はじめに

このブログは、私自身が核燃料取扱主任者試験の受験・合格を目指して行っている勉強の一環として、「核燃料取扱主任者試験問題解答例集」をテキスト化しています。

出典:

内田 正明; 吾勝 永子; 荒井 康夫; 湊 和生; 末武 雅晴; 高田 和夫; 井川 勝市, 核燃料取扱主任者試験問題解答例集, JAERI-Review 94-001, 1994年, http://dx.doi.org/10.11484/jaeri-review-94-001

作田 孝; 湊 和生; 森田 泰治; 西座 雅弘; 吾勝 永子, 核燃料取扱主任者試験問題解答例集,2, JAERI-Review 95-018, 1995年, http://dx.doi.org/10.11484/jaeri-review-95-018

谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭; 湊 和生; 武田 常夫; 櫛田 浩平; 傍島 眞 核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,1999~2003年, JAERI-Review 2003-025,https://doi.org/10.11484/jaeri-review-2003-025

谷内 茂康; 中村 仁一; 天谷 政樹; 中島 邦久; 小室 雄一; 中島 勝昭; 小林 泰彦; 佐藤 忠; 須賀 新一; 野口 宏; 笹本 宣雄; 櫛田 浩平 第36回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,2004年, JAERI-Review 2004-020, https://doi.org/10.11484/jaeri-review-2004-020

原田 晃男; 佐藤 忠; 中島 邦久; 小室 雄一; 白石 浩二; 服部 隆充; 生田 優子; 谷内 茂康; 櫛田 浩平 第37回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,2005年, JAERI-Review 2005-026, https://doi.org/10.11484/jaeri-review-2005-026

将来的には、解答例が公開されていない過去問について自分なりの解答を考えて公開できるようにしていきたいと考えていますが、2019年8月現在、まだまだそんなことができるほどの知識がありません。

過去の資格試験問題: https://www.nsr.go.jp/procedure/examination/kakomon.html

なので、しばらくは上述の「解答例集」を転載しているだけです。 全ての記事において、出典は明らかに示すつもりですが、うっかり抜けているときもあるかもしれません。 気付き次第、修正しますので、ご容赦ください。

なお、ミスのご指摘や質問、ご意見、感想等、コメントいただければ喜んで対応します (質問の場合、回答するのに時間がかかると思いますが)。 よろしくお願い致します。

動画教材リンク集

北海道大学オープンコースウェア 原子力人材育成事業 01「原子炉工学」 https://ocw.hokudai.ac.jp/lecture/backend-nuclear-reactor-engineering

gacco 東北大学サイエンスシリーズ 放射線安全社会入門~リスクの知見を暮らしに~ https://lms.gacco.org/courses/course-v1:gacco+ga151+2021_01/about

筑波大学オープンコースウェア 原子炉工学特論 https://ocw.tsukuba.ac.jp/course/energy-engineering/reactorengineering-1/p-1/

第48回 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質

この記事は、試験問題に対してブログ著者が独自に調査して解答したものです。解答の正しさは保証しません。
試験問題はこちらから過去の資格試験問題 | 原子力規制委員会

第48回 核燃料取扱主任者試験 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質

第1問

以下の2つの図は、加圧水型原子炉(PWR)と沸騰水型原子炉(BWR)の燃料集合体の構造を表したものである。 図中の空欄に入る適切な語句又は数値を番号とともに記せ。 なお、同じ番号の空欄には、同じ語句又は数値が入る。

PWRの燃料集合体は、制御棒クラスタ、制御棒、[①上部ノズル]、[②支持格子]、燃料棒、[③下部ノズル]から構成される。 全長は、約[④4.2]メートルである。 燃料棒は、ペレット、スプリング、燃料被覆管から構成されており、ペレットは直径約[⑤8]ミリメートル、高さ約[⑥10]ミリメートルである。

f:id:newclears:20201108215529p:plain

図1 PWRの燃料集合体の構造(出典:原子力・エネルギー図面集)

BWRの燃料集合体は、ハンドル、外部スプリング、燃料棒、[②支持格子]、[⑦チャンネルボックス]、[⑧タイプレート]、[⑨ウォーターロッド]から構成される。 全長は、約[⑩4.5]メートルである。 燃料棒は、ペレット、スプリング、燃料被覆管から構成されており、ペレットの直径と高さはいずれも約[⑥10]ミリメートルである。

f:id:newclears:20201108215604p:plain

図2 BWRの燃料集合体の構造(出典:原子力・エネルギー図面集)

参考文献:原子力・エネルギー図面集【5-1-7】燃料集合体の構造と制御棒

第2問

照射に伴って発生する燃料ペレットの様々な変化のうち、「焼きしまり」と「スエリング」について、①それらがどのような現象か、 ②それらの発生する原因、 ③それらの現象が顕著にあらわれる時期、 ④それらが燃料ふるまいに与える影響 の4点を答えよ。解答は、次の表の空欄に記載されている記号とともに述べよ。

焼きしまりについて、 ①どのような現象か。 [中性子]照射により燃料ペレットが[収縮]する現象である。 ②発生する原因。 [核分裂]のために燃料中の[格子欠陥]が増大し、燃料構成原子の[自己拡散]の促進およびそれに伴う焼結の[促進]、[気孔]の収縮・消滅などが起き、これらが焼きしまりの原因と考えられている。 ③現象が顕著にあらわれる時期。 約10メガワットデイ毎キログラムウランの燃焼度(原子炉内での約1年の照射に相当)までの運転[初期]。 ④燃料ふるまいに与える影響。 以前は、この焼きしまりによって、燃料棒内の[軸方向ギャップ]の形成とギャップ部での被覆管のつぶれ(特にPWR燃料で発生)および径方向ギャップの増加による[燃料温度上昇]などの問題が生じた。 (現在では、ペレットの高密度化(理論密度の95%以上)と焼結温度の改良、予加圧型PWR燃料棒の採用などにより、焼きしまりに伴う問題は解決されている。)

スエリングについて、 ①どのような現象か。 燃料の体積が[増大]するのをスエリングという。 ②発生する原因。 核分裂によって生じる気体状や固体状の核分裂生成物がペレット中に[蓄積]することによって、ペレットが[膨張]する現象である。 ③現象が顕著にあらわれる時期。 [高燃焼度]で観察される。 ④燃料ふるまいに与える影響。 燃焼が進むと、ペレットのスエリングや被覆管のクリープダウン等でギャップが[減少]する。 もしペレットが[被覆管]に接触すると、それを押し広げる力が働く。 ジルカロイ被覆管はこのような応力(または歪み)が存在する場合、腐食性の核分裂生成物(よう素等)によって[応力腐食割れ]を起こす性質があり、上記の条件いかんによっては燃料棒にクラックを生じることがある。

参考文献:第50回 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質、 atomica 燃料ペレットの照射挙動に関する研究原子力発電と原子燃料、岡島安二郎

第3問

ウランの酸化物には種々の化学形態がある。 図3は、横軸を温度の逆数、縦軸を雰囲気中の酸素分圧の対数とし、酸素/ウラン比の異なるウラン酸化物がそれぞれ安定に存在する領域の境界を曲線で示したものである。 これに関して以下の問いに答えよ。

f:id:newclears:20201108215628p:plain

図3 ウラン酸化物の相境界 (データ出典

(1) 図中の領域(ⅰ)、(ⅱ)、(ⅲ)は、それぞれUO2+x、U4O9-y、U3O8-z のどれに該当するか記せ。

  • 領域(ⅰ)低温、高酸素分圧の領域は、U3O8-zに該当する。
  • 領域(ⅱ)高温、低酸素分圧の領域は、UO2+xに該当する。
  • 領域(ⅲ)低温、低酸素分圧の限定的な領域は、U4O9-yに該当する。

(2) UO2+x で表される酸素の不定比組成領域において、x 値の増大とともに格子定数と理論密度はそれぞれどのように変化するか述べよ。

未回答

(3) 二酸化ウラン燃料ペレットを図中の点Aの条件で保持し、温度一定のまま、点Bへ徐々に酸素分圧を変化させて長時間保持した場合、ペレットの寸法と重量はどのように変化するか、理由とともに述べよ。

未回答

(4) 二酸化ウラン燃料ペレットを図中の点Bの条件で保持し、酸素分圧一定のまま、点Cへ徐々に温度を変化させて長時間保持した場合、ペレットの外観にどのような物理的変化が起こるか、理由とともに述べよ。

未回答

(5) 二酸化ウラン燃料ペレットをある条件下で長時間保持して均質なUO2+x とした。 x 値を正確に評価する手法を条件とともに述べよ。

未回答

参考文献:酸素分圧の制御・測定と熱力学的性質、辻利秀

第4問

核燃料物質の物性に関して、以下の問いに答えよ。

(1) 図4のグラフAからEは、二酸化ウラン燃料ペレットの物性値の温度依存性を示したものである。 各グラフは以下の選択肢に示す物性値のうち、それぞれどれに該当するか、簡潔な根拠とともに記せ。

【選択肢】: 「定圧比熱」、「熱伝導率」、「線熱膨張係数」、「破壊強度」、「ヤング率」、 「電気伝導率(対数値)」、「UO2上のUO2(g)の平衡蒸気圧(対数値)」、 「UO2中の酸素の自己拡散係数(対数値)」

f:id:newclears:20201108215755p:plain

図4 二酸化ウラン燃料ペレットの物性値の温度依存性

◆ A: [ヤング率

応力σと歪みεの間には比例限界内でフィックの法則が成り立ち

σ=Eε

の比例関係が成り立つ。このEをヤング率という。 室温では約200ギガパスカル、すなわち2×1011ニュートン毎平方メートル。 ヤング率は、結晶格子の結合力に比例する。温度の上昇とともに結晶の結合力は減少する。

従って、ヤング率は、温度の上昇とともに減少する。

◆ B: [熱伝導率

熱伝導率kは次式で定義される。

Q=-k(dT/dx)

ここで、Qは単位時間に単位面積を過ぎる熱量を表し、dT/dxは温度勾配である。 室温での熱伝導率は10ワット毎メートル毎ケルビン程度である。 2000ケルビン以下の温度範囲では、UO2フォノンによる熱伝導が主であり、1/(AT+B)の依存性で温度が上がるにつれて熱伝導率は低下するが、2000ケルビン以上では、電子の寄与が大きくなり増加する。

従って、熱伝導率は、2000ケルビン程度までは低下し、それ以上では増加する。

◆ C: 不明。。。

◆ D: [定圧モル熱容量(Cp)

Cp=(dH/dT)

ここで、Cpは定圧モル熱容量、Hはエンタルピー、Tは温度。 室温では14カロリー毎モル毎ケルビンUO2はイオン結晶であり、格子熱容量が主である。 このうち調和項の寄与は室温よりやや高温で飽和するが、膨張項とショットキー熱容量の寄与によりその後もやや増大する。 さらに高温では、格子欠陥生成、電子・ホール対生成の寄与により熱容量が増大する。

従って、定圧モル熱容量は、温度が400から500ケルビン程度に上昇するまでは共に増大するが、まもなく飽和し、2000ケルビン程度以上で再び増大する。

◆ E: [線熱膨張係数

α=(1/L0)(dL/dT)

Lは試料長さ、L0は初期長さ、Tは温度。 線熱膨張係数は、温度依存性が小さい。 ただし、高温では格子欠陥生成によりやや増加する。 (一般には、グリュナイゼンの式により、(線)熱膨張係数は熱容量に比例する。このため、熱容量と同様に高温で飽和する。)

従って、線熱膨張係数は、室温から1000ケルビン程度まではおよそ一定で、2000から3000ケルビン程度ではゆるやかに増大する。

参考文献:第33回 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質

(2) 二酸化ウラン燃料ペレットの室温における以下の4つの物性のおよその値を単位とともに記せ。 ①「格子定数」、②「熱伝導率」、③「線熱膨張係数」、④「ヤング率」

格子定数は、[0.547ナノメートルセラミックスアーカイブズ

②熱伝導率は、室温では[10]ワット毎メートル毎ケルビン

③線熱膨張係数は、[10かける10のマイナス6乗]毎ケルビン

④ヤング率は、約[200]ギガパスカル

トリウム燃料の基礎物性、牟田浩明他

(3) 二酸化ウラン燃料とウラン-ジルコニウム金属燃料を比較した際に、熱伝導機構の相違と熱伝導率の温度依存性の相違をそれぞれ述べよ。

(ブログ著者注:U-Zr金属燃料については不明なので、代わりにUC燃料について述べる)

二酸化ウランはイオン結晶で、その熱伝導率は低温側では主に[フォノン]伝導であり1/(AT+B)の依存性で温度が上がるにつれて熱伝導率は[低下]する。一方、2000ケルビン以上では、電子の寄与が大きくなり[増加]する。

一方、UCは高い電気伝導度を持ち金属的な性質を示し、熱伝導は[電子伝導]が主である。 このため、UCの熱伝導度は二酸化ウランに比べて高温側でほぼ一桁[大きい]。 電子伝導は温度に対してほぼ一定であるため、UCの熱伝導度の温度依存性は小さい。

参考:第34回 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質

(4) 二酸化ウランや(U,Pu)O2等の高融点酸化物の融点測定では、通常の示差熱分析装置(DTA)を用いることができない。代わりにどのような手法が用いられているか説明せよ。

示差熱分析 (differential thermal analysis: DTA) とは、 試料及び基準物質の温度を一定のプログラムによって変化させながら、その試料と基準物質との温度差を温度の関数として測定する方法である。 示差熱分析では、基準物質との温度差を測定することで試料の温度を検出する。 転移、融解、反応等の吸発熱を伴う現象が測定対象となる。 例えば、加熱炉で昇温すると、それに追従して試料も基準物質も温度が上昇するが、試料に融解が生じたとすると、融解中は試料の温度が停滞し、融解が終了すると急速に元の温度上昇曲線に戻る。 温度差を時間に対してグラフにすると、試料が融解する点では吸熱ピークを示すなどするため、試料の熱物性変化を感度良く捉えることができる、というものである。

基準物質としては、通常はα-アルミナなどが用いられるが、α-アルミナの融点が[2053]℃に対し、二酸化ウランの融点は[2865]℃なので、適さない。

参考文献:示差熱分析 (DTA) の原理と応用、日本分析機器工業会

従来、核燃料の融点測定には、[サーマルアレスト(熱停留)]法が採用されている。 この方法は、測定試料を封入した耐熱カプセルを加熱炉内に設置し、該試料を温度計測しながら昇温していき、試料が溶融する際の潜熱(融解吸熱)により昇温が[停滞]する熱曲線の変化を読み取ることで試料の融点を求める方法である。

参考文献:高融点物質の融点測定方法、森本恭一他

第5問

核燃料に関する次の問いに答えよ。

(1) ハルとは何か。その発生場所、形状、主な材質、処理・処分方法について述べよ。

使用済核燃料被覆]の廃材をハルという。 【発生場所】使用済核燃料をピューレックス法により再処理する際、核燃料をチョッピングにより細断片とするが、その核燃料の被覆廃材をハルといい、核燃料の両端部の廃材をエンドピースと呼ぶ。 【形状】長さ数センチメートルの円筒。 【主な材質】ハルの典型的なものとしては、[ジルコニウム]製被覆廃材がある。 【処理・処分方法】[TRU]による汚染と放射化による放射能等を含むので通例これらは[TRU]固体廃棄物として処理、処分される。

参考文献:atomicaTRU廃棄物、資源エネルギー庁

(2) ウランのインシチュ・リーチングについて、その必要性と概要を述べよ。

【概要】 [ウラン採鉱法]の一つであり、鉱床から鉱石の採掘をせず鉱床そのものに直接溶媒を流し込み、有用金属成分を溶液中に溶出させて回収する採鉱技術。 【必要性】その[経済性や放射線被曝防護]の観点からも直接採鉱よりも有利とされている。

参考文献: atomica

(3) ウラン精錬におけるイエローケーキとは何か。その概要、その中に含まれる主成分の化学形、色、ウラン含有率等について述べよ。

【概要】 [ウラン精鉱]ともいい、ウランの精錬工程のうち山元で行う[粗製錬]の製品の総称である。 【主成分の化学形】 近年のイエローケーキは、通常重量比で70から90%の[八酸化三ウラン]を含む。 【色】 近年の機器で作ったイエローケーキは実際には[茶色か黒]色で、黄色ではない。この名前は、初期の採鉱法によるものの色から名付けられた。 【ウラン含有率】 [60]%程度である。

参考文献: atomica, wikipedia.

(4) 次の表は軽水炉MOX燃料と高速炉用MOX燃料(もんじゅタイプ)の違いについて整理したものである。適切な語句又は数値を用いて空欄を埋めよ。

軽水炉MOX燃料について。 燃料ペレットの外径は約[10]mm。 燃料ペレットの密度は約[95]%TD。 プルトニウム含有率は[4から9]wt%程度。 燃料被覆管の材質は[ジルカロイ]。通常の軽水炉と同様、BWRでは[ジルカロイ2]、PWRでは[ジルカロイ4]。

高速炉用MOX燃料について。 燃料ペレットの外径は約[5]mm。 燃料ペレットの密度は、常陽では[94]%TD、もんじゅでは[85]%TD。 プルトニウム含有率は約[20から30]wt%。 燃料被覆管の材質は[ステンレス鋼]。液体金属ナトリウムとの共存性に優れたオーステナイト系の[SUS316]等を用いる。

参考文献:atomica高速炉用燃料及びガス炉用燃料

第51回 核燃料物質に関する法令

この記事は、試験問題に対してnewclearsが独自に調査して解答したものです。解答の正しさは保証しません。
試験問題はこちらから過去の資格試験問題 | 原子力規制委員会

第51回 核燃料取扱主任者試験 核燃料物質に関する法令

第1問

次の文章は、原子力基本法原子力規制委員会設置法及び原子炉等規制法の条文の一部である。 文章中の空欄の部分に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には同じ語句が入る。

(1) 原子力基本法

(目的)
第一条 この法律は、原子力の研究、開発及び利用(以下「原子力利用」という。)を推進することによつて、 将来における[①エネルギー資源]を確保し、学術の進歩と[②産業の振興]とを図り、 もつて人類社会の福祉と[③国民生活の水準向上]とに寄与することを目的とする。

(2) 原子力規制委員会設置法

(目的)
第一条 この法律は、[④平成二十三年三月十一日]に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故を契機に明らかとなった 原子力の研究、開発及び利用(以下「原子力利用」という。)に関する政策に係る[⑤縦割り行政の弊害]を除去し、 並びに一の行政組織が原子力利用の[⑥推進及び規制]の両方の機能を担うことにより生ずる問題を解消するため、 原子力利用における事故の発生を[⑦常に想定]し、 その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないという認識に立って、 確立された[⑧国際的な基準]を踏まえて原子力利用における安全の確保を図るため必要な施策を策定し、 又は実施する事務(原子力に係る製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉に関する規制に関すること 並びに国際約束に基づく[⑨保障措置の実施]のための規制その他の原子力の平和的利用の確保のための規制に関することを含む。) を一元的につかさどるとともに、その委員長及び委員が[⑩専門的知見]に基づき中立公正な立場で[⑪独立]して 職権を行使する原子力規制委員会を設置し、もって国民の生命、健康及び財産の保護、 [⑫環境の保全]並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。

(3) 原子炉等規制法

(目的)
第一条 この法律は、原子力基本法の精神にのつとり、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用が[⑬平和の目的]に限られることを確保するとともに、 原子力施設において[⑭重大な事故]が生じた場合に放射性物質が[⑮異常な水準]で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されること その他の核原料物質、核燃料物質及び原子炉による[⑯災害を防止]し、及び核燃料物質を[⑰防護]して、 [⑱公共の安全]を図るために、製錬、加工、貯蔵、再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関し、 大規模な自然災害及びテロリズムその他の[⑲犯罪行為]の発生も想定した必要な規制を行うほか、 原子力の研究、開発及び利用に関する条約その他の国際約束を実施するために、 [⑳国際規制物資]の使用等に関する必要な規制を行い、もつて国民の生命、健康及び財産の保護、 [⑫環境の保全]並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。

第2問

次の文章は、原子炉等規制法及び使用済燃料の再処理の事業に関する規則の条文の一部である。 文章中の空欄の部分に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には同じ語句が入る。

(1)原子炉等規制法

第四十八条 再処理事業者は、次の事項について、[①原子力規制委員会規則]で定めるところにより、[②保安のために必要な措置] ([③重大事故]が生じた場合における措置に関する事項を含む。)を講じなければならない。
一 再処理施設の[④保全
二 再処理設備の操作
三 使用済燃料、使用済燃料から分離された物又はこれらによつて汚染された物の運搬、 貯蔵又は廃棄(運搬及び廃棄にあつては、再処理施設を設置した工場又は事業所内の運搬又は廃棄に限る。次条において同じ。)
2 再処理事業者は、再処理施設を設置した工場又は事業所において[⑤特定核燃料物質]を取り扱う場合で政令で定める場合には、 [①原子力規制委員会規則]で定めるところにより、防護措置を講じなければならない。

第四十九条 原子力規制委員会は、再処理施設の[⑥位置、構造若しくは設備]が第四十四条の二第一項第四号の基準に適合していないと認めるとき、 再処理施設の[⑦性能]が第四十六条の二の二の技術上の基準に適合していないと認めるとき、 又は再処理施設の[④保全]、再処理設備の操作若しくは使用済燃料、 使用済燃料から分離された物若しくはこれらによつて汚染された物の運搬、貯蔵若しくは廃棄に関する措置が 前条第一項の規定に基づく[①原子力規制委員会規則]の規定に[⑧違反]していると認めるときは、 その再処理事業者に対し、当該再処理施設の使用の停止、改造、修理又は移転、再処理設備の操作の方法の指定 その他[②保安のために必要な措置]を命ずることができる。
原子力規制委員会は、防護措置が前条第二項の規定に基づく[①原子力規制委員会規則]の規定に[⑧違反]していると認めるときは、 再処理事業者に対し、[⑨是正措置]等を命ずることができる。

(2)使用済燃料の再処理の事業に関する規則

十三条 法第四十八条第一項の規定により、再処理事業者は、次の各号に掲げる再処理設備の操作に関する措置を採らなければならない。
一 使用済燃料の再処理(法第五十条の五第二項の認可を受けた場合にあつては、再処理設備の操作)は、 いかなる場合においても、[⑩核燃料物質]が[⑪臨界]に達する[⑫おそれ]がないように行うこと。
二 再処理設備の操作に必要な[⑬知識]を有する者に行わせること。
三 再処理設備の操作に必要な[⑭構成人員]がそろつているときでなければ操作を行わないこと。
四 操作開始に先立つて確認すべき事項、操作に必要な事項及び操作停止後に確認すべき事項を定め、これを操作員に[⑮守らせる]こと。
五 非常の場合に採るべき処置を定め、これを操作員に[⑮守らせる]こと。
六 [⑯換気]設備、[⑰放射線測定器]及び[⑱非常用]設備は、常にこれらの機能を発揮できる状態に[⑲維持]しておくこと。
七 [⑳試験操作]を行う場合には、その目的、方法、異常の際に採るべき処置等を確認の上これを行わせること。
八 再処理設備の操作の訓練のために操作を行う場合は、訓練を受ける者が守るべき事項を定め、操作員の監督の下にこれを[⑮守らせる]こと。

第3問

次の文章は、原子炉等規制法及び核燃料物質の加工の事業に関する規則の条文の一部である。 文章中の空欄の部分に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には同じ語句が入る。

(1)原子炉等規制法
(事業の廃止に伴う措置)
第二十二条の八 加工事業者は、その事業を廃止しようとするときは、廃止措置を講じなければならない。
2 加工事業者は、廃止措置を講じようとするときは、あらかじめ、[①原子力規制委員会規則]で定めるところにより、 当該廃止措置に関する計画(次条において「廃止措置計画」という。)を定め、原子力規制委員会の認可を受けなければならない。
3 第十二条の六第三項から第九項までの規定は、加工事業者の廃止措置について準用する。 この場合において、同条第三項中「前項」とあるのは「第二十二条の八第二項」と、同条第四項中 「前二項」とあるのは「第二十二条の八第二項及び前項」と、同条第五項及び第六項中「第二項」 とあるのは「第二十二条の八第二項」と、同条第九項中「第三条第一項の指定」とあるのは 「第十三条第一項の許可」と読み替えるものとする。

(2)核燃料物質の加工の事業に関する規則
(廃止措置として行うべき事項)
第九条の四 法第二十二条の七の三第一項の[①原子力規制委員会規則]で定める廃止措置は、加工施設の[②解体]、核燃料物質の[③譲渡し]、 核燃料物質による汚染の[④除去]、核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄 及び第七条第一項に規定する放射線管理記録の同条第五項の原子力規制委員会が指定する機関への[⑤引渡し]とする。

(廃止措置計画の認可の申請) 第九条の五 法第二十二条の八第二項の規定により廃止措置計画について認可を受けようとする者は、 次の各号に掲げる事項について廃止措置計画を定め、これを記載した申請書を原子力規制委員会に提出しなければならない。
一 氏名又は名称及び住所並びに法人にあつては、その代表者の氏名
二 工場又は事業所の名称及び所在地
三 廃止措置対象施設及びその敷地
四 前号の施設のうち[②解体]の対象となる施設及びその[②解体]の方法
五 核燃料物質の[⑥管理]及び[③譲渡し
六 核燃料物質による汚染の[④除去
七 核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄
八 廃止措置の[⑦工程
2 前項の申請書には、次の各号に掲げる書類又は図面を添付しなければならない。
一 既に核燃料物質([⑧加工設備本体]を通常の方法により操作した後に[⑨回収]されることなく [⑩滞留]することとなる核燃料物質を除く。)を[⑧加工設備本体]から取り出していることを明らかにする資料
二 廃止措置対象施設の敷地に係る図面及び廃止措置に係る工事作業区域図
三 廃止措置に伴う放射線被ばくの[⑥管理]に関する説明書
四 廃止措置中の[⑪過失]、機械又は装置の[⑫故障]、浸水、地震、火災等があつた場合に発生することが想定される 事故の種類、程度、[⑬影響]等に関する説明書
五 核燃料物質による汚染の[⑭分布]とその評価方法に関する説明書
六 廃止措置期間中に機能を[⑮維持]すべき加工施設及びその[⑯性能]並びにその[⑯性能]を[⑮維持]すべき期間に関する説明書
七 廃止措置に要する[⑰費用]の見積り及びその[⑱資金]計画に関する説明書
八 廃止措置の[⑲実施体制]に関する説明書
九 [⑳品質保証計画]に関する説明書
十 前各号に掲げるもののほか、原子力規制委員会が必要と認める書類又は図面
3 第一項の申請書の提出部数は正本一通及び写し一通とする。

第4問

次の文章は、原子炉等規制法及び核燃料物質の加工の事業に関する規則の条文の一部である。 文章中の空欄の部分に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には同じ語句が入る。

(1)原子炉等規制法
(加工施設の安全性の向上のための評価)
第二十二条の七の二 加工事業者は、[①原子力規制委員会規則]で定めるところにより、その加工施設における安全性の向上を図るため、 [①原子力規制委員会規則]で定める時期ごとに、当該加工施設の安全性について、自ら評価をしなければならない。 ただし、第二十二条の八第二項の認可を受けた場合([①原子力規制委員会規則]で定める場合を除く。)は、この限りでない。
2 前項の評価は、次に掲げる事項について[②調査]をし、及び[③分析]をし、並びにこれらの[②調査] 及び[③分析]の結果を考慮して当該加工施設の全体に係る安全性について総合的な[④評定]をして、 行わなければならない。
一 加工施設において予想される事故の発生及び[⑤拡大]の防止(以下この号において「事故の発生の防止等」という。) のため次に掲げる措置を講じた場合における当該措置及びその措置による事故の発生の防止等の[⑥効果]に関する事項
イ 第十六条の二第三項第二号の技術上の基準において設置すべきものと定められているもの以外のものであつて 事故の発生の防止等に資する[⑦設備]又は[⑧機器]を設置すること。
ロ 保安の確保のための[⑨人員]の増強、[⑩保安教育]の充実等による事故の発生の防止等を 着実に実施するための[⑪体制]を整備すること。
二 前号イ及びロに掲げる措置を講じたにもかかわらず、[⑫重大事故]の発生に至る可能性がある場合には、その可能性に関する事項
3 加工事業者は、第一項の評価を実施したときは、[①原子力規制委員会規則]で定めるところにより、当該評価の結果、 当該評価に係る[②調査]及び[③分析]並びに[④評定]の方法その他[①原子力規制委員会規則]で定める事項(第五項において「評価の結果等」という。) を原子力規制委員会に届け出なければならない。 ただし、第二十二条の八第二項の認可を受けた場合([①原子力規制委員会規則]で定める場合を除く。)は、この限りでない。
原子力規制委員会は、前項の規定により届け出られた事項のうち、当該評価に係る[②調査]及び[③分析] 並びに[④評定]の方法が[①原子力規制委員会規則]で定める方法に適合していないと認めるときは、その届出をした加工事業者に対し、 [②調査]若しくは[③分析]又は[④評定]の方法を[⑬変更]することを命ずることができる。
5 加工事業者は、第三項の規定による届出をしたときは、[①原子力規制委員会規則]で定めるところにより、 当該届出をした評価の結果等を[⑭公表]するものとする。

(2)核燃料物質の加工の事業に関する規則
(安全性の向上のための評価の実施時期)
第九条の三の二 法第二十二条の七の二第一項の[①原子力規制委員会規則]で定める時期は、[⑮施設定期検査]が終了した日以降六月を超えない時期とする。 ただし、加工施設の工事の後、[⑮施設定期検査]を受けていないものにあつては、 その[⑯使用]が開始された日以降六月を超えない時期とする。

第九条の三の五 法第二十二条の七の二第四項に規定する[①原子力規制委員会規則]で定める方法は、次に掲げるものとする。
一 加工施設において予想される事故の発生及び[⑤拡大]の防止 (以下この号において「事故の発生の防止等」という。)のための措置を講じた場合における 当該措置及びその措置による事故の発生の防止等の[⑥効果]に関する次に掲げる事項を確認すること。
イ 当該加工施設について、法第十六条の二第三項第二号の技術上の基準において設置すべきものと定められているものが設置されていること。
ロ 当該加工施設について、法第二十二条第一項の認可又は[⑬変更]の認可を受けた[⑰保安規定]に 定める措置が講じられていること。
ハ 当該加工施設において、加工施設における安全に関する[⑱最新の知見]を踏まえつつ、 自ら安全性の向上を図るためイ及びロの規定により確認することとされている措置に加えて講じた措置の内容 及びその措置による事故の発生の防止等の[⑥効果
二 前号に掲げる措置を講じたにもかかわらず、[⑫重大事故]の発生に至る可能性がある場合には、 その可能性に関する事項について、発生する可能性のある事象の[②調査]、[③分析]及び評価を行い、 その事象が発生した場合の[⑲被害]の程度を評価する手法その他の[⑫重大事故]の発生に至る可能性に関する評価手法により確認すること。
三 前二号により確認した内容を考慮して、当該加工施設の全体に係る安全性についての総合的な[④評定]を行うこと。

第九条の三の六 法第二十二条の七の二第五項の規定による[⑭公表]は、同条第三項の規定による届出をした後、 遅滞なく、[⑳インターネット]の利用その他の適切な方法により行うものとする。

第5問

以下の問いに答えよ。

(1) 次の文章は、核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則の抜粋である。 文章中の空欄の部分に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には同じ語句が入る。

(イ) L 型輸送物に係る技術上の基準

第四条 L型輸送物に係る技術上の基準は、次の各号に掲げるものとする。
一 容易に、かつ、安全に取扱うことができること。
二 運搬中に予想される温度及び内圧の変化、振動等により、[①亀裂、破損]等の生じるおそれがないこと。
三 表面に不要な突起物がなく、かつ、[②表面の汚染の除去]が容易であること。
四 材料相互の間及び材料と収納される核燃料物質等との間で危険な[③物理的作用]又は[④化学反応]の生じるおそれがないこと。
五 [⑤]が誤って操作されないような措置が講じられていること。
開封されたときに見やすい位置(当該位置に表示を有することが困難である場合は、 核燃料輸送物の表面)に[⑥「放射性」又は「RADIOACTIVE」]の表示を有していること。ただし、原子力規制委員会の定める場合は、この限りでない。
七 表面における原子力規制委員会の定める線量当量率の最大値(以下「最大線量当量率」という。)が[⑦マイクロシーベルト毎時]を超えないこと。

(ロ)核分裂性物質に係る核燃料輸送物の技術上の基準

第十一条 核分裂性物質を第三条の規定により核燃料輸送物として運搬する場合には、 当該核分裂性物質に係る核燃料輸送物(原子力規制委員会の定めるものを除く。以下「核分裂性輸送物」という。) は、輸送中において[⑧臨界]に達しないものであるほか、第五条第三号に定める基準に適合するもの (IP―1型輸送物又はIP―2型輸送物として運搬する場合に限る。)及び 次の各号に掲げる技術上の基準に適合するもの (原子力規制委員会の定める要件に適合する核分裂性輸送物として運搬する場合を除く。)でなければならない。
原子力規制委員会の定める核分裂性輸送物に係る一般の試験条件の下に置くこととした場合に、 次に掲げる要件に適合すること。
イ 容器の構造部に一辺[⑨十センチメートル]の立方体を包含するようなくぼみが生じないこと。
ロ 外接する直方体の各辺が[⑨十センチメートル]以上であること。
二 次のいずれの場合にも[⑧臨界]に達しないこと。
原子力規制委員会の定める[⑩孤立系]の条件の下に置くこととした場合
原子力規制委員会の定める核分裂性輸送物に係る一般の試験条件の下に置いたものを 原子力規制委員会の定める[⑩孤立系]の条件の下に置くこととした場合
原子力規制委員会の定める核分裂性輸送物に係る特別の試験条件の下に置いたものを 原子力規制委員会の定める[⑩孤立系]の条件の下に置くこととした場合
三 摂氏[⑪零下四十度]から摂氏[⑫三十八度]までの周囲の温度の範囲において、[①亀裂、破損]等の生じるおそれがないこと。 ただし、運搬中に予想される最も低い温度が特定できる場合は、この限りでない。

(ハ)六ふつ化ウランに係る核燃料輸送物の技術上の基準

第十二条 六ふつ化ウランを第三条の規定により核燃料輸送物として運搬する場合には、 当該六ふつ化ウランに係る核燃料輸送物は、次に掲げる技術上の基準に適合するものでなければならない。
一 当該六ふつ化ウランの容積は、封入又は取出しの時に予想される最高温度において、 容器の内容積の[⑬九十五]パーセントを超えないこと。
二 通常の運搬状態において、当該六ふつ化ウランが固体状であり、かつ、 容器の内部が[⑭負圧]となるような措置が講じられていること。
原子力規制委員会の定める量以上の六ふつ化ウランが収納されている核燃料輸送物 (以下「六ふつ化ウラン輸送物」という。)にあつては、前項の基準に加え、 次に掲げる技術上の基準に適合するものでなければならない。
原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る一般の試験条件の下に置くこととした場合に、 放射性物質の漏えいがなく、かつ、[⑤]に損傷のないこと。
原子力規制委員会の定める六ふつ化ウラン輸送物に係る特別の試験条件の下に置くこととした場合に、 [⑮密封装置]に破損がないこと。

(2) 以下に示す低比放射性物質及び各輸送物に係る水の吹付試験又は浸漬試験の試験条件を記せ。 なお、問題中の低比放射性物質及び輸送物に収納される核燃料物質は核分裂性物質ではないものとする。

①LSA-Ⅲ ②A 型輸送物に係る一般の試験条件 ③B 型輸送物に係る一般の試験条件 ④B 型輸送物に係る特別の試験条件 ⑤B 型輸送物のうち、原子力規制委員会の定める量を超える放射能を有する核燃料物質等を収納した核燃料輸送物に係る試験条件

【解答例】

放射線安全管理の実際(日本アイソトープ協会) 第9章 放射性同位元素等の運搬より、一部抜粋したものを転載する。

基準 IP-3型 A型 B型
一般の試験条件 - - -
水の吹き付け試験:[50 mm/hの雨量に相当する水を1時間吹き付ける。]※その後、自由落下試験、積み重ね試験、貫通試験の条件下に置く。
特別の試験条件 - - -
浸漬試験①:[深さ15 mの水中に8時間浸漬 × ×
浸漬試験②(RIがA2値の10万倍を超えた場合):[深さ200 mの水中に1時間浸漬 × ×
IP型輸送物
IP-1型LSA-I, SCO-I
IP-2型LSA-I~III, SCO-II
IP-3型LSA-II~III

低比放射性物質、 Low Specific Activity, LSA。

表面汚染物、 Surface Contaminated Objects, SCO。

第50回 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質

この記事は、試験問題に対してnewclearsが独自に調査して解答したものです。解答の正しさは保証しません。
試験問題はこちらから過去の資格試験問題 | 原子力規制委員会

第50回 核燃料取扱主任者試験 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質

第1問

以下の(1)から(5)の文章は、酸化物燃料の性質について述べたものである。 文章中の空欄に入る適切な語句、数値、あるいは化学式を番号とともに記せ。

(1) UO2の結晶構造は[①蛍石]型の[ ②面心立方]晶で、室温での格子定数は[③0.547]nm、 理論密度は[④10.96]g/cm3である。 単位格子1個にUO2として[⑤]個分の原子が含まれる。 熱膨張が等方的で融点まで相変態がないことと、融点が[⑥2800]℃と高いことから、 核燃料として優れたセラミックス材料と言える。 (参考

(2) 室温から1500℃程度の温度範囲において、UO2燃料ペレットの熱伝導率は温度上昇とともに [⑦減少]する。 これは、熱伝導の支配的キャリアである[⑧フォノン]が 温度上昇とともに衝突・散乱される頻度が増え、 [⑨平均自由行程]が短くなるためと解釈される。

(3) UO2の特徴的な性質の一つにUO2+xで表される 酸素の[⑩不定比組成]領域があり、 これが燃料としての物性や照射時のふるまいに大きく影響する。 xに相当する過剰の酸素原子は、結晶格子中に[⑪格子間]原子として存在する。 熱力学的平衡状態にあるxの値は、雰囲気中の酸素分圧と温度の関数によって定まる。 この標準ギブスエネルギー変化に相当する熱力学量を[⑫酸素ポテンシャル]といい、 酸化物燃料の酸化状態を記述する上で重要な指標である。

(4) UO2+x(x>0)において、xの値の増大とともに、格子定数は[⑬短く]なり、 理論密度は[⑭大きく]なり、融点は[⑮?]くなり、熱伝導率は[⑯低く]なる。 一方、UO2-x(x>0)は、約1200℃以上の極低酸素分圧条件下でのみ存在し、 これを室温まで急冷した際にはUO2.0と[⑰?]に二相分離する。

(5) PuO2は、空気中の高温加熱においてもPuが[⑱]価よりも高次の酸化状態を取ることはない。 (U,Pu)O2±x で表される混合酸化物(MOX)燃料において、 O/(U+Pu)比が2.0より小さい領域では、主に[⑲?]が3価に還元されている。 MOX燃料の製造においては、O/(U+Pu)比を2.0より[⑳小さい]側に調整する。

第2問

軽水炉UO2燃料の燃焼時のふるまいに関して、以下の問いに答えよ。

(1) 燃焼中の燃料ペレットの「焼きしまり」に関して、 ①どのような機構で起こる現象か、 ②燃焼の初期と高燃焼度のどちらで起こるか、 ③これによる悪影響は何か(2つ)、 ④焼きしまりを軽減するために採用された燃料製造時の改善策は何か、 それぞれ簡潔に記せ。

【解答例】

①燃料を照射すると、核分裂のために燃料中の[格子欠陥]が増大し、 燃料構成原子の[自己拡散]の促進およびそれに伴う[焼結]の促進、 [気孔]の収縮・消滅などが起き、これらが焼きしまりの原因と考えられている。 (セラミックス燃料は、一般に理論密度より[低い]密度まで焼結された状態で装荷される。 照射中に[高温と照射損傷]のために焼結過程が再開されて、体積が減少することがある。)

②[照射初期]に起こる。

③焼きしまりにより、[線出力密度]の増大、[軸方向ギャップ]の形成による出力スパイク、 軸方向ギャップ部での被覆管の[つぶれ]、ペレット-被覆管ギャップの[増大]などが引き起こされる。 (ペレットの焼きしまりが増大すると、非加圧燃料棒においては、ペレットと被覆管の間にすきまが生じて、 被覆管がつぶれ、軽水炉では局所的な出力増加が起こり、 冷却材喪失事故の際にはペレットの蓄積エネルギーが増加するのでECCSの性能が低下する。)

④燃料ペレットを理論密度の[95%以上]にすると焼きしまりは防止でき、 被覆管に[ギャップガス]として[He]を封入すれば熱伝導率の低下が防げる。 (現在では、ペレットの高密度化(理論密度の95%以上)と焼結温度の改良、予加圧型PWR燃料棒の採用などにより、 焼きしまりに伴う問題は解決されている。)

(2) 核分裂生成物(FP)による燃料ペレットのスウェリングに関して、 ⑤固体FPスウェリング、 ⑥FPガススウェリングが、 それぞれどのようにして起こるか簡潔に記せ。

【解答例】

FPは、Xe, Krなどのガス状のFPと固体FPとに分類され、それぞれ燃料のスエリング、すなわち燃料の[体積増加]の要因である。 固体FPの燃料中での化学的挙動としては、希土類元素のように[燃料中に固溶]するもの、 Mo, Tc, Ru, Rh, Pdのように[金属析出物を形成]するもの、 アルカリ土類元素を含む[酸化物析出物を形成]するもの等に大きく分けられる。 これら各相の体積と核分裂収率とから固体FPによる燃料のスエリングが求められるが、 Cs, I, Te等の化学形は酸素ポテンシャルに強く依存することなどから単純には計算できず、 信頼性の高いモデルは開発されていない。

(固体FP[の生成]により、また高温では気体FP[による気泡の成長]により、 [燃料の体積が増大]するのをスエリングという。燃焼度が高くなるほど顕著になる。)

(3) 固体FPのうち、 ⑦Zrや希土類元素、 ⑧白金族元素(Ru、Rh、Pd)は、それぞれ燃料中でどのような化学形で存在するか記せ。

【解答例】

希土類元素やZrは[酸化物]としてUO2と[固溶体]を作る。

⑧MoやRuなどの貴金属元素は[合金]を作って[白色金属粒]として析出している。

(4) 燃料中に生成するPuについて、 ⑨ペレット径方向の分布の特徴と、 ⑩そのような分布になる理由を簡潔に記せ。

【解答例】

⑨35 GWd/tのBWR燃料では、ペレット最外周部のPu-239の蓄積量は 平均値の[約2~3倍]に達している(参考)図の縦軸ラベルが0.5. 1.0, 15, 20となっているが、おそらく0.5, 1.0, 1.5, 2.0の誤り。

軽水炉燃料では、燃焼に伴ってU-238の[熱外中性子の共鳴吸収]によりペレット外周部で Pu-239が局所的に蓄積する、いわゆる核的リム効果によって、リム組織の局所燃焼度がペレット平均値より[高く]なる。

第3問

軽水炉で使用されている制御棒の、 (1)形状・大きさ、 (2)炉心での装荷位置、 (3)制御材の材質について、 沸騰水型原子炉(BWR)と加圧水型原子炉(PWR)の特徴を答えよ。 解答は、次の表の空欄に記載されている記号とともに記せ。

【解答例】 沸騰水型原子炉
(BWR)
加圧水型原子炉
(PWR)
(1)形状・大きさ BWR)断面が[十字]型の板。板の長さは[4m程度]、幅は[10cm程度]。 (PWR)直径[10mm程度]、長さ[3m程度]の丸棒。
(2)炉心での装荷位置 BWR)[4体の燃料集合体の間に挟まる形。 (PWR)[燃料集合体内に分散して挿入される形。
(3)制御材の材質 BWR)ステンレス細管に[B4C粉末]を充填、板状に並べて制御板にする。緊急時には[ホウ酸水]を注入。長寿命制御材としてHfを。 (PWR)[ホウ酸]を冷却材に溶かし通常運転の制御。Ag-In-Cd合金やUO2-Gd2O3固溶体も。

エネ百科:燃料集合体の構造と制御棒

第4問

沸騰水型原子炉(BWR)ならびに加圧水型原子炉(PWR)の燃料被覆管に使用されている ジルコニウム合金について、以下の問いに答えよ。なお、最近開発・実用化が進められている新合金 (MDANDA、ZIRLO 等)は対象外とする。

(1) BWR用燃料被覆管に使用されているジルコニウム合金の名称と、 合金に含有されている四つの添加元素を答えよ。 添加元素は元素名と元素記号の両方で答えること。

【解答例】
名称[ジルカロイ-2]([ZrTN 802 D, Zry-2])
Sn 錫(すず)
Fe 鉄
Cr クロム
Ni ニッケル

(2) PWR用燃料被覆管に使用されているジルコニウム合金の名称と、合金に含有されている三つの添加元素を答えよ。 添加元素は元素名と元素記号の両方で答えること。

【解答例】
名称[ジルカロイ-4]([ZrTN 804 D, Zry-4])
Sn 錫(すず)
Fe 鉄
Cr クロム

軽水炉用燃料被覆管の生産

(3) 純ジルコニウムジルコニウム合金となることで、結晶構造、融点、耐腐食性、 比熱、熱伝導率がどのように変化するか(あるいは変化しないか)答えよ。

【解答例】

結晶構造
ジルコニウムの常温で安定な結晶構造は[六方最密充填構造]で、862℃以上で[体心立方構造]へ転移する。

融点
ジルコニウムの融点は[1850℃程度]。ジルカロイでは、種類によるが、純ジルコニウムよりも融点は[低く]なる。

耐腐食性
ジルコニウムには耐食性があり、空気中では酸化被膜ができ内部が侵されにくくなる。純ジルコニウムでは、酸化が進行すると、黒色酸化膜が徐々に白色の酸化膜に変化し、剥離、脱落して[重量減少]が生じる。これを[異常腐食](あるいは[加速腐食])という。ジルカロイでは通常使用時にはこのようなことがないが、ジルカロイ使用の要注意点と考えられている。

比熱
ジルコニウムの比熱は、常温で[276 J/(kg・K)]程度である。ジルカロイでは常温で[288 J/(kg・K)]程度に上がる。

熱伝導率
ジルコニウムの熱伝導率は、常温で[23 W/(m・K)]程度である。ジルカロイでは常温で[12 W/(m・K)]程度に下がる。

参考 鈴木元衛、斉藤裕明、軽水炉燃料解析コードFEMAXI-IV(Ver.2)の詳細構造とユーザーズマニュアル~2.4.2 ジルカロイ被覆管物性値
鈴木元衛、古田照夫、軽水炉燃料被覆管の腐食研究の現状と今後の方向

第5問

核燃料やアクチノイド元素に関する次の問いに対して回答せよ。

(1) MOX燃料におけるプルトニウムスポットについて答えよ。 ①どのような現象か。 ②燃料挙動にどのように影響するか。 ③これを減らすために使われている方策は何か。

【解答例】
①燃料の製造工程で、プルトニウムとウランの酸化物をそれぞれ粉末にして混合するとき[プルトニウム粉末に大きな粒子が残ったまま]燃料を製造し、原子炉で燃焼させると、プルトニウムはウランより[反応率が高い]ので天井の大きな出力分布(スポット)が生じる。
②ほかの部分より[核分裂]が多くなり、[核分裂]により生み出される[気体]の放出率が高くなることが考えられる。また、プルトニウムスポットでの[局所的な出力増加(温度上昇)]により、出力が急激に増加した場合、燃料の壊れ方に影響を及ぼす可能性がある。 (九州電力プルサーマル計画)
③現在の製造工程では、[混合後さらにすりつぶして、]大きな粒子が残らないようにしている。 (atomica)

(2) プルトニウム同位体Pu-239とPu-240について答えよ。 ①それぞれの核種の原子炉内での主な生成メカニズムはどのようなものか。 ②それぞれの核種は核的性質においてどのような違いがあるか。

【解答例】
①天然ウランの99.3%を占めるU-238に中性子が当たると[U-239を生成するが、間もなくβ線を出してNp-239に、引き続き]Pu-239に変わる。 このPu-239に[さらに中性子が当たると、多くは核分裂するが一部は]Pu-240に変わる。
②Pu-239はU-235と並んで[高い核分裂]を有する。 Pu-240はU-238と同様に、熱中性子が当たっても核分裂しないが、中性子を吸収するとPu-241に変わり、この核種は[再び核分裂]になる。この意味でPu-240のような核物質を[核燃料親物質]と呼んでいる。

(3) ウラン238(U-238)の放射性壊変について答えよ。 ①最終的に生成される鉛の安定同位体核種は何か。 ②その核種になるまでに、アルファ崩壊およびベータ崩壊を何回ずつ経験するか。 ③重要な放射線被ばくの原因となる気体状の生成核種は何か。

【解答例】
①[鉛206]。 ウラン系列(もしくはラジウム系列、4n+2系列)は、U-238から[Pb-206]までの崩壊過程のことである。
アルファ崩壊を[]回、ベータ崩壊を[]回 (ウランの原子番号は[92]、鉛の原子番号は[82]である)。
③ [ラドン222]。天然に存在する放射線による被ばくの中では、[ラドン]及びその子孫核種による被ばくの割合が一番大きいといわれている。子孫核種である放射性のポロニウム218や更に壊変した鉛214等は固体状であるため、一旦吸い込むと、肺胞や気管支壁面に付着し、体外に排出されにくい。(環境省、身の回りの放射線

(4) 核燃料加工施設における六フッ化ウランUF6について答えよ。 ①どのような用途に用いられるか。 ②その用途で用いられるためのUF6の持つ有利な点を2つ挙げよ。 ③水蒸気と接触したときの反応式を書け。

【解答例】
①[ウラン濃縮]。
②UF6は沸点が低く([56]℃)、処理の開始から完了まで[気体]の状態を維持するのが容易であること、フッ素が[単核種元素]であり、六フッ化ウランの式量の差は[全てウランの質量]の差に由来すること。
③UF6 + 2H2O → [UO2F2 + 4HF] (加水分解によるフッ化ウラニルとフッ化水素の生成)

(5) 高燃焼度を経験した高速炉燃料中に形成される中心空孔と柱状組織について答えよ。 ①それぞれどのようなものか。 ②これらの組織はどのようにして形成されるか。

【解答例】

①中心空孔:ペレット中心に形成される、[燃料が存在しない]領域。 柱状組織:中心空孔の外側に形成される、[径方向に長い結晶粒を持つ]領域。
②柱状晶の領域は,ペレットの気孔内でのUO2の[蒸発-凝縮機構]で形成される。大きな温度勾配下で気孔内面のUO2は[高温]側で蒸発し,[低温]側で凝縮する。これに伴い,気孔は温度勾配と逆方向に移動して,その後に柱状晶が生成される。一方、燃料中心空孔は,[気孔が中心部に集結する]ことにより形成されると言われている。軽水炉燃料の通常運転出力では[等軸晶]までで,[柱状晶]は生成しないと考えられている。 (第36回 核燃料物質の化学的性質及び物理的性質)

(6) 研究炉用板状燃料について答えよ。 ①どのような構造を有しているか。 ②燃料部分と被覆部分の材料はそれぞれ何か。

【解答例】

①フランス原子力庁によって開発され、研究用原子炉や原子力潜水艦等に用いられる「キャラメル燃料」と呼ばれるタイプの板状燃料は、各個の燃料体を[(材質)二酸化ウラン]を縦横が[20mm]、高さが[5mm]の直方体に成型している。[ジルカロイ]製の[格子]状の枠に[キャラメル]燃料体を並べ、さらに[2枚のジルカロイの薄い被覆板で表裏から挟み込む]ようにしたものを一つの燃料板としている。それぞれの[キャラメル]燃料体はこの格子状の枠によって[独立]している。 ②燃料は[二酸化ウラン]、被覆部分は[ジルカロイ]。

Space&Nuclear 板状核燃料「キャラメル」

第49回 核燃料物質に関する法令

この記事は、試験問題に対してnewclearsが独自に調査して解答したものです。解答の正しさは保証しません。
試験問題はこちらから過去の資格試験問題 | 原子力規制委員会

第49回 核燃料取扱主任者試験 核燃料物質に関する法令

第1問

以下の問いに答えよ。

(1) 次の文章は、原子力基本法の条文の一部である。文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。 なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

(目的)
第一条 この法律は、原子力の研究、開発及び利用(以下「原子力利用」という。)を推進す ることによつて、将来における[①エネルギー資源]を確保し、[②学術の進歩]と[③産業の振興]とを図り、 もつて人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することを目的とする。

(基本方針)
第二条 原子力利用は、[④平和の目的]に限り、[⑤安全の確保]を旨として、民主的な運営の下に、 自主的にこれを行うものとし、その[⑥成果]を[⑦公開]し、進んで[⑧国際協力]に資するものとする。
2 前項の[⑤安全の確保]については、確立された[⑨国際的な基準]を踏まえ、国民の[⑩生命、健康及び財産]の保護、 [⑪環境の保全]並びに我が国の[⑫安全保障]に資することを目的として、行うものとする。

(2) 次の文章は、加工施設における核燃料取扱主任者について述べたものである。 文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

(ア) 加工事業者は、核燃料物質の取扱いに関して保安の監督を行わせるため、 核燃料取扱主任者免状を有する者であつて、原子力規制委員会規則で定める実務の経験 (核燃料物質の取扱いの業務に従事した期間が[①三年]以上であること)を有するもののうちから、 核燃料取扱主任者を選任しなければならない。

(イ) 核燃料取扱主任者の選任は、[②工場又は事業所]ごとに行うものとする。 【核燃料物質の加工の事業に関する規則】

(ウ) 加工事業者は、核燃料取扱主任者を選任したときは、選任した日から[③三十日]以内に、その 旨を原子力規制委員会に届け出なければならない。これを[④解任]したときも、同様とする。

(エ) 原子力規制委員会は、核燃料取扱主任者免状の交付を受けた者が原子炉等規制法又は同法 に基づく命令の規定に違反したときは、その核燃料取扱主任者免状の[⑤返納]を命ずることが できる。

(オ) 加工の事業において核燃料物質の取扱いに従事する者は、核燃料取扱主任者がその取扱い に関して[⑥保安のためにする指示]に従わなければならない。 【核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律

(カ) 原子力規制委員会は、核燃料取扱主任者が原子炉等規制法又は同法に基づく命令の規定に 違反したときは、加工事業者に対し、核燃料取扱主任者の[④解任]を命ずることができる。

(3) 次の文章は、再処理施設の安全上重要な施設について述べたものである。 文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

再処理施設の「安全上重要な施設」とは、安全機能を有する施設のうち、その機能の喪失により、 [①公衆又は従事者]に放射線障害を及ぼすおそれがあるもの及び[②設計基準事故時]に [①公衆又は従事者]に及ぼすおそれがある放射線障害を防止するため、 放射性物質又は放射線が再処理施設を設置する工場又は事業所外へ放出されることを抑制し、 又は防止するものをいう。

第2問

以下の問いに答えよ。

(1) 次の文章は、原子炉等規制法に基づく再処理施設の定期自主検査に関するものである。 (ア)から(ウ)の文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。 なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

(ア) 使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設、[①再処理設備本体]、製品貯蔵施設、計測制御系統施設、 廃棄施設並びに放射線管理施設並びに再処理設備の附属施設で原子力規制委員会規則で定める再処理施設 ((イ)に規定するものを除く。)は、当該施設の性能が原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に 適合しているかどうかについての検査を[②一年]ごとに行うこと。 【核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令】

(イ) [③警報]装置、[④非常用動力]装置その他の[⑤非常用]装置については、 当該装置の各部分ごとの当該作動のための性能検査を[⑥一月]ごとに、 当該装置全体の当該作動のための総合検査を[②一年]ごとに行うこと。

(ウ) 再処理施設の保安のために直接関連を有する[⑦計器]及び[⑧放射線測定器]については、 [⑨校正]を[②一年]ごとに行うこと。 【使用済燃料の再処理の事業に関する規則】

(2) 次の文章は、原子炉等規制法に基づく再処理施設に係る施設の使用の停止等に関するものである。 文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。

原子力規制委員会は、再処理施設の[①位置]、[②構造]若しくは[③設備] が指定の基準に適合していないと認めるとき、 再処理施設の性能が再処理施設の性能に係る技術基準に関する規則に適合していないと認めるとき、 又は再処理施設の[④保全]、再処理設備の操作若しくは使用済燃料、 使用済燃料から分離された物若しくはこれらによつて汚染された物の[⑤運搬]、[⑥貯蔵]若しくは [⑦廃棄]に関する措置が原子力規制委員会規則の規定に違反していると認めるときは、 その再処理事業者に対し、当該再処理施設の使用の停止、[⑧改造]、[⑨修理]又は [⑩移転]、[⑪再処理設備の操作の方法の指定]その他保安のために必要な措置を命ずることができる。 【核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律

第3問

以下の問いに答えよ。

(1) 次の文章は、加工事業者が放射線業務従事者の線量等に関し講じなければならない措置として、 「核燃料物質の加工の事業に関する規則」第7条の3に規定されている線量限度等について、 文章中の空欄に入る適切な数値又は語句を番号とともに示せ。

1) 平常時の放射線業務従事者の線量限度は、等価線量について、次のとおりとする。
ア 眼の水晶体については、1年間につき[①150]ミリシーベルト
イ 皮膚については、1年間につき[②500]ミリシーベルト
ウ 妊娠中である女子の腹部表面については、本人の申し出等により加工事業者が妊娠の事実 を知ったときから出産するまでの間につき、[③]ミリシーベルト
(newclears注:内部被ばくによる実効線量については[]ミリシーベルト

2) 平成二十七年八月三十一日に公布した核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則 等の規定に基づく線量限度等を定める告示において、緊急作業に従事する放射線業務従事者の 線量限度が一部引き上げられた。新たに定められた緊急作業に係る放射線業務従事者の線量限 度は、次のとおりとする。
ア 実効線量については、[④100]ミリシーベルト
イ 眼の水晶体の等価線量については、[⑤300]ミリシーベルト
ウ 皮膚の等価線量については、[⑥シーベルト 【電離放射線障害防止規則】

3) 2)に規定する放射線業務従事者は、次に掲げる要件のいずれにも該当する者でなければならない。
ア 緊急作業時の放射線の生体に与える影響及び放射線防護措置について[⑦教育]を受けた上で、 緊急作業に従事する意思がある旨を加工事業者に[⑧書面]で申し出た者であること。
イ 緊急作業についての[⑨訓練]を受けた者であること。
原子力規制委員会が定める場合にあっては、原子力災害対策特別措置法(平成十一年法律第 百五十六号)に規定する[⑩原子力防災要員]、原子力防災管理者又は副原子力防災管理者であること。 【核燃料物質の加工の事業に関する規則】

(2) 次の文章は、加工施設の性能に係る技術基準に関する規則に関するものである。 (ア)から(エ)の文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに示せ。 なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

(ア) 安全機能を有する施設は、[①通常時]及び[②設計基準事故時]に想定される全ての環境条件において、 その安全機能を発揮することができるように設置されていなければならない。

(イ) 安全機能を有する施設は、当該施設の安全機能を確認するための[③検査]又は[④試験] 及び当該安全機能を健全に維持するための[⑤保守]又は[⑥修理] ができるように設置されていなければならない。

(ウ) 安全機能を有する施設に属する設備であって、クレーンその他の機器又は配管の損傷に伴う [⑦飛散物]により損傷を受け、加工施設の[⑧安全性]を損なうことが想定されるものは、 [⑨防護措置]その他の適切な措置が講じられたものでなければならない。

(エ) 安全機能を有する施設は、他の原子力施設と[⑩共用]し、又は安全機能を有する施設に属する設備を 一の加工施設において[⑩共用]する場合には、加工施設の[⑧安全性]が損なわれないように設置されていなければならない。 【加工施設の性能に係る技術基準に関する規則】

第4問

以下の問いに答えよ。

廃棄物管理事業者は、認可を受けようとする事業所ごとに、保安規定を定め、原子力規制委員会に提出し、 保安規定の認可を受けなければならない。 以下は、この保安規定において記載されるべき事項を列挙したものである。 文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。 なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

一 [①関係法令]及び保安規定の遵守のための体制([②経営責任者]の関与を含む。)に関すること。

二 [③安全文化]を醸成するための体制([②経営責任者]の関与を含む。)に関すること。

三 廃棄物管理施設の品質保証に関すること(根本原因分析の方法及びこれを実施するための体制 並びに[④作業手順]等の保安規定上の位置付けに関することを含む。)。

四 廃棄物管理施設の操作及び管理を行う者の[⑤職務]及び組織に関すること(次号に掲げるものを除く。)。

五 廃棄物取扱主任者の[⑤職務]の[⑥範囲]及びその内容並びに廃棄物取扱主任者が 保安の監督を行う上で必要となる[⑦権限]及び組織上の位置付けに関すること。

六 廃棄物管理施設の放射線業務事業者に対する保安教育に関することであつて次に掲げるもの
イ 保安教育の実施方針(実施計画の策定を含む。)に関すること。
ロ 保安教育の内容に関することであつて次に掲げるもの
(1) [①関係法令]及び保安規定の遵守に関すること。
(2) 廃棄物管理施設の構造、[⑧性能]及び操作に関すること。
(3) 放射線管理に関すること。
(4) 核燃料物質及び核燃料物質によつて汚染された物の取扱いに関すること。
(5) 非常の場合に採るべき処置に関すること。
ハ その他廃棄物管理施設に係る保安教育に関し必要な事項

七 保安上特に管理を必要とする設備の操作に関すること。

八 管理区域及び周辺監視区域の[⑨設定]並びにこれらの区域に係る[⑩立入制限]等に関すること。

九 排気監視設備及び排水監視設備に関すること。

十 線量、線量当量、放射性物質の[⑪濃度]及び放射性物質によつて汚染された物の表面の放射性物質の [⑫密度]の監視並びに汚染の除去に関すること。

十一 放射線測定器の管理及び放射線測定の[⑬方法]に関すること。

十二 廃棄物管理施設の[⑭巡視]及び点検並びにこれらに伴う処置に関すること。

十三 廃棄物管理施設の施設定期自主検査に関すること。

十四 放射性廃棄物の[⑮受入れ]、[⑯運搬]、廃棄その他の取扱いに関すること。

十五 非常の場合に採るべき処置に関すること。

十六 廃棄物管理施設に係る保安(保安規定の遵守状況を含む。)に関する適正な[⑰記録]及び報告 (事故故障等の事象及びこれらに準ずるものが発生した場合の[②経営責任者]への報告を含む。) に関すること。

十七 廃棄物管理施設の[⑱定期的]な評価に関すること。

十八 保守点検を行つた事業者から得られた保安に関する技術情報についての他の廃棄物管理事業者との [⑲共有]に関すること。

十九 [⑳不適合]が発生した場合における当該[⑳不適合]に関する情報の公開に関すること。

二十 その他廃棄物管理施設に係る保安に関し必要な事項 【核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則】

第5問

以下の問いに答えよ。

(1) 次の文章は、原子炉等規制法に基づく加工施設の溶接に関するものである。 文章中の空欄に入る適切な語句を番号とともに記せ。なお、同じ番号の空欄には、同じ語句が入る。

(ア) 六ふつ化ウランの加熱容器その他の原子力規制委員会規則で定める加工施設であつて 溶接をするものについては、原子力規制委員会規則で定めるところにより、 その溶接につき原子力規制委員会の[①検査]を受け、これに[②合格]した後でなければ、 加工事業者は、これを[③使用]してはならない。

(イ) (ア)の[①検査]を受けようとする者は、原子力規制委員会規則で定めるところにより、 その溶接の方法について原子力規制委員会の[④認可]を受けなければならない。

(ウ) (ア)の[①検査]においては、その溶接が次の各号のいずれにも適合しているときは、[②合格]とする。
一 (イ)の[④認可]を受けた方法に従つて行われていること。
原子力規制委員会規則で定める[⑤技術上の基準]に適合するものであること。 【核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律

(2) 以下に示す低比放射性物質及び各輸送物に係る水の吹き付け試験又は浸漬試験の試験条件を記せ。 なお、問題中の低比放射性物質及び輸送物に収納される核燃料物質は核分裂性物質ではないものとする。

① LSA-Ⅲ、 ② A型輸送物に係る一般の試験条件、 ③ B型輸送物に係る一般の試験条件、 ④ B型輸送物に係る特別の試験条件、 ⑤ B型輸送物のうち、原子力規制委員会の定める量を超える放射能を有する核燃料物質等を 収納した核燃料輸送物に係る試験条件。

【解答例】

① LSA-Ⅲ、
水の吹き付け試験:1時間に50mmの雨量、
浸漬試験:該当なし。

② A型輸送物に係る一般の試験条件、
水の吹き付け試験:1時間に50mmの雨量、
浸漬試験:該当なし。

③ B型輸送物に係る一般の試験条件、
水の吹き付け試験:1時間に50mmの雨量、
浸漬試験:該当なし。

④ B型輸送物に係る特別の試験条件、
水の吹き付け試験:該当なし、
浸漬試験:深さ15mの水中に8時間。

⑤ B型輸送物のうち、原子力規制委員会の定める量を超える放射能を有する核燃料物質等を 収納した核燃料輸送物に係る試験条件、
水の吹き付け試験:該当なし、
浸漬試験:深さ200mの水中に1時間。

(3) 核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の廃棄物管理の事業に関する規則に 定められた記録に関し、記録事項、記録すべき場合及び保存期間について、 空欄に入る語句を番号とともに記せ。


記録事項: 特定廃棄物管理施設の検査記録のうち、施設定期自主検査の結果。
記録すべき場合: 検査の都度。
保存期間: 施設定期自主検査終了後[①5年]が経過するまでの期間。


記録事項: 操作記録のうち、警報装置から発せられた警報の内容。
記録すべき場合: その都度。
保存期間:[②1年間]。


記録事項: 保安教育の記録のうち、保安教育の実施日時及び項目。
記録すべき場合: 実施の都度。
保存期間:[③3年間]。


記録事項: 保守記録のうち、廃棄物管理施設の巡視及び点検の状況 (廃止措置計画の認可を受けた場合においては、巡視の状況に限る。) 並びにその担当者の氏名。
記録すべき場合:[④毎日1回]。ただし、廃止措置計画の認可を受けた場合にあつては[⑤毎週1回]とする。

(4) 次の文章は、原子炉等規制法に基づく罰則に関する規定の抜粋である。 以下の問いに答えよ。

1) (ア)から(ウ)にそれぞれ該当するものを、①から③の番号とともに記せ。

(ア) 第七十七条 次の各号のいずれかに該当する者は、 三年以下の懲役若しくは三百万円以下の罰金に処し、又はこれを併科する。
(イ) 第七十八条 次の各号のいずれかに該当する者は、 一年以下の懲役若しくは百万円以下の罰金に処し、又はこれを併科する。
(ウ) 第七十九条 次の各号のいずれかに該当する者は、三百万円以下の罰金に処する。

① 第十一条、第二十一条、第三十四条、第四十三条の三の二十一、第四十三条の十七、第四十七条、第五十一条の十五又は第五十六条の二の規定に違反して、記録せず、若しくは虚偽の記録をし、又は記録を備えて置かなかつた者
② 第十三条第一項の許可を受けないで加工の事業を行った者
③ 第十二条第六項(第二十二条第六項、第三十七条第六項、第四十三条の三の二十四第六項、第四十三条の二十第六項、第五十条第六項、第五十一条の十八第六項、第五十六条の三第六項又は第六十四条の三第八項において準用する場合を含む。)の規定による立入り、検査若しくは試料の提出を拒み、妨げ、若しくは忌避し、又は質問に対して陳述をせず、若しくは虚偽の陳述をした者

【解答例】

(ア)-②, (イ)-③, (ウ)-①

2) 原子炉等規制法第八十一条において、 「法人の代表者又は法人若しくは人の代理人その他の従業者が、 その法人又は人の業務に関して次の各号に掲げる規定の違反行為をしたときは、 行為者を罰するほか、その法人に対して当該各号に定める罰金刑を、 その人に対して各本条の罰金刑を科する。」と規定されている。 以下の空欄に入る語句を番号とともに記せ。

一 許可を受けないで加工の事業を行った者、指定を受けないで再処理の事業を行った者等
[①3億円以下]の罰金刑

二 保安規定の遵守状況について、原子力規制委員会が定期に行う検査に当たって、①事務所又は工場若しくは事業所への立入り、②帳簿、書類その他必要な物件の検査若しくは核原料物質、核燃料物質その他の必要な試料の提出を拒み、妨げ、若しくは忌避し、又は質問に対して陳述せず、若しくは虚偽の陳述をした者等
[②1億円以下]の罰金刑

各種のウラン濃縮法

ガス拡散法
濃縮原理 235UF6238UF6の質量差に基づく運動速度の差を利用する。
・UF6ガスを圧縮機により加圧し、多孔質膜を利用して235UF6を分離し回収する。
分離係数 約1.003
分離段数 約1,000段
消費電力 2,400kWh/SWU
特徴 ・消費電力が大きい
・設備が大規模
原料ウラン UF6
参照URL https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_04-05-01-05.html

*

遠心分離法
濃縮原理 235UF6238UF6の質量差を利用する。
・常温UF6ガスを遠心分離器により遠心力を作用させて235UF6を分離し回収する。
分離係数 約1.4
分離段数 約10段
消費電力 ~100kWh/SWU
特徴 ・可動部が多い
・ガス拡散法より経済的
原料ウラン UF6
参照URL https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_04-05-01-04.html

*

レーザー法(原子法)
濃縮原理 235Uと238Uの電子エネルギー準位の差を利用する。
・レーザー光を高温U上記に照射し235Uを励起、イオン化し電磁界を用いて分離回収する。
分離係数 >10
分離段数 1段
消費電力 ~100kWh/SWU
特徴 ・可動部が少なく設備がコンパクトである。
原料ウラン 金属U(単体)
参照URL https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_04-05-01-06.html

*

レーザー法(分子法)
濃縮原理 235UF6238UF6の赤外線吸収スペクトルの差を利用する。
・レーザー光を低温UF6上記に照射し235UF6を励起、解離させ、反応生成した235UF5を分離し回収する。
分離係数 <10
分離段数 1段
消費電力 ~100kWh/SWU
特徴 ・取扱実績の多いUF6を使う
原料ウラン UF6
参照URL https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_04-05-01-06.html

*

化学法
濃縮原理 235Uイオンと238Uイオンで化学反応速度が異なることを利用する。
・U6+を吸着する濃縮塔に酸化剤、U6++U4+混合液、還元剤の順番で液を注入すると塔上部に235Uが濃縮される。
分離係数 約1.001
分離段数 約1,000段(濃縮塔は1本)
消費電力 130kWh/SWU
特徴 ・濃縮に時間がかかる
・装置が簡単
原料ウラン ウラン溶液
参照URL https://atomica.jaea.go.jp/data/detail/dat_detail_04-05-01-11.html