第25回 核燃料取扱主任者試験 核燃料物質の取扱いに関する技術
第1問
軽水炉燃料の加工は，大別して再転換工程，UO2ペレット製造工程，被覆管等加工工程，燃料棒組立て工程及び燃料集合体組立て工程から成る。 各工程について以下の問に答えよ。
(1) UF6からUO2への再転換工程において，湿式法及び乾式法を1例ずつ挙げ，それぞれの概要を簡単に説明せよ。
解答例
UF6, CO2, NH3ガスを水中で反応させ、 炭酸ウラニルアンモニウム（(NH4)4UO2(CO3)3, ACU）を沈殿させた後、流動層中で水蒸気、水素と反応させてUO2を得る。
湿式法：重ウラン酸アンモニウム法（ADU法）
UF6を水に溶解し加水分解によりUO2F2とした後にアンモニアを添加し、重ウラン酸アンモニウム（(NH4)2U2O7）を沈殿させ、水素により還元してUO2を得る。
乾式法：IDR法 (integral dryway route, IDR)
UF6に水蒸気を混ぜ、帯状に温度制御をした傾斜ロータリーキルンに通し、これに水素を向流させて、直接UO2に転換する。
［参考書の紹介］ ・内藤奎爾（監訳）“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987) ・清瀬量平（訳）、“核燃料・材料の化学工学”（日刊工業新聞社、1984)
(2) UO2ペレットの製造において，UO2原料粉末の比表面積とペレット焼結密度との関係について述べよ。
解答例
比表面積の大きい粉末は、高い焼結密度を得ることができる。微粉状といわれている比表面積8 m2/g程度のものは、 化学的に活性であり酸化されやすいために、O/U比は2.1と大きいが、活性であるため焼結温度1500℃以下で95%TDの焼結体が得られる。 粗粉状といわれている比表面積2 m2/g程度のものは、不活性で酸化されにくいためにO/U比は2.01と低いが、 95%TDの焼結体を得るためには1700℃以上の高温が必要である。 UO2ペレットの製造においては、微粉状と粗粉状の中間のセラミック用と言われているものが用いられる。
［参考書の紹介〕 ・菅野昌義、“原子炉燃料”(東京大学出版会、1976) ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987)
(3) ジルカロイ被覆管の検査に関わるFn値について説明せよ。
解答例
ジルカロイが炉内で徐々に水素を吸収し、ジルコニウム水素化物として析出する際の析出方位の指標であり、 オートクレーブによる高温高圧水中での腐食試験後の金相観察に基づき次式により定義される。
Fn値 ＝ （管半径方向に対し40°以内の角度を持つ水素化物の数）／（観察した水素化物の総数）
ジルカロイは六方晶であり、加工の方法によって結晶の方位が特定の方向に集中する傾向がある。 一方、ジルコニウム水素化物は、無応力状態ではC軸に対し直角に近い粒界に優先析出する傾向かある。 通産省令では、Fn値を0.45以下と規定している。
［参考書の紹介］ ・軽水炉燃料のふるまい編集委員会（編集）、“軽水炉燃料のふるまい”（（財）原子力安全研究協会、1990）
(4) 燃料棒及び燃料集合体組立て工程について，次の文の空欄をうめよ。
燃料棒の組立て工程においては，所定の個数のUO2ペレットを1本の燃料棒に装填するスタック長に並べ， この全長と［①重量］を測定した後，これらを下部端栓を溶接している燃料被覆管に挿入する。 ペレット挿入後，真空中で［②乾燥］した後，［③プレナムスプリング］ゲッター等を装填したうえで，上部端栓を［④ヘリウムガス中で］溶接する。
燃料集合体の組立て工程は，BWRとPWRとで大きく異なっている。 BWRでは，スペーサーを取り付けた［⑤ウォータロッド］を下部タイプレートに差込み，スペーサーを通して燃料棒を取り付ける。 次に，燃料枠上部に［⑥膨張スプリング］を付けた後，上部タイプレートをはめ込む。 PWRでは，［⑦制御棒案内シンブル］，計装用シンブル，グリッド及び上下のノズルで［⑧支持骨格］を組立て，これに燃料棒を挿入する。
［参考書の紹介］ ・軽水炉燃料のふるまい編集委員会（編集）、“軽水炉燃料のふるまい”（（財）原子力安全研究協会、1990） ・長谷川正義、三島良績（監修）、“原子炉材料ハンドブック”（日刊工業新聞社、1977）
第2問
核物質の非破壊分析 (NDA: Non-Destructive Assay) について以下の問に答えよ。
(1)非破壊分析は，アクティブ法とパッシブ法に大別される。それぞれの特徴を簡単に説明せよ。
解答例
アクティブ法では、中性子線やγ線を試料に照射して核反応をおこさせ、 その核反応によって発生する即発中性子、遅発中性子、γ線などを測定する。
パッシブ法では、核物質中に含まれている特定の核種がその放射性崩壊によって発する放射線を検出する。 検出する放射線は、多くの場合γ線と自発核分裂に伴う中性子線であり、場合によってα線による発熱量を測定（カロリメトリ）することもある。
［参考書の紹介］ ・鈴木篤之、清瀬量平、“核燃料サイクル工学”（日刊工業新聞社、1981） ・（財）核物質管理センター（編集）、“保障措置用語の概念の解説”（（財）核物質管理センター、1990）
(2)パッシブ法で一般に使用される使用済燃料検認装置 (SFAT: Spent Fuel Attribute Tester) について説明せよ。
解答例
水中に貯蔵されている使用済みの燃料集合体を移動することなく、貯蔵状態のままでその集合体からの137Csまたは144Prのγ線を測定し、 使用済み燃料であることを確認するものである。 装置の構成は、円筒状の鉛遮蔽の中にNaI(Tl)検出器を固定し、その先端に直径2～3 cm、長さ1.5～2 mの空気の入ったパイプを取り付けたものである。 これをプール内に沈めて集合体の上に置き、集合体からのγ線を測定する。このとき、パイプ中の空気が水中でコリメータの役割を果たす。
(3)次の文は，非破壊分析で使用される中性子照射用の3つの中性子源を説明したものである。 文中の空欄に最適な語句をイ，ロ，ハそれぞれの文の下から選んで記せ。
イ．
（γ,n）反応を利用するフォトン中性子源は226Rn226Raなどから放射する高エネルギーガンマ線を
［①9Be］または［②2H］ターゲットに照射する。
発生する中性子エネルギーは比較的［③低い］ので，核分裂で放出される中性子と容易に区別できる。
ロ． （α,n）反応を利用するα-n中性子源は［④241Am］-Liで代表される。 線源から放出される中性子と試料の核分裂で放出される［⑤即発中性子］を区別するために，［⑥HLNC (High-Level Neutron Coincidence Counter)］のような同時計数法を利用して核分裂中性子のみを検出する。
ハ． 自発核分裂中性子源には［⑦252Cf］が一般に使われる。 ［⑦252Cf］は，平均中性子エネルギーが［⑧2.3 MeV］，中性子放出率が［⑨2.3×1012 n/s/g］であるため，遮蔽が必要である。 この場合，試料の核分裂で放出される［⑩遅発中性子］を測定し，全核分裂性物質量を求める。
［参考書の紹介］ ・石榑顕吉、他（編集）、“放射線応用技術ハンドブック”（朝倉書店、1990） ・日本アイソトープ協会（編集）、“アイソトープ便覧 改定3版”（丸善、1984）
第3問
次の再処理に関する文中の誤りを指摘し，その理由を簡単に説明せよ。
(1) 再処理施設における臨界事故は，膨大なエネルギーが瞬時に放出され，その破壊力により重大な災害を招きうるので，臨界の生じうる場所は破壊力に耐えられるような堅牢な構造としなければならない。
解答例
誤り：臨界の生じうる場所は破壊力に耐えられるような堅牢な構造
臨界にならないようにしなければならない。その方法としては、装置、容器などの形状・寸法および配列を制限する形状寸法制限法、 溶液中の濃度を制限する濃度制限法、溶液の体積を制限する体積制限法、核燃料物質の量を制限する質量制限法、 中性子吸収材を用いる中性子吸収材法、などがある。
〔参考書の紹介］ ・鈴木篤之、清瀬量平、“核燃料サイクル工学”（日刊工業新聞社、1981） ・ISU原子力情報リサーチグループ（編集）、“核燃料再処理”（アイ・エス・ユー株式会社、1977） ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987）
(2) Puの溶媒抽出工程において，Pu濃度を管理することは臨界防止上から重要であり，Puストリップ液として供給する希硝酸の流量が異常に増加すると， 工程内のPu濃度が上昇して臨界を招く可能性が生じるので，流量計には警報を設けている。
解答例
誤り：希硝酸の流量が異常に増加すると
希硝酸の流量が異常に減少すると水相中のPu濃度が高くなり、工程内のPu濃度が上昇し臨界を招く可能性が生じる。 流量計には警報を設けるとともに、形状寸法制限法により、臨界安全管理を実施している。
［参考書の紹介］ ・鈴木篤之、清瀬量平、“核燃料サイクル工学”（日刊工業新聞社、1981） ・ISU原子力情報リサーチグループ（編集）、“核燃料再処理”（アイ・エス・ユー株式会社、1977） ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987）
(3) 使用済燃料の再処理におけるせん断・溶解工程で発生するKr-85は半減期が長く，環境において生態系を通じて濃縮されて内部被ばくの原因となりうるので，Kr回収技術を開発している。
解答例
誤り：環境において生態系を通じて濃縮されて内部被曝の原因となりうるので
半減期10.7年のKr-85は希ガスであり不活性であるので、生態系を通じて濃縮されることはない。 大気中に存在するKr-85は、外部被曝の原因となる。
［参考書の紹介］ ・山本寛（編集）“原子力化学工学”（日刊工業新聞社、1976） ・鈴木篤行、清瀬量平、“核燃料サイクル工学”（日刊工業新聞社、1981）
(4) 使用済燃料の再処理における蒸発工程において，過去においてTBP等の錯体を含む有機溶媒の急激な分解反応による爆発が生じたことがあり， 蒸発缶内への有機溶媒の流入を防ぐことのみにより防止可能であり，よって厳重な流入防止対策が施されている。
解答例
誤り：蒸発缶内への有機溶媒の流入を防ぐことのみにより防止可能であり、
デカンター、希釈剤洗浄器もしくはスチームストリッパーを設けるとともに、缶内温度を135℃以下に維持されるようにスチーム温度が設定され、 温度を常時監視している。
［参考書の紹介］ ・ISU原子力情報リサーチグループ（編集）、“核燃料再処理”（アイ・エス・ユー株式会社、1977）
(5) 再処理施設に用いられる材料として，オーステナイト系ステンレス鋼が中心となっており， 溶接等により加熱されるとステンレス鋼中の炭素がクロムと結合して炭化物を形成し，粒界に析出してクロム欠乏層が生成され， 腐食速度を抑える効果があるので，よってオーステナイト系ステンレス鋼中の炭素濃度の高いものを用いるようにしている。
解答例
誤り：腐食速度を抑える効果があるので、……炭素濃度の高いものを
クロム欠乏層の生成により、不動態被膜の破壊、活性化になるため、腐食速度は速くなる。 それゆえ、炭素濃度の低いものを用いるようにしている。
［参考書の紹介］ ・長谷川正義、三島良績（監修）、“原子炉材料ハンドブック”（日刊工業新聞社、1977）
第4問
放射性廃棄物の処理について，次の事項について簡単に説明せよ。
(1) 放射性固体廃棄物の処理について，処理の対象となる廃棄物の具体例及びその処理方法を1例あげ，その内容を説明せよ。
解答例
焼却処理する。排ガス処理はセラミックフィルター、HEPAフィルターを通して行なう。
［参考書の紹介］ ・角谷省三、石原健彦（編集）、“放射性廃棄物管理ガイドプック”（日本原子力産業会議、1988） ・鈴木篤之、清瀬量平、“核燃料サイクル工学”（日刊工業新聞社、1981）
(2) 放射性液体廃棄物の処理について，処理の対象となる廃棄物の具体例及びその処理方法を2例ずつあげ，その内容を説明せよ。
解答例
再処理プロセスにおける使用済燃料中のFPの大部分が含まれている抽出廃液
蒸発処理する。放射性廃液を蒸発缶に送り加熱し、不揮発性の成分を濃縮する。高レベル廃液となる。
再処理プロセスにおける廃ガス処理、除染などに伴う廃液
凝集沈殿処理する。放射性廃液に各種の化学薬品を加えて沈殿を作り、この沈殿中に放射性核種を吸着、吸蔵によってとり込む。
［参考書の紹介］ ・角谷省三、石原健彦（編集）、“放射性廃棄物管理ガイドブック”（日本原子力産業会議、1988） ・山本寛（編集）、“原子力化学工学”（日刊工業新聞社、1976）
(3) 上記の(2)において処理されたものを更に安定な形態とするために固化するが，処理の対象となる廃棄物の具体例及びその処理方法を2例ずつあげ，その内容を説明せよ。
解答例
高レベル廃液のガラス固化法
固化体に要求される特性としては、放射線に対する安定性、熱的安定性、機械的安定性、および化学的安定性に優れていることであり、 ホウケイ酸ガラスが選択されている。現在、実用化されている方法は、液体供給式直接通電式セラミックメルター法（LFCM法）と 廃液をロータリーキルン等で仮焼し、金属製高周波外部加熱炉で溶融する方法（AVM法）である。
中・低レベル液体廃棄物（中・低放射性廃液の蒸発処理による濃縮液など）のアスファルト固化法
150℃程度に加熱されたアスファルトと含水廃棄物を蒸発装置内で混合すると、水分が蒸発し、 廃液中の固形分がアスファルトと均ーに混合し、これを冷却すると均ーな固化体が生成する。 アスファルト固化は、セメント固化に比ぺて、減容性に優れている。
［参考書の紹介］ ・角谷省三、石原健彦（編集）、“放射性廃棄物管理ガイドブック”（日本原子力産業会議、1988） ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987）
第5問
核燃料物質の取扱いに関連して次の事項を簡単に説明せよ。
- キャニスタ (Canister)
- 固体FPによる燃料のスエリング (Swelling)
- 環状形パスルカラム
- 消滅処理
- 放射性廃棄物処分におけるベントナイト
第5問解答例
(1)キャニスタ (Canister)
高レベル廃液の固化体のバリア特性を維持するために、固化体はステンレス鋼製容器に封入されるが、この容器のことをキャニスタという。 ガラス固化体の体積は、使用済み燃料1 kgあたり0.1 L程度であり、キャニスタ1本分がほぼ使用済み燃料1トンに対応する。 ［参考書の紹介］ ・角谷省三、石原健彦（編集）、“放射性廃棄物管理ガイドブック”（日本原子力産業会議、1988） ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987）
(2)固体FPによる燃料のスエリング (Swelling)
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((V-V0)/V0)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。 ［参考書の紹介］ ・極限燃料技術研究専門委員会（編集）、“核燃料工学 -現状と展望-”（（社）日本原子力学会、1993） ・軽水炉燃料のふるまい編集委員会（編集）、“軽水炉燃料のふるまい”（（財）原子力安全研究協会、1990）
(3)環状形パルスカラム
パルスカラムは、目皿板またはじゃま板を多数内蔵する塔状の抽出装置である。 塔の部から水溶液、下部から有機溶媒をそれぞれ供給し、塔の下部から与える脈動により液を粒子化して抽出を促進する。 大型の抽出装置、プルトニウム量の多い燃料の再処理には、臨界安全性を考慮して、装置の形状を円柱状から環状にした、 環状パルスカラムが開発されている。 ［参考書の紹介］ ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987） ・鈴木篤之、清瀬量平、“核燃料サイクル工学”（日刊工業新聞社、1981）
(4)消滅処理
消滅処理とは、核反応を利用して長半減期核種を短半減期核種または安定核種に変換するものである。 長半減期核種を消滅処理できれば、放射性廃棄物管理上、きわめて有益である。 対象核種としては、Np, Pu, Am, Cm等の超ウラン元素、99Tc、129I等の長寿命核分裂生成物が挙げられる。 消滅処理を行うためには、その前提として個々の性質に基づいたいくつかの核種の群に分けるプロセス、群分離が必要である。 消滅処理の方法としては、原子炉を利用する方法、加速器を利用する方法等が検討されている。 ［参考書の紹介］ ・内藤奎爾、“原子炉化学 上、下”（東京大学出版会、1978） ・角谷省三、石原健彦（編集）、“放射性廃棄物管理ガイドブック”（日本原子力産業会議、1988） ・極限燃料技術研究専門委員会（編集）、“核燃料工学 -現状と展望-”（（社）日本原子力学会、1993）
(5)放射性廃棄物処分におけるベントナイト
ベントナイト（粘土の一種）は、低い透水性および高い陽イオン交換容量を持っているので、 放射性廃棄物の地層処分におけるキャニスタ周囲の緩衝材に適している。 ベントナイトは、廃棄物固化体への水の侵入を防ぐとともに、浸出した放射性核種を吸着する。 また、ベントナイトは、十分な塑性を持っているので、キャニスタが設置されている岩体の少々の動きに対しては、 それを吸収することができる。 ［参考書の紹介］ ・内藤奎爾（監訳）、“燃料サイクル［上］、［下］”（筑摩書房、1987） ・角谷省三、石原健彦（編集）、“放射性廃棄物管理ガイドブック”（日本原子力産業会議、1988）
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
