廃棄物試料の分析結果

平成31年4月25日修正版
修正箇所；P3，P8，P11
P13，P26（土壌、焼却灰、並びに水処理設備（セシウム吸着装置、多核種除去設備）出入口水）

平成29年3月30日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構／
日本原子力研究開発機構
本資料には、平成26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）」成果の一部が含まれている。
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 Decommissioning0

概要◼ 事故後に発生した固体廃棄物は、従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため、廃棄物の処理・処分の安全性の見通しを得る上で性状把握が不可欠である。
◼ 発電所構内の汚染分布状況を把握するため、構内を20区画に分割して土壌を採取した。このうち、6区画の試料を分析した結果を報告する。
◼ 使用済保護衣等を焼却する雑固体廃棄物焼却設備の本格運用が2016年3月に開始された。ホット試験の焼却灰試料を初めて入手し、分析した結果を報告する。
◼ 水処理二次廃棄物のうちセシウム吸着装置使用済吸着材に関しては、吸着塔の構造及び高線量率の問題のため、吸着材を直接採取することが困難である。そのため、吸着装置出入口水を継続的に採取・分析している。ストロンチウム吸着機能が追加された平成26年度下期以降に採取された試料の分析結果を報告する。
◼ 水処理二次廃棄物のうち多核種除去設備に関しては、これまで前処理工程で発生したスラリーを分析した。吸着材の含有する放射能の推定に資するため、今回初めて増設A系列設備の処理水を系統的に採取し、分析した結果を報告する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

土壌 － 試料の性状、分析内容◼ 1F構内の汚染分布把握のために、露地から採取した土壌のうち 6 試料を分析した。
採取深さ
試料名
採取日 採取場所(cm)
S2-D2-1 2015.3.24 Dエリア
0～5
S2-F1-1 2015.3.30 Fエリア
0～5
S2-I2-1 2015.4.16 Iエリア
0～5
S2-K2-1 2015.3.16 Kエリア
0～5
S2-L1-1 2015.4.20 Lエリア
0～5
S2-P1-1 2015.5.8 Pエリア
0～5

重量
(g)
106
106
105
105
106
110

線量率※1
(μSv/h)
13
8
6
< 0.5
< 0.5
6

P-1

L-1
D-2
F-1

◼ 以下の核種を分析した。
❖ 3H, 14C, 60Co, 63Ni, 79Se, 90Sr, 99Tc,
129I, 137Cs, 154Eu, 235U, 238U, 238Pu,
239+240Pu, 241Am, 244Cm

K-2◼ 元素、TOC（全有機炭素）、粒度分布を分析した。
土壌試料採取場所※1：表面線量率（γ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

土壌 － 放射能104
1.0E+04

H-3

C-14

Co-60

Ni-63

Se-79

Sr-90

Tc-99

I-129

Cs-137

Eu-154

U-235

U-238

Pu-238

Pu-239+240

Am-241

Cm-244

放射能濃度 [Bq/g]

103
1.0E+03102
1.0E+02
1.0E+01101

1.0E+00100
1.0E-0110-1
1.0E-0210-2
1.0E-0310-3
1.0E-04
10-4

S2-D2-1

S2-F1-1

S2-I2-1

S2-K2-1

試料名

S2-L1-1
S2-P1-1※：白抜きは検出下限値➢ 137Csが主な線源であり、原子炉建屋近辺の試料では137Csが1×103 Bq/g以上であった。
➢ 90Sr、235U、238Uが全ての試料で検出された。 137Cs濃度が最も高い試料から、14Cと238Puが検出された。
➢ 3H、60Co、63Ni、79Se、99Tc、129I、154Eu、239+240Pu、241Am、244Cmは全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※修正部分を赤破線の囲いで示す。

3

既往の土壌データとの比較－90Sr, 238Puと137Cs濃度の関係－
凡例● 今回分析値
■ 前回報告値（立木根元土壌） ※1（白抜きは縦軸の値が検出下限値）➢ 90Sr/137Cs比のばらつきは 1 桁あまりであり、既往の報告値※2よりも大きい。
➢ 238Pu濃度はほとんどが検出下限値未満あるいは 10–3 Bq/g 程度のごく低い濃度であった。
238Pu/137Cs比は、燃料より4桁以上小さく、燃料からのPuの移行はCsに比べて小さい。

燃料での90Sr/137Cs比※2

1号機

2号機

3号機

7.4×10-1

7.5×10-1

7.5×10-1

燃料での238Pu/137Cs比※2

1号機

2号機

3号機

2.3×10-2

1.8×10-2

2.3×10-2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合/第16回事務局会議（2015年3月26日）※2：被照射燃料について計算した2011.3.11時点の放射能（日本原子力研究開発機構報告書「JAEA-Data/Code 2012-018」）4

土壌 － 元素組成、TOC分析
元素 〔mg/g〕

試料名

Na
6.9
6.7
3.1
3.1
6.6
6.4

S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1

Mg
4.0
3.2
5.8
3.7
3.6
4.1

Al
52.6
62.1
40.4
60.3
44.5
51.1

S2-D2-1

S2-I2-1

NaMg

NaMg

その他
（酸素等）

Al

Fe

その他
（酸素等）

S2-F1-1

Na Mg
K
Si

Fe
その他
（酸素等）

TOC

S2-K2-1

Ca
K
Al
Fe
TOC

NaMg

NaMg

Fe 〔mg/g〕
23.4
24.4
30.3
15.5
23.7
48.4
31.7
24.9
18.2
28.9
20.7
30.7

Ca
3.6
2.3
7.6
24.2
3.0
7.6

Ca
Al

Ca
K

K
8.5
10.8
6.7
8.2
8.7
7.4

S2-L1-1

Si
Si

Si
235
258
107
183
175
194

TOC

S2-P1-1
Na Mg

TOC
Si
Si
その他
（酸素等）
Al

Ca
K

Fe
TOC

その他
（酸素等）

Si

Ca
K

その他
（酸素等）

Al
Fe

Ca
K
Al
Fe
TOC

TOC
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5土壌－ 粒度分布※1および137Cs濃度➢ 137Csは粘土によく吸着するといわれており、相当する53-100μmにはそのような傾向がみられる。
大きな径（>1000μm）の粒子で137Cs濃度が高い場合があり、小さな粘土粒子が付着した団粒を形成している可能性が考えられる。
※1：乾燥した試料をJIS A1204:2009 土の粒度試験方法に準じて測定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6

土壌 － 核種分析結果①
試料名
S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1

試料名
S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1

3

H（約12年）< 8×10-1< 7×10-1< 1×100< 6×10-1< 8×10-1< 2×100

放射能濃度〔Bq/g〕
60
63
79
C
Co
Ni
Se
3
2
（約5.7×10 年）（約5.3年）（約1.0×10 年） （約6.5×104年）(4.1±0.7)×10-1< 9×10-2< 2×10-1< 3×10-1< 2×10-1< 8×10-2< 2×10-1< 3×10-1< 3×10-1< 8×10-2< 2×10-1< 2×10-1< 2×10-1< 9×10-2< 2×10-1< 3×10-1< 3×10-1< 7×10-2< 2×10-1< 3×10-1< 3×10-1< 9×10-2< 2×10-1< 3×10-114

放射能濃度〔Bq/g〕
90
99
129
137
Sr
Tc
I
Cs
5
7
（約29年）（約2.1×10 年） （約1.6×10 年）（約30年）0-3-2(4.0±0.1)×10< 8×10< 4×10(4.0±0.1)×103(4.2±0.2)×10-1< 8×10-3< 4×10-2(2.0±0.1)×103(8.7±0.2)×10-1< 8×10-3< 4×10-2(2.3±0.1)×103(2.2±0.2)×10-2< 7×10-3< 4×10-2(4.4±0.1)×100(1.0±0.1)×10-1< 7×10-3< 4×10-2(6.4±0.1)×101(5.9±0.2)×10-1< 8×10-3< 4×10-2(7.3±0.1)×102

154

Eu（約8.6年）< 2×10-1< 2×10-1< 3×10-1< 2×10-1< 2×10-1< 3×10-1➢ 137Csと90Srは全ての試料から、また、14Cは137Cs濃度の最も高い試料で検出された。
➢ 3H、60Co、63Ni、79Se、99Tc、129I、154Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

7

土壌 － 核種分析結果②
試料名
S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1
試料名
S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1

放射能濃度〔Bq/g〕
238
U
U
8
（約7.0×10 年） （約4.5×109年）(5.1±0.2)×10-4 (1.1±0.1)×10-2(7.8±0.1)×10-4 (1.7±0.1)×10-2(5.7±0.1)×10-4 (1.3±0.1)×10-2(1.1±0.1)×10-3 (2.5±0.1)×10-2(6.2±0.2)×10-4 (1.4±0.1)×10-2(4.5±0.1)×10-4 (1.0±0.1)×10-2
235

235

U/238U比

4.6×10-2
4.5×10-2
4.5×10-2
4.5×10-2
4.5×10-2
4.5×10-2

放射能濃度〔Bq/g〕
241
Pu
Pu+240PuAm
43（約88年）（約2.4×10 年、約6.6×10 年） （約4.3×102年）(2.2±0.4)×10-3(1.0±0.3)×10-3< 1×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 1×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 9×10-4< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 1×10-3
238

239

244

Cm
（約18年）< 9×10-4< 7×10-4< 1×10-3< 8×10-4< 2×10-3< 1×10-3➢ 235U、 238Uは全ての試料で検出された。 235U/ 238U比は天然Uの値(4.7×10-2)に近い。
➢ 238Puは137Cs濃度の最も高い試料から検出された。239+240Pu、241Am、244Cmは不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
※修正部分を赤破線の囲いで示す。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

8

土壌－ 粒度分布
粒度分布※1 〔%〕試料名S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1<53μm 53-100μm 100-250μm 250-500μm 500-1000μm >1000μm
0.6
0.5
6.7
20.5
31.7
39.9
2.3
5.5
17.3
28.3
20.7
25.9
1.2
1.0
2.4
4.0
11.6
79.8
9.2
11.2
17.5
16.0
21.3
24.7
6.2
5.6
17.6
24.6
23.0
23.0
1.4
4.7
17.2
19.9
17.2
39.6

137

試料名

S2-D2-1
S2-F1-1
S2-I2-1
S2-K2-1
S2-L1-1
S2-P1-1

Cs放射能濃度 〔Bq/g〕<53μm 53-100μm 100-250μm 250-500μm 500-1000μm >1000μm
6.9×103 9.5×103
6.9×103
4.0×103
3.7×103
7.4×103
4.2×103 4.3×103
3.5×103
1.9×103
1.9×103
1.1×103
3.0×103 3.8×103
3.2×103
2.5×103
2.8×103
3.5×103
8.4×100 7.3×100
5.6×100
4.3×100
5.1×100
4.0×100
1.5×102 1.7×102
1.1×1028.1×101
9.2×101
2.0×101
1.3×103 1.4×103
1.2×103
6.6×102
5.5×102
7.9×102※1：乾燥した試料をJIS A1204:2009 土の粒度試験方法に準じて測定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9

焼却灰 － 試料の性状◼ 雑固体焼却設備の運用に先立ち、H28年2月8日から3月3日に実施されたホット試
験にて採取された試料を分析した。
試料名

採取日

採取場所

ASH-HOT1-1
ASH-HOT1-2
ASH-HOT1-3
ASH-HOT1-5
ASH-HOT1-6

H28.2.26
H28.2.28
H28.2.28
H28.3.1
H28.3.1

雑固体焼却設備
雑固体焼却設備
雑固体焼却設備
雑固体焼却設備
雑固体焼却設備

重量
(g)
102
103
106
104
102

線量率※1
(μSv/h)45169◼ 以下の核種を分析した。
❖ 14C, 60Co, 63Ni, 90Sr, 137Cs, 154Eu, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm◼ 元素、TOC（全有機炭素）を分析した。

※1：表面線量率（γ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10

焼却灰 － 放射能
C-14

Co-60

Ni-63

Sr-90

Cs-137

Eu-154

Pu-238

Pu-239+240

Am-241

Cm-244

1.0E+04104

放射能濃度 [Bq/g]

1.0E+03103
1.0E+02102
1.0E+01101
1.0E+00100
1.0E-0110-1
1.0E-0210-2
1.0E-03
10-3

ASH-HOT1-1

ASH-HOT1-2

ASH-HOT1-3

試料名

ASH-HOT1-5

ASH-HOT1-6※：白抜きは検出下限値➢ 60Co、90Sr、137Cs、α核種は全ての試料で検出された。14Cは4試料で、63Niは60Co濃度が高い2試料で検出された。154Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※修正部分を赤破線の囲いで示す。

11

焼却灰 － 元素、TOC分析結果
Fe

試料名(mg/g)
ASH-HOT1-1 1.05×101
ASH-HOT1-2 6.96×100
ASH-HOT1-3 1.25×101
ASH-HOT1-5 3.36×100
ASH-HOT1-6 3.73×100

Zn

Sr

Zr

Sb

Pb

TOC

(mg/g)
2.83×101
1.43×101
1.04×101
1.25×101
7.15×100(mg/g)
2.37×10-1
1.99×10-1
2.14×10-1
2.56×10-1
2.66×10-1(mg/g)
2.87×10-1
1.28×10-1
1.44×10-1
2.23×10-1
3.55×10-1(mg/g)
5.53×100
3.73×100
8.70×10-1
3.10×100
2.46×100(mg/g)
1.89×10-1
1.05×10-1
8.53×10-2
1.02×10-1
8.99×10-2(mg/g)
2.8×101
6.0×101
2.4×101
5.0×101
4.7×101

ASH-HOT1-1
Fe ZnSb

TOC

ASH-HOT1-3

ASH-HOT1-6

Fe ZnSb

Zn Sb
FeASH-HOT1-2
その他
（酸素等）

Fe Zn Sb

その他
（酸素等）

TOC

TOC

TOC

ASH-HOT1-5
その他
（酸素等）

Fe Zn Sb TOC

その他
（酸素等）

その他
（酸素等）

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

焼却灰 － 核種分析結果
放射能濃度〔Bq/g〕
90
137
試料名
C
Co
Ni
Sr
Cs
3
2
（約5.7×10 年）（約5.3年）（約1.0×10 年）（約29年）（約30年）
ASH-HOT1-1< 2×10-1(4.2±0.1)×101 (1.3±0.1)×100 (6.1±0.1)×101 (1.2±0.1)×103
ASH-HOT1-2 (5.3±0.9)×10-1 (5.5±0.4)×100< 2×10-1(3.3±0.1)×101 (1.5±0.1)×103
ASH-HOT1-3 (2.6±0.7)×10-1 (6.7±0.4)×100< 5×10-1(3.7±0.1)×101 (1.7±0.1)×102
ASH-HOT1-5 (6.5±1.1)×10-1 (4.3±0.4)×100< 2×10-1(6.4±0.1)×101 (1.8±0.1)×103
ASH-HOT1-6 (3.7±0.9)×10-1 (8.3±0.5)×100 (1.7±0.5)×10-1 (1.2±0.1)×102 (2.5±0.1)×103
14

試料名

60

238

Pu

（約88年）
ASH-HOT1-1
ASH-HOT1-2
ASH-HOT1-3
ASH-HOT1-5
ASH-HOT1-6(3.6±0.2)×10-2(6.0±0.7)×10-3(2.2±0.2)×10-2(1.0±0.1)×10-2(8.0±0.8)×10-363

放射能濃度〔Bq/g〕
241
Pu+ PuAm4（約2.4×10 年（約4.3×102年）
約6.6×103年）(1.1±0.1)×10-2(1.0±0.1)×10-2(4.7±0.6)×10-3(3.1±0.5)×10-3(1.0±0.1)×10-2(6.4±0.7)×10-3(3.1±0.5)×10-3(3.5±0.5)×10-3(2.8±0.5)×10-3(6.7±0.7)×10-3
239

240

154

Eu
（約8.6年）< 2×10-1< 2×10-1< 2×10-1< 9×10-2< 2×10-1

244

Cm（約18年）(7.2±0.8)×10-3(3.1±0.5)×10-3(5.3±0.7)×10-3(4.1±0.5)×10-3(1.9±0.4)×10-3➢ 60Co、90Sr、137Cs、 Pu、241Am、244Cmはすべての試料で検出された。
➢ 14Cは4試料で、 63Niは2試料で検出された。154Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
※修正部分を赤破線の囲いで示す。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

13

セシウム吸着装置出入口水 － 試料の性状、分析内容◼ セシウム吸着装置に関して、これまで、入口と出口水の核種濃度を半年毎に試料を採取し分析してきており、平成26年度下半期以降に採取した試料を分析した。
試料名

セシウム吸着装置
入口水

セシウム吸着装置
中間水

セシウム吸着装置
出口水

LI-RW4-1
LI-HTI4-1
LI-RW4-2
LI-RW6-1
LI-SA6-5
LI-KU4-2
LI-KU6-1
LI-SA6-6
LI-SA6-7
LI-KU4-3
LI-KU6-2
LI-SA6-8

採取日

採取場所

固体分

H26.11.25
H26.11.25
H27.3.9
H27.9.6
H27.8.13
H27.3.9
H27.9.6
H27.8.13
H27.8.13
H27.3.9
H27.9.6
H27.8.13

集中RW地下ＨＴＩ/Ｂ地下
集中RW地下集中RW地下第2セシウム吸着装置F-2出口
セシウム吸着装置H2-2出口
セシウム吸着装置H2-3出口
第2セシウム吸着装置S-2B出口
第2セシウム吸着装置S-3B出口
セシウム吸着装置出口
セシウム吸着装置出口
第2セシウム吸着装置S-1B出口

無
無
無
無
無
無
無
無
無
無
無
無

線量率
(μSv/h)
42※1
36※1
47※1
14※2
13※2
6.3※1
3.1※2
1.8※2
1.2※2
2.5※1
1.2※2
1.2※2

◼ 以下の核種を分析した。
❖ 3H, 60Co, 63Ni, 90Sr, 94Nb, 99Tc, 126Sn, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 234U, 235U,
236U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm※1：約50mLを50mLバイアル瓶に収納した時の表面線量率（γ）※2：約20mLを20mLバイアル瓶に収納した時の表面線量率（γ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

セシウム吸着装置出入口水 － 137Cs, 60Co分析結果●：Cs吸着装置入口水（今回）〇：（既報告）■：第二Cs吸着装置入口水（今回）□：（既報告）◆：Cs吸着装置出口水（今回）◇：（既報告）× ：第二Cs吸着装置A系出口水（既報告）△：第二Cs吸着装置B系出口水（既報告）＋：除染装置出口水（既報告）➢ 137Csは入口水濃度の低下が鈍化している。
➢ 60Coは入口水濃度のばらつきが大きい。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※：図中の実線は、文献 “Estimation of the Inventory of the Radioactive Wastes in Fukushima Daiichi NPS with a Radionuclide
Transport Model in the Contaminated Water”, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.53 (12)に基づく計算値。

15

セシウム吸着装置出入口水 － 3H, 90Sr分析結果
海水配管トレンチ内
汚染水の移送Cs吸着装置でのSr
吸着材適用開始●：Cs吸着装置入口水（今回）〇：（既報告）■：第二Cs吸着装置入口水（今回）□：（既報告）◆：Cs吸着装置出口水（今回）◇：（既報告）×：第二Cs吸着装置A系出口水（既報告）△：第二Cs吸着装置B系出口水（既報告）＋：除染装置出口水（既報告）➢ 2015年3月の3H濃度は、3H濃度が高い海水配管トレンチ内汚染水の移送の影響により上昇したと考えられる。
➢ 90Srは、濃度の低下が鈍化傾向にある。また、Sr吸着材適用後のCs吸着装置ではSr除去が認められ、出口での90Sr濃度が入口濃度の約百分の一に低下している。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※：図中の実線は、文献 “Estimation of the Inventory of the Radioactive Wastes in Fukushima Daiichi NPS with a Radionuclide
Transport Model in the Contaminated Water”, Journal of Nuclear Science and Technology, vol.53 (12)に基づく計算値。

16

セシウム吸着装置出入口水 － Pu分析結果●：Cs吸着装置入口水（今回）〇：（既報告）■：第二Cs吸着装置入口水（今回）□：（既報告）◆：Cs吸着装置出口水（今回）◇：（既報告）×：第二Cs吸着装置A系出口水（既報告）△：第二Cs吸着装置B系出口水（既報告）➢ Puは、これまでと同程度で推移している。
➢ HTI滞留水（第二Cs吸着装置入口水）の方が集中RW滞留水（Cs吸着装置入口水）よりも濃度が高い傾向にある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

セシウム吸着装置出入口水 － 核種分析結果①
放射能濃度〔Bq/cm3〕
試料名

60

94

Co

（約5.3年）

Cs吸着装置入口水Cs吸着装置中間水

Cs吸着装置
出口水

137

Nb

-1

4

（約2.0×10 年）< 3×10

152

Cs

-1

154

Eu

（約30年）

Eu（約14年）（約8.6年）(2.0±0.1)×10< 2×100< 9×10-1

4

LI-RW4-1< 5×10LI-HTI4-1(1.3±0.2)×10-2< 4×10-2(1.6±0.1)×104< 2×10-1< 2×10-1

LI-RW4-2< 4×10-1< 2×10-1(2.1±0.1)×104< 2×100< 8×10-1

LI-RW6-1(6.8±0.4)×10-1< 7×10-2(2.2±0.1)×104< 7×10-1< 4×10-1

LI-SA6-5(3.3±0.4)×10-1< 7×10-2(1.5±0.1)×104< 7×10-1< 4×10-1

LI-KU4-2< 5×10-1< 5×10-2(1.6±0.1)×101< 3×10-1< 2×10-1

LI-KU6-1(1.2±0.1)×100< 7×10-2(2.3±0.1)×101< 7×10-1< 4×10-1

LI-SA6-6(1.5±0.4)×10-1< 7×10-2(1.2±0.1)×100< 7×10-1< 4×10-1

LI-SA6-7< 2×10-1< 7×10-2(3.0±0.3)×10-1< 7×10-1< 4×10-1

LI-KU4-3< 7×10-2< 3×10-2(2.1±0.2)×10-1< 3×10-1< 2×10-1

LI-KU6-2< 2×10-1< 7×10-2(1.9±0.1)×100< 7×10-1< 4×10-1

LI-SA6-8< 2×10-1< 7×10-2(3.3±0.3)×10-1< 7×10-1< 4×10-1➢ 60Coは5試料で検出された。137Csは全ての試料で検出された。
➢ 94Nb, 152Eu, 154Euは全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

18

セシウム吸着装置出入口水 － 核種分析結果②
放射能濃度〔Bq/cm3〕
3

試料名

63

H

79

Ni
2

（約12年）

90

Se

Sr

4

（約1.0×10 年） （約6.5×10 年）（約29年）

LI-RW4-1 (3.1±0.1)×102(1.3±0.1)×1042(1.7±0.1)×104

99

126

Tc

129

Sn

I

5

5

（約2.1×10 年） （約1.0×10 年） （約1.6×107年）

Cs吸着 LI-HTI4-1 (3.7±0.1)×10
装置 LI-RW4-2 (4.0±0.1)×102
入口水 LI-RW6-1(5.5±0.1)×10-1< 5×10-2(1.1±0.1)×104< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2(4.4±0.1)×10-1< 5×10-2(1.2±0.1)×104< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2

LI-SA6-5(9.8±0.2)×103

LI-KU4-2 (4.1±0.1)×102
Cs吸着 LI-KU6-1
装置
中間水 LI-SA6-6
LI-SA6-7(9.9±0.2)×103(6.2±0.2)×10-1< 5×10-2(1.0±0.1)×104< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2(1.6±0.1)×10-1< 5×10-2(6.1±0.1)×103< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2(1.1±0.1)×10-1< 5×10-2(5.9±0.1)×101< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-22

Cs吸着 LI-KU4-3 (4.1±0.1)×10(5.9±0.8)×10-2
装置 LI-KU6-2
出口水 LI-SA6-8(1.0±0.1)×10-1(9.6±0.3)×100< 5×10-2(8.8±0.1)×101< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2(1.4±0.1)×102< 5×10-2< 5×10-2< 5×10-2➢ 3H, 63Ni, 90Srは測定した全ての試料で検出された。
➢ 79Se, 99Tc, 126Sn, 129Iは測定した全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

19

セシウム吸着装置出入口水 － 核種分析結果③
試料名

234

U
（約2.5×105年）
LI-RW4-1 (2.0±0.2)×10-5
Cs吸着装置LI-HTI4-1 (5.7±0.6)×10-5
入口水
LI-RW4-2 (5.4±0.3)×10-5
Cs吸着装置LI-KU4-2 (5.4±0.3)×10-5
中間水Cs吸着装置LI-KU4-3 (1.4±0.5)×10-5
出口水

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
235
236
U
U
8
（約7.0×10 年） （約2.3×107年）(4.8±0.2)×10-7 (2.5±0.1)×10-6(1.6±0.1)×10-6 (9.0±0.5)×10-6(1.2±0.1)×10-6 (7.0±0.3)×10-6

U（約4.5×109年）(4.3±0.1)×10-6(1.4±0.1)×10-5(1.0±0.1)×10-5(1.2±0.1)×10-6(6.6±0.3)×10-6(1.1±0.1)×10-5

1.1×10-1(3.2±0.2)×10-7(1.1±0.1)×10-6(4.0±0.1)×10-6

8.0×10-2

238

235

U/238U比

1.1×10-1
1.1×10-1
1.2×10-1➢ Uは全ての試料で検出された。
➢ 入口の235U/ 238U比は炉心燃料の値（1.1×10-1～1.2×10-1）※に近い。
※：被照射燃料について計算したH23.3.11時点の放射能（JAEA報告書「JAEA-Data/Code 2012-018」）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

20

セシウム吸着装置出入口水 － 核種分析結果④
試料名

Cs吸着装置入口水Cs吸着装置中間水

Cs吸着装置
出口水

LI-RW4-1
LI-HTI4-1
LI-RW4-2
LI-RW6-1
LI-SA6-5
LI-KU4-2
LI-KU6-1
LI-SA6-6
LI-SA6-7
LI-KU4-3
LI-KU6-2
LI-SA6-8

238Pu（約88年）< 6×10-4(5.9±0.5)×10-3(2.3±0.3)×10-3(1.6±0.5)×10-3< 1×10-3< 8×10-4< 1×10-3< 1×10-3< 2×10-3(5.6±1.9)×10-4< 1×10-3< 1×10-3

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
239
Pu+240Pu
241
Am（約2.4×104年、（約432年）
約6.6×103年）< 4×10-4< 7×10-4(1.9±0.3)×10-3 (1.6±0.3)×10-3(1.1±0.2)×10-3< 6×10-4< 1×10-3< 1×10-3< 1×10-3< 1×10-3< 3×10-4< 6×10-4< 1×10-3< 1×10-3< 1×10-3< 1×10-3< 2×10-3< 1×10-3< 4×10-4< 6×10-4< 1×10-3< 1×10-3< 1×10-3< 1×10-3

244

Cm（約18年）< 5×10-4(1.1±0.3)×10-3< 4×10-4< 2×10-3< 2×10-3< 6×10-4< 2×10-3< 2×10-3< 2×10-3< 6×10-4< 2×10-3< 2×10-3➢ 238Puは4試料、239+240Puは2試料、241Am、244Cmは1試料からそれぞれ検出された。
➢ Pu濃度は、これまでの水処理設備出入口水試料の分析結果と同程度であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

21

多核種除去設備処理水 － 試料の性状◼ 多核種除去設備に関して、吸着材の含有する放射能の推定に資するため、増設A系列の処理水試料を対象として以下の核種を分析した。
❖ 60Co, 63Ni, 79Se, 90Sr, 99Tc, 129I, 137Cs, 154Eu, 235U, 238U, 238Pu,
239+240Pu, 241Am, 244Cm

試料名

採取日

LI-AAL7A-1
LI-AAL7A-2
LI-AAL7A-3
LI-AAL7A-4
LI-AAL7A-5
LI-AAL7A-6
LI-AAL7A-7
LI-AAL7A-8
LI-AAL7A-9
LI-AAL7A-10
LI-AAL7A-11
LI-AAL7A-12

2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25

採取場所
入口
増設A系列炭酸塩沈殿処理設備出口
増設A系列活性炭出口
増設A系列チタン酸塩①出口
増設A系列酸化セリウム①出口
増設A系列銀ゼオライト出口
増設A系列酸化セリウム②出口
増設A系列チタン酸塩②出口
増設A系列フェロシアン化合物出口
増設A系列キレート樹脂①出口
増設A系列キレート樹脂②出口
増設A系列活性炭②出口©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22

pH [-]

放射能濃度 [Bq/cm3]

多核種除去設備処理水 － 放射能

入
口

炭
酸
塩
沈
殿
出
口

活
性
炭
①
出
口

チ
タ
ン
酸
塩
①
出
口

酸
化
セ
リ
ウ
ム
①
出
口

銀
ゼ
オ
ラ
イ
ト
出
口

酸
化
セ
リ
ウ
ム
②
出
口

チ
タ
ン
酸
塩
②
出
口

フ
ェ
ロ
シ
ア
ン
化
合
物
出
口

キ
レ
ー
ト
樹
脂
①
出
口

キ
レ
ー
ト
樹
脂
②
出
口

活
性
炭
②
出
口

➢ 核種の除去と設備の関係は次の通りであった。
• 60Co： 活性炭• 90Sr： 炭酸塩沈殿工程、チタ
ン酸塩、酸化セリウム、フェロシアン化合物吸着材• 99Tc： キレート樹脂②吸着材• 137Cs： 炭酸塩沈殿工程、チタン酸塩②、フェロシアン化
合物、キレート樹脂①吸着材➢ 63Ni, 79Se, 129I, 154Eu, U, Pu,
241Am, 244Cmは全ての試料で不検出であった。
➢ 吸着塔出口濃度が入口濃度よりも高い場合がり、データをさらに蓄積する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning23

多核種除去設備処理水 － 核種分析結果①
放射能濃度〔Bq/cm3〕
60
63
79
90
99
試料名
Co
Ni
Se
Sr
Tc
2
4
（約5.3年）（約1.0×10 年） （約6.5×10 年）（約29年）（約2.1×105年）
LI-AAL7A-1 (4.0±0.5)×10-2< 2×10-1< 3×10-1(1.2±0.1)×102 (1.7±0.4)×10-2
LI-AAL7A-2 (5.4±0.3)×10-2< 2×10-1< 2×10-1(2.5±0.1)×101 (1.2±0.3)×10-2
LI-AAL7A-3 (2.4±0.3)×10-2< 2×10-1< 2×10-1(3.5±0.1)×101 (1.5±0.4)×10-2
LI-AAL7A-4 (2.8±0.4) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1(3.0±0.1)×10-1 (1.8±0.4)×10-2
LI-AAL7A-5 (1.9±0.4) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1(2.5±0.3)×10-2 (1.7±0.4)×10-2
LI-AAL7A-6 (1.4±0.3) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1(1.1±0.1)×100 (2.7±0.4)×10-2
LI-AAL7A-7 (1.6±0.4) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1(3.1±0.3)×10-2 (1.6±0.3)×10-2
LI-AAL7A-8 (2.1±0.3) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1(1.1±0.2)×10-2 (1.9±0.4)×10-2
LI-AAL7A-9 (2.2±0.3) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1< 3×10-3(1.7±0.3)×10-2
LI-AAL7A-10 (1.4±0.3) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1< 3×10-3(5.1±0.5)×10-2
LI-AAL7A-11 (1.2±0.3) ×10-2< 2×10-1< 2×10-1< 4×10-3< 1×10-2
LI-AAL7A-12< 9×10-3< 2×10-1< 2×10-1< 3×10-3< 9×10-3➢ 60CoはNo.12で、90SrはNo.9で、99TcはNo.11で不検出となった。
➢ 63Ni、79Seはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

24

多核種除去設備処理水 － 核種分析結果②
放射能濃度〔Bq/cm3〕
129
137
154
235
238
試料名
I
Cs
Eu
U
U
7
8
（約1.6×10 年）（約30年）（約8.6年）（約7.0×10 年） （約4.5×109年）
LI-AAL7A-1< 4×10-2(1.4±0.1)×100< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-2< 4×10-2(1.7±0.1)×10-1< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-3< 4×10-2(1.8±0.1)×10-1< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-4< 4×10-2(1.7±0.1)×10-1< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-5< 4×10-2(2.2±0.1)×10-1< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-6< 4×10-2(6.0±0.1)×10-1< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-7< 4×10-2(8.2±0.1)×10-1< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-8< 4×10-2(1.6±0.2)×10-2< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-9< 4×10-2(1.2±0.2)×10-2< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-10< 4×10-2< 7×10-3< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-11< 4×10-2< 7×10-3< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6
LI-AAL7A-12< 4×10-2(5.4±1.8)×10-3< 2×10-2< 4×10-6< 2×10-6➢ 137CsはNo.10で不検出となった。
➢ 129I、154Eu 、235U、238Uはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

25

多核種除去設備処理水－ 核種分析結果③
試料名
LI-AAL7A-1
LI-AAL7A-2
LI-AAL7A-3
LI-AAL7A-4
LI-AAL7A-5
LI-AAL7A-6
LI-AAL7A-7
LI-AAL7A-8
LI-AAL7A-9
LI-AAL7A-10
LI-AAL7A-11
LI-AAL7A-12

238

Pu（約88年）< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4

放射能濃度〔Bq/g〕
241
Pu+240Pu
Am
4
3（約2.4×10 年、約6.6×10 年） （約4.3×102年）< 3×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4
239

244

Cm
（約18年）< 2×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 1×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 1×10-4< 1×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 2×10-4➢ 238Pu、239+240Pu、241Am、244Cmはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・放射能濃度は、 2011.3.11において補正。 ・核種の下の括弧内は半減期。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

※修正部分を赤破線の囲いで示す。

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まとめ
◼ 構内土壌、焼却灰並びに汚染水処理設備出入口水を分析し、それぞれ次の核種が検出され
た。
試料

3H

土壌
－*
焼却灰
セシウム吸着✔
装置入口水セシウム吸着
✔
装置出口水
多核種除去
－*
設備処理水

14C 60Co 63Ni 79Se 90Sr 94Nb 99Tc 126Sn 129I 137Cs 154Eu 234U 235U 236U 238U 238Pu 239+240Pu 241Am 244Cm

－*
✔
✔ －*
✔ ✔ ✔ －* ✔ －* －* －* －*

✔
✔

－*

✔ －* ✔

－ * － * －* － *

✔
✔

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✔

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－*

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－*

✔ －* ✔

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✔

✔

－*

－*

✔

✔

✔

－*

－*

*：-は未測定を表す。

❖ 構内土壌は、放射能データとともに粒度分布とCs濃度の相関に関するデータを得た。
❖ 焼却灰は、Co、Srなど不揮発性核種の濃度が瓦礫に比べて高い。
❖ セシウム吸着装置では、Sr吸着材適用の効果により、出口での90Sr濃度が入口濃度の約百分の一に低下している。
❖ 多核種除去設備は、核種により除去されている工程・吸着材が異なることを確認した。
◼ データをさらに蓄積するために、試料の採取と分析を継続する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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