏差で8%以下であった。これらの評価結果と今後の開発について報告を行う。

Analysis of time evolution of neutron intensity measured with a high-sensitive neutron collar during the JCO criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 住田 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(8), p.628 - 630, 2003/08

https://doi.org/10.3327/jnst.40.628

JCO臨界事故による被ばく線量の評価は、JCOの線モニタ,原研那珂研の中性子モニタ及び現場周辺で測定されたモニタリングデータに基づいて行われた。臨界継続中、事故現場から約1km離れた三菱原子燃料において、高感度の燃料集合体非破壊測定システム(UNCL)を用いた中性子計測が行われていたことがわかった。日本原子力学会JCO事故調査委員会はこのデータを入手し、委員会メンバーである著者らは、その解析から臨界に伴い発生した中性子強度の推移を評価した。その結果、事故発生から約1時間半後から臨界状態終息までの中性子強度の変化は、線モニタ,中性子モニタの記録と一致することが明らかとなった。本解析結果は、線量評価に用いられた線量率の時間推移に関するモデルが適切なものであったことを示している。

放射線輸送計算によるJCO臨界事故時の線量当量率分布評価

坂本 幸夫

JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-025.pdf:1.91MB

原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。

Verification of the JAERI computational dosimetry system for neutron capture therapy

熊田 博明; 松村 明*; 中川 義信*; 山本 哲哉*; 山本 和喜; 鳥居 義也

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.529 - 534, 2002/09

現在原研では、より正確な線量評価をともなったホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の実施を支援するため、患者頭部内の照射線量を計算によって評価するBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行っている。JCDSは患者の医療画像データを基に患者頭部の3次元モデルを作成し、モンテカルロコード:MCNP-4Cによって線量計算を行うものである。また、JCDSは照射線量を計算するだけでなく、患者を照射位置に正確かつ迅速にセッティングを行う「患者セッティングシステム」と連携し、患者の照射位置へのセッティングを支援する機能も有している。線量評価システムは初期バージョンが完成し、現在システムの検証を行っている。このJCDSの計算性能とBNCTへの適用性,有用性について報告を行う。

モックアップ試験装置を用いたJCO沈殿槽の熱特性シミュレーション試験

渡辺 庄一; 三好 慶典; 山根 祐一

JAERI-Tech 2002-043, 93 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-043.pdf:6.74MB

ウラン加工工場臨界事故では、初期バースト出力に引き続き、プラトー部では熱的に有意な出力レベルが持続した。一連の事故出力変化は、JCO東海事業所の線エリアモニタの観測データとして記録されている。この有意な出力レベルが持続した要因として、JCO沈殿槽の冷却水ジャケットの水が流れていたことが挙げられる。また、緩やかな出力降下が観測されたが、主な要因として燃料溶液からの水分蒸発効果が考えられる。観測された出力を再現し得る熱的な条件について知見を得ることを目的として、JCO沈殿槽の本体部を模擬したモックアップ試験装置を製作し、一点炉近似動特性方程式を解いて得られた出力に基づき電気ヒータ出力を制御する方法により、プラトー部での熱特性シミュレーション試験を行った。主な試験パラメータは、初期投入反応度に対応する初期溶液温度及び熱除去にかかわる冷却水流量である。試験では有意な水分蒸発量が測定され、反応度約2.5ドルの場合にプラトー部での観測値を再現する結果が得られた。

Criticality accident at Tokai-mura

内田 正明

IAEA Regional Workshop on Accident Management and Emergency Response for Research Reactors, 11 Pages, 2002/00

1999年東海村で起こった核燃料再処理転換工場での臨界事故について、主として原子力安全委員会の報告書をもとに概説する。内容は、加工工場における特殊少量生産という特殊性を含めた事故の背景,事故の経過と終息させるための活動,核分裂数と被曝量の推定等で構成する。原研,サイクル機構という2つの大規模研究機関を立地させている東海村で起こったという事故の特殊性,及びその経験に反映された防災オフサイトセンターの設置等,事故等の改善策についてもふれる。

Hazard identification of criticality accidents at the JCO facility

玉置 等史; 渡邉 憲夫*; 村松 健

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 10 Pages, 2001/11

確率論的安全評価手法の整備の一環として、JCOのウラン燃料加工施設を対象に、ハザード及び施設の安全確保策を整理し、潜在的事故シナリオを系統的に抽出するハザードマップ手法を用いたハザード分析を行った。この研究の目的は手法の妥当性の確認及び実施する上での教訓及び課題の摘出である。本ハザード分析より、臨界に至る事故シナリオを同定し、この分析手順が妥当であることを確認した。また、JCOが不法に採用していた設計と運転手順に対しても同手法を適用し、現実に発生した事故を含むような事故シナリオの抽出が可能か否かを検討した。その結果、運転手順に定められた機器以外のものの利用といった相当に広い範囲の起因事象を想定する必要があることがわかった。このため、実際に起きたものを含め、重要シナリオを漏れなく抽出するためには、起因事象の同定などの手順について実用的な手順書を作成しておく必要がある。