技術研究組合 アイリッド
国際廃炉研究開発機構（IRID）
IRID：International Research Institute for Nuclear Decommissioning
基本理念

IRIDの役割

廃炉技術の基盤強化を視野に、当面の緊急課題である
福島第一原子力発電所の廃炉に向けた技術の研究開発に全力を尽くします。

事業内容○廃炉に関する研究開発○国際・国内関係機関との協力の推進○研究開発を通じた人材育成

設立日
２０１３年8月1日

中長期ロードマップの期間区分と研究開発体制
中長期ロードマップの期間区分

2011年12月

2013年11月

2021年12月〜
第 2期

30〜40年後

第 3期安定化に向けた取り組み（ステップ 1, 2 完了）

第 1 期 （完了）

・冷温停止状態の達成

使用済燃料プール内の燃料デブリ取り出しが廃炉終了までの期間

大幅な抑制

の期間

目標：ステップ2完了から10年以内

目標：ステップ2完了から30〜40年後

・放射性物質放出の

燃料取り出し開始まで

目標：ステップ2完了から2年以内開始されるまでの期間
・燃料デブリ取り出し方針の決定（2017年9月）

・初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定（2019年度）

・初号機の燃料デブリ取り出しの開始（2021年内）

現在①３つに区分した廃炉工程○廃炉作業終了までのマイルストーンを明示○現時点の知見や号機ごとに異なる状況の分析をもとに策定○現場状況や研究開発成果等によって適時見直し②現在は、第２期の中盤○I R I Dでは、燃 料 デブリ取り出し準 備 のため の研究開発を実施○内部の調査・評価、燃料デブリ取り出しの基盤技術開発が当面の重要課題③技術的な難しさや課題に挑戦○放射線量が高く、人が容易には近寄れない○困難な状況下での視覚的確認に挑戦
・宇宙線ミュオンで原子炉内部を透視・ロボットを活用した格納容器内部調査 等○遠隔操作による燃料デブリ取り出し工法の検討

組合員（18法人）○ 国立研究開発法人 ： 日本原子力研究開発機構、産業技術総合研究所○ プラントメーカー等 ： 東芝エネルギーシステムズ㈱、日立 GE ニュークリア・エナジー㈱、三菱重工業㈱、㈱アトックス○ 電力会社等： 北海道電力㈱、東北電力㈱、東京電力ホールディングス㈱、中部電力㈱、北陸電力㈱、関西電力㈱、中国電力㈱、四国電力㈱、九州電力㈱、日本原子力発電㈱、電源開発㈱、日本原燃㈱IRID研究開発概要「燃料デブリ取り出しに挑む-Ⅲ」
燃料デブリ取り出し技術

炉内状況調査PCV内部調査技術

燃料デブリ・炉内構造物の取り出技術

内部調査ロボットの開発

燃料デブリ臨界管理技術

筋肉ロボット

ロボットアーム

双腕型ロボット

燃料デブリ収納・移送・保管技術

1号機調査

オペレーティングフロア
シールドプラグサンプリング用アーム型アクセス装置

使用済
燃料
プール

2号機調査

燃料デブリサンプリング

原子炉圧力容器
（RPV）
格納容器
（PCV）
3号機調査
ミューオン検出器

燃料デブリ性状把握
ミュオン検出器

燃料デブリ検知技術
宇宙線ミュオンで原子炉内部を透視

大型MCCI試験生成物の外観

ペデスタル

ベント管
圧力抑制室
（S/C)

ガラス、オレンジ色の相
解体前の状況（上部筒撤去後）

トーラス室

金属粒

層構造

生成物断面のイメージ

大半の溶融物を取り除いた後

安全系システム(気中-横アクセス工法の概念設計)の検討

放射性廃棄物の処理・処分
固体廃棄物の処理・処分

加圧ろ過試験装置

実規模吸着塔の外観

福島第一原子力発電所格納容器内から採取したウラン含有粒子の微細組織分析
溝上 暢人1,4, 伊東 賢一1,4, 鈴木 晶大2, 佐藤 一憲3,4, 倉田 正輝3,4,
平井 睦1,4, 溝上 伸也1,4
1TEPCO HD, 2NFD, 3JAEA, 4IRID

概要

Power the Future

福島第一原子力発電所（1F）では、高線量環境である1～3号機原子炉格納容器（PCV）内から、廃炉作業の進捗とともに、サンプルが取得されるようになっている。このようなサンプルについて、日本原子力研究開発機構（JAEA）及び日本核燃料開発（NFD）のホットラボへ輸送し様々な分析を実施している。本報告では、サンプル中のウラン含有粒子の性状に着目したSEM、TEMを用いた分析の結果と、粒子生成メカニズムの推定に関する検討の結果を紹介する。

1. はじめに
1F-1～3号機PCV内等で採取されたサンプルについて、SEM-EDSを用いて元素分布を測定したところ、ウラン含有粒子とみられる、ウラン濃度が局所的に高い領域が検出された。このうち、20領域程度について、より詳細な情報を得るために
TEM-EDSを用いた分析を実施した。

2. ウラン含有粒子の分析と性状把握

Protective Layer

⑤
①

②

③ ④

1µm

(b)
(a)
Fig. 1 TEM-EDS results of unit-2 PCV sample
Protective Layer

TEM-EDS に よ り 分 析 し た 微 細 組 織 と組成をもとに、粒子の生成メカニズムについて検討した。
タイプ I:炉心溶融物から生成した可能性がある粒子
1µm
典型的な粒子として、Fig. 1、 Fig. 2に
1µm① ② ③ ④ ⑤
示 す よ う な U 、 Zr 酸 化 物 の 比 較 的 密 な結晶質の粒子が確認された。Fig. 1(b)、(a)(b)
Fig. 2 TEM-EDS results of unit-1 PCV sediment sample
Fig.2 (b)は、各粒子内の数点についてEDS
分析し、元素組成を取得した結果を示す。
Zr/U比に注目すると、多くの粒子で比較的均質であったが、 Fig. 2の粒子では、
マ ト リ ッ ク ス 中 に Zr 濃 度 が 高 い 領 域（点②）を含んでいる。これは、α-Zr(O)が相分離したものである可能性がある。
タイプI粒子は、炉心溶融物の飛沫など
0.6μm① ② ③ ④ ⑤から生成した可能性があり、デブリ本体と同様の性状を持つ可能性がある。
(b-1)
(a-1)
Protective Layer
タイプ II: 蒸発・凝縮過程を経て生成した可能性がある粒子
いくつかの粒子は、Fig. 3に示すように
丸 み を 帯 び て い て 、 Zr 含 有 量 が 非 常 に低いものであった。 Fig. 3 (a-1) の粒子は100nm程度の微粒子が凝集して出来たよう
0.6μm① ② ③ ④ ⑤な外観をしている。また、Fig.3 (a-2)の粒子は、より密度が高い球形の粒子であり、
(a-2)
(b-2)
凝集粒子の結晶成長で生成した可能性がFig. 3 TEM-EDS results of unit-2 operating floor sheet sampleある。これらの粒子は、蒸発・凝縮過程でProtective
生成した可能性がある。
③
Layer
Fig. 4のように上記2タイプの粒子とは⑦違った外観をした粒子も見つかっている。
⑤
この粒子は、高Zr領域、高U領域に分かれており、領域間の境界に空隙があり、また②
ウラン領域は比較的粗な構造をしている。

3. 結論

①

2μm
④

⑥

PCV内等から採取したサンプルから、(a)(b)
炉心溶融物に由来する可能性がある粒子
Fig. 4 TEM-EDS results of unit-3 PCV sample（タイプI）と、蒸発・凝縮過程を経て生成した可能性 がある粒子（タイプII）が確認された。
謝辞
本研究は、経済産業省｢平成27年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金(総合的な炉内状況把握の高度化)｣及び｢平成28年度補正予算廃炉・汚染水対策事業(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)｣の研究の一部を含む。

汚染水からコンクリートに移行する
放射性物質の分布を予測する
1
はるか 、柴田

粟飯原

1
淳広 、駒

2
さゆり 、丸山

1
義和 、

3
一平

富田
1 核燃料サイクル工学研究所、2 太平洋コンサルタント、3 名古屋大学

汚染水中の放射性核種の移行挙動

水処理設備

注水タンク

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉建屋内で発生した汚染水は建屋構造材と接触している。

原子炉
建屋(Bq/cm3)

Pu-238放射能濃度

地下水

238Pu/137Cs
10-3
10-4
10-5
10-6
10-7

1.E+02
1.E+00

2号PCV
3号PCV
1号T/B
2号T/B
3号T/B
集中RW

1.E-02
1.E-04
1.E+00

1.E+04

1.E+08(Bq/cm3)

Sr-90放射能濃度

Cs-137放射能濃度 (Bq/cm3)

図１ 1F汚染水フローの模式図
90Sr/137Cs
238Pu/137Cs

PCV滞留水 >> 下流建屋滞留水
PCV

RO 処理水(T/B以降の建屋)

炭素鋼

燃料デブリ

収着

1.E+05
1.E+03
1.E+01

1.E+04

1.E+08図3 推定される核種移行の模式図
1Fコンクリートは経年と事故影響により劣化していることから健全状態と収着挙動が異なる可能性が考えられる。
・セメント種類：OPC（普通ポルトランドセメント）
FAC（フライアッシュセメント）・変質状態：健全 （40℃ 3ヶ月養生）
劣化（CO2 5％で3日間中性化処理）

模擬液を用いた浸漬試験
Puのコンクリートへの収着挙動を評価するためPu溶液にセメントを浸漬して実験的に確認した。
実験：
Pu酸化物を溶解して模擬液を調製した。
健全と劣化のセメント粉末を使用し、模擬液に浸漬することで液中のPuの濃度変化を求めた。

1E+06(Bq/ml)沈殿
コンクリート図2 建屋ごとの汚染水中放射能濃度

OPC劣化

1E+04
OPC健全

1E+00

溶出・再溶出コンクリートCs-137放射能濃度 (Bq/cm3)

1E+02

地下水

溶出

101
100
10-1
10-2

1.E-01
1.E+00

Pu-239+240濃度

Puが建屋に残留していることを示唆

建屋間の差は小さい。

シンボル白抜き：
定量下限以下90Sr/137Cs

1.E+07

貯蔵

燃料
デブリ

汚染水の分析結果から、238Puは他の核種に比べて下流の建屋で濃度比が低下している。
1.E+04

集中廃棄物処理施設（集中RW）

FAC劣化

FAC健全
定量下限以下

浸漬前

浸漬後

図4 セメント粉末浸漬前後のPu濃度変化

セメント粉末の外観（左）健全OPC（右）健全FAC

結果：
セメントと接触することで液中のPu濃度が低下した。
劣化状態に比べて健全セメント
は液中のPu濃度がさらに一桁以上低下した。
劣化状態では液中のpHが約8で、健全のpH12と比べ低いことから沈殿が生じにくい。

変質状態がPuの移行挙動に大きな影響を与える

まとめセメント粉末を浸漬することにより液中のPu濃度が低下した。
汚染水中のPuはコンクリートと接触すること
で沈殿または収着して汚染水濃度が低下していることを支持する。

セメント種の影響はほとんど見られないが変質状態の影響が大きい。
劣化状態で浸透挙動が変わる可能性を示唆する。

今後Puの浸透深さを実験的に評価する。
本研究は、文部科学省の国家課題対応型研究開発推進事業「英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業」・「放射性物質によるコンクリート汚染の機構解
明と汚染分布推定に関する研究」において実施した。

放射性粉塵の飛散を防ぐ
閉空間内レーザー切断システムの開発
敦賀総合研究開発センター レーザー・革新技術共同研究所 レーザー応用研究グループ
Ｊ-ＰＡＲＣセンター 物質・生命科学ディビジョン 中性子源セクション
茨城大学 工学部 機械工学科

研究背景

実験結果

 廃止措置の切断技術としてレーザー切断は有力な選択肢 遠隔、非接触（被ばくの低減）
 狭い切断幅（２次廃棄物量少） 金属も非金属も対応（工具の削減）
切断対象物

レーザー&
高圧ガス

粉塵

研究目的・内容
粉塵の飛散を 局所化、最小化 したレーザー切断システムの開発
 密閉容器による粉塵飛散の局所化
 透過材越しのレーザー切断特性の評価
 透過材のレーザー耐久性の評価
 長焦点レーザーヘッドの開発
 粉塵収集方法の開発

長焦点レーザーヘッド
透過材

 ビーム整形技術による粉塵発生の最小化
粉塵 粉塵発生原理の解明（高速度カメラ観察） 粉塵・溶融物飛散挙動計算コードの開発 溶融物
集塵機
 ビーム整形による粉塵抑制法の開発
チャンバー

実験装置・実験方法
透過材越しレーザー照射実験
鉛ガラス

透過材
レーザー

合成石英

t4.3 mm鉛ガラス

t1.6 mm鉛ガラス

t4.3 mm

溶融物

１F廃炉作業でも粉塵の飛散は問題

レーザーヘッド

t1.6 mm

図１ レーザー照射後の透過材と試験片
t1.6 mmでは試験片に貫通孔が形成され、透過材越しの加工が可能であることがわかる。一方、t4.3 mmでは溶融のみで貫通はしていない。また粉塵付着部でレーザーの吸収が起こり、鉛ガラスには割れが生じている。

1000

パルス数 (pulse)

 廃止措置へ応用する際の課題
 粉塵、溶融物の飛散（汚染の拡大）合成石英

100
200 μm10

1
2.50

簡易チャンバー
カメラ

試験片

レーザー：IPG YLS-10000
高速度 ：VisionResearch
カメラ
Phantom MiroLC 310
光源：CAVTAR CAVILUX
Smart

レーザー
光源
試験片
高速度カメラ2 mm 33 μs

試験片

粉塵発生挙動の高速度カメラによる観察

レーザー
ヘッド

3.50
4.00
4.50
フルエンス (kJ/cm2)

フューム

0 μs

： SS400, t1.6 mm
SS400, t4.3 mm
合成石英：透過率 99%, t8 mm
鉛ガラス：透過率 85%, t9 mm
PbO含有量 55 wt%

3.00

ビーム径：Φ 0.4 mm@試験片パワー ：1.6, 2.5, 5.0, 9.3 kW
パルス幅：10, 1000 ms
試験片 ：316L SS, t6 mm

変色・凹凸形成の例
フルエンス：3.6 kJ/cm2
パルス数 ：50 pulses

5.00

図２ 鉛ガラスのレーザー耐久性
フルエンスとパルス数を変数として鉛ガラスの損傷状態を評価した。1～80パルスの照射で変色・凹凸が発生する。この欠陥部分でレーザーの吸収が起こり、割れに発展すると考えられる。

レーザー：IPG YLS-6000
合成石英
ビーム径： Φ 15 mm @透過材
Φ 0.4 mm@試験片パワー ： 3 kW
照射時間： 10 s
排気ダクト

損傷無し（目視）
変色・凹凸

133 μs

233 μs

スパッタ

67 μs

100 μs

溶融金属

柱

900 μs1567 μs

図３ レーザー照射時の粉塵・溶融金属の挙動 *パワー9.3 kW, パルス幅10 msでレーザーを照射し、粉塵、溶融金属の初期の挙動を高速度カメラで観察した。レーザーの入射直後にフュームが立ち上り、続いて粒状のスパッタが飛散する。
その後、試験片が貫通するまで溶融金属が柱状に噴出し続ける。

まとめ 透過材越しに試験片の溶融、貫通が可能であることを示し、
閉空間内レーザー切断システムの原理的な実現性を確認した。
 透過材は粉塵の付着、レーザーによって損傷を受ける。そのため、粉塵の付着防止策の検討、損傷閾値の詳細な評価が必要である。
 高速度カメラによりレーザー入射直後に生じる粉塵、溶融金属の挙動を可視化し、粉塵発生原理の解明に有用な知見を得た。
* Naoe et al., Proc. LAMP2019 (2019).

分光分析法を用いた微量のウランに対する酸化状態分析法の開発○ 蓬田 匠1, 大内 和希1，松村 大樹2，辻 卓也2 ，小林 徹3 ，北辻 章浩11原子力基礎工学研究センター

分析化学研究グループ、 2物質科学研究センター 環境・構造物性研究グループ、 3物質科学研究センター アクチノイド化学研究グループ

ウラン酸化物の酸化状態を正確に知ることは、原子力発電用燃料等の安定性の評価において重要である
酸化状態の分析に必要な試料量

ウラン酸化物の特性

原子力発電用の燃料として用いられている二酸化ウラン（UO2+X）は不定比化合物(ウランと酸素の比が整数ではない化合物)であり、徐々に酸化され、化学的に不安定になる。そのため、二酸化ウランの酸化状態を詳細に分析することは、原子力発電用燃料や福島第一原子力発電所(1F)事故で発生した燃料デブリ等の性状
Z. Karpas., (2015). “Analytical chemistry of uranium” CRC Press, p16を評価する上で基礎的な知見を与える。
原子力発電用燃料等の安定性議論には
二酸化ウラン粉末の分析に広く用いら
ウランの酸化状態の分析が重要れているX線回折法では、100 mg程度の1F事故による燃料デブリ
試料量が必要である。本研究では、より試料が高い
少量の試料でウランの酸化状態を判別す
放射能を持つる手法の開発を目的として、ラマン分光法
及びX線吸収分光法を用いた状態分析を
分析試料量のhttps://photo.tepco.co.jp/date/2検討した。
微量化が必要従来の手法(粉末X線回折法)は数百mg程度の試料量が必要

試料量

多

少
1pg
1ng
1μg 1mg 1g(10-12g) (10-9g) (10-6g) (10-3g)
X線吸収分光法
試料量: 数mg

粉末X線回折法
試料量: 数百mg

2F. Pointurier, et. al., J. Raman.

3K. Sanyal et. al., Anal. Chem.,

4H. He, et. al., Phys. Chem. Chem.

Spectrosc., 2013, 44, 1753.

2017, 89, 871.

Phys., 2010, 12, 8107.

顕微ラマン分光法
試料量: 数十pg～
数mg
UO2

1

019/201902-j/190213-01j.html

ラマン分光法とX線吸収分光法による化学状態分析を組み合わせた手法をウラン酸化物の分析に適用し、微小量の試料で二酸化ウランの酸化状態を判別する手法を検討する。
3種類の酸化状態が異なるウラン酸化物のX線吸収分光分析とラマン分光分析
X線吸収分光測定

試料
新規合成二酸化ウラン粉末(UO2)

経年*二酸化ウラン(UO2+X)

JAERI U1
(U3O8)

不純物測定用標準物質*空気雰囲気下約30年

ペレット試料

試料粉末

試料粉末

約10 mgの試料を窒化ホウ素と混合

試料

ペレット整形
X線吸収分光測定@SPring-8
BL14B1

吸収の立ち上がりのエネルギーは、
UO2→UO2+X→U3O8の順に増加

Normalized intensity / a.u.

1.4
1.2

顕微ラマン分光測定

UO2とU3O8のラマンスペクトル

UO2

U3O8

測定条件：レーザー出力 0.2 mW (532 nm),測定時間 20sec, 5回積算

UO2(445, 1148 cm-1)とU3O8の(248, 408, 810 cm-1)の構造に由来するラマンピーク2を観測

1.0
0.8
0.6
0.4

UO2
UO2+X
U3O8

0.2
0.0
17100 17120 17140 17160 17180 17200 17220
Photon energy / eV

経年二酸化ウラン（UO2+X)は二酸化ウラン(UO2)より酸化が進んでいる

UO2+XのXANESスペクトルの線形結合フィッティング結果

UO2+Xのラマンスペクトル測定結果

すべてのスポットで445 cm-1 (UO2 )のラマンピークを観測

UO2とU3O8のXANESスペクトルを
約7 : 3の割合で混合することで、
UO2+XのXANESスペクトルを再現

経年二酸化ウラン(UO2+X) は全体の約30%が八酸化三ウランとなっている

光学顕微鏡像532 nmレーザー

顕微ラマン分光測定結果

ウラン酸化物のX線吸収端近傍構造(XANES)スペクトル1.6

カーボンテープ上に試料(数mg)を回収
測定部位の選択

X線吸収分光測定結果
1.8

顕微ラマン分光測定

顕微ラマン分光光度計
回収後の試料

一部のスポットで743 cm-1(U3O8),
828, 869 cm-1
(UO4 ・nH2O )のラマンピーク2を観測
局所的に異なる酸化物の違いを判別

微量の試料でウランの酸化状態を分析するため、X線吸収分光法と顕微ラマン分光分析法を組み合わせた手法を検討し、原子力発電用燃料として用いられる二酸化ウランの酸化状態を判別できた。本法は、1F事故で発生した燃料デブリなどへの応用も期待できる。
JAEA 原子力基礎工学研究センター熊谷友多氏に、新規合成二酸化ウランの試料を提供頂きました。

B

- D
P

P

3

D

BH

B

O

5

aB

O

L

-

ヨウ素酸の固相への取り込み量の比較（バライト最適条件: 80 %の除去が可能）

BD

ヨウ素酸の固相からの溶出量の変化（純水 15 %, 海水 77 %が固相から溶出）

100

IO    [%]/[L/kg])

B

3

4

ハイドロタルサイト (LDH)
硝酸あり

20.00001

0.0001

0.001

 

IO
3

0.01

0.1

77 %

80
60


40



3

Log (

S

S

バライト
硝酸あり

3

O

S L
S

H

4

- D
I

S

H

15 %

20
0

/[mmol/L]

0

10000

20000

30000

40000

  /[min]

BH
S

B
3

B

4

3

BH

LB
H

-

100

  

3

 IO / %

3

80
60
40
20
0

Cl-

NO3-

CO32-

SO42-

Cl-等を100 mM含む水溶液から溶出したIO3-

3

3
3

H

H

H
B

1

T

1((
()

(

9 5

1

9

((

%

50

T

1

((

5
((

1

0
9

c

5

1
S2I

1

5

9 5

e
TI

Zn
OH

OH
OH

OH

OH

Mg

Al

OH

Mg

H2O

Mg

Mg
OH

Al
OH

OH

OH

CH3COO-

OH

OH
Mg

OH

OH

OH

Mg
OH

Ni

OH

Ni
OH

OH

Zn

OH

OH

OH

Ni
OH

5

7

OH

OH
Zn

T((
100

80

80

OH

1

129

100

OH
Ni

5S7
9

OH

H2O

CH3COOH2O

OH

OH

OH

Ni
OH

OH

OH

OH

OH
Ni

Zn

OH

OH

NO3−

H2O

Ni
OH

OH

OH

OH

Ni

OH

OH
Al

Mg
OH

OH

OH

OH

TI

1

7

9

Removal efficiency (%)

Removal efficiency (%)

e

60
40
20
0

Pure
water

1 mM
NaCl

1 mM 0.5 mM 10 mM 10 mM 5 mM
NaNO3 Na2SO4 NaCl NaNO3 Na2SO4

I

7
((

9
9 5

5

9
9

40
20
0

Pure
water

1 mM
NaCl

1 mM 0.5 mM 10 mM 10 mM 5 mM
NaNO3 Na2SO4 NaCl NaNO3 Na2SO4

5
0T

1

60

5
1

3

1
9

T

c

℃

7O
6

) 3

℃

5

c

O

5

O

O

c

℃

℃

6

5 %

)

5)

6

O

5

1

O

℃

I
5

5

I
O96

9

6
O

O96

C

5

c

c

9

ピンセットで試験片をつまみ、
95
静かに浸出液中に沈め、浸出試験をスタートさせる。

•
c

5

℃
O9
6
固化体の作製方法～浸出試験の内容

℃
6

℃

c

9

•

c

•

•

O9

%

0

2O

5

℃

r

e

浸出試験
6

9

24時間後に、再びピンセット
で静かに試験片をつまみ上げ、
いったん浸出液から取り出す。

O

ec

6
c

ｚ

スターラー
（クッション） 
 


c
s
9

c
ec

℃

l

(
s

s

6

l

C
O

5

9

6

C
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9

蓋をしてボトルをよく振出液を均一にする。

格納容器の腐食を予測するために-放射線下腐食データベースの構築1
2
3
佐藤智徳 、端邦樹 、加治芳行

1廃炉国際共同研究センター 特殊環境腐食研究グループ
2安全研究センター 材料・水化学研究グループ
3原子力基礎工学研究センター(1) 概要・目的
福島第一原子力発電所の40年にわたる廃止措置を安全かつ継続的に進めるためには、
経年的に劣化が進む構造材料の腐食が重要である。しかし、腐食反応を律速する環境要因に関しては、現状十分にデータが得られている訳ではなく、また、作業の進展に伴い時々刻々と変化し得る。そのため、想定される範囲を充分に包含した環境条件でのラジオリシス
データおよび腐食影響データをデータベース化し、腐食速度予測解析コード整備につなげる
ことを目的とする。研究開発は、原子力機構が全体を取りまとめ、量研機構高崎研究所のγ線照射施設を大学等との連携研究を行う拠点として整備するとともに、大学等と連携して実施している。

１Fの廃止措置過程では、比較的高線量率（100～10,000 Gy/h程度）かつ導電率が数μS/cm－10mS/cm程度の領域における腐食データが必要であり、この領域でのデータを取得し、データベース化する。

(2) 成果の概要

ラジオリシスデータセット整備およびデータベース化(JAEAで実施)

ガンマ線照射下腐食試験環境の整備(量研と連携)

PCV
壁面腐食
（液膜、気液界面）検討対象
水質• DO: 0–8ppm• pH: ほぼ中性
• N2
• 温度: ほぼ室温
• 線量率：< 100Gy/h • CO2（炭酸）• Feイオンを想定[3]• ホウ酸• 1Fの放射線下にある
例.Feイオンのラジオリシス実験・計算
水環境を計算評価する●：実験、- - - ：シミュレーション（気液移行ナシ）、
ための反応データセットをー：シミュレーション（気液移行アリ）
整備した
pH
H
• 気液移行モデルを追加し、気相のH2濃度を計算可能とした
O
H O• 計算評価と実験結果で差異が生じる場合があり、改善が必要
2• pHや温度、溶存酸素や溶存イオン等を制御した腐食環境下でのガンマ線照射場と分析機器等を整備

2[1] 深谷氏、FRC予稿集、[2] 加藤氏、1F1炉心滞留水成分の推定[3] 東京電力HD、「福島第一原子力発電所2号機 原子炉格納容器内部調査 実施結果」

塩化物イオンを含むホウ酸塩中の炭素鋼の腐食挙動におよぼすガンマ線照射の影響（東工大と連携）22

 湿潤・乾燥環境での炭素鋼の腐食挙動におよぼすガンマ線
照射の影響（東北大と連携）[4] J. Nakano, et al., J. Nucl. Sci. Technol., vol. 51, no. 7–8, pp. 977–986, 2014.

平均腐食速度

照射効果

全浸漬条件
半浸漬条件

局所的
腐食速度

腐食特性マップ
腐食形態への影響：• ホウ酸塩[B4O72-]の増加：全面腐食(UC)から局部腐食(LC)、不働態(PA)に変化• 塩化物イオン[Cl-]の増加：脱不働態化

水膜効果

平均および局所的腐食速度におよぼすガンマ線の影響• 水膜効果・照射効果は、それぞれ独立して腐食を加速されることが示唆

本報告は、文部科学省の「令和1年度国家課題対応型研究開発推進事業 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業 放射線環境下での腐食データベースの構築」にて得られた成果の一部である。

背景◆経年変化挙動解明へのアプローチ

発生した燃料デブリは取出し完了まで、長期間を要する。

化学的
メカニズム

燃料デブリの性状は、発生当初から経年により変化する可能性がある。
<福島第一原子力発電所の1～3号機格納容器内の燃料デブリ発生当初の形状（仮定）><燃料デブリの経年変化の可能性>

未溶融の破損した燃料ピンお
よび構造物（主な化合物：UO2,Zry-2,SUS）【仮説】 燃料デブリにも、一般的な「風化」と同様なメカニズムで経年変化が起きる。
（性状が変化する。）

可能性A
長期間経過

炉下部で固まった溶融デブリ（主な化合物：(U,Zr)O2,Zr(O), Fe2Zr）<岩石などにみられる一般的な風化（温度変動の影響）>

酸化（錆）
可能性B
溶融デブリとコンクリートが混ざったもの→MCCI生成物（主な化合物：(U,Zr)O2,SiO2, (Zr,U)SiO4）
例：金属部分が酸化する
燃料デブリが小さくなる

取出しや保管などの各工程が想定される時期の燃料デブリの性状をあらかじめ予測しておくことが、安全な廃炉に寄与◆試験方法
1. 燃料デブリの代替材料として、実際の燃料デブリに含まれるUO2とSUS（ステンレス鋼）を選定。
2. 下図のように溶融したSUSでUO2を覆ったサンプルを作製。（SUSの熱膨張・収縮によってUO2に大きな応力が発生する構造を検討。）
3. サンプルを熱サイクルに晒した後、樹脂埋包・切断・研磨により断面を露出
4. レーザー顕微鏡を用いてUO2に発生したクラックを観察・計測
試験条件
サンプル組成
温度変化
サイクル

◆結果

UO2ペレット-溶融SUS
200～250℃
0,50,100,150回（0.5h/回）

熱膨張 熱収縮

材料内部に
歪みの蓄積
応力の増加

物体の破壊

→水への溶けだし方に影響→取出し工具のパワーや保管容器のサイズに影響

周辺環境等の寒暖差を想定した周期的な温度変動（熱サイクル）に晒された燃料デブリにおいて、風化と同様なメカニズムで経年変化が起きることを確認する。

熱膨張・収縮
の繰り返し
日夜・季節
の寒暖差

割れて小さくなる◆目的（研究スコープ）

物理的 総合的な経年変化 生物学的
メカニズム
メカニズム

クラックの成長

クラック（ひび）の発生
 1Fでも日夜や季節の寒暖差があり、岩石と同じような結晶質の材料の集合である燃料デブリにも同様のメカニズムによって風化が起きると考えた。

成果
 燃料デブリにおいても、一般的な風化と同様のメカニズム
で経年変化が起きる可能性が高い。
➡内部のクラックが成長し、表面積が増える（成長したクラックが取出し・保管時に間接的に影響する可能性がある。）<燃料デブリの経年変化挙動イメージ>
×回の季節変動

水と接触すると…

容易に水が侵入
外力が加わると…

UO2ﾍﾟﾚｯﾄ
溶融SUS

クラックが△mm成長（隙間が拡大）・ｻﾝﾌﾟﾙ（左:ｲﾒｰｼﾞ、右:実物）
熱サイクル150回

熱サイクル0回

容易に破砕・
細粒化の恐れ今後は、 クラックが成長する可能性が高い条件（組成、形状等）の調査
 クラックの発生・成長量の把握
 他のメカニズムが同時に進行しているときの挙動の把握
 総合的な経年変化メカニズムの追求を引き続き進めていく。

<再処理技術開発試験部 研究開発第2課における廃炉への取り組み>
・解析画像（蛍光部分をｸﾗｯｸとして計測） 熱サイクルを重ねるに連れてクラック長さの合計も増加⇒ 燃料デブリをイメージしたUO2-SUS溶融固化体について、周辺環境等より過酷に想定した寒暖差（熱サイクル）に晒したとき、UO2部分にクラックの発生・成長を確認

 様々なニーズに応じた燃料デブリの模擬体の検討～作製～分析
模擬の例：組成、硬さ（機械物性）、反応方法、粒子径・密度、etc.

Fe-Zr-UO2
溶融固化体

ZrO2-ｺﾝｸﾘｰﾄ
溶融固化体(U,Zr)O2
焼結体

Fe-Zr-ZrO2
溶融固化体

関連する成果1) S. Suzuki et al., “Study on physical mechanism in aging phenomenon of fuel debris (1) Transition of total crack length by cyclic temperature fluctuation”, Atomic Energy Society ofJapan 2018 Fall Meeting, Okayama University.
2) S. Suzuki et al., “Study on physical mechanism in phenomenon of fuel debris (2) Transition of total crack length by cyclic temperature fluctuation in solidified molten materials
including uranium”, Atomic Energy Society of Japan 2019 Fall Meeting, Toyama University.

1F燃料デブリ分析手法確立に向けたBECKYにおける取り組み
1
1
1
1
2
2
1
〇中村聡志 、石井翔 、伴康俊 、松村達郎 、杉本望恵 、深谷洋行 、高野公秀
1原子力基礎工学研究センター

2臨界ホット試験技術部

概要
 １F燃料デブリの性状の把握および再臨界性評価のため、詳細な元素組成や同位体組成が必要とされており、これらを評価するための分析手法の確立が求められている
 バックエンド研究施設(BECKY)では、分析手法・手順の確立に向けた研究開発や１Ｆ燃料デブリの分析に向けた装置の整備を
行っている

分析対象





デブリ分析の想定フロー
デブリ

デブリの構成元素組成
核燃料物質(U,Pu)の同位体組成
中性子毒性濃度(155Gdおよび157Gd)
燃焼率(Ndの同位体組成)
等①融解、溶解処理
②元素分離

溶解液

U、Pu、Nd、Gd、その他

ICP-AES、放射能分析(α、γ)

元素組成評価①融解、溶解処理③TIMS分析(U、Pu、Nd、Gd)

同位体組成評価 難溶解性試料であると予想される1F燃料デブリの元素組成を精度よく分析するためには前処理として定量性が確保された溶解法が必要

課題
 過酸化ナトリウム融解法
 硝酸溶解法
 硫酸水素アンモニウム塩融解法
 加圧酸溶解法
これらの溶解法を組み合わせることで種々のTMI-2デブリおよびウラン含有模擬デブリを完全溶解*

 過酸化ナトリウム融解溶解法ではるつぼの損傷がひどく、溶解液にるつぼ成分が溶出する
るつぼ内のコーティング法や損傷の少ないるつぼ材の検討
 分析試料中に多量のNaが含まれているとイオン化干渉等の影響で検出金属イオン濃度が過小評価される
分析時のマトリックスマッチングや試料中のNaの分離法を検討Fig. 左：セル内で用いた電気炉
右：溶解試験の様子

Table TMI-2 デブリ溶解液の元素組成の一例(M11-P10(クラスト)：セラミック質)
溶解方法
過酸化ナトリウム融解
硝酸溶解
アンモニウム塩融解
加圧酸溶解

溶解液中の主要元素組成 / ％
目視による
溶解状況
U
Zr In Al Si Ca Cr Fe Ni Ag
完全溶解 42.3 14.3 1.7 0.3 0.3 0.4 0.3 0.5 -- N.D.
残渣有** 53.5 14.5 0.5 0.4 0.4 0.2 0.2 0.4 0.2 0.1
完全溶解
53 17.7 0.2 0.2 0.1 N.D. 0.3 0.5 0.1 N.D.
残渣有**
56 15.7 0.4 1.1 5.2 0.8 0.3 0.5 0.1 0.1*松村 達郎 他，日本原子力学会「2013年春の年会」B36(2013)、松村 達郎 他，日本原子力学会「2015年春の年会」L19(2015)**残渣は過酸化ナトリウム融解法を用いて、完全溶解することを確認②元素分離

Fig. 過酸化ナトリウム融解法
により得た溶解液

Fig. ICP-AES試料中のNaによる検出金属イオン濃度への影響③TIMS分析 表面電離型質量分析装置(TIMS)で同位体組成分析を行うには、試料中の同重体を取り除くために元素分離が必要

デブリ溶解液 ・・・・・・・・  高硝酸、高融解剤含有 複雑な元素組成
 沈殿が生成しやすいため、液性変化が困難

i. 粗分離 TIMSによる元素分離後試料（U、Pu、Nd、Gd等）の同位体組成分析
 測定対象元素の同位体組成測定条件の検討（必要な試料量、イオン化
条件、多重検出器の配置等）
 同位体希釈質量分析法（IDMS）を適用した測定対象元素の定量の検討（使用するスパイク試料（各元素の濃縮同位体試料）の選定等）
 老朽化した既存装置を更新し、分析の迅速化及び高精度化を図る

i. 粗分離U Pu ランタノイド その他

高硝酸濃度でU、Pu、ランタノイドを分離
候補  TRUレジン
 DGAレジン 等

ii. ランタノイド
相互分離

Ｒ3年度
更新

ii. ランタノイド相互分離

Nd Gd その他
TIMS分析
デブリ溶解液の分離スキーム例

ランタノイド(特に軽ランタノイド)
間を相互分離候補  Lnレジン DGAレジン
 陰イオン交換樹脂(酸-アルコール系)
 EDASiDGA***
等吸着試験を実施し、分離条件を検討中***T.OGATA, et al.,Hydrometallurgy,152,178-182(2015)

既存装置：フィニガン・マット・イン
スツルメンツ・インク製 MAT262

更新装置（予定）：サーモフィッシャー
サイエンティフィック製TRITON Plus

更新により測定精度及び感度の向上、メンテナンス性の向上、測定処理数の増加等が可能となる放射性物質分析・研究施設
第1棟の整備状況～福島第一原子力発電所の放射性廃棄物の処理・処分にむけて～
大熊分析・研究センター【放射性物質分析・研究施設第1棟（以下：第1棟）の概要】⚫第1棟は、 1F事故で発生した中低線量の瓦礫類、水処理二次廃棄物等の分析対象物を受入れ、鉄セル（マニプレータ）やグローブボックス、フード等を用いて核種分析・物性試験等を実施する施設です。
分析・研究施設で得られた成果（分析・試験結果等）は、固体廃棄物の性状把握等を通じた研究開発に利用されます。

【第1棟 建屋状況】
第1棟の建屋工事は、2018年7月より1階床工事を開始し、2019年12月に屋上階の躯体工事が概ね終了しています。現在は、外壁塗装を実施中です。第1棟の建屋工事は、現場作業を少なくするためプレキャストコンクリートと呼ばれる柱、壁等を工場にて製作し、現場で組み立てる工事方法を採用しています。
【凡例】【建屋工事の推移】：撮影方向：予想図方向③①2019年8月①2018年10月①、②②2019年2月③2020年2月【第1棟 内装設備整備状況】●2019年8月より廃液受槽や鉄セル、グローブボックス等の設備を搬入・据付開始。2020年4月よりフード設備の搬入・据付予定。

第1棟 完成予想図
廃液受槽(搬入）

鉄セルインナーボックス（据付）

廃液受槽(据付）

鉄セル（据付）〔測定室〕

3階

グローブボックス（工場）

〔分析〕

2階

〔鉄セル室〕

4基

56基※2

10基

〔グローブ
ボックス室〕〔前処理(サンプル作製)〕 〔前処理(粉砕)〕
中線量（1mSv/h～
1Sv/h以下)〔フード室〕〔前処理(溶解･分離、試料調製)〕

グローブボックス（据付）【第1棟の運用開始に向けた準備状況】〔パネルハウス室〕〔搬出入〔搬出入前室〕エアロック室〕〔小型受入物待機室※1〕●第1棟に設置予定の実機と同等の模擬設備、分析装置を施設管理棟 ワークショッ
プに設置し、より実践的な訓練とモックアップを実施中です。

低線量（1mSv/h以下）

1階〔前処理(サンプル作製)〕※1) 分析対象物を受け入れてから分析に必要な試料を採取するまでの一定期間一時保管し、また、採取後、分析が終了し、第1棟から払い出すまでの期間、分析対象物（分析残試料）を一時保管する。
※2) 56基には、38核種分析のための前処理のほか、廃液処理及び放射線管理のためのフードも含まれている。

第1棟 試料動線

施設管理棟

模擬鉄セル

グローブボックス

微生物による模擬燃料デブリの分解メカニズムの解明
劉江1), 土津田 雄馬1), 北垣 徹1), 香西 直文1), 大貫 敏彦2), 池田 篤史1)1) 日本原子力研究開発機構、 2) 東京工業大学・先導原子力研究所

 1F事故では、溶融炉心燃料が格納容器内の構造物と一緒に溶け固まった、いわゆる燃料デブリが生成していると想定されている、
 1F廃止措置における燃料デブリの取り出し作業において、燃料デブリ性状の経時変化を把握・推定する必要がある、
 地下水流入等による炉内への微生物侵入が想定されることから、微生物が燃料デブリの性状に及ぼす影響を予測する必要がある。
微生物による燃料デブリの経時変化を実験的に検討し、燃料デブリの分解メカニズムを解明する。

Day 0

模擬燃料デブリ (2 g/L, 混合粉末)(Ce,Zr)O2: Fe: SiO2＝1:2:1 (モル比) 微生物存在下では、試料液は3日経過頃
から茶色に変色した、
 培養液は細菌増殖により1日目から懸濁し始めたが、15日以降は濁度が低下した。

液体培地（Basal medium, 50 mL, 30 ℃, 20 days）
Glucose: 10 g; (NH4)2SO4: 1.0 g; KCl: 0.2 g;
MgSO4: 0.2 g; K2HPO4: 0.1 g;
Distilled & deionized H2O: 1000 ml;
pH: 7.23

培養液におけるZr濃度

培養液におけるFe濃度
0.15

320
debris with P.fluorescens
debris with B.subtilis
debris in water
debris in Basal medium

240

Zr濃度[ppm]

Fe濃度[ppm]

細菌:(1)シュードモナス(自然界に広く存在するグラム陰性菌、P. fluorescens);(2)バシラス（自然界に広く存在するグラム陽性菌、
B. subtilis）

Day 20160

debris with P.fluorescens
debris with B.subtilis
debris in water
debris in Basal medium
0.10

0.05

80

①

細菌
P. fluorescens(Ce,Zr)O2
〇

Fe
〇

SiO2
〇

培地[50 mL]Basal②

B. subtilis

〇

〇

〇

Basal

③

×

〇

〇

〇

Basal

④

×

〇

〇

〇

水

0.00

0
0

5

10

15

0

20

5

10

15

20

培養時間[天]培養時間[天] 微生物存在下において、FeおよびZrの溶出（溶解）が確認された。

Day 20Fe(Ce,Zr)O2

模擬燃料デブリ（2 g/L）を入れたフラスコをオートクレーブで滅菌(121 ℃, 15 min)(Ce,Zr)O2

Fe

SiO2
SiO2
50μm

50μm

オートクレーブで滅菌した培養液を模擬燃料デブリの入ったフラスコに50 mLずつ分注
Day 20

培養液に細菌を無菌的に植菌し、シリコン栓で密栓
静置培養（ 30 ℃, 20 days ）①細菌の増殖（生菌数）を調べるため、培養液の濁度を継時的に観察
培養液を経時的にサンプリングし、遠心分離後、上清の元素濃度を
ICP-OESで測定、沈殿物はSEM-EDXで観察
本実験は３回同じ方法で実施（n＝3）

燃料デブリの微生物代謝による分解メカニズムに関する知見を獲得した：
1.

FeおよびZrなどの元素の一部は溶液中に溶存種として溶解する；

2.

燃料デブリから溶出した元素の一部は再沈殿し粒子を形成する。

これらの結果から、微生物の存在により、燃料デブリの物理化学性状に変化が起こる可能性が考えられる。

1μm

Day 20

②

At.％

17.6

C

12.46

N

1.24

N

0.32

Mg

0.22

Mg

0.28

Si

0.08

Si

0.14

P

1.45

P

1.31

S

0.14

S

0.07

Fe

15.76

Fe

27.54

Zr

1.27

Zr

0.34

Ce

0.46

Ce

1.43

①

At.％

C

②

1μm

 培養20日において、微生物存在下ではFe0の粒子が見られなくなった、
 模擬燃料デブリの主要元素を含む沈殿（溶解後の再沈殿）が観察された。

1.

(U,Zr)O2を含む模擬燃料デブリを製作し、微生物との混合培養を行い、燃料デブリの経時変化における影響を検討する、

2.

特殊な細菌(e.g. Shewanella putrefaciens (アクチノイド元素を取り込む菌))を用いて、当該微生物と燃料デブリとの相互作用を調べる。

燃料デブリの簡易線量率評価ツールの開発
寺島 顕一、奥村 啓介
燃料デブリ研究ディビジョン 計量管理・線量評価グループ
取り出される燃料デブリの表面付近における線量率は、遮蔽設計や輸送、保管などの取り回しを検討するための重要な情報である。そこで、近い将来に東京電力福島第一原子力発電所から取り出しが予定されている燃料デブリサンプルに適用可能な線量率予測手法を開発した。この手法により、多様な性状が予想される燃料デブリの線量率の範囲、線量率に寄与する主要パラメータとそれらの感度を明らかにした。

イントロダクション

線量率予測ツール

東京電力福島第一原子力において、微量な燃料デブリのサンプリングが予定されている。しかし、号機やサンプリング位置によって多様な燃料デブリが存在すると予想され、このことが、放射線遮蔽や作業員の被ばく管理のために必要な燃料デブリの線量率予測を困難にしている。
そこで、モンテカルロコードである
PHITSによる多数の光子輸送計算と理論モデルを基に組み合わせた
フィッティング式を作成し、燃料デブリの表面付近における線量率（以下、↑ サイズや元素組成などが表面線量率）の予測手法を開発
多様な燃料デブリの一例
した。

予測ツールの作成↑表面線量率の計算ツール
予測ツールの結果一例

燃料デブリの表面線量率予測手法
予測手法の作成
表面線量率は、燃料デブリのサイズや放射線源となる核種など複数のパラメータを考慮する必要がある。しかし、パラメータの組み合わせは膨大であり、各パラメータ値を推定するための情報は非常に限定的である。そこで、
表面線量率を予測するための評価式を以下の手順で作成した。
1. 燃焼計算と放射化計算により線源組成を作成
2. 線源核種ごとにガンマ線の線スペクトルデータを作成
3. 核種ごとの単位線源を、燃料デブリを模擬した球体系に均質一様に与え、パラメータの組み合わせごとにPHITSにより線量率を計算
4. 膨大な計算結果から得られたフィッティング式と、線源崩壊等の理論モ
デルに基づいて、表面線量率の評価式を作成
燃焼・放射化計算組成
ガンマ線源計算(線スペクトル)
性状パラメータ設定
ガンマ線輸送計算(モンテカルロコードPHITS)

デブリ線源・性状パラメータ① 燃料デブリ種類 （溶融デブリ、MCCI、金属層…）② 密度及び気孔率③ 揮発性FP放出率(放出無、低放出、標準放出、高放出)④ 取り出しデブリの大きさ（直径約10cm以下の球形）⑤ デブリ燃焼度 (0～約55 GWd/t）⑥ デブリ主要元素組成 (U, Zr, Fe, Si, Ca,Al,…)⑦ 評価時期（事故からの経過時間
均質組成
デブリ球モデル

表面線量率
データ整理
評価式作成

簡易評価ツール(EXCEL)作成

評価式Dを用いて表面線量率を簡便に計算するツールをエクセルにより作成した。デブリの主要元素組成や燃焼度などのパラメータを入力することで、線量率と核種ごとの寄与率を計算することができる。

溶融デブリ

MCCIデブリ↑表面線量率計算の結果例（2号機、事故後10年経過を想定）
表面線量率の増加傾向は、かさ密度が小さいMCCIデブリで明確に確認できる一方、かさ密度が大きい溶融デブリでは徐々に飽和傾向が見える。また、MCCIデブリの表面線量率は溶融デブリの線量率より小さいことが分かる。

特定のパラメー
タに対する表面線量率の変化（感度）

表面線量率Dの評価式
燃料燃焼由来の核種による寄与
𝐷𝐷 𝑟𝑟, 𝜌𝜌, 𝑢𝑢, 𝑤𝑤𝑍𝑍𝑍𝑍 , 𝑤𝑤𝐹𝐹𝐹𝐹 , 𝑡𝑡, 𝑁𝑁𝑍𝑍 , 𝐵𝐵, 𝑓𝑓⃗𝑓𝑓𝑖𝑖
構造材の放射化由来によ� 𝑃𝑃𝑖𝑖 𝑟𝑟, 𝜌𝜌, 𝑢𝑢, 𝐵𝐵, 𝑡𝑡 � 𝑅𝑅𝑖𝑖 𝑟𝑟, 𝑢𝑢, 𝑁𝑁𝑍𝑍= � 𝑔𝑔𝑖𝑖 1 −60Co寄与
る
100
𝑖𝑖
𝑍𝑍𝑍𝑍
𝑍𝑍𝑍𝑍
+ 𝑔𝑔𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶
� 𝑃𝑃𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶
𝑟𝑟, 𝜌𝜌, 𝑤𝑤𝑍𝑍𝑍𝑍 , 𝑡𝑡

𝐹𝐹𝐹𝐹
𝐹𝐹𝐹𝐹
+ 𝑔𝑔𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶
� 𝑃𝑃𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶
𝑟𝑟, 𝜌𝜌, 𝑤𝑤𝐹𝐹𝐹𝐹 , 𝑡𝑡

𝑍𝑍𝑍𝑍
𝑍𝑍𝑍𝑍
+𝑔𝑔𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆� 𝑃𝑃𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆
𝑟𝑟, 𝜌𝜌, 𝑤𝑤𝑍𝑍𝑍𝑍 , 𝑡𝑡 � 𝑅𝑅𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆 (𝑟𝑟, 𝑢𝑢, 𝑁𝑁𝑍𝑍 )

𝐷𝐷
r
𝜌𝜌
𝑢𝑢
t
𝑁𝑁𝑧𝑧
B
𝑤𝑤𝑍𝑍𝑍𝑍
𝑤𝑤𝐹𝐹𝐹𝐹
𝑓𝑓𝑖𝑖
𝑔𝑔𝑖𝑖
𝑃𝑃𝑖𝑖
𝑅𝑅𝑖𝑖

� 𝑅𝑅𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶𝐶 (𝑟𝑟, 𝑢𝑢, 𝑁𝑁𝑍𝑍 )被覆管の放射化由来による
125Sb寄与: 表面線量率 (H*(10)) [mSv/h]: 燃料デブリ半径 [cm]
: かさ密度 [g/cm3]: 燃料デブリ中のウラン濃度 [wt.%]: 事故後の経過時間 [年]: 燃料デブリの元素組成に基づく陽子数密度 [個/cm3]: 燃焼度 (GWd/t): 燃料デブリ中のジルカロイ濃度 [wt.%]: 燃料デブリ中の鉄濃度 [wt.%]: 事故時における揮発性FP核種の放出率 [%]: 補正係数 (標準設定値＝1.0): 核種ごとの光子放出率関数 [個/秒]: 核種ごとの単位線源による表面線量率応答関数 [(mSv/h)/(個/秒)]↑各パラメータ(燃焼度、かさ密度、FP放出率、2019年3月からの経過時間)に対する溶融デブリ(半径＝3.0cm)の表面線量率依存性
これらの結果は表面線量率の各パラメータに対する大きな依存性を示すものである。このことから、表面線量率の精度を向上させるためには、寄与が大
きいパラメータの範囲を絞り込む必要があることが分かる。
まとめ
東京電力福島第一原子力発電所から取り出される多様な燃料デブリに対応可能な線量率予測手法を開発した。これにより、今後の燃料デブリの取り回し等を検討する上で有用な線量率情報（寄与パラメータの依存性と感度）が得られるようになった。
本研究は経済産業省平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)」の研究の一環として実施したものです。

燃料デブリ凝固のコンピュータシミュレーション
佐藤

1
拓未 ,

1 背景

2
伸文 ,

2
勝成 ,

1
勇二 ,

上島
及川
永江
1日本原子力研究開発機構, 2東北大学
燃料集合体: UO2, Zry, S.S., B4C

福島第一原子力発電所事故

デブリは上下に成層化

原子炉は様々な構造物・材料で構成
崩壊熱により燃料が溶融 構造物を溶かしながら落下→様々な物質が混ざったデブリを形成

圧力容器：炭素鋼

燃料デブリ

格納容器

これまでの原子炉事故の研究
・燃料デブリを模擬した試験：
デブリは2～3層に成層化 [1]・コンピュータシミュレーションによる事故現象の予測：
時間をかけてゆっくりと凝固する可能性 [2](1号機MAAP解析：1K/min以下)

高密度の金属層Fig. 過去試験の模擬デブリ[1]Fig. 1F格納容器デブリ分布模式図

研究の目的 これまでのシミュレーションでは凝固時成分偏析の予測は不十分
 燃料デブリ凝固時の成分偏析を考慮した解析モデル開発する

2 成分偏析発生メカニズム・シミュレーションモデル概要

温度, T

T1

L:液相
1,凝固

固相濃度
T2

C S C0CL
濃度, C

S:固相 L+S

多成分の物質が凝固する場合

溶質分配モデルB

液相側の溶質濃度 Fig. 2元系状態図模式図が濃くなる

溶質元素の移流・輸送

L:液相

凝固界面の溶質元素が対流により輸送される

1,凝固

𝝏𝑪𝑳
𝟏 − 𝒌 𝑪𝑳=𝝏𝒇𝒔
𝟏 − 𝒇𝒔
Scheil モデル [3]→液相全体の溶質濃度上昇
𝑓𝑠 : 固相率[-]
𝐶𝐿 : 液相中の溶質
濃度[-]𝑘: 分配係数[-]2, ミクロ偏析

凝固界面から離れた位置で溶質濃度上昇3,移流Fig. 凝固界面模式図

凝固時の濃度変化を計算

メカニズム

3 結果（既存試験解析例）

1,

・既存模擬デブリ凝固試験(CVR,2017)体系での解析
主要組成：UO2-30wt%ZrO2-2wt%UGd2O3 （燃料＋被覆管＋添加物）
るつぼ部を下方向に引抜き、底部からの一方向凝固を実施（簡易的なモデルで計算）※濃度比＝濃度/初期濃度

2,
3,
4,

解析手順

伝熱計算 (1）
溶融物の凝固凝固量計算 (2)溶質分配
溶質分配計算
溶質元素の移流 流動・移流計算
マクロ的な成分偏析

測定位置t= 2000s

固相率分布

青：液相

・メカニズムに従った計算を実施.
・1~3を繰り返すことで最終的な成分分
布を予測.

試験結果
計算結果

2.5

t= 1000s

解析手順

3.0

Gd2O3濃度 [wt%]経過時間
t = 500s

ミクロ偏析により凝固界面の溶質濃度上昇

液相中の溶質濃度が変化する

液相濃度

S:固相 2, ミクロ偏析A

溶質元素

凝固時の溶質分配（ミクロ偏析）𝐶𝑆
分配係数: 𝑘 = < 0𝐶𝐿

低密度の酸化物層

コンクリート・実際のデブリも成分の不均一化（成分偏析）が発生していると考えられる.
・機械特性(取出しに必要)等の物性が場所によって変化する.

L+S

倉田

2
正輝

2.0
1.5
1.0
0.5

赤：固相

0.0

Gd2O3濃度比分布

0

青い領域
濃度:低

Fig. 凝固完了時のGd2O3
Fig. 模擬デブリ断面
濃度比分布 (t=4370s)

10
20
30
底面からの高さ [cm]40

Fig. 中心部Gd2O3濃度プロファイル
解析/試験結果比較

試験結果との比較
 下部：初期凝固部にてGd2O3 濃度が上昇.
 上部：凝固後期部ではGd2O3 濃度が低下.

赤い領域
濃度:高

Fig. 経過時間ごとの計算結果（固相率・濃度比分布）

 デブリ凝固のシミュレーションにより成分偏析を再現できていることを確認.

 燃料デブリ凝固時の成分偏析について、発生メカニズムを元にシミュレーションモデルを構築した.

まとめ 既存の試験体系での燃料デブリ凝固解析を実施し、成分分布を比較した. その結果、燃料デブリ凝固時の成分偏析傾向の予測が可能であることが確認できた.
 今後は、より定量的な評価及び多成分系の拡張といった高度化、実際の１Fデブリの分析結果比較・予測を実施していく.
References[1] Washiya T, International Symposium on the Decommissioning of TEPCO’s
Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 1-4, March14, 2012.
[2] Main Results of the First Phase of MASCA Project, RRC Kurchatov Institute,OECD MASCA Project integrated report, (2004).
[3] E. Scheil, Z. Metallkd. 34(1942) 70.

 M0È(āđĂē MpĄüćÿČđ
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n G ;ÌWçáøMpìĔkÔ
ºóæÙòáÕ

ÔÔĕëåÙæìÃú

Mpìkn MpĔ ÔôĕìÃçáøãóÔ^BUnëõ÷zmàãMpìkú£äæÙòáÕ
n;NDÛö\$àão@,4ôOT­§ (TIP) ¾Â6ì^B¡kú£ÙòàãĔ.1ĕÕkĄēĂíÔ
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TIP配管閉塞物
PCV堆積物10
1

137

Cs に対する放射能比

0.1

0.001

-5

10

-7

10

-9

10

1&uo@,4

2&uTIP¾Â6

.1 k²`ì7ª*1

55Fe
60Co
63Ni
90Sr-90Y
93Zr
93mNb
94Nb
93Mo
99Tc
106Ru-106Rh
110mAg
121mSn
126Sn
125Sb
134Cs
137Cs
144Ce
152Eu
154Eu
155Eu
234U
235U
236U
238U
237Np
238Pu
239Pu
240Pu
241Pu
242Pu
241Am
242Cm
244Cm

-11

10

核種

*1 MĒzmyAăēĉ'ėC´Ĕ65-ĕĖĔJV31KK4e25bĕMpì

.2 k²`Ûöqßùã^B¡Lì
137 Cs ëAáøx*1.3 ka|ìcĒ¸¹ìs©

n ¦îÝêéìĎĀþú áøãóÔ=ë áøY¤ìÃú£äæÙòáÕ
n 8nÇ!¯ĀčĎēú=ë áøaèàæÔyú'áø¬:ì»úq®àÔ>Ñè«këõ÷âì3hêfUú
³àæÙòáĔ.4Ô5Ô6ĕÕ

.4 '¬:ĔċĆĎĀ2ĕìfUúq°áø>Ñ*2*2 ÉPöì5*ĔÓ¬:úÙã?ìyÊÆvëÅáø,” =H<¥(2016)ĕ
ëõø²ÑĄēĂúàæÙøÕ

.5 y¹LIì«klĔy~Ã9Ûö800Sĕ.6 yLúáøt;

Mpìèn tÖêÎìMpú=ëáøãóÔMpì/èì=ëÅáøú£äæÙòáÕ
n /ièàæûďýĎ}Ui` (Alkali Activated Materials; AAMĕì»%¡Uú± àæÙòáĔ.7ĕÕ
n ëÚÞøRÍ·Ü^BUnì#ë"ñáRÍú± àæÙòáĔ¥1ĕ Õ.7 /jĔÁàæÛöìÏdÄĕè1QLìÅ¥1 ^BUnÜāĊđąë#áøUĔ#_ĕðìRÍ

h¶`ëíÔJV28KL¨w×MĒzmyArµ¨À / MpìĒëÅáøÃØ"ïJV29KL¨w×MĒzmyArµ¨À / MpìĒëÅáøÃĔ£X|"ïkX|ëÅáøÃĕØìVlì½Ü)òùæÙòáÕ

１F放射性廃棄物分析のための
微小スケール分離技術の開発
1
2
2
2
1
大内和希 ，Aileen Brandt ，黒瀬悠作 ，塚原剛彦 ，北辻章浩
1 日本原子力研究開発機構

原子力基礎工学研究センター 分析化学研究グループ
2 東京工業大学 科学技術創生院 先導原子力研究所

背景と目的 1F放射性廃棄物を迅速・安全に分析する技術の開発［1F廃止措置をはじめとする放射性廃棄物の分析］

マイクロ化学チップによる微小スケール分析

放射性廃棄物の適切な処理・処分には、“どんな核種”が“どれだけ（量）”を明らかにする必要⇒課題：1Fで発生する大量の多核種多様な廃棄物の分析
現行法：カラム分離＋検出
還元剤等

試料

検出装置（定量）：ICP-MS, LSC［本研究の目的］

・手作業、多段・煩雑な操作⇒多くの分析従事者、長時間・多量の廃液（100 ml以上）⇒二次廃液（廃棄物）が多い
・多量の試料量（1 ml以上）⇒被ばくリスクが大きい“1枚のチップで前処理～検出まで”
・複数の操作を一体化
液体シンチレー
③検出
ションカクテル⇒自動化、短時間試料②分離・廃液（mlオーダー）⇒二次廃液（廃棄物）が少ない①原子価調整・試料量（1 mlオーダー以下）⇒被ばくリスクが小さい
チップをそのまま測定

放射性廃棄物分析の迅速化・安全性向上に貢献
微小スケールかつアクチノイド（ウランなど）の高選択的な分離に必要となる①原子価制御用チップと②分離用チップを試作し、性能評価した。

原子価調整用チップの性能評価

分離用チップの性能評価

原子価調整用試作チップ

分離用試作チップによるウランの吸着脱離性能の評価

・作用極（WE）: Pt (幅0.5 mm) ×5本
・対極（CE）: Pt (幅 0.5 mm)
・参照極（RE）: Ag/AgCl
・マイクロ流路：幅0.5 mm, 深さ50 mm

CE

速い反応（Fe(III) + e- → Fe(II)）に対する性能評価
120

流速1 ml/min

3020

電極本数の増加に伴い
高電解効率

10
0

1

2

3
4
電極本数

流速: 300 ml/h, ウラン試料注入量: 100 ml⇒（課題）ウランの吸着率：50%、脱離率：20%と低効率考えられる要因：流速、試料注入量、流路形状

電極5本

5

低流速であるほど
高電解効率

80
60
40
20
0

0

2

4
6 8
流速 / ml min-110

図1 Fe3+の還元効率．[FeCl3] = 1 mM, [HClO4] = 0.01 M, [NaClO4] = 1 M.

Fe3+の還元⇒電極5本、流速0.5 ml/min で効率100%
高効率な電解条件⇒電極本数（面積）：多、流速：低遅い反応（U(VI) + 2e- → U(IV)）に対する性能評価（課題）電極5本、流速0.3 ml/minで70%と低電解効率⇒電極面積を増やすことで遅い反応の高効率化

まとめ

矩形の流路形状10040

還元効率 /%

還元効率 /%

50

分離用チップ●高選択的な分離のためのイオン交換
樹脂をマイクロ流路に導入し、チップカラムを作製・陰イオン交換樹脂: MCI GEL CA08S(粒子サイズ11 mm)
・カラム容量: 0.24 ml(幅: 1mm, 深さ: 30 mm, 長さ: 8 mm)

吸着脱離効率が低くなった要因の検証
簡易的に微小スケールでの検証が可能なテフロンチューブカラム (内径0.3 mm, 長さ16.5 mm, カラム容量: 1.17 ml)を用いFe（Uと同じ分離挙動）の吸着脱離効率を調査
120

チップでの条件

120

100

100

80

80

60
40

高流速でも
問題なし

吸着
脱離
20
試料注入量: 75 ml
0
円形カラム 0 3 6 9 -1 12 15
流速 / mh

図2 Feイオンの吸着脱離効率．

割合 /%

WE

流れの
方向

割合 /%

RE: Ag/AgCl●精密な原子価調整のための電位制御⇒三電極系（作用極、対極、参照極）に
よる電解

60
40

チップでの条件

注入量が多くても問題なし吸着
脱離20
流速: 12 mh-1
00 100 200 300 400 500
試料注入量/カラム容量

低効率の要因は流路形状⇒円形することで高効率化が期待①原子価制御用チップ： 速い反応の原子価調整に適用可能、遅い反応には性能が不十分（今後の展開）電極面積を増やし高性能化したチップを作製し、性能評価を行う。
②分離用チップ： イオンの吸着脱離効率には流路（カラム）形状が寄与し、円形が効果的（今後の展開）流路形状を円形状に改良したチップを作製し、性能評価を行う。

放射性廃棄物分析の効率化を目的とした前処理技術開発
1,2
1,2〇相田 玲奈 、佐野友一
1：大熊分析・研究センター 2：IRID

目的

日本原子力研究開発機構が整備中の大熊分析・研究センター 第1棟では、 東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所（1F）の廃止措置に係る放射性固体廃棄物の処理・処分に資するため、年間200試料の放射性固体廃棄物に対する38核種の分析に向けた技術開発に取り組んでいる。
【従来法における問題点】
受入物
63Ni、90Srのβ線、41Caの特性X線を測定するためには、
従来の前処理方法※38核種分析フローより抜粋
酸分解 （×3核種ごと）
核種ごとに精製する必要があり、前処理操作が煩雑である
吸着分離
吸着分離
イオン交換
赤字は、塩酸を添加
試料量が多く、作業時間が長い
イオン交換
蒸発乾固
レジン分離
部は、塩酸が残留
塩酸（HCｌ）の使用により分析設備にダメージを与える（それぞれ1gの酸分解試料を分析する場合）

レジン分離

すべての工程に塩酸（HCｌ）が残留

濃 縮

濃 縮

90Sr

イオン交換
41Ca

18.5 h硝酸（HNO3）の使用をメインとした、系統的な分析前処理手法の開発

24 h

前処理時間
25 h

63Ni

新規 63Ni、90Sr、41Ca 前処理手法
Ni 標準試料：2 mg
Sr 標準試料：2 mg
Ca標準試料：50 mg
Cs標準試料：1 mg
in HNO3 16 mL

酸分解試料
炭酸塩沈殿生成沈殿
溶解

赤字は、HClを添加
青字は、HNO3を添加
部は、HCｌが残留

図1．Niレジンによる分離

上澄み

溶解

炭酸塩沈殿生成
沈殿

⑥ 上澄み
（廃棄）

Sr レジン③ 溶離液 ④ 通過液+洗浄液（Sr 精製試料）（廃棄）Fe（沈殿剤）
Fe沈殿にCaが9.7％含まれていたことから、沈殿生成時のpHを厳密に調整

水酸化Fe沈殿生成（pH9）上澄み⑦ Fe沈殿（廃棄）

水酸化物沈殿生成（pH10～）
沈殿
溶解

各精製試料において80％以上の回収率が得られた
pH試験紙を変更

表2．従来法との比較
特定領域
pH試験紙

⑧ 上澄み
（廃棄）

⑨ 通過液+洗浄液（Ca 精製試料）

⑩ 溶離液
（廃棄）

実際の試料を想定した分析
表3．各試料1gにおける前処理試験の結果回収率（％） n=3
Ni

Sr

Ca

コンクリート

86.3

45.8

76.3

灰

88.8

58.0

72.8

【使用した試料】
コンクリート：フライアッシュセメントB種
灰：天然松灰
Sr、Ni：各2 mg 添加（回収率測定のため）Srの回収率が低い☆沈殿を再溶解・再沈殿し、上澄みからSrを回収する

HCｌ使用量（mL）

作業時間（時間）

3
1

62
4

68
30

約7％に減少約44％に減少

新規手法

1
に減少
3

Srレジンを用いてSrを回収

実用的な前処理手法の確立に向けて

試料量
従来手法

Ca精製試料にSrが0.2％含まれていたことから、分離操作を追加

Sr レジン

回収率（％） n=3 （％RSD）
Sr
Ni
Ca
Cs
3.3
0.1
2.4
95.4
1.6
0.0
0.2
6.8
88.8（0.3）
0.0
0.0
0.0
0.6
0.0
2.9
0.0
0.0
93.3（1.5）
0.0
0.0
0.2
0.1
1.1
0.1
0.2
1.3
5.6
0.0
3.8
0.0
3.8
0.0
0.0
0.3
81.1（1.2）
0.0
0.1
0.1
0.0
0.0

① Cs 上澄み② Sr 上澄み③ Sr 精製試料④ Sr 通過液+洗浄液⑤ Ni 精製試料⑥ Ca 上澄み⑦ Fe 沈殿⑧ Ca 上澄み⑨ Ca 精製試料⑩ Ca 溶離液

② 上澄み
（廃棄）

溶解

⑤ 溶離液
炭酸塩沈殿生成 （Ni 精製試料）

図2．沈殿生成表1．分離工程における各元素回収率☆沈殿

通過液+洗浄液

溶解① 上澄み（Cs 分析に使用可能）

水酸化物沈殿生成

Ni レジン

沈殿～前処理の様子～

まとめと今後の予定【まとめ】
63Ni、90Sr、41Caについて、系統的な前処理手法を開発した

従来法と比較して試料量、HCl使用量、作業時間を減少させた【今後の予定】当前処理手法での実試料の回収率の改善、妨害核種の影響評価について進めていく
本発表は、平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発）」に係る補助事業の成果の一部を取りまとめたものです。

福島研究開発部門

・背景と目的
福島第一原子力発電所の事故以降，様々な環境での線量分布を測定することが求められている．プラスチックシンチレーションファイバ(PSF)はライン
上での線量測定を行う際に測定時間が短縮できるためによく利用されるようになった測定系である．本研究ではさらに適応範囲を広げるために，PSFをらせん状に配置することによって3次元線量分布を測定する方法を検討した．

・PSFの測定原理
放射線がPSFに入射するとシンチレーション光が発生し，その光が両端の光検出器(PM)まで到達する．
この時，放射線の入射した位置によって両端のPMに到達する時間に差ができる．
到達した時間差を時間・波高変換機(TAC)を用いて検出し，マルチチャンネルアナライザ上で線量の位置スペクトルとして表示した．
図1 PSF測定系のブロック図

・らせん状配置PSFによる線量分布の測定
・バンドルファイバーを用いた場合・シングルファイバーを用いた場合

 バンドルファイバー（10本束，5m）をらせん状に3周巻いた場合の測定  5mのバンドルファイバーの場合，ファイバーの曲げ強度が強いため，
系および，らせん内部に配置された60Co標準線源の配置を図2に示す．
PSFを3周以上巻くことが困難であった．そこで，「比較的，曲げ易いシン
この時，標準線源の配置は，図3に示すように，空間座標 [(x,y),h=zcm]
グルファイバー（クラレ(株); SCSF-78 1.0mmD：1本,長さ5m）でも，線量で表記することとした.
を分布測定することが可能か」について検証した．
 空間座標[(25,0),h=0cm]に線源を配置した場合の線量の位置スペクト  シングルファイバーを平面状に7周巻いた場合の測定系(図6A)と線量ルを図4Aに示す．位置スペクトル上に，３個のピークが存在し，線源かの位置スペクトル測定の結果(図6B)を図6に示した．位置スペクトル上らの距離が遠くなるにつれて，線量が減少 していることが分かった．
に，巻き数と同じ7つのピークが現れたため，シングルファイバーでの 線量分布のデータ（図4A）を3次元表示ソフトを用いて，3次元画像とし線量分布の測定が可能であることが明らかになった．
て表示した（図4B）．線量強度が高い点を赤，低い点を青で表示し，線  シングルファイバーを紙製の円筒の外周上にらせん状で等間隔に7周
量強度が徐々に減少する様子を表示できた．
巻いた場合の測定系を図7に示し，円筒内部に60Co線源配置した場合
 標準線源の高さを変化させて測定した場合の3次元画像を図5に示した． の線量の位置スペクトルの測定結果を図9A～図9Dに示した．
（空間座標[(-25,0),h=0cm]の時：図5A，空間座標[(-25,0),h=9cm]の時：
・60Co線源の配置:空間座標[(-10,0),h=0cm]の場合(図9A-B）
図5B）．線源の位置が高くなるにつれて，3次元表示画像の赤色部分も・60Co線源の配置:空間座標[(12,0),h=4cm]の場合(図9C-D）
上部に移動しており，線量の空間分布を3次元画像上で表現すること  らせんを7周にしてファイバー同士の間隔を狭めることにより，線量分ができた．
布での線量強度の減少をより細かく見ることができた．
2000

A

B

1500

Counts[(x,y),h=z cm]

1000

Φ=54cm
500

0
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

ch

図6 シングルファイバーを7周巻いた測定系(図6A)と線量の位置スペクトル(図6B)
図2 らせん状配置PSF

A

図3 らせん内部の線源の配置を表す空間座標B

Φ=22cm[(x,y),h=z cm]

B
図7 シングルファイバーをらせん状にした測定系

A

C

B

D

図8 らせん内部の線源の配置を表す空間座標

図4 らせん状PSFによる線量分布， A；位置スペクトル, B；3次元画像

AB

図5 線源の位置を変えたときの3次元線量分布，A; 高さ0cm, B; 高さ9cm

図9 らせん状シングルファイバーによる線源分布，
A-B；空間座標[(-10,0),h=0cm]， C-D；空間座標[(12,0),h= 4cm]・まとめ
 PSFをらせん状にして測定したことにより線源から遠くなるにつれて線量強度が減少していることが分かった．また，その線量分布を3次元的画像として表示することにより線量分布を視覚的に捉えやすくすることができた．
 PSF1本の測定では径をより小さく，7周巻いて測定したため線量強度の減少をより細かく表示することができた．

高温加熱されたコンクリートの強度への補強用鋼繊維混合の効果の有無

福島工業高等専門学校
髙橋康太郎，車田研一，緑川猛彦

研究目的

結果・考察

60.0

1.5
Control
F
1.0

0.5

0

Control
F
1.0

0.5

0
0

50.0

After 28-day re-immersion

1.5
Residual Ratio of
Compressive Strength

高温加熱されたモルタルやコンクリートでは再養生により，強度が有意に回復する．

70.0

As-heated
Residual Ratio of
Compressive Strength＜背景＞
メルトダウンと注水を経たコンクリート構造の強度推移の推定が重要である．

200
400
600
800
Elevated Temperature (℃)

1,000

0

200
400
600
800
Elevated Temperature (℃)

1,000

40.0
30.0
20.0
10.0
0.0
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000

void
heated鋼繊維（Steel Fiber）
─極限ひずみの増進効果
再養生系で，補強のために添加された鋼繊維は強度回復にどう影響するか？

condense

As-heated

1.5

sound

re-immersion
in waterrecovered

After 28-day re-immersion

1.5

Control

Residual Ratio of theYoung's Modulus

0

Residual Ratio of theYoung's Modulus

高温加熱による脱水で生じた隙間は，再養生によって埋められ，強度が回復する．

①圧縮強度
再養生により特に650℃付近で強度回復がみられた．しかし その回復の程度は鋼繊維の添加により
縮小する．

F
1.0

0.5

0

Control
F
1.0

0.5

0
0

200
400
600
800
Elevated Temperature (℃)

1,000

0

200
400
600
800
Elevated Temperature (℃)

1,000②静弾性係数再養生により，圧縮強度と同様に回復した．
その度合いは圧縮強度の回復と比較して大きい．

（Φ100mm, h=200mm）

高温加熱（100℃, 150℃, …, 950℃,
1000℃，24時間）

再養生

As-heated
1.5
Control
F
1.0

0.5

0
0

200

400

600

800

1,000

Residual Ratio of Dynamic
Elastic Modulus

コンクリート
円柱供試体の作製

Residual Ratio of Dynamic
Elastic Modulus

研究方法

After 28-day re-immersion

1.5

Control
F
1.0

0.5

0
0

200

400

600

800

1,000

Elevated Temperature (℃)

Elevated Temperature (℃)③動弾性係数
鋼繊維を含まない場合，再養生により回復したが，鋼繊維を含む場合，回復はみられなかった．

（20℃，28日間）

強度測定（３指標）

steel fibergap

The gap remains.

①圧縮強度，②静弾性係数，③動弾性係数shrinkagesound concreteまとめ(1) 補強用鋼繊維の混入により圧縮強度や弾性係数の回復が妨げられる．
(2) 鋼繊維とセメント成分の付着の回復が難しいため，鋼繊維の混入により力学的強度の回復は阻
害される．
(3) 弾性係数は 圧縮強度以上にコンクリートの高温加熱による劣化の影響を受ける．

newly emerging
hydrate by
rehydration reaction

加熱により，セメントペーストの収縮で隙間が生じる．
(A)再水和は 固相/固相相転移過程であるため，
鋼繊維とセメントの剥離は復元されない．
(B)鋼繊維が脱水和で発生した亀裂中で介在物（インターカレート）となり，再水和時の間隙の消滅を妨げている可能性がある．

高可操作性となる移動マニピュレータの連続姿勢の逆運動学解法
関 翔太 , 成瀬 継太郎 （会津大学）

可操作性楕円体はじめに

本研究ではE2 Spiderがボールバルブ(下図)を回す(左下 特異値分解 : 𝐽図)ために適切な作業位置と姿勢の決定をするための新𝑢
しい可操作性を提案し、MATLABで検証する。
⋮
𝑈
𝑢
※イメージ
𝜎
0
0 𝜎
Σ
0 0
E2 Spider（右図）
サブクローラーとKINOVA社製のJaco2アーム搭載の災害対応ロボット

作業位置

逆運動学
𝜃 𝑡
𝜃 𝑡

1
⋮

1

𝜃 𝑡
⋮
𝜃 𝑡

𝐽

𝑥
𝑦
𝑧

, ヤコビ行列: 𝐽

評価値分布 擬似逆行列：𝐽

従来手法の楕円体

扁平な楕円体

𝐽 𝐽𝐽

𝜎
𝜎
𝜎

𝑈∗Σ∗𝑉
⋯ 𝑢
⋱
⋮
⋯ 𝑢
0 0…
0 0…
𝜎 0…

可操作性評価法
𝜕𝑥
𝜕𝜃
𝜕𝑦
𝜕𝜃
𝜕𝑧
𝜕𝜃

0.94890.87030.0789

𝜕𝑥
𝜕𝜃
𝜕𝑦
…
𝜕𝜃
𝜕𝑧
…
𝜕𝜃

提案手法の楕円体

𝜎1.0618𝜎0.9256
𝝈𝟑 𝟎. 𝟎𝟏𝟔𝟕
Very small
作業位置: (‐0.4, ‐0.7, ‐0.3)

従来手法：大きくて扁平な楕円体⇨手先の動くことができる範囲に制限ができてしまう
提案手法：球に近い楕円体⇨どの方向にも手先を動くことができる① det 𝐽𝐽
② 𝜋𝜎 𝜎 𝜎③ 𝜎④ 𝜎 ⁄𝜎⑤ 𝜎 ⁄𝜎…

球に近い楕円体

従来手法『楕円体の体積』
提案手法『楕円体の形』

𝜎𝜎
𝜎

𝜎
0.7275𝜎0.6888𝝈𝟑 𝟎. 𝟏𝟗𝟑𝟏
Not small
作業位置: (0.2, 0.5, 0.3)

高い可操作度を維持する
作業位置:(‐0.2, ‐0.5, ‐0.3)

まとめ

本論文では𝝈𝟑 (=可操作性楕円体の最も短い半軸)という新しい可操作度を開発した。これにより手先の速度の多様性を実現する姿勢の評価が可能になった。したがって高い可操作度を維持しながらバルブ回しを行うことができる作業位置と連続姿勢を見つけることができた。

0.62040.52920.2779

セシウムフリー鉱化法を用いた
福島の土壌除染
下山 巖1 、小暮敏博2、奥村大河2、馬場祐治1、本田充紀1、岡本芳浩1、Bernd Grambow1,3（1日本原子力機構; 2東大院理; 3University of Nantes)
汚染土壌問題

主な処理法①：分級処理
SiO2
Al2O3
SiO2

Cs

土壌
Cs+
シルト 粒子
選択除去
溶解
砂
礫
粘土
放射能
高
低
長所 : 高い除染率
欠点：廃液処理や吸着剤使
長所：比較的低コスト
欠点 : 土壌により除染率の 用により比較的高コスト。再生利用方法が未確立。
差が大きい。（10～98%）

粘土鉱物
ギザの大ピラミッド

9 倍以上

固定

Cs

模擬土壌の調整

セシウムフリー鉱化法
処理温度の低減化

非放射性
CsCl

福島県小野町
風化黒雲母WB

反応剤
乾燥粉末（Cs～5.1 wt%）

Cs汚染
土壌

化学反応

鉱物

Cs除去

資源化

試料調整

土壌

融解
1,000～1300℃
長所 : 高い除染率
欠点：高温により比較的コストが高い。生成物（スラグ）の再利用方法が未確立。

国内での試みCs 揮発率/ %Si
O

2200 万 m3

主な処理法②：化学処理
主な処理法③：熱処理
酸・アルカリ
NaCl ＋ 石灰 昇華
CsCl
吸着剤
スラグ

太平洋セメント（株）

模擬土壌（ベントナイト）CaCl2+CaO
1,300℃で>99％除去

温度 / ºC
K. Honma et al., 粘土科学, 52, 12 (2014).

組成変化
CaCl2添加

構造変化
X線回折

黒雲母
20

0.8

Ca/Si

真空
乾燥

0.02

400°C

0.0
60

0.1

10

500

温度 / °C

福島汚染土壌への適用
真空
大気

5
15
10

600°C

40

10
20

700

untreated 400

500

温度 / °C

600

700°C

0

600

650

700

750

CaCl2添加（重量比1:1）
2時間加熱

800

10

120

400

除染率 / %

Intensity (arb.units)
500

600

700

800

サイズの大きいK+とCs+を排出。
SiO2
Al2O3
SiO2

10.04 Å

500°C

K

SiO2
Al2O3
SiO2
Na

600°C

9.70 Å Cs+→ Na+のイオン交換による除染

900

温度 / °C

NaClの場合は真空条件で高い除染率を観測（NaCl添加 重量比1:1）

80

700℃で分解と相変態

800°C
6

7

8
2q / degree

普通輝石

T

M1

M2

60

700°C

0

70

4+ l3+ e3+ g2+ Li+ e2+ a2+ Na+ K+ Cs+i
S A F M
F C

Ion

未処理

20

60

90

0

100

40

50

4配位
6配位
8配位

150

NaCl添加の場合

60

40

30

大気、真空どちらでも750℃以上で高い除染率（～98%）80

30

2q / degree

温度 / °C

真空
大気

20

180

40
20

700

Ion diameter / pm

除染率 / %

60

5

熱処理後の主な生成物
ワダライト（塩素含有鉱物）
主要イオンのサイズ

富岡町帰還困難区域で採取（1万 Bq/kg）

80

600

10.1 Å

500°C

0untreated 400

100

5

15

5
0.0

10

20

0.4
0.2

0.00

超音波
遠心
洗浄
真空加熱
分離
14Pa, 2時間

0.6

0.01

(Cl/Si) / 10-3

400℃
500℃
600℃
700℃

水

重量比
1:1

水
Cs/Si

WB

K/Si

CaCl2

15

Intensity / kcps

0.03

9

+ → Na+のイオン交換による層間距離減少
K
10

Shannon R. D. & Prewitt C. T.
Acta Cryst. B, 25, 925–946 (1969) .

M2M1T2O6

まとめ
1．セシウムフリー鉱化法により従来の熱処理よりも大幅に低温での土壌除染が可能になった。
2．除染率とCs除去メカニズムは添加する
反応剤の種類・温度以外にも大気・真空などの条件に依存する。さらなる除染効率の改善のためにそれぞれの因子の影響解明が必要である。
謝辞
本研究はJSPS科研費16H02437の助成を受けています。

ボールミルを用いた粘土鉱物からのセシウム脱離法の研究
日本原子力研究開発機構 金田結依、横山啓一、矢板毅

背景・目的福島第一原子力発電所の事故によって放射性セシウムが放出された。
放射線による外部被ばくの低減や、仮置場や中間貯蔵施設の負担軽減のため、汚染土壌の減容化が望まれる。
汚染土壌の主な放射性核種は、揮発性の高いCs-137(半減期30年)、
Cs-134(半減期2年)によるものであり、セシウムは土壌中の2 µm以下の2:1型粘土鉱物に強く吸着されている。2:1型粘土鉱物の層間はFrayededge sites(FES)のような特異吸着的にCs＋を強く捕捉するサイトがあり、ここに吸着したセシウムの除染が非常に困難であることが知られている。
そこで本研究では、特異的吸着サイトの物理的破壊と、簡単な化学処理を組合わせた除染法を検討したので報告する。

試料は、福島県の土壌にも多く含まれ、放射性セシウムを強く吸着する
2：1型粘土鉱物である風化過程にある黒雲母(以下風化黒雲母)を対象とし、遊星ボールミルを用いて、粘土鉱物を物理粉砕することにより、強固に存在するセシウムを脱離させることを検討した。
本研究では、分級後の処理を想定し、粘土鉱物をボールミル用いて物理粉砕することにより、従来より容易で、環境に対する負荷が少ない手法での、汚染土壌減容技術(Cs脱離)の開発を目的とした。
Cs ：セシウム
Cs

Cs

liquidCs

鉱物を溶かすほどの強い酸等でなければセシウムの溶出が困難！！

liquid Cs
Cs

Cs

ボール

高速回転させて、粘土鉱物をボールで粉砕

2：1型粘土鉱物の層間構造Cs吸着(イメージ図)

セシウムが粘土鉱物から
液体に移動

粉砕後

試験方法
使用2:1型粘土鉱物：
風化黒雲母(福島県小野町産)
CsCl溶液浸漬・撹拌

粘土重量：溶液量
300 mg：20 mL
脱離溶液・濃度
NH4Cl・1 mol/L

Cs飽和吸着
粘土作製

洗浄
凍結乾燥

ボールミル回転速度と粉砕時間検討ボールミル処理
Cs飽和吸着粘土浸漬

粘土重量：溶液量 300 mg：20 mL
溶液濃度 1 mol/L
脱離溶液・イオン種
MgCl2・2(H2O) ，KCl ，
NaCl ，CaCl2 ，NH4Cl，なし(H2O)

ZrO2ボール(φ2)：30 g
回転速度・粉砕時間
300 rpm･400 rpm ･600 rpm
24 h ・ 72 h ・ 168 h

ボールミル
粉砕

イオン種の違いによるボールミル
粉砕脱離

粘土

XRD・XRF測定・SEM観察

溶液

ICP-MS測定

固液分離

ZrO2ボール(φ2) ： 30 g
回転速度・粉砕時間
400 rpm・ 72 h

XRD：Rigaku RINT-2000
XRF：Rigaku ZSXPrimusⅡ
SEM：JEOL JSM-IT100
ICP-MS：PerkinElmer
NexIon300D

試験結果
ボールミル粉砕前後のXRD測定結果

イオン種によるCs脱離率(%)の違い

(b)
風化黒雲母
400 rpm・72h

600 rpm
ボールミル粉砕

400 rpm

イオン交換

(a)

イオン半径の大きい（Cs+に近い)イオンである，NH4＋やK ＋溶液の脱離率が高い傾向

300 rpm

ボールミル粉砕前後のXRF測定結果

ボールミル粉砕前(a)
粉砕後(b)のSEM像
ボールミル粉砕によるCs脱離率(%)
XRD

100
24h

72h

168h

 72時間以上の粉砕で、X線
回折ピークが消失

Cs脱離率(%)

80
60

Cs脱離率

40
20
0
粉砕無

300 rpm

400 rpm

600 rpm ボールミル粉砕とイオン交換を併用することによりCs
脱離率が向上 回転速度の違いと長時間の粉砕による、Cs脱離率の大
幅な向上無NH4Cl溶液による粉砕では、
粘土層間内のMg2+、K+と効果的に交換まとめと今後の展開
 ボールミル粉砕とイオン交換を併用することで、従来より温和条件での高効率なCs脱離を確認した。
 風化黒雲母が多く存在する福島の土壌中に対して、本手法であれば汚染土壌の減容化に有効性があると考える。
 今後は、玄武岩質土壌、実土壌を用いて、ボールミル粉砕によるCs脱離法を検討する。

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4. ODĀ#ÿk ĂyÃ

3. ĠĝėĬĂÛ)Ā#vÿsĂd±Î´ÿĕaôøęįĬÄäÀ¶ĂÄä

IMüc,ôø7>Äj

6

0.01M, 25oC (sum)0.01M, 150oC (sum)0.01M, 200oC (sum)0.01M, 250oC (sum)4RĕåċĒý Cs íďïÛ)óēø

20

0

00.01M MgCl2 treated VB at 200oC

Cs

K

0.01M MgCl2 treated VB at 25 C

K

Cs1ôøČĂ
Cs-VB

5

10

Ă[
Ori-VB

10.1Å

15

20

25

2q/ o (CuKa)

{ÍĂ?%

30

35

400

500

600

700

800

After
W

40

40

80

0.4
60
0.3
40

0.2

20

0.1
0.0

0
150

25

200

250

o
TemperatureRĵ℃Ķ( C)Rĕ?êø;.Ă Cs 4+Ă?%

0.8

20

Residual Cs

75

67%

50
25
0

2.1% 0.1% 0.1%
Cs-verm

25oC

150oC

200oC

250oC

0.4
0.2

10

0.0
K+

Na+

Mg2+ Ca2+

Al3+

La3+

Ce3+

CationsÜĖĘĲĂ£âĭęĥğĬĂyÃ

0.6

150℃ü#víBîé

100

Ori-verm
Cs-verm
25 oC
150 oC
200 oC
250 oC1.0ÜĖĘĲR 0.1 M
R 150oCôø 50 mL

30

0

100

Desorption ratio
4+!.

AĂĖĘĲĂ#víBîé

o

12.0Å

300

ęįĬü4+óēĒ Cs RĂ?%
50

0.01M MgCl2 treated VB at 150oC

14.3Å

Cs

200

Before0.5

Residual Cs (%)

Mg

100

0.6

ElutedMg
BedĂÖ
volumesôøĠĝėĬĂ4+!.
Desorption ratio (%)(%)

0.01M MgCl2 treated VB at 250oC

Mg
Mg-K
K

25.0Å

Intensity (unit)ĂÀ¶Mg

Cs ýĪĜĦĝėĬí
eöĒ*Yĕôø

40

2

0

åÔ

60

'À¶

ęįĬÄäÀ¶M/Si (wt%)~g®7ÄjĵħĴīĚĮįĖģĶ

80

0.01M, 25oC (single)
0.01M, 150oC (single)
0.01M, 200oC (single)
0.01M, 250oC (single)ęįĬÀ¶Radioactivity (cps/g)ĠĝėĬĂhJ¹(cps/g)hJ¹ĕ0Ċ­CĂP

100

8

ËĩĲĨ

Desorption ratio (%)

Bîÿ­CĕÛéøW

10

Total desorption ratio (%)

ĂÄjèĐìõċĠĝėĬĕ
1ó÷øČĂü BÖĂ7>ĕöĒĀăæÎ´ĀöĒÀ¶íXÁüèđæęįĬ
VTĂÀ¶ĀďĒĠĝėĬĂÛwk
ĕÆĆøçü ÜĖĘĲĂ£âčRĕ?êû#v
ÿsĕÆĆæMg ĕéû
150℃üöĒk í»éòýĕnĐìĀôøç
ĠĝėĬĂ4+!. (%)ü w7>ĕ~gôø®7ĵħĴīĚĮįĖģĶýIMüc,ôø7>ĕéûæĕlôæĠĝėĬĕÛ)üîĒsĕÆĆøç• <ÄjĕĄĒéðöĒýæ²ìÿ­CĀhJZĠĝėĬíAï
0Ĉēûéøçü ĠĝėĬíÛ)óēĒ|Cĕ³p{ÍĂuĵXµ4_ĶĀďđÆĆæ
ĠĝėĬý Mg ÿþí eöĒòýĕìċæÞĀÒôøRsýôûæ150 ℃í»éòýíĔìùøç

ĠĝėĬĂ4+!. (%)ĕéøĠĝėĬĂÄä

(%)
ratio in each interval(%)
Desorption
4+ôøĠĝėĬĂ!.

kĕÂöç

ÜĖĘĲĂ£âĕ?êø;.Ă Cs 4+Ă?%

Mg

Al

Si

K

Ca

Fe

Cs

Ti

ComponentelementÜĖĘĲĂ£âÜĖĘĲýRĂ#vĂÈ

5. Ĉýċü ĠĝėĬüwôø7>ĕöĒkøçýôûæ

ĕ,đñæĠĝėĬíÛ)óēĒĭęĥğĬæĠĝėĬĕ#ĀÛ)öĒsĕGäĀÆĆü ĠĝėĬă®7×­CĂLĂÙĀ,đÊĈēĒýUï1óēĒíæòēĕ Mg ÿþĂĕéû 200℃ ¢RüöĒýæĠĝėĬí»ïÛ)üîĒ
òýĕnĐìĀôøçĈøæęįĬfĀďđÎ´ĀöĒòýí-¹üèĒçü 9æęįĬfĂsĕďđÅ²ĀyÃöĒýýČĀæODÿÀ¶ĂyÃĕtOzBD©ý&"ôûÏċûéĒç



JAEA, 福島研究開発部門
成果報告会 Feb, 27(2020)

福島県内に沈積した放射性セシウムの影響
および環境評価(日大院工1・日大工2) ○大水優希1 ，佐山涼太2 ， 佐藤健二1，2【 緒言】-----研究背景と目的

2011年3月の福島第一原子力発電所（福島原発）事故によって大気中に放出した大量の放射性Csが福島県内外に沈積した。その沈積量（Bq/m2）の地域的な分布は既に報告されている（図１）。そして，広範囲に沈積した放射性Csの134Cs/137Cs放射能比が，原子炉1号機と2, 3号機とではわずかに異なることや
原子炉2号機から放出した放射性Cs量が，原子炉1, 3号機の約20倍であることも報告されている（表１, ２）。本研究では，原子炉ごとに異なる134Cs/137Cs放射能比と放出量の相違を踏まえ，福島県内に沈積した放射性Csがどの原子炉（1号機 または2,3号機）由来のものか，また，放射性Csがどのようなルートで拡散・沈積したのかについて推定した。同時に，ため池の底質土壌など放射性Cs濃度の経年変化を踏まえ，放射性Cs濃度の高いため池の浚渫や河川沿岸土壌の除染が必要であることを報告する。
表1
無人ヘリコプター※) 文部科学省HP : 「航空機モニタリングの測定結果について」(平成23年11月25日)より抜粋

シミュレーション佐藤3)

Unit No.1

＜1.00

0.94

0.94

1.00

0.95

0.97

0.91(0.89~0.93)

0.90(0.90)

Unit No.2

1.09

1.08

1.08

1.15

1.09

1.11

1.00(0.96~1.05)

1.04(1.04)

Unit No.3

1.04

1.05

1.05

1.11

1.06

1.08

1.01(0.97~1.04)

1.00(0.99)

1.04-1.09

本実験で使用し た 放 射 性 Cs 濃 度 の 測 定
データの内，ため池の底質土
壌(8,023検体)については福
島県庁HP，そして，河川沿
岸土壌および湖沼の底質土壌(10,378 検 体 ) に つ い て は 環
境省HPに公開されている測定データを用いた。測定値は，いずれもGe半導体検出器で測定されたものである。

北大1) M.Chino, et al., Scientific Reports, 6, 31376(2016).
2) K.Nihizawa, et al., Japan Atomic Energy Agency, JAEA DATE/Code 2012018 (2012).
3) 佐藤義史, 他, 『無人ヘリモニタリング-東京電力福島第一原子力発電所から5km圏内における放射線分布』JAEA(福島環境安全センター)「研究成果報告会」より（Nov.9-10, 2015）.
4) K.Nishihara, et al., Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4),468474 (2016).
5) 千葉 豪, 『福島第一原発構内における土壌中の放射能測定データを用いた検討』,「roko.eng.hokudai.ac.jp/studentadm/chiba̲data/.../radrat.pdf」より抜粋.
6) 小森昌史, 他, BUNSEKI KAGAKU, 62(6),475-483(2013).
7) 小豆川 勝美, 掘 まゆみ, 『福島第一原子力発電所事故後の大熊町夫沢地区の自噴井
戸・湧き水における放射性セシウムの経過年数』(J.Hot Spring Sci), 66, 179-187(2016).
8) 経済産業省HP : （News Release ）「放射性物質放出量データの一部誤りについて」（平成23年10月20日）.

表2

小森6)

450
400
350
300
250
200
150
100
50
0

放射性Csの放出量の試算値(Bq) 8)

1号機
7.1 1014

Cs-1342号機
1.6 1016

5.9 1014

Cs-1373号機
8.2 1014

1.4 1016

東大

小豆川7)

<
0.8 0.8≤ 4
0.8
4
4〜
(
0.8 0.804 ,.08.8
6
6]
6〜
(
0.8 0.806 ,.08.8
8
8
8〜
]
(
8
0.9 0.80
, .0
.90
9
0
0〜
]
(
0.9 0.900 ,.09.9
2
2
2〜
]
(0
.9
0.9 02 ,.09.94
4
]
4〜
(0
.94
,0
0.9 0
.9.966]
6〜
(0
.96
,0
0.9 0
.9.988]8〜(0.98
1.0 1, .10.00
0]
0〜
(1
.00
,1
1.0 1
.0.022]2〜(1
2,1
1.0 .01.0.044]4〜(1.04
1.0 1, .10.06
6]6〜(1
1.0 .016 ,.10.08
8]
8〜
(1
.0
1.1 18 ,.11.10
0]
0〜
(1
.10
,1
1.1 1
.1.122](1
2〜.12
1,.11.14 ]
＞1 4
>1
.1
.14
4

0.94

JAEA

JEFF-3.1.15)

データ数/個JAEA

K.Nishirahara4) JENDL-4.05) ENDF/B-VII.15)

東電の地下滞留水，溜まり水

M.Chino1) Y.Nishizawa2)【 実験 】

図 1 福島県近隣県における放射性Cs沈積量の分布※)

原子炉(1,2,3号機)別の134Cs/137Cs放射能比¹³⁴Cs/¹³⁷Cs放射能比

図 2 県中地域のため池底質土壌の
134 Cs/ 137 Cs放射能比別ヒストグラム

7.1 1014【 結果と考察（ I ）】-----放射性Csの沈積状況および拡散ルート：原子炉１号機由来

Ⓒ
Ⓑ

Ⓐ

!

Ⓓ
■色の地域では， 2, 3号機由来の放射性Csが沈積したものと考えた。また，図中Ⓒ，Ⓓ，そしてⒺへ，2, 3号機由来（■色）の放射性Cs濃度がⒺ
順に低くなっている。この結果から県北から県南Ⓔへ放射性Csが拡散し沈着したものと推察された。
以上をまとめたものが図４であり，さらに，県南から栃木県，群馬県へのかけて放射性Cs濃度の
図３ 福島県内の各地域のため池
低減傾向を示している（図５）。
底質土壌の放射性Cs濃度

16000016

16

1 60 00 0

12000012

12

1 20 00 0

8

80000
8

8 00 00

4

40000
4

4 00 00

00

浪江町 飯館村
1

2

3

4

5

6

(山間部)

県北

7

8

9

県中

10

11

12

県南

13

14

図４ 福島原発から北西方向および県中地域のため池底質土壌の放射性Cs濃度の変化
放射性Cs濃度（Bq/kg, 104）Ⓓ（２）福島原発より北部および南部方向
図６ および図７ は，それぞれ福島原発より北部方向，南部方向地域に沈積した放射性Cs濃度の変化を示している。先ず，北部方向の浪江町沿岸部では，原子炉2, 3号機に比べ1号機由来と考えられる放射性Cs濃度が高く，1号機由来（■色）の放射性Cs濃度が相馬市以北で急激に低くなっている（図６ ）。一方，福島原発から南部方向では，富岡町で原子炉2, 3号機由来（■色）の放射性Cs濃度が非常に高く，楢葉町，広野町，いわき市では，1号機比べ原子炉2, 3号機由来と考えられる放射性Cs濃度が高い傾向にあることが示された（図７）。

2020000020

2 00 00 0

放射性Cs濃度（Bq/kg, 104）!

Ⓒ

：原子炉２, ３号機由来

20

1 00 00 0

15

8 00 00

18 104 (Bq/kg)
13 104 (Bq/kg)

6

6 00 00

44 00 00

2

2 00 00

00

浪江 南相馬市 相馬市 新地町 宮城県
(沿岸部)
(南部)

図６ 福島原発から北方向地域のため池
底質土壌の放射性Cs濃度の変化

00

浪江町 飯館村 県北 県中 県南 栃木 群馬(山間部)

図５ 図４に加え栃木県，群馬県のため池
底質土壌の放射性Cs濃度の変化
放射性Cs濃度（Bq/kg, 104）

図３は，福島原発から北西部方向地域（図中ⒶとⒷ）において，2, 3号機由来（■色）と思われる
放射性Csの濃度が1号機由来（■色）に比べ非常に高くなっている。この結果から地図上の■色とⒶⒷ

放射性Cs濃度（Bq/kg, 104）（１）福島原発から北西部方向および県中

25

1 00 00 0

22.5 104 (Bq/kg)

20

8 00 00

6

6 00 00

44 00 00

2

2 00 00

00

富岡

広野町
北部 南部 千葉県
楢葉町
いわき市（茨城県）

図７ 福島原発から南方向地域のため池
底質土壌の放射性Cs濃度の変化【 結果と考察（ II ）】-----福島県内の放射性Cs濃度の経年変化と環境回復（１）郡山市と飯館村のため池

る可能性のあることが考えられる。
一方，表３ には，2011年以降，福島県に影響をもたらした台風など自然災害を示した。周辺土壌がため池への流入と同時に，水深の浅いため池では底質土壌の流出によって周辺の田畑や住宅地へ流出する可能性がある。そのため，今後，放射性Csによる２次被害や環境回復のためには，ため池低質
土壌の浚渫が必要であると考える。

300003300003

6

60000

25000
2.5
200002200002

4

40000

2

15000
1.5

1

100001

10000

20000

0

0

20

13

20

14

15

20
20
測定年

16

20

17

0

0

2

3
01
1

2

4
01
2

2

5
01
3

2

6
01
4

測定年

2

図 8 ため池に沈積した放射性Cs濃度の経年変化

57

01

2

6 8

01

0.5
5000

00
20

図9

11

12 13 14 15 16 17 18
20 20 20 20 20 20 20

測定年

放射性Cs濃度(Bq/kg,
放射性Cs濃度 (Bq/kg)

800008[郡山市][河川沿岸土壌]

10 3)

[飯館村]

35000
3.5

放射性Cs濃度(Bq/kg) 10 4)放射性Cs濃度(Bq/kg,

400004放射性Cs濃度(Bq/kg )10 4)放射性Cs濃度(Bq/kg,

10000010放射性Cs濃度（Bq/kg） 10 4)放射性Cs濃度(Bq/kg,

図８ は，ため池底質土壌の放射性Cs
濃度の経年変化を示している。その結果，飯館村においてはやや増加傾向にあり，郡山市では，ほぼ横ばいで物理的半減期を考慮した低減傾向よりも小さい。これは大雨などによって周辺土壌がため池へ放射性Csが流入してい（２）郡山市の河川沿岸と湖沼
3500
3.5
30003

[湖沼底質土壌]

2500
2.5
20002
1500
1.5
10001
0.5
500

00
20

11 012 013 014 015 016 017 018
2
2
2
2
2
2
2
測定年

郡山市内の河川沿岸および湖沼底質土壌の放射性Cs濃度の経年変化

図９は，郡山市内の河川沿岸土壌および湖沼底質土壌中の放射性Cs濃年月
気象事例と被害状況
度の経年変化を示した。河川沿岸土壌の放射性Cs濃度は，湖沼よりも各地で堤防の決壊や河川の氾濫による住家の浸水・農地の冠水が発生。 10倍高い。河川沿岸土壌の2011年から2012年へ大きく低減している
2011. 7（新潟・福島豪雨）
が，これは表３に示した2011年7月の豪雨によるものと考える。また，
2015. 9 いわき市，福島市，川内村など記録的な大雨。（台風18号）
湖沼底質土壌において，2012年と2014年が高い数値を示しているの
2017.10 住宅の損壊や床上浸水，床下浸水などの被害が発生。（台風21号）
は，周辺土壌の流入によるものと考える。河川沿岸地域の水害では放台風による大雨や暴風による人的被害，阿武隈川などの破堤による住2019.10
射性Csによる２次汚染を考慮した環境対策が必要である。
宅の床上・床下浸水など甚大な被害。（台風19号）
表３ 2011年からの台風などによる自然災害

LIDARを用いた環境モニタリング技術の開発
福島環境安全センター 放射線計測技術グループ
御園生敏治 藤原健壮 北村哲浩
１．目的
福島第一原子力発電所の事故により広く放射性物質が飛散した。除染した区域の周囲に未除染区域がある場合、未除染区域から除染区域に向かって飛散する放射性核種を含んだ大気浮遊物質の飛散状況を把握することは、除染区域の安全性を示すうえで重要である。従来、大気浮遊物質の観測にはダストサンプラーが使用されてきたが、1台で広い空間を測定することは難しく、多くの台数が必要となると、コストが増大する。そこで、広い範囲の大気浮遊物を測定できるシステムとして、LIDARとダストサンプラーを併用する手法を開発した。

２．LIDAR（ライダー）とは

３．測定イメージ及び測定例

LIDARとは、LIght Detection And Rangingの略で「レーザ観測システム」と呼んでいる装置であり、測定エリア内の浮遊物質の分布（散乱の状態）の変化をリアルタイムで測定できる。
ダストサンプラー

・大気
・粉塵
・黄砂
など・・・

レーザ光
LIDAR
（LIght Detection And Ranging）

反射光

草木の反応

検出器
測定エリア：半球300mを想定

気象観測装置
大気浮遊物質
の反応

草木

ダストサン
プラー

LIDAR

観測値

放射性物質の飛散のモニ
タリング及び推定に適用

ダストサンプラー、気象観測装置の結果とLIDARの観測値から大気中の放射性Csを推定

関係式を算出４．今後の展開
 様々な場の状況で測定を行い、LIDARの観測値と、ダストサンプラーの結果による関係式を求め、放射性Csの分布を可視化する
 空間線量の時間変化を計測し、LIDARの観測値と比較することで、土砂の飛散（再浮遊もしくは飛散）の度合いを推定する

５．謝辞

本研究は、国立大学法人千葉大学との共同研究であり、全般的にご指導・ご助言を頂いた➢福島第一原子力発電所事故により周辺環境に放出された放射性物質による放射線量を調査しています➢事故後に培ってきた経験と技術を原子力防災に活かすための技術開発等も行っています有人ヘリコプターによる放射線モニタリングの全体的な流れ
データ取得

空間線量率マッピング

測定エリアを飛行し、ガンマ線の計数率を取得します

地理情報ソフトウェア等を用いて、空間線量率をマッピングします

上空で取得した計数率データを地上1m高さにおける空間線量率に換算するためのパラメータを取得します
テスト・ポイントフライト
テスト・ラインフライト
ガンマ線の高さによる減弱を 地上1 m高さの空間線量率に補正するための係数を取得 換算するための係数を取得

飛行速度約160 km/h

計数率 (cps)

基準対地高度300 m

換算パラメータ取得

搭載計測システムの概観
地上の測定範囲
半径300 m 大型NaI(Tl)検出器(2”×4”×16”)
・バッテリーにより5時間駆動
・1秒ごとに放射線計数率を取得
・GPSにより位置情報を取得

1m

ホバリング
対地高度 300 m

対地高度 (m)

対地高度を変化させて飛行

地上測定値と比較し、精度評価も実施

空間線量率の地上測定

福島第一原子力発電所周辺の測定
2011年の福島第一原子力発電所事故以降、発電所周辺におけるガンマ線による空間線量率の経時変化を評価しています

地上1m高さにおける空間線量率(μSv/h)
19.0 <
9.5 - 19.0
3.8 - 9.5
1.9 - 3.8
1.0 - 1.9
0.5 - 1.0
0.2 - 0.5
0.1 - 0.2
≦ 0.1

2011年11月5日時点

2013年11月19日時点

2015年9月29日時点

2017年9月25日時点

2018年10月16日時点

原子力防災への適用に向けた取組み
自然放射線量のデータ整備
原子力発電所事故による影響の迅速かつ正確な評価に役立てるため、全国の原子力発電所周辺でモニタリングを行ない、自然放射線量のデータを取得・整備しています

原子力緊急時対応の実効性向上

モニタリングデータの迅速な共有

原子力規制庁・防衛省との協力の下、原子力防災訓練においてモニタリングを実施しています「リアルタイムデータ通信システム」を構築しました
イリジウム衛星

イリジウム
地上局
浜岡BGモニタリング

地上1m高さにおける空間線量率(μSv/h)

データ
サーバー

0.16 <
0.14 - 0.16

PC

0.12 - 0.14
0.10 - 0.12
0.08 - 0.10
0.06 - 0.08
< 0.06島根原子力発電所周辺 浜岡原子力発電所周辺
2018年7月測定
2018年12月測定

大飯・高浜発電所周辺で実施した訓練(2018年8月)

リアルタイムで確認
・放射線の計数率
・飛行位置

接続
イリジウム
衛星通信装置
計測システム/GPS福島県内における7年間の個人線量測定の結果と外部被ばく線量評価モデルの開発
安全研究センター 放射線安全・防災研究グループ
高原省五、飯島正史、渡邊正敏
1. 背景・目的

3. できたこと、わかったこと、今後• 「今後の避難解除、復興に向けた放射線防護に関する基本的な考え方について（原子力安全委員会, 平成23年7月」‒ 防護措置の最適化のための参考レベルは、、（略）、、長期的には年間1mSv を目標とする• 個人線量、実測をもとに、住民、自治体及び国へ情報を提供‒ 測定の結果は毎月協力者本人に郵送して報告。
‒ 特定復興再生拠点の開放の際に当局へ情報提供する等、住民帰還に向けた取り組みに貢献。

• 「帰還に向けた安全・安心対策に関する基本的考え方（規制委員会、平成25年11月)」‒ 長期目標として、帰還後に個人が受ける追加被ばく線量を年間1ミリ
シーベルト以下になるように目指す‒ 帰還後の住民の被ばく線量評価は、個人線量を用いることが基本• 我が国の生活行動や居住環境に加え、福島事故後の除染による影響を考慮して、住民の外部被ばく線量を評価するモデルを開発【個人線量測定の目的】【今後の展開】➢ 住民の個人線量を測定し、記録として残すこと。
➢ 個人線量を住民や自治体に伝え、個々の安心や地域の意思決定に資する情報を提供すること。
➢ 住民の被ばく線量評価モデルを開発して、被ばくの管理や住民帰還に向けた取組みを支援すること。

➢ 事故後に住民が受けた被ばく線量の遡及的評価や、将来にわたる線量の予測的評価を行い、事故の影響解明に関する国内外での取り組みに貢献することを目指す。

• 開発したモデルを用いて遡及的及び予測的評価を行い、（i）国連科学委
員会の遡及的評価の結果は過小評価である可能性を指摘し、（ii）現状の福島市において外部被ばく線量で1ミリシーベルトを超える人がいる可能性は非常に低いことを明らかにした。

➢ 住民の被ばく線量評価モデルを活用して、原子力災害時の緊急時対応計画の策定に資する情報を提供することを目指す。

2. 個人線量測定と線量評価モデルの開発
調査の概要

線量評価モデルの開発◼ 福島県内の複数自治体で3つの項目を調査◼ 2012年2月から2019年3月までの約7年間実施◼ 職業は、屋内作業者、屋外作業者及び自宅滞在者の3種類◼ 外部被ばく線量評価の流れ

個人線量
（Sv）

年度

生活時間
（h）

内訳

2012年度

福島市

2013年度

福島市 128 名 郡山市 30名
いわき市 30 名

2014年度

福島市

139 名 広野町 48名

福島市

120 名

カレンダー形式で毎日記録
2015年度（毎月、郵送配布・
郵送回収）

空間線量率
（μSv/h）
自宅訪問して現地で実測（毎年10月）238 名

2016年度

福島市 107 名 南相馬 22名
いわき市 46 名

2017年度

福島市

75 名

2018年度福島市

58 名

ウェザリング

傾き

0.0

+σ

+σ

AM

AM

-σ

-σ

屋内外ともに空間線量率の実測値には自然放射線と事故起源の放射線が寄与

100% 100% 100%
76%

Ha,in
屋外の実測値

45%

Hn,in

Hout

屋内の自然放射線

Hn,out

2.3% 24%

Ha,out

0.25

200
100
0

400

Hin
遮へい効果 s300

500

屋内の実測値

屋外の事故起源の放射線

屋外の自然放射線400
切片に基づく
自然放射線による線量率（µSv/h）

福島市（屋内作業者）
郡山市（屋内作業者）

いわき市（屋内作業者）
南相馬市（屋内作業者）

Hin = s × Hout + (Ha,in + (1.02 – s) ・Hn,out)

Hout = Ha,out + Hn,out

0.20
0.15

Hin = s × Ha,out + Hn,in + Ha,in

0.10

Hn,in = 1.02 × Hn,out

0.05

UNSCEAR(1993)

傾き, s
Hin
切片

0.00

Hout

広野町（屋内作業者）◼ 個人線量の実測値との比較（評価の妥当性）

300

8

200
100

福島市内
屋内作業者

6

0

◼ 生活行動との比較（屋内作業者）
福島市（屋内作業者）

福島市（屋外作業者）

福島市（自宅滞在者）

14
12
10
8
6
4
2
0

事故によて追加された年間実効線量(mSv/y)1ヶ月あたりの個人線量（μSv）

福島市（自宅滞在者）

600
1ヶ月あたりの個人線量（μSv）

木造1階 木造2階

0.4
0.2◼ 自治体間での比較（屋内作業者）

1日あたりの屋外滞在時間（h）

外部被ばく線量(Sv)

黒字：除染進捗率

0.6

600
500

行動の制限

◼ 家屋内での被ばく低減係数と除染の関係調査の結果
福島市（屋外作業者）

表面粗度

線量換算係数（µSv/h）/（Bq/m2）

0.8

福島市（屋内作業者）

除染
屋内での低減等

パモ
ラデ
メル
ー開
タ発
の
課
題
と
な
る

地中方向への浸透

1.0◼ 職業別の比較（福島市）

線量率(Sv/h)

地表面濃度（Bq/m2）

機
構
内
で
先
行
研
究
有

滞在時間
(h)

4

算術平均

本研究での実測値

5%値

UNSCEAR (2013)

国連科学委員会（UNSCEAR）の評価値は
過小評価

2
0

本研究での評価値

95%値

注）自然放射線の寄与は差し引いた値

1y

2y

3y

4y

8

5y

6y

7y

8y

福島市内
屋外作業者

6
1 mSv/yを超える人が存在する可能性は
非常に低い

4
2

職業グループ

木造屋内

一日当たりの滞在時間 (h)コンクリート屋内, tc
屋外, to

屋内作業者

24 – tc – toLognormal
Lognormal
GM = 6.1, GSD = 1.1 GM = 0.3,GSD = 2.5

屋外作業者

24 – tc – toLognormal
GM = 0.6, GSD = 2.7

NormalAM = 7.3, SD = 2.7

0

1y

2y

3y

4y

5y

6y

7y

8y

「家屋内での被ばく低減係数と除染の関係」及び「個人線量の実測値との比較」の一部は以下からの引用である：
Takahara et al. Assessment Model of Radiation Doses from External Exposure to the Public after the Fukushima
Daiichi Nuclear Power Plant Accident, Health Physics (in press)
https://journals.lww.com/healthphysics/Abstract/publishahead/Assessment_Model_of_Radiation_Doses_from_External.99816.aspx

セシウムは駐車場でどのように分布しているか？
福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 吉村和也
概要
帰還困難区域内にある未除染の公共駐車場で、137Csが平面的にどのように分布しているか、また深さ方向に浸透していないか調査しました。その結果、平らな駐車場であっても137Csが高濃度、ないしは低濃度に存在する箇所があり、非常に不均一に分布していること、また深さ方向には事故から4年以上経ってもほとんど浸透せず、ごく表層の1～2ミリに保持されていることがわかりました。以上の情報は、舗装面における汚染度の調査や除染方法の検討に役立つことが期待されます。

はじめに
市街地は住民の方々の生活に密接に係わる環境であるため、市街地での放射性セシウムの分布や挙動は、放射線防護の観点で重要な情報です。市街地を構成する主要な要素に、道路や駐車場などの舗装面が存在します。舗装面における137Csの平面・鉛直分布に係る情報は、汚染レベルのサーベイや除染方法の検討において必要となります。ここでは、舗装面における137Csの分布の特徴について紹介します。

方法
○鉛直分布
帰還困難区域内にある未除染の公共駐車場（5か所）で柱状試料を採取（2016年12月）。（図１）
グラインダーにより、約0.5 mm厚ごとに研磨し、生じた粉体を吸引回収。（図２）
粉体試料の137Cs濃度を測定。

図１ 柱状試料○平面分布
上述の公共駐車場の内の1か所で調査を実施。
調査地の20 m×20 m範囲に、1 m四方グリッド（計400グリッド）を設定。
各グリッド内で面積当たりの137Cs濃度（Bq/m2）を可搬型Ge半導体検出器により測定。

図２ グラインダーによる研磨、粉体試料回収

結果
○鉛直分布
表層の2 mmに137Csの90％以上が存在（図３）

研磨０回

研磨２回

研磨１回

研磨３回

表面は凸凹しているので最初の研磨ですべての表層が除かれるのではなく、2mmの切削深まで段階的に削られる（図４）⇒実際には、2mmの深さまで浸透しているのではなく、ごく表面に存在しているものと推測

図３ 舗装面におけるCs-137濃度 図４ 研磨時の表面の様子の深度分布○平面分布（図５）

ひび割れ箇所

面積当たりの137Cs濃度は、非常にまばらに分布

137Cs濃度(kBq m-2)

地表の高さや、ひび割れ箇所の影響は限定的⇒存在量の確認には複数個所、ないしは広域での測定が必要

図５

137Cs濃度の平面分布

大気粉じん中セシウム濃度の時間変化- 特定復興再生拠点区域 福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 阿部 智久
概 要
復興再生拠点内で大気粉じんを捕集し、大気粉じん中の放射性セシウム濃度（以下、空気中Cs濃度）の時間
変化と吸入被ばく線量について調査しました。その結果、モニタリング期間内においては、空気中Cs濃度の大きな変動は見られませんでした。また、空気中Cs濃度から推定した吸入による内部被ばく線量の推定を行った結果、外部被ばく線量と比較しても、最大でも1 ％以下であることが確認されました。

はじめに特定復興再生拠点区域は、福島第一原子力発電所から比較的近く、高線量の未除染区域に囲まれたエリアであり、避難指示解除に向けて除染が進められています。特定復興再生拠点区域の避難指示解除には、帰還した住民の安全・安心の確保がとても重要になります。大気粉じん中に含まれるCs濃度の変動傾向の把握は、内部被ばくを推定するために重要です。本研究では、2018 年 9 月 から3ヵ月のあいだ測定した大気粉じんデー
タを解析し、期間内のCs濃度の変動と吸入被ばく線量の推定を実施したのでご報告いたします。

調査場所・方法

F-1 (未舗装面)

F-1,F-2• 特定復興再生拠点内の3地点（双葉町、大熊町、富岡町）で、それぞれ舗装
面、未舗装面で測定を行いました。
• 各測定点の舗装・未舗装面は近接した地点を選定しました。車両による土壌粒子の巻き上げの影響を考慮し、道路からの距離を一定とした場所に大気粉じんの捕集装置を設置しました。
• 除染作業の影響を考慮するため、大気粉じんのモニタリングは人の活動時
間（9：00 - 14：00）に採取を実施し、ダストろ紙1枚あたり約2週間連続測定を行いました。

結 果※1

3

2018 年 9 月 3 日から 11 月 9 日にかけて実施した大気粉じん
モニタリングデータを用いて解析を行いました。

(2)吸入被ばく線量の推定
空気中Cs濃度から推定した吸入による内部被ばく線量の推定を下記の式を用いて行いました。計算結果は、1 回の立ち入りによる内部被ばく線量を示しており、推定にあたり、前提条件として成人男性による 10 時間の滞在を想定しました。

O-1,O-2O-2 (舗装面)

T-1
T-2

T-1 (未舗装面) T-2 (舗装面)

1.5
1
0.5

9/1

9/15

9/29
10/13
日付（2018年度）

10/27

11/10

図１ 空気中Cs濃度の経時変化
0.1
F-1 未舗装
F-2 舗装O-1 未舗装
O-2 舗装T-1 未舗装
T-2 舗装0.01
吸入被ばく線量 (μSv/回)

空気中Cs 濃度から推定された内部被ばく線量の平均値は0.00058 Sv であり、0.000091～0.0017 Sv の範囲でした（図2）。
本結果は各自治体の行動パターンで推定された外部被ばく
線量※1と比較しても、最大でも1 ％以下と推定されました。

2

0

E = AR × CF × R × T

E: 成人男性を想定した吸入被ばく線量
AR: 大気中の放射能濃度
CF: 実効線量係数（137Cs: 3.9 x 10-5 ）R: 呼吸率係数（46.3 m3/日）
T: 滞在時間（1回10時間 立ち入りを想定）

O-1 (未舗装面)

F-1 未舗装
F-2 舗装O-1 未舗装
O-2 舗装T-1 未舗装
T-2 舗装2.5
空気中Cs-137濃度 (mBq m-3)

(1)大気粉じん中の放射性セシウム濃度測定値
空気中Cs濃度の平均値は0.76 mBq m-3 であり、0.12～2.26-3
mBq m の範囲でした（図1）。観察を実施した期間内においては、空気中Cs濃度の大きな変動は見られませんでした。

F-2 (舗装面)

0.001

0.00010.00001

9/1

9/15

9/29
10/13
日付（2018年度）

10/27

11/10

図2 吸入被ばく線量率の経時変化
今後、測定を継続するとともに舗装状況の違いや除染の影響についても検討する予定です。
※1 内閣府：平成３１年度特定復興再生拠点区域における大気放射能濃度調査事業より

海産物中トリチウムの迅速分析法の改良
桑田

福島環境安全センター 放射線計測技術グループ
遥、御園生 敏治、藤原 健壮、寺島 元基、北村哲浩

原子力災害等の緊急時において、環境試料中の放射性物質の核種やその量を把握することは、環境中へ放出された放射性物質による影響を評価するための基本データとして重要である。しかしながら、β線放出核種の一つである有機結合型トリチウム(OBT)の分析には、煩雑な前処理が必要で、従来時間がかかっていた。そのため本法では迅速分析法の検討を行い、緊急時等において迅速にデータを出し、被ばく影響評価を速やかに行うこと、モニタリングデータを蓄積することを目的としている。

〇海産物のトリチウムについて
組織自由水中トリチウム(TFWT)
血液や体液等に、水の状態で存在

トリチウム(³H)

交換型OBT

有機結合型トリチウム(OBT)

半減期：12.3年
β線エネルギー：18.6keV 筋肉や脂肪等に、有機物の状態で存在

非交換型OBT〇海産物中トリチウムの分析方法と分析手法の改良※文部科学省 放射能測定法シリーズ９ トリチウム分析法より

凍結乾燥

環境試料(ヒラメの可食部：皮、身)
予備凍結

TFWT
乾燥試料

燃焼
(迅速試料燃焼装置)

EYELA : FDU-2110
設定温度 : -80℃

回収水

TFWT
回収水

●乾燥設備の改良
乾燥機

OBT
真空ラインにて燃焼水回収

凍結乾燥+温水
改良

還流・蒸留
分光光度計

●充填試料量の調整

測定●燃焼水及び燃焼ガスの回収による燃焼工程の短縮

乾燥時間の短縮●燃焼回数の低減〇まとめ

燃焼処理時間の短縮

・乾燥工程及び燃焼工程を改良することで全分析時間を4日程度短縮できることがわかった。

表. 福島県沖ヒラメのトリチウム濃度
採取日

TFWT(Bq/kg-生)

OBT(Bq/kg-生)

濃度

DL

濃度

DL

ND

0.96

ND

0.16

1回燃焼 2016.12.22 (ND) ※(0.96)

ND

0.73

1回燃焼 2018.12.18

ND

0.90

ND

0.84

※TFWTは同じ試料であるため()で記載している。

5回燃焼 2016.12.22

・本分析における福島県沖のヒラメ中のトリチウム濃度はTFWT、OBTともに検出下限値未満であった。

〇今後の課題・改良した迅速法について各工程でOBT検出可能な試料を用いて、定量的な評価を行い分析の妥当性を検証していく。

水圏におけるセシウムの分布と動き
福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 舟木 泰智
横川ダム

 河川・ダム湖水中のセシウム137濃度は1Bq/Lを下回り、事故から8年以上経過した現在もその濃度は減少し続けている
 福島県の沖合5kmまでの海底には岩盤が広く分布し、河川から運搬されてきたセシウム137を含む土砂が堆積しやすい場所は
限られる

太田川

大柿ダム

請戸川

河川・ダムのセシウム137濃度、減少続く
平成30年11月15日時点

環境回復に必要な時間の目安を推定

飲料水の放射性セシウムの基準値：10Bq/kg(放射性ストロンチウム、プルトニウム等を含めた基準値）

横川ダム

態のセシウム137濃度は、どちらも時間とともに減少している セシウム137の物理的な半減期（30年）
よりも、かなり速い速度で減少してい

0.4

0.3

0.2

0.1

0
H27/4/1

る落葉落枝や土壌の有機物が分解される
時にそれらに付着していたセシウム137
が溶け出すため、分解が活発になる夏期に濃度が高くなったと推測

H30/4/1

大柿ダム

0.3

0.2

0.1

H28/4/1

H29/4/10.3
物理的半減期による減少
観測された減少傾向

0.2

0.1

H28/4/1

H29/4/1

H30/4/1

H30/4/1

請戸川

0.5

0.4

0
H27/4/1

0.4

0H27/4/1

溶存態セシウム137濃度 (Bq/L)

昇とともに増加する傾向がある

H29/4/1

0.5
溶存態セシウム137濃度 (Bq/L)

 溶存態のセシウム137濃度は、水温の上

H28/4/1

太田川

0.5
溶存態セシウム137濃度 (Bq/L) 太田川と請戸川水系で観測された溶存

溶存態セシウム137濃度 (Bq/L)

0.5

0.4

0.3

0.2

0.1

0
H27/4/1

H28/4/1

H29/4/1

H30/4/1

沿岸域の放射性セシウムを含む土砂がたまりやすい場所を推定
長期モニタリング地点の選定材料を提示
 福島県の河口・沿岸域のうち、沖合5kmまでの海底の半分以上は海底土が堆積していない岩盤が広く分布している
 水深が緩やかに変化する地形（海流の速さがあまり変化しない場所）では、0る場所）では、セシウム137を含む土砂が厚く堆積している

10

15

0

20

地点A

20
30
40
50
60
70

50

100

150

0

試料採取深さ：42cm
合計：22 ± 2 kBq m–2

10海底面からの深さ (cm)形（海流の速さが遅くなると考えられ

10海底面からの深さ（cm）

 水深が急激に変化し窪地を形成する地

5

0

セシウム137を含む土砂はあまり堆積していない

セシウム137濃度 (kBq m–2 cm–1)

セシウム137濃度(kBq m–2 cm–1)

地点B

20
30
40
50
60
70

80

80

試料採取深さ：81cm

90

90

合計：3,510 ± 26 kBq m–2

100

100

200

魚類などの野生生物の生息環境の理解に向けた耳石や歯の分析
福島環境安全センター
小荒井 一真

放射線計測技術グループ

研究の背景

取り込み量

生物の取り込みのさらなる理解のために…

生物の採取時の情報 取りこみの変化がわからない
過去の生息環境の情報も必要

耳石や歯による生息環境の追跡
淡水域
海水域

87

Sr/86Sr

淡水域

耳石
魚の三半規管内鉱物

耳石中心からの距離 (µm)

歯

年齢推定

組織が蓄積

研究の目的

Sr/Ca (mmol/mol)

現在

?
?
過去

取り込み量

農水産物等のセシウム分布
着実に低減例）海産種の基準値超え 1 件のみ（2015 年 4 月〜現在）?

過去の生息環境を追跡できれば採取時

魚類などの過去の生息情報が不明

海水域

生息環境の変化↓
取り込みの変化
を推定
過去

採取時

過去の取り込みの変化を推定可能

指標元素や同位体比の分析により生息環境の追跡ができないか？

淡水域
耳石中心からの距離 (µm)

指標元素による
生息環境の追跡

耳石や歯の特徴的な形成メカニズムに注目しながら耳石や歯と環境中の元素を比較ステップ 1ステップ 2耳石

魚類など野生生物の生息環境を推定する

耳石や歯の極微量指標元素の測定手法開発
耳石や歯と環境中の指標元素にどのような関係があるか確認

ステップ 1

極微量の指標元素や同位体比の測定

極微量な天然の元素の分析
試料

魚類頭部から
耳石採取

耳石用の同位体比の分析手法開発

安定セシウム濃度 安定ストロンチウム濃度

従来の同位体分析(kg/kg)(kg/kg)耳石

6.1 10-8

9.4 10-5・微細な試料のため・極微量の同位体

筋肉

6.4 10-8

5.8 10-6

放射能測定できず

安定セシウム安定ストロンチウム

歯
エナメル質
象牙質
・形成の仕方が異なる
・結晶の構造異なる時期の取り込みを記録
試料量の大きいウシの歯で・ストロンチウム同位体比
90（ Sr/ 安定 Sr）を測定
・歯と環境の成分を比較

耳石
耳石

筋肉
筋肉

誘導結合プラズマ
質量分析装置電子プローブ
二次イオン
マイクロアナライザ
質量分析装置による分析結果

微細試料用の技術開発
同位体比の測定や分布の視覚化を目指す

ステップ 1&2

手法の妥当性確認

環境中の分布の変化が記録

ストロンチウム

ウシ歯①

形成期間

象牙質

2011/2-2011/8

6.87 10-11

エナメル質 2011/2-2012/7

5.13 10-11同位体比 (kg/kg)比の傾向 象牙質 > エナメル質
形成期間 象牙質 > エナメル質
環境の分布の変化した時期に組織ごとに取り込み量が変化

歯の指標元素土壌と歯の指標元素の比較

ストロンチウム

ウシ歯②

形成期間

象牙質

2011/8-2012/7

1.17 10-10

エナメル質 2011/8-2012/7

1.05 10-10同位体比 (kg/kg)

土壌中の水溶性成分を抽出-10同位体比 平均 0.99 10
歯と土壌の移行しやすい
指標元素が対応環境の分布の変化や移行する成分と対応
歯の形成時期の生息環境の指標となり得る

除染地におけるセシウムの流出量について
渡辺貴善，佐々木祥人，新里忠史，三田地勝昭，伊藤聡美（福島環境安全センター 環境動態研究グループ）○森林での線量低減対策○観測方法

森林での放射線量を低減するためには，落葉等を取り除くことが効果的*1とされる．一方，落葉には，雨粒が土に直接当たらないようにすることで，土壌が削られるのを防ぐ役割がある*2．
落葉が取り除かれた森林において，雨で土とともに移動する放射性セシウムの量
落葉がないと，土が雨粒ではじき飛
を調べた．
ばされる．
→土と一緒に放射性セシウムも移動

落葉除去後の森林

落葉除去後の地面

落葉除去後の森林内に観測のための枠をつくり，移動してきた土壌を集めるために枠の下側に雨どいとコンテナボックスを取り付けた．貯まった土砂を定期的に採取し，土砂の放射性セシウム濃度を測定することにより、放射性セシウムの移動量を求めた．

植生：コナラ等の落葉広葉樹林

2m（一部にアカマツが見られる）
地面の状態：2014年～2015年に落葉が取り除かれ，観測開始
時に土がむき出しになっていた．

観測期間：
2016年3月15日～2018年12月5日（積雪期を除く）

枠で調査場所を区切る．

4m

移動してきた土・
放射性セシウムを集める．
0.15 m（2014年10月撮影）

調査地のセシウム137の存在量：
おおよそ300 kBq/m2 *3○放射性セシウムの移動量の時間変化①：2016年3月撮影（観測開始時）②：2018年5月撮影

10

100%

8

80%

セシウム137の移動量［kBq/m2］

0.2 m

採取日ごとの1m2当たりのセシウム137の移動量 [kBq/m2] （左縦軸）被覆率（右縦軸）

③
②

6
4
2
0

60%
40%

①

被覆率

8月後半の大雨*4により放射性セシウムの移動が多い

20%
0%
時間
［年/月/日］0.2 m③：2018年11月撮影

0.2 m

放射性セシウム（セシウム137）の移動量と被覆率の時間変化
観測の結果，放射性セシウムの移動量は夏季に極大となる季節変化をしながら，年々減少していた．その間，草や落葉で覆われた地面の割合（被覆率）が増加していた．地面が草や落葉により覆われることで土の動きが抑えられ，放射性セシウムの移動量が減少したためと考えられる．このことから，森林からの放射性セシウムの移動を抑えるためには，森林の被覆を回復させることが重要と考えられる．
*1：環境省, 除染関係ガイドライン第２版, 平成25年5月*2：信州大学農学部森林科学研究会編, 森林サイエンス, 川辺書林, 平成15年11月19日
5～10月は下草，*3：国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構, 原子力規制庁による平成 28 年度原子力施設等
11～12月は落葉で， 防災対策等委託費及び平成 28 年度放射性物質測定調査委託費80km 圏内外における航空機
地面が主に覆われる． モニタリング事業報告書, 平成29年3月*4：気象庁, 台風第 7 号、第 11 号、第 9 号、第 10 号及び前線による大雨・暴風 , 平成28年9月6日

簡便・迅速な溶媒抽出法の検討と環境試料への応用
放射線計測技術グループ 松枝誠

背景
放射能測定法シリーズでも複数の核種で溶媒抽出法が用いられている。

通常の溶媒抽出法
・有機溶媒を多量に使用する。
・機械的な激しい振りまぜが必要。
・濃縮倍率が低い。

核種

試料

抽出剤

有機溶媒

濃縮倍率
（１回あたり）

90Sr

牛乳

HDEHP

トルエン

５倍

144Ce

海水

HDEHP

nヘプタン

３倍

Pu

海水

TiOA

キシレン

5～10倍

※放射能測定法シリーズ：液体シンチレーションカウンタによる放射性核種分析法

蒸発法などと組み合わせた濃縮が必要であり、煩雑で時間がかかる。
→簡単・迅速に高倍率濃縮が可能な手法が求められる。

均一液液抽出抽出操作「均一溶液から相分離現象を利用して目的溶質を新規相に抽出する手法」

今回は高倍率抽出が報告されている酸性で新規相を形成する（水に不溶となる）抽出剤を使用。

海水（標準液添加）：5.0 mL
2-プロパノール： 1.0 mL
抽出剤（FS-63）： 0.1 mL【抽出剤】
フッ素系界面活性剤
Capstone FS-63

軽く攪拌
1.0 M HNO3：1.0 mL
遠心分離（2000 rpm，10分）

簡便・迅速で高倍率濃縮も可能。
→放射能分析への応用を試みた。

計15分

水相をICP-MSで測定。

結果
H

He

→元素記号

Y

Li

Be

0

84

Na

Mg

0

0

K

Ca

Sc

Ti

V

Cr

Mn

Fe

Co

Ni

Cu

Zn

0

0

37

0

0

0

0

0

0

0

0

Rb

Sr

Y

Zr

Nb

Mo

Tc

Ru

Rh

Pd

0

0

99

91

70

71

0

0

0

Cs

Ba

Hf

Ta

W

Re

Os

0

0

ランタ
ノイド

88

72

49

0

Fr

Ra

アクチ
ノイド

Rf

Db

Sg

Bh

ランタ
ノイド

La

Ce

Pr

Nd

98

98

97

96

Ac

Th

Pa

U

99

B

C

N

O

F

Ne

Si

P

S

Cl

Ar

Ga

Ge

As

Se

Br

Kr

0

86

0

0

0

Ag

Cd

In

Sn

Sb

Te

I

Xe

0

0

95

71

0

0

0

Ir

Pt

Au

Hg

Tl

Pb

Bi

Po

At

Rn

0

0

0

0

0

13

Hs

Mt

Ds

Rg

Cn

Nh

Fl

Mc

Lv

Ts

Og

Pm

Sm

Eu

Gd

Tb

Dy

Ho

Er

Tm

Yb

Lu

97

97

98

99

99

99

99

98

98

98

Pu

Am

Cm

Bk

Cf

Es

Fm

Md

No

Lr

0

→抽出率（９０％以上はオレンジ）

Al
39

アクチ
ノイド

抽出相体積：20 µL（250倍濃縮）

95

Np

96

本法は海水中のランタノイド，アクチノイドを簡便かつ迅速な操作でマイクロ抽出した。
今後の核種分析への応用が期待される。

海底土に吸着されたCsの挙動の解明
1
1
1
2
3
明石 優佳里 、渡邉 雅之 、熊谷 友多 、小林 卓也 、乙坂 重嘉
1原子力基礎工学研究センター 放射化学研究グループ、2原子力基礎工学研究センター 環境動態研究グループ、3東京大学 大気海洋研究所

背景

海洋中を移動するセシウム• 東京電力福島第一原子力発電所の事故後、放出された•

実験条件

福島沖の海底から採取した試料で実験• 試環料：海底土 200g

一部のセシウム-137（137Cs）が沿岸域の海底土に吸着された。

435±3 Bq/kg（乾土）

海底土中の137Csの挙動は、沿岸域に住む人や漁業関係者

原発から約1.5km地点
2015/10/10 採取にとって関心が高い。

• 流環速：5 mL/min(kBq/m2)

137Cs存在量• 循環液：人工海水

茨城県北部沿岸における海底土中の137Cs存在量の時間変化.（壊変補正済）• 圧環力：1.0MPa• 期環間：2016/02/09/～07/07（145日間）

結果

実験で観察された137Csの挙動*Otosaka and Kobayashi, Environ, Mon. Assess. 185, 5419-5433 (2013) + データ追加

土中の137Csの減少を確認した。
137Csの放射能• 減少の主な要因は、再懸濁や下方輸送といった海底土に伴った移動と考えられていたが、実際には、これらだけでは説明しきれない。

（ｔ＝0の値で基準化）• 実海域での調査において、海底→ 脱着による移動があるのではないか？

目的

脱着は起こらない・・・？

• 長期挙動予測のための基礎データを得る
137• 海底土中の Csの脱着挙動を明らかにする

実験

試験日数
海底土に含まれる137Csの放射能の時間変化.

脱着挙動を連続観測するためのシステム構築•

137
海底土中の Csは減少傾向を示した。

実海域での調査結果よりも速い減少• 137Csの減少率は時間とともに変化した。
→ 3パターンの挙動• 実験で見られた減少傾向と実海域での減少傾向が似ている。
→ 実海域で起こる137Cs減少要因は、時間とともに変化する可能性

まとめ

137Csの脱着挙動の解明への一歩

137★ Csの減少挙動の連続観測システムを確立•

137Csの脱着を長期実験可能な連続観測システムを構築した。

•

137Csが海底土から出ていく過程の観測に成功した。

★ 3パターンの137Csの減少挙動を確認• 海底土に含まれていた137Csのうちの30%が出てきた。
• 脱着反応を示唆するデータを得た。
★ 海底土から出ていく137Csの連続観測する工夫• 海底土をガンマ線測定装置（Ge検出器）の試料室に設置→

137Csの放射能の減少を常時観察可能• 脱着反応がゆっくり起こると予想 → 人工海水をループさせる★ 再吸着反応を抑える工夫• フィルター：懸濁物（細かい土、コロイド等）捕集• 吸着剤：Csイオン（Cs+）捕集

今後の展望 4回分の長期実験データを論文化• 海底土から出ていくときの137Csの形態への言及※ フィルター、人工海水等の137Csを測定済み• 海底土からの137Cs脱着速度
異なる実験条件下での脱着特性の違いを調査、脱着速度推定※ 異なる流速の実験データ取得済み

東京電力福島第一原子力発電所プラント内
核種移行に関する調査
安全研究センター 環境安全研究ディビジョン
邉見 光、島田 亜佐子、橘 真由美、青山 絵理、
山口 徹治、飯田 芳久

１．背景・目的

東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故等を踏まえた重大事故（シビアアクシデント：SA）
時対策や安全評価手法並びに安全対策の高度化に関連する技術的知見を取得するために、
1Fプラント内における核種の移行に関する公開情報を収集・整理してデータベースとして取りまとめるとともに、SA時のソースターム評価に有用と考えられる試料の分析手法を開発

２．公開情報の収集・整理
現時点で把握可能な核種移行挙動の整理（SA時のソースターム評価への有用性として優先順位の高いもの）

既存情報の整理
主な公開情報源• 東京電力• JAEA
収集• IRID• BSAF-2等*1*1OECD/NEAの1F関連プロジェクト

主な収集データ
 滞留水
 水処理設備処理水
 がれき
 土壌
 格納容器内堆積物

分類

A)
B)
C)
D)
E)
F)

6つのキーワード
水試料
固相試料データ
線量
セシウム以外の元素・核種
試料の輸送
格納容器/原子炉建屋

データベースの入力画面（例）

抽出

1Fプラント（1～4号機）内における核種の濃度や分析に関する公開情報
より、汚染水、建屋内線
量、がれき、土壌等を分析したデータを 収集し・
整理
英語へ翻訳
データベースへ取込み

1F 事故分析に係るOECD/NEAプロジェクト「原子炉建屋内及び格納容器内の調査結果の分析(ARC-F)」等へ情報を提供

３．水試料中のヨウ素の化学形態分析法の開発
・事故時のヨウ素（I-131）の移行挙動解明のため、水試料中のI-129を分析 （吸着性が極めて低くかつ半減期が極めて長いI-129は、処理されていない滞留水中に事故当時のままに近い濃度で存在している可能性）−−
・化学形態により移行挙動が異なると考えられるため、化学形態（I ，IO3 ，有機形）毎に−
放射性ヨウ素を分析する手法を開発 （I を吸着する固相抽出剤（Anion-SR）を活用）。

分離スキーム

結果

10ppb 129I−, (127I−), 10ppb 127IO3−,
0.1 M NaCl, 0.1 M NaOH
1回目 Anion-SR
通過液
127IO −
3

1 M HNO3

溶離
129I−,，127II−

濃度測定(ICP-MS)+HCl （pH 13 → pH 1）+K2S2O5 （IO3− → I− ）2回目 Anion-SR 1 M HNO3
溶離
（廃棄）129I−,，127II−
濃度測定(ICP-MS)

各回収フラクションでのIの回収率(%)
129I
127I
−
60%
(9%, I )
1回目
0%
73%
2回目
・129Iで標識されたI−は1回目の分離で60％回収。
・ 129I標準液中には127I−も含まれており、60％で回収
127
された場合に相当する Iが1回目の回収フラクション
で回収。
・他方、2回目の分離では127Iのみが回収。
・以上のことから、I－とIO3－を分離可能であることが示された。
［今後の課題：有機形ヨウ素の分析手法の開発］

本成果は、原子力規制庁による委託事業、「平成31年度原子力施設等防災対策等委託費（東京電力福島第一原子力発電所プラント内核種移行に関する調査）事業」の一部です。

楢葉遠隔技術開発センターの利用・整備状況○今年度は50件/年の施設利用を目標に1F廃炉関係者や企業・大学等へ利用促進活動を展開。
○将来に向けた廃止措置人材育成への貢献としてロボット操作実習プログラムを開設。
○1F施設データの拡充を進めるとともにデータ利用の利便性向上のため、 1F施設データ外部利用の受付を開始。
※
施設利用状況

利用見込み

64

件

利用中

15

件

利用済

41

件

利用手続中

8

件

海上技術安全研究所

ロボット操作実習プログラムの利用
目標達成!!

JAEAで用意するロボットでの操作実習等が可能
レベルや目的に合わせた実習が可能※2020年1月10日時点

東京大学

クローラロボットの操作実習

模擬デブリの探査試験

作業者の位置推定技術の研究

東京工芸大学

原子力安全研究協会

水中ROVの操作実習

ロボットシミュレータの操作実習
レスキューロボットの試験除去土壌等に係るワークショップ

実習内容についてはブース内チラシをご参照ください。

1Fデータの整備状況

デジタルモックアップによる1F廃炉の作業計画の検討・立案や作業者訓練への活用のため、1F1~3号機の原子炉建屋のデータを順次整備中。以下は2号機の原子炉建屋内の整備状況。

オペレータの遠隔操作スキルを点数化する
阿部文明, 鈴木 健太, 川端 邦明
１．背景・目的 原子力事故や大規模地震等の災害対応では二次災害を低減しつつ、迅速な情報収集が求められる
 遠隔操作機器(ロボット等)の利用

 ロボットから得られる情報での遠隔操作
 画像や距離情報をもとに周囲の正確な状況把握は困難
 操作に不慣れの場合、ロボットの転倒や破損のリスクが生じる

 シミュレータを用いた反復訓練
 訓練環境を低コストで提供

シミュレータによる訓練の例

原子力事故時の情報収集タスク例

 ロボットの破損のリスク無し

オペレータの遠隔操作スキルの点数化を行うことで効率よく訓練を実施
 ロボットを幾何学モデル（図形）として扱い、評価値の計算により点数化

２．提案手法 ロボットモデル（クローラロボット）

サブクローラ 二次元モデル
 左右一対のサブクローラの関節角度が同期 アイドラ上で２点接地

𝑧𝑧

 評価値の計算方法

X

アイドラ
𝑥𝑥

可操作度

𝑧𝑧𝑤𝑤

ロボットモデル ロボット本体の中心位置・姿勢を運動学的視点から定量的に表す指標
𝑋𝑋 = 𝐹𝐹(𝑞𝑞)

両辺微分

本体位置・姿勢ベクトル

𝑋𝑋 = 𝑥𝑥, 𝑧𝑧, 𝜃𝜃 T

𝑋𝑋̇ = 𝐽𝐽(𝑞𝑞)𝑞𝑞̇

関節角度ベクトル
𝑞𝑞 = 𝛼𝛼1 , 𝛼𝛼2 , ψ1 , ψ2 T

𝜎𝜎1
𝐽𝐽 𝑞𝑞 = 𝑈𝑈Σ𝑉𝑉 𝑇𝑇 Σ = 00(特異値分解)

0
𝜎𝜎2
0

0
0
𝜎𝜎3

𝑤𝑤: 本体中心～サブクローラ回転軸までの長さ
𝑙𝑙: サブクローラ回転軸～アイドラ中心までの長さ
𝑟𝑟: アイドラ半径
𝐺𝐺𝑖𝑖 : 接地点座標
𝐿𝐿𝑖𝑖 : サブクローラ回転軸座標
𝐴𝐴𝑖𝑖 : アイドラ中心座標
ψ𝑖𝑖 : x軸とアイドラのなす角𝛼𝛼𝑖𝑖 : サブクローラ回転軸と接地点のなす角𝜑𝜑𝑖𝑖 : サブクローラ回転角

𝑤𝑤 = 𝜎𝜎1 𝜎𝜎2 𝜎𝜎3 (可操作度)

0
0
0

𝑥𝑥𝑤𝑤

上限：なし
下限：０ (自由度の縮退を表す)

𝑤𝑤 の値が高い方が点数が良い

 検証実験 ： 階段踊り場乗り移り時の評価値のふるまいを検証
実験条件
1.前後アイドラを階段の踏み面に設地(2点接地の状態)
2.前方のサブクローラ関節角度のみを操作し、評価値を計算
3.２点接地の関係が崩れた場合、評価値の計算を終了

接地終了

階段のパラメータ
原子炉建屋内部の階段の寸法を採用
接地位置

階段勾配
階段蹴上げ高さ

40,45[deg]0.220[m]クローラロボットのパラメータ
階段エッジ

接地位置

後方サブクローラ関節角度

𝑤𝑤 : 本体中心から関節軸間の長さ

𝑟𝑟 : アイドラ半径𝑙𝑙 : アイドラから関節軸間の長さ

接地開始

0,15,30,45[deg]0.461[m]0.043[m]0.287[m] 設置開始から終了にかけて評価値が増加することを確認
 ロボットを転倒させないような操作が必要

３．まとめ・今後の展開
 評価値(可操作度)の計算を行うことでオペレータの遠隔操作スキルの点数化が可能
 メインクローラが設地した場合の評価値の計算方法の検討
 サブクローラの関節角度が非同期で動作する場合の評価値の計算方法の検討

シミュレータを使ったロボット協力作業の操作訓練
鈴木 健太，迎田 俊二，川端 邦明
背景・目的
1Fで実施されたロボットを活用した廃炉作業⇒ 作業の安全・効率化のために２機のロボット（作業用/作業監視用）を利用
作業用ロボットと作業監視用ロボットのオペレータの協力（連携）・スキル向上が重要

本報告• 1Fで実施された作業事例を参考に２機のロボットを導入したシステムを構築・物理演算負荷試験• リアルタイムシミュレーションを実現するためのカメラ解像度設定を検証

システム構築・検証
システム構成作業用/作業監視用ロボットのモデリング••

１F２号機オペレーションフロアの調査に利用されたロボットを参考にモデリング
同フロア内でのフェンス撤去作業を例に操作訓練環境を仮構築
Kobra（作業用）

ソフトウェア・ OS：Ubuntu 18.04-LTS・ シミュレータ：Choreonoid
ハードウェア・ ワークステーション x１
・ 操作用モニタ x2
・ 操作入力用ゲームパッド x2

Packbot（作業監視用）

構築した操作訓練環境

物理演算負荷試験
フェンス撤去作業を例に，シミュレーション時の遅延状況を確認⇒ 実時間比1.0以下（計算時間がシミュレーション時間以下）
遅延なくシミュレーション可能

カメラ解像度設定の検証
ロボットに設定したカメラ個数とカメラ解像度設定によるシミュレーションへの影響を確認⇒ ・QVGA以下の解像度設定では遅延なくシミュレーション可能
・HD設定では大きく遅延が発生，リアルタイムシミュレーション不可

まとめ
２機のロボットによる協力作業をシミュレートするためのシステムを構築••

物理演算負荷試験の結果、実時間性良好
複数のカメラを使用するときは、QVGA以下の設定を推奨

展望： 複雑にロボット同士が干渉する操作環境について実時間性を検証予定

ＪＡＥＡ施設における原子力緊急事態のための遠隔操作資機材の整備及び操作訓練
原子力防災資機材（遠隔操作資機材）の整備に至った経緯
１９９９年 ９月３０日

茨城県東海村の㈱ジェー・シー・オー ウラン加工施設で臨界事故が発生。

１９９９年１２月１７日

原子力災害対策特別措置法（「原災法」という）が施行。

２０１１年 ３月１１日
２０１２年 ９月１４日（同年 ９月１９日施行）
２０１２年１０月１６日
２０１７年 ８月 １日（同年１０月３０日施行）
２０１７年１２月

東京電力㈱福島第一原子力発電所事故が発生。
原災法及び同法「計画等命令」が改正され、実用発電炉を有する原子炉設置者に対し、遠隔操作資機材の整備が要求される。
JAEA施設へ計画等命令の適用拡大を考慮し、遠隔操作資機材の整備を開始。
計画等命令が改正され、試験研究炉（１０ＭＷ以上）と再処理施設にも適用されることとなった（もんじゅ、ふげん、ＨＴＴＲ、ＪＭＴＲ、常陽、ＪＲＲ－３、東海再処理施設）。
楢葉遠隔技術開発センター（原子力緊急事態支援組織）でＪＡＥＡ各対象施設の要員に対して遠隔操作資機材の操作訓練を開始。

遠隔操作資機材の種類
分

類

名

遠隔操作
資機材

運搬用車両

現地活動用
資機材等

称

用途

台数

偵察用ロボット

現場撮影や放射線測定、作業用ロボットの操作補助２

作業用ロボット

障害物の撤去、扉や弁などの操作、偵察用ロボットの走行補助

２

小型無人ヘリ

高所からの現場偵察

２

楢葉センターから発災事業所後方ロボット運搬車両
支援拠点にロボットを運搬する
作業用資機材ロボットの予備バッテリーや部品

１

一般資機材

運搬時に必要な非常食やサニタ
リー用品など１④現地対策本部要員 現地対策本部（発災拠点）
による現場対応

JAEA各対象施設の操作要員の訓練風景

後方支援拠点①支援要請

機構対策本部
支援指示②支援指示（機材運搬）

緊急事態支援組織（楢葉遠隔技術開発センター）

作業用ロボット

緊急時集合場所
楢葉遠隔技術開発センター

偵察用ロボット

ガレキ類

各拠点操作員

中継無線機
各拠点操作員

屋内（無線が届かない場所への中継）

ロボット運搬車両

遠隔操作資機材による現場対応イメージ

支援

支 援 本部③支援
小型無人ヘリ

２

原科研
核サ研
大洗研

ふげん

原子力事業者防災業務計画の記載事項

もんじゅ

遠隔操作資機材の運用体制

研究連携成果展開部
施設供用制度敦賀地区

福 島地 区

ふくいスマートデコミッショニング技術実証拠点

楢葉遠隔技術開発センター(モックアップ試験施設)

大空間を利用した大型機器
モーションキャプチャのモックアップ実証試験、
幅10ｍ×奥行10ｍ×髙さ2ｍ
災害対応用ロボット等のの広い空間領域で、開発・実証試験
ロボットの動作を定量的に計測することが可能

円筒型水槽（水深10m）、レーザーを用いた原子炉解体技術実証試験、 複合現実感（MR）を用いた実現場作業体験等

東海地区
燃料試験施設バーチャルリアリティシステム

仮想現実技術を用いてあたかも現場にいる感覚で実現場作業等のシミュレー
ションが実施可能

大洗地区

ロボット試験用水槽

直径4.5ｍ、水深5ｍの円筒型水槽で、水中ロボット等の実証試験に利用可能

高速実験炉「常陽」敦賀播磨

原子炉用燃料・材料の照射試験、材料開発、基礎研究のための中性子照射等、
ホットラボにおける照射後試験

東海
大洗

東濃

トライアルユース制度
他各種料金制度あり

東濃地区

むつ地区

ペレトロン年代測定装置

タンデトロン施設

地球科学、考古学、環境科学等に関わる試料の炭素、ヨウ素、
ベリリウム、アルミ
ニウム同位体比測定(ベリリウム、
アルミニウム は測
定のみ)

むつ

福島

（運転再開に向け準備中）（お問い合わせ）放射線標準施設

燃料・材料の照射後試験等放射線測定器の研究開発・特性試験・校正試験、
線量評価法の開発等

放射化分析、
原子炉用燃料・材料の照（R３年2月末運転再開予定）
射試験、
ラジオアイソトープの製造、シリコンドーピング、
生体分子構造解析、
残留応力解析、
元素分析、イメージング等
タンデム加速器
研究用原子炉JRR-3

重イオンによる核物理、
核化学、物性物理等の研究、核データの整備等

播磨地区
大型放射光施設 SＰｒｉｎｇ-8

環境における放射性核種の移行挙動研究、年代測定等に関わる炭素・ヨウ素同位体比の測定℡029-282-6260 E-mail:renkei.shisetsu@jaea.go.jp

原子力機構専用ビームライン・ 物質構造及び材料物性の装置

原子・分子レベルの解明、機能性材料が示すナノス
ケール現象のその場観察等
これらの実現に必要な放射光利用技術開発等

研究連携成果展開部
成果展開事業原子力機構は、研究開発成果の中で生まれた知的財産を、企業の皆様にご活用いただき、実用化共同研究を推進することにより、その成果を広く社会に還元いたします。

成果展開事業制度・共同研究により企業の製品開発を支援。
・最長4年間。
・開発費の半額（最大1000万円/年）を提供。
・毎年、テーマを公募で決定。
平成10年度～令和元年度実施分において、製品化率 45 ％！

技術シーズ集

産業分野
（主題）別
に整理

機構の保有知財のうち、実用化の可能性が高い
特許等(126件)の解説シート集

図表を中心に技術の特徴を解説

・当該技術の特徴、従来技術との比較、
利用分野、研究ステージの情報を記載
・特許番号等関連情報も表示
・今年度10月第5版改訂発行

伝統産業
地場産業

地域の身近な産業における活用例を紹介

吸湿による伸縮を抑制した機能
和紙で表具した金屏風(技術シーズ集 伝統産業・地場産業への応用例No.1)

情報

従来技術と
の比較、利
用できる分
野等を紹介
知財関連情報を掲載

ナノ・材料
様々な産業分野へ利用可能な技術シーズ

環境関連

計測

水中の放射性セシウム（Cs）濃度を高速かつ確実に検知する、放射能濃度計測装置(技術シーズ集No.6-33)

ラ イフ
サイエ ンス

機械装置

分析

高い耐放射線性と綺麗な画質を両立させた
デジタルカメラシステム(技術シーズ集No.6-18)

画質を
大幅に改善

通常カメラによるモニタ画像（お問い合わせ）◆利用可能な技術についてはコチラ◆ ◆成果展開事業についてコチラ◆
TEL : 029-282-6467
TEL : 029-282-6019 , 029-282-6192(当課のコーディネータが対応致します)

本カメラシステムのモニタ画像◆メールアドレス◆E-mail：seika.riyou@jaea.go.jp

研究連携成果展開部
成果情報● 原子力機構の研究開発成果2019-20• 機構の研究成果をわかりやすくまとめ、年1回刊行する情報誌• 最新の論文・報告書を図表・写真を用いて1件1葉で紹介• 巻頭は福島第一原子力発電所事故に関する17件の成果

https://rdreview.jaea.go.jp/● 研究開発成果検索・閲覧システム(JOPSS)
https://jopss.jaea.go.jp/• 原子力機構の研究開発成果約10万7千件（JAEAレポート、
学術論文、学会等での講演、特許）を検索・閲覧• 福島事故に関するJAEAレポートの全文PDFファイルや付録データをダウンロード可能• 電子ジャーナル、プレスリリース、解説記事へのリンクを提供• 公開特許公報、特許公報、開放特許情報データベース
へのリンクを提供

電子ジャーナルへのリンク

プレスリリースへのリンク

全文ダウンロード

解説記事へのリンク

付録データのダウンロード

特許情報へのリンク

研究連携成果展開部

福島原子力事故関連情報アーカイブ
Fukushima Nuclear Accident Archivehttps://f-archive.jaea.go.jp

福島第一原子力発電所事故に関する
公的機関等のインターネット情報と学会等発表情報の検索・閲覧サイト【目的】
 福島第一原子力発電所事故の対応に係る研究開発の参考となる情報を将来に渡って提供する【概要】
 JAEAが運用する、福島第一原子力発電所事故に関する情報検索・閲覧サイト
 国等の公的機関、学術機関及び研究機関、自治体、学会等のウェブサイトから発表された情報、学会等の口頭発表情報を幅広く収集
 IAEAが作成する原子力事故情報を整理するための階層分類(タクソノミー)を使用し、体系的な情報の整理を実施【収録内容】
 公的機関等のウェブサイト掲載の福島第一原子力発電所事故関連情報（約17万件）
 東京電力、政府機関(経済産業省、文部科学省等)、研究開発機関(JAEA等)、事故調
 原子力関連学会等で発表された福島第一原子力発電所事故関連の発表情報 （約7500件）
 日本原子力学会、日本アイソトープ協会、環境放射能除染学会、日本保健物理学会
KEK「環境放射能」研究会【情報源へのリンク】○公的機関等のウェブサイト
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また、許諾が得られた発表については、要旨
集・予稿集掲載の全文(ＰＤＦ)をFNAA上に掲載【収録内容の可視化】
IAEAタクソノミーの階層構造(上位・下位関係)、
当該項目に分類される収録件数を可視化【コレクションから探す】
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