廃棄物試料の分析結果
1～4号機のスラッジを含有する滞留水
汚染水の237Np 及び 129I

令和元年6月27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28年度補正予算補正予算「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。
◼ 廃棄物の性状を把握するため、瓦礫、伐採木、保護衣等焼却灰、水処理二次廃棄物等の廃棄物、今後の廃炉作業の進捗により廃棄物となることが想定される建屋等から試料を採取し、分析を継続している。
◼ 原子炉建屋（R/B)、タービン建屋（T/B）及び廃棄物処理建屋（Rw/B）地下は汚染水と接触しており、その汚染状況は、これら建屋の廃止措置に伴う廃棄物の性状を推測する上で重要である。4号機R/B地下、2～4号機T/B地下及び1～4号Rw/B地下で採取した滞留水と、それに含まれるスラッジを分析した結果を報告する。
◼ また、既に分析結果を報告した滞留水及び処理水を対象として、237Np 及び 129I の分析を加えて行ったのでその結果を報告する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

1〜4号機滞留水・スラッジ – 試料の性状◼ 原子炉建屋（R/B）、タービン建屋（T/B）及び廃棄物処理建屋（Rw/B）の地下は汚染水と接触しており、その汚染状況は、これら建屋の廃止措置に伴う廃棄物の性状を推測する上で重要である。
◼ これらの汚染状況を把握するため、2017年10～11月の建屋滞留水処理に伴い建屋地下階にて採取された、スラッジを含む滞留水を分析した。
採取場所

試料量
(mL)

スラッジ
含有量(g)

線量率※(μSv/h)

試料名

採取日

LI-1WB8-1

2017.11.9

1号廃棄物処理建屋 最地下階 (T.P.-36)

50

0.087552

LI-2WB8-1

2017.7.10

2号廃棄物処理建屋 最地下階 (T.P.-1736)

50

0.0908135

LI-3TB8-2

2017.10.27

3号タービン建屋 最地下階 (T.P.-1737)

50

0.0768370

LI-2TB8-1

2017.10.10

2号タービン建屋 中間地下階 (T.P.448)

50

0.061

3.5

LI-2TB8-2

2017.10.30

2号タービン建屋 最地下階 (T.P.-1752)

50

0.088

7.3

LI-3TB8-1

2017.10.13

3号タービン建屋 中間地下階 (T.P.463)

50

0.002

12

LI-4TB8-1

201710.11

4号タービン建屋 中間地下階 (T.P.448)

50

0.056

1.6

LI-4RB8-1

2017.10.25

4号原子炉建屋 最地下階 (T.P.-1736)

50

0.04

2.0

LI-3WB8-1

2017.11.1

3号廃棄物処理建屋 最地下階 (T.P.-1736)

50

0.038

100

LI-4WB8-1

2017.11.7

4号廃棄物処理建屋 最地下階 (T.P.-1736)

50

0.163

16

※ 約50cm3を50cm3バイアル瓶に収納した時の表面線量率（γ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

1〜4号機滞留水・スラッジ － 分析内容と試料外観◼ 滞留水に含まれるスラッジは、沈降して地下の床等に堆積している可能性がある。核種によってスラッジに移行する割合は異なると考えられ、水とスラッジの核種組成の違いに着目して分析した。

◼ 滞留水試料を 0.45 μmのフィルタでろ過し、ろ液（以下、「滞留水（ろ過後）」という。）とスラッジに分離した。 LI-1WB8-1、LI-2WB8-1及びLI-3TB8-2のスラッジは酸等で溶解し、分析した。
◼ LI-1WB8-1、LI-2WB8-1及びLI-3TB8-2は、以下の核種を分析した。その他は、以下のうち下線の核種を分析した。
60Co, 94Nb, 125Sb, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 235U, 238U , 238Pu, 239Pu+240Pu , 241Am, 244Cm

滞留水試料

滞留水（ろ過後）スラッジ

図 滞留水試料、滞留水（ろ過後）及びスラッジの外観（例： LI-1WB8-1 ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

1〜4号機滞留水・スラッジ － 放射能濃度（1/2）
スラッジ● Co-60 ● Sb-125 ● Cs-137 ● Eu-154 ● U-235 ● U-238 ● Pu-238 ● Pu-239+Pu-240 ● Am-241 ● Cm-244

放射能濃度(Bq/cm3)

滞留水（ろ過後） ▲ Co-60 ▲ Sb-125 ▲ Cs-137 ▲ Eu-154 ▲ U-235 ▲ U-238 ▲ Pu-238 ▲ Pu-239+Pu-240 ▲ Am-241 ▲ Cm-244
6
1.E+0610

1.E+06

1.E+064
1.E+0410

1.E+04

1.E+042
1.E+0210

1.E+02

1.E+020
1.E+0010

1.E+00

1.E+00-2
101.E-02

1.E-02

1.E-02-4
101.E-04

1.E-04

1.E-04-6
101.E-06

1.E-06

1.E-06-8
101.E-080

1.E-08246
81号廃棄物処理建屋
最地下階（LI-1WB8-1）

10

1.E-080246
82号廃棄物処理建屋
最地下階（LI-2WB8-1）

10

0

2

4
6
8
3号タービン建屋
最地下階（LI-3TB8-2）

10注) 放射能濃度はろ過前の滞留水体積で除して算出した. 白抜きは検出下限値未満を示す. 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正.

図 各建屋の地下階から採取した滞留水（ろ過後）及びスラッジから検出された核種の濃度➢ 滞留水（ろ過後）よりスラッジで、多くのα核種を検出した。154Euを検出した3号タービン建屋スラッジのα核
種濃度は、1及び2号廃棄物処理建屋より高い傾向が見られる。
➢ 94Nb, 152Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning41〜4号機滞留水・スラッジ － 放射能濃度（2/2）● Co-60● Sb-125

滞留水（ろ過後） ▲ Co-60▲ Sb-125

放射能濃度(Bq/cm3)

スラッジ● Cs-137● Eu-154▲ Cs-137▲ Eu-154

6
1.E+0610

1.E+06

1.E+06

1.E+06

1.E+06

1.E+06

1.E+065
1.E+0510

1.E+05

1.E+05

1.E+05

1.E+05

1.E+05

1.E+054
1.E+0410

1.E+04

1.E+04

1.E+04

1.E+04

1.E+04

1.E+043
1.E+0310

1.E+03

1.E+03

1.E+03

1.E+03

1.E+03

1.E+032
1.E+0210

1.E+02

1.E+02

1.E+02

1.E+02

1.E+02

1.E+021
1.E+0110

1.E+01

1.E+01

1.E+01

1.E+01

1.E+01

1.E+010
1.E+0010

1.E+00

1.E+00

1.E+00

1.E+00

1.E+00

1.E+00-1
1.E-0110

1.E-01

1.E-01

1.E-01

1.E-01

1.E-01

1.E-01-2
1.E-02100

1.E-025 0

1
2
3
4
2号タービン建屋
中間地下階（LI-2TB8-1）

1.E-025 0

1
2
3
4
2号タービン建屋
最地下階（LI-2TB8-2）

1.E-025 0

1
2
3
4
3号タービン建屋
中間地下階（LI-3TB8-1）

1.E-025 0

1
2
3
4
4号タービン建屋
中間地下階（LI-4TB8-1）

1.E-025 01
2
3
44号原子炉建屋
最地下階（LI-4RB8-1）

1.E-02
1
2
3
4
5 0
1
2
3
4
5
3号廃棄物処理建屋
4号廃棄物処理建屋
最地下階
最地下階（LI-3WB8-1）（LI-4WB8-1）

注) 濃度はろ過前の滞留水体積で除して算出した. 白抜きは検出下限値未満を示す. 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正.

図 各建屋の地下階から採取した滞留水（ろ過後）及びスラッジから検出された核種の濃度➢ すべてのスラッジで 60Co と 137Cs を検出した。スラッジの一部で125Sb、154Euを検出した。
➢ 94Nb, 152Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5

1〜4号機滞留水・スラッジ － 放射能収支（1/2）
スラッジ

100%

滞留水（ろ過後）

90%
80%
70%
60%
50%
40%
30%
20%

スラッジ
含有量(g)
0.08750.09080.07680.08750.09080.07680.08750.09080.07680.08750.09080.076810%0%1号廃棄物 2号廃棄物
3号
1号廃棄物 2号廃棄物
3号
1号廃棄物 2号廃棄物
3号
1号廃棄物
処理建屋
処理建屋 タービン建屋 処理建屋
処理建屋 タービン建屋 処理建屋
処理建屋 タービン建屋 処理建屋
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
[LI-1WB8-1] [LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2] [LI-1WB8-1] [LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2] [LI-1WB8-1] [LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2] [LI-1WB8-1]

Cs-137
Cs-137

Am-241
Am-244

Pu-238
Pu-2382号廃棄物
3号
処理建屋 タービン建屋
最地下階
最地下階
[LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2]

U-238
U-238

注）代表核種のみ50cm3あたりの放射能量の比を示した。白抜きプロットは検出下限値未満を用いている。

図 滞留水（ろ過後）及びスラッジに含まれる核種の収支➢ α核種の多くはスラッジに含まれている。
➢ 滞留水（ろ過後）及びスラッジの主要な汚染核種である137Csの収支は、号機、建屋により異なる。
➢ スラッジの核種組成は場所によって異なるので、スラッジと接触する建屋構造物等の汚染の核種組成は、一様ではないと見られる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6

1〜4号機滞留水・スラッジ － 放射能収支（2/2）
スラッジ

100%

滞留水（ろ過後）

90%
80%

70%
60%
50%

40%
30%

スラッジ
含有量(g)
0.08750.09080.0768

0.061

0.088

0.002

0.056

0.04

0.038

0.163

1号廃棄物
処理建屋
最地下階
[LI-1WB8-1]

2号廃棄物
処理建屋
最地下階
[LI-2WB8-1]

3号
タービン建屋
最地下階[LI-3TB8-2]

2号
タービン建屋
中間地下階[LI-2TB8-1]

2号
タービン建屋
最地下階[LI-2TB8-2]

3号
タービン建屋
中間地下階[LI-3TB8-1]

4号
タービン建屋
中間地下階[LI-4TB8-1]

4号
原子炉建屋
最地下階
[LI-4RB8-1]

3号廃棄物
処理建屋
最地下階
[LI-3WB8-1]

4号廃棄物
処理建屋
最地下階
[LI-4WB8-1]

20%
10%
0%

Cs-137
Cs-137注）50cm3あたりの放射能量の比率を示した。

図 滞留水（ろ過後）及びスラッジに含まれる核種の収支©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7

1〜4号機滞留水・スラッジ － Cs の移行の違い
5
1.00E+05

10注） 分配比はスラッジ中濃度 (Bq/g) を水中濃度 (Bq/cm3) で除して算出した.

4
1.00E+04

分配比(cm3/g）

10

3
1.00E+03

10

2
1.00E+02

10

1
1.00E+01

10

01.00E+00

10

0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

1号廃棄物
2号廃棄物
3号
2号
2号
3号
4号
4号
3号廃棄物 4号廃棄物
処理建屋
処理建屋 タービン建屋 タービン建屋 タービン建屋 タービン建屋 タービン建屋 原子炉建屋 処理建屋
処理建屋
最地下階
最地下階
最地下階 中間地下階 最地下階 中間地下階 中間地下階 最地下階
最地下階
最地下階
（LI-1WB8-1） （LI-2WB8-1） （LI-3TB8-2） （LI-2TB8-1） （LI-2TB8-2） （LI-3TB8-1） （LI-4TB8-1） （LI-4RB8-1） （LI-3WB8-1） （LI-4WB8-1）

11

図 滞留水（ろ過後）及びスラッジに含まれる137Csの分配比➢ 滞留水（ろ過後）及びスラッジの主要な汚染核種である137Csの分配比は、号機、建屋で3桁ほどばらついている。
➢ Csが滞留水から移行する割合が一定ではなく、スラッジの成分がCsの移行に影響しているものとみられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8滞留水（ろ過後）スラッジ

1〜4号機滞留水・スラッジ － 元素分析

注） スラッジを溶解した溶解液及び滞留水（ろ過後）中の元素成分を、ICP-AESを用い、1点検量で簡易的に測定した。
各元素の割合は、検出した元素の合計を100％として算出した。

図 滞留水及びスラッジの元素分析結果➢ スラッジの主成分はFe、Si及びAlである。配管等のプラント構成材や粘土、砂等の成分と考えられる。
➢ 滞留水の主成分はNaである。注水に用いた海水によるものと考えられる。
➢ Si と Al は土壌様物質の成分であり、Cs を選択的に吸着する場合があることから、類似する事象の発生が伺われる。アクチニド核種は Fe の化合物に捕捉されているとみられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9汚染水の 237Np 分析 － 概要（1/2）◼ α線放出核種の移行挙動の評価や汚染分布の推定に役立てるため、建屋地下の滞留水及び処理水を対象として237Npを分析した。
◼ Npは水中でのイオン形態がUやPu等と異なる可能性があり、他のα核種との違いに着目して分
析した。
分析試料

表 237Np分析対象試料239Np（回収率測定用トレーサ）

9M HClに調製
H2NOH・HCl（価数調整）

陰イオン交換樹脂

4M HCl
（Np溶離）

1M HNO3に調製

237Np ICP-MS測定
237Np標準試料により作成

239Np γ線測定

（回収率評価）した検量線を用いて定量

図

237Np分析方法（No.1～10）

No.

試料名

採取日

採取場所

1

LI-RW2-1

H25.7.9

集中RW地下高汚染水

2

LI-RW3-1

H26.9.3

集中RW地下高汚染水

3

LI-SA3-1

H26.8.5

SARRY S-4A出口水

4LI-HTI6-2

H27.9.8

HTI建屋滞留水

5

LI-KU7-1

H28.7.25

KURION SMZスキッド出口水

6

LI-KU7-2

H28.7.25

KURION H2-4出口水7

LI-SA-7-1

H28.7.25

SARRY S-2B出口水8

LI-2TB7-1

H27.9.25

2号タービン建屋滞留水

9

LI-3TB7-1

H27.10.15

3号タービン建屋滞留水

10

LI-1RB-1

H28.12.8

1号機原子炉建屋滞留水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10汚染水の 237Np 分析 － 概要（2/2）
表 237Np分析対象試料（続き）

237Np分析方法（No.11～18）①No.11~18の試料のICP-MS測定
により，236U及び237Npの計数比
を算出。

No.

試料名

採取日

採取場所

11

LI-2RB5-1

H25.8.7

2号機PCV滞留水

12

LI-2RB5-2

H25.8.7

2号機PCV滞留水②No.1~10の試料の分析から得た236U及び237Npの計数比及び質量比の相関式を取得。

13

LI-3RB5-1

H27.10.22

3号機PCV水面近傍水

14LI-3RB5-2

H27.10.22

3号機PCVグレーチング近傍水

15

LI-RW4-1

H26.11.25

セシウム吸着装置入口水16

LI-HTI2-1

H25.8.13

SARRY入口水17

LI-HTI3-1

H26.8.5

Cs吸着装置入口水18

LI-SA2-1

H25.8.13

第二セシウム吸着装置入口水③相関式を用いてNo.11~18の試料について質量比を算出。

➢ 237Npは、3号機PCV水面近傍水（LI-3RB5-1）から検出された。放射能濃度は2.5×10-3Bq/cm3であった。
➢ その他、検出された237Npの放射能濃度は、10-4～10-5Bq/cm3のオーダーであった。
➢ これらの放射能濃度は全て、 237Npの告示濃度※である9×10-3Bq/cm3を下回っている。
※ 「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められる周辺監視区域外の水中の濃度限度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11汚染水の 237Np 分析 － α核種の挙動の比較
1.E+03輸送比（U-236基準）

1.E+02

1.E+01注） 輸送比の考え方
分析により求めた目的核種の放射能量を、

1.E+00

同様に求めた基準核種の放射能量で除し、これをさらに、燃焼計算または放射化計算から求めた放射能量による同様の比で1.E-01除した値（下式）。

1.E-02

Np-237/U-236

この値が1に近いと、目的の核種と基準とPu-238/U-236

する核種が同じ割合で汚染源から移行したことを示す。

Cm-244/U-236
1.E-03

分析値 分析値(目的核種の放射能量)=
計算値 分析値(基準核種の放射能量)÷

計算値 目的核種の放射能量
計算値(基準核種の放射能量)

採取場所◼ PCV内（2号機及び3号機）におけるU、Pu及びCmの輸送比は1に近く、Uと似た挙動をとっている。
◼ Npの輸送比はUに比べて一桁以上高く、PCV外の建屋滞留水や処理水等においても同等の値で推移しており、Uに対して一定の割合で存在している。
◼ タービン建屋以降の汚染水では、Puの輸送比は約1/100に減少している。Puは原子炉建屋やタービン
建屋において、沈降または吸着により除去されていると推察される。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12汚染水の 129I 分析◼ 滞留水及び処理水中の放射性核種濃度を把握することで，これらが接触する建屋
構造材や汚染水処理二次廃棄物の汚染状況の推定、処理・処分方法の検討に役立てるため、129Iを分析した。129Iは半減期が約1.6×107年であり、処分の安全評価において重要な核種の一つである。
◼ 129Iの分析試料は、これまでに分析に供した下記滞留水、処理水の47点である。
✓ 1号機原子炉建屋滞留水、2～3号機PCV水、1～3号機タービン建屋滞留水、集中RW地
下高汚染水、HTI/B地下滞留水、1号機PCVガス管理システム凝縮水、KURION出口水、
SARRY出口水、AREVA出口水等◼ 分析試料からヨウ素を化学分離し（図）、
液体シンチレーションカウンタにより放射能を測定した。
◼ 129Iは、KURION出口水 1試料、AREVA出
口水 2試料から検出された。放射能濃度
は、KURION出口水が1.6×10-1 Bq/cm3、AREVA出口水が2.7×10-1 Bq/cm3、8.5×10–2 Bq/cm3であった。
◼ 129Iを検出した試料は、事故から4〜6ヶ
月後に採取された事故後初期の汚染水であった。

図 129Iの分析方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

まとめ
◼ 4号機R/B地下、2～4号機T/B地下及び１～4号Rw/B地下で採取した滞留水（ろ過後）とそれに含まれるスラッジを分析した。
◼ スラッジと滞留水（ろ過後）中の 137Cs 収支は、号機や建屋により異なる。一方で、α核種の多くはスラッジに含まれている。スラッジの主成分はFe、Si及びAlであり、配管等のプラント構成材や粘土、砂等の成分が起源であると推察される。α核種はFeを含む化合物、CsはSiとAl含む化合物により、それぞれ捕捉されている可能性が考えられる。分析を継続し、追って結果を報告する。
◼ 滞留水等の237Npを分析した。NpはUに比べて水中へ移行した割合が高いと見られる。また、滞留水及び処理水の 129I を分析した。 129Iは、事故から4〜6ヶ月後に採取されたKURION出口水 1試料及びAREVA出口水 2試料から検出された。
◼ 今後も、廃棄物の性状の推定、廃棄物の処理・処分方法の検討、作業環境の安全確保等に活用するために、廃棄物の発生状況等を踏まえつつ、性状把握を継続していく。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning14

参考（分析結果の詳細）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15

滞留水及びスラッジ － 核種分析結果（1/5）（1） スラッジの放射能濃度 〔Bg/g〕
試料名

スラッジ
参考）
1号T/B
スラッジ

LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2

60

94

Co
（約5.3年）

放射能濃度〔Bq/g〕
137
Sb
Cs
（約2.8年）（約30年）
125Nb
4（約2.0×10 年）(4.7±1.1)×10< 3×103< 2×105< 3×104< 1×104< 2×106(1.6±0.1)×104< 5×102(3.5±0.2)×105
3

152

154

Eu
（約14年）

Eu（約8.6年）(1.3±0.1)×107(5.8±0.1)×107(4.2±0.1)×106< 2×104< 8×104< 3×103< 1×104< 5×104(5.2±0.4)×103

LI-1TB5-1※< 1×103< 7×102-(3.7±0.1)×106< 6×103< 3×103

LI-1TB5-2※(3.1±0.4)×102< 3×101-(3.7±0.1)×106< 2×102< 2×102（2） ろ過前の滞留水体積中の放射能濃度 〔Bg/cm3 〕
試料名
スラッジ
滞留水
（ろ過後）

LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2
LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-260

放射能濃度〔Bq/cm3〕
125
137
Sb
Cs

94

Co

Nb

0

(8.2±1.9)×10< 4×101(2.4±0.1)×101< 2×101< 9×100(5.7±1.2)×101

0< 5×10< 2×101< 8×10-1< 8×100< 4×100< 5×1012< 4×10< 3×103(5.4±0.2)×102< 6×102< 3×102< 4×103

152

154

Eu

4

(2.3±0.1)×10(1.1±0.1)×105(6.5±0.1)×103(1.4±0.1)×104(4.2±0.1)×103(2.7±0.1)×105

Eu1< 4×10< 2×102< 5×100< 4×101< 2×101< 2×102< 2×101< 8×101(8.0±0.7)×100< 3×101< 2×101< 1×102

注） 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。

➢ すべての試料で137Csを検出した。スラッジ中の濃度は、これまでに分析した1号T/Bスラッジでの濃度とほぼ同等である。
➢ 125Sb, 154Euはスラッジ1試料のみで検出した。94Nb, 152Euはすべての試料で不検出であった。
※ 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第39回），（平成29年年2月23日）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning16

滞留水及びスラッジ － 核種分析結果（2/5）（1） スラッジの放射能濃度 〔Bg/g〕
放射能濃度 〔Bq/g〕
238
U
U
8
（約7.0×10 年）（約4.5×109年）
235

試料名

スラッジ
参考）
1号T/B
スラッジ

235

U/238U
質量比

LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2(4.6±0.4)×10-4(1.3±0.2)×10-3(3.4±0.1)×10-2(6.6±0.3)×10-3(2.5±0.1)×10-2(2.8±0.1)×10-1

1.1×10-2
8.1×10-3
1.9×10-2

LI-1TB5-1※1(1.5±0.1)×10-2(3.2±0.1)×10-1

7.1×10-3

LI-1TB5-2※1(9.2±0.5)×10-3(2.1±0.1)×10-1

6.9×10-3（2） ろ過前の滞留水体積中の放射能濃度 〔Bg/cm3 〕
放射能濃度 〔Bq/cm3〕
試料名
235
238
U
U
スラッジ

滞留水
（ろ過後）

LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2
LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2(8.2±0.7)×10-7(2.4±0.3)×10-6(5.2±0.1)×10-5< 4×10-7< 4×10-7< 4×10-7(1.2±0.1)×10-5(4.6±0.1)×10-5(4.4±0.2)×10-4(3.7±0.3)×10-7(9.8±0.3)×10-7(7.2±0.3)×10-7注） 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。

➢ スラッジからは235U, 238Uを、滞留水から238Uを検出した。
➢ 3号タービン建屋スラッジ中の235U/238U質量比は３号機燃料の値（1.9×10-2）※2と同等である
が、２号廃棄物処理建屋内スラッジは天然ウランの値（7.3×10-3）に近く、天然由来のウランの影響が大きいと見られる。
※1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第39回），（平成29年年2月23日）※2 日本原子力研究開発機構報告書「JAEA-Data/Code 2012-018」より算出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17

滞留水及びスラッジ － 核種分析結果（3/5）（1） スラッジの放射能濃度 〔Bg/g〕

放射能濃度 〔Bq/g〕
241
Pu+240Pu
Am4（約2.4×10 年（約4.3×102年）
約6.6×103年）

238

239

Pu

試料名

（約88年）
スラッジ
参考）
1号T/B
スラッジ

244

Cm

（約18年）

LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2(1.4±0.2)×100(1.4±0.2)×101(6.0±0.2)×103(4.3±0.9)×10-1(4.7±0.7)×100(2.1±0.1)×103(2.1±0.3)×100(7.5±1.0)×100(2.2±0.1)×103(9.5±1.9)×10-1(1.1±0.2)×101(1.8±0.1)×103

LI-1TB5-1※(1.1±0.3)×100< 6×10-1< 8×10-1(8.1±2.3)×10-1

LI-1TB5-2※(7.0±0.8)×10-1(1.3±0.4)×10-1(1.8±0.5)×10-1(3.6±0.7)×10-1（2） ろ過前の滞留水体積中の放射能濃度 〔Bg/cm3 〕
試料名
スラッジ
滞留水
（ろ過後）

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
239
241
Pu+240Pu
Am

238

Pu

LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2
LI-1WB8-1
LI-2WB8-1
LI-3TB8-2-3(2.5±0.4)×10(2.5±0.3)×10-2(9.3±0.2)×100< 4×10-4< 4×10-4(1.2±0.2)×10-3-4(7.6±1.6)×10(8.5±1.2)×10-3(3.2±0.1)×100< 3×10-4< 3×10-4(3.5±0.8)×10-4

244

Cm

-3

(3.6±0.5)×10(1.4±0.2)×10-2(3.5±0.1)×100(3.8±1.0)×10-4(6.0±1.3)×10-4(2.7±0.8)×10-4(1.7±0.4)×10-3(2.1±0.3)×10-2(2.8±0.1)×100< 5×10-4(4.8±1.1)×10-4< 3×10-4

注） 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。

➢ 全てのスラッジ試料から238Pu, 239Pu+240Pu, 241Am及び244Cmを検出した。
➢ 3号T/Bスラッジでの濃度は、これまでに分析した1号T/Bスラッジでの値より3桁以上高い。
➢ 滞留水（ろ過後）から低濃度のα核種を検出した。 3号T/B滞留水（ろ過後）では、Puを検出した。
※ 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第39回），（平成29年年2月23日）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

滞留水及びスラッジ － 核種分析結果（4/5）（1） スラッジの放射能濃度 〔Bg/g〕
Co（約5.3年）Nb（約2.0×104年）

放射能濃度〔Bq/g〕
137
Sb
Cs
（約2.8年）（約30年）

LI-2TB8-1(1.0±0.1)×105< 2×102(3.3±0.1)×105 (4.8±0.1)×105< 5×102(7.3±1.4)×102

LI-2TB8-2(2.0±0.1)×104< 9×101(1.2±0.1)×105 (1.6±0.1)×105< 3×102< 4×102

LI-3TB8-1(5.7±0.3)×104< 3×103< 3×105(6.4±0.1)×106< 2×104< 1×104

LI-4TB8-1(2.1±0.4)×102< 1×102< 1×104(4.4±0.1)×105< 5×102< 4×102

LI-4RB8-1(5.6±0.1)×102< 8×100(1.1±0.2)×103 (9.8±0.1)×103< 4×101< 4×101

LI-3WB8-1(9.8±0.4)×103< 2×103< 2×105(1.5±0.1)×107< 2×103< 3×103

LI-4WB8-1(1.7±0.1)×104< 3×102< 3×104(2.9±0.1)×106< 5×102< 5×102

試料名

スラッジ

60

94

125

152

154

Eu
（約14年）

Eu（約8.6年）注） 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。

➢ すべての試料で137Csを検出した。スラッジ中の137Csの濃度は、これまでに分析した1号T/B
スラッジでの値とほぼ同等である。
➢ 125Sb, 154Euはスラッジの一部で検出した。94Nb, 152Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning19

滞留水及びスラッジ － 核種分析結果（5/5）（2） ろ過前の滞留水体積中の放射能濃度 〔Bg/cm3 〕
試料名

スラッジ

滞留水
（ろ過後）

60

放射能濃度〔Bq/cm3〕
125
137
Sb
Cs

94

Co

Nb

2

152

154

Eu

-1

2

2

(4.1±0.1)×10(5.8±0.1)×10< 6×10Eu-1(8.9±1.8)×10-1

LI-2TB8-1(1.3±0.1)×10< 3×10

LI-2TB8-2(3.5±0.1)×101< 2×10-1(2.2±0.1)×102(2.8±0.1)×102< 5×10-1< 6×10-1

LI-3TB8-1(2.3±0.1)×100< 1×10-1< 9×100(2.5±0.1)×102< 5×10-1< 4×10-1

LI-4TB8-1(2.3±0.5)×10-1< 2×10-1< 2×101(4.9±0.1)×102< 5×10-1< 4×10-1

LI-4RB8-1(4.5±0.1)×10-1< 6×10-3(8.5±0.9)×10-1 (7.8±0.1)×100< 4×10-2< 3×10-2

LI-3WB8-1(7.5±0.3)×100< 1×100< 2×102(1.1±0.1)×104< 2×100< 2×100

LI-4WB8-1(5.5±0.1)×101< 1×100< 1×102(9.4±0.1)×103< 2×100< 2×100

LI-2TB8-1< 4×100< 2×100< 7×101(5.9±0.1)×102< 1×101< 9×100

LI-2TB8-2< 9×100< 4×100< 2×102(3.3±0.1)×103< 3×101< 2×101

LI-3TB8-1< 9×100< 4×100< 3×102(7.6±0.1)×103< 2×101< 2×101

LI-4TB8-1< 6×10-2< 4×10-2< 3×100(1.3±0.1)×102< 3×10-1< 2×10-1

LI-4RB8-1< 5×100< 2×100< 9×101(1.1±0.1)×103< 2×101< 9×100

LI-3WB8-1< 2×101< 2×101< 2×103(6.7±0.1)×104< 9×101< 4×101

LI-4WB8-1(1.4±0.1)×102< 4×100< 2×102(1.7±0.1)×103< 3×101< 2×101

注） 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。

➢ すべての試料で137Csを検出した。スラッジ中の137Csの濃度は、これまでに分析した1号T/B
スラッジでの値とほぼ同等である。
➢ 125Sb, 154Euはスラッジの一部で検出した。94Nb, 152Euはすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20汚染水の 237Np 分析－放射能濃度 （1/2）
放射能濃度(Bq/cm3)
No.

試料名

1

237

238

備考
244

参考

（236U、238Pu及び244Cmの放射能濃度の出典）

Np（約2.1×106年）

236

U（約2.3×107年）

Pu（約88年）

Cm（約18年）

LI-RW2-1(2.9±0.3)×10-4(4.8±0.3)×10-6(6.2±1.4)×10-4< 3×10-4

廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第20回、第56回）

2

LI-RW3-1(1.7±0.1)×10-4(6.4±0.4)×10-6(6.2±1.3)×10-4< 3×10-4

廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第28回、第56回）

3

LI-SA3-1(2.6±0.2)×10-4(8.3±0.5)×10-6(1.4±0.3)×10-3< 3×10-4

同上

4LI-HTI6-2(4.1±0.5)×10-5(7.1±0.3)×10-6(4.4±1.2)×10-4< 3×10-4

5

LI-KU7-1(1.0±0.2)×10-4(6.6±0.3)×10-6(7.5±1.6)×10-4< 3×10-4

6

LI-KU7-2(1.0±0.2)×10-4(7.3±0.1)×10-6< 5×10-4< 3×10-4

7

LI-SA7-1(2.2±0.3)×10-4(1.2±0.1)×10-5(1.3±0.3)×10-3< 3×10-4

実用発電用原子炉の廃炉・汚染対策チーム会合/
設置、運転等に関する事務局会議（第44回、第56回）
規則の規定に基づく線量限度等を定める告示
同上
別表第2第6欄「周辺監視区域外の水中の濃度限度」

同上
同上

237Np：9×10-3 Bq/cm3

8

LI-2TB7-1(2.0±0.4)×10-5(3.5±0.3)×10-6< 5×10-4< 4×10-4

同上

9LI-3TB7-1(2.1±0.6)×10-4(1.8±0.1)×10-5(4.5±1.2)×10-4< 4×10-4

同上

10

LI-1RB-1(3.5±0.7)×10-5(2.2±0.3)×10-6(3.6±0.3)×10-3(4.4±0.4)×10-3

同上注） 放射能濃度はNo.1は2014年9月25日、No.2～10は2011年3月11日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning21汚染水の 237Np 分析－放射能濃度 （2/2）
放射能濃度(Bq/cm3)
No.

試料名

11
12

237

238

備考
244

参考

（236U、238Pu及び244Cmの放射能濃度の出典）

Np（約2.1×106年）

236

U（約2.3×107年）

Pu（約88年）

Cm（約18年）

LI-2RB5-1

6.2×10-4 *(2.8±0.3)×10-5(2.4±0.1)×10-1(1.5±0.1)×10-1

廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第36回、第39回）

LI-2RB5-2

2.1×10-4 *(2.0±0.1)×10-5(2.2±0.1)×10-1(1.5±0.1)×10-1

同上

13 LI-3RB5-1

2.5×10-3 *(1.2±0.1)×10-4(9.4±0.2)×10-1(3.8±0.2)×10-1

14

LI-3RB5-2

8.6×10-4 *(3.0±0.1)×10-5(5.8±0.2)×10-1(2.3±0.1)×10-1

15

LI-RW4-1

5.7×10-5 *(2.5±0.1)×10-6< 6×10-4< 5×10-4

16

LI-HTI2-1

5.3×10-4 *(8.2±0.5)×10-6(6.2±0.4)×10-3< 3×10-4

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示
別表第2第6欄「周辺監視区域外の水中の濃度限度」
237Np：9×10-3 Bq/cm3

同上
同上
廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第40回）
廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第20回、第56回）

17

LI-HTI3-1

2.3×10-4 *(9.2±0.5)×10-6(8.3±1.5)×10-4< 3×10-4

廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第28回、第56回）

18

LI-SA2-1

4.9×10-4 *(6.9±0.4)×10-6(2.5±0.4)×10-3< 3×10-4

廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第20回、第56回）

注） 放射能濃度はNo.11~15及び17は2011年3月11日、No.16及び18は2014年9月25日で減衰補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。
*については，ICP-MS測定で取得し計数値からの評価。誤差の評価は未実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22汚染水の 129I 分析－放射能濃度 （1/3）
放射能濃度(Bq/cm3) ※

No.

試料名

採取日

採取場所

1

LI-RW2-1

H25.7.9

集中RW地下高汚染水（KURION入口水）< 9×10-2

2

LI-RW2-2

H26.3.11

集中RW地下高汚染水（KURION入口水）< 8×10-2

3

LI-HTI2-1

H25.8.13

ＨＴＩ/Ｂ地下滞留水（SARRY入口水）< 8×10-2

4

LI-HTI2-2

H26.2.11

ＨＴＩ/Ｂ地下滞留水（SARRY入口水）< 9×10-2

廃炉・汚染対策チーム会合/
事務局会議（第20回、第56回）
廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第20回）
廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第20回、第56回）
廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第20回）

5

LI-KU2-1

H25.7.9

KURION出口水< 8×10-2

同上

6

LI-SA2-1

H25.8.13

SARRY A系出口水< 1×10-1

7

LI-SA2-2

H25.8.13

SARRY B系出口水< 9×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第20回、第56回）
廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第20回）

8

LI-SA2-3

H26.2.11

SARRY A系出口水< 9×10-2

同上

9LI-SA2-4

H26.2.11

SARRY B系出口水< 9×10-2

129

I （約1.6×107年）

備考

同上

10

LI-SA3-1

H26.8.5

第二Cs吸着装置A系出口< 8×10-2

11

LI-SA3-2

H26.8.5

第二Cs吸着装置B系出口< 9×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第28回、第56回）
廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第28回）

12

LI-KU3-1

H23.7.13

Cs吸着装置出口(1.6±0.3)×10-1

同上

13

LI-KU3-2

H23.9.6

Cs吸着装置出口< 9×10-2

同上

14

LI-KU3-3

H26.9.3

Cs吸着装置出口< 9×10-2

同上

15

LI-AR3-1

H23.7.13

除染装置出口(2.7±0.3)×10-1

同上16

LI-AR3-2

H23.9.6

除染装置出口(8.5±2.8)×10-2

同上➢

129Iは、事故後初期のKURION出口水及びAREVA出口水から、10-2～10-1Bq/cm3のオーダーで検出された。

※ 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。
核種名の右側の括弧内は半減期を、分析値の±の後の数値は計数誤差を示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning23汚染水の 129I 分析－放射能濃度 （2/3）
No.

試料名

採取日

採取場所

放射能濃度(Bq/cm3) ※129
I （約1.6×107年）

17

LI-HTI4-1

H26.11.25

HTI/B地下< 1×10-1

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第40回）

18

LI-RW4-1

H26.11.25

集中RW地下< 9×10-2

同上

19

LI-KU4-1

H26.11.25

セシウム吸着装置出口< 1×10-1

公開なし

20

LI-RW4-2

H27.3.9

集中RW地下< 9×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第40回）

21

LI-KU4-2

H27.3.9

セシウム吸着装置H2-2出口< 8×10-2

同上

22

LI-KU4-3

H27.3.9

セシウム吸着装置出口< 9×10-2

同上23

LI-1TB5-1

H27.9.30

1号機T/B OP1900< 9×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第39回、第42回）

24

LI-1TB5-2

H27.10.7

1号機T/B OP1900< 9×10-2

同上25

LI-1TB5-3

H27.9.30

1号機T/B OP1900上部< 9×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第39回）

26

LI-1TB5-4

H27.9.30

1号機T/B OP1900上部< 8×10-2

同上27

LI-1TB5-5

H27.9.30

1号機T/B OP1900上部< 8×10-2

同上28

LI-1TB5-6

H27.9.30

1号機T/B OP1900上部< 8×10-2

同上29

LI-1TB5-7

H27.9.30

1号機T/B OP1900上部< 8×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第39回、第42回）

30

LI-1TB5-8

H27.9.30

1号機T/B OP1900上部< 8×10-2

同上

31

LI-2RB5-1

H25.8.7

2号機PCV< 8×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第36回、第39回）

32

LI-2RB5-2

H25.8.7

2号機PCV< 9×10-2

同上

備考※ 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。核種名の右側の括弧内は半減期を、分析値の±の後の数値は計数誤差を示す。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24汚染水の 129I 分析－放射能濃度 （3/3）
放射能濃度(Bq/cm3) ※

No.

試料名

採取日

採取場所

33

LI-3RB5-1

H27.10.22

3号機PCV水面近傍< 8×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第36回、第39回）

34

LI-3RB5-2

H27.10.22

3号機PCVｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ近傍< 8×10-2

同上

35

LI-HTI6-2

H27.9.8

HTI建屋< 9×10-2

廃炉・汚染水対策チーム会合/
事務局会議（第44回、第56回）

36

LI-SA6-3

H27.9.8

第二セシウム吸着装置S-2A出口< 9×10-2

同上37

LI-SA6-4

H27.9.8

第二セシウム吸着装置S-2B出口< 1×10-1

同上38

LI-KU7-1

H28.7.25

セシウム吸着装置SMZスキッド出口< 8×10-2

同上39

LI-KU7-2

H28.7.25

セシウム吸着装置H2-4出口< 9×10-2

同上40

LI-KU7-3

H28.7.25

セシウム吸着装置H3-4出口< 9×10-2

同上41

LI-KU7-4

H28.7.25

セシウム吸着装置出口< 1×10-1

同上42

LI-SA7-1

H28.7.25

第二セシウム吸着装置F-2B出口< 8×10-2

同上43

LI-SA7-2

H28.7.25

第二セシウム吸着装置S-1B出口< 1×10-1

同上44

LI-2TB7-1

H27.9.25

2号機タービン建屋地下< 9×10-2

同上45

LI-3TB7-1

H27.10.15

3号機タービン建屋地下< 1×10-1

同上46

LI-1PCV-1

H28.12.7

1号機PCVガス管理システム設備< 9×10-2

同上47

LI-1RB-1

H28.12.8

1号機R/B地下の滞留水を高温焼却炉建屋の採水口にて採取< 9×10-2

同上129

I （約1.6×107年）

備考※ 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正。核種名の右側の括弧内は半減期を、分析値の±の後の数値は計数誤差を示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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