廃棄物試料の分析結果（1～3号機原子炉建屋内瓦礫）

平成31年4月25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原子炉建屋等から試料を採取し、分析を継続している。
◼ 原子炉建屋から採取された試料は、解体廃棄物の汚染状態の把握、発生量（体積、質量）や放射能量の推定、インベントリの評価を行う上で重要である。 今回、1、2及び3号機原子炉建屋内部の瓦礫として、床のボーリングコアと除染操作に伴うストリッパブルペイント*1、また、格納容器内部の瓦礫として、格納容器堆積物及びTIP
配管内閉塞物*2の試料を分析した結果を報告する。

*1 「建屋内の遠隔除染技術の開発」の分析試料から一部を分取したものである。（前田ら、JAEA-Research 2013-025、2014.）*2 1号機格納容器堆積物、2号機TIP配管内閉塞物は、｢平成27年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金（総合的な炉内状
況把握の高度化）｣で用いられた試料から一部を分取したものである。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

原子炉建屋（1〜5階）瓦礫－ 試料の性状
試料名試料

採取日

採取場所

試料性状

1RB-X6-P
ボーリングコア 塗膜
1RB-X6-C-1
同 コンクリート上層部
2014年2月下旬 1号機原子炉建屋 1階 貫通孔X6近傍
1RB-X6-C-2
同 コンクリート下層部
1RB-AC-P1
ボーリングコア 塗膜
1RB-AC-C1-1 2014年2月下旬 1号機原子炉建屋 1階AC配管根元近傍水跡 同 コンクリート上層部
1RB-AC-C1-2
同 コンクリート下層部
1RB-AC-C2-1
ボーリングコア コンクリート上層部
2014年2月下旬 1号機原子炉建屋 1階AC配管根元近傍水跡
1RB-AC-C2-2
同 コンクリート下層部分
2階北側通路・床
2012年6月28日
2RB-2F-SP
2号機原子炉建屋
同 ストリッパブルペイント（RCW Hx近傍）～7月4日
3階北側・床2012年6月28日
2RB-3F-SP
2号機原子炉建屋
同 ストリッパブルペイント（RCWポンプ近傍）～7月4日
2RB-OP1-P-2
ボーリングコア 下層塗膜
5階ウエルプラグ上部（中2014年1月下旬
2RB-OP1-C-1
2号機原子炉建屋
同 コンクリート上層部
央部）
～3月下旬
2RB-OP1-C-2
同 コンクリート下層部
2RB-OP2-P-1
ボーリングコア 上層塗
2014年1月下旬
2RB-OP2-C-1
2号機原子炉建屋 5階オペフロ北東部
同 コンクリート上層部～3月下旬
2RB-OP2-C-2
同 コンクリート下層部
2012年6月28日
3RB-1F-C
3号機原子炉建屋 1階床
ボーリングコア コンクリート上層部～7月4日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

原子炉建屋（1〜5階）瓦礫－ 分析内容
◼ 1～3号機の原子炉建屋内から採取された瓦礫（ボーリングコアの塗膜とコンクリート、ストリッパブ
ルペイント）に関して、瓦礫類が含有する放射能の推定に資するため、次の点に着目して分析した。
❖ 原子炉建屋内部の汚染について、放射性核種の組成に基づいて分類するため、従来、分析試料が得られていない、あるいは点数が少ない場所からの試料を選んだ。
❖ また、汚染の拡散に関する想定として、空気とともに水を経由した汚染を考え、汚染水からの影響の可能性がある試料を選んだ。
◼ 放射性核種は、 60Co、90Sr、94Nb、137Cs、152Eu、154Eu を分析した。

❖ これらに加え、供試料量が確保できた場合に、以下の核種を分析した。
3H, 14C, 63Ni, 79Se, 99Tc, 126Sn, 129I, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm

ボーリングコア塗膜（2RB-OP1-P-2）

ボーリングコア コンクリート（2RB-OP1-C-1）

ストリッパブルペイント（2RB-2F-SP）

ストリッパブルペイント（2RB-3F-SP）

原子炉建家内瓦礫試料の外観（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3原子炉建屋（1〜5階）瓦礫 – 分析データ （1/2）

3H/137Cs比

瓦礫 *1
燃料 *2

1号機RB
7.5×10-5
4.7×10-3

2号機RB
3.3×10-4
4.9×10-3

60Co/137Cs比

瓦礫 *1
燃料 *2

1号機RB
1.5×10-5
1.3×10-5

2号機RB
7.7×10-5
1.4×10-5

3号機RB
2.6×10-5
1.4×10-5

図 原子炉建家内から採取した瓦礫試料から検出された核種の濃度（137Csに対するプロット）➢ 3H/137Cs比は、これまでと同等の値である。60Coは2号機で検出され、60Co/137Cs比は、これまでと同等の値である。
➢ 3H と 60Co については、Cs に対しての汚染の違いが、今回分析した試料には認められなかった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*1 2014～2018年度取得データ（本報告取得データ含む）.
*2 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原子炉建屋（1〜5階）瓦礫 – 分析データ（2/2）

90Sr/137Cs比

瓦礫 *1
燃料 *2

1号機RB
2.4×10-3
7.4×10-1

2号機RB
2.7×10-3
7.5×10-1

3号機RB
1.2×10-3
7.5×10-1

238Pu/137Cs比

瓦礫 *1
燃料 *2

1号機RB
1.3×10-7
2.3×10-2

2号機RB
5.6×10-7
1.8×10-2

図 原子炉建家内から採取した瓦礫試料から検出された核種の濃度（137Csに対するプロット）➢ 90Sr/137Cs比に関して、1号機貫通孔X6近傍、3号機1階床から採取した試料では、比が高い傾向にある。
➢ 238Pu/137Cs比に関して、1号機貫通孔X6近傍、2号機5階から採取した試料では、比が高い傾向にある。
➢ 90Sr と 238Pu については、Cs に対しての汚染の違いが認められる場所があることが示唆された。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*1 2014～2018年度取得データ（本報告取得データ含む）.
*2 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」）.

5

原子炉建屋（格納容器）瓦礫 － 分析試料（堆積物）◼ 1号機格納容器 (PCV) 内部調査の一環として、 PCV底部の堆積物（浮遊物）が2017年4月に採取された*1。 1号機内部の汚染状況や核種組成を把握し、汚染の過程を推定するため、堆積物（約 10 mg）の次の核種と元素を分析した。
❖ 55Fe, 60Co, 63Ni, 90Sr, 93Zr, 94Nb, 125Sb, 137Cs, 154Eu, U同位体, 237Np, Pu同位体, Am同位体, Cm同位体
分析試料←王水、フッ酸
加熱・溶解
溶解液

溶解残渣 1（溶解容器内残存物）

ろ過
溶解残渣 2（フィルタろ過物）

1号機PCV底部堆積物の採取状況*1

分析試料の外観（約10 mg）

ろ液

核種・元素分析

分析試料の溶解方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*1 東京電力ホールディングス株式会社, “1~3号機原子炉格納容器内部調査関連サンプル等の分析結果,”第62回特定原子力施設監視・評価検討会 (2018).

6

※2：測定誤差により若干の数値の差異がある。送り装置の回転数換算により算出しており、今回（ダミーＴＩＰケーブル）はギア送りのため滑りが無く前回（ファイバースコープ）よりも精度が高い。
※3：索引装置までの距離は各ラインで異なる
TIPボール弁
TIP室（バルブアセンブリ）

原子炉建屋（格納容器）瓦礫 － 分析試料（配管閉塞物）
RPV底部（O.P+14320）◼ 原子炉温度計設置のため、 2013年7月に原子炉の炉心部に直接繋がっている
TIP
伸縮継手
ペデスタル
*1。格
O.P+10200
配管の閉塞解消を試みた際に、ダミーケーブルの先端に付着物が回収された
納容器内部の汚染状況や核種組成を把握し、汚染の過程を推定するため、TIP配新規隔離弁ユニット
LPRM（第二隔離弁）検出器継手
管Bライン閉塞物（ろ物として約3 mg）の次の核種と元素を分析した。
TIP索引装置ダミーTIPケーブル
ダミーTIPケーブル
継手（ペデスタル内）
55
60
63
90
93
94
125
137
154
237Np, Pu同と先端クサビ形状❖ Fe, Co, Ni, Sr, Zr, Nb, PCV
Sb, Cs,Eu, U同位体,
用送り・巻き取り装置

位体, Am同位体, Cm同位体

無断複製・転載禁 止 東京電力株式会社

分析試料
2-2.作業結果（付着物の状況）

対象
Bライン
（7/8）
Dライン
ダミーケーブル（上）と先端クサビ（下）
（7/9）

約
5 mm
約5mm

写真

20mm
付着物の状況

約2～3mmTIP配管 Bラインの閉塞解消に用いCライン*1られたダミーケーブルと付着物（7/10）（線量率：γ
5 mSv/h、β+γ約200
20mmSv/h）m
Aライン（7/11）

超音波洗浄

歯ブラシ本体（頭部）4

歯ブラシの毛状況

ダミーTIPケーブル先端部に付着物を確認。ダ
歯ブラシ
洗浄液
ミーTIPケーブル先端部が広範囲に汚れていた。
γ線：5mSv/h、γ＋β線：200mSv/h
歯ブラシ
超音波洗浄

ダミーTIPケーブル先端部に付着物を確認。ダ
ろ過
ろ過
ミーTIPケーブル先端部が一部だけ汚れていた。
γ線：14mSv/h、γ＋β線：30mSv/h
ろ物ダミーTIPケーブル先端部に付着物を確認。ダ
ミーTIPケーブル先端部が広範囲に汚れていた。
核種・元素分析
溶解
ろ物：約 3 mg
γ線：50mSv/h、γ＋β線：200mSv/h

分析試料の外観
分析試料の調製方法 着物を確認。ダダミーTIPケーブル先端部に付
ミーTIPケーブル先端部が一部だけ汚れていた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
約5mm
γ線：17mSv/h、γ＋β線：45mSv/h*1 東京電力ホールディングス株式会社, “1~3号機原子炉格納容器内部調査関連サンプル等の分析結果,”7
第62回特定原子力施設監視・評価検討会 (2018).

原子炉建屋（格納容器）瓦礫 – 分析データ（核種、比較）◼ 137Cs を基準とした放射能の比は、TIP配管閉塞物では 55Fe、60Co と
63Ni が顕著に高く、構造材料に由来すると思われる放射化生成物核種が主に寄与している。一方で、U やPu などのアクチニド核種は、逆に著しく低い。
◼ 格納容器の内部にあっても、汚染の傾向は場所によって大きく異なっていると言える。

分析により求めた放射能濃度の 137Cs に対する比©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

1号機格納容器堆積物 － 分析データ（核種）
燃料の燃焼計算 *1 による 238U 基準

SUSの放射化計算 *2 による 60Co基準
ジルカロイの放射化計算 *2 による Zr 基準◼ Np、Pu、Am と Cm（アクチニド元素）、Ce と Eu （希土類元素）、 90Sr、
99Tc、106Ru は、238U の計算値を用いた比が 1 に近く、また、おおよそ 1桁の範囲内にあり、ウランに似た汚染挙動であったと思われる。
◼ 134, 137Cs は 238U基準の比が数 10であり、U よりも揮発性が高く、拡散し易かったことを示している。

◼ 55Fe、60Co、63Ni は、ステンレス鋼に由来する可能性がある。
◼ 93Zr、94Nb や 126Sn などの核種は主たる起源をまだ特定できない。
◼ PCV 内部では、燃料（被覆管含む）
や構造材料が汚染に寄与している。

分析により求めた放射能量と計算値との比較注）

注） 分析により求めた目的核種の放射能量を、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除した値（下式）。この値が1に近いと、目的の核種と基準とする核種が同じ割合で汚染源から移行したことを示す。
分析値 分析値(目的核種の放射能量) 計算値 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(基準核種の放射能量)1) 「JAEA-Data-Code-2012-018」から引用、冷却年数7.8年に換算.
2） 「余裕深度処分対象廃棄物に関する基本データ集（一部改訂）, 平成28年
8月23日, 電気事業連合会」を参考に算出.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9

1号機格納容器堆積物 － 分析データ（元素）表 元素分析結果（試料量約10mg）
割合 [%] 注）
1.7
2.5
89.7
0.17
0.76
0.02
2.5
0.03
0.002
0.04
0.35
0.80
1.4
100

注）各元素の割合は丸めた値を示しているため、記載した値を合計しても100%とはならない。

■1号PCV堆積物 ■ ステンレス鋼 ※ ■ 炭素鋼 ※1.E-01

元素量/Fe量

含有量 [μg]
30.3
45.7
1637
3.16
13.9
0.42
46.1
0.5
0.04
0.66
6.4
14.6
26.3
1825

元素量 / Fe元素量

元素
U
Zr
Fe
Cr
Mn
Co
Ni
Sr
Y
Nb
Mo
Sn
Sb
合計

1.E+00

1.E-02
1.E-031号

ステ

1.E-04炭素
1.E-05

1.E-06
1.E-07
Cr Mn Fe Co Ni Sr Y Zr Nb Mo Sn Sb U
元素

図 各元素量とFe元素量の比◼ Fe、Zr、Uをそれぞれ検出し、Feが主成分であった。
◼ Cr/Fe比に着目すると、Fe などの鉄鋼成分の由来は、炭素鋼の寄与が大きいとみられる。
◼ 燃料成分としては、Sr、Zr や U がみられた。Sn の由来は不明である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※ 原子力発電所の運転及び解体に伴い発生する廃棄物の物量、性状等に関する資料集、平成10年11月、財団法人 原子力環境整備センター

10

2号機TIP配管内閉塞物 － 分析データ（核種）2号機TIP配管内閉塞物

U238

Co60

Zr

1.E+08燃料の燃焼計算 *1 による 238U 基準

1.E+07

SUSの放射化計算 *2 による 60Co基準

1.E+06

ジルカロイの放射化計算 *2 による Zr 基準

1.E+05◼ Pu、Am と Cm（アクチニド元素）は、238U の計算値を用いた比が 1 に近く、また、おおよそ 1 桁の範囲内にあり、ウランに似た汚染挙動であったと思われる。

1.E+04◼ 134, 137Cs は 238U基準の比が約104であり、U よりも揮発性が高く、拡散し易かったことを示している。

1.E+03
1.E+02
1.E+01◼ 55Fe、60Co、63Ni は、ステンレス鋼に由来する可能性がある。

1.E+00
1.E-01
1.E-02◼ 90Sr や 154Eu などの FP 核種は主たる起源をまだ特定できない。

1.E-03

分析により求めた放射能量と計算値との比較注）

Cm-244

Cm-242

Am-241

Pu-239Pu-240

Pu-238

U-238

U-236

U-235

U-234

Eu-155

Cs-137

Eu-154

Cs-134

Sr-90

Sb-125

Sn-121m

Mo-93

Nb-94

Zr-93

Ni-63

Co-60

1.E-04Fe-55

分析値/計算値

1.E+09注） 分析により求めた目的核種の放射能量を、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除した値（下式）。この値が1に近いと、目的の核種と基準とする核種が同じ割合で汚染源から移行したことを示す。
分析値 分析値(目的核種の放射能量) 計算値 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(基準核種の放射能量)1) 「JAEA-Data-Code-2012-018」から引用、冷却年数7.8年に換算.
2） 「余裕深度処分対象廃棄物に関する基本データ集（一部改訂）, 平成28年
8月23日, 電気事業連合会」を参考に算出.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

2号機TIP配管閉塞物 － 分析データ（元素）表 元素分析結果（試料量約3mg）
割合 [%] 注）
0.00003
2.8
76.4
9.4
0.45
0.14
8.2
0.003
2.5
0.07
0.02
100

注）各元素の割合は丸めた値を示しているため、記載した値を合計しても100%とはならない。

■2号TIP配管閉塞物 ■ ステンレス鋼 ※ ■ 炭素鋼 ※1.E-01

元素量 / Fe元素量

含有量 [μg]0.00144
11.5
318
39.1
1.89
0.57
34.3
0.013
10.2
0.307
0.091
416

元素量/Fe量

元素
U
Zr
Fe
Cr
Mn
Co
Ni
Nb
Mo
Sn
Sb
合計

1.E+00

1.E-02

1.E-032ス

1.E-04炭
1.E-05
1.E-06
1.E-07
Cr Mn Fe Co Ni

Zr Nb Mo Sn Sb

U元素

図 各元素量とFe元素量の比◼ Fe、Zr、Uをそれぞれ検出し、Feが主成分である。
◼ Cr/Fe比に着目すると、Fe などの鉄鋼成分の由来は、ステンレス鋼の寄与が支配的である。
◼ Zr は被覆管等別の構造材料に由来すると思われる。Sn の由来は不明である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※ 原子力発電所の運転及び解体に伴い発生する廃棄物の物量、性状等に関する資料集、平成10年11月、財団法人 原子力環境整備センター

12

まとめ
◼ 1、2及び3号機原子炉建屋1から5階で得られた、床ボーリングコア、除染操作のスト
リッパブルペイント、また、1号機格納容器堆積物及び2号機TIP配管閉塞物を分析した。
◼ 原子炉建屋1から5階の汚染は、3H と 60Co は、Cs に対する挙動が場所によらず同様であった。一方、90Sr は、1号機貫通孔 X6 近傍や3号機1階床、また、238Pu は1
号機X6ペネ近傍や2号機5階において 137Cs との比がそれぞれ高い傾向にあり、揮発性が低い核種の汚染が比較的高い場所がある。
◼ 1号機PCV堆積物と2号機TIP配管閉塞物は、相対的に後者が 60Co など金属構造
材料由来の核種の寄与が大きく、U などアクチニド核種の汚染が低い。化学的な組成は、鉄鋼成分が主体であり、それぞれ炭素鋼、ステンレス鋼の由来であると推定される。格納容器の内部では、汚染の様態が場所によって大きく異なっている。
◼ 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 Decommissioning

13

参考情報

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning14原子炉建屋（1〜5階）瓦礫 － 核種分析結果 (1/3)
試料名

3

H
（約12年）

C（約5.7×104年）

1RB-X6-P
1RB-X6-C-1
1RB-X6-C-2
1RB-AC-P1
1RB-AC-C1-1
1RB-AC-C1-2
1RB-AC-C2-1
1RB-AC-C2-2
2RB-OP1-P-2
2RB-OP1-C-1
2RB-OP1-C-2
2RB-OP2-P-1
2RB-OP2-C-1
2RB-OP2-C-2
3RB-1F-C
2RB-2F-SP
2RB-3F-SP(1.9±0.2) × 100(1.1±0.1) × 100(2.8±0.2) × 100(4.0±0.2) × 100(5.5±0.1) × 101(2.2±0.1) × 101< 6 × 10-1
< 1 × 10-1
< 5 × 10-1
< 5 × 10-1(1.8±0.1) × 100(7.6±0.3) × 10-1

14

放射能濃度〔Bq/g〕
63
79
Co
Ni
Se
2
（約5.3年）（約1.0×10 年） （約6.5×104年）
60< 6 × 10-1
< 2 × 10-1
< 2 × 10-1
< 7 × 10-1
< 5 × 10-1
< 5 × 10-1
< 4 × 10-1
< 4 × 10-1
(5.9±0.7) × 101(5.2±1.2) × 10-1
< 3 × 10-1
(3.5±0.2) × 101(4.8±0.2) × 101< 8 × 10-1
< 5 × 10-1(1.5±0.1) × 102(3.6±0.1) × 101(1.1±0.2) × 100(9.6±0.3) × 100(3.6±0.1) × 101(8.9±0.1) × 100< 2 × 10-1
< 1 × 100(1.4±0.1) × 100(2.8±0.4) × 10-1

90

Sr
（約29年）(2.5±0.1) × 101(6.5±0.1) × 100(7.9±0.1) × 100(1.6±0.1) × 100(6.9±1.4) × 10-1
(8.7±0.2) × 100(1.2±0.2) × 101(1.2±0.1) × 101(1.1±0.1) × 104(5.3±0.1) × 101(9.7±0.2) × 101(1.5±0.1) × 103(3.3±0.1) × 103(1.0±0.1) × 102(5.7±0.1) × 100(1.6±0.1) × 103(7.8±0.1) × 102➢ 3H、 63Ni 、 90Srは測定した全ての試料から検出された。
➢ 14C、79Seはストリッパブルペイント試料から検出された。
©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。

15

原子炉建屋（1〜5階）瓦礫 － 核種分析結果 (2/3)
試料名
1RB-X6-P
1RB-X6-C-1
1RB-X6-C-2
1RB-AC-P1
1RB-AC-C1-1
1RB-AC-C1-2
1RB-AC-C2-1
1RB-AC-C2-2
2RB-OP1-P-2
2RB-OP1-C-1
2RB-OP1-C-2
2RB-OP2-P-1
2RB-OP2-C-1
2RB-OP2-C-2
3RB-1F-C
2RB-2F-SP
2RB-3F-SP

放射能濃度〔Bq/g〕
126
129
Nb
Tc
Sn
I
4
5
5
（約2.0×10 年） （約2.1×10 年） （約1.0×10 年） （約1.6×107年）
94< 2 × 10-1
< 6 × 10-2
< 7 × 10-2
< 3 × 10-1
< 2 × 10-1
< 2 × 10-1
< 2 × 10-1
< 2 × 10-1
< 8 × 100
< 2 × 10-1
< 1 × 10-1
< 2 × 100
< 2 × 100
< 3 × 10-1
< 2 × 10-1
< 8 × 10-1
< 4 × 10-1

99

< 2 × 10-1
(3.5±0.2) × 100(3.6±0.1) × 101(1.6±0.1) × 100< 5 × 10-1
< 1 × 100(2.7±0.1) × 100(5.2±0.4) × 10-1

< 5 × 10-1
< 5 × 10-1
(1.4±0.1) × 100(3.2±0.2) × 10-1

137

Cs
（約30年）(2.5±0.1) × 102(5.3±0.1) × 101(4.9±0.1) × 101(2.0±0.1) × 102(4.8±0.1) × 103(3.3±0.1) × 103(6.0±0.1) × 104(1.9±0.1) × 104(2.2±0.1) × 106(3.2±0.1) × 105(8.7±0.1) × 103(1.0±0.1) × 105(3.1±0.1) × 106(5.3±0.1) × 104(1.2±0.1) × 101(3.1±0.1) × 105(2.5±0.1) × 105➢ 137Csはすべての試料から検出された。
➢ 94Nbはすべての試料で不検出であった。
➢ 126Sn、129Iはストリッパブルペイント試料から検出された。
©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。

16

原子炉建屋（1〜5階）瓦礫 － 核種分析結果 (3/3)
152

Eu

試料名
1RB-X6-P
1RB-X6-C-1
1RB-X6-C-2
1RB-AC-P1
1RB-AC-C1-1
1RB-AC-C1-2
1RB-AC-C2-1
1RB-AC-C2-2
2RB-OP1-P-2
2RB-OP1-C-1
2RB-OP1-C-2
2RB-OP2-P-1
2RB-OP2-C-1
2RB-OP2-C-2
3RB-1F-C
2RB-2F-SP
2RB-3F-SP

154

Eu（約14年）（約8.6年）< 2 × 100
< 6 × 10-1
< 7 × 10-1
< 3 × 100
< 2 × 100
< 2 × 100
< 2 × 100
< 2 × 100
< 8 × 101
< 2 × 100
< 1 × 100
< 2 × 101
< 2 × 101
< 3 × 100
< 2 × 100
< 8 × 100
< 4 × 100

< 1 × 100
< 3 × 10-1
< 4 × 10-1
< 2 × 100
< 1 × 100
< 1 × 100
< 8 × 10-1
< 8 × 10-1
< 4 × 101
< 8 × 10-1
< 6 × 10-1
< 6 × 100
< 8 × 100
< 2 × 100
< 9 × 10-1(1.2±0.1) × 101(6.4±0.7) × 100

放射能濃度〔Bq/g〕
239
241
Pu
Pu+240Pu
Am4（約2.4×10 年、（約88年）（約4.3×102年）
3
約6.6×10 年）
238(9.9±1.5) × 10-3
< 3 × 10-3
< 3 × 10-3
< 3 × 10-3
< 3 × 10-3
(1.7±0.3) × 10-1
(1.1±0.2) × 10-2(5.4±0.6) × 10-3
(1.2±0.1) × 100(1.7±0.5) × 10-2
< 2 × 10-3(3.1±0.1) × 100(1.1±0.1) × 100(1.7±0.2) × 10-2
< 2 × 10-3
< 2 × 10-3
< 2 × 10-3
< 2 × 10-3(8.8±1.8) × 10-2(5.5±0.8) × 10-3(2.1±0.3) × 10-3
(6.3±0.2) × 10-1
< 1 × 10-2
< 2 × 10-3
(1.4±0.1) × 100(4.5±0.2) × 10-1

(5.1±0.3) × 10-2
< 2 × 10-3
< 2 × 10-3
< 2 × 10-3
(1.1±0.2) × 10-3
(1.2±0.2) × 10-1
(6.2±0.7) × 10-3(3.2±0.4) × 10-3
(1.1±0.1) × 100< 1 × 10-2
< 2 × 10-3(2.1±0.1) × 100(6.8±0.3) × 10-1

244

Cm

（約18年）< 4 × 10-3
< 3 × 10-3
< 3 × 10-3
< 3 × 10-3
< 2 × 10-3
(1.4±0.3) × 10-1
(6.9±0.9) × 10-3(2.5±0.4) × 10-3(5.8±0.2) × 10-1
(1.6±0.3) × 10-2
< 3 × 10-3
(2.3±0.1) × 100(8.5±0.4) × 10-1

➢ 238Pu、239+240Pu、241Am、244Cmは10-3～ 100 Bq/gの濃度範囲で検出された 。
➢ 152Euはすべての試料で不検出であった。
・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。
・239+240Puの半減期補正は240Puの半減期（約6.6×103年）を使用。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17原子炉建屋瓦礫（格納容器堆積物, TIP配管閉塞物）
核種分析結果(1/2)
放射能濃度〔Bq/試料〕
試料名

55

Co
(約5.3年)

63

Ni(約100年)Mn(約312日)Sr-90Y
(約29年)

Zr(約1.5×106年)

1号機格納容器(1.7±0.1)×104
堆積物(1.1±0.1)×104(6.6±0.1)×103―(6.1±0.1)×104(1.6±0.1)×100

2号機TIP配管
閉塞物(9.5±0.1)×105(1.7±0.1)×105(5.2±0.1)×102(2.0±0.1)×103(3.9±0.3)×10-1

Fe(約2.7年)(7.7±0.1)×105

60

54

90

93

放射能濃度〔Bq/試料〕
試料名

93m

Nb
(約16年)

94

93

99

Ru-106Rh(約374日)Ag(約250年)(4.6±0.2)×100(7.7±0.1)×102(1.1±0.1)×102<3×10-1<8×100―Nb(約2.0×104年)

Mo(約4.0×103年)

Tc(約2.1×105年)

1号機格納容器(2.6±0.1)×101
堆積物(3.4±0.7)×10-1<2×1002号機TIP配管
閉塞物(2.1±0.1)×100(8.3±1.9)×10-2(1.2±0.1)×102

106

110m

放射能濃度〔Bq/試料〕

試料名

121m

Sn
(約55年)

1号機格納容器(1.6±0.1)×103
堆積物
2号機TIP配管
閉塞物(1.1±0.2)×101

126

125

134

137

144

Sn
(約2.3×105年)

Sb(約2.8年)

Cs(約2.1年)

Cs(約30年)

Ce(約285日)(9.7±0.2)×100(7.3±0.2)×104(2.4±0.1)×105(3.2±0.1)×106(1.4±0.2)×103<3×10-1(1.6±0.1)×102(2.9±0.2)×103(3.1±0.1)×104<5×100・放射能濃度は、 減衰補正は未実施。 ・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。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18原子炉建屋瓦礫（格納容器堆積物, TIP配管閉塞物）
核種分析結果(2/2)
放射能濃度〔Bq/試料〕
試料名Eu(約14年)

Eu(約8.6年)

Eu(約4.8年)

234U(約2.5×105年)

235U(約7.0×108年)

U(約2.3×107年)

1号機格納容器
堆積物<5×101(3.8±0.1)×103(1.7±0.1)×103(1.6±0.2)×100(3.2±0.1)×10-2(2.5±0.1)×10-1

2号機TIP配管
閉塞物<3×100(5.0±0.2)×101(2.2±0.1)×101(9.9±2.2)×10-5(1.5±0.3)×10-6(3.3±0.8)×10-6

試料名

238

152

154

155

236

放射能濃度〔Bq/試料〕
237

238

239

240

241

U
(約4.5×109年)

Np(約2.1×106年)

Pu(約88年)

Pu(約2.4×104年)

Pu(約6.6×103年)

Pu(約14年)

1号機格納容器(3.8±0.1)×10-1
堆積物(2.1±0.1)×10-1(2.4±0.1)×103(2.3±0.1)×102(3.8±0.1)×102(3.9±0.1)×104<6×10-5(6.4±1.2)×10-2(1.4±0.3)×10-2(5.0±1.0)×10-3<5×10-2

2号機TIP配管
閉塞物(1.8±0.1)×10-5

放射能濃度〔Bq/試料〕
試料名

Pu(約3.7×105年)

Am(約4.3×102年)

Cm(約163日)Cm(約18年)

1号機格納容器
堆積物(2.0±0.1)×100(1.4±0.1)×103(1.0±0.1)×101(1.8±0.1)×103

2号機TIP配管
閉塞物<2×10-6(4.0±0.3)×10-2(2.9±1.3)×10-3(3.8±0.5)×10-2

242

241

242

244

・放射能濃度は、 減衰補正は未実施。 ・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。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

以前に報告した分析値の訂正（239+240Pu放射能濃度の一部）

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 Decommissioning

20

239Pu+240Pu放射能濃度の一部訂正（概要）◼ これまでに公開した廃棄物試料の分析結果のうち、一部の239Pu+240Puの放射能濃度に誤りがあった。
➢ 誤っていた分析値は、多核種除去設備入口水、多核種除去設備処理水、建屋内瓦礫、土壌及び焼却灰の計24点である。
➢ 誤りは、α線測定により得たスペクトルから放射能濃度を算出する過程において、使用するパラメータ（放射性壊変に伴うα線の放出率）が不適切であったために生じた。
◼ 次の資料に含まれる分析値を訂正する。

➢ 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第28回、平成28年3月31日）：p9及び14（既設多核種除去設備入口水）➢ 同上（第29回、平成28年4月28日）：p28（建屋内瓦礫）➢ 同上（第40回、平成29年3月30日）：p3及びp8（土壌）､p11及びp13（焼却灰）、p26（多核種除去設備処理水）、p27（まとめ）➢ 同上（第60回、平成30年11月29日）：p3及びp14（建屋内瓦礫）、p6及びp16（土壌）、p11（まとめ）◼ 訂正後の239Pu+240Puの放射能濃度は、24点のうち22点については、告示濃度、あるいは、表
面密度限度等の値を一桁以上下回っている。残りの２点（既設多核種除去設備入口水）についても、その後の処理工程である鉄共沈・炭酸塩沈殿設備出口水については、 239Pu+240Puの放射能濃度の値は、検出限界値未満まで除去されている。

21

239Pu+240Pu放射能濃度の修正内容一覧（1/2）
分析試料

採取日

試料名

既設多核種除去
設備入口水※1

H25.4

LI-AL4-1

H26.5

LI-AL4-4

形状等―

239Pu+240Pu放射能濃度単位
Bq/cm3

H28.7

LI-AAL7A-8―

Bq/cm3

LI-AAL7A-9
建屋内瓦礫（１号機原子炉
建屋１階）※2、※4

建屋内瓦礫（３号機原子炉
建屋１階）※2、※4
土壌※3、※5

H25.10

H26.3

H27.3
H27.5

H28.2
焼却灰※3、※5< 2 × 10-4

表面塗膜

< 2×10-2(2.6±0.5)×10-2

1RB-AS-R7

保温材< 3×10-2(2.4±0.6)×10-2

1RB-AS-R8

保温材< 1×10-2(1.3±0.3)×10-2

1RB-AS-R11

保温材(1.6±0.3)×10-2(3.1±0.5)×10-2

3RB-AS-R9

コンクリート(2.5±0.3)×10-2(5.0±0.6)×10-2

3RB-AS-R11

保温材(3.1±0.3)×10-2

S2-D2-1―< 6×10-4

S2-F1-1―

S2-P1-1

―

Bq/g

参考

< 2 × 10-4

(1.9±0.3)×10-3

1RB-AS-R5

ASH-HOT1-1(5.5±0.5)×10-3

製錬事業者等における工場等におい(6.3±0.6)×10-2 て用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度についての(1.0±0.3)×10-3
確認等に関する規則-3< 2×10
別表第一239-3
Pu：0.1 Bq/g
< 2×10240
Pu：定めなし(1.1±0.1)×10-2

ASH-HOT1-2(2.3±0.3)×10-3(4.7±0.6)×10-3(5.1±0.5)×10-3(1.0±0.1)×10-2

ASH-HOT1-5(1.5±0.3)×10-3(3.1±0.5)×10-3

ASH-HOT1-6(1.4±0.3)×10-3(2.8±0.5)×10-3

ASH-HOT1-3
H28.3

修正後

実用発電用原子炉の設置、運転等に(1.7±0.5)×10-3※6
関する規則の規定に基づく線量限度(3.7±0.6)×10-3※6 等を定める告示
別表第2第6欄「周辺監視区域外の水< 3 × 10-4中の濃度限度」< 3 × 10-4
239
Pu：4×10-3 Bq/cm3-4240< 3 × 10
Pu：4×10-3 Bq/cm3< 2×10-3< 2 × 10-4

LI-AAL7A-5
多核種除去
設備処理水※3

修正前

―

Bq/g

< 9×10-4< 9×10-4Bq/g※1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第28回）公表（平成28年3月31日） ※2 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第29回）公表（平成28年4月28日）※3 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第40回）公表（平成29年3月30日） ※4 試料採取場所は参考資料1参照 （第29回資料, p5）※5 試料採取場所は参考資料2参照 （第40回資料, p2）※6 その後の処理工程である鉄共沈・炭酸塩沈殿設備出口水については、 239Pu+240Puの放射能濃度は、検出限界値未満まで除去されている。

22

239Pu+240Pu放射能濃度の修正内容一覧（2/2）
分析試料

採取日

建屋内瓦礫
（４号機原子炉
建屋１階）※7、※8

試料名

形状等

土壌※7、※9

H27.4

単位

修正前

4RB-1F-DU-C1 コンクリート< 3 × 10-3

4RB-1F-C-E2 コンクリート< 2 × 10-3

Bq/cm2

H29.7
建屋内瓦礫（４号機原子炉
建屋２階）※7、※8

239Pu+240Pu放射能濃度

4RB-2F-DU-J1 コンクリート< 4 × 10-3

4RB-2F-C-N2 コンクリート< 3 × 10-3

S2-H1-1

―

Bq/kg

修正後

参考

(3.0±0.9)×10-3 放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（昭和６３年５月１８日科学技術庁告示第１５号８条別表第３）
別表第4「表面密度限度」(4.3±1.0)×10-3
アルファ線を放出する放射性同位元素：2-3 4Bq/cm(2.5±0.7)×10< 3 × 10-3

(1.1±0.1)×101 (2.1±0.1)×101

製錬事業者等における工場等において用いた資材その他の物に含まれる放射性物質の放射能濃度についての確認等に関する規則
別表第一239
Pu：0.1 Bq/g（kg換算：1×102 Bq/kg）
240
Pu：定めなし※7 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第60回）公表（平成30年11月29日）※8 試料採取場所は参考資料3参照 （第60回資料, p2）※9 試料採取場所は参考資料4参照 （第60回資料, p5）

23

修正前（第28回資料, p9）

既設多核種除去設備入口水及び鉄共沈・炭酸塩沈殿設備出口水
入口水(H25.4.12)

放射能濃度 [Bq/cm3]

1.0E+04

入口水(H26.5.26)

鉄共沈A出口水(H25.4.12)
炭酸沈殿A出口水(H25.4.12)

1.0E+02

炭酸沈殿B出口水(H26.5.26)

1.0E+00

1.0E-02

Cm-244Am-241

Pu-239+240

Pu-238

Cs-137

I-129

Tc-99

Sr-90

Ni-63

Co-60

1.0E-04※ 白抜きの棒グラフは検出下限値を示す。

➢ いずれの試料についても90Srが支配的である。
➢ 60Co, 63Ni及びPu, Am：鉄共沈工程にて除去されていると推定される。
➢ 99Tc, 129I：鉄共沈工程及び炭酸塩沈殿工程では除去されないと推定される©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

24

9

24

修正後（第28回資料, p9）

既設多核種除去設備入口水及び鉄共沈・炭酸塩沈殿設備出口水
入口水(H25.4.12)

放射能濃度 [Bq/cm3]

1.0E+04

入口水(H26.5.26)
鉄共沈A出口水(H25.4.12)
炭酸沈殿A出口水(H25.4.12)

1.0E+02

炭酸沈殿B出口水(H26.5.26)

1.0E+00

1.0E-02

Cm-244Am-241

Pu-239+240

Pu-238

Cs-137

I-129

Tc-99

Sr-90

Ni-63

Co-60

1.0E-04※ 白抜きの棒グラフは検出下限値を示す。

➢ いずれの試料についても90Srが支配的である。
➢ 60Co, 63Ni及びPu, Am：鉄共沈工程にて除去されていると推定される。
➢ 99Tc, 129I：鉄共沈工程及び炭酸塩沈殿工程では除去されないと推定される©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

25

9

25

修正前（第28回資料, p14）

参考） α核種分析結果(1/2)< 4×10-4

放射能濃度 〔Bq/cm3〕
242
241
Pu
Am
5
（約3.7×10 年）（約432年）< 4×10-4(8.3±1.5)×10-4< 3×10-4< 4×10-4

LI-HTI4-2(2.4±0.5)×10-3< 2×10-3

LI-KU3-3< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4

LI-SA3-1(1.4±0.3)×10-3< 4×10-4< 4×10-4< 3×10-4

LI-SA3-2(7.3±2.0)×10-4< 4×10-4< 5×10-4< 3×10-4

LI-SA4-1< 2×10-3< 7×10-4< 7×10-4< 2×10-3< 2×10-3< 3×10-3

LI-SA4-2< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 2×10-3< 8×10-4< 2×10-3

LI-KU3-1< 3×10-4< 3×10-4< 6×10-4< 4×10-4

LI-KU3-2< 4×10-4< 2×10-4< 4×10-4< 2×10-4

LI-AR3-1< 5×10-4< 4×10-4< 4×10-4< 2×10-4

LI-AR3-2< 5×10-4< 5×10-4< 4×10-4< 3×10-4

LI-AL4-1(2.8±0.5)×10-3< 2×10-3

LI-AL4-4(1.4±0.1)×10-2 (1.9±0.3)×10-3

試料名

238

LI-RW3-1

Pu（約88年）(6.2±1.3)×10-4

LI-HTI3-1➢

239

Pu+240Pu< 7×10-4< 2×10-3

Am（約7.4×103年）

244

Cm（約18年）< 3×10-4< 3×10-4< 1×10-3< 8×10-4< 7×10-4(3.5±0.7)×10-3< 2×10-3(1.0±0.3)×10-3< 7×10-4< 3×10-3< 2×10-3(1.9±0.4)×10-3

LI-AL4-2< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 2×10-3< 2×10-3(1.6±0.4)×10-3

LI-AL4-3< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 3×10-3< 2×10-3< 1×10-3

LI-AL4-5< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 3×10-3< 2×10-3(9.9±3.3)×10-4

238Pu：7試料で検出。LI-AL4-4以外の今回の検出値は、これまでの水試料の分析結果と同程度。
➢

243

239+240Pu、241Am、244Cm：多核種除去設備出入口水以外の試料で不検出。

放射能濃度は、H23.3.11において補正。
分析値の±の後の数値は、計数値誤差である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

26

14

26

修正後（第28回資料, p14）

参考） α核種分析結果(1/2)< 4×10-4

放射能濃度 〔Bq/cm 3〕
242
241
Pu
Am
5
（約3.7×10 年）（約432年）< 4×10-4(8.3±1.5)×10-4< 3×10-4< 4×10-4

LI-HTI4-2(2.4±0.5)×10-3< 2×10-3

LI-KU3-3< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4< 3×10-4

LI-SA3-1(1.4±0.3)×10-3< 4×10-4< 4×10-4< 3×10-4

LI-SA3-2(7.3±2.0)×10-4< 4×10-4< 5×10-4< 3×10-4

LI-SA4-1< 2×10-3< 7×10-4< 7×10-4< 2×10-3< 2×10-3< 3×10-3

LI-SA4-2< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 2×10-3< 8×10-4< 2×10-3

LI-KU3-1< 3×10-4< 3×10-4< 6×10-4< 4×10-4

LI-KU3-2< 4×10-4< 2×10-4< 4×10-4< 2×10-4

LI-AR3-1< 5×10-4< 4×10-4< 4×10-4< 2×10-4

LI-AR3-2< 5×10-4< 5×10-4< 4×10-4< 3×10-4

試料名

➢

238

LI-RW3-1

Pu（約88年）(6.2±1.3)×10-4

LI-HTI3-1

239

Pu+240Pu< 7×10-4< 2×10-3

Am（約7.4×103年）

244

Cm（約18年）< 3×10-4< 3×10-4< 1×10-3< 8×10-4

LI-AL4-1(2.8±0.5)×10-3 (1.7±0.5)×10-3< 7×10-4(3.5±0.7)×10-3< 2×10-3(1.0±0.3)×10-3

LI-AL4-4(1.4±0.1)×10-2 (3.7±0.6)×10-3< 7×10-4< 3×10-3< 2×10-3(1.9±0.4)×10-3

LI-AL4-2< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 2×10-3< 2×10-3(1.6±0.4)×10-3

LI-AL4-3< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 3×10-3< 2×10-3< 1×10-3

LI-AL4-5< 2×10-3< 2×10-3< 7×10-4< 3×10-3< 2×10-3(9.9±3.3)×10-4

238Pu：7試料で検出。LI-AL4-4以外の今回の検出値は、これまでの水試料の分析結果と同程度。
➢

243

239+240Pu、241 Am、244Cm：多核種除去設備出入口水以外の試料で不検出。

放射能濃度は、H23.3.11において補正。
分析値の±の後の数値は、計数値誤差である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

27

14

27

修正前（第29回資料, p28）

参考 α核種分析結果（建屋内瓦礫 ）放射能濃度（Bq/g）
239+240

No.

試料名

Pu
（約88年）

１

1RB-AS-R2

―

２

Pu
242
241
243
Pu
Am
Am
（約2.4×104年
52（約3.7×10 年） （約4.3×10 年） （約7.4×103年）
約6.6×103年）

238

244

Cm
（約18年）

全α

―

―

―

―

―

(6.2±1.0)×10-3

1RB-AS-R5 (8.2±0.9)×10 -2< 2×10 -2< 2×10 -2< 3×10 -2< 2×10 -2(3.5±0.6)×10 -2―

３

1RB-AS-R7 (1.3±0.2)×10 -1< 3×10 -2< 2×10 -2< 4×10 -2< 2×10 -2< 2×10 -2―

４

1RB-AS-R8 (5.8±0.6)×10

-2

-2

-3

-2

-3

５

1RB-AS-R9

６
７

1RB-DE-C1

８< 1×10< 9×10< 2×10< 9×10(9.2±2.5)×10

-3

―

―

―

―

―

(1.5±0.2)×10-2

1RB-AS-R11 (1.2±0.1)×10 -1 (1.6±0.3)×10 -2< 9×10 -3< 2×10 -2< 2×10 -2(8.7±2.4)×10 -3

―

―

―

―

―

―

―

(2.5±0.3)×10-2

2RB-DE-D1 (1.6±0.4)×10 -3< 2×10 -3< 6×10 -4< 3×10 -3< 2×10 -3(1.3±0.4)×10 -3―

９2RB-DE-D2 (2.3±0.5)×10 -3< 2×10 -3< 6×10 -4< 2×10 -3< 2×10 -3(1.0±0.4)×10 -3

―

10

-3

< 2×10-3< 6×10-4< 2×10-3< 2×10-3(2.4±0.5)×10-3―< 2×10-3< 6×10-4< 2×10-3< 9×10-4(1.3±0.4)×10

-3

―

―

―

2RB-DE-D3 (1.4±0.4)×10< 2×10-3

11

2RB-DE-D4

12

2RB-DE-D5 (1.6±0.4)×10 -3

13

3RB-AS-R1

14< 2×10 -3< 6×10 -4(4.6±0.8)×10 -3< 3×10 -3(3.5±0.6)×10 -3

―

―

―

―

―

―

―

＜2×10-3

3RB-AS-R2

―

―

―

―

―

―

(6.2±1.1)×10-3

15

3RB-AS-R5

―

―

―

―

―

―

(4.0±0.8)×10-3

16

3RB-AS-R7

―

―

―

―

―

―

(1.3±0.1)×10-1

17

3RB-AS-R9 (1.7±0.1)×10 -1 (2.5±0.3)×10 -2< 9×10 -3< 3×10 -2< 2×10 -2(1.5±0.4)×10 -2

―

―

―

―

―

(1.1±0.2)×10-2< 9×10 -3< 2×10 -2< 2×10 -2(1.5±0.4)×10 -2―

18 3RB-AS-R10――

19 3RB-AS-R11 (1.9±0.1)×10 -1 (3.1±0.3)×10 -2

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 Decommissioning

239+240Puの半減期補正は240Puの半減期（約6.6×103年）を使用。

28

28

28

修正後（第29回資料, p28）

参考 α核種分析結果（建屋内瓦礫 ）放射能濃度（Bq/g）
239+240

No.

試料名

Pu
（約88年）

１

1RB-AS-R2―

２

1RB-AS-R5

Pu
242
241
243
Pu
Am
Am
（約2.4×104年
52（約3.7×10 年） （約4.3×10 年） （約7.4×103年）
約6.6×103年）

238―(8.2±0.9)×10 -2 (2.6±0.5)×10 -2-1(2.4±0.6)×10-2

３

1RB-AS-R7(1.3±0.2)×10

４

1RB-AS-R8(5.8±0.6)×10 -2 (1.3±0.3)×10 -2

５

1RB-AS-R9

６

７
８

244

Cm
（約18年）

全α(6.2±1.0)×10-3

―

―

―

―

< 2×10 -2< 3×10 -2< 2×10 -2(3.5±0.6)×10 -2

-2

-2

-2

< 2×10< 4×10< 2×10< 2×10-2――< 9×10 -3< 2×10 -2< 9×10 -3(9.2±2.5)×10 -3

―

―

―

―

―

(1.5±0.2)×10-2

1RB-AS-R11 (1.2±0.1)×10 -1 (3.1±0.5)×10 -2< 9×10 -3< 2×10 -2< 2×10 -2(8.7±2.4)×10 -3―

1RB-DE -C1

―

―

―

―

―

―

(2.5±0.3)×10-2

2RB-DE -D1(1.6±0.4)×10 -3< 2×10 -3< 6×10 -4< 3×10 -3< 2×10 -3(1.3±0.4)×10 -3―

９2RB-DE -D2(2.3±0.5)×10

-3

-3

-4

-3

-3

-3

―

10

2RB-DE -D3(1.4±0.4)×10 -3

11

2RB-DE -D4―< 2×10―-3-3< 2×10< 6×10< 2×10< 2×10(1.0±0.4)×10< 2×10 -3< 6×10 -4< 2×10 -3< 2×10 -3(2.4±0.5)×10 -3―< 2×10-3< 6×10-4-3< 9×10-4(1.3±0.4)×10-3―< 2×10-3< 6×10-4< 3×10-3(3.5±0.6)×10-3―< 2×1012

2RB-DE -D5(1.6±0.4)×10

13

3RB-AS-R1

―

―

―

―

―

―

＜2×10-3

14

3RB-AS-R2

―

―

―

―

―

―

(6.2±1.1)×10-3

15

3RB-AS-R5

―

―

―

―

―

―

(4.0±0.8)×10-3

16

3RB-AS-R7

―

―

―

―

―

―

(1.3±0.1)×10-1

17

3RB-AS-R9< 9×10 -3< 3×10 -2< 2×10 -2(1.5±0.4)×10 -2

―

―

―

―

―

(1.1±0.2)×10-2< 9×10 -3< 2×10 -2< 2×10 -2(1.5±0.4)×10 -2―

18 3RB-AS-R10(1.7±0.1)×10 -1 (5.0±0.6)×10 -2――

19 3RB-AS-R11 (1.9±0.1)×10 -1 (6.3±0.6)×10 -2

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。

(4.6±0.8)×10-3©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。

29

28

29

修正前（第40回資料, p3）

土壌 － 放射能1.0E+04
104

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]

1.0E+03103
1.0E+02102
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

30

3

30

修正後（第40回資料, p3）

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

31

3

31

修正前（第40回資料, p8）

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< 6×10-4< 1×10-3< 2×10-3< 9×10-4< 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< 9×10-4< 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。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

32

8

32

修正後（第40回資料, p8）

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+240 Pu、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。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

33

8

33

修正前（第40回資料, p11）

焼却灰 － 放射能1.0E+04
104

C-14

Co-60

Ni-63

Sr-90

Cs-137

Eu-154

Pu-238

Pu-239+240

Am-241

Cm-244

ASH-HOT1-5

ASH-HOT1-6

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※：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

34

11

34

修正後（第40回資料, p11）

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

35

11

35

修正前（第40回資料, p13）

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）-1
1
0
1
ASH-HOT1-1< 2×10(4.2±0.1)×10 (1.3±0.1)×10 (6.1±0.1)×10 (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

238

60

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）
3
約6.6×10 年）(5.5±0.5)×10-3(1.0±0.1)×10-2(2.3±0.3)×10-3(3.1±0.5)×10-3(5.1±0.5)×10-3(6.4±0.7)×10-3(1.5±0.3)×10-3(3.5±0.5)×10-3(1.4±0.3)×10-3(6.7±0.7)×10-3
239

240

244

154

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

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。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

36

13

36

修正後（第40回資料, p13）

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）-1
1
0
1
ASH-HOT1-1< 2×10(4.2±0.1)×10 (1.3±0.1)×10 (6.1±0.1)×10 (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

238

60

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）
3
約6.6×10 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

244

154

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

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。
・分析値の±の後の数値は、計数誤差。

37

13

37

修正前（第40回資料, p26）

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< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 3×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 2×10-4< 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。

38

26

38

修正後（第40回資料, p26）

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。

39

26

39

修正前（第40回資料, p27）

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

✔
✔

－*

✔ －* ✔

－*

－*

－*

－*

✔
✔

✔

✔

✔

✔ －* ✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔ －* ✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

－*

✔
✔

✔

✔

－*

✔

－*
－*

✔

－*

－*
✔ －*
✔ －* －* －* －*

✔

✔

－*

－*

*：-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

40

27

40

修正後（第40回資料, p27）

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

✔
✔

－*

✔ －* ✔

－*

－*

－*

－*

✔
✔

✔
✔

✔

✔

✔ －* ✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔ －* ✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

✔

－*

✔
✔

✔

✔

－*

✔

－*
－*

✔

－*

－*
✔ －*
✔ －* －* －* －*

✔

✔

－*

－*

*：-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

41

27

41

修正前（第60回資料, p3）

原子炉建屋内瓦礫－放射能
1.0E+02102※1

表面汚染密度（Bq/cm2）

1.0E+01101※2

1.0E+00
100
H-3
C-14
Co-60
Cs-137
Pu-2381.0E-0110-1

1.0E-02
10-2
1階

2階

3階

4階

1階

2階

3階

4階

1階

2階

3階

4階

1階

2階

3階

4階

1階

2階

3階

4階

4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1

1.0E-0310-3

試料名（－）
注） 2011年3月11日に減衰を補正した表面汚染密度を示す。白抜きプロットは検出下限値未満を示す。
直線※1と※2は、法令で定められている管理区域の壁等の人の触れるおそれのある物の表面密度限度（アルファ線を放出しない放射性物質40Bq／cm2、 アルファ線を放出する放射性同位元素4Bq／cm2）をそれぞれ示す。

➢ 137Csは全ての試料で検出され、60Coは３階のみで検出された。

➢ 238Puは1階から４階まで全ての階で検出された。
コンクリートコア外観（4RB-1F-C-E2）➢ 99Tc, 129I, 154Eu, 239+240Puは測定した全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

42

3

42

1.0E-0310-3

試料名（－）

4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1
4RB-1F-DU-C1
4RB-1F-C-E2
4RB-2F-DU-J1
4RB-2F-C-N2
4RB-3F-C-O1
4RB-3F-DU-Q2
4RB-4F-C-S2
4RB-4F-DU-U1

表面汚染密度（Bq/cm2）

修正後（第60回資料, p3）

1.0E+02102

原子炉建屋内瓦礫－放射能※1

1.0E+01101※2

1.0E+00
100

H-3

1.0E-01
10-1

C-14

Co-60

Cs-137

1.0E-0210-2

Pu-238

Pu-239+240

1階
2階

コンクリートコア外観（4RB-1F-C-E2）
3階
4階
1階
2階
3階
4階
1階
2階
3階
4階
1階
2階
3階
4階
1階
2階
3階
4階
1階
2階
3階
4階

注） 2011年3月11日に減衰を補正した表面汚染密度を示す。白抜きプロットは検出下限値未満を示す。
直線※1と※2は、法令で定められている管理区域の壁等の人の触れるおそれのある物の表面密度限度（アルファ線を放出しない放射性物質40Bq／cm2、 アルファ線を放出する放射性同位元素4Bq／cm2）をそれぞれ示す。

➢ 137Csは全ての試料で検出され、60Coは３階のみで検出された。

➢ 238Puは1階から４階まで全ての階で検出された。
➢ 99Tc, 129I, 154Eu, 239+240Puは測定した全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

43

3

43

修正前（第60回資料, p6）

土壌 － 放射能1.0E+07
107

Sr-90

Sb-125

Cs-137

U-234

U-235

U-238

Pu-238

Pu-239+Pu-240

Am-241

1.0E+06106

放射能濃度(Bq/kg)

1.0E+05105
1.0E+04104
1.0E+03103
1.0E+02102
1.0E+01101
1.0E+00100
1.0E-01
10-1

Fエリア（S2-F2-1）

Jエリア（S2-J1-1）

Hエリア（S2-H1-1）

Kエリア（S2-K1-1）

H4タンクエリア（S3-H4A-1-1）

H4タンクエリア（S3-H4B-1）

採取場所（試料名）
注）2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。白抜きプロットは検出下限値未満を示す。

➢ 土壌の汚染は137Csが主な核種であり、原子炉の北西側に位置するHエリアからは、Pu及び241Amが検出された。
➢ H4タンクエリアの土壌の汚染は、90Srが主な核種である。
➢ 234U、 235U、238Uが全ての試料で検出され、235U/238Uの比から天然Uと推察される。
➢ 14C, 60Co, 63Ni, 99Tc, 129I, 154Eu, 236U, 244Cmは全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

44

6

44

修正後（第60回資料, p6）

土壌 － 放射能
107

Sr-90

Sb-125

Cs-137

U-234

U-235

U-238

Pu-238

Pu-239+Pu-240

Am-241

放射能濃度(Bq/kg)

106
105
104
103
102
101
100
10-1
Fエリア
（S2-F2-1）

Jエリア（S2-J1-1）

Hエリア（S2-H1-1）

Kエリア（S2-K1-1）

H4タンクエリア（S3-H4A-1-1）

H4タンクエリア（S3-H4B-1）

採取場所（試料名）
注）2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。白抜きプロットは検出下限値未満を示す。

➢ 土壌の汚染は137Csが主な核種であり、原子炉の北西側に位置するHエリアからは、Pu及び241Amが検出された。
➢ H4タンクエリアの土壌の汚染は、90Srが主な核種である。
➢ 234U、 235U、238Uが全ての試料で検出され、235U/238Uの比から天然Uと推察される。
➢ 14C, 60Co, 63Ni, 99Tc, 129I, 154Eu, 236U, 244Cmは全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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6

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修正前（第60回資料, p11）

まとめ
◼ 原子炉建屋内瓦礫、土壌並びに水処理設備処理水を分析し、それぞれ次の核種が検
出された。
試料
瓦礫

3H

14C 60Co 63Ni

90Sr 99Tc 106Ru 125Sb 129I 137Cs 154Eu 234U 235U 236U 238U 238Pu 239+240Pu 241Am 244Cm✔

✔ ✔ －*

－*

－*

－*

✔

✔

－*

✔
✔

土壌
多核種除去
*
*
設備処理水 － － ✔

✔

✔

✔

－*

－*

✔

✔

✔

✔

－*

－*

－*

－*

✔

✔

✔

✔

✔

－*

✔

－*

✔
－*

－*

＊：「－」は未測定を表す。

❖ 原子炉建屋内瓦礫では、4号原子炉建屋内コンクリートコアを分析した。汚染の核種組成の、
137Csとの相関は明らかではない。

❖ 土壌では、構内の汚染分布に係るデータを蓄積した。H4タンクエリアから採取した試料の90Sr/137Cs比は、他の場所から採取した試料の90Sr/137Cs比と比較して高い傾向にある。平成２５年８月に漏えいした汚染水のβ核種は主に90Sr と考えられる。
❖ 多核種除去設備の各吸着材に吸着されている主な核種を整理した。90Srは複数の吸着材で主要な核種であると見られる。

◼ 今後も、廃棄物の発生状況等を踏まえつつ、性状把握を継続することにより得られた結果を、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。
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修正後（第60回資料, p11）

まとめ
◼ 原子炉建屋内瓦礫、土壌並びに水処理設備処理水を分析し、それぞれ次の核種が検
出された。
試料
瓦礫

3H

14C 60Co 63Ni

90Sr 99Tc 106Ru 125Sb 129I 137Cs 154Eu 234U 235U 236U 238U 238Pu 239+240Pu 241Am 244Cm✔

✔ ✔ －*

－*

－*

－*

✔

✔

－*

✔
✔

土壌
多核種除去
*
*
設備処理水 － － ✔

✔

✔

✔

－*

－*

✔

✔

✔

✔

－*

－*

－*

－*

✔

✔

－*

✔

✔

✔

✔

✔

✔

－*

－*

－*

＊：「－」は未測定を表す。

❖ 原子炉建屋内瓦礫では、4号原子炉建屋内コンクリートコアを分析した。汚染の核種組成の、
137Csとの相関は明らかではない。

❖ 土壌では、構内の汚染分布に係るデータを蓄積した。H4タンクエリアから採取した試料の90Sr/137Cs比は、他の場所から採取した試料の90Sr/137Cs比と比較して高い傾向にある。平成２５年８月に漏えいした汚染水のβ核種は主に90Sr と考えられる。
❖ 多核種除去設備の各吸着材に吸着されている主な核種を整理した。90Srは複数の吸着材で主要な核種であると見られる。

◼ 今後も、廃棄物の発生状況等を踏まえつつ、性状把握を継続することにより得られた結果を、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。
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修正前（第60回資料, p14）

原子炉建屋内瓦礫－ 核種分析結果②【塗装表面積当たりの放射能量】

4RB-1F-DU-C1

Cs（約30年）(3.9±0.5)×10 -1

放射能濃度 〔Bq/cm2〕
154
238
239
Eu
Pu
Pu+240Pu（約8.6年）（約88年）（約2.4×104年、約6.6×103年）< 9 ×10 -1(1.7±0.2)×10 -2< 3 ×10 -3

4RB-1F-C-E2(5.9±0.2)×10 0< 4 ×10 -1< 3 ×10 -3< 2 ×10 -3

4RB-2F-DU-J1(5.7±1.2)×10 -1< 3 ×10 -1(3.7±0.3)×10 -2< 4 ×10 -3

4RB-2F-C-N2(5.6±1.4)×10 -1< 8 ×10 -1(1.2±0.2)×10 -2< 3 ×10 -3

4RB-3F-C-O1(1.4±0.1)×10 1< 9 ×10 -1(8.8±1.4)×10 -3< 3 ×10 -3

4RB-3F-DU-Q2(1.2±0.1)×10 1< 1 ×10 0(3.7±0.9)×10 -3< 4 ×10 -3

4RB-4F-C-S2(5.4±0.1)×10 0< 8 ×10 -1< 4 ×10 -3< 3 ×10 -3

4RB-4F-DU-U1(4.2±0.2)×10 0< 9 ×10 -1(9.5±1.5)×10 -3< 3 ×10 -3

試料名

137

※ 表面積は画像解析ソフトによる算出値である。2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。
核種の下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。

➢ 154Eu、 239+240Puは測定した全ての試料で不検出であった。

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修正後（第60回資料, p14）

原子炉建屋内瓦礫－ 核種分析結果②【塗装表面積当たりの放射能量】

4RB-1F-DU-C1

Cs（約30年）(3.9±0.5)×10 -1

放射能濃度 〔Bq/cm2〕
154
238
239
Eu
Pu
Pu+240Pu（約8.6年）（約88年）（約2.4×104年、約6.6×103年）< 9 ×10 -1(1.7±0.2)×10 -2(3.0±0.9)×10 -3

4RB-1F-C-E2(5.9±0.2)×10 0< 4 ×10 -1< 3 ×10 -3< 3 ×10 -3

4RB-2F-DU-J1(5.7±1.2)×10 -1< 3 ×10 -1(3.7±0.3)×10 -2(4.3±1.0)×10 -3

4RB-2F-C-N2(5.6±1.4)×10 -1< 8 ×10 -1(1.2±0.2)×10 -2(2.5±0.7)×10 -3

4RB-3F-C-O1(1.4±0.1)×10 1< 9 ×10 -1(8.8±1.4)×10 -3< 3 ×10 -3

4RB-3F-DU-Q2(1.2±0.1)×10 1< 1 ×10 0(3.7±0.9)×10 -3< 4 ×10 -3

4RB-4F-C-S2(5.4±0.1)×10 0< 8 ×10 -1< 4 ×10 -3< 3 ×10 -3

4RB-4F-DU-U1(4.2±0.2)×10 0< 9 ×10 -1(9.5±1.5)×10 -3< 3 ×10 -3

試料名

137

※ 表面積は画像解析ソフトによる算出値である。2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。
核種の下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。

➢ 154Eu、 239+240Puは測定した全ての試料で不検出であった。

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14

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修正前（第60回資料, p16）

土壌－ 核種分析結果②
放射能濃度 〔Bq/kg〕
236
238
試料名
U
U
U
U
5
8
7
（約2.5×10 年） （約7.0×10 年） （約2.3×10 年） （約4.5×109年）
S2-F2-1(2.0±0.1)×10 1(9.3±0.3)×10 -1< 3 ×10 0(2.0±0.1)×10 1
S2-J1-1(8.8±0.5)×10 0(7.4±0.3)×10 -1< 3 ×10 0(1.6±0.1)×10 1
S2-H1-1(1.6±0.1)×10 1< 3 ×10 0(1.6±0.1)×10 1(7.4±0.2)×10 -1
S2-K1-1(1.0±0.1)×10 1< 3 ×10 0(1.1±0.1)×10 1(5.1±0.2)×10 -1
S3-H4A-1-1 (1.5±0.1)×10 1< 3 ×10 0(1.5±0.1)×10 1(7.1±0.3)×10 -1
S3-H4B-1(2.1±0.1)×10 1< 3 ×10 0(2.4±0.1)×10 1(1.1±0.1)×10 0234

試料名S2-F2-1
S2-J1-1
S2-H1-1
S2-K1-1
S3-H4A-1-1
S3-H4B-1

238

Pu（約88年）< 8×10-1< 8×10-1(6.7±0.2)×10 1< 8×10-1< 8×10-1< 8×10-1235

放射能濃度 〔Bq/kg〕
241
Pu+240Pu
Am
4
3（約2.4×10 年、約6.6×10 年） （約4.3×102年）< 7×10-1< 9×10-1< 7×10-1< 9×10-1(8.4±0.7)×10 0(1.1±0.1)×10 1< 9×10-1< 7×10-1< 9×10-1< 7×10-1< 9×10-1< 7×10-1
239

235

U/238U比

0.046
0.046
0.046
0.047
0.046
0.046
244

Cm
（約18年）< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1※ 2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。 核種の下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。

➢ 234U、235U、238Uが全ての試料で検出されたが、この235U/238U比は天然Uの0.047と一致しており、この検出は天然Uと推察される。
➢ 原子炉北西側に位置するHエリアからは、Pu及び241Amが検出された。
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50

16

50

修正後（第60回資料, p16）

土壌－ 核種分析結果②
放射能濃度 〔Bq/kg〕
236
238
試料名
U
U
U
U
5
8
7
（約2.5×10 年） （約7.0×10 年） （約2.3×10 年） （約4.5×109年）
S2-F2-1(2.0±0.1)×10 1(9.3±0.3)×10 -1< 3 ×10 0(2.0±0.1)×10 1
S2-J1-1(8.8±0.5)×10 0(7.4±0.3)×10 -1< 3 ×10 0(1.6±0.1)×10 1
S2-H1-1(1.6±0.1)×10 1< 3 ×10 0(1.6±0.1)×10 1(7.4±0.2)×10 -1
S2-K1-1(1.0±0.1)×10 1< 3 ×10 0(1.1±0.1)×10 1(5.1±0.2)×10 -1
S3-H4A-1-1 (1.5±0.1)×10 1< 3 ×10 0(1.5±0.1)×10 1(7.1±0.3)×10 -1
S3-H4B-1(2.1±0.1)×10 1< 3 ×10 0(2.4±0.1)×10 1(1.1±0.1)×10 0234

試料名S2-F2-1
S2-J1-1
S2-H1-1
S2-K1-1
S3-H4A-1-1
S3-H4B-1

238

Pu（約88年）< 8×10-1< 8×10-1(6.7±0.2)×10 1< 8×10-1< 8×10-1< 8×10-1235

放射能濃度 〔Bq/kg〕
241
Pu+240Pu
Am
4
3（約2.4×10 年、約6.6×10 年） （約4.3×102年）< 7×10-1< 9×10-1< 7×10-1< 9×10-1(8.4±0.7)×10 0(2.1±0.1)×10 1< 9×10-1< 7×10-1< 9×10-1< 7×10-1< 9×10-1< 7×10-1
239

235

U/238U比

0.046
0.046
0.046
0.047
0.046
0.046
244

Cm
（約18年）< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1< 6×10-1※ 2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。 核種の下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。

➢ 234U、235U、238Uが全ての試料で検出されたが、この235U/238U比は天然Uの0.047と一致しており、この検出は天然Uと推察される。
➢ 原子炉北西側に位置するHエリアからは、Pu及び241Amが検出された。
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16

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参考資料

52

参考資料（第29回資料, p5）5353

参考資料（第40回資料, p2）

5454

参考資料（第60回資料, p2）

55

55

参考資料（第60回資料, p5）5656

計数（α線を検出した数、カウント数）

α線測定で得られるデータの例
5.16 MeVのエネルギーのα線（239Puと240Puから放出され、これら核種を区別できない）

5.50 MeVのエネルギーのα線（238Puからのもの）

チャンネル（α線のエネルギーに相当）➢ 核種の放射能 (Bq) は、専用ソフトを用いて計数（カウント数）の合計を測定時
間 (秒)で割り、α線の放出率や検出器の効率等の補正に必要なパラメータを入力して求める。
➢ 239Puと240Puは、α線を区別できないので、合計値を算出する。
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