廃棄物試料の分析結果（瓦礫, 水処理設備処理二次廃棄物, 汚染水,
処理水, 土壌）平成30年7月26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「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。
 瓦礫類は、発生の経過が様々であり、汚染の分布も変化に富むと考えられる。瓦礫類の含有する放射能を正確に推定するために、局所的な汚染分布の情報が重要となる。コンクリート試料を対象として、イメージングプレート (IP) 法により汚染分布を分析した結果を報告する。
 水処理二次廃棄物のうち除染装置スラッジは、セシウム吸着装置により処理した水から種々の放射性核種を除去しており、また、水を含む状態で保管していることから、廃棄物管理において重要な対象である。保管上のリスク低減の観点から移送等の取り扱いに重要なデータの取得を進めており、スラッジの沈殿粒子性状と元素組成を分析した。また、含有する放射性核種濃度を分析したので、これらの結果を報告する。
 汚染水中のウラン濃度は、核燃料物質による汚染の状態を推定するために重要である。滞留
水や処理水中のウラン同位体組成を分析した結果を報告する。
 水処理二次廃棄物のうち多核種除去設備に関して、吸着材の含有する放射能量を推定するた
め、処理水を分析している。同設備は複数の系列を有し、前報※ （既設B、増設A系列）に引き続き、既設A系列の処理水を工程から採取し、分析した結果を報告する。
 土壌が含む放射性核種は、土壌を構成する成分により吸着の程度が異なることが知られている。土壌を湿式法により分級して放射能を分析した結果を報告する。
※ 廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議（第44回），平成29年7月27日
廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議（第40回），平成29年3月30日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

瓦礫試料の局所的な汚染分布– 分析試料 – 過去に放射性核種組成を分析したコンクリート試料から、瓦礫としての発生の由来が異なるものと思われるものを選び、イメージングプレート (IP) 法等の分析に供した。

試料番号
1U-03
3U-01
4U-11
3RB-OP-C1
3SC-R1

1U-03

瓦礫（コンクリート）試料
試料名
特徴
1号機周辺（西側）瓦礫
塗装なし。
3号機周辺（西側）瓦礫
水色の塗装。
4号機周辺（西側）瓦礫
白色の塗装。
3号機オペフロ瓦礫
白色の塗装。
覆土式一時保管施設（第3槽）
塗装なし。

3U-01

4U-11

採取日
2012.7.27
2012.6.25
2012.6.25
2016.6.
2015.7.31

3RB-OP-C1

3SC-R1

試料の外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

瓦礫試料の局所的な汚染分布– 分析内容 – 試料のイメージングプレート (IP) 撮影を行い、塗装を有する面あるいは平坦な面を選び研削する。
研削により得られたコンクリート試料粉末の線量率測定を実施した。この操作を繰り返して行った。
• 受けた放射線量に応じて色を変えて表示する

試料の採取• IPと接していない面からの放射線にも反応する
ため、画像は試料との接触面よりも大きくなる
ことがある

分取
本報の範囲

①試料
イメージングプレート測定

保管③IP画像の例
面研削

放射化学分析

粉末

α線、γ線非破壊測定

今後実施

②IP撮影

分析のフロー④試料の面研削作業

分析の方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

瓦礫試料の局所的な汚染分布– １号機周辺（西側）瓦礫の汚染分布 – 試料は、１号機周辺（西側）から採取し、塗膜はなく岩石状であった。
 上面には2mm程の凸凹があり、全面的な汚染が見られた。それ以降は、側面の汚染が見られた。
 線量率は、大凡、一定のレベルで推移した。
 汚染分布は、試料の上面、側面に見られた。内部への浸透はない。
写真

IP画像

表面（未処理）

1回研削後

5回研削後

10回研削後

15回研削後バックグラウンドレベル

20回研削後※研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した。試料量が異なるので、線量率は必ずしもIP画像と相関しない。

試料番号 1U-03©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

4

瓦礫試料の局所的な汚染分布– ３号機周辺（西側）瓦礫の汚染分布 – 試料は、３号機周辺（西側）から採取したコンクリート片で、水色の塗膜があった。
 汚染は側面に見られた。上面の塗膜部分及び試料内部に汚染は見られなかった。
 線量率は、バックグラウンドレベル付近で推移した。
 汚染分布は、上面の塗膜部分と内部にはなく、側面に見られた。
写真

IP画像

表面（未処理）

1回研削後

5回研削後

10回研削後

15回研削後バックグラウンドレベル

20回研削後※研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した。試料量が異なるので、線量率は必ずしもIP画像と相関しない。

試料番号 3U-01©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

瓦礫試料の局所的な汚染分布– ４号機周辺（西側）瓦礫の汚染分布 – 試料は、４号機周辺（西側）から採取したコンクリート片で、白色の塗膜があった。
 上面の塗膜がはがれた一部に汚染が見られた。
 線量率は、研削深さ2mm程度以降はバッググラウンドレベル付近で推移した。
 汚染分布は、上面の塗膜のない部分に局所的に見られた。内部への浸透はない。
写真

IP画像

表面（未処理）

1回研削後

2回研削後

3回研削後

4回研削後

バックグラウンドレベル

5回研削後※研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した。試料量が異なるので、線量率は必ずしもIP画像と相関しない。

試料番号 4U-11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

瓦礫試料の局所的な汚染分布– ３号機オペフロ瓦礫の汚染分布 – 試料は、３号機オペフロから採取したコンクリート片で、白色の塗膜があった。
 上面の塗膜とコンクリートとの境界部分、側面に汚染が見られた。試料内部に汚染は見られなかった。
 線量率は、塗膜とコンクリートの境界部分で高い傾向が見られた。それ以降は、バッググラウンドレベ
ル付近で推移した。
 汚染分布は、塗膜部分と側面に見られ、内部への浸透はない。
写真

IP画像

表面（未処理）

1回研削後

5回研削後

10回研削後

15回研削後20回研削後塗膜とコンクリートの境界部分

バックグラウンドレベル※研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した。試料量が異なるので、線量率は必ずしもIP画像と相関しない。

試料番号 3RB-OP-C1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7

瓦礫試料の局所的な汚染分布– 覆土式一時保管施設（第３槽）の汚染分布 – 試料は、覆土式一時保管施設（第３槽）から採取したコンクリート片で、塗膜はなく、上面に泥状の付着物があった。
 上面の一部に汚染が見られた。
 線量率は、試料上面の泥状付着物を除去した後は、バックグラウンドレベル付近で推移した。
 汚染分布は、上面に局所的に見られた。内部への浸透はない。
写真

IP画像

付着物除去前表面（未処理）

1回研削後

3回研削後

4回研削後

バックグラウンドレベル

5回研削後

6回研削後

※研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した。試料量が異なるので、線量率は必ずしもIP画像と相関しない。

試料番号 3SC-R1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

瓦礫試料の局所的な汚染分布– 分析結果 –
瓦礫試料の局所的な汚染分布
試料名

試料の特徴

IP分析による汚染分布の推定
表面

側面

内部

汚染の特徴

1号機周辺（西側）瓦礫 (1U-03)

塗装なし、岩石状

有り

有り

なし

・表面に汚染有り

3号機周辺（西側）瓦礫 (3U-01)

塗装有り

なし

有り

なし

・塗膜に汚染なし

4号機周辺（西側）瓦礫 (4U-11)

塗装有り

有り

なし

なし

・塗膜の一部に汚染有り

3号機オペフロ瓦礫 (3RB-OP-C1) 塗装有り

有り

有り

なし

・塗膜に汚染有り
・塗膜とコンクリートの境界部分（～深さ4mm）に汚染有り

覆土式一時保管施設（第3槽）(3SC-R1)

有り

なし

なし

・表面に局所汚染有り

塗装なし、泥状付着物

 瓦礫試料における汚染の分布は一様ではない。
 瓦礫によって汚染の由来が異なることから、汚染の分布の仕方も変わるものと考えられる。
 IP分析では瓦礫試料の内部から放射性核種が検出されなかった。これより、瓦礫に付着した放射性核種が二次的に拡散、浸透する程度は大きくないものと考えられる。

 今後の分析試料の採取、インベントリ推定等においては、汚染分布の不均一性を含めて検討する必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9除染装置スラッジ– 試料の分取 –スラッジとDピット上澄み液試料は、輸送まで一時保管した※1 。スラッジ試料は元のバイアル瓶（10mL）を手で振り撹拌した後、ピペッターで約1mLずつ別のバイアル瓶（10mL）に分取し、いずれも分析施設へ輸送した。

受け入れたスラッジ試料

一時保管中のスラッジ試料

分取後のスラッジ試料※1 輸送までガス抜きのため蓋を緩めて保管したため、一部水分が蒸発した。

試料名
1
2
3

除染装置スラッジ

試料番号LI-AR-SL1

試料量(LI-AR-SL1-1) ※2

約 1 mL(LI-AR-SL1-2) ※2

約 1 mL(LI-AR-SL1-3) ※2

約 10 mL

採取

分取H29.7.18

H29.8.31※2 元バイアル瓶から分取したスラッジ試料に枝番を付与©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10除染装置スラッジ– 分析試料の表面線量及び分析内容 –
試料量

分析項目

線量率(γ）※2（ｍSv/h）(-1)

約 1 mL

化学組成（SEM-EDX※3)

0.8

(-2)

約 1 mL(-3)

約 10 mL※1

試料番号LI-AR-SL1

密度、乾燥質量、沈降性、粒度分布、放射能濃度、核種濃度

0.8
7.0

本報の内容。他は前報＊。
※1 カッコは試料の分取に伴う枝番号。
※2 シリコン半導体検出器サーベイメータ（日立アロカ製 型式：PDR-301）を使用。バイアル瓶を撹拌し側面にて測定した。
※3 走査型電子顕微鏡 (Scanning Electron Microscope) とそれに付属するエネルギー分散型X線分析装置 (Energy Dispersive X-ray
Detector) の略称。

＊ 廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議（第52回），平成30年3月29日.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11除染装置スラッジ– 沈殿粒子性状（SEM-EDX測定結果) – SEM-EDXによりスラッジを構成する粒子の形状を観察するとともに、元素組成を測定した。
 スラッジを入れたバイアルに純水1 mL を加えて撹拌し、分散させた。この一部を分取しフィルタ
ーに滴下、乾燥後、白金蒸着して、SEM-EDXの試料を得た。
 スラッジを構成する粒子は、複数の形状を示しており、組成の異なる成分の混合物であることが確認された。また、純水で希釈分散されることを確認した。
P3
P3

P1
P1

P2
P2

◯ の中心で点分析を実施

P4
P4の中心で点分析を実施

観察倍率5000倍

濃い灰色の部分はフィルタの繊維

観察倍率1000倍（希釈分散させた状態）
スラッジのSEM像©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12除染装置スラッジ– 化学組成（質量比、構成物質の推定) – ＥＤＸ面分析結果から、BaとＳが多く存在することを確認した。
 BaSO4が6～7割を占める。次いでフェロシアン化物が多いものと推定される。また、Znが検出された。
60
55
50

Ni

面分析

40

点分析 P135

点分析 P3

wt%

45

30

点分析 P225

点分析 P4

Zn

O

Na
Mg
Al
Si
S

Fe

20

Cl
K
Ca

15
10

FeO(OH)
H2O

Al(OH)3SiO2

K2NiZnFe(CN)6

BaSO4

Ba

5
0
O

Na Mg

Al

Si

S

Cl

K

Ca

ＥＤＸ元素分析結果（面分析及び点分析）

Ba

Fe

Ni

Zn

EDX面分析結果
（観察倍率5000倍）【参考】物質構成比（元素より物質を仮定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1113

除染装置スラッジ– 核種濃度の分析方法（スラッジの溶解） –水酸化鉄を溶解⇒ 137Cs,134Cs,125Sb, 54Mn, 60Coを検出

スラッジ
硝酸溶解・ろ過残渣

硝酸溶解液
γ, α（Pu, Am), 90Sr

フェロシアン化物を溶解⇒137Cs,134Cs, 60Coを検出

熱分解
混酸溶解・ろ過
残渣

混酸溶解液
γ, 90Sr

アルカリ溶解硫酸バリウムを溶解、再沈殿させて分離⇒ 137Cs,134Csを検出

硫酸イオン分離
アルカリ溶解液 γ, 90Sr

スラッジの前処理フローと試料の外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning14除染装置スラッジ– γ及びβ核種分析結果 –
試料名

54

60

Mn

Co

放射能濃度 〔Bq/cm3〕※1
94
Nb
4

125

Sb

134

Cs

（約312日）（約5.3年）（約2.0×10 年）（約2.8年）（約2年）

LI-AR-SL1（硝酸溶解液）同上（混酸溶解液）同上（ｱﾙｶﾘ溶解液）(4.1±0.3)×104(4.1±0.1)×103< 3×101(2.6±0.1)×104(2.7±0.1)×104

31(6.5±0.1)×106

LI-AR-SL1※2

試料名< 1×10(1.8±0.2)×10< 4×10< 4×104(1.1×103)※3< 4×104< 2×102< 1×102< 5×103(6.2±0.1)×105(4.1±0.3)×104(5.9±0.2)×103(2.6±0.1)×104(7.2±0.1)×106

4

137

Cs

放射能濃度 〔Bq/cm3〕※1
152
154
Eu
Eu

90

（約30年）（約14年）（約8.6年）

Sr（約29年）

LI-AR-SL1（硝酸溶解液）同上（混酸溶解液）同上（ｱﾙｶﾘ溶解液）(2.7±0.1)×104< 8×101< 2×102(3.6±0.1)×106(6.5±0.1)×106< 2×102< 2×102(4.3±0.1)×106(6.3±0.1)×105< 7×102< 4×102(5.8±0.1)×107

LI-AR-SL1(7.1±0.1)×106※1 放射能濃度は、2011.3.11において補正。分析値の±の後の数値は、計数誤差である。合計は定量値の合算。
※2 LI-AR-SL1-3を分析。
※3 Cs除去処理での収率を補正していないため参考値。

(6.6±0.1）×107
 γ核種は 134Cs、 137Csが主要な核種であった。 54Mn、 60Co及び125Sbが検出され、94Nb、152Eu、154Euは不検出であった。
 β核種の90Srは、137Csに対して約10倍の濃度であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15

除染装置スラッジ– α核種分析結果 –放射能濃度 〔Bq/cm3〕※1
試料名

238

Pu
（約88年）

LI-AR-SL1 ※2（硝酸溶解液）(1.4±0.4)×10-2

LI-AR-SL1(1.4±0.4)×10-2

239

Pu+240Pu

241

Am（約4.3×102年）

244

Cm（約18年）< 7×10-3< 2×10-2< 2×10-2※1 放射能濃度は、2011.3.11において補正。分析値の±の後の数値は、計数値誤差である。合計は定量値の合算。
※2 LI-AR-SL1-2 を分析。

 α核種では238Puを検出した。濃度は、これまでに分析した水処理二次廃棄物のうち最もα放射能濃度の高い多核種除去設備鉄共沈スラリー *と比べると 2 桁程度低い。

＊ 廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議（第21回），平成27年8月27日.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

汚染水
– 試料の性状、分析内容 – 1、2及び3号機 R/B滞留水、セシウム吸着装置処理水等のU同位体組成を分析した。
試料名

試料番号

採取日

採取場所

他の核種についての報告

1号機R/B 滞留水

LI-1RB-1

2016.12.8

原子炉建屋地下から移送した滞留水を高温焼却炉建屋の採水口にて採取

廃炉・汚染水対策チーム会合/第44回事務局会議

2号機TB 滞留水

LI-2TB7-1

2015.9.25

2号機タービン建屋地下

同上

3号機TB 滞留水

LI-3TB7-1

2015.10.15

3号機タービン建屋地下

同上

1号機PCV凝縮水

LI-1PCV-1

2016.12.7

1号機PCVガス管理システム設備

同上

LI-RW2-1

2013.7.9

プロセス主建屋3階サンプリングライン

廃炉・汚染水対策チーム会合/第20回事務局会議

LI-RW3-1

2014.9.3

同上

廃炉・汚染水対策チーム会合/第28回事務局会議

LI-HTI2-1

2013.7.9

高温焼却炉建屋1FL機器ハッチ

廃炉・汚染水対策チーム会合/第20回事務局会議

LI-HTI3-1

2014.8.5

同上

廃炉・汚染水対策チーム会合/第28回事務局会議

LI-HTI6-2

2015.9.8

高温焼却炉建屋

廃炉・汚染水対策チーム会合/第44回事務局会議

LI-KU7-1～4

2016.7.25

SMZスキッド出口/H2-4出口/H3-4出口/出口サンプリングライン

同上

LI-SA2-1

2013.8.13

S-4A出口サンプリングライン

廃炉・汚染水対策チーム会合/第20回事務局会議

LI-SA3-1
第二セシウム吸着装置(SARRY) 処理水
LI-SA6-3～4

2014.8.5

同上

廃炉・汚染水対策チーム会合/第28回事務局会議

2015.9.8

S-2A/S-2B出口サンプリングライン

廃炉・汚染水対策チーム会合/第44回事務局会議

LI-SA7-1～2

2016.7.25

F-2B/S-1B出口サンプリングライン

同上

集中廃棄物処理建屋
滞留水

セシウム吸着装置(KURION) 処理水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

汚染水
– 滞留水のU同位体と137Cs濃度の関係 – U同位体/137Cs比に関して、U同位体間の差は見られない。
 2及び3号機PCV滞留水のU同位体/137Cs比は、R/B滞留水、T/B滞留水、集中RW
滞留水に比べて1桁程度大きい。
凡例
1号機R/B ※1
1×100

1×100

1×100

2号機R/B ※2
3号機R/B ※2

10-8
10-9

1×10-2

1×10-2

1号機T/B ※3

1×10-22号機T/B ※110-10

1×10-43号機T/B ※110-11

1×10-4

1×10-42号機PCV ※3
3号機PCV ※310-6

1×10-6

1×10-8
1×100 1×102 1×104 1×106 1×108

1号機T/B

2号機T/B

1×10-8
1×100 1×102 1×104 1×106 1×108

3号機T/B 235U/137Cs比 1号機T/B

2号機T/B

集中RW ※3

10-7
10-8

10-8 10-9 10-10

234U/137Cs比

1×10-6

1×10-6

10-7（白抜きは縦軸の値が検出下限値）-10
10-9 10

1×10-8
1×100 1×102 1×104 1×106 1×108

3号機T/B 238U/137Cs比 1号機T/B

2号機T/B

3号機T/B

滞留水<4.5×10-9 1.5×10-9 5.4×10-9

滞留水

3.9×10-11 6.2×10-11 1.3×10-10

滞留水

7.9×10-10 7.2×10-10 1.1×10-9

燃料※4

2.1×10-5 2.4×10-5 2.5×10-5

燃料※4

5.0×10-7 6.0×10-7 6.6×10-7

燃料※44.5×10-6 4.9×10-6 5.2×10-6※1 本報告が初出。 ※2 廃炉・汚染水対策チーム会合/第54回事務局会議にて報告。
※4 損傷燃料の燃焼計算値（2011.3.11時点）。

※3 2012年度から2016年度に取得したデータ。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

18

汚染水
– 滞留水のU同位体間の関係 － 234U/238U比、 235U/238U比ともに採取場所による差異が見られ、損傷燃料と天然ウランの比の間の値である。滞留水中のウランの起源としては、損傷燃料や各種材料等に含まれる天然の成分の寄与が考えられる。
 234U/238U比と 235U/238U比は、多くの場合で天然ウランの比より損傷燃料の値に近い。1号機
R/B及びT/B、2号機T/Bで比が小さく、天然ウランの寄与が相対的に大きい。

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19

汚染水
– 処理水のU同位体間の関係 － 234U/238U比、 235U/238U比ともに、KURION処理水は、炉心燃料計算値やSARRY処理水に比べて低い傾向にある。但し、天然での比よりも高い。

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20

汚染水
– 滞留水の U 同位体分析結果 –放射能濃度 〔Bq/cm3〕※
試料名
LI-1RB-1
LI-2TB7-1
LI-3TB7-1
LI-1PCV-1
LI-RW2-1
LI-RW3-1
LI-HTI2-1
LI-HTI3-1
LI-HTI6-2

234U（約2.5×105年）(1.7±2.1)×10-5(1.8±2.1)×10-5(1.4±0.3)×10-4<1.6×10-6(4.4±2.4)×10-5(6.3±2.4)×10-5(5.8±2.4)×10-5(7.1±2.4)×10-5(4.7±2.1)×10-5

235

U（約7.0×108年）(4.7±0.1)×10-7(7.4±0.1)×10-7(3.3±0.1)×10-5<7.5×10-10(9.9±0.6)×10-7(1.2±0.1)×10-6(1.5±0.1)×10-6(1.7±0.1)×10-6(1.3±0.2)×10-6

236

U（約2.3×107年）(2.2±0.3)×10-6(3.5±0.3)×10-6(1.8±0.1)×10-5<7.2×10-9(4.8±0.3)×10-6(6.4±0.4)×10-6(8.2±0.5)×10-6(9.2±0.5)×10-6(7.1±0.3)×10-6

238

U（約4.5×109年）(5.6±0.4)×10-6(8.6±0.4)×10-6(2.8±0.1)×10-5(6.3±10)×10-10(9.3±0.6)×10-6(1.2±0.1)×10-5(1.4±0.7)×10-5(1.6±0.1)×10-5(1.2±0.1)×10-5※ 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、計数誤差である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

21

汚染水
– 処理水の U 同位体分析結果 –放射能濃度 〔Bq/cm3〕※
試料名
LI-KU7-1
LI-KU7-2

LI-KU7-3
LI-KU7-4
LI-SA2-1
LI-SA3-1
LI-SA6-3
LI-SA6-4
LI-SA7-1
LI-SA7-2

234U（約2.5×105年）(5.8±2.1)×10-5(5.7±0.4)×10-5(9.5±4.3)×10-6(8.7±4.3)×10-6(5.8±2.4)×10-5(7.4±2.4)×10-5<1.6×10-6<1.6×10-6(9.8±2.1)×10-5<1.6×10-6

235

U（約7.0×108年）(1.5±0.1)×10-6(1.7±0.1)×10-6(2.3±0.1)×10-7(2.9±0.1)×10-7(1.3±0.1)×10-6(1.6±0.1)×10-6(3.7±1.8)×10-9(4.0±1.8)×10-9(2.5±0.1)×10-6(5.4±1.8)×10-9236

U（約2.3×107年）(6.6±0.3)×10-6(7.3±0.1)×10-6(8.6±0.6)×10-7(8.4±0.6)×10-7(6.9±0.4)×10-6(8.3±0.5)×10-6<7.3×10-9<7.2×10-9(1.2±0.1)×10-5(7.8±53)×10-9

238

U（約4.5×109年）(1.6±0.1)×10-5(1.9±0.1)×10-5(2.7±0.1)×10-6(4.0±0.1)×10-6(1.2±0.1)×10-5(1.4±0.1)×10-5(3.4±0.1)×10-8(3.7±0.1)×10-8(2.5±0.1)×10-5(5.8±0.1)×10-8※ 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、計数誤差である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22

多核種除去設備処理水－ 試料の性状－ 多核種除去設備の運転により生じる二次廃棄物に関して、使用済み吸着材が含有する放射能の推定に資するため、A系列設備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, 94Nb, 99Tc, 126Sn, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 238Pu,
239+240Pu, 241Am, 244Cm

試料名

採取日

LI-EAL9A-1
LI-EAL9A-2
LI-EAL9A-3
LI-EAL9A-4
LI-EAL9A-5
LI-EAL9A-6
LI-EAL9A-7
LI-EAL9A-8
LI-EAL9A-9
LI-EAL9A-10
LI-EAL9A-11

2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15
2017.3.15

採取場所
入口
既設A系列鉄共沈処理設備出口
既設A系列炭酸塩沈殿処理設備出口
既設A系列Ag添着活性炭出口
既設A系列チタン酸塩①出口
既設A系列チタン酸塩②出口
既設A系列酸化チタン出口
既設A系列銀ゼオライト出口
既設A系列酸化セリウム出口
既設A系列キレート樹脂①出口
既設A系列活性炭出口©International Research Institute for Nuclear Decommissioning23

多核種除去設備処理水－ 核種分析結果① －
試料名

60

Co
（約5.3年）

放射能濃度〔Bq/cm3〕※
63
79
90
Ni
Se
Sr
2
4
（約1.0×10 年） （約6.5×10 年） （約29年）

LI-EAL9A-1 (8.5±0.9) × 10-2 (5.6±0.2) × 10-1
LI-EAL9A-2< 4 × 10-2
(1.2±0.1) × 10-1
LI-EAL9A-3< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-4< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-5< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-6< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-7< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-8< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-9< 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-10 < 4 × 10-2
< 6 × 10-2
LI-EAL9A-11< 4 × 10-2
< 6 × 10-2

94

99
Nb
Tc
4
（約2.0×10 年） （約2.1×105年）< 5 × 10-2(2.0±0.1) × 102< 2 × 10-2

< 5 × 10-2

< 5 × 10-2(2.1±0.1) × 102< 2 × 10-2

< 5 × 10-2

< 5 × 10-2

(4.6±0.1) × 101< 2 × 10-2

< 5 × 10-2―

(4.5±0.1) × 101< 2 × 10-2

―

―

0

< 2 × 10-2―

< 2 × 10-2―

< 2 × 10-2―

< 2 × 10

-2

―

―
―

(1.5±0.1) × 10
(4.4±0.2) × 10
< 6 × 10

-1

-2
-1

―

(2.4±0.2) × 10―

< 6 × 10-2

< 2 × 10-2――

< 6 × 10-2

< 2 × 10-2―

< 5 × 10-2

< 6 × 10-2

< 2 × 10-2

< 5 × 10-2

※ 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、計数誤差である。
「－」は、分析していないことを表す。

 63NiはLI-EAL9A-3で、90SrはLI-EAL9A-9で不検出となった。
 79Se、94Nb、99Tcは測定した全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24

多核種除去設備処理水－ 核種分析結果② －試料名
LI-EAL9A-1
LI-EAL9A-2
LI-EAL9A-3
LI-EAL9A-4
LI-EAL9A-5
LI-EAL9A-6
LI-EAL9A-7
LI-EAL9A-8
LI-EAL9A-9
LI-EAL9A-10
LI-EAL9A-11

放射能濃度〔Bq/cm3〕※
126
129
137
152
Sn
I
Cs
Eu
5
7
（約1.0×10 年） （約1.6×10 年）（約30年）（約14年）

154Eu（約8.6年）< 5 × 10-2(2.8±0.1) × 10-2

(1.2±0.1) × 10-1

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2

< 5 × 10-2

(3.4±0.2) × 10-2

(3.0±0.1) × 10-1

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2

< 5 × 10-2

< 2 × 10-2

(3.1±0.1) × 10-1

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2―

< 2 × 10-2

(3.9±0.1) × 10-1

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2―

< 2 × 10-2

(8.1±0.1) × 10-1

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2―

< 2 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2―

< 2 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-1

< 8 × 10-2―

< 2 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-1

< 8 × 10-2―

< 2 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-1

< 8 × 10-2―

< 2 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2

< 5 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-2

< 2 × 10-1

< 7 × 10-2

※ 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、計数誤差である。
「－」は、分析していないことを表す。

 137CsはLI-EAL9A-6で不検出となった。
 126Sn、152Eu、154Euは全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning25

多核種除去設備処理水－ 核種分析結果③ －放射能濃度〔Bq/cm3〕※
239
241
Pu+240Pu
Am
4
3（約2.4×10 年、約6.6×10 年） （約4.3×102年）

試料名Pu（約88年）

LI-EAL9A-1
LI-EAL9A-2
LI-EAL9A-3
LI-EAL9A-4
LI-EAL9A-5
LI-EAL9A-6
LI-EAL9A-7
LI-EAL9A-8
LI-EAL9A-9
LI-EAL9A-10
LI-EAL9A-11< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 2 × 10-3

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 2 × 10-3

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 2 × 10-3

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 1 × 10-3

< 2 × 10-3

238

244

Cm
（約18年）※ 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。「－」は、分析していないことを表す。
239+240Puの半減期補正は240Puの半減期（約6.6×103年）を使用。

 238Pu、239+240Pu、241Am、244Cmは全ての試料で不検出であった。
 多核種除去設備の処理水（設備出口のLI-EAL9A-11）は、分析の結果、放射性
核種は不検出であった。（ただし、トリチウムは除去されていない。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning26

土壌– 試料 –
試料番号
S2-K2-1-1

採取場所（下図参照）
Kエリア

採取日
2015.3.16

質量 [g]
50

線量率 [μSv/h（γ）]

備考

0.8

放射能濃度を既報 *1

S2-P1-1-1

Pエリア

2015.5.8

50

1.4

同上

S3-H4A-1

H4タンクエリア（測定点A）

2016.3.335

2.0

S3-H4A-1（測定点A）

S2-P1-1-1

堰

漏えい発生
場所

S2-K2-1-1

H4タンクエリア

土壌試料採取場所

試料の外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*1 廃棄物試料の分析結果（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）, 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第40回）, 平成29年3月30日.

27

土壌– 分析内容 – 土壌を乾燥し、質量を測定した後に、元素濃度を分析した。
 湿式法により試料を分級した。乾燥して質量を測定した。
 JIS規格公称目開き 2.8 mm及び 90 μm のふるいを使用。2.8 mm以上の粒子は含まれていなかった。

 分級した土壌中の全α、90Sr、137Cs濃度を分析した。
土壌試料
乾燥（105℃）
異物の除去
質量測定

元素分析

湿式分級

湿式分級の様子

湿式分級（純水を加え、団粒を解きほぐしながらろ別）

分級土壌
分級土壌
（<0.09 mm） （0.09–2.8 mm）

湿式分級による土壌の粒度分布 [質量%]分級土壌(>2.8 mm）

乾燥（105℃）

試料番号<0.09 [mm]0.09～2.8 [mm]>2.8 [mm]質量測定

S2-K2-1-1
S2-P1-1-1
S3-H4A-1

79
57
45

21
43
55

0
0
0

放射化学分析

分析操作フロー

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning28土壌– 試料の分析結果 –

137Cs と 90Sr は粒径にかかわらず同じように移行し、粒径の小さい土壌に濃縮される。

湿式分級した土壌試料の放射能物質収支

湿式分級した土壌試料の放射能濃度 [Bq/g]
試料番号 粒径 [mm]S2-K2-1-1
S2-P1-1-1

S3-H4A-1

全α

90Sr

137Cs

<0.09

< 2 × 10-3

(1.3±0.2) × 10-1 (6.9±0.7) × 100

0.09～2.8<0.09< 2 × 10-3
< 2 × 10-3

(1.6±0.1) × 100 (1.2±0.1) × 103

0.09～2.8<0.09< 2 × 10-3

(1.3±0.2) × 10-1 (7.7±0.2) × 101< 2 × 10-3(2.7±0.1) × 103 (4.5±0.2) × 101

0.09～2.8< 2 × 10-3(3.0±0.1) × 102 (2.6±0.3) × 100< 6 × 10-2(2.9±0.7) × 100

試料番号 粒径 [mm]

90Sr

137Cs

<0.09

89%

90%

0.09～2.8
<0.09

11%

10%

94%

95%

S2-P1-1-1 0.09～2.8<0.09
S3-H4A-1
0.09～2.8

6%

5%

88%

93%

12%

7%

S2-K2-1-1

・ 90Srと137Csの放射能濃度は、 2011.3.11において補正。分析値の±の後の数
値は、計数誤差。粒径2.8 mm以上の粒子は含まれていなかった。

試料番号

S2-K2-1-1
S2-P1-1-1
S3-H4A-1

Na
4.7
10.6
18.2

土壌試料の元素濃度 [mg/g]
元素
Mg
Al
Si
K
5.5
85.3
254.3
8.0
3.6
75.0
278.1
8.9
4.8
33.8
271.6
16.5

Ca
51.1
85.9
22.2

Fe
36.3
31.5
95.5

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

29

まとめ
 瓦礫試料（コンクリート）をイメージングプレート測定することにより、汚染の分布は不均一であり、汚染が生じたときにばく露していた面に留まっている傾向が見られた。廃棄物が含有する放射能量を推定する場合には、分布の不均一性を考慮する必要がある。
 除染装置のスラッジをSEM-EDX測定し、沈殿は複数の種類の粒子により構成され、他に水の添加により容易に分散することを明らかにした。また、放射性核種濃度を分析し、主な核種はβ線を放出する90Srであり、主要なγ線放出核種として137Cs、134Cs及び125Sbを、また、α線放出核種として238Puを含むことを明らかにした。
 滞留水や汚染水処理水中のウラン濃度を分析し、ウランのソースタームとしては、損傷した燃料と建屋等の構造材料が含む不純物が寄与することを明らかにした。
 多核種除去設備処理水の分析結果から、90Srや137Csと共に、長半減期核種である63Ni
や129Iも工程の上流側で除去されており、他系列のデータと同様の傾向であった。
 土壌を湿式法により分級し、粒径の小さな粒子にセシウムとストロンチウムが濃集されていることを確認した。
 固体廃棄物の性状に関するデータを蓄積するために、試料の採取と分析を継続していく。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning30