福島 原子力発電所事故による汚染まとめ

こんな状態になっても原子力発電を続けますか? 地震、原発事故、TPP等 情報追いかけ 

福島第一原子力発電所2号機におけるキセノン135 の検出に関する経済産業省原子力安全・保安院への 報告について
 
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福島第一原子力発電所2号機におけるキセノン135 の検出に関する経済産業省原子力安全・保安院への 報告について 



福島第一原子力発電所2号機におけるキセノン135
の検出に関する経済産業省原子力安全・保安院への
報告について


添付資料
・別紙:福島第一原子力発電所2号機の格納容器からのXe135の検出について
http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/111104a.pdf(PDF 319KB)


平成23年11月4日 東京電力株式会社



11月1日、2号機に新たに設置した格納容器ガス管理システムを用いてサンプリン
グ測定した結果、核分裂で生成されるXe135が検出された。

Xe135は半減期が約9時間と短いので、これらは3月11日以前ではなく最近の
核分裂によって生成されたものである。
原子炉が未臨界でも、ごくわずかな量の核分裂は常時起こっており、測定が高感度
になった結果、微量のXe135が検出されたものである。
一部に、2号機の燃料が継続して核分裂反応が起こる「臨界」状態になったのでは
ないかとの懸念が生じたが、以下の理由から、2号機の燃料は臨界状態ではないと
判断している。

① 検出されたXe135のレベルが低いこと
通常の原子炉内には中性子がなくても核分裂を起こす物質が生成されており、
これらの物質は未臨界の状態であっても、また原子炉が十分に冷却された状態で
あっても、わずかではあるが一定レベルで核分裂しており(自発核分裂)、
Xe135等の核種が生成している。
炉内の自発核分裂を起こす物質の量から、自発核分裂により生成されるXe135の
量を計算したところ、実測されたXe135の濃度とおおむね一致する。(資料1)


資料1
自発核分裂で生じるXe135の放射能濃度と実測濃度の比較
1.自発核分裂量から推定される格納容器内のXe135の放射能濃度
通常原子炉が未臨界(停止)状態であっても、炉内には中性子の連鎖反応ではなく
自発的に核分裂する核種が存在している。
代表的な核種はCm242、Cm244 であり、現時点の2号機の燃料中ではこの2つの
核種がそれぞれ
Cm242 が毎秒8.3E8 回
Cm244 が毎秒7.4E8 回
の核分裂をしている。(添付資料1―1)
なお、ここではCmの核分裂で発生した中性子がU235などに吸収されて核分裂を
引き起こす寄与分は考慮しないが、検出されたXe135が未臨界状態での核分裂で
生じたものであることを示す上では保守的な評価となる。


また、Xe135はXe134の(n、γ)反応でも生成されるが、その寄与は小さいと
予想されるので、ここでの評価には加えない。(添付資料1-2)
Cm242 からXe135が生じる収率は2.66%で、生成速度は毎秒2.2E7 個
Cm244 からXe135が生じる収率は1.22%で、生成速度は毎秒9.0E6 個
であり、合計 毎秒約3.1E7個となる。


(出典:Fission product yields, http://www-nds.iaea.org/wimsd/fpyield.htm#T5
現状の格納容器の気相体積は約3000m3(添付資料2)であり、N2の注入量は
14m3/hrであることから、全体の換気には約214時間掛かる。


自発核分裂の発生量は一定である一方、格納容器へのN2の注入量も9月から
10月の間は約14m3/hr 程度で大きな変動はないことから、格納容器内の
Xe135の量は次の式で示す崩壊平衡状態になっていると考えられる。



毎秒のXe135生成量 = λ・N + 14・N/(3000×3600)
λ:Xe135の崩壊定数 (2.12E-5)
N:格納容器内のXe135の原子数
3.1E7 = 2.12E-5×N + 1.3E-6×N
N = 1.4E12 個


また、今回実測されたXe135の値は、臨界状態で通常発生するXe135の値と
比較して非常に小さい。(資料2)
従って、今回検出されたXe135は「自発核分裂」によって発生したと考えられる。
(なお、半減期が約5日のXe133も検出されているが、Xe135の方が半減期が
短かく、直近の核分裂で生じたことが明らかなXe135で評価に用いた。)




② ホウ酸の注入後もXe135が検出されたこと
仮に臨界状態になっていた場合、念のために注入したホウ酸により、核分裂の
連鎖反応は停止し、注入後にはXe135は検出されないと考えられる。
しかし、注入後(11月2日)に実施したサンプリングでも、11月1日に実施した時と
同レベルのXe135が検出されている。(資料3)
このことから、核分裂物質の周囲のホウ酸の有無に影響されることなく一定の
レベルで発生する「自発核分裂」によって生成されたXe135が検出されたと考えら
れる。

20111104114358.jpg


③ 原子炉のパラメーターに有意な変動がないこと
原子炉や格納容器の状態を把握するために、様々な部位の温度や圧力を継続して
測定している。臨界状態が発生していれば、それによって発生する熱エネルギー
などによって、温度上昇などの変化が観測されるはずであるが、11月1日前後で、
これらのパラメーターに有意な変動は認められておらず、原子炉圧力容器底部温
度は、炉内への注水量の増加に従って低下してきている。(資料4)
なお、上述した自発核分裂による生じる放射線の影響は無視できるレベルである。
(資料5)

20111104114939.jpg


20111104115020.jpg


20111104115356.jpg


                                                 以上




11月2日のホウ酸水注入に関わる時系列


平成 23 年11 月1 日
・ 環境影響評価のため、排気ガスのダスト核種分析(ダスト放射線モニタ内に
設置されているダストホルダ、ヨウ素ホルダをGe 半導体検出器で測定)を実施

・ ヨウ素ホルダの分析結果中に、Xe133,135 の存在を示すデータが確認された
ことから、ホウ酸水注入に関する検討を実施。


13:51 ヨウ素ホルダを用いた試料採取開始。
14:20 試料採取終了。
14:54 試料の放射能測定開始。
15:37 試料の放射能測定終了。
20:00 頃 ホウ酸水注入の要否について検討開始。
22:30 頃 保安院殿へホウ酸水注入について報告。



平成 23 年11 月2 日
・ ホウ酸水の注入実施。
・ 11月1日採取したヨウ素ホルダの再測定、及び新たなヨウ素ホルダを使った
  再サンプリングの実施・測定
・ ガス管理システムのフィルタ入口、出口でのガス採取及び測定


0:19 ホウ酸水注入実施を、統合対策本部で発話。注入の準備開始。
2:48 ホウ酸水注入開始。
3:47 ホウ酸水注入終了。
10:14 試料(11 月1日採取分)の再測定開始。
10:47 試料(11 月1日採取分)の再測定終了。
11:59 ヨウ素ホルダ試料採取の開始。
12:29 ヨウ素ホルダ試料採取の終了。
13:07 ヨウ素ホルダ試料の測定開始。
13:40 ヨウ素ホルダ試料の測定終了。
15:25 フィルタ入口試料採取。
15:48 フィルタ出口試料採取。
16:12 フィルタ入口試料の測定開始。
16:15 フィルタ出口試料の測定開始。
16:45 フィルタ入口試料の測定終了。
16:48 フィルタ出口試料の測定終了。




20111104120034.jpg




添付資料1-2

Xe134 の(n,γ)反応によるXe135 の生成について


1.はじめに
Xe135 の生成は、自発核分裂によって生成されるものの他に、Xe134の(n,γ)
反応によっても生成されることが知られている。ここでは、Xe134 の(n,γ)反応に
よるXe135 の生成が有意にXe135の濃度を上げることに寄与するかどうかを検討
した。


2.評価と検討
Xe134 の収率は7.8%と比較的大きく、さらにXe134 は安定核種であるため
減衰がないので炉内に残存する量は希ガスの中ではかなり大きいと考えられる。

半減期が10年と長い Kr-85 は、現時点でも4.4×10-1Bq/cm3
(原子数で108 個/cm3)程度が格納容器内から検出されているが、これと比較して
Xe134 が安定核種であること、収率が大きいことを考慮すればKr-85 よりも
1桁程度は濃度が大きいと思われる。


一方、(n,γ)反応のための中性子の吸収に対しては、Xe-134 の吸収断面積
(capture)を図1 に示すが、吸収断面積が大きいことで知られているXe131
(図2 参照)と比較すると数桁程度吸収断面積が小さく、特別に中性子吸収が顕著
な核種ではない。


また、希ガスであることから、Xe134 は燃料から離脱して格納容器内に遊離して
おり、燃料から離れた気相部の中性子束密度は低いことから(n,γ)反応は活発には生じないと考えられる。


3.結論
Xe134 は他の希ガス類に比べて原子数は多いと考えられるものの、中性子吸収
断面積が小さいこと、中性子束密度が低いことから、(n,γ)反応によるXe135 の
生成は少ないと考えられる。





添付資料2
格納容器気相部の体積の評価
福島第一・2号機の原子炉格納容器(ドライウェル)内には一定水位があるものと
想定されている.
ドライウェル内の水位は直接的に測定されていないが,残留熱除去系の圧力と
ドライウェル圧力の差圧から推測される,原子炉格納容器内の水頭圧によと,

op. 11,000~12,000 付近に水位があると推定される.
ドライウェル内の水位が球部赤道より約1m下(op. 11,500 付近)と仮定した
場合のPCV内空間容積は約3,000m3である.

20111104122623.jpg



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