廃棄物試料の分析
1号機原子炉建屋５階瓦礫・１号機タービン建屋地下1階スラッジ
・多核種除去設備HICスラリー

平成28年9月29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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。
原子炉建屋の内部で採取された試料は、汚染状態を把握する上で優先度が高い。1号機原子炉建屋5階で採取された瓦礫(コンクリート)及び1号機タービン建屋地下1階で採取されたスラッジ(滞留水固形分) を分析した結果を報告する。
多核種除去設備 (ALPS) からの二次廃棄物は発生量と放射能の観点で重要である。また、漏えいリスクを低減させるスラリー安定化処理の検討に含水率や粒径が重要であるため、高性能容器（HIC）に充填した後保管されていた炭酸塩沈殿スラリーの試料を分析した結果を報告する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

廃棄物試料の分析状況
試料

報告
年度

2327

28

試料数

発表等

汚染水処理
設備出入口水••••1〜4号機タービン建屋滞留水等
滞留水（集中RW地下、高温焼却炉建屋地下）
淡水化装置濃縮水
処理水（セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置、多核種除去設備）

51

http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/images/handouts_110522_04-j.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/120924/120924_01jj.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130627/130627_02kk.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/131128/131128_01ss.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui
taisakuteam/2015/pdf/0730_3_4c.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui
taisakuteam/2016/pdf/0331_3_4f.pdf

瓦礫

•
•
•
•
•

1、2、3号機原子炉建屋内瓦礫
1, 2号機原子炉建屋内ボーリングコア
1、3、4号機周辺瓦礫
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60

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130828/130828_01nn.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/150326_01_3_7_04.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui
taisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui
taisakuteam/2016/pdf/0128_3_4d.pd

伐採木、立木、 • 伐採木（枝、葉）• 構内各所の立木(枝葉）及び落葉、土壌
落葉、土壌

128

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140130/140130_01tt.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140227/140227_02ww.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/150326_01_3_7_04.pdf

汚染水処理
二次廃棄物

• 多核種除去設備スラリー（既設、増設）

4

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui
taisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui
taisakuteam/2016/pdf/0128_3_4d.pdf

汚染水処理
二次廃棄物

• 増設多核種除去設備スラリー• 多核種除去設備吸着材

3
5

本報告
吸着材は採取準備中

瓦礫、スラッジ• 1号機原子炉建屋内瓦礫

14
6
4

本報告
分析中
本報告

• 1号機タービン建屋内スラッジ

汚染水処理
設備出入口水• 滞留水（集中RW地下、高温焼却炉建屋地下）• 処理後水（セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置、多核種除去設備）

28

滞留水

• 2、3号機PCV滞留水

12

焼却灰

• 焼却灰（雑固体廃棄物焼却設備）

5

土壌• 構内の土壌6

一部試料分析中、試料輸送準備中
分析中©International Research分析中
Institute for Nuclear Decommissioning

分析中

22

原子炉建屋内瓦礫 – 分析内容
 平成27年10月に 1号機原子炉建屋5階にて崩落屋根上下部分の瓦礫汚染状況調査が行われ、回収されたコンクリート片を試料（1RB-CR-R1～R14）として以下の核種を分析した。
 3H, 14C, 60Co, 63Ni, 79Se, 90Sr, 94Nb, 99Tc, 126Sn, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 238Pu,
239+240Pu, 241Am, 244Cm, 全α
 各試料の量が少なかったため、全核種が分析出来るよう137Cs濃度及び試料採取位置を考慮して、近接する試料を同一グループと見なして測定する核種を試料毎に割
り当てた。

※1

1RB-CR-R1~9：①~⑨にて採取
1RB-CR-R10：採取機の付着物※1

オペフロ全景（上空から撮影） ※1

1RB-CR-R11~14：⑩~⑬にて採取©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1 http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2016/pdf/0128_3_2c.pdf

3原子炉建屋内瓦礫 – 試料の性状
No.

形状等

試料名

場所

１
２
３
４
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14

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コンクリートコンクリートコンクリートコンクリート1RB-CR-R1
1RB-CR-R2
1RB-CR-R3
1RB-CR-R4
1RB-CR-R5
1RB-CR-R6
1RB-CR-R7
1RB-CR-R8
1RB-CR-R9
1RB-CR-R10
1RB-CR-R11
1RB-CR-R12
1RB-CR-R13
1RB-CR-R14

1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根上側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根下側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根下側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根下側
1号機原子炉建屋5階崩落屋根下側* 各試料の量が少なかったため、右表に示すグループごとに測定する核種を割り当てた。

崩落屋根上側崩落屋根下側グループ
西側
原子炉ウェル周辺
北西側
北東側
採取機の付着物
原子炉ウェル周辺

表面線量率(μSv/h)
30
18
7.5
38
9.0
44
23
45
8.0
3.5
35
65
150
45

質量
(g)
1.4
1.5
1.1
1.2
2.1
1.6
1.2
1.2
1.5
0.6
0.5
0.4
0.1
0.1

試料名
1RB-CR-R2, -R5
1RB-CR-R1, -R3, -R4, -R9
1RB-CR-R6, -R7
1RB-CR-R8
1RB-CR-R10
1RB-CR-R11〜R14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

4

タービン建屋内スラッジ – 分析内容
 平成27年9月に滞留水処理の検討のため1号機タービン建屋地下1階にて採取されたスラッジ（1TB-MI-SL1～SL4）を試料として、以下の核種を分析した。
 60Co, 63Ni, 90Sr, 94Nb, 126Sn, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 238Pu, 239+240Pu,
241Am, 244Cm
 試料量が少なかったため、試料を分割せずに一括して酸抽出し、分析を行った。

ヒーター室南側
サンプルの写真は，弊社がANADEC殿から入手した際の外観写真

復水ポンプ室脇•••

1TB-MI-SL3
1TB-MI-SL4

1TB-MI-SL1

ヒーター室北側•

1TB-MI-SL2

1号機タービン建屋地下1階 ※1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1 引用資料：http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/osensuitaisaku/committtee/rikugawa_tusk/20150520_01.html
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/osensuitaisaku/committtee/rikugawa_tusk/pdf/150520_01j.pdf

5

タービン建屋内スラッジ – 試料の性状
No.

形状等

試料名

場所

１
２
３
４

スラッジ
スラッジ
スラッジ
スラッジ

1TB-MI-SL1
1TB-MI-SL2
1TB-MI-SL3
1TB-MI-SL4

1号機タービン建屋地下1階
1号機タービン建屋地下1階
1号機タービン建屋地下1階
1号機タービン建屋地下1階

表面線量率

質量

(μSv/h)
55
100
120
5.5

(g)
0.2
0.1
0.1
7.4

1TB-MI-SL1

1TB-MI-SL2

1TB-MI-SL3

1TB-MI-SL4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

タービン建屋内スラッジ – 元素分析結果
K Ca

Fe

Ca Fe
S

S

Na

K

S

Na
Fe

Si

Al

K

試料名
1TB-MI-SL1
1TB-MI-SL2
1TB-MI-SL3
1TB-MI-SL4

Na
13
9.6
22
4.7

Mg
4.6
9.3
4.4
2.5

Al
18
20
8.3
14

Al

Si
Al

Ca

1TB-MI-SL2

Ca Na

Mg

Al

1TB-MI-SL1

K

Na

Mg

Mg

Si

Mg

S

Si

1TB-MI-SL3

元素重量比/％
Si
S
53
4.6
50
1.1
22
7.6
66
0.6

1TB-MI-SL4

K
1.4
7.2
0.6
3.3

Ca
2.6
1.3
5
9

Fe
2.4
2.4
30
-

 SL1、2、4はSiとAlが、SL3はFe、NaとAlが主成分である※ SEM/EDXにより元素分析を行った。Naより原子番号の大きい元素を分析対象とした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7原子炉建屋瓦礫・タービン建屋スラッジ – 核種分析結果①– 14C, 60Coと137Cs濃度の関係 –RBは原子炉建屋を表す

1号機RB瓦礫C-14/Cs
1号機RB瓦礫※1
2号機RB瓦礫※1
3号機RB瓦礫※1

3
1000

10
14C放射能濃度（Bq/g）

100

10110

RBは原子炉建屋、TBはタービン建屋を表す

10000

1号機RB瓦礫
1号機TBスラッジ
Co-60/Cs
1号機RB瓦礫※1
2号機RB瓦礫※1
3号機RB瓦礫※1
1号機TB砂※2

3
1000

10

（白抜きは検出下限値）

下側瓦礫
1

10-10.1
上側瓦礫
0.01

60Co放射能濃度（Bq/g）

10000

100

10110

10-10.1
0.01

10-3

10

0.0001
1.E+00下側瓦礫（白抜きは検出下限値）

1

10-3
0.001
-3

10-4

上側瓦礫

10-5

1.E+01
1
10

-3
0.001
10

10-6

1.E+02

1.E+033

1010-4
1.E+04

1.E+05510

1.E+06

1.E+07710

1.E+0810-6

10-5

0.0001
1

10101

100

137Cs放射能濃度（Bq/g）

3
1000
10

10000

5 1000000 10000000100000000
100000
10
107

137Cs放射能濃度（Bq/g）

 14C/137Cs比は上側瓦礫と下側瓦礫で同程度

 60Co/137Cs比は、1号機TBスラッジと1号機RB瓦礫で同程度

14C/137Cs放射能濃度比

60Co/137Cs放射能濃度比

1号機RB瓦礫
2.3×10-5

1号機燃料※3
1.0×10-6

H26年度~本報告取得データの平均値

1号機TBスラッジ・砂

9.8×10-5

1号機RB瓦礫
1.0×10-5

1号機燃料※3
1.3×10-5

H26年度~本報告取得データの平均値©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：H26年度及びH27年度取得データ※2：H27年度取得データ※3：1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」）

8

原子炉建屋瓦礫・タービン建屋スラッジ – 核種分析結果②– 90Sr, 238Puと137Cs濃度の関係 –1.00E+06
106

RBは原子炉建屋、TBはタービン建屋を表す

1号機RB瓦礫
1号機TBスラッジ
Sr-90/Cs

1.00E+04
104

1.00E+03

下側瓦礫

1.00E+02
2

10

1.00E+01

10-1

100

上側瓦礫

10-2

1.00E+00
0

10

10-3

10

1号機RB瓦礫※1
2号機RB瓦礫※1
Pu-238/Cs
3号機RB瓦礫※1
1号機TB砂※2

100

10101

下側瓦礫

（白抜きは検出下限値）

1

-1
100.1
0.01

0.001
-3
10

10-4

10-5

1.00E-01
1.00E+00 1.00E+01
1 1.00E+02 1.00E+03
3 1.00E+04 1.00E+05
5 1.00E+06 1.00E+07
7 1.00E+08

10

1号機RB瓦礫
1号機TBスラッジ

3
1000
10

1号機RB瓦礫※1
2号機RB瓦礫※1
3号機RB瓦礫※1
1号機TB砂※2

1.00E+05

90Sr放射能濃度（Bq/g）

RBは原子炉建屋、TBはタービン建屋を表す
10000

238Pu放射能濃度（Bq/g）

1.00E+07

10

10

10-6 10-7

10-80.0001
1

10 1
10

100

137Cs放射能濃度（Bq/g）

1000
3
10

10000

1000005101000000 10000000100000000
7

10

137Cs放射能濃度（Bq/g）

 90Sr/137Cs比は、1号機TBスラッジ・
砂＞1号機RB瓦礫 238Pu/137Cs比はH27年度までの1号
機RB瓦礫と同程度

90Sr/137Cs放射能濃度比

238Pu/137Cs放射能濃度比

1号機TBスラッジ・砂

4.8×10-2

1号機RB瓦礫
2.0×10-3

1号機燃料※3
7.4×10-1

H26年度～本報告取得データの平均値

1号機TBスラッジ・砂

1.4×10-7

1号機RB瓦礫
6.8×10-8

1号機燃料※3
2.3×10-2

H26年度~本報告取得データの平均値©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：H26年度及びH27年度取得データ※2：H27年度取得データ※3：1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原子炉建屋瓦礫・タービン建屋スラッジ – 核種分析結果③– 90Sr, 238Puと137Csの採取箇所毎の放射濃度比 –1.0E-01
10-1

1号機燃料※1

1.0E-10

滞留水

1.0E-09
10-9（H24，25年度取得データ）

1号機燃料※1

滞留水（H24，25年度取得データ）

1号機TB（スラッジ・砂）（H27年度～本報告取得データ）

3号機RB瓦礫（H26，27年度取得データ）

2号機RB瓦礫（H26，27年度取得データ）

1.0E-06

1号機RB瓦礫

1.0E-0510-5

1.0E-08

1号機TB（スラッジ・砂）1.0E-04

1.0E-07
10-7（H27年度～本報告取得データ）

1.0E-0310-3

1.0E-06

3号機RB瓦礫

1.0E-02

1.0E-05
10-5（H26，27年度取得データ）

1.0E-0110-1

1.0E-04

2号機RB瓦礫

1.0E+00

1.0E-03
10-3（H26，27年度取得データ）

放射能濃度比（238Pu/137Cs）

1.0E+01
101

エラーバーは±1σ （標準偏差）の範囲を表す

1.0E-02

1号機RB瓦礫

エラーバーは±1σ （標準偏差）の範囲を表す

1.0E+02

RBは原子炉建屋、TBはタービン建屋を表す（H26年度～本報告取得データ）

RBは原子炉建屋、TBはタービン建屋を表す（H26年度～本報告取得データ）

放射能濃度比（90Sr/137Cs）

1.0E+03103

 90Sr/137Cs比は、滞留水＞1号機TB＞
RB（1，2，3号機）瓦礫の順に高い

 238Pu/137Cs比は1，2，3号機RB瓦礫と1号機TBとでは同程度

 タービン建屋の汚染は、滞留水が寄与した可能性がある

 滞留水の 238Pu/137Cs比は、他と比
べ1～2桁低い©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：1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多核種除去設備スラリー – 分析内容
 静置状態であった高性能容器（HIC）No.172から、上澄み水下の炭酸塩沈殿スラリーの上層（HIC内プレート下面より下方約60cm）、中層（同約100cm）、下層（同約150cm）から試料を採取し、放射能・元素濃度、固液比、上澄液のpH、粒度分布を分析した。
 放射性核種は以下を対象として分析した。
54Mn, 60Co， 90Sr, 94Nb, 125Sb, 137Cs, 152Eu， 154Eu, 238Pu,
239+240Pu, 241Am，244Cm

AAL-S1-2
AAL-S1-3
AAL-S1-4

H27.4.16
H27.4.16
H27.4.16

線量率※
採取者（ｍSv/h）
190
東芝
210
東芝
150
東芝

AAL-S1-1

H27.5.13

JAEA

試料名
増設ALPS炭酸塩沈殿スラリー（深さ 150cm）
増設ALPS炭酸塩沈殿スラリー（深さ 100cm）
増設ALPS炭酸塩沈殿スラリー（深さ 60cm）
増設ALPS炭酸塩沈殿スラリー ※1
参考（充填後直ちに採取）
1
2
3

採取日

22

※ 5 cm3 を10 cm3 バイアル瓶に収納したときの表面線量率。H27年5月27日に測定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日.

11スラリーの固液比及び上澄液のpH●固液比•

炭酸塩沈殿スラリー試料を撹拌後、一定量分取し、蒸発乾固前後の重量から固液比を求めた。
深さとともに固体の割合が増える傾向がうかがわれる。
安定化処理の検討に用いている模擬スラリー（固体重量比10～20%）と同程度であることが確認できた。

•
•

試料名

No.

1 AAL-S1-2（深さ150cm）
2 AAL-S1-3（深さ100cm）
3 AAL-S1-4（深さ60cm）
参考 AAL-S1-1（充填後直ちに採取） ※1

重量比 (%)
固体
液体
23.6
76.4
22.7
77.3
15.7
84.3
12.1
87.9

【参考】容量比 (%)＊
固体
液体
10.9
89.1
10.4
89.6
6.8
93.2
5.1
94.9

* 元素分析の結果から、化合物を想定して比重を設定し、算出。

●上澄液のpH••

炭酸塩沈殿スラリー試料を一定量分取し、上澄液のpHを測定した。
約11であり、深さの影響は小さいとみられる。
No.
pH
試料名
1 AAL-S1-2（深さ150cm）
11.5
2 AAL-S1-3（深さ100cm）
11.4
3 AAL-S1-4（深さ60cm）
11.0©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日.

12スラリーの粒度分布
粒子径測定結果（μm）
No.
試料名
メジアン径
平均径
最大粒子径
（個数基準） （個数基準） （体積基準）
1 AAL-S1-2（深さ150cm）
2.93
2.03
8.65
22.8
2 AAL-S1-3（深さ100cm）
3.10
1.98
10.0
17.5
3 AAL-S1-4（深さ60cm）
3.01
1.90
15.1
29.6
5.27
4.30
13.2
26.9
参考 増設AAL-S1-1（充填後直ちに採取） ※1
7.40
6.85
15.2
29.4
参考
既設EAL-S2-2（同上）※1
※2
3.62
2.36
12.7
23.2
参考
既設AL-S2-1（同上）AAL-S1-2の粒度分布（体積基準）

AAL-S1-3の粒度分布（体積基準）

AAL-S1-4の粒度分布（体積基準）

 炭酸塩沈殿スラリーを純水中に希釈・分散させ、これを分取しフィルター上で乾燥後、マイラー膜で密封し、マイクロスコープで画像を撮影した。得られた画像を画像解析し、粒子径を求めた。
 粒子径に深さの依存性は見られない。また、静置したことによる影響は伺われない。
 安定化処理の検討に用いている模擬スラリー（メジアン径（体積基準）13～17μm）と同程度であることが確認できた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日. メジアン径（体積基準）を追加.
※2：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. メジアン径（体積基準）を追加.

13

スラリーの放射性核種分析結果
放射能濃度 [Bq/cm3]

1.0E+08
AAL-S1-4（深さ60cm）
AAL-S1-3（深さ100cm）

1.0E+06

AAL-S1-2（深さ150cm）
参考） AAL-S1-1

1.0E+04
1.0E+02

1.0E+00

238Pu

Pu-239+240

137Cs

Pu-238

125Sb

Cs-137

90Sr

Sb-125

60Co

Sr-90

54Mn

Co-60

Mn-54

1.0E-02239+240Pu※ 白抜きのバーは検出下限値を示す。

 いずれの炭酸塩沈殿スラリー試料についても90Srが支配的であり、125Sb等の他の核種に比べて4桁以上も高い。
 94Nb，152Eu，154Eu，241Am，244Cmは全ての試料で不検出であった。

 放射能濃度は、深さによる固液比の違いの影響が示唆される。※1
 核種組成は、HIC（処理した水）ごとに若干異なる可能性が示唆される。※2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：参考 P. 27 の左図。
※2：参考 P. 27 の左・右図。

14

スラリーの元素分析結果（推定した物質の重量比）
SiO2
Na2CO
3

SrCO3

Na2COSiO2
3

CaCO3

SrCO3

SiO2

SrCO3

Na2CO3Mg(OH)
2

AAL-S1-2（深さ150cm）

AAL-S1-3（深さ100cm）

FeO(OH
)・H2O

SrCO3

Ni(OH)2

CaCO3

CaCO3

Mg(OH)
2

SiO2
Na2CO
3

CaCO3
Mg(OH)
2

Mg(OH)
2

AAL-S1-4（深さ60cm）

参考 AAL-S1-1※1※代表的な化合物を想定して算出。

 いずれもCaCO3とMg(OH)2で約9割を占める。
 Ca と Mg の比は HIC （処理した水）により変わると思われる。
 60cmの試料は、100cm及び150cmの試料に比べてNa2CO3 の割合が大きい
が、液体含有量の割合が高い影響と考えられる。その他については、深さの依存性は認められない。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日.

15

まとめ
 原子炉建屋内瓦礫(コンクリート)、タービン建屋内スラッジ、多核種除去設備炭酸塩
沈殿スラリーを分析し、それぞれ次の核種が検出された。

 コンクリート： 3H, 14C, 60Co, 63Ni, 79Se, 90Sr, 129I, 137Cs, 154Eu, 238Pu,
239+240Pu, 241Am, 244Cm, 全α
 スラッジ： 60Co, 63Ni, 90Sr, 137Cs, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm
 スラリー： 54Mn, 60Co，90Sr, 125Sb, 137Cs, 238Pu, 239+240Pu
 1号機原子炉建屋の瓦礫（コンクリート）は、これまでに得られた瓦礫の分析データに整合する結果を示し、汚染組成が類似している。
 1号機タービン建屋のスラッジ（滞留水固形分）は、汚染水と接触した影響がうかがわれ、空気と水を経由した複合的な汚染の可能性が示唆された。
 多核種除去設備から発生した炭酸塩沈殿スラリーについて、核種組成が容器内で均一である一方、容器（処理した汚染水）ごとに違う可能性が示唆された。
 また、スラリーは、放射能濃度とともに固液比、粒度分布などのデータを得た。スラ
リー安定化処理（脱水）技術の研究開発において、適用性試験を行っており、試験に用いる模擬スラリーの性状が実際のスラリーと同程度であることを、固液比や粒度分布のデータにより確認できた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

今後の計画分析は、１号機原子炉建屋天井ボーリングコア、可燃物の焼却による灰、2及び3号機PCVや多核種除去設備の工程内で採取した水試料、サイト内土壌などの試料を対象として継続し、分析データの蓄積を進めていく。

分析により得られた放射性核種濃度のデータは、解体廃棄物や汚染水処理二次廃棄物のインベントリ評価において、推定の精度向上に利用し、処理・処分技術の検討に提供する。
得られた分析データは、廃炉に係わる広いニーズに対応するため速やかに公開していく。ここで、研究実施事業者による公開も検討する。また、分析結果を利用した研究開発の成果については、新たな知見や成果がまとめられた段階で、本チー
ム会合／事務局会議で報告する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

参考情報

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 Decommissioning18原子炉建屋内瓦礫の核種分析結果 ①
放射能濃度(Bq/g)
137

No.

試料名

Co
（約5.3年）Nb（約2.0×104年）

Cs（約30年）

Eu（約14年）

Eu（約8.6年）１

1RB-CR-R1――(2.8±0.1) × 105

―

―

２

1RB-CR-R2(2.3±0.2) × 100< 3 × 10-1(1.5±0.1) × 105< 3 × 100

< 1 × 100

３

1RB-CR-R3――(6.2±0.1) × 104

―

―

４

1RB-CR-R4(9.1±0.3) × 100< 3 × 10-1

(3.8±0.1) × 105< 3 × 100(1.9±0.3) × 100

５

1RB-CR-R5――(4.7±0.1) × 104

―

―

６

1RB-CR-R6(1.2±0.1) × 101< 3 × 10-1

(3.1±0.1) × 105< 3 × 100(2.5±0.3) × 100

７

1RB-CR-R7――(2.0±0.1) × 105

―

―

８

1RB-CR-R8(1.1±0.1) × 101< 3 × 10-1

(4.1±0.1) × 105< 3 × 100(2.2±0.4) × 100

９1RB-CR-R9――(5.8±0.1) × 104

―

―

10

1RB-CR-R10――(3.9±0.1) × 104

―

―

5

―

―

60

94

152

154

11

1RB-CR-R11――(8.2±0.1) × 10

12

1RB-CR-R12(1.5±0.1) × 101< 1 × 100(1.7±0.1) × 106< 9 × 100

< 4 × 100

13

1RB-CR-R13(1.6±0.1) × 102< 4 × 100(1.5±0.1) × 107< 4 × 101(2.1±0.4) × 101

14

1RB-CR-R14――(1.1±0.1) × 107――

放射能濃度は、H23.3.11に補正。
分析値の±より後ろの数値は、計数値誤差である。
－は分析未実施を示す。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning19原子炉建屋内瓦礫の核種分析結果 ②
放射能濃度(Bq/g)
No.

試料名

Sr
（約29年）

Tc(約2.1×105年)

Sn(約1.0×105年)

I(約1.6×107年)

１

1RB-CR-R1―< 3 × 10-1―

< 2 × 10-1

２

1RB-CR-R2(5.6±0.2) × 101

―

―

―

４

1RB-CR-R4(2.0±0.1) × 102

―

―

―

５

1RB-CR-R5―< 3 × 10-1―

< 2 × 10-1

６

1RB-CR-R6(2.0±0.1) × 102

―

―

―

７

1RB-CR-R7―< 4 × 10-1―

< 3 × 10-1

８

1RB-CR-R8(2.2±0.1) × 102―< 5 × 10-1―

11

1RB-CR-R11―< 9 × 10-1―

(3.0±0.3) × 10-1

12

1RB-CR-R12(4.3±0.1) × 102

―

―

―

13

1RB-CR-R13(4.5±0.1) × 103―< 5 × 100――

< 6 × 100

14

1RB-CR-R1490―

放射能濃度は、H23.3.11に補正。
分析値の±より後ろの数値は、計数値誤差である。
－は分析未実施を示す。

99< 7 × 10

0

126

129

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20原子炉建屋内瓦礫の核種分析結果 ③
放射能濃度(Bq/g)
63

No.

試料名

H
（約12年）

C(約5.7×103年)

Ni(約1.0×102年)

Se(約6.5×104年)

１

1RB-CR-R1(7.5±0.2) × 100(4.4±0.9) × 10-1―

< 2 × 10-1

５

1RB-CR-R5(5.0±0.7) × 10-1

(3.4±0.5) × 10-1―

< 2 × 10-1

６

1RB-CR-R6――(2.3±0.1) × 100―

７

1RB-CR-R7(2.8±0.2) × 100< 4 × 10-1―

< 3 × 10-1

11

1RB-CR-R11(4.0±0.1) × 101(1.1±0.1) × 101―< 9 × 10-1

13

1RB-CR-R13――(2.7±0.1) × 101―

14

1RB-CR-R14(4.6±0.3) × 101(3.7±0.2) × 101―(6.5±1.4) × 100

3

14

79

放射能濃度（Bq/g）
239+240

No.

試料名

Pu
（約88年）

Pu（約2.4×104年
約6.6×103年）

Am（約4.3×102年）

Cm（約18年）

全α２

1RB-CR-R2

―

―

―

―

< 6 × 10-2

４

1RB-CR-R4

―

―

―

―

< 7 × 10-2

6

1RB-CR-R6

―

―

―

―

< 5 × 10-2

8

1RB-CR-R8

―

―

―

―

(1.3±0.3) × 10-1

12

1RB-CR-R12

―

―

―

―

< 2 × 10-1

13

1RB-CR-R13(6.0±1.1) × 10-1

(1.6±0.6) × 10-1

(1.6±0.4) × 10-1

(1.6±0.4) × 10-1―

238

放射能濃度は、H23.3.11に補正。
分析値の±より後ろの数値は、計数値誤差である。
－は分析未実施を示す。

241

244

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
239+240Puの半減期補正は240Puの半減期（約6.6×103年）を使用。

21

タービン建屋内スラッジの核種分析結果 ①
放射能濃度(Bq/g)
137

No.

試料名

Co
（約5.3年）Nb（約2.0×104年）

Cs（約30年）

Eu（約14年）

Eu（約8.6年）１

1TB-MI-SL1(3.7±0.1) × 102< 3 × 100(3.1±0.1) × 106< 2 × 101

< 1 × 101

２

1TB-MI-SL2(1.4±0.1) × 102< 2 × 101(1.2±0.1) × 107< 1 × 102

< 5 × 101

３

1TB-MI-SL3(2.0±0.1) × 103< 4 × 100(3.4±0.1) × 106< 4 × 101

< 2 × 101

４

1TB-MI-SL4(1.1±0.1) × 100< 7 × 10-2

(9.8±0.1) × 103< 6 × 10-1

< 3 × 10-1

60

94

No.

試料名

Ni
（約1.0×102年）

放射能濃度（Bq/g）
90
Sr（約29年）

１

1TB-MI-SL1(4.7±0.1) × 101(1.5±0.1) × 105< 3 × 100

２

1TB-MI-SL2(7.6±0.3) × 101(6.5±0.1) × 104< 2 × 101

３

1TB-MI-SL3(1.4±0.1) × 102(1.6±0.1) × 106< 5 × 100

４

1TB-MI-SL4(1.1±0.2) × 10-1

(1.1±0.1) × 103< 8 × 10-263

放射能濃度は、H23.3.11に補正。
分析値の±より後ろの数値は、計数値誤差である。

152

154

126

Sn
（約1.0×105年）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

22

タービン建屋内スラッジの核種分析結果 ②
放射能濃度（Bq/g）
239+240

No.

試料名

Pu
（約88年）

Pu（約2.4×104年
約6.6×103年）

Am（約4.3×102年）

Cm（約18年）

１

1TB-MI-SL1(1.7±0.2) × 100(4.8±0.8) × 10-1(1.2±0.2) × 100(2.8±0.3) × 100

２

1TB-MI-SL2< 6 × 10-1

< 6 × 10-1

< 6 × 10-1(1.7±0.4) × 100

３

1TB-MI-SL3< 2 × 10-1

< 2 × 10-1

< 2 × 10-1

(2.6±0.7) × 10-1

４

1TB-MI-SL4< 3 × 10-3

< 3 × 10-3

< 5 × 10-3

< 5 × 10-3238

放射能濃度は、H23.3.11に補正。
分析値の±より後ろの数値は、計数値誤差である。
239+240Puの半減期補正は240Puの半減期（約6.6×103年）を使用。

241

244

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning23

多核種除去設備スラリーの核種分析結果 ①
試料名

54

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
60
94
125
Co
Nb
Sb
4
（約5.3年）（約2.0×10 年）（約2.8年）(1.9±0.4)×102< 8×101(5.1±0.5)×103

Cs（約30年）< 3×102

137

1

AAL-S1-2

Mn（約312日）< 5×103

2

AAL-S1-3< 7×103(1.9±0.3)×102< 7×101(4.8±0.4)×103< 2×1023

AAL-S1-4(2.4±0.2)×103(2.2±0.1)×102< 2×10-1(3.6±0.3)×103(2.1±0.4)×101

参考 AAL-S1-1※1 (1.9±0.2)×103(3.9±0.1)×102< 2×101(1.4±0.1)×103(9.4±0.1)×102

1

AAL-S1-2

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
152
154
Eu
Eu
（約14年）（約8.6年）2< 3×10< 3×1022

AAL-S1-3< 2×102< 2×1023

AAL-S1-4< 2×100< 2×100

参考 AAL-S1-1※1< 4×101< 3×101

試料名

放射能濃度は、減衰をH23.3.11に補正。
分析値の±の後の数値は、計数値誤差である。

 60Co, 125Sb：全ての試料で検出。
 94Nb，152Eu，154Eu：全ての試料で不検出。
【参考】スラリー固体分あたりの放射能濃度

試料名

容量比
(%)＊

放射能濃度 〔Bq/cm3〕

1

AAL-S1-2

10.9

1.7×103

4.7×104

2

AAL-S1-3

10.4

1.8×103

4.6×104

3

AAL-S1-4

6.8

3.2×103

5.3×104

60

Co

125

Sb

* 元素分析の結果から、化合物を想定して比重を設定し、算出。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日. 減衰補正の基準をH27.7.28からH23.3.11に変更.

24

多核種除去設備スラリーの核種分析結果 ②
放射能濃度 〔Bq/cm3〕
試料名

238

Pu
（約88年）

239

Pu+240Pu

241

244
Am
Cm
（約4.3×102年） （約18年）

1

AAL-S1-2 (3.6±0.8)×10-1 (1.6±0.6)×10-1

2

AAL-S1-3< 9×100

3

AAL-S1-4< 7×100

Sr（約29年）< 3×10-1< 2×10-1 (9.0±0.2)×107< 7×100< 4×101< 8×10-1 (8.0±0.1)×107< 4×100< 2×100< 2×10-1 (5.7±0.1)×107

参考 AAL-S1-1※1 (2.1±0.1)×10-1 (7.8±0.6）×10-2 (2.0±0.4）×10-2 < 7×10-3
 α線放出核種は既報のスラリーと同程度であった。度(7.2±0.2）
×106【参考】スラリー固体分あたりの放射能濃度

 90Srに関して、既報のスラリーに対して約10倍であった。
放射能濃度は、減衰をH23.3.11に補正。
分析値の±の後の数値は、計数値誤差である。

90

試料名

容量比
(%)＊

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
90

Ｓｒ

1

AAL-S1-2

10.9

8.3×1082

AAL-S1-3

10.4

7.7×1083

AAL-S1-4

6.8

8.4×108* 元素分析の結果から、化合物を想定して比重を設定し、算出。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日. 減衰補正の基準をH27.7.28からH23.3.11に変更.

25

多核種除去設備スラリーの元素分析結果
元素組成比 〔wt%〕

試料名

1
2
3
参考

AAL-S1-2
AAL-S1-3
AAL-S1-4
AAL-S1-1※1

試料名

Na

Mg

Si

Ca

Sr

1.6
1.7
2.3
4.0

19.3
19.5
18.2
22.2

1.1
1.0
0.9
0.43

18.1
18.3
17.5
14.5

0.28
0.25
0.18
0.07

物質構成比 〔wt%〕 （代表的な物質を想定）
Mg(OH)2
SiO2
CaCO3
SrCO3
46.3
2.4
45.3
0.47

合計
98.2

1

AAL-S1-2

Na2CO3
3.7

2

AAL-S1-3

4.0

46.8

2.2

45.9

0.42

99.3

3

AAL-S1-4

5.3

43.6

1.8

43.8

0.30

94.8

参考

AAL-S1-1※1

9.3

53.3

0.93

36.2

0.12

99.9

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日.

26多核種除去設備スラリー中の核種濃度の固形分割合依存性、核種間の相関
報告済
データ※1

本報（静置スラリー）

FP核種濃度の固形分割合に対する依存性

報告済
データ※1

本報（静置スラリー）

FP核種である Sr-90 と Sb-125 濃度の相関©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第26回）, 平成28年1月28日.

27