総合講演・報告

IRIDにおける福島第一原子力発電所廃炉に関わる技術開発状況（５）放射性廃棄物の処理・処分に関わる技術開発
2014年9月10日
大井 貴夫
日本原子力研究開発機構（JAEA）
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
本件は、資源エネルギー庁からの委託事業としてIRIDが受託し実施した「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」及びIRIDが補助事業者となった「平成25年度廃炉・汚染水対策事業費補助金」の成果の一部を含む。
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1

発表内容
１．事故廃棄物の処理・処分に係る検討の進め方
２．処理・処分に係る技術/研究開発項目
２-①廃棄物ストリームに関する検討
２-②性状把握に関する検討
２-③廃棄物の処分に関する検討
３．まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2

１．事故廃棄物の処理・処分に係る検討の進め方
HP SW-1： 固体廃棄物の処理・処分に関する基本的な考え方の取りまとめ（2017年度）
HP SW-2： 固体廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認（2021年度）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3２．処理・処分に係る技術/研究開発項目①廃棄物ストリームに関する検討
廃棄物ストリーム：事故廃棄物の発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱い

個別研究開発項目（廃棄物ストリームの構築に必要な知見を与える基盤研究開発）

インベントリ、有害物質の性状等

インベントリ、混在物質性状等②性状把握

重要核種、不足したデータ等

不足した廃棄物の情報項目等

廃棄物の処理に関する検討
長期保管方策の検討

廃棄体の要件等

廃棄体の性状等③廃棄物の処分に関する検討

廃棄物の性状情報

処理・廃棄体化に係る技術情報

処分技術の情報

データベース整備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

２-①廃棄物ストリームに関する検討
 背景・検討の必要性＊従来の廃棄物に対する検討・評価と異なり、対象とする廃棄物の取り扱いが決まっていない。そのため、発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱いを個別研究開発項目（性状把握、処理、保管、処分等）の成果に基づき、総合的に検討する。
 実施内容＊個別研究開発項目ごとに示される処理方法、保管方法、処分方法等に関する検討成果を組み合わせた，廃棄物ストリーム候補の提示。
＊廃棄物ストリームの候補の前提条件や定量的な目標値の実現性、それらの実施が他の個別研究開発項目に及ぼす影響や課題などの検討。
＊安全かつ合理的な処理・処分の観点からの総合的な検討
たとえば、
 短半減期核種が減衰し、処分の安全性に対する影響が低減するまで待ってから処分を行う長期保管のオプションの適用に関する検討
 除染、区分、再利用などの廃棄物の前処理に関するオプションの適用に関する検討

2014年度から検討実施、2017年度に廃棄物ストリーム候補の検討に関する結果を「基本的な考え方」としてまとめる予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5

２-②性状把握に関する検討
廃棄物試料の分析

難測定核種の分析手法の構築

・汚染水処理設備の水分析（濃度）[KURION，SARRY，AREVA，ALPS]

・未検討核種分析フロー検討

・廃棄物分析（表面線量率等）［ガレキ，伐採木，土壌]・高線量廃棄物分析法

インベントリ評価（分析結果に基づく評価）(a) 滞留水の濃度分析/二次廃棄物のインベントリ分析(b) 表面線量率から核種濃度への換算（相関に基づく換算式の設定）(c) 廃棄物中の核種の代表組成等の検討(SF等の設定）(d) モデルパラメータのフィッティングに基づく燃料デブリからの核種継続的移行率の設定
廃棄物データ収集（有害物，物性値等）［吸着塔，ALPS等]
・廃棄物中の有害物の同定
・廃棄物の物性値の同定

インベントリの検証データ等の取得・分配係数，核種浸出率の取得

インベントリ評価（解析的手法に基づく評価）
・インベントリ評価モデルの構築
・モデルパラメータの設定

廃棄物の代表組成の把握・設定
・個々の廃棄物の主要核種の組成の設定【目標】処理・処分の安全評価および廃棄物管理に必要な情報の整備/分析施
設で適用する難測定核種の分析法の開発・整備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6

２-②性状把握に関する検討
廃棄物試料の分析

難測定核種の分析手法の構築

・汚染水処理設備の水分析（濃度）[KURION，SARRY，AREVA，ALPS]

・未検討核種分析フロー検討

・廃棄物分析（表面線量率等）［ガレキ，伐採木，土壌]・高線量廃棄物分析法
インベントリの検証データ等の取得

インベントリ評価（分析結果に基づく評価）(a) 滞留水の濃度分析/二次廃棄物のインベントリ分析(b) 表面線量率から核種濃度への換算（相関に基づく換算式の設定）(c) 廃棄物中の核種の代表組成等の検討(SF等の設定）(d) モデルパラメータのフィッティングに基づく燃料デブリからの核種継続的移行率の設定

・分配係数，核種浸出率の取得

当面の重要検討課題
インベントリ評価（解析的手法に基づく評価）＊廃棄物中のインベントリデータセットの設定
・インベントリ評価モデルの構築
 事故進展，処理等に伴う個々の廃棄物への核種の移・モデルパラメータの設定
動・分配を表すインベントリ評価モデルの構築
廃棄物データ収集（有害物，物性値等）［吸着塔，ALPS等]
 分析結果等を用いたモデルパラメータの精度の向上
・廃棄物中の有害物の同定
・廃棄物の物性値の同定

廃棄物の代表組成の把握・設定
・個々の廃棄物の主要核種の組成の設定【目標】処理・処分の安全評価および廃棄物管理に必要な情報の整備/分析施
設で適用する難測定核種の分析法の開発・整備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7インベントリ評価モデル構築とモデルパラメータの設定 ＊汚染プロセス＊電力中央研究所への委託研究の成果

廃棄物大分類

海洋放出分の核種量の計算④

事故初期の汚染水の海洋漏
洩

建屋外気中への放出量計算④（文献値）【瓦礫／伐採木等】【解体廃棄物】

福島第一
原子力発
電所1号炉、2号炉、3号炉【汚染水処理二次廃棄物】【燃料デブリ】

建屋内気中への放出量計算② （文献値）

建屋外気中に放出された核種によって発生する建屋外の廃棄物（飛散ガレキ等）水素爆発によって放出された核種による汚染②②-④②-④-⑤ 建屋内気中に放大気放出核種の滞留水への移行
量計算⑤

出された核種による汚染を考慮した建屋内の廃棄物（解体廃棄物）

⑤

①-②
①

炉内構造物中の核種量計算③ （文献値）
炉内燃料中の核種量計算①（文献値）

滞留水の処理に起因して発生する廃棄物（汚染水二次廃棄物）

破損燃料と冷却水の接触による汚染（滞留水）
滞留水への移行
計算⑥（分析結
果参照(a),(d））①-②+③⑥

破損燃料に起因する廃棄物

算出方法
瓦礫、伐採木の濃度の算出⑦（分析結果参照(b),(c)）放射化を考慮した解体廃棄物の核種量の算出⑧（文献値）②-④-⑤+⑧

廃棄物小分類
土壌
伐採木、立木
飛散瓦礫（ｺﾝｸﾘｰﾄ、金属）
解体廃棄物（圧力容器等）
解体廃棄物（建屋内金属）
解体廃棄物（建屋ｺﾝｸﾘｰﾄ）
KURION吸着塔
SARRY吸着塔

DFを用いた吸着塔、スラッジ中の核種量の算出⑨（分析結果参照(a)）①-②+③-⑥

AREVAスラッジ

ALPSスラリー
ALPS吸着材
燃料デブリ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

放射能濃度 [Bq／mL]

吸着塔/スラッジ中の核種インベントリの推算例●東電137Cs，◇原子力機構137Cs

年／月／日
セシウム吸着装置における137Csの入口濃度推移

分析値を用いたCs-137の汚染水中の核種濃度（Bq/m3）（平均値等）の設定●東電137Cs，◇原子力機構137Cs

セシウム吸着装置における137Csの出口濃度推移

燃料からの処分環境への核種の浸出割合に関する文献値等（Cs-137で正規化した値）を用いて、他の核種の汚染水中の核種濃度（Bq/m3）
を設定

分析値を用いた吸着塔、スラッジのDFを設定（未分析核種については、化学的類似性を考慮して設定）

吸着塔/スラッジ中の核種インベントリの推算©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9

２-③廃棄物の処分に関する検討
性状把握によって得られる情報・インベントリデータセット

処理に関する検討によって得られる情報・廃棄体性状重要核種、不足したデータ等

・廃棄物管理データ

1)処分概念の特徴整理・調査

2)既存の処分概念に基づいた処分概念の検討

・安全評価モデル，パラメータ，シナリオの設定(a)事故廃棄物の処分区分の把握（重要核種の設定）

・既存の処分概念・評価手法の特性，特徴把握(b)適切な処分概念・安全評価手法の候補の選定
・事故廃棄物の影響特性の把握

3)新たな処分概念等の検討

・処分システムの応答特性の把握

・既存の処分概念や廃棄物の特性に関わる情報に基づく新たな処分概念の検討【目標】 廃棄物ごとに適用可能な処分概念候補とその評価手法の提示©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10

２-③廃棄物の処分に関する検討
性状把握によって得られる情報・インベントリデータセット

処理に関する検討によって得られる情報・廃棄体性状重要核種、不足したデータ等

・廃棄物管理データ

1)処分概念の特徴整理・調査

2)既存の処分概念に基づいた処分概念の検討

・安全評価モデル，パラメータ，シナリオの設定(a)事故廃棄物の処分区分の把握（重要核種の設定）

・既存の処分概念・評価手法の特性，特徴把握(b)適切な処分概念・安全評価手法の候補の選定
・事故廃棄物の影響特性の把握

当面の重要検討課題
・処分システムの応答特性の把握

3)新たな処分概念等の検討(a)事故廃棄物の処分区分の把握

・既存の処分概念や廃棄物の特性に関わる情報に基づく新たな処分概念の検討(b)適切な処分概念・安全評価手法の候補の選定【目標】 廃棄物ごとに適用可能な処分概念候補とその評価手法の提示©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

(a)事故廃棄物の処分区分の把握
暫定的な燃料デブリのインベントリと基準線量相当濃度との比較【2013年度】
L1、L2、L3ごとに、濃度上限値モデルを用いて求められている基準線量相当濃度（C)と暫定的に求めた廃棄物中の核種濃度 (D)を用いて、個々の廃棄物の処分区分を試行的に求めた。
【2014年度以降」
安全評価のためのモデル・シナリ
オ・パラメータを整備し、それらを用いて、基準線量相当濃度を求める。
廃棄物の核種濃度の見直しを行い、個々の廃棄物の暫定的な処分区分を示す。また、合わせて、個々の処分概念毎に、線量への寄与の高い主要核種を重要核種として抽出する。

核種
H-3
Be-10
C-14
Se-79
Sr-90
Zr-93
Nb-93m
Nb-94
Mo-93
Tc-99
Ru-106
Pd-107
Ag-108m
Sn-121m
Sn-126
Sb-125
Te-125m
I-129
Cs-134
Cs-135
Cs-137Ce-144Sm-151
Eu-152
Eu-154
U-232
U-233
U-234
U-235
U-236
U-238
Np-237
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Am-242m
Am-243Cm-242
Cm-243
Cm-244
Cm-245
Cm-246
最大５年後放射能
Bq/coreBq/ton9.4E+147.5E+128.7E+06
6.9E+04
2.4E+11
1.9E+09
9.0E+107.2E+08
1.7E+17
1.3E+15
4.8E+123.8E+10
1.2E+129.4E+09
3.8E+08
3.0E+06
4.9E+02
3.9E+00
3.3E+13
2.7E+11
2.9E+16
2.3E+142.3E+11
1.8E+09トレンチ
1.4E+04
2.2E-05
8.8E+01
3.1E+01
3.2E+09
3.2E+01
1.3E-01
1.8E+00
3.5E-07
2.4E+05
1.0E+00
1.5E+00

D/Cピット2.7E-04
5.0E-07
6.9E-01
1.3E+00
1.5E+04
1.4E+00
9.9E-09
6.7E-03
1.5E-08
1.1E+04
1.6E+00
6.4E-02

余裕
7.5E-18
2.2E-08
2.2E-05
6.5E-04
1.3E-15
7.3E-03
9.4E-213.0E-24
3.9E-30
2.4E-01
2.3E-16
1.8E-21相対重要度(数字桁以内）
トレンチ
ピット
余裕
6919151198569550
116
954111322
10725
1613
31
512
1051710622

9.7E+07

7.7E+05

4.5E-01

1.4E-03

7.7E-2510826

5.7E+12
1.5E+125.1E+15
1.9E+157.5E+105.2E+161.1E+122.3E+172.7E+168.7E+147.0E+127.0E+154.6E+103.8E+07
1.1E+111.4E+117.2E+111.1E+126.4E+114.9E+158.9E+141.0E+152.2E+17
3.4E+122.4E+154.5E+101.2E+104.1E+13
1.5E+136.0E+08
4.1E+149.0E+09
1.8E+152.2E+146.9E+125.5E+10
5.5E+13
3.6E+08
3.0E+05
8.8E+08
1.1E+09
5.7E+098.8E+09
5.1E+09
3.9E+137.1E+128.2E+121.8E+152.7E+101.9E+132.8E+02
9.1E+03
2.0E+01
2.5E-05
9.8E+02
1.3E+01
6.9E+01
1.2E+08
1.5E-01
1.4E+02
1.7E+03
4.6E+05
1.5E+02
1.7E-01
1.5E+03
5.4E+03
5.7E+01
2.6E+04
3.2E+03
1.2E+06
3.6E+05
4.1E+05
2.4E+06
1.3E+03
8.0E+05

3.2E-01
3.8E+01
3.7E-01
2.4E-05
4.3E+01
2.1E+01
3.5E+00
3.5E+03
5.5E-01
7.9E-01
2.8E-03
3.5E+00
2.6E-01
7.2E-03
6.3E+01
2.3E+02
1.7E+00
1.0E+03
1.2E+02
4.9E+03
1.1E+04
1.3E+04
4.8E+04
4.2E+01
1.5E+04

4.5E-20
2.0E-02
4.1E-17
1.5E-17
8.9E-02
4.1E-16
9.0E-21
1.8E-15
2.2E-16
6.9E-18
5.5E-20
5.5E-17
3.6E-22
6.8E-079.8E-02
1.1E+00
2.6E-02
1.3E+01
6.1E-01
1.5E+00
2.4E-01
1.0E-02
1.5E+00
2.8E-03
4.7E-01

86915
7982
118748117686744447464610445255856733523111041213181831722161719211823832302124142

1.7E+13

1.4E+116.2E+03

8.5E+01

7.2E-03634

3.0E+13
5.3E+132.2E+13
2.7E+15
3.6E+11
5.9E+10
2.3E+17

2.4E+11
4.2E+11
1.8E+112.1E+13
2.9E+09
4.7E+08
1.8E+15

2.8E+04
6.6E+01
4.2E+03
8.4E+04
3.0E+02
2.0E+01
3.2E+09

3.0E+02
2.8E-01
3.5E-01
9.2E+01
3.9E+00
1.3E-01
4.8E+04

2.4E-03
8.5E-05
6.9E-06
7.3E-05
1.4E-03
6.2E-07
1.3E+01686589366356467648©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12(b)適切な処分概念・安全評価手法の候補の選定
1.E+11

地下水流量Qの区分目安値(濃度0条件の目安）(7.5E-01m3/y/本）

1.E+10

安全性および実現性の観点から合理
H12のレファレンスのQ(1.0e-03m3/y/本)的と考えられる処分概念の候補をそれレファレンス還元性溶解度制限
ぞれの廃棄物ごとに可能な限り定量的（2.0E-08mol/ℓ）
な論拠とともに提示する。
酸化性Kd溶解度制限無瞬時全量溶出
そのため、(CKmax=1.55e-4mol/ℓ）①既存の処分概念・評価手法の特性
酸化性Kd溶出率制限（Refの溶出率）（溶出期間7e+04ｙ：3.47e+05Bq/y）②事故廃棄物の影響特性③処分システムの応答特性を把握・理解し、地下水流量（Q m3/y/本）どのような場合にどの処分概念がど地層処分の人工バリアシステムの応答特性(Np-237）の把握（例）のような影響を受けるか？
 解析解に基づき、システムの安全性に影響を与える主安全裕度を向上させる対策？
要パラメータ（地下水流量Q、溶解度、Kd、溶出率）を同頑健性の高い処分概念は？
定する。
等に関する知見を集積し、適用可能  それらの変化が人工バリアからの放出率に及ぼす影響な処分概念（新たな処分概念も含む）を の仕組みを把握・理解する（例えば，瞬時溶出条件で安全を確保可能な環境条件の把握）。
定量的な論拠とともに提示する。
1.E+09放出率(Bq/y/本)

1.E+081.E+07
1.E+06

1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02

1.E+01
1.E-06

1.E-05

1.E-04

1.E-03

1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

 これらの情報を、廃棄体化等にフィードバックし、適切な処分概念の構築等に反映させる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning13

３．まとめ個別研究開発項目の検討に基づく廃棄物ストリームに関する総合的な検討の実施が重要
現段階における重要検討事項
廃棄物中のインベントリや共存物質に関する情報（性状把握）• 分析値と文献値、解析的手法を併用し、様々な不確実性を考慮して、廃棄物中の核種インベントリを設定する。

個々の廃棄物の処分区分の見通しと選定論拠の整備(処分）• インベントリ情報と事故廃棄物の特徴を考慮した情報（処理に関する情報も含む）に基づく廃棄物の処分区分の提示とその論拠の整備• 安全評価結果等を活用した、優先的に取得すべきデータや、処分の安全性に有意な影響を与える条件等の明示• 最新の知見を反映した検討を繰り返すことによる精度の向上©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

付録

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15放射性廃棄物処理・処分の中長期ロードマップ
廃棄物の発生→保管管理

廃炉シナリオに依存→処理（廃棄体化）

処分

分別・減容・長期貯蔵

事故廃棄物（1Fの事故に伴い発生する廃棄物）の特徴を踏まえた一連の研究開発が必要

2017年度

2021年度

20-25年後

40年後

発生量低減策の推進

保管管理

安定保管の継続

保管適正化の推進
基本的な考え方の取りまとめ

処理・処分

研究開発

廃止
措置

廃炉シナリオ立案

燃料デブリ
取り出し後廃棄体製造
設備設置

安全性の見通し確認
HP SW-2

HP SW-1

制度化に向けた検討

ＨＰ→廃炉
シナリオ
コンセン
サス獲得

HPSW-3

廃棄体製造／搬出・処分

HP SW-4

制度化

機器・設備の設計・製造

廃止措置
工事

廃止措置技術の検討

次工程へ進む判断のポイント。追加で必要な研究開発や工程又は作業内容の見直しも含めて検討・判断する。

HP SW-1： 固体廃棄物の処理・処分に関する基本的な考え方の取りまとめ（2017年度）
HP SW-2： 固体廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認（2021年度）
HP SW-3： 廃棄体仕様・製造方法の確定（第3期）
HP SW-4： 廃棄体製造設備の設置及び処分の見通し（第3期）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning16

事故廃棄物の特徴
 事故によりコントロールできない状態で発生
 １～３号機の炉心燃料を起源とした汚染＊
 廃止措置作業が状況に応じて変化するため、発生量の想定が困難
 汚染範囲が広く、高線量箇所もあるため、データが非常に限定的（特に長半減期核種の組成）

瓦礫／伐採木等
瓦礫伐採木

汚染水処理二次廃棄物

土壌○物量が多く、広範囲に分布○樹木、土壌は処理・処分実績が乏しい○飛散・拡散による表面汚染が主で、一部が滞留水を通じた浸透汚染

汚染水処理
二次廃棄物

燃料デブリ／解体廃棄物○物量が多く高線量物も多い○現状ではアクセスが難しく、原廃棄物の採取が困難

交換配管・貯槽等○処理・処分実績が乏しい○原廃棄物の採取が困難○装置の特徴に応じて発生量や核種量の一部推定が可能＊：放射化物、運転廃棄物由来のものが含まれる可能性がある。
日本原子力学会「福島第一原子力発電所事故により発生する放射性廃棄物の処理・処分」特別専門委員会委員会
福島第一原子力発電所事故により発生する放射性廃棄物の処理・処分 ～廃棄物情報の整理と課題解決に向けた考慮事項～、平成26年3月、 より抜粋

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

処理・処分に係る技術/研究開発項目①廃棄物ストリームに関する検討
廃棄物ストリーム：事故廃棄物の発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱い

処理・処分等に関する技術情報（前提条件を含む）、政策・制度等に係る情報個別の研究成果の総合的な判断と調整、安全かつ合理的な処理・処分の実現に向けて必要な検討課題等の提示

個別研究開発項目（廃棄物ストリームの構築に必要な知見を与える基盤研究開発）
インベントリ、有害物質の性状等不足した廃棄物の情報項目等

廃棄物の処理に関する検討

重要核種、不足したデータ等【目標】処理・処分の安全評価および廃棄物管理に必要な情報の整備/分析施設で適用する難測定核種の分析法の開発・整備【目標】処理・技術ｶﾀﾛｸﾞの整備と適用可能な廃棄体化技術候補の絞込
み、提示

長期保管方策の検討

インベントリ、混在物質性状等②性状把握

廃棄体の要件等③廃棄物の処分に関する検討【目標】廃棄物ごとに適用可能な処分概念
候補とその評価手法を提示

廃棄体の性状等【目標】水処理二次廃棄物に係る長期保管・安定化方策の提示
廃棄物の性状情報
処理・廃棄体化に係る技術情報

処分技術の情報

データベース整備【目標】廃棄物の性状、処理・処分方法等に関するデータベースの整備（第三者機関との情報共有）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

Cs-137の分布状況の推定結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

(b)表面線量率から核種濃度への換算

Cs137濃度分析値 [Bq/g]

1.E+06y = 263.05x0.8548
R² = 0.8836

1.E+05

1.E+04

1.E+03

1.E+021101001000

表面線量率 [μSv/h]
測定値であるCs-137の表面線量率（μSv/h）と濃度（Bq/g）から相関式を推定

実際の保管場所での受入目安表面線量率を用いてガレキのCs-137の濃度（Bq/g）を推算©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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(C)廃棄物中の核種の代表組成等の検討
輸送比 T の定義・計算
 元素Xが核燃料 (fuel) から土壌 (soil) へと移行した割合を、基準とする核種が核燃料 (fuel) から土壌 (soil) へと移行した割合に対する比として求める。
TX 

N X,soil N X,fuelN std,soil N std,fuelAX,soil AX,fuelAstd,soil Astd,fuel N は原子数、A は放射能 (Bq)、X は対象とする核種、std は基準とする核種（137Cs）とした。
 A は半減期補正して適用した。

 原子炉から土壌に移行した程度は次の通り。

I > Te > Cs > Ag > Mo～Ru >Ba > Sr > Nb > Pu~Am~Cm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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評価モデル
流入水・流量 Qin(t) (m3/d)=Qcir(t) + QG(t)地下水・流量 QG(t) = 400 (m3/d)・濃度 CG(t) (Bq/m3 or g/m3)
循環冷却水
・N号機流量 QN,cir(t) (m3/d)
Qcir(t) = Q1,cir(t)+Q2,cir(t)+Q3,cir(t)・濃度 Ccir(t) (Bq/m3)

・初期炉心インベントリ I0 (Bq)
・滞留水への初期移行割合 F0(-)
・滞留水への継続的移行率 f (Bq/d)
原子炉等滞留水・体積 V (m3)・初期濃度 C0 (Bq/m3)
・濃度 C(t) (Bq/m3 or g/m3)
・壊変定数 λ (1/d)

廃液
貯槽
移送水
・流量 Qout(t)(m3/d)
・濃度 C(t)(Bq/m3 or g/m3)

処理工程

一時貯槽dC t V  f  CG t   QG t   Ccir t   Qcir t   C t   Qout t     C t  Vdt(1)式

・f は一定と仮定。
・Qcirは一定と仮定。東京電力の報告値を使用。
・Ccir ＝0と仮定。
・V はCs分析結果から推定、V = 96,000 m3
・CG=0，Ccir=0，Qout=Qin=QG+ Qcir ，t=0 において C=C0C (t ) b b  C0    e  at a  Qin  、b  fVVa a(2)式

フィッティングにより、C0 および f を算出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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(d)燃料デブリからの核種継続的移行率 f の設定

1E+06
1E+05

1E+07
(Bq/mL)

計算値
分析値：集中RW建屋
分析値：HTI建屋

137Cs濃度

134Cs濃度(Bq/mL)

1E+07

1E+04
1E+03
11/06

12/01

12/09 13/05
年月

14/01

134Cs

137Cs

初期炉心インベントリ I0 (Bq)

6.56×1017

6.94×1017

初期濃度C0 (Bq/mL)

2.2×106

2.4×106

継続的移行率f (Bq/d)

2.4×1013

2.5×1013

水処理開始1,000日後の水処理二次廃棄物中のインベントリ(Bq)

9.4×1016

2.4×1017

計算値
分析値：集中RW建屋
分析値：HTI建屋

1E+06
1E+05

1E+04
1E+03
11/06

12/01

12/09
年月13/05

14/01•初期に滞留水に移行した134Cs, 137Csの99%以上は除染された。
•原子炉建屋等から継続的に移行する成分を考慮すべきと考えられ、現在はその寄与が主であると推定される。
• 134Csと137Csの差異は半減期によるものである。

* 水処理設備が稼働したH23年6月17日を基準日とした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning23

瓦礫のインベントリ推定結果（核種量）の例● 参照解析ケース□ 不確実性解析ケース1：受入目安表面線量率◇ 不確実性解析ケース2：受入目安表面線量率，建屋外放出割合最大△ 不確実性解析ケース3：受入目安表面線量率，建屋外放出割合最小＋ 他の不確実性解析ケース©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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