平成31年4月25日修正版（修正箇所；P28）

福島第一原子力発電所構内で採取した瓦礫の分析

平成28年4月28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、経済産業省平成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）」の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
原子炉建屋の解体廃棄物は発生量（体積、質量）と放射能の観点で重要であり、早期にインベントリを評価することが望まれる。
このために、建屋の内部で得られる試料は、汚染状態を把握する上で優先度が高い。
これまで発電所構内で採取した汚染水、瓦礫、伐採木などの分析を実施してきたが、今回、原子炉建屋内で採取された瓦礫(建屋内瓦礫)及び覆土式一時保管施設で採取された瓦礫(覆土瓦礫)を採取して分析し、結果が得られたことから報告する。
また、１号機タービン建屋滞留水処理に関する現場調査において、同タービン建屋地下階の床で砂試料が採取された。当該エリアの放射性核種組成を被ばく管理と廃棄物管理の観点から把握するために、砂試料を純水浸漬/硝酸溶出した溶液を分析し、結果が得られたことから報告する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

廃棄物試料の分析状況
年度

2326

27

試料

試料数

発表等

水処理設備
出入口水•
•
•
•
•

1〜4号機タービン建屋滞留水等
集中RW地下高汚染水淡水化装置濃縮水
高温焼却炉建屋地下滞留水
処理後水(セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置）

25

http://www.tepco.co.jp/nu/fukushimanp/images/handouts_110522_04-j.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/120924/1209
24_01jj.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130627/1306
27_02kk.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/131128/1311
28_01ss.pdf

建屋内瓦礫
ﾎﾞｰﾘﾝｸﾞｺｱ••••

1号機・3号機原子炉建屋1階瓦礫
2号機原子炉建屋5階（床）ボーリングコア
1号機原子炉建屋1階(床、壁）ボーリングコア
2号機原子炉建屋1階(床）ボーリングコア

13

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130828/1308
28_01nn.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/1503
26_01_3_7_04.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1001_3_4d.pdf

瓦礫伐採木• 1、3、4号機周辺瓦礫• 伐採木(枝、葉）、3号機周辺 生木(枝）24

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140130/1401
30_01tt.pdf

立木
落葉、土壌

• 構内各所の立木(枝葉）及びそれに対応する落葉、土壌

121

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140227/1402
27_02ww.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/1503
26_01_3_7_04.pdf

水処理設備
出入口水

• 集中RW地下高汚染水、高温焼却炉建屋地下滞留水• 処理後水（セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置、除染装置、多核種除去設備）

26

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0730_3_4c.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2016/pdf/0331_3_4f.pdf

スラリー• 多核種除去設備スラリー（既設）2

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf

瓦礫• 1、2、3号機原子炉建屋内瓦礫

3

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1001_3_4d.pdf

瓦礫• 1、2、3号機原子炉建屋内瓦礫• 覆土式一時保管施設で採取した瓦礫• 1号機タービン建屋砂

30

スラリー

• 多核種除去設備スラリー（既設、増設）

2

今回報告
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2016/pdf/0128_3_4
d.pdf©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

建屋内瓦礫、覆土瓦礫の分析©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

分析内容（建屋内瓦礫、覆土瓦礫） 建屋内瓦礫（コンクリート、保温材、デッキプレート、ボーリングコア（表面塗膜）)、覆土瓦礫を採取し、放射能を分析した。
 以下の核種を対象として分析した※。
γ核種：60Co, 94Nb, 137Cs, 152Eu , 154Eu
β核種：3H, 14C, 36Cl, 59Ni, 63Ni, 79Se, 90Sr, 99Tc, 129I
α核種： 233U, 234U, 235U, 236U, 238U, 237Np, 238Pu, 239+240Pu, 242Pu,241Am, 243Am, 244Cm, 全α
 取得した放射能データは、次の方法で整理。
 検出核種の放射能濃度
 核種濃度の分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※分析は、日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所(原科研)とニュークリア・デベロップメント株式会社(NDC)で実施した。

4

試料の採取（建屋内瓦礫） コンクリート片・保温材
場所：1号機 1階（平成25年10月）：1RB-AS-R2,R5,R7,R8,R9,R11
3号機 1階（平成26年3月) ：3RB-AS-R1,R2,R5,R7,R9,R10,R11
方法：遠隔重機「ASTACO-SoRa」を用いた障害物撤去作業において回収された瓦礫から、建屋搬出時に握り拳程度の大きさのものを採取し、その一部を分析用に輸送。
：試料採取
箇所

1号機原子炉建屋1階

3号機原子炉建屋1階©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5試料の採取（建屋内瓦礫） ボーリングコア
場所：1号機1階（平成26年2月）：1RB-DE-C1
方法：「建屋内の遠隔除染技術の開発」において、採取されたボーリングコア試料(直径約40 mm)から表面塗膜※を採取し、分析用に輸送。

：試料採取箇所

1号機原子炉建屋1階※ 過去のボーリングコア測定の知見に基づき、汚染度合いが高い表面塗膜のみを採取・分析。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6試料の採取（建屋内瓦礫）
 デッキプレート
場所：2号機5階（平成26年1月,2月）：2RB-DE-D1, D2, D3, D4, D5
方法：「建屋内の遠隔除染技術の開発」において、建屋屋上から5か所を穿孔した際に回収した天井部のデッキプレートから、それぞれ約30mm角の切断片5枚を採取し、分析用に輸送。
N：試料採取箇所（穿孔直径約300mm）

試料 2RB-DE-D3 の外観(約30mm角の切断片5枚の採取前)

35,100mm
2号機原子炉建屋5階
引用資料：http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140130/140130_01hh.pdf©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7試料の性状（建屋内瓦礫）
No.

形状等

試料名場所

１コンクリート
表面塗膜
保温材
保温材
コンクリート
保温材
コア表面塗膜デッキプレート
デッキプレート
デッキプレート
デッキプレート
デッキプレート
コンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリート
保温材

1RB-AS-R2
1RB-AS-R5
1RB-AS-R7
1RB-AS-R8
1RB-AS-R9
1RB-AS-R11
1RB-DE-C1
2RB-DE-D1
2RB-DE-D2
2RB-DE-D3
2RB-DE-D4
2RB-DE-D5
3RB-AS-R1
3RB-AS-R2
3RB-AS-R5
3RB-AS-R7
3RB-AS-R9
3RB-AS-R103RB-AS-R11

1号機原子炉建屋1階
1号機原子炉建屋1階
1号機原子炉建屋1階
1号機原子炉建屋1階
1号機原子炉建屋1階
1号機原子炉建屋1階
1号機原子炉建屋1階
2号機原子炉建屋5階
2号機原子炉建屋5階
2号機原子炉建屋5階
2号機原子炉建屋5階
2号機原子炉建屋5階
3号機原子炉建屋1階
3号機原子炉建屋1階
3号機原子炉建屋1階
3号機原子炉建屋1階
3号機原子炉建屋1階
3号機原子炉建屋1階
3号機原子炉建屋1階

２３４５６
７８９10111213141516171819※1 各試料の受入量※2 表面線量率は5枚のうち最大値、質量は5枚の総和。
※3 塗膜（樹脂）の表面積。

表面線量率

質量※１面積(μSv/h)
32
1500
800
750
52870
1411※23.6※226※23.0※218※22257
2531530301200(g)41711235241059※258※257※259※257※22517249231521(cm2)－－－－－－
12.56※３－－－－－－－－－－－－©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

建屋内瓦礫の3H, 14Cと137Cs濃度の関係
H27.10.1公表分を含む

H27.10.1公表分を含む

1号機
1号機

1号機
1号機
2号機
2号機
3号機
3号機

10101-1
10
100.1-1

10-410-2

102
100

104
10000

101
10-1
10100.1-1

10-2

106
1000000

137Csの放射能濃度(Bq/g)

 1,3号機では比例関係が見られる。
3H/137Cs比

分析濃度※11.1×10-4

3号機
3号機10-6（白抜きは検出下限値）

0.001
10-31010

2号機
2号機

103
1000
14Cの放射能濃度(Bq/g)

3Hの放射能濃度(Bq/g)1031000

燃料放射能比※24.8×10-3

10-410-6（白抜きは検出下限値）

0.001
10-31010102
100

10410000

1061000000

137Csの放射能濃度(Bq/g)

 3号機では比例関係が見られる。
14C/137Cs比

分析濃度※1
2.1×10-5

燃料放射能比※29.7×10-7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：1～3号機の建屋内瓦礫（昨年度分析値を含む）の検出値の平均値※2：1～3号機被照射燃料について計算したH23.3.11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」）

9

建屋内瓦礫の60Co, 90Srと137Cs濃度の関係
H27.10.1公表分を含む

H27.10.1公表分を含む

1号機
1号機
2号機
2号機
3号機
3号機

101
10-1
10
100.1-1

10-2

10
101-1
100.1

10-2

（白抜きは検出下限値）

102
100

3号機
3号機

10-6

10-4

0.001
10-3
1010

2号機
2号機

1000
103
90Srの放射能濃度(Bq/g)

1000
103
60Coの放射能濃度(Bq/g)

1号機
1号機

104
10000

106
1000000

10-4（白抜きは検出下限値）

0.001
10-3
1010

102
100

104
10000

106
1000000

137Csの放射能濃度(Bq/g)

137Csの放射能濃度(Bq/g)

 2号機の一部を除き、比例関係が見られる。

 比例関係が見られ、90Sr/137Cs比は1号機が高め、3号機は低めの傾向。

60Co/137Cs比

90Sr/137Cs比

分析濃度※12.1×10-5

燃料放射能比※2
1.3×10-5

分析濃度※1
1.9×10-3

燃料放射能比※27.5×10-1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：1～3号機の建屋内瓦礫（昨年度分析値を含む）の検出値の平均値※2：1～3号機被照射燃料について計算したH23.3.11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」）10

建屋内瓦礫の129I, 238Puと137Cs濃度の関係
H27.10.1公表分を含む

H27.10.1公表分を含む

1号機
1号機
2号機
2号機

1000
103
238Puの放射能濃度(Bq/g)

129Iの放射能濃度(Bq/g)

1000
103

1号機
1号機

3号機
3号機

11010

-1100.1

2号機
2号機
3号機
3号機

11010

10-4

10-6-1100.1（白抜きは検出下限値）

10-6

10-40.001
10-31010（白抜きは検出下限値）
2 2
101010010410000

1061000000

10-80.001
10-31010

2 21010100

104 104
10000

1000000
106

137Csの放射能濃度(Bq/g)

137Csの放射能濃度(Bq/g)

 有意値で検出した試料では比例関係が見られ、129I/137Cs比が10-6と10-7の間にある。

 2号機の一部を除き比例関係が見られ、238Pu/137Cs比が10-6と10-8の間にある。

129I/137Cs比

238Pu/137Cs比

分析濃度※1
5.2×10-7

燃料放射能比※2
2.9×10-7

分析濃度※1
2.1×10-7

燃料放射能比※2
2.1×10-2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：1～3号機の建屋内瓦礫（昨年度分析値を含む）の検出値の平均値※2：1～3号機被照射燃料について計算したH23.3.11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」）11試料の採取（覆土瓦礫） コンクリート片
場所：覆土式一時保管施設
第1槽（平成24年9月～平成24年11月）：1SC-R1～R5第2槽（平成24年12月～平成25年2月) ：2SC-R1～R5
方法：覆土式一時保管施設において大量に搬入された瓦礫から、瓦礫搬入時に握り拳程度の大きさのものを採取し、その一部を分析用に輸送。 なお、覆土される瓦礫は、1～30mSv/hに区分される瓦礫。

搬入された瓦礫の状況(覆土前)

覆土後の状況
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12試料の性状（覆土瓦礫）
No.

形状等

試料名

場所

12
345678910

コンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリートコンクリート

1SC-R1
1SC-R2
1SC-R3
1SC-R4
1SC-R52SC-R1
2SC-R22SC-R32SC-R42SC-R5

第1槽
第1槽
第1槽
第1槽
第1槽
第2槽
第2槽
第2槽
第2槽
第2槽

第1槽コンクリート(1SC-R5)※ 各試料の分析施設への受入量

表面線量率

質量※

(μSv/h)
2.5
3.0
2.5
2.0
2.3
2.5
2.0
2.0
2.1
2.2(g)
55555555
55

第2槽コンクリート(2SC-R2)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning13

覆土瓦礫の60Co, 90Srと137Cs濃度の関係※1※1

建屋周辺瓦礫
1号機

覆土1槽
2号機

覆土1槽
2号機

覆土2槽
3号機

覆土2槽
3号機

11010-1
100.1

10-2-31010-30.001
1010

建屋周辺瓦礫
1号機

1000
103
90Srの放射能濃度(Bq/g)

60Coの放射能濃度(Bq/g)

1000
10310101-1100.1

10-410-2（白抜きは検出下限値）

10410000

2101001061000000-31010-30.0011010

10410000

2101001061000000

 第1槽、第2槽の試料より検出。建屋

礫の放射能濃度と同程度である。
60Co/137Cs比

分析濃度※21.7×10-4（白抜きは検出下限値）

137Csの放射能濃度(Bq/g)

137Csの放射能濃度(Bq/g)

 第2槽の試料より検出。建屋周辺瓦10-4

燃料放射能比※3
1.3×10-5

周辺瓦礫の放射能濃度と同程度である。
90Sr/137Cs比

分析濃度※26.2×10-4

燃料放射能比※37.5×10-1※1：原子炉建屋周辺で採取した瓦礫（周辺瓦礫）は、H26.1.30に公表©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※2：覆土第１槽及び覆土第2槽の検出値の平均値※3：1～3号機被照射燃料について計算したH23.3.11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」）

14建屋内瓦礫及び覆土瓦礫の分析結果のまとめ検出された核種
γ核種：60Co, 137Cs, 154Eu
β核種：3H, 14C, 79Se, 90Sr, 99Tc, 129I
α核種：234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 244Cm, 全α平成23年度より廃棄物試料の分析を実施している。
得られた結果は、解体廃棄物等のインベントリ精度向上に向け、解析的に算出したインベントリの妥当性検証などの廃棄物処理・処分の研究開発に活用している。
引き続き試料採取、分析を行い、事故の影響が考えられる廃棄物の放射能濃度等に関するデータの蓄積に努める。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15