平成28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）」
平成29年度成果報告

平成31年2月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）

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

目 次

１．全体概要、研究の進め方
２．性状把握３．処分前管理に関わる検討
４．固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価手法の検討
５．研究開発成果の統合（廃棄物ストリームの検討）
６．実績スケジュール及び体制©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1１．全体概要、研究の進め方©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2

全体概要
– 研究開発の位置付け–
 「東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」（以下、「中長期ロードマップ」とする）及び「研究開発プロジェクトの進捗状況及び次期計画の方向性」*1に基づき、廃炉・汚染水対策の事業が進められている。
 廃炉・汚染水対策に資するよう、中長期ロードマップや「東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017」 *2（以下、「技術戦略プラン2017」とする）に基づいて、固体廃棄物の処理・処分に関する技術の研究開発を実施した。

*1 廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議, 第 39 回 (2017).
*2 原子力損害賠償・廃炉等支援機構, 東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017 (2017）.
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3

全体概要
– 中長期ロードマップの方針 –

廃棄物対策の基本的考え方*（研究開発に係る箇所抜粋。一部修文）– 固体廃棄物の処理・処分の検討を進めていくために、核種組成、放射能濃度等の性状を把握することが必要。
–

発生した固体廃棄物については、その性状を踏まえて安全かつ合理的な保管・管理を行う。

–

固体廃棄物をより安全に保管・管理するため、処分の技術的要件が決定される前に、安定化・固定化するための処理（先行的処理）の方法を合理的に選定する手法を構築し、先行的処理の方法を選定する。

–

固体廃棄物の処理・処分に係る研究開発を効率的に進めていくため、性状把
握、処理、処分の研究開発の各分野の連携を密にする。各分野の検討状況や課題を共有し、固体廃棄物の管理全体を俯瞰した上で、必要な研究開発課
題を確認しながら進めていく。

2021年度頃までを目処に処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通しを示す。
* 平成29年9月26日改訂.
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4

全体概要
– 技術戦略プラン2017の方針 –

固体廃棄物の処理・処分に係る戦略的提言*（一部修文）– 処分の見通しを得るまでの間は、処分前管理のうち性状把握、保管・管理、先行的処理等に重点項目

性状把握の推進

研究開発内容•分析データと移行モデルに基づく評価データを相補的に組み合わせた性状把握方法の構築•

分析試料数の最適化や分析方法の簡易・迅速化等•

保管・管理期間中に水処理二次廃棄物等から発生する
水素ガスの発生量の評価方法、対策について検討•

燃料デブリ取出しに伴って発生する固体廃棄物の保管・管理方法等の検討

処分を念頭に置いた先行的処理方 •法の選定手法の構築

複数の処分方法に対して、暫定的な廃棄体の安全性の評価を実施し、処理方法を選定する手法を構築

固体廃棄物の管理全体を俯瞰した
効率的な研究開発の推進

各分野の検討状況や課題を共有し、固体廃棄物の管理
全体を俯瞰し、必要な研究開発課題を確認しつつ推進

保管・管理の徹底•* 原子力損害賠償・廃炉等支援機構, 東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017 (2017）.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5研究開発の進め方– 計画の具体化と実施 – 研究開発の主要な 4 つの項目〔①性状把握、②処分前管理（保管・管理の徹底）、③固体廃棄物の特徴に適した処分概
念及び安全評価手法の検討（処分概念を念頭に置いた先行的処理方法選定手法の構築）、④研究開発成果の統合（固体
廃棄物の管理全体を俯瞰した効率的な研究開発の推進） 〕のそれぞれについて具体化した。
– 廃棄物の特徴を踏まえて計画を検討した。
– 技術戦略プラン2017の工程表を参考に、これを着実に実施、達成するよう計画した。
– 各項目の検討を並行して進めるため、適切な分担を考慮するとともに、情報を共有しつつ進めた。
 目標達成を判断する指標を設定し、実施した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

研究開発の進め方– 考慮した福島第一事故廃棄物の特徴（推定） – 事故により管理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、それに応じ廃棄物の発生量が変化
 現状ではアクセスが難しく、試料の採取が限定的
飛散・拡散

水処理装置

瓦礫／伐採木等
瓦礫

伐採木

汚染水

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

水処理二次廃棄物

デブリ取出しにより発生する廃棄物等○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なものもある

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なものもある○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。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning77

研究開発の進め方– 関係機関の役割分担と検討の範囲・視点 –NDF

全体戦略の策定【検討の範囲】•設計・製作・導入

長期保管
対策実施

【検討の視点】•廃止措置作業における優先順位、安全性、経済
合理性等

東電

廃棄物管理（発生～保管）方策の具現化

東電

廃棄物管理（処理・処分）方策の策定

NDF/東電

情報の流れ

IRID

（経済合理性等の視点での評価に必要な基本情報はﾊﾟﾗﾒｰﾀｻｰﾍﾞｲ等で実施）【検討の範囲】•導入に向けた課題対策等•設計に必要な技術的事項の検討

処分前管理に関わる検討（保管管理）• 高線量廃棄物の保管対策の検討• 水処理二次廃棄物の安定化
技術の評価【保管リスクの低減対策】• 研究で得られた成果を反映し、進捗、成果の整合性及び残された課題を統合的に評価• 今後の研究開発に資する課題等を整理• 分析データの取得・管理等• 解析的評価手法の精度向上• 総合的なインベントリ評価の取りまとめ• 処分影響物質等への対応

研究開発成果の統合(廃棄物ストリームの検討)【検討の視点】•技術的成立性（安全性）

性状把握

処分前管理に関わる検討（適用性評価、廃棄物量低減）

固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価手法の検討• 固体廃棄物の特徴に応じた適用
性評価• 廃棄物量の低減に関する技術の検討• 国内外の処分方策を詳細に調査・評価• 固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価シナリオ等の安全評価手法の検討【総合的な廃棄物管理対策】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

２．性状把握©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9

報告内容
（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握(a) 分析計画の立案(b) 試料採取と輸送(c) 分析の実施(d) 分析データに基づく廃棄物分類の検討
b. サンプリング技術の開発等(a) スラッジ等水処理二次廃棄物試料の採取(b) 原子炉建屋内試料等の採取方法の検討

c. 分析方法の効率化(a) 汚染核種の移行挙動と汚染機構の検討(b) 分析データの代表性に関する検討(c) 分析対象核種の再選定(d) 分析方法の効率化・合理化に関する検討
d. 分析データの管理(a) 分析データベースの構築(b) 廃棄物データの整理・更新（イ）解析的評価手法の精度向上「総合的なインベントリ評価の取りまとめ」は2018年度に実施（ウ）処分影響物質などへの対応
技術戦略プラン2017* との対応

* 東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017（原子力損害賠償・廃炉等支援機構 (2017）.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (a) 分析計画の立案
年度

実施計画

目標とする指標H29• 中長期ロードマップに示されている目標工程や判断ポイント、これまでに得られた分析デー
タや各種の汚染挙動に関する知見、入手し得る分析試料の見通しなどをもとにして、中長期の分析計画を立案する。
• 瓦礫、土壌、焼却灰、汚染水処理二次廃棄物、建屋の地下に滞留する汚染水等を対象として含める。
• 年間の分析計画を立案する。

• 中長期分析計画を策定する。
• 年間分析計画を策定する。

H30• 年間の分析計画を立案する。

• 年間分析計画を策定する。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

備考

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ａ．汚染分布の把握
年度分析計画検討 中長期計画検討

次年度計画検討

・次年度計画案を作成済み。

・分析計画の立案* 分析計画は必要に応じて適宜見直す。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (a) 分析計画の立案
 分析は、廃棄物管理（保管、処理と処分）の方法を検討するためのツールであり、廃棄物管理の各段階について廃棄物を分類するための情報を提供する。廃棄物管理の各段階の目的を検討し、分析に対するニーズを整理した。
 分析項目は廃棄物管理の各段階で異なる。 （図1）
 保管や処理（廃棄体化、安定化）に関してリスクが高いとされる廃棄物は優先度​が高い。
 処分区分や廃棄体の放射能濃度決定方法の検討には、難測定核種を含む放射能の分析が必要であり、また、放射性物質だけではなく化学的な有害物も対象となることから分析量が膨大となる。（図2）
保管に必要な性状• 全てが対象であり、主要なリスク源とされる水処理二次廃棄物（吸着塔類、スラッジ、スラリー）が重要• 保管の安全に必要な事項– 被ばく – 線量率– 水素等ガス発生 – 主要核種の濃度、水な
ど分解物質– 臨界 – 核物質量処理（廃棄体化）に必要な性状• 全てが対象であり、従来実績がない廃棄物（水処理二次廃棄物、焼却灰、土壌）が重要• 処理方法の選定に必要な事項– 物理的性質、化学的性質、主要な核種の濃度、等

廃棄物分類仮定（核種組成）

減容・安定化
処理
廃棄物
の発生

一次
分類

一時
保管

二次
分類

保管

優先実施事項 ☜ 分析の実施

評価精度向上
三次
分類

廃棄体
処理

放射能濃度決定方法

廃棄物分類
処分概念検討

埋設処分
解析的インベントリ評価
放射能インベントリ

処理（安定化）に必要な性状処分（廃棄体確認※含む）に必要な性状• 保管と同様に、主要なリスク源とされる廃棄物（吸着塔類、スラッジ、スラリー）が主な対象• 処理方法の選定に必要な事項– 水素ガス、発熱、被ばく – 主要核種の濃度– ガス発生 – 水など分解物質• 処分区分の決定、廃棄体確認方法の決定が重要• 含有物質の定量に必要な事項– 難測定核種を含む放射能濃度– 化学的な有害物質の濃度

スケーリング
ファクタ等の検討

処分概念
安全評価手法検討
安全評価手法

処分影響/有害物質含有調査
廃棄物性状（化学的要素）

処分区分分類
処分安全評価重要核種

核種選定（※廃棄体の処分安全性や健全性確認）

図1 分類設定の検討に必要な性状把握の課題

図2 処分段階を見据えた放射能濃度の分析に関する整理©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (a) 分析計画の立案
 分析の目的に関する検討から、 2021年までを想定した中期的な優先度を整理した。 （表1）
 目的ごとに点数を設定して半定量的に優先順位を設定し、分析試料を採取する時期を想定し、試料の採取と分析の実施に関する展開をまとめた。（表2）
表1 中期的に優先度が高い分析に対する要求
分類
保管

処理

処分

目的

対象廃棄物

分析項目

表2 分析の年次展開

分析の期限

核物質量
（臨界）

燃料デブリを含む廃 全α濃度
棄物

放射能量
（水素ガス対策等）

スラリー、除染装置
スラッジ、燃料デブ
リ取り出し廃棄物

化学形態

全て

元素濃度（必要に応じて）スラッジ安定化

除染装置スラッジ

密度、乾燥質量、 処理方法の検粒径分布、pH、討、決定に合化学組成、主要 わせる。
核種濃度、熱伝
導度、電気電導度、有機物（TOC）

焼却灰の固
型化

焼却灰

元素組成、成分
分析

土壌の分級

土壌

粒径分布に対す
る主要放射能濃度

廃棄物分類

瓦礫、焼却灰、格納 核種別の放射能
容器外解体廃棄物、 濃度（分布）炭酸塩・鉄共沈スラ
リー、除染装置スラ
ッジ、デブリ取り出し
廃棄物、セシウム吸着塔

保管方法の検討、決定に合全α濃度、全βγ濃 わせる。
度

処分方法の検討、決定に合わせる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (a) 分析計画の立案
 分析の中長期計画は数年ごとに見直すことが適当と考えられ、将来の改訂のために分析計画の立案における課題を整理した。（表3）
 継続して対策を検討すべき課題（試料の採取、分析資源の活用、分析データの活用）、新たに着手すべき課題（分析の品質保証）を含む。
表3 分析の実施における課題と今後計画に取り入れるべき課題
分類
継続して対
策を検討す
べき課題

試料の採取

課題

該当廃棄物・試料•格納容器の内外など高線量の環境における試料の採取、セシウ
ム吸着塔など高線量の対象物からの試料の採取に関して、採取方法の確立。

• 除染装置スラッジ、デブリ取り出しに伴う廃棄物• セシウム吸着塔•廃炉に伴う工事や他のPjと連携し、効率的に試料を入手。

• 炉内状況把握Pj等の試料• デブリ取り出しに伴う廃棄物•限られた試料から分析データの代表性を考慮し、対象廃棄物のイ • 全廃棄物
ンベントリを推定する方法の確立。また、それを利用した具体的な採取計画への展開。
•大熊分析・研究施設が稼働するまで、試料保管場所・方法の整備。 • 全廃棄物
分析資源の活用•大熊分析・研究施設が稼働するまで、既存施設の合理的な利用。 • 全廃棄物

分析データの活用 •研究開発者が利用できるデータベースの構築。
新たに着手
すべき課題

分析の品質保証• 全廃棄物•将来分析データを規制制度の下で活用するため、分析の品質保証体系の構築、それに基づく分析手法の標準化。

• 全廃棄物©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (b) 試料採取と輸送
年度

実施計画

目標とする指標H29• 既設/増設多核種除去設備の運転に伴い発生するスラリー及び吸着材並びに運転中のセシウ
ム吸着装置、第二セシウム吸着装置、既設/増設多核種除去設備からの処理水について、採取方法や採取時の被ばく線量評価等を検討したうえで、分析計画に基づき採取可能な箇所から順次試料採取を行う。
• 現場作業と調整の上、取得可能な試料を採取し、これら取得した試料を分析施設に輸送する。

• 年間分析計画に基づき試料を採取し、分析施設へ輸送する。

H30• 既設/増設多核種除去設備の運転に伴い発生するスラリー及び吸着材並びに運転中のセシウ
ム吸着装置、第二セシウム吸着装置、既設/増設多核種除去設備からの処理水について、分析計画に基づき採取可能な箇所から順次試料採取を行う。
• 現場作業と調整の上、取得可能な試料を採取し、これら取得した試料を分析施設に輸送する。

• 年間分析計画に基づき試料を採取し、分析施設へ輸送する。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア．性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ａ．汚染分布の把握
・試料採取と輸送（10/4）（11/21）（12/15）（ 追加； 11/10）（ 追加； 3/29）* 採取は通年実施する。輸送実施日は試料の準備状況に応じて適宜見直す。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (b) 試料採取と輸送
赤文字は本プロジェクトで試料を採取

分類

表4 平成29年度に実施した試料輸送の概要と分析の状況

種類

試料

点
数

輸送
発地※1

着地※1

月日
H29/12/15

4号機原子炉建屋 1〜5階 コンクリートのボーリングコア

8 1F

除染試
験試料

1〜3号機 床・壁の除染資材（ネル布、ストリッパブルペ
イント、ボーリングコア、他）

22 JAEA 大洗

JAEA 原科研 H30/3/29

瓦礫類

原子炉建屋瓦礫、 覆土保管瓦礫、タービン建屋砂礫（放射能分布）5 1F

JAEA 大洗

1〜3号機原子炉建屋滞留水

8 1F

JAEA 原科研 H29/10/4

瓦礫類 床

汚染水 滞留水

NDC

原子炉建屋滞留水、HTI滞留水、RW滞留水、KURION 工 19 JAEA 核サ研 NFD
程水、SARRY工程水 等（ウラン分析）
処理水

実施中
実施予定

H29/2/27※2 実施予定

H29/11/10

報告（H30.3）
報告予定

既設ALPS工程水11 1F

JAEA 原科研 H29/10/4
実施中
H29/2/27※2

増設ALPS工程水

12 1F

NDC

H29/12/15

JAEA 核サ研 H29/10/4

水処理 吸着材 既設ALPS 酸化セリウム、活性炭、キレート樹脂2
二次廃
既設ALPS キレート樹脂1、銀ゼオライト
棄物
スラッジ 除染装置スラッジ、上澄み液

3 1F
2 1F

JAEA 核サ研 H29/11/21

除染装置スラッジ（元素分析等）

1 1F

NFD

F、H、J、Kエリア 表層、H4タンクエリア（測定点A、B）

6 1F

NDC

K、Pエリア、H4タンクエリア（測定点A）（粒径–放射能濃
度）

3 1F

土壌

分析状況

2 1F

JAEA 核サ研 H29/11/21
H29/11/21
H29/12/15

JAEA 原科研 H29/10/4

実施中
実施中
分析待ち（保管）
一部報告（H30.3）
実施中
実施中
実施中

※１ １Ｆ：福島第一原子力発電所 JAEA：日本原子力研究開発機構 JAEA原科研：JAEA原子力科学研究所 JAEA核サ研：JAEA核燃料サイクル工学研究所
JAEA大洗：JAEA大洗研究所 NDC：ニュークリア・デベロップメント株式会社 NFD：日本核燃料開発株式会社 ※２ 平成２６年度補正予算事業にて輸送済み©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (c) 分析の実施
年度

実施計画

H29
H30

目標とする指標• 分析計画に基づいて、試料の分析を実施する。
• 放射能濃度と共に、保管管理などで必要とされる事項の分析を行う。

実施内容• 年間分析計画に基づき分析を実施し、分析データを報告する。

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア．性状把握（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握
・分析の実施報告* 四半期末を目安として分析データを報告する。分析データの内容に応じて時期は適宜見直す。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (c) 分析の実施
 4号機原子炉建屋で得られたボーリングコアの分析を進めている。
 分析試料の代表性を検討するため、種々の瓦礫を対象としてイメージングプレート (IP) 撮影を行い、局所的な汚染分布を調べている。（図3、図4）
 瓦礫（コンクリート）について分析したところ、汚染は一般に不均一であり、事故当時の経緯により分布が異なる。
 放射能量の推定においては、不均一な汚染分布を前提とし、代表性を考慮した方法を検討する必要がある。

①試料

②IP撮影

表面（未処理）・水色塗膜は汚染が軽微である（灰色の点線は試料のおおよその形を表す）。
・側面の汚染が映り込んでいる。

・白色塗膜は明らかに汚染している（灰色の点線は試料のおおよその形を表す） 。
表面（未処理）・塗膜とコンクリートの境界に汚染は見られず、浸透していな
い。
5回の切削後・5回の切削後のIP撮影結果から、境界に汚染が浸入していると見られる。
5回の切削後③IP画像の例 ④試料の面切削作業• 試料①をイメージングプレート (IP)に載せ②、画像を得る③。
• 受けた放射線量に応じて色を変えて表示する。IPと接していない面か
らも放射線を受けるため、一般に画像の形状は試料と異なる。
• IPに載せた試料面に対して平行にに切削し④、撮影を繰り返す。

図3 IP分析の方法

・内部に汚染は見られなかった。11回以後の切削においても同様の画像が得られた。

・内部に汚染は見られなかった。11回以後の切削においても同様の画像が得られた。
10回の切削後10回の切削後

3号機周辺で採取された瓦礫3号機オペフロで採取された瓦礫(試料番号 3U-01)(試料番号 3RB-OP-C1)

図4 瓦礫の局所的な汚染分布（それぞれ、左が外観の写真、右がIPによる撮影像）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (c) 分析の実施
 滞留水から採取した水の分析を進めている。
 1 から 3 号機原子炉建屋 (R/B) 滞留水の分析を実施した（図5、6）。
 90Sr/137Cs比に関して、1、2及び3号機R/B滞留水は1桁ほどの範囲（10-1～100程度）でばらつくが、それぞれタービン建屋 (T/B) 滞留水と同程度である。昨年（Ｈ29年）3月頃に実施された原子炉注水量の変化による影響は見られない。
 238Pu/137Cs比に関して、 原子炉格納容器（PCV）滞留水で高いが、それ以降のR/B、T/B及び集中廃棄物処理
建屋（集中RW）では同程度となる。1及び2号機R/B滞留水は、3号機R/Bに比べて1桁程度大きい。
 核種、号機、流れ（上流：原子炉建屋側、下流：高温焼却炉建屋側）により検出される放射能濃度に違いが見られることから、汚染水との接触による汚染を推定する上で、特に上流側での汚染挙動を継続して調べることが望まれる。
1E+09

1000

8
100000000

100

凡例

2T/B

1T/B

P

P

P

4T/B

3T/B

P

P

P

P

P

10
至 高温焼却炉建屋

90Sr

P

2R/B

P
P

P

P

3R/B

P

4R/B

P

1号機R/Bは青、 2号機は赤、3号機は緑のラインをそれぞれ利用して、高温焼却炉建屋にて滞留水が採取された。*1

61000000

10

100000

4
10000

10

1000

102

101

2号機R/B ※3号機R/B ※1

1号機T/B

100

2号機T/B ※0.1

3号機T/B ※2号機PCV

0.01
-2

10

3号機PCV
0.001

100

集中RW

10-4

（白抜きは縦軸の値が検出下限値）-40.0001

10

2
100

10

10-1 10-2

10-3

10-5 10-60.00001101

図5 R/B滞留水試料の採取

10

238Pu放射能濃度（Bq/g）

1R/B

90Sr放射能濃度（Bq/g）

10000000

1号機R/B ※

238Pu

102

10 1
10

100

3
1000
10

10000

5
1000001000000 10000000100000000
10
107

137Cs放射能濃度（Bq/g）

1

101
10

10-7 10-8
100

3
1000
10

10-9
10000

5 1000000 10000000100000000
710000010

137Cs放射能濃度（Bq/g）

10※ 今年度報告データ

図6 種々の滞留水中の 90Sr と 238Pu 濃度（137Cs濃度との相関）*1 特定原子力施設監視・評価検討会（第53回, 資料5, 平成29年5月22日）から一部引用、加筆. ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (c) 分析の実施
 汚染水の処理により発生する二次廃棄物の分析を進めている。
 除染装置スラッジの分析を実施した（図7）。
 スラッジの移送や処理の方法を検討する上で重要と考えられる 物理的な特性（密度、固形物の割合、
粒径分布、流動の性質）を先行して分析した。
 粒径は5 μm以下の粒子がおよそ90%を占める。放射能は90Srが主要な核種とみられる。
 多核種除去設備からの炭酸塩スラリーの分析を実施した（図8）。
 以前に分析した試料*1と比べ、90Sr濃度が低いなど、処理対象の汚染水の性状による影響がうかがわれる。
B Ce(OH)3 SrCO3
その他
Ti(OH)2
Al2O3
FeO(OH)・H2O

化学組成 〔wt%〕

SiO2
Na2CO3Mg(OH)2

31.9

CaCO3

46.6

Na2CO3

5.29

SiO2

6.85

Mg(OH)2

FeO(OH)・H2O

1.06

Al2O3

0.16

Ti(OH)2

0.6

CaCO3

B

0.06

Ce(OH)3

0.04

SrCO3

0.03

その他

7.3

10μm

静置した状態分散させた粒子の外観外観推定した化学組成

図7 分析した除染装置スラッジ

図8多核種除去設備炭酸塩スラリーの分析（試料番号LI-AR-SL1-3）（試料番号AAL-S8-6）*1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第34回）, 平成28年9月29日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (d) 分析データに基づく廃棄物分類の検討

年度

実施計画

目標とする指標H29• 廃棄物を特徴付ける放射性核種の組成を整理する。
• 放射性核種の濃度の相関や、ソースタームの核種組成により規格化した量（輸送比）を用いて進める。

• 得られた分析データに基づいて検討した廃棄物分類を示す。

H30• 分析データの蓄積に伴い、検討の結果の見直しを行う。

• 得られた分析データに基づいて検討した廃棄物分類を示す。

実施内容

平成29年度
4

5

6

検討

まとめ

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア．性状把握（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握
・分析データに基づく廃棄物分類の検討* 検討の結果は分析方法に関する検討に反映する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

21

（ア）分析データの取得・管理等
a. 汚染分布の把握 (d) 分析データに基づく廃棄物分類の検討
 当初、米国 ＮＲＣ によって設定された元素グループを用いてモデルの検討を開始した。汚染の状態をより正確に表現するため、蓄積した分析データを利用して元素グループの再設定を試みた。
 輸送比の頻度分布を用いて、グループの統廃合を検討した。同様のばらつきを持つデータの核種を統合することにより、以後の検討の合理化（少ないグループでの検討が可能となる）を図るとともに、データの頻度が増加することによる確からしさの向上が期待される。（図9） 空気と水の汚染に対して新しく設定した元素グループを以後のインベントリ推定等に用いていく。（表5）
Halogens(2) グループ

Telluriumグループ

Volatile elements グループ

図9 分析データに基づく元素グループの整理

表5 分析データに基づいて設定した便宜的な元素グループ
No
空気経由の汚染
水経由の汚染
1 Noble gases
同左
Semivolatile
H
Soluble Elements
H, C, Cl, I
2
Elements
C, Cl, I, S, Se, Sb, Te,
Chalcogens
S, Se, Te
3 Volatile Elements
Ag
4 Alkali Metals
Na, K, Rb, Cs
同左
Be, Ca, Sr, Ag, Cd, In,
Be, Ca, Sr, Cd, In, Ba,
Alkali Earth Metals
5 Alkali Earth Metals
Sn, Ba, Ra
Ra
Mn, Fe, Co, Ni, Zn,
Mn, Fe, Co, Ni, Zn,
6 Transition Metals
Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Transition Metals
Mo, Tc, Ru, Rh, Pd,
Sn
SbSi, Zr, Nb, La, Nd,
Pm, Sm, Eu, Gd, Tb,
Ho, Tm, Lu, Hf, Ta,
Lanthanides,
Re, Os, Ir, Pt, Tl, Pb, 同左
7Actinides
Bi, Po, Am, Cm, Cf,
Ce, Ac, Th, Pa, U,
Np, Pu（空気経由汚染と水経由汚染が異なる元素を赤字で示す。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22

（ア）分析データの取得・管理等
b. サンプリング技術の開発等 (a) スラッジ等水処理二次廃棄物試料の採取
年度

実施計画

目標とする指標H29ⅰ）セシウム吸着材等の採取• 平成28年度の概念検討により明確になった課題（吸着材の固着等）について検討を行い、採取方法を具体化する。
ⅱ）除染装置スラッジの採取• Ｄピットの現場調査を行い、採取方法を具体化して、廃スラッジ採取用治具の設計・製
作並びに工事計画を策定する。

ⅰ）セシウム吸着材等の採取• 吸着材の試料採取方法案を示す。
ⅱ）除染装置スラッジの採取• スラッジの採取方法を策定し、採取用治具を製作する。

H30ⅰ）セシウム吸着材等の採取• 平成29年度の具体的検討結果に基づき、試料採取装置の開発計画を策定し、モックアップ装置の設計に着手する。
ⅱ）除染装置スラッジの採取• 製作した採取用治具を用いて、Ｄピットから廃スラッジを採取する。

ⅰ）セシウム吸着材等の採取• 開発計画を策定し、モックアップ装置の設計を行う。
ⅱ）除染装置スラッジの採取• Dピットからスラッジを採取する。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ｂ．サンプリング技術の開発等
・スラッジ等水処理二次廃棄物試料の採取（セシウム吸着材等の採取）検討計画立案

セシウム吸着塔吸着材の採取設備具体的検討（除染装置スラッジの採取）調査計画立案

Ｄピット周辺及び内部調査

まとめサンプリング治具製作及び工事計画策定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

23

（ア）分析データの取得・管理等
b.サンプリング技術の開発等 (a)スラッジ等水処理二次廃棄物試料の採取
 セシウム吸着塔からのゼオライトの遠隔操作による試料採取の方法
 前年度までに実施した事業において、サンプリング装置の概念設計を行い、サンプリングヘッドの性能・実用性を調べるための要素試験装置を検討した。
 要素試験装置を製作し（図10） 、9条件の組合せ（穿孔速度、回転数、先端形状）で試験を実施し、採取量を測定した。フラット形状のサンプリングヘッドが、良好な採取性を示したが、いずれの条件でもゼオライト層の浅い領域で採取量が少ない傾向
であり、サンプリングヘッドの形状を見直していく。
 保管中の容器 (HIC※１) からの多核種除去設備スラリーの採取の方法
 スラリーの性状（線量率、塩素濃度、発生の時期）は幅広く、発生数も多いことから代表性のある試料の選定を行った。（図11）
 第二、第三保管施設に保管中の容器 (HIC) を対象とし、20点を目途として第二保管施設で採取する計画を検討した。水抜きの作業と連携して試料採取を効率的に実施していく。

線量率
主に線量率が適度にばらつく様に試料を選定する※１高性能容器（High Integrity Container: HIC）

ゼオライト上層

塩素濃度

模擬カラム
サンプリングヘッド
外形寸法：φ27×200 mm
採取量：約20 cm3
外形寸法：W800×L1000×H2435mm
ストローク：1000mm

図10 セシウム吸着塔からゼオライトを採取する要素試験装置

図11 炭酸塩スラリーの発生頻度（上 線量率、下 塩素濃度）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24

（ア）分析データの取得・管理等
b. サンプリング技術の開発等 (a) スラッジ等水処理二次廃棄物試料の採取
 除染装置スラッジの採取方法とその実施
 保管場所（Dピット）の現地調査として、水中カメラを投入し、スラッジの沈降分離状況や上澄み水の濁り具合等を調べた（図12） 。
 水中カメラによる観察より（図13）、沈降したスラッジ層の厚さが約40 cmであることが分かった。体積は約37 m3 弱と見積もられた。
 調査用治具を製作して、現場で実際にスラッジ層に挿入し、スラッジの圧密の様子を調べ、スラッジをサンプリングした。調査用治具がDピットの底部まで到達したことから、スラッジには強固な圧密は生じていないと推定される。調査用治具の先端に取付けたバイアル瓶にスラッジを採取した。 （図14） 採取したスラッジ試料をJAEA核サ研、NFDに輸送し、分析を進めている。当初の目標（平成30年度採取）を前倒して達成できた。

図13 スラッジ（黄色）の沈降状況*
図12 現地調査（Dピット）の概況*

図14 10mLバイアル瓶の取付け状態（右）と回収されたスラッジ（左） ** 特定原子力施設放射性廃棄物規制検討会（第6回） , 資料2, 2017年7月25日.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning25

（ア）分析データの取得・管理等
b. サンプリング技術の開発等 (b) 原子炉建屋内試料等の採取方法の検討
年度

実施計画

目標とする指標H29• 平成28年度の成果をベースとして、目的や優先度に応じた採取箇所、採取技術等について検討を行う。
• 分析計画に基づき採取可能な箇所から順次試料を採取する。

• 目的や優先度に応じた採取箇所、採取技術等を示す。
• 試料の採取方法が明確になったところから、順次、試料を採取する。

H30• 平成29年度に続き採取箇所、採取技術等について検討を行う。
• 分析計画に基づき採取可能な箇所から順次試料を採取する。

• 試料の採取方法が明確になったところから、順次、試料を採取する。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ｂ．サンプリング技術の開発等
・原子炉建屋内試料等の採取方法の検討
検討計画立案

建屋内試料の採取目的等検討

周辺状況等の整理

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning26

（ア）分析データの取得・管理等
b. サンプリング技術の開発等 (b) 原子炉建屋内試料等の採取方法の検討
 原子炉建屋内での遠隔操作による試料採取の方法
 昨年度検討の成果である、遠隔操作を考慮した工具を用いて建屋内試料を採取できることを確認した。（図15）
 1～3号機原子炉建屋内の状況について、過去の調査データを整理し（図16）、アクセス可能な経路、採取場所や被ばく量等を検討した。
 遠隔採取装置の試作機を設計、製作した。既存ロボット（Packbot）に搭載し、採取性能や遠隔操
作性の評価試験を実施している。

図15遠隔操作を考慮した工具（左）と４号機原子炉建屋（2階南西側通路）におけるコンクリートの採取作業（右）図16 原子炉建屋内の採取場所を整理した例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (a) 汚染核種の移行挙動と汚染機構の検討

年度

実施計画

目標とする指標

H29• （ア）a. 項で検討した廃棄物分類（廃棄物に特徴的な放射性核種組成）に関する知見に加え、廃棄物が汚染した位置（場所）や過程に関する情報、事故事象の進展に関する情報を参考として、放射性核種の汚染機構を推定する。

• 分析データ等に基づいて検討した汚染機構を示す。

H30• 分析データの蓄積に伴い、検討の結果の見直しを行う。

• 分析データ等に基づいて検討した汚染機構を示す。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ｃ．分析方法の効率化
・汚染核種の移行挙動と汚染機構の検討

汚染機構の検討

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning28

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (a) 汚染核種の移行挙動と汚染機構の検討
 廃棄物のインベントリを推定するために、汚染を表現するモデルの確立が必要である。放射性核種濃度の分析デー
タを取り扱う上で、分布の様式を知ることが重要である。
 一般に、汚染は対数正規分布を仮定して事象を再現できることが多く、放射性廃棄物についても用いられている。
 輸送比を指標とすると、化学的に似たふるまいをする核種をまとめて取り扱うことができるので便利である。
 汚染の経路や、化学的に似た元素群を仮定して輸送比の頻度分布を求め、対数正規分布を当てはめると、適合する場合が多い。 （図17） 適合しない場合は、元素の汚染挙動が異なる可能性がある。このことを利用して、逆に汚染の類型化（グループ化）を検討できる。
輸送比の分布を対数正規分布で近似（コルモゴロフ-スミルノフ検定により確認）

輸送比 T の定義

異なるグループにすると良いと考えられるデータ
分析データ
フィッティング• 元素 X がソースターム (source) から試料
(sample) へと移行した割合を、基準とする核種に対する比として求める。

輸送比の特徴• N は原子数、c は濃度 (Bq/g)、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）である。A は半減期補正して適用する。
• 移行の中間過程についての情報を提供しない。
Cs の輸送比は 1 である。

揮発性元素

希土類・アクチニド元素

図17 輸送比の頻度分布と対数正規分布の適合性（原子炉建屋内部の汚染に係る分析データの整理）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning29

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (b) 分析データの代表性に関する検討

年度

実施計画

目標とする指標H29
H30• 採取が可能な場所やデータ点数が限られる制約条件において、分析データの代表性を評価する方法、また、それを元にして、廃棄物の汚染分布を推定する方法を検討する。

• 分析データの代表性を検討する
方法及び汚染分布を推定する方
法を示す。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ｃ．分析方法の効率化
・分析データの代表性に関する検討

データ代表性の検討

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning30

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (b) 分析データの代表性に関する検討
 廃棄物の発生が継続していることに加え、発生した全ての廃棄物からのサンプリングが困難であることから、廃棄物の分類が明確にならず、また、分析データの代表性を確保するよう考慮してサンプリングすることが困難であるものと考えられた。（図18） 難測定核種の破壊分析では代表性が十分得られないことを前提として、インベントリを推定する必要がある。
 容器に保管される廃棄物の非破壊分析や線量率測定は、相対的に容易であり代表性のある分析・測定の実施が期待されるので、これらを組み合わせた方法を確立することを目標に置いた。（図19） そのような観点のもとで、分析の中長期計画を検討した。
採取できない試料
分析試料

廃棄物ごとの放射能インベントリ

廃棄物の発生が継続していること、サンプリングが困難であることによる影響

廃棄物の保管管理からの情報

汚染モデル
分析データ（輸送比）に基づいて元素グループごとに設定した移行率（fingerprint; UK）

分類の不確実性
部分的な分析

対象の一部欠損

破壊分析（難測定核種の分析）
スケーリングファクタ（radionuclide vector; UK）

分析データの代表性を確保し得るサンプリングは困難ある分類の廃棄物

図18 分析試料の代表性を確保することの困難

非破壊分析（Csなどγ線核種の分析）
換算係数 (Bq/Gy)

代表性のある分析・測定 線量率測定（γ/βγ線量率の測定）

図19 分析の代表性とインベントリ推定の流れの関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning31

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (c) 分析対象核種の再選定

年度

実施計画

目標とする指標H29• これまでに得られた分析データ、分析手法が有する限界、廃棄物管理における重要性を考慮して、分析の対象とすべき放射性核種を改めて選定する。選定の結果は、分析計画に反映する。

• 分析すべき放射性核種の選定結
果を示す。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ｃ．分析方法の効率化
・分析対象核種の再選定

核種検討* 分析計画と並行して検討を進め、計画に反映する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning32

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (c) 分析対象核種の再選定
 難測定核種の分析は通常の核種測定に比べて多くの資源（人、施設、時間）を要することから、合理化しなければならない。これまでに得られた分析実績、分析データに基づく汚染挙動（元素グループ）を基にして、核種の再選定を検討した。
 従来不検出であった核種には（表6） 、同位体や化学的な類似性の観点から、必ずしも分析によらず燃料の燃焼計算を基にして濃度を推定できるものがある。また、処分安全における重要性を考慮して分析・計算の必要性を確認した（図20） 。
 分析対象を 38 から 30 核種に減らし、計算により 23 核種を推定した。（表7）
表6 不検出核種の実績
元素
H
C
Cl
Ca
Ni
Tc
Cs
Eu
U
Np
Pu
Am
Cm

検出

不検出

3H

14C

63Ni
99Tc

137Cs

154Eu

234,235,236,238U
238,239+240 Pu
241Am
244Cm

36Cl

41Ca
59Ni

135Cs

152Eu
237Np

241,242Pu

242m,243Am
245,246Cm

図20処分安全の重要性を考慮した分析
対象核種を選定する流れ

表7分析並びに計算の対象核種
元素
H
C
Cl
Ca
Co
Ni
Se
Sr
Zr
Nb
Mo
Tc
Ru
Pd
Ag
Sn
Sb
I
Cs
Sm
Eu
Pb
Po
Ra
Ac
Th
Pa
U
Np
Pu
Am
Cm
核種数

分析対象核種
3
14
36
41
60
63
79
90
93
94
93
99
106
107
108m
126
125
129
137

計算対象核種

59

93m

135
151
154
152
210
210
226, 228
227
228, 229, 230, 232
231, 233
234, 235, 236, 238 233
237
238, 239, 240
241, 242241
242m, 243
244
245, 246
30
23©International Research Institute for Nuclear Decommissioning33

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (d) 分析方法の効率化・合理化に関する検討

年度

実施計画

目標とする指標H29• 分析計画に基づき、迅速化や省力化によって効率化・合理化しうる分析方法を摘出する。

• 効率化・合理化の対象とする分析方法を示す。

H30• 期待される効率化・合理化技術に関して、その応用を検討する。

• 摘出された分析方法の適用範囲
を示す。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ア）分析データの取得・管理等
ｃ．分析方法の効率化
・分析方法の効率化・合理化に関する検討

合理化の観点

分析法合理化の検討

技術開発計画検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning34

（ア）分析データの取得・管理等
c. 分析方法の効率化 (d) 分析方法の効率化・合理化に関する検討 複雑な分析を実施する上位の要件として、コストの低減、作業者の被ばく量の低減、データ品質の確保の観点から分析方法の効率化、合理化が期待される技術を摘出した。（図21） 測定原理の転換（放射能測定からICP-MS分析へ）、化学分離操作のロボットによる自動化、品質保証システムの導入等が有望な研究開発項目として摘出された（表8） 。これらの導入の検討を進めた。
表8 効率化・合理化に関する研究開発項目の評価
目的
コストの低減対策
操作時間の短縮研究開発の課題
固体試料の直接分析（例えば、固体の加熱分解、導入）検出における高度な弁別（例えば、β線測定における波高弁別）

測定原理の転換（例えば、放射線を質量分析に替える）

作業者被ばくの低減

試料量の削減化学分離での高濃縮（例えば、選択性の高い吸着材の開発）

一連の操作の結合（例えば、マイクロチップ分析の適用）

データ品質の確保

操作の省力化化学分離操作のロボットによる自動化

分析方法の標準化

品質保証システムの導入

図21 分析に求められる改良と必要な研究開発課題

研究開発項目 期待される効果

研究開発の資源費用

時間

優先度の 取り組み
評価
方

固体試料の直
接分析

○

多

長

中

基礎

検出における
高度な弁別

×

少

中

低

なし

測定原理の転
換

◎

中

短

高

実用

化学分離での
高濃縮

△

中

長

低

基礎

一連の操作の
結合

○

中

中

中

基礎

化学分離操作のロボットによ
る自動化

◎

多

中

高

実用

品質保証シス
テムの導入

◎

中

中

高

実用

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning35

（ア）分析データの取得・管理等
d. 分析データの管理
年度

実施計画

目標とする指標

H29ⅰ）分析データベースの構築• 分析に係る作業を効率的に進めるため、分析の実施に係る関係者が共通のデータを共有するデータベースを構築し、運用する。
• 得られた分析データを廃炉等に有効に活用するため、公開を前提としたデータベースを構築し、運用する。
ⅱ）廃棄物データの整理・更新• 最新の廃棄物の分析結果等を収集し、平成28年度事業で得られたデータを再整理する。また、適宜データの蓄積等を図る。

ⅰ）分析データベースの構築• 分析データベースを作成し、運用を開始する。

ⅰ）分析データベースの構築• 運用における課題を摘出し、機能を改善、充実させる。

ⅰ）分析データベースの構築• 運用の中で摘出された課題に対応し、データベースを改良する。
ⅱ）廃棄物データの整理・更新• 最新の廃棄物のデータ、分析結果等を反映した廃棄物リストを更新する。

H30ⅱ）廃棄物データの整理・更新• 最新の廃棄物のデータ、分析結果等を反映した廃棄物リストを更新する。

ⅱ）廃棄物データの整理・更新• 最新の廃棄物の分析結果等を収集し、平成28年度事業で得られたデータを再整理する。また、適宜データの蓄積等を図る。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア．性状把握（ア）分析データの取得・管理等
d. 分析データの管理
・分析データベースの構築

仕様検討

・廃棄物データの整理・更新

検討計画立案

データベースの作成
整備・改訂方針の検討、改訂データ集の公開

運用・課題摘出まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning36

（ア）分析データの取得・管理等
d. 分析データの管理 (a) 分析データベースの構築 従来、公開されている分析データを報告書*1として発行してきた。ユーザーの利便性向上を図るため、
インターネットを利用した公開の方法を検討した。
また、試料や分析作業の管理に係わるデータを関係者が共有する方法を合わせて検討した。（図22） データベースのセキュリティを考慮して、公開デー
タを抽出して公開のコンテンツを作成した。 （図23） 現在、構築したコンテンツの脆弱性を確認しており、完了次第関係者に周知、公開していく*2。
 データの拡充を継続するとともに、英訳を進める。

トップページ

図22 分析データベースの構成

グラフ表示（時間に対する変化）

表の表示（データのダウンロードが可能）

図23 データベースのコンテンツの例*1 “東京電力福島第一原子力発電所において採取された汚染水および瓦礫等の分析データ集” JAEA-Data/Code 2017-001 (2017).
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*2 https://frandli-db.jaea.go.jp/FRAnDLi/

37

（ア）分析データの取得・管理等
d. 分析データの管理 (b) 廃棄物データの整理・更新
 保管されている廃棄物の情報は、廃棄物管理の検討において不可欠である。従来より発生した廃棄物毎に「管理票」
が作成、保管されているが、紙を媒体としているため廃棄物の情報を活用することが困難であった。そこで、情報を電子的なデータベースとして利用するため、データ項目等を検討し、入力の作業を実施した。
 廃棄物の分類と運用時期により複数の書式の「管理票」が使用されてきた。データベースの基盤となるデータ項目
を漏れがない様に検討し、新たなデータベースフォーマットを作成した。
 約 4.7 万件の全ての「管理票」の入力を終えた。（表9） 管理票に記載されている体積や線量率のデータを集約し、データを利用する基盤が整備できた。以下のような活用方法を想定している。
 保管量（体積）や線量率などの特徴をマクロに捉えた保管計画の検討などへの利用。（図24、図25）
 処分影響物質の抽出。
 合理的な保管管理計画への活用。
表9 対象とした「管理票」

瓦礫類・
伐採木

汚染水処
理設備廃
棄物

廃棄物
種類

管理票
件数

区分なし

374

平成24年7月～平成26年1月

8

5,282

平成26年1月～平成27年9月

21

17,144

平成27年9月～平成29年11月

1923,830平成29年11月～

22208

平成24年4月～平成29年11月

8241

管理票運用期間
平成24年4～7月

土砂

12%

可燃・難燃物

26%
金属ガラ

15%

体積 (m3)

分類

その他 5.4%
機器類・制御盤類 <1%

伐採木
コンクリート・アスファルトガラ

23%18%

図24 廃棄物の種類毎の保表面線量率 (μSv/h)
管量（体積）の内訳
図25 廃棄物の線量率と保管量の関係（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning38

（イ）解析的評価手法の精度向上
a. 精度向上に資する手法の検討 b. 精度向上に資するデータの収集 c. 解析的評価手法の整備
年度

実施計画

目標とする指標

H29H30ⅰ）精度向上に資する手法の検討• （ア）項にて検討した廃棄物分類（廃棄物に特徴的な放射性核種組成）、放射性核種の汚染機構、分析データの代表性に関する検討の結果を踏まえ、インベン
トリ評価の精度を向上する上で必要な手法を検討する。
ⅱ）精度向上に資するデータの収集• これまでの検討において得られた知見、また、（ア）項にて得られた知見に基づき、必要なデータを収集する。
ⅲ）解析的評価手法の整備• インベントリ評価精度の向上に必要な手法を取り込んだ解析的評価を行う環境（計算に用いるツールを含む）を整備する。

ⅰ）精度向上に資する手法の検討• 解析的評価の精度向上方策を示す。

ⅱ）精度向上に資するデータの収集• 精度向上に資するデータを収集する。
ⅲ）解析的評価手法の整備• 解析的手法を行うツールを整備する。

平成29年度

実施内容

4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（イ）解析的評価手法の精度向上
・精度向上に資する手法の検討、及び計画検討

精度向上の検討・手法の整備

まとめ

計画検討

実験的な基礎データの収集

まとめ

解析的評価手法の整備・精度向上に資するデータの収集©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

39

（イ）解析的評価手法の精度向上
 廃棄物の分類は、保管、処理、処分でのそれぞれの取り扱いに対して決定するが、処分安全は核種組成と密接に関連する。分類にあたっては、処分安全評価を行い、基準線量相当濃度との比較が必要であると考えられた。（図26）
 解体廃棄物の汚染状態は不明であるが、通常の原子炉の廃止措置における分類、空気を経由しての汚染、滞留水との接触や燃料デブリが付着することによる二次的な汚染の過程を考慮して、廃棄物への核種移行
パラメータの設定を更新した。（図27）

廃棄物の放射能濃度

処分区分 A（より深い処分が必要）
基準線量に相当
する放射能濃度処分区分 B（浅い処分で
良い）

廃棄物

廃棄物

廃棄物

廃棄物

廃棄物

廃棄物

1

2

3

4

5

6

図26 廃棄物分類を設定するための処分安全における基準線量相当濃度との照合（イメージ）

図27 解体廃棄物のインベントリを推定するための汚染の過程、分類©International Research Institute for Nuclear Decommissioning40

（ウ）処分影響物質などへの対応
実施計画及び目標とする指標
年度

実施計画

目標とする指標H29• 放射性核種のほかに処理・処分方法に影響を与える物質について、国内外の廃棄物の受け入れ基準等に関わる実例調査等を行う。

• 処分影響物質等の廃棄物受け入れ基準等に関わる実例を示す。
• 処分時のバリア性能や核種移行への影響の定量評価指標を提示
する。

H30

• 国内外の廃棄物の受け入れ基準等に関わる実例調査等を行う。
• 調査結果を踏まえ、処分前管理施設及び処分施設における、廃棄物の混入が予想される処分影響物質等の廃棄物受け入れ許容濃度及び廃棄物中の含有量に関わる考え方を整理する。
• 処分時のバリア性能（構造的、核種移行に係る化学的な変質）や核種移行（核種移行に係る化学的特性の変化）への影響を考慮すべき成分に関して、これら影響を定量評価するための手法を検討する。

• 福島第一における処分影響物質
等の廃棄物受け入れ許容濃度及び廃棄物中の含有量に関わる考え方を示す。
• 処分時のバリア性能や核種移行への影響の定量評価指標を提示
する。

実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア. 性状把握（ウ）処分影響物質などへの対応
・国内外の実例調査

計画検討

実例の調査

まとめ

・処分安全への影響検討

計画検討

性能への影響を表す指標と定量評価方法の検討

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

41

（ウ）処分影響物質などへの対応
 事故廃棄物は、環境への放出が規制される物質をあらかじめ分別・除去されていない可能性がある。また、処理や処分の安全性に影響を及ぼす可能性のある物質についても同様である。国内、英国と米国における取り組みを調べた。（表10） 処分時や固化時に影響を及ぼす可能性のある代表的な物質の整理、抽出を行った。（表11） 処分への影響は、核種の移行に直接的な効果（錯形成による収着性の低減等）、媒質の性状を変化させる
間接的な効果に着目しなければならない。
 物質の影響評価や濃度限度の検討と並行して、廃止措置の工程に反映すべき事項を検討する必要がある。
表11 処分時や固化時に影響を及ぼす
可能性のある物質

表10 英国の廃棄物受け入れ基準の一例 （LLWR*1）
区分

概 要

代表物質

ｶﾃｺﾞﾘ
１

管理要求のみ。
特定の制限や分別要求なし。
物質量はインベントリに記録されなければならない。

ハロゲン化プラ
スチック、アスフ
ァルト、銅、ステ
ンレス鋼等

ｶﾃｺﾞﾘ
２

分別要求あり。
制限値以内の受け入れが許容され、物質の量はインベントリに記録されなければならない。

ヒ素、鉛、水銀、
電子部品等

ｶﾃｺﾞﾘ
３

危険物質として扱われるもの。
これらは廃棄まで特定の管理対象となる。

アスベスト、オイル、溶液等

分類

概 要

代表物質

環境 環境に有害な影響を及ぼす 鉛（遮へい材）、
有害物 可能性のある物質
ホウ素
処分 核種閉じ込め性能に影響を
影響物質 及ぼす可能性のある物質
固化時 固化時等に腐食により影響物質 ガス等を発生する物質

有機物、ホウ素、
酸化性物質
（硝酸等）
アルミ、亜鉛（足場材等）*1 LLWR……Low Level Waste Repository Ltd社の運営する英国の低レベル放射性廃棄物処分場©International Research Institute for Nuclear Decommissioning42

３．処分前管理に関わる検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

43

報告内容
（ア）固体廃棄物の特徴に応じた適用性評価（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
ａ．高線量廃棄物の保管対策の検討(a)水素ガス発生への対策(b)燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物の対策
ｂ．水処理二次廃棄物の安定化技術の評価(a)インドラム式ガラス固化処理技術の適用性評価(b)除染装置スラッジ安定化検討（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning44

（ア）固体廃棄物の特徴に応じた適用性評価
年度

実施計画

目標とする指標

H29• 事故廃棄物に特徴的な廃棄物を抽出し、従来、放射性廃棄物の処理において実績のある固化技術（セメント系の固化技術、高温処理技術等）を対象とし、線量や発熱の影響を考慮してそれらの適用性を評価し、継続して確認すべき課題を特定する。

• 従来技術の高線量廃棄物への適用する場合の課題を示す。

H30• 新たな固化技術を調べ、先に摘出した課題を解決する可能性を評価し、必要に応じて試験等によって期待される効果を評価する。

• 摘出した課題を解決する方法を提案する。

 実施状況
 既存の放射性廃棄物の分類との比較により事故
廃棄物に特徴的な廃棄物に関する検討を行った。
 H28年度までに実施した基礎試験で対象とした６つの技術について、処分を見据えた処理実績がある処理方法（廃棄体化）と、保管時等の安全性を改善する処理方法（安定化）の2つに分類した。
 従来技術の高線量廃棄物への適用性検討結果か
ら、廃棄物に含有する核種の放射能量と固化体の材料性能を左右する崩壊熱との関係性の把握に加え、適用可能な廃棄物処理技術を比較評価するための評価軸と、その評価値（範囲）の情報を収集し整理することが課題として挙げられた。
 整理した課題から、先行的処理として適用できる処理技術の絞り込みを行うためのアプローチ自体の検討の必要性を示した。
 今後の予定 抽出した課題について、解決するための調査・試験等の計画を立案し、提案実施する。

図１ H28年度までに実施した基礎試験で対象とした６技術の分類©International Research Institute for Nuclear Decommissioning45

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
a. 高線量廃棄物の保管対策の検討(a)水素ガス発生への対策
年度

実施計画

目標とする指標H29• 線量が高く、水分を含有する固体廃棄物の保管時における水素ガス発生評価手法及び発生する水素ガスに関わる保管容器のベント等の要件について、国内外（英国、米国、仏国）の知見を調査する。

• 水素ガス発生評価手法及びベント等の要件に係る知見を示す。

H30• 平成29年度の水素ガス発生に関わる国内外の知見の調査結果を踏まえ、1Fへの適用性を検討し課題を整理する。

• 1Fへの適用性と課題を示す。

発生水素ガスに関する考え方，水素ガス発生評価手法，容器の仕様，水素ガス発生への対策等について、日本との相違点を理由を含めて調査した。

【調査項目】
1.

各国の廃棄物のうち、水素ガス対策が必要と想定される1Fの固体廃棄物にインベントリが近いものを選定

発生水素ガスに関する各国の考え方（規制や技術要件）の調査
2.

各国の水素ガス発生に対する考え方（規制や技術要件）について、保管，処理，処分，及び移送の各フェーズで調査した。

水素ガス発生評価手法の調査3.

主にG値の設定値と考え方を調査した。

固体廃棄物を収納する容器に求められる機
能の調査


4.

水素ガス発生対策を中心に容器の種類や材質等を広く調査した。

水素ガス発生への対策


水素ガス発生を低減する方策を調査した。

1F廃棄物のインベントリの出典：
Ｈ26年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金国体廃棄物の処理・処分に関する研究開発 研究報告書（中間報告）付録4.4.3-1 インベントリおよび核種移行パラメータ
但し，1F-1～3号機R/B建屋内瓦礫については，国際廃炉研究開発機構HP（2018年）から引用。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning46

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
a.高線量廃棄物の保管対策の検討(a)水素ガス発生への対策 ～成果概要～
日本と海外との比較調査の結果、水素ガス発生対策に関して①自由水量の低減、②G値の使い分け、③ベント付容器に関して知見を得た。
調査対象
廃棄物

日本

米国

英国

仏国

水素ガス発生を考慮する発電所廃棄物、再処理廃棄物
・放射化金属・樹脂等のL1廃棄物・再処理施設廃棄物
使用施設廃棄物受入実績から処分場視点
・TRU廃棄物（WIPP処分場）
・クラスC廃棄物（WCS処分場）

水素ガス発生を考慮する
ILW廃棄物・水酸化鉄，炭酸バリウム
・酸化物燃料被覆管
・プルトニウム汚染物
・マグノックス燃料再処理
・レガシー混合廃棄物

水素ガス等発生が懸念される廃棄物及び1F類似性のある廃棄物
・ハル・エンドピース（CSD-C）
・廃液処理施設乾燥汚泥(DSC)

含水率1vol.%以下の固体廃棄物

炭酸バリウムスラリー廃棄体

CSD-C：ハル・エンドピース

・水の放射線分解
G値(H2)：
α線： 1.6
βγ線：0.5・廃棄物性状ごとにα線G値
設定

・水の放射線分解
G値(H2)：
βγ線：0.4・セメント固化体のG値
G値(H2)：
βγ線：0.15

・水の放射線分解
G値(H2)：
α線：0.044*
γ線：0.0021*

・ベント付容器に収納（但し、移送時は密封容器に収納）・含水率1％以下

・ベント付容器に収納（但し、移送時は密封容器に収納）・ベント付容器に収納（但し、移送時は密封容器に収納）
・水素ガス濃度1vol%以下に
換気

容器の
外観（例）

放射化金属廃棄物

水素ガス発生評価

水素ガス発生対策・水の放射線分解
G値（H2)：
γ線：0.45・密封容器に収納（ガスを容器外に漏らさない）
・水切りおよび乾燥*MoZr沈殿物の結晶水の値・腐食性ガス発生を評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning47

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
a.高線量廃棄物の保管対策の検討(a)水素ガス発生への対策 ～成果まとめ～
本年度の調査から、水素ガス発生への対策に関し、自由水量の低減、G値の使い分け、ベン
ト付容器による保管の観点でまとめたものを下記に示す。
なお、各国とも処理・保管・処分については、事業者にて合理的な方法を決定し、規制側と調整を行っていた。

①自由水量の低減• 水素ガス発生量評価は，基本的に自由水の分解が支配的として扱っており、各国とも乾燥やセメント固化等の処理により自由水量を低減することを考慮していた。
• 自由水とそれ以外の水（例；セメント結晶水）について、国によって扱いが異なっていた。
例）
米国および英国：セメント固化等による自由水の減少や水の状態変化を考慮して水素ガス発生量を評価
仏国：MoZr沈殿物の結晶水についてもG値を設定し、水素ガスの発生源として評価②G値の使い分け• 各国ともに水素ガス発生量の評価におけるG値は，廃棄物の性状（水の状態，有機物の種
類、放射線の線種）に応じて分類して設定していた。

③ベント付容器による保管• 今回調査対象とした廃棄物（例、米国のTRU廃棄物、英国の水酸化鉄、仏国のCSD-C等）
では、各国ともにベント付き容器で保管し、保管施設にて換気等の水素ガス対策を実施していた。
• 水素ガス以外に核分裂生成物（H-3、Kr-85等）の公衆の被ばくについても考慮していた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 48

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
a.高線量廃棄物の保管対策の検討（b）燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物の対策 1/3
年度

実施計画

目標とする指標H29• デブリ取出しに係る他プロジェクト（燃料デブリ取出しプロジェクト、収納・移送・保管プロジェクト等）の検討を踏まえて、燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物に関する最新の情報を収集・整理する。収
集・整理した情報を基に、保管・管理方法案を検討する。

• デブリ取出しに係る他プロジェクト（燃料デブリ取出しプロジェクト、収納・移送・保管プロジェクト等）の検討を踏まえた、燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物に関する最新の情報を示す。

H30• デブリ取出しに係る他プロジェクト（燃料デブリ取出しプロジェクト、収納・移送・保管プロジェクト等）と協調し、最新の情報を収集・整理する。収集・整理した情報に加えて、燃料デブリ取出し作業等の工程を考慮し、燃料デブリ取出し作業に伴い発生する廃棄物について合理的な保管・管理方法案を取りまとめ、候補を示す。

• 収集・整理した情報に加えて、燃料デブリ取出し作業等の工程を考慮し、燃料デブリ取出し作業に伴い発生する
廃棄物について合理的な保管・管理方法案を取りまとめ、候補を示す。

 実施状況
 燃料デブリ取出しプロジェクト、収納・移送・保管プロジェ
クトに対し、現状で発生が見込まれる廃棄物の種類、物量の調査を実施し、燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物リストの一次案を作成した。（図2） 燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物の保管管理における各ステップで求められる安全機能要求リストを整理し、成立する可能性のある複数の保管・管理フロー(フィルタベント付保管容器ケース等)を作成した。
 今後の予定
 燃料デブリ取出し作業に伴い発生する廃棄物について合理的な保管・管理方法案を取りまとめ、候補を示す。

図2 燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物リストの一次案（1号機）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning49

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
a.高線量廃棄物の保管対策の検討（b）燃料デブリ取出し時に発生する廃棄物の対策 2/3「安全機能要求リスト」

燃料デブリ取出し時に発生する廃棄物を対象とした、収納、移送、保管といった各
作業ステップにおける重大事故を想定したリスクと安全機能要求を検討

個別の作業ステップで求められる安全機能を明確化⇒ 収納時、移送時、保管時

安全機能要求リストのうち「移送時」のリスク及び安全機能要求

最も重要な課題は、以下を両立する方法の検討
・閉じ込め性の確保
・水素対策の確保

水素ガスの放出を想定した場合相反する
安全機能要求上記の相反する安全機能要求を満足し、且つ、
その他全ての安全機能要求を満たすフローを検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning50

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
a.高線量廃棄物の保管対策の検討（b）燃料デブリ取出し時に発生する廃棄物の対策 3/3「核種飛散防止（閉じ込め）と水素ガス対策を満たす安全機能分担案」
合理的と考えられる保管・管理フローの候補案を作成・移送容器使用・フィルタ付き容器使用・密封台車使用・飛散防止材使用
・乾燥前処理・・・検討を行った閉じ込めと水素ガス対策に対する安全機能分担
安全機能分担
前処理

なし

乾燥処理

飛散防止剤塗布 /フェーシング袋
乾燥処理＋
飛散防止剤塗布 /フェーシング袋

移送時
閉じ込め
密閉移送容器
構内用密閉移送台車
簡易トンネル
密閉袋

保管時
閉じ込め
水素対策
保管建屋
保管建屋
保管建屋
保管建屋
保管建屋
保管建屋
密閉袋
定期的に処理高性能フィルタベント付き密閉保管容器
高性能フィルタベント付き密閉保管容器+保管建屋
密閉移送容器
保管建屋
構内用密閉移送台車
保管建屋
不要
不要
簡易トンネル
保管建屋（乾燥処理を行った為）（乾燥処理を行った為）
密閉袋
密閉袋
密閉保管容器
密閉保管容器
ベント付き保管容器
不要（飛散防止剤塗布 /不要（飛散防止剤塗布 /＋保管建屋
フェーシング袋梱包 ベント付き保管容器
フェーシング袋梱包を行った為）を行った為）不要（飛散防止剤塗布 /フェーシング袋梱包を行った為）

水素対策
時間管理
時間管理
トンネル内換気
時間管理

不要（乾燥処理を行った為）不要（飛散防止剤塗布 /フェーシング袋梱包を行った為）

不要（乾燥処理を行った為）

H30年度に候補の絞込みを実施予定

１１ケースの保管・管理フロー図を作成し、ステップごとの安全機能を評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning51

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
b.水処理二次廃棄物の安定化技術の評価（a）インドラム式ガラス固化処理技術の適用性評価
年度
H29

H30

実施計画

目標とする指標・ガラス固化の条件を明確にすることを目的として，ガラス組成の検討とるつぼ
溶融試験を行い，処理条件や減容率，ガラス物性等のデータを得る。

・ガラス組成の検討とるつぼ規模の溶融試験を行い，ガラス固化のための条件を提示する。

・平成29年度の試験結果から得られたガラス固化条件を用いて工学規模試験を実施

・工学規模のジュール加熱式ガラス溶融試験を行い，固し，ジュール加熱によるガラス溶融条件，固化体性状やオフガス系への核種の影響について評価すると共に，装置の耐久性，メンテナンス性等について確認する。

化体性状やオフガス系への核種の影響，装置の耐久性，メンテナンス性に関する検討結果を提示する。

 目的
 水処理二次廃棄物の処分前管理に必要となる安定化技術の一つとして，汚染拡散防止や装置の大きさ等の観点から，インドラム式ガラス固化技術（GeoMelt ICV）に着目し，ゼオライトをガラス形成材の主成分としてスラリー等を同時に溶融する処理の適用性について検討・評価する。

 実施状況
 基礎試験（ガラス組成の検討とるつぼ溶融試験）• るつぼ溶融試験（図3） 模擬廃棄物：現地の水処理廃棄物から20種類を選択（表1）
 配合：解析により得られた組成でゼオライト（主成分），模擬廃棄物，添加剤，トレーサを配合（合計40配合比）。
 溶融手順：揮発性物質（水分等）を除去(700℃)し，溶融状況を確認しながら1250℃まで昇温，アニール処理（500℃）の順。

表1 模擬廃棄物及びトレーサ
水処理設備

模擬廃棄物*1)

除染装置(AREVA)

スラッジ（1種類）

Sr, Cs

セシウム吸着装置(KURION)

ろ過材（1種類）
吸着材（4種類）*2)

Sr, Cs

第二セシウム吸着装置 ろ過材（2種類）*3)
吸着材（1種類）*4)(SARRY)

Sr, Cs

多核種除去設備

トレーサ

スラリー（2種類）

Sr, Cs

吸着材（9種類）

吸着材により異なる*5)*1) 模擬廃棄物には添加剤（B2O3, CaO, Na2Oなど）を混合*2) 吸着材はゼオライト(2種類)，銀ゼオライト(1種類)，珪ﾁﾀﾝ酸塩(1種類)*3) ろ過材（2種類）のうち，1種類のろ過材にはゼオライトを含む*4) 吸着材（1種類）は，ゼオライト*5) 吸着材の除去対象元素に合わせてSr，Cs，Co，Sbを配合
ゼオライト，スラッジおよび添加剤（B2O3等）を配合

図3 るつぼ溶融したガラスの一例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning52• ガラスの観察・分析結果
 流動性
それぞれの配合において，1150℃以上でガラス流動性があることを目視で確認した。

 減容率，廃棄物充填率
減容率（ガラス体積/模擬廃棄物体積×100）は，14%から26%であった。廃棄物充填率は70%から80%であった。

 目視観察ゼオライトと他の廃棄物は共にガラス化していることを確認した。一部のガラスでは析出物が確認された。

 分析
析出物等のあるガラスについては元素分析（EDS，7個），結晶相分析（XRD，7個）を行い，珪チタン酸塩におけるル
チルの析出等を特定した。その結果， 1Fで保管量の多い炭酸塩沈殿物は配合比16wt%から21wt%まで，鉄共沈沈
殿物は11wt%から12wt%まで均質なガラスが得られた。なお，ゼオライトを主成分(約65wt%)として，炭酸塩沈殿物(約16wt%)と鉄共沈沈殿物(約2wt%)を同時に混合しガラス固化できることを確認した。
保管量の多いチタン酸塩は配合比8wt%から18wt%まで均質なガラスが得られた。
ガラス固化において析出物が発生する可能性のあるスラッジは配合比3wt%から6wt%まで硫酸塩層のないガラスが得られた。
るつぼ溶融試験で

 浸出試験（図4）
模擬廃棄物を7グループに分類し、それぞれのグループから配合を1～3選択した15個のガラスについて浸出試験（MCC-1，28日間）を実施した。
全てのガラスの浸出量NL(B)は，旧動燃で開発されたP0798ガラス（図4の「←」）と同程度であり，化学的耐久性が高いことが分かった。

国際標準ガラス

作製したガラス← トレーサ保持率
ガラス中のトレーサ保持率は模擬廃棄物の種
類・配合比によらず，Sr保持率：72%から128%※，
Cs保持率：59%から95%の範囲であった。るつぼ
溶融ではCsの揮発抑制効果が小さい。
※分析誤差により、保持率評価値が100％を超過

図4 国際標準ガラスの浸出量との比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning53

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
b.水処理二次廃棄物の安定化技術の評価（b）除染装置スラッジ安定化検討 1/2
年度

実施計画

目標とする指標H29• 模擬スラッジを使用して流動性確認試験を行い、スラッジ濃度をパラメータとした流動特性の基礎データを取得する。また、平成30年度に実施する実証試験計画を策定する。

• 流動特性等の基礎データを取得し、実証試験計画を策定
する。

H30

• 模擬スラッジを使用し、Dピットの内部構造を模擬したエンジニアリング規• Dピットからのスラッジの抜出模でのスラッジ回収・洗浄・移送試験を行い、スラッジ抜出方法を検証する。 し方法の成立性を提示する。

 実施内容 実機のプロセスに合わせて模擬スラッジを作製し、基礎データを取得するための試験計画を策定
 実スラッジ（特に、ポリマー）の経年変化を考慮し、3種類の模擬スラッジを作製• スラッジA：ポリマーあり• スラッジB：ポリマーなし• スラッジC：スラッジAを照射した試料

 模擬スラッジを用いて流動特性に係る基礎データを取得
 実スラッジの分析結果とも比較し、実証試験計画を立案
 実施成果 実環境での経年変化を考慮した模擬スラッジを作製し，スラッジの回収・移送方法の検討に必要な流動特性を把握したことにより，Dピット内部の調査結果と合わせて，抜出し工法の選定を可能とした。

項目

対象試料と濃度：g/L

試験（分析）内容

①

密度

60

スラッジの湿潤密度

②

粒径分布

60

スラッジの粒径分布
Fe, Ni, Ba, Na, Si

③

化学組成

スラッジA
スラッジB
スラッジC

スラッジ

Cl
Total C, Total S
Fe, Ni, Ba, Na, Si

60
上澄水Free CNCl, SO4
TOC

④

⑤

⑥

沈降性

粘性

撹拌性

スラッジA
スラッジB
スラッジC

60

スラッジA

75～300

スラッジB

2ケース

スラッジC

1ケース

2種類

60

水中での沈降の進行状況

スラッジ濃度ごとの粘度

バブリングによるスラッジの撹拌性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

54

（イ）固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価
b.水処理二次廃棄物の安定化技術の評価（b）除染装置スラッジ安定化検討 2/2

 模擬スラッジの物性（密度、粒径、化学組成：図5）
 Baが全て硫酸バリウムで存在するとすれば、スラッジの約66wt%が硫酸バリウム。
 スラッジAは、ポリマーによる凝集効果により、スラッジBに比べて粒径が20倍程度大きい。
湿潤密度（g/cm3）

平均粒径（体積基準）
（μm）

C

Na

Si

S

K

Fe

Ni

Ba

スラッジA

1.15

120

36.4

1.41

6.24

105

22.3

48.8

32.2

391

スラッジB

1.14

6.45

33.9

1.03

4.40

107

19.4

44.0

28.4

400

スラッジC

1.09

10.8

36.8

1.35

3.63

98

22.6

56.6

30.4

396

実スラッジ

1.18

8.89

－

20.5

13.2

108

16.2

107

32.6

461

スラッジの化学組成（g/kg）

図5 模擬スラッジの化学組成

 沈降性（図6） メスシリンダー内でスラッジを撹拌し、静置後の沈降状況（スラッジの界面高さの変化）を観察。
 実スラッジは、スラッジAとスラッジBの中間的な沈降挙動を示した。また、スラッジC（照射試料）と実スラッジは同等の沈降挙動となった。

 粘性（図7）■スラッジＡ◆スラッジＢ▲スラッジＣ×実スラッジ♢せん断速度上昇時データ□せん断速度下降時データ

粘度 (mPa･s)

スラッジ界面高さ/初期液面高さ

 スラッジ濃度を変えて粘度を測定し、濃度の影響を確認。
 スラッジA・Bともに、高濃度では、せん断速度の増加に伴って粘度が低下した。
一方，低濃度では、せん断速度によらず、ほぼ一定の粘度を示した。
スラッジA
スラッジB

 撹拌性（図8） ガラス管（Φ40mm×600mm）にスラッジを1週間沈降させ、下部からエアを流入して撹拌した後、高さ方向に3点でスラッジ濃度を測定。
 スラッジ濃度は初期濃度（60g/L）とほぼ等しく、概ね均一に再撹拌・混合できた。
600mm

採取

採取高さ
（ｍｍ）

濃度
（g/L）

600

55

300

56

◆■253g/L

058◆■68g/L

600

48

300

49

0

50

◆■217g/L

採取◆■82g/L

0mm

採取
エア

時間 (min)

図6 沈降性の確認試験結果

せん断速度 (1/s)

図7 粘性の測定結果

スラッジA

スラッジB

図8 撹拌性の確認試験結果【凡例】スラッジA：ポリマーあり，スラッジB：ポリマーなし，スラッジC：照射試料©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

55

（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討
年度

実施計画

目標とする指標H29• 廃棄物量の低減及び廃棄物区分に資する分別方法に適用するため、高線量環境下におけるα汚染等の測定・評価に適用可能な技術について調査・検討する。

• 1Fへ適用可能な技術を示す。

 実施状況
 平成30年度に検討着手予定であった計画を半年間前倒しし、測定目的や測定対象廃棄物、測定環境などの条件を検討することとした。
 今後の予定
 平成29年度は、測定目的や測定対象廃棄物、測定環境などの条件を検討する。平成30年度は、原理別にα汚染等の測定・評価に可能な技術について調査・検討し、有望な技術を提示する。
実施スケジュール
実施工程

2017.1Q

2017.2Q

2017.3Q

2017.4Q

申請時工程2018.1Q
条件検討

廃棄物量低減に関する技術の検討

2018.3Q

条件検討

技術調査・比較報告

2018.4Q

１Ｆ適用検討
技術調査・比較

廃棄物量低減に関する
技術の検討

見直し工程

2018.2Q

報告

報告
１Ｆ適用検討前倒し成果を基に見直していく©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

56

（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討～1Fサイトにおけるα核種測定技術の要求事項～
 以下の3つの観点からα核種測定技術の要求事項を整理した。
 1Fサイトにおける測定環境(作業スペース、現場線量率、βγ核種混在の影響)
 廃棄物管理におけるα核種測定技術の運用（測定対象）
廃棄物を保管容器収納した後のα核種測定は難しいため、以下のタイミングでの測定を想定。
・廃棄物が解体される前に測定（現場測定）・廃棄物が解体され、ビニール袋等に収納される前に測定・廃棄物が解体され、ビニール袋等に収納された後に測定（ビニール上から測定、あるいは部分的にビニールを切断して測定。）

 測定性能（感度、測定速度、分布測定）
α核種測定の要求事項の例
作業スペース

現場線量率

βγ核種混在の
影響

測定対象

感度

測定速度

汚染分布測定建屋の通路：
幅1.5m程度（R
管理区域表面R/B1階通路：⇒作業員の被 汚染拡大防止／B）で障害物
汚染密度限度：
α／βγ＝1.9~36mSv/h
ばく低減の観 の観点と廃棄等も存在ビニールでの 4Bq/cm2(α)
1／106~82号ｵﾍﾟﾌﾛ：最想定測定
点から、測定 物低減の観点
物品搬出基準：⇒通路幅で障養生を想定
条件と
大800mSv/h ⇒βγ核種の影
時間、測定準 ⇒ホットスポッ
害物があって⇒養生外から 0.4Bq/cm2 (α)
要求事項⇒高線量であ 響を受けずに備時間が短い ト位置の特定も測定可能の測定が可能 ⇒上記基準をり作業員によ 測定可能ほうが望まし や汚染分布が（密着測定不暫定の目標値
る測定は困難
い。
測定可能
要）
とする。

1Fサイトでの測定環境や運用方法を踏まえ、α核種測定技術の原理別に適用性の比較検討を実施し、適用技術を選定することとした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

57

（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討
参考 1Fサイトでの測定環境と装置運用方法の検討
 想定される測定環境
 高線量であり、作業員による測定は困難
 障害物が存在し、遠隔装置が近接困難 壁面、配管、機器等、測定対象物の形状が様々[1]平成27年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発）」2017/2/14IRIDデザインレビュー資料より引用

さまざまな形状（配管、平面）検出器、台車を接近させにくい
1F建屋内環境イメージ[1] 測定環境を考慮した運用イメージ
高線量環境での測定を要するため、測定装置は、移動台車等の遠隔装置に搭載することを前提とし、運用方法として下記2ケースを想定した。
 広域用装置 ：通路を移動し情報を収集（イメージ：下図9）
 狭隘部用装置 ：近接困難な箇所での情報を収集（イメージ：下図10）
アタッチメント検出器
図9 中継台車への搭載イメージ

図10 Ｋｏｂｒａへの搭載イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

58

（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討
参考 1Fサイトにおける測定環境の整理（α核種濃度）・地下滞留水：(1) <7×10^-4、(7) 3.6×10^-3・地下滞留水：(7) <5×10^-4・地下滞留水：(7) 4.5×10^-4・ｽﾗｯｼﾞ：(1) 0.7～1.1×10^0、(6) <0.3～1.7^0・地下滞留水：(2) <3～<4×10^-4・地下滞留水：(5) 6.2×10^-4［単位：Bq/g］

・増設ALPSｽﾗﾘ：(6) 2.1～3.6×10^-1

1F構内のα汚染状況を確認した。
・α／βγ濃度比は1／106~8程度

(凡例)
>10^0
10^-1～10^-0
10^-3～10^-1<10^-3

引用文献(1)廃棄物試料の分析結果(2及び3号
機原子炉
格納容器内滞留水、1号機ﾀｰﾋﾞﾝ建屋
内滞留水・ｽﾗｯｼﾞ、1号機原子炉建屋ｵ
ﾍﾟﾚｰﾃｨﾝｸﾞﾌﾛｱﾎﾞｰﾘﾝｸﾞｺｱ_2017.2.23_JAEA(2)滞留水及び処理水の放射能分析_H25.11.28_JAEA(3)福島第一原子力発電所構内で採取した瓦礫の分析_H28.4.28_JAEA(4)福島第一発電所内で採取した建屋
内瓦礫の放射能分析_H27.10.1_JAEA(5)汚染水処理二次廃棄物の放射能評価のための水処理設備出入口水の分析_H28.3.31_JAEA(6)廃棄物試料の分析(1号機原子炉建
屋5階瓦礫・1号機ﾀｰﾋﾞﾝ建屋地下1階
ｽﾗｯｼﾞ・多核種除去設備HICｽﾗﾘｰ)_H28.9.29_JAEA(7)廃棄物試料の分析結果(滞留水、水処理設備処理水等)_H29.7.27_JAEAA

・ｵﾍﾟﾌﾛ ｳｴﾙ周りｺﾝｸﾘｰﾄ：(6) 6.0×10^-1・ｵﾍﾟﾌﾛ 天井ﾃﾞｯｷﾌﾟﾚｰﾄ塗装：(1) 9.4×10^-1・1階 保温材：(3) 0.6～1.3×10^-1・1階 ｺﾝｸﾘｰﾄ表面塗膜：(3) 8.2×10^-2・ｵﾍﾟﾌﾛ ｳｴﾙ周り床表面塗膜：(4) 6.1×10^1・PCV内滞留水：(1) 2.2～2.4×10^-1・ｵﾍﾟﾌﾛ ﾃﾞｯｷﾌﾟﾚｰﾄ：(3) 1.4～2.3×10^-3・PCV内滞留水：(1) 5.8～9.4×10^-1・1階 ｺﾝｸﾘｰﾄ：(3) 1.7×10^-1・1階 保温材：(3) 1.9×10^-1・地下滞留水：(2) <0.3～2.4×10^-3・地下滞留水：(5) 0.8～2.4×10^-3・1階 ｺﾝｸﾘｰﾄ：(4) 0.3～2.7×10^-2・1階 保温材：(4) 8.2×10^-3・1階 ｺﾝｸﾘｰﾄ：(4) 1.7～4.6^-3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

59

（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討～α核種測定技術の調査 現場適用性のまとめ～
 1Fサイトでの測定環境や運用方法を踏まえた要求事項の検討結果より、既存測定技術について適用性を評価した。
 特に、密着測定が不要であり、ホットスポット位置の特定や汚染分布測定が可能な見込みのある窒素励起による遠隔測定が有望と評価した。
 今後、1Fへの適用へ向け試作機などの詳細検討を行っていく必要がある。
その他

全α線測定
測定技術

直接測定（自動）
密着走査

遠隔測定

原理

α核種のα線を直接計測

α線励起による
窒素の発光を測定

作業スペース
幅数10cm～△
遠隔装置侵入に
制限

○

現場線量率
（最大800mSv/h）○○

βγ核種混在の影響（α：βγ比 6～8桁）

通常は○（濃度が高い場合別
途要評価）

測定対象
ビニール養生等

遠隔測定（自動スミヤ）ろ紙によるふき取り測定γ線スペクトル測定

パッシブ
中性子
測定

質量分析
（LA-ICP-MS）

分光分析（LIBS）

U-235やデブリ随 Cm-244等からのレーザでプラズマレーザで気化吸引し伴核種等のγ線を 中性子発生率か化し元素重量を分
同位体重量を分析
評価
ら推定
光分析

△
△
△
遠隔装置侵入に 遠隔装置侵入に 遠隔装置侵入に
制限
制限
制限

△
遠隔装置侵入に制限△
遠隔装置侵入
に制限

○

△
要遮へい

○

○

○

○

通常は○
（濃度が高い場合
別途要評価）

△
検出下限に
影響

○

○

○

×
（特定形状専用）○（要α飛程空間）

△
養生不可

○

○

△
養生不可

△
養生不可

感度
0.4Bq/cm2：搬出基準
4Bq/cm2：密度限度

○

△
（感度向上
余地あり）

○

×
感度が低い

△
密着走査
が必須

○

×
位置合わせ等に依存

×
位置合わせ等に依存

汚染分布測定

△
走査が必要

○
2次元分布
計測可能

×
発生率、効率
が低い
△
走査測定が
必要
△
コリメータ、走査等
が必要

○

測定速度

△
測定距離
γ線BGの影響
△
環境線量に
依存
△
コリメータと
走査が必要

△
走査が必要

△
走査が必要

その他

暗所で使用

△
ふき取りが
必要
△
エリア区画
が必要

○：適用可
△：制限あり×：適用不可©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

60

（ウ）廃棄物量の低減に関する技術の検討
参考 選定したα汚染測定技術の原理
 測定原理①α線の飛程（数cm程度）の間に窒素と反応し、数100光子の紫外線が発生②この紫外線をレンズで集光し光検出器で到達した光子の数を計測することでα線の強度を測定
可視光フィルタ
検出器（ＰＭＴｓ）

ミラー
ガンマ線の遮蔽体

紫外線領域での発光

集光レンズ
紫外線

アルファ線
発光

ウラン等

発光スペクトル
J.Sand. Remote Optical Detection of Alfa Radiation.
IAEA－CN-184/23.より引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning61

４．固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価手法の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

62

報告内容
 １F固体廃棄物の特徴について
 １F固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価手法の検討
 処分概念及び安全評価手法に関する調査
 重要事例の抽出➣重要事例リスト➣着目した重要事例と１Fニーズへの反映例
 重要事例の背景調査
 調査結果まとめ 平成30年度までの調査・検討計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning63

１Ｆ固体廃棄物の特徴について■ １Ｆ固体廃棄物の特徴

飛散・拡散

水処理装置

瓦礫／伐採木等
瓦礫

伐採木

汚染水

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

水処理二次廃棄物
汚染水処理
二次廃棄物

デブリ取出しにより発生する廃棄物等○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なものもある

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なものもある○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。

■ １Ｆ固体廃棄物の特徴を踏まえた
安全かつ合理的な処分のためのニーズ

１Ｆ固体廃棄物の特徴を考慮して、右の３つの観点で調査を実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning64

１Ｆ固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価手法の検討
諸外国の処分概念および安全評価手法に関する調査・処分概念の構築手法に関する調査・処分場の処分概念および安全評価手法に関する調査
海外の実例に関する
詳細情報

重要事例が
成立した背景、根拠の調査

調査
サイクル

国内外の調査結果に基づく検討
・国内の処分概念及び安全評価手法の整理
・諸外国の調査結果に基づく重要事例の抽出

・調査課題の検討

重要事例- 処分概念- 安全評価手法- 処分前管理

１Ｆ固体廃棄物の性状把握および処分前管理に関する最新R&D成果

安全かつ合理的な処分概念および安全評価手法の検討
・1F固体廃棄物の特徴の整理
・諸外国の重要事例の適用性の検討

・安全かつ合理的処分概念及び安全評価
手法の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

65

処分概念及び安全評価手法に関する調査
多様な廃棄物を処分対象とし、詳細なデータが公開されている海外処分場の事例調査を実施*1

SFR*3（スウェーデン）Drigg LLWR*2（英）WCS*4（米）■ 調査内容① 処分場の概要に関する調査② 廃棄物性状に関する調査③ 廃棄物の前処理に関する調査④ 廃棄物容器に関する調査⑨ 安全評価手法に関する調査⑤ 廃棄物の処理に関する調査⑩ セーフティケースに関する調査⑥ 廃棄物の保管に関する調査⑦ 廃棄物の処分受入性に関する調査 ⑪ コスト最適化プロセスに関する調査⑧ 処分概念に関する調査

網羅的な調査を実施■ 調査結果の検討
・国内既往事例との比較
・ １Ｆ固体廃棄物ニーズに基づく重要性判断

重要事例リストを作成*1ロシアの処分場事例についても部分的な調査を実施*2英国ドリッグにあるLLWR社が運営する低レベル放射性廃棄物処分場*3スウェーデンのエストハンマル自治体にあるSKB社が運営する短寿命低中レベル放射性廃棄物処分場*4米国テキサスにあるWCS社が運営する低レベル放射性廃棄物処分場©International Research Institute for Nuclear Decommissioning66重要事例の抽出＜重要事例リスト＞

重要事例について、以下の追加調査を実施
・事例が成立した背景・根拠
・メリット
・デメリットと制限事項⇒ 重要事例とその概要、メリット、１Ｆ適用時の予察検討

１Ｆ固体廃棄物のニーズにどのように反映できるか
リストを分類©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

67

LLWR，SFRの重要事例リスト（1/3）
No.

重要事例

適用

概略

1

Inventory records
and management
systemUK

英国政府とNDAにより整備されたインベントリマネジメントシステム(UKRWI)。3年に一度の更新がなされる。廃棄物管理や処分計画サポートに利用される。

2

BPEO/BAT
Systematic

3 process to achieve
clearance

安全性，環境防護，技術実現性，規制の許可，ファイナンシャルコスト等の要素をUK 踏まえた意思決定のための系統的アプローチ。安全性と技術及びコストをバランスしつつ、廃棄物管理の最適化を推進することが意図されている。
測定困難な廃棄物を統計的に特性把握するための実務的方法(code of practice)
UK と、これを用いてクリアランスを達成するための系統的アプローチ。同手法により、規制からの事前許可無しでの廃棄物処分を可能にしている。
従来LLWRで処分していた廃棄物の大半を極低レベル廃棄物(VLLW)とし、一般産
UK 業廃棄物と同様の処分を行う事等により、LLWRの負荷を低減する、英国政府の廃棄物マネジメント戦略。

4

LLW management
strategy5

Disposability
Assessment(DA)UK

Limitation of

LLWR

廃棄物や廃棄物パッケージが、廃棄体受け入れ基準に適合するかを確認する評価。操業中廃棄物やデコミ廃棄物への処理要求を決定する指標となり得る。

全放射能に加え、半減期も考慮した廃棄物の区分。この区分に基づき、長期の
6 short-lived nuclides and SFR 制度的管理を前提とした、短半減期ILW浅地中処分の海外事例がある。

7

Development of WAC
LLWR 放射性物質だけでなく、環境に影響を与える、或いは処分に影響を与え得る化
including for hazardous
and SFR 学物質に対する制限を含む、廃棄体受け入れ基準。
materials©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

68

LLWR，SFRの重要事例リスト（2/3）
No.

重要事例

適用

8

Large size
container

LLWRでは、廃棄物容器としてISOコンテナを使用しており、当該容器ごとグラウト
LLWR 固化することにより廃棄体が製作される。ISOコンテナの利用は、輸送効率、処分場での取り扱い、コスト等の面に優れる。

9

Overpacking of supercompacted waste
drums

LLWR

10

Using waste as a
backfill material

極低レベル放射性廃棄物等を、処分場の埋め戻し材として利用することが提言
LLWR されている。最終的な廃棄物容量の低減効果が見込まれるが、性状のばらつき、プロセスの複雑さ等の理由により、英国における実施例は無い。

11

Multiple Container
sizes

SFR

12

Disposal of large
LLWR 廃棄物容器に収納できない大型廃棄物に対して、容器収納せずに、直接処分場
items
and SFR に固定化する処分方法。

13

Large sized
disposal vaults

LLWR

多層バリア構造を有する大型のボールトタイプ処分場。処分容量の増加、及び処分効率の向上が見込まれる。

14

Prevention ofhuman intrusion by
capping

LLWR

岩石を敷き詰めた、生物侵入防止層を含む多層バリア構造のキャップ。安全評
価上の、人間侵入シナリオにおける被ばく線量低減効果が見込まれる。

15

Prevention of human
intrusion by location
undersea

SFR

概略

LLWRでは、超圧縮機により圧縮されたドラム缶をISOコンテナへ収納している。超圧縮機の利用により、廃棄物容積を大幅に減少させる事ができる。

SFRで利用されている、異なる形状を有する廃棄物容器群。円筒形状のサイロの体積利用効率を向上させる。

処分場を海底下に建設する事による、偶発的な人間侵入確率の低減。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

69

LLWR，SFRの重要事例リスト（3/3）
No.

重要事例

適用

概略

16

Co-location of
disposalconcepts

SFR

サイトとボールトを併置することによる，VLLWから短半減期ILWまでの単一サイト処分概念。同じサイトとインフラを共用することにより、建設コスト低減が見込まれる。

17

施設内進入防止、及び処分システムの監視による性能保障からなる制度的管理。長
Institutional
LLWR
期の制度的管理により、長期間の人間侵入防止、及び短半減期核種の放射能減衰効
controland SFR果が見込まれる。

18

Process byagreement
Generic

19 disposal safety
case

20

Insight
modellingUK

英国における、合意に基づく規制承認の段階的プロセス。正式な処分申請に先行して行う、規制当局との”早期の対話”を含む。

UK

サイトが特定する以前の包括的、一般的なセーフティケース。R&D項目の抽出や、処UK

感度解析、バウンディング解析の為の、予察的、簡易的安全評価モデル。処分に関する重要パラメータの特定等に利用される。

geologicalrepository 分可能性評価のために利用される。

Long-term
21 climate change LLWR 浅地中処分に対する沿岸部浸食影響の定量化等を含む、長期の気候変動による影and SFR 響評価。大きな気候変動が予測されるサイトの安全評価に係る。
modelling22

Post-closure
人工バリアの劣化を考慮した、経時的変化を伴うパラメータを利用した安全評価。制
degradation of LLWR
度的管理期間終了後の、バリア性能瞬時喪失といった、過度に保守的な想定を回避す
engineered and SFRる効果が見込まれる。
barriers©International Research Institute for Nuclear Decommissioning70重要事例の抽出＜着目した重要事例と１Ｆニーズへの反映例＞の部分の詳細を、以下の頁に示す。

■ Modular Concrete Canister (MCC) WCS
モジュラーコンクリートキャニスターの利用

LLWR ■ Large sized disposal vaults

施設の閉じ込め性能を強化し処分施設を大型化■ Large size container LLWR SFR WCS
大型コンテナ容器を用いた廃棄体製作

LLWR ■ Using waste as a backfill material

極低レベルの廃棄物を処分施設の埋め戻し材として使用
WCS

SFR

処分施設の
大容量化

■ Absorbent for water
吸収剤の利用■ Short-lived ILW
短半減期中レベル
廃棄物区分の設定■ Multiple container size SFR
廃棄物種類に合わせた多種類の規格容器使用■ Probabilistic safety assessment LLWR
確率論的安全評価による不確実性の評価

１Ｆ固体廃棄物の課題■ Co-location disposal
SFR

WCS 異なる区分の廃棄物を一つの施設に処分■ Clearance process
体系的に整備された
LLWR
クリアランス手順■ Mixed waste form
多種の廃棄物を同一容器内に充填
LLWR

多様な廃棄物の受入れ性

不確実なリスクへの対応■ Institutional controlLLWR
制度的管理の実施
LLWR SFR WCS■ Prevention of human intrusion
人間侵入を抑制する施設構造■ Inventory record
廃棄物の放射能や、内容物等の情報の管理・公開
LLWR■ Hazardous materials
化学的影響物質を含む
廃棄体受入要件■ Post-closure degradation of
LLWR WCS
engineered barriers
処分場閉鎖後の人工バリアの劣化

LLWR SFR WCS©International Research Institute for Nuclear Decommissioning71重要事例の背景調査
キャップシステムの構成

 Large sized disposal vaults
施設の閉じ込め性能を強化し処分施設を大型化
全体の構造

LLWR

・キャップ（上部からの水の浸入を防止、人間侵入防止）
・ウォール（施設内の横方向の水の移動を抑制）
・底板（下部からの水の浸入を防止）*

ジオメンブレンの外観（ｱｽﾌｧﾙﾄｼｰﾄ）* HI……ISOコンテナの段積み数©International Research Institute for Nuclear Decommissioning72重要事例の背景調査

 Prevention of human intrusion
人間侵入を抑制する施設構造

LLWR

SFR

WCS

英国 ＬＬＷＲ・600 mm丸石を敷き詰めた生物侵入バリア（Bio-intrusion
Layer）を含むキャップにより、掘削による人間侵入への抵抗を上げる対策をとっている。
米国 WCS・テキサス州規則により、不用意な侵入者の保護のため、クラスＣ廃棄物は地表から5 m以深に埋設される。
・WCSで用いられるMCC（ﾓｼﾞｭﾗｰｺﾝｸﾘｰﾄｷｬﾆｽﾀー）は、クラスＣ廃棄物に対する人間侵入を防ぐ構造強度を有する。
スウェーデン SFR
・沿岸海底立地により、人間侵入を阻止。
・1000年間の隆起を想定し、隆起後も海底下になるよう、
海底下60 mに施設を建設。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning73重要事例の背景調査

 Large size container
大型コンテナ容器を用いた廃棄体製作

LLWR

SFR

WCS

大規模処分場の利用、かつ大型容器の利用により収納効率を向上
LLWR

SFR

WCS

外観

ISOまたは半高ISO（HHISO）
コンテナ

・ドラム缶 ・モールド・コンクリートタンク
・ISOコンテナ

モジュラーコンクリートキャ
ニスター（ＭＣＣ）

寸法

高さ1.32m×幅2.5m×長さ6.06m（HHISO）

様々な寸法

内径2m×内部高さ2.8m

強度

9段積みを想定

最大42段積みを想定

34.5 MPa（最大6段積み）

固化剤

超可塑剤を含むPFA+ポルトランドセメント

アスファルトコンクリート

高強度グラウト（28日圧縮強度2000psi）

備考

操作性の観点からHHISOが使用されることが多い。

サイロ内に入れられた容器はセメント固化される。

MCCは1段毎に砂か土壌で埋められる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning74重要事例の背景調査

 Large size container
大型コンテナ容器を用いた廃棄体製作

LLWR

・コンテナ容器固化時には、整流器を下部に配置したグラウト注入口を用い、コンテナを傾斜させることで均質性を確保する。

SFR

WCS

グラウト注入口

・パイプの内部などはグラウトが入り込まず、
ボイド（small-bore）となる場合もある。

・異なる性状の廃棄物が混合され、廃棄体
整流器（バッフル）となるが、各廃棄物は発生の初期段階からインベントリがUKRWI(英国放射性廃棄物イ
ンベントリ)により管理されているため、混合廃棄体のインベントリも把握されている。

固化済みコンテナの切断

・大型容器を使用する場合、小型容器を利用するよりも、均質固化が困難であり、技術的課題があると考えられる。
・大型容器の場合、現在国内で主に用いられている小型廃棄体用の測定装置を用いた測定、インベントリの決定法をそのまま適用することは困難である。
大型容器を利用するには、・均質な固化体を製作する技術

・廃棄体中のインベントリの決定手法が必要となる。

パイプを含むコンテナの断面©International Research Institute for Nuclear Decommissioning75重要事例の背景調査

 Post-closure degradation of engineered barriers
処分場閉鎖後の人工バリアの劣化

LLWR

WCS

・劣化を考慮することで、不確実性を過度に保守的に取り扱うことを回避。
・多くのセーフティケースでは、制度的管理期間の終了後、人工バリアの閉じ込め機能が劣化する評価を行っている。（制度的管理期間中は、バリアに対する深刻な欠陥/劣化が修復され、人工バリアの性能が維持されるという前提。）
・但し、その評価方法は、国によって大きな違いがある。
・LLWR、SFRでは人工バリアの閉じ込め性能は緩やかに劣化すると評価している。

人工バリアの閉じ込め性能劣化に対する国内外の評価の比較
国内(既存事例)英国

スウェーデン

米国

・既存設備の透水性が埋設直後から砂程度に劣化したものと想定した評価を行う。

・水理パラメータの確率分布関数(pdf)を定め、経時変化を考慮した確率論的評価を行う。

・施設閉鎖後1000年間の閉じ込めを目標とする。
・経時変化を考慮した異なるパラメータを使用し、決定論的評価を行う。

・コンクリート容器の構
造は300年保たれるが、長期（5万年）の評価期間に比べて短く、したがって長期安全評価ではコンクリートの閉じ込め機能は考慮しない。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning76重要事例の背景調査

 Post-closure degradation of engineered barriers
処分場閉鎖後の人工バリアの劣化

LLWR

WCS

英国LLWRにおける人工バリアの確率論的水理パラメータ （2011ESC）

・これらのパラメータは、英国におけるExpert elicitationにより導出した。
・バリアの多くは複合システムであり、例えばボールトの基礎は、ジオメンブレン、ベントナイト、
コンクリートからなる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning77重要事例の背景調査
課題

 Hazerdous materials
化学的影響物質を含む廃棄体受入要件

LLWR

国内外の処分影響物質
国内
英国

SFR

WCS

米国

①核種移行に影響を与える物質・キレート剤・有機物（セルロース）
・ゴム類

・無機リン酸塩
・有機リン酸塩
・カルボン酸とポリカル
ボン酸
・アミノポリカルボン酸（EDTA，NTA, DTPA）

・液体（容器中1%に制限される）②バリア性能に影響を与える物質

・可溶性塩
NaCl，Na2SO4，NaNO3

・調査中

・有機物
（有機物総含有量5%に制限される。ただしMCCに入れる場合は制限しない）

備考

硫酸塩：セメントなどと反応することで、閉じ込め性能を低下させる。
塩：ベントナイト透水係数が大きくなる。

最新の知見では、イソサ
ッカリン酸等の影響は小さいと結論されている。
（LLWRの処分場環境は
pH11であり、微生物活
動で有機物が分解）

液体は固化されるか、容器内に、液体の2倍の体積の吸収剤を入れることが要求される。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning78

＜事例紹介＞～ロシア処分場の事例（NZK型処分施設*1）～•

ロシアで現在計画中の、低レベル固体廃棄物、および短寿命中レベル固体廃棄物用の新型浅地中処分場。

•

20個の独立モジュールに分割されており、廃棄物を取り出す可能性を残したまま、廃棄物を長期保管(50年)することができる。

•

廃棄物は長寿命鉄筋コンクリート容器（NZK150-1.5P）に梱包され、特殊な非収縮性コン
クリート混合物によって気密的に固化される。

•

ファイナルキャップに用いられる多層防護コーティングには、コンクリート、砕石、粘土、
ジオテクスタイル、ジオメンブレン、沈泥、砂、表土からできている生物学的バリア及び対ろ過スクリーンが含まれる。

地表近くの新型処分施設の計画（NZK型）

ロシア処分場についてはH30年度に詳細に検討*1 現在計画中の新型浅地中処分場（New-type Near-surface disposal facility）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

79調査結果まとめ ３つの海外処分場に関する事例調査を実施⇒ 11項目について網羅的な調査を完了
 国内既往事例との比較、１Ｆ廃棄物ニーズを考慮して重要事例リストを作成⇒ 22事例のリストを作成
 重要事例が成立した背景調査を実施するとともに、
１Ｆニーズへの反映案を検討⇒ H30年度に重要事例の１Ｆ適用性について検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning80

２０１８年度までの調査・検討計画
2017年度 (H29年度)

2018年度 (H30年度)

項目
1Q

2Q

3Q

4Q

1Q

2Q

3Q

4Q

１．諸外国の処分概念および安全評価手法に関する調査
ジェネリックセーフティーケースの要件調査(1) 処分概念の構築手法に関する調査(2) 処分概念および安全評価手法に関する調査

網羅的調査＋重要事例の背景調査

２．国内外の調査結果に基づく検討(1) 国内の処分概念および安全評価手法の整
理

深堀り調査

調査フィードバック
国内事例調査調査フィードバック(2) 重要事例の抽出(3) 調査課題の検討
３．安全かつ合理的な処分概念および安全評価手法の検討

調査フィードバック

調査フィードバック(1) 福島第一発電所固体廃棄物の特徴の整理(2) 諸外国の重要事例の適用性の検討(3) 安全かつ合理的な処分概念および安全評価手法の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning81

５．研究開発成果の統合（廃棄物ストリームの検討）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

82

報告内容

 実施計画と実施概要
 研究成果の取り込結果➣廃棄物毎のインプット整理表の作成例と効果➣処理フローの絞り込みの例
 廃棄物ストリームの統合結果
 廃棄物ストリームの検討 まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

83

実施計画と実施概要
年度

実施計画

目標とする指標H29• 平成28年度に示した有望な廃棄物ストリームについて、既往研究で得られた最新の成果を反映し、進捗、成果の整合性、及び残された課題を統合的に評価する。

• 進捗、成果の整合性、及び残された課題を
示す。

H30

• 平成29年度で得られる課題や研究成果を取り込んで廃棄物ストリームを繰り返し検討し、それに基づく評価結果を提示する。

• 統合的な進捗、整合性及び課題の評価方
法等を構築し、それに基づく評価結果を提示する。

 実施概要 研究開発の進捗や課題を統合的に管理する方法の構築を試行した（図） 。
• 対象とする廃棄物の網羅性を確保するため、
1Fの全廃棄物を記載したリスト（廃棄物リスト）に基づき作成した処理フローの分類を用いて、必要な情報と課題を整理し、廃棄物毎のインプット整理表と課題と成果の整合リストを作成。
• 時間軸を織り込むため、中長期ロードマップや保管管理計画から廃棄物毎に各ステップの検討時期を設定し、時間軸整理表を作成。
• 優先順位と方法を整理するため、上記の整理結果から、廃棄物管理の全体像を確認し、廃棄物ストリームとして統合。
 構築した方法で、進捗、成果の整合性、及び残された課題を示した。

網羅性を確保

時間軸を織り込み

優先順位と方法を整理

図 廃棄物ストリーム検討の全体像©International Research Institute for Nuclear Decommissioning84

研究成果の取り込み結果＜廃棄物毎のインプット整理表の作成例と効果＞
研究開発進捗について、色塗りで示し、成果の整合性や残された課題を把握。
各ステップへのインプットする情報
一時保管

前処理・処理・再加工

保管

廃棄体化

廃棄前保管

処分・再利用－処分対象廃棄物の物量処分対象廃棄物仕様(浸出性、含有物、化学組成、核種組成、放射能濃度、発熱性、強度、線量率、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)－

廃棄体化物の物量
廃棄体化後の廃棄物仕様(浸出性、含有物、化学組成、核種組成、放射能濃度、発熱性、強度、線量率、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

廃棄前保管物の物量
廃棄前保管後の廃棄物仕様(浸出性、含有物、化学組成、核種組成、放射能濃度、発熱性、強度、線量率、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

処分・再利用（将来検討）
・処分区分
・廃棄体技術基準－－

廃棄前保管対象廃棄物の物量
処理物(固化体)の仕様(含有物、化学組
成、核種組成、放射能濃度、含水量、発熱量、腐食性、飛散性、ガス発生程度、強度)容器の仕様(材質、形状、表面線量率)－

廃棄体化物の物量
廃棄体化物の仕様(含有物、化学組成、核種組成、放射能濃度、含水量、発熱量、腐食性、飛散性、ガス発生程度、強度)容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

廃棄前保管（将来検討）
・保管容量
・保管方法
・廃棄確認方法

原廃棄物の発生量
分別程度
原廃棄物の仕様(形状、含有物、化学組
成、核種組成、放射能濃度、含水量、発熱量、腐食性、飛散性、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

一時保管物の物量容器仕様(耐用年数、材質、形状、表面線
量率)
分別程度
一時保管後の廃棄物仕様(形状、含有物、
化学組成、核種濃度、放射能濃度、ガス発
生程度、飛散性、発熱性)

前処理・処理・再加工物の物量
前処理・処理・再加工後の廃棄物仕様(含有物、化学組成、核種濃度、放射能濃度、ガス発生程度、飛散性、発熱性)容器仕様(材質、形状、表面線量率)

保管物の物量容器仕様(耐用年数、材質、形状、表面線
量率)
保管後の廃棄物仕様(含有物、化学組成、
核種濃度、放射能濃度、ガス発生程度、飛散性、発熱性)廃棄体化（将来検討）
・処理容量
・処理方法

－

－

前処理・処理・再加工対象廃棄物の物量
処理物の仕様(形状、含有物、化学組成、核種組成、放射能濃度、含水量、発熱量、腐食性、飛散性、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

保管（2020年）
・保管容量
・保管方法

廃棄体化までの保管期間(廃棄体化の処理
期間)

原廃棄物の発生量
原廃棄物の仕様(形状、含有物、化学組
成、核種組成、放射能濃度、含水量、発熱量、腐食性、飛散性、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

一時保管物の物量容器仕様(耐用年数、材質、形状、表面線
量率)
分別程度
一時保管後の廃棄物仕様(形状、含有物、
化学組成、核種濃度、放射能濃度、ガス発
生程度、飛散性、発熱性)

前処理・処理・再加工（2020年）
・処理容量
・処理方法

原廃棄物の発生量
分別程度
原廃棄物の仕様(形状、含有物、化学組
成、核種組成、放射能濃度、含水量、発熱量、腐食性、飛散性、ガス発生程度)
容器の仕様(材質、形状、表面線量率)

一時保管（保管継続）
・保管容量
・保管方法

廃棄物

核種組成
放射能濃度

廃棄物（発生継続）
・廃棄物の物性把握
廃棄物

原廃棄物を保管するのに必要な性状調査
要求

一時保管

処理物を保管するのに必要な性状調査
要求

前処理・処理・再加工物の受け入れ方法
廃棄体化処理方法

レベル区分の必要性の有無
核種濃度制約
発熱量制約

廃棄確認項目
廃棄確認方法

－－レベル区分の必要性の有無
ガス発生許容量
処分に有害と考えられる物質の影響有無検討

廃棄確認項目
廃棄確認方法前処理・処理・再加工までの保管期間(再処理・処理・再加工の処理期間)－

廃棄体化までの一時保管期間(廃棄体化の
処理期間)

－

原廃棄物を前処理・処理・再加工するのに必要な性状調査要求－

原廃棄物を廃棄体化するのに必要な性状
調査要求－

前処理・処理・再加工

保管

廃棄体化

廃棄体を健全に保つ観点での保管への要求

研究が進んでいる廃棄物と、
計画段階の廃棄物が視覚的に分かるようになった

廃棄前保管

－

処分に必要な性状調査要求

処分・再利用各ステップへインプットする課題

作成：2017年度
国プロ「固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発」での実施内容から以下の通り色分けした。
黒字：国プロの研究計画外
青字：国プロにて着手予定、一部検討済み
緑字：検討完了

ストリームS10多核種除去装置スラリーは、

時間軸整理表で将来検討予定としている

2020年の保管開始に向け、廃棄物（性状把握）や前処理・処理・再加工を中心に情報を取得（青塗・緑塗が多い）研究開発を計画中の段階（黒塗りが多い）

ストリームS1圧力容器は、©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

緑塗：検討完了、青塗：補助事業にて着手予定・一部検討済み、黒塗：補助事業の研究計画外（色塗りの基準は、引き続き検討予定）
ストリームS1圧力容器とは、福島第一原子力発電所の各号機の原子炉圧力容器及び、その処分に至るまでの流れを指す。
ストリームS10多核種除去装置スラリーは、多核種除去装置の前処理工程から発生する汚泥状の放射性廃棄物及び、その処分に至るまでの流れを指す。

85

研究成果の取り込み結果＜処理フローの絞り込みの例＞
必要な情報と課題を整理するため、インプット整理表で整理した情報に基づき、絞り込みの進捗を確認

既存処理設備にて処理できる廃棄物や、研究開発を通じて絞り込みが行われている
廃棄物について、有望な選択肢を示した。

ストリームS10多核種除去装置スラリーの例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning86

廃棄物ストリームへの統合結果
廃棄物管理の全体像を確認するため、絞り込んだ処理フローを廃棄物ストリームとして統合

平成29年度は、多核種除去装置スラリーと除染スラッジの前処理・処理・再加工と保管についてストリームを更新©International Research Institute for Nuclear Decommissioning87

廃棄物ストリームの検討 まとめ
個別廃棄物毎の研究開発状況と絞り込みについて確認した。
今後、研究開発を通じて得られる
課題や研究成果を取り込んで廃棄物ストリームを繰り返し検討し、それに基づく評価結果を提示していく計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning88

６．実績スケジュール及び体制©International Research Institute for Nuclear Decommissioning89

実績スケジュール 1/3
平成29年度 固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発 実施スケジュール
実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

ア．性状把握ⅰ）分析データの取得・管理等①汚染分布の把握
年度分析計画検討 中長期計画検討

次年度計画検討

・分析計画の立案* 分析計画は必要に応じて適宜見直す。

・試料採取と輸送（10/4）（11/21）（12/15）（ 追加； 11/10）（ 追加； 3/29）* 採取は通年実施する。輸送実施日は試料の準備状況に応じて適宜見直す。

報告

・分析の実施* 四半期末を目安として分析データを報告する。分析データの内容に応じて時期は適宜見直す。

・分析データに基づく廃棄物分類の検討

検討

まとめ* 検討の結果は分析方法に関する検討に反映する。

②サンプリング技術の開発等
・スラッジ等水処理二次廃棄物試料の採取（セシウム吸着材等の採取）検討計画立案

セシウム吸着塔吸着材の採取設備具体的検討

まとめ（第二セシウム吸着塔吸着材の採取）

検討計画立案

第二セシウム吸着塔吸着材の採取設備具体的検討

まとめ（除染装置スラッジの採取）調査計画立案

Ｄピット周辺及び内部調査

・原子炉建屋内試料等の採取方法の検討

検討計画立案

建屋内試料の採取目的等検討

サンプリング治具製作及び工事計画策定

周辺状況等の整理

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

90

実績スケジュール 2/3
実施内容

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

③分析方法の効率化
汚染機構の検討

・汚染核種の移行挙動と汚染機構の検討

データ代表性の検討

・分析データの代表性に関する検討
・分析対象核種の再選定

まとめ

核種検討

まとめ

* 分析計画と並行して検討を進め、計画に反映する。

合理化の観点・分析法合理化

分析法合理化の検討

技術開発計画検討④分析データの管理・分析データベースの構築

仕様検討

・廃棄物データの整理・更新

検討計画立案

データベースの作成
整備・改訂方針の検討、改訂データ集の公開

運用・課題摘出まとめii) 解析的評価手法の精度向上
・解析的評価手法

計画検討

精度向上の検討・手法の整備

まとめ・基礎データの収集

計画検討

実験的な基礎データの収集まとめiii) 総合的なインベントリ評価の取りまとめ

H29実施対象外

iv) 処分影響物質等への対応
・国内外の実例調査

計画検討

実例の調査

まとめ

・処分安全への影響検討

計画検討

性能への影響を表す指標と定量評価方法の検討

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

91

実績スケジュール 3/3
実施内容

凡例
青：計画
赤：実績

平成29年度
4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

2. 処分前管理に関わる検討
計画検討

既存技術適用性の検討

・水素発生への対策（国外の実例調査）

計画検討

保管時の水素管理に関する海外知見の調査

まとめ・デブリ取出しの伴い発生する廃棄物の対策

計画検討

燃料デブリ取出しに伴い発生する瓦礫類の調査

まとめ・セシウム吸着塔の管理方法（ＪＡＥＡ）

試験条件検討・準備

i) 固体廃棄物の特徴に応じた適用性評価

事故廃棄物への適用課題

まとめii) 固体廃棄物の特徴に適した保管・管理方法の検討・評価①高線量廃棄物の保管対策の検討

実規模試験体を用いた試験

管理方法検討・まとめ②水処理二次廃棄物の安定化技術の評価
・インドラム式ガラス固化処理技術適用性評価

試験計画立案

ガラス固化基礎試験

・除染装置スラッジの安定化検討

試験計画立案

流動特性基礎試験

まとめ

実証試験計画策定

α汚染等の測定・評価技術の検討（注1iii)廃棄物量の低減に関する技術の検討

まとめ

3. 固体廃棄物の特徴に適した処分概念及び安全評価手法の検討

検討計画立案

対象処分場の調査処分制度の調査・評価

まとめ

4. 研究開発成果の統合（廃棄物ストリーム）

検討計画立案

進捗、成果の整合性及び残された課題の統合的評価

まとめ

注1） 当初は平成30年度実施計画であったが、前倒しで実施。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

92

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

東京電力ホールディングス株式会社○

開発調整（①～④）

研究連携のための東電側担当者
・福島第一廃炉推進カンパニー
廃棄物対策グループ

実施体制表○ 全体計画の策定と技術統括（①～⑤）○ 技術開発の進捗などの技術管理（①～⑤）○ 技術開発の実施に係る調整（①～⑤）

プロジェクト計画部（平成29年度）*公募等により決定

国立研究開発法人
日本原子力研究開発機構

日立GEニュークリア・
エナジー 株式会社

東芝エネルギーシステ
ムズ株式会社

三菱重工業株式会社○ 技術開発総括（①～③）○ 開発実施（①～④）○ 運営補助（⑤）○ 開発実施（①～④）○ 開発実施（①～④）○ 開発実施（①,②,④ ）（株）日立製作所 （①）*
放射線測定機器の点検校正（株）千代田テクノル （①）*
APDの点検校正（株）日立製作所 （①）*
GM測定装置の点検校正（株）日立物流 （①）*
分析試料の福島第一原子力発電所から分析施設への輸送（株）日立物流 （①）*
福島第一原発分析試料の輸送（株）アシマ （①）*
バックエンド技術開発建家関連施設運
転保守業務請負契約

東京パワーテクノロジー㈱ （①）*
廃棄物リスト更新に関する情報整理作業の助成
日揮㈱ （①，③）*
・諸外国の処分影響物質等の廃棄物受け入れ基準等に関わる実例調査
・諸外国の合理的な処分方法に関す
る調査の助勢AECOM E&C UK Limited （②、③）*
・海外（英国、米国等）における水素ガス評価手法及び保管要件調査
・処分概念及び安全評価手法に関する海外（英国、米国等）知見の調査株式会社 アトックス○ 開発実施（①,②,③）

株式会社かんでんエンジニアリング（①）*

サンプリング治具の設計・製作
MHIﾆｭｰｸﾘｱｼｽﾃﾑｽﾞ・ｿﾘｭｰｼｮﾝｴﾝｼﾞﾆｱ
ﾘﾝｸﾞ㈱（①）
モックアップ試験補助
太平電業株式会社（①）
現場調査補助コクヨ㈱ （⑤）
資料・データ整理

ANADEC社（②）
スラッジ流動性確認試験
検査開発（株） （①）*
福島汚染水及び汚染水処理二次廃棄物に関するβ核種分析及び結果集約に係る業務請負契約（株）アート科学 （①）*
風速計の校正三菱マテリアルテクノ（株） （①）*
バックエンド技術開発建家受電設備点
検整備作業

日本核燃料開発（株） （①）*
汚染水および水処理二次廃棄物の分析

三菱マテリアルテクノ（株） （ ①）*
バックエンド技術開発建家計装設備点
検整備作業（株）Ｅ＆Ｅテクノサービス （①）*
１Fサンプルの汚染分布評価に係る試験業務

日進技研（株） （①）*
バックエンド技術開発建家高性能エアフィルタ装置総合補修効率測定作業（株）シンクロソフト （ ①）*
福島第一廃棄物に関する分析データベースの設計・試作（株）アセンド （①）*
福島汚染水処理二次廃棄物の性状調査に係る分析・試験に関する業務請負

電力中央研究所 （①）
解析的評価手法の精度向上に関する検討

三菱マテリアル（株） （①）*
廃ゼオライト中のインベントリ評価に向けた核種収着挙動に関するデータ取得
東京ニュークリア・サービス（株） （①）*
異なる液性条件下での核種の吸着材への収着に関する基礎データの取得
三菱マテリアル（株） （①）*
事故廃棄物の影響因子と影響伝播及び核種移行パラメータ設定に関する調査(II)英国NNL （②）
廃棄物管理(水素ガス発生)に関する研究（株）アセンド （②）*
SARRY試験体を用いた塩分濃縮挙動の実規模試験作業㈱AREVA ATOX D&D
SOLUTIONS（①）
高線量水処理二次廃棄物試料の採取方法の検討㈱AREVA ATOX D&D
SOLUTIONS（②）
水素ガス発生評価手法や発生する水素に関わるベント等の要件に関する詳
細調査
株式会社ｷｭﾘｵﾝ ｼﾞｬﾊﾟﾝ（②）
ガラス固化基礎試験【担当業務の凡例】① 性状把握② 処分前管理に係る検討③ 固体廃棄物の特徴に適した処分概
念及び安全評価手法の検討④ 研究開発成果の統合⑤ 研究開発の運営等©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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