福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析
平成27年10月1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試料の分析が不可欠である。
これまでの瓦礫試料と比較して建屋内瓦礫が 90Srや 137Csなどの放射能濃度が高い傾向であることから、処分の安全評価において重要と考えられるβ核種であり、瓦礫で検出されていない36Cl,63Ni, 79Se, 129Iの追加分析を実施し、得られた結果を報告する。
今回の結果は、これまでに得られた分析結果などから想定されるもので特異な結果はないと考えている。
今後も継続的にデータを蓄積し、処理・処分の研究開発に活用していく。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

廃棄物試料の分析の状況
年度

23-26

27

試料

試料数

発表等

25

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

3

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130828/1308
28_01nn.pdf• 1、3、4号機周辺瓦礫• 伐採木(枝、葉）、3号機周辺 生木(枝）24

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

立木
落葉、土壌

• 構内各所の立木(枝葉）及びそれに対応する落葉、土壌

121

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

建屋内瓦礫• 1号機・3号機原子炉建屋1階瓦礫• 2号機原子炉建屋5階ボーリングコア

10

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/1503
26_01_3_7_04.pdf

汚染水• 集中RW地下高汚染水• 高温焼却炉建屋地下滞留水• 処理水（セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置）

9

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/c
ommittee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0730_3_4c.pdf

スラリー• 多核種除去設備スラリー（既設）2

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

建屋内瓦礫• 1号機・3号機原子炉建屋1階瓦礫• 2号機原子炉建屋5階ボーリングコア

3

今回報告内容（建屋内瓦礫について36Cl, 63Ni, 79Se, 129Iの放射能データ追加取得)

瓦礫

••
•
•

50

分析中

スラリー

• 多核種除去設備スラリー（既設、増設）

5

分析中

汚染水・
RO濃廃水

••
•
•
•

1〜4号機タービン建屋滞留水等
集中RW地下高汚染水
濃縮廃水(RO）
高温焼却炉建屋地下滞留水処理水(セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置）

ボーリングコア• 1号機 1階(床、壁）• 2号機 1階(床）瓦礫
伐採木

1号機・3号機原子炉建屋1階瓦礫
1号機原子炉建屋1階ボーリングコア
1号機タービン建屋砂覆土式一時保管施設で採取した瓦礫（第1槽、第2槽）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2

目的と概要
原子炉建屋の解体廃棄物は発生量（体積、質量）と放射能の観点で重要であり、早期にインベントリを評価することが望まれる。このために、建屋の内部で得られる試料は、汚染状態を把握する上で優先度が高い。
原子炉建屋内の瓦礫（コンクリート、保温材）とボーリングコア（表面塗膜）の試料について、 36Cl, 63Ni, 79Se, 129Iの放射能を追加分析した。
分析試料は、各建屋内瓦礫試料のうち、60Coと137Cs濃度が高い試料を選定した。
以下の核種を対象として分析した。
β線放出核種 ：36Cl, 63Ni, 79Se, 129I取得した放射能データは、次の方法で整理。
検出核種の放射能濃度60Coまたは137Csとの濃度相関©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3試料の採取（建屋内瓦礫）
コンクリート片・保温材
場所：1号機 1階コンクリート片・保温材（平成25年10月）、3号機 1階コンクリート片（平成26年3月)
方法：遠隔重機「ASTACO-SoRa」を用いた障害物撤去作業において大量に回収された瓦礫から、建屋搬出時に握り拳程度の大きさのものを分取。

ボーリングコア
場所：2号機 5階表面塗膜（平成26年3月）
方法：国プロ「建屋内の遠隔除染技術の開発」において、採取されたボーリングコア試料(直径約40 mm)から表面塗膜を分取。

1号機 原子炉建屋1階

3号機 原子炉建屋1階

2号機 原子炉建屋5階©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

4

試料の情報（建屋内瓦礫）No.
12345678910

形状等

試料名

1RB-AS-R1
コンクリート1RB-AS-R3
コンクリート1RB-AS-R4
コンクリート1RB-AS-R6
コンクリート1RB-AS-R10
保温材
3RB-AS-R3
コンクリート3RB-AS-R4
コンクリート3RB-AS-R6
コンクリート3RB-AS-R8
コンクリート
コア表面塗膜 2RB-DE-C2

場所
1号機1階
1号機1階
1号機1階
1号機1階
1号機1階
3号機1階
3号機1階
3号機1階
3号機1階
2号機5階

表面線量率

質量

面積(μSv/h)
10074.5
8793970340
171391
73(g)
50.9
50.0
51.0
26.0
26.0
26.0
26.0
26.0
26.0
5.0

(cm2)
－－－－－－－－－12.56※※ 塗膜（樹脂）の表面積：今回の分析試料

1号機保温材
(1RB-AS-R10)

2号機コア表面塗膜(2RB-DE-C2)

3号機コンクリート(3RB-AS-R3)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

63Niと60Coまたは137Cs濃度の関係
3号周辺
1号R/B1階
2号R/B5階
3号R/B1階103
103

今回の取得データ

ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度

1%
0.1%

10１
101

0.01%

10-1
10-1

(H23.3.11の減衰補正値)

63Niの放射能濃度 (Bq/g)

63Niの放射能濃度 (Bq/g)

今回の取得データ(白抜きは63Ni検出下限値)

10-3
100

101

104

1.0E+00
100

103

0.01%
ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度

10１

10-1
(H23.3.11の減衰補正値)

106

1.0E+02
102

0.1%

1%

(白抜きは63Ni検出下限値)

10-3

10-3

1.0E-0210-2

3号周辺
1号R/B1階
2号R/B5階
3号R/B1階

1.0E+04
104

100

60Coの放射能濃度 (Bq/g)

102

104

106

137Csの放射能濃度 (Bq/g)

建家周辺瓦礫では検出されなかった63Niを2、3号機建屋内瓦礫で検出。
63Ni/60Co比

63Ni/137Cs比

計算値※1

分析濃度
22.2%

計算値※10.006%

分析濃度0.004%

437%※1：被照射燃料及び放射化ジルカロイ被覆管からの計算値（日本原子力研究開発機構報告書「JAEA-Data/Code 2012-018」）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

679Se, 129Iと137Cs濃度の関係
1号周辺
3号周辺
4号周辺
1号R/B1階
2号R/B5階
3号R/B1階

103
103

10１

今回の取得データ

1%
0.1%
0.01%
ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度

10110-110-1(H23.3.11の減衰補正値)(白抜きは79Se検出下限値)

10-3
10-3

129Iの放射能濃度 (Bq/g)

79Seの放射能濃度 (Bq/g)

今回の取得データ

1%
0.1%

1号周辺
3号周辺
4号周辺
1号R/B1階
2号R/B5階
3号R/B1階

103
103

10１

0.01%
ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度

101

10-1
10-1

(H23.3.11の減衰補正値)(白抜きは129I検出下限値)

10-3
10-3

100

1.0E+00
100

101

104

1.0E+02102

106

1.0E+04104

1.0E+06
106

100

101

100

104

102

106

104

106

137Csの放射能濃度 (Bq/g)

137Csの放射能濃度 (Bq/g)

建家周辺瓦礫では検出されなかった79Seを1、2、3号機建屋内瓦礫で検出。79Se/137Cs比は滞留水の値（0.0009%）と同程度。

建家周辺瓦礫では検出されなかった129Iを1、3号機建屋内瓦礫で検出。129I/137Cs比は滞留水の値（0.00011%）と同程度。

79Se/137Cs比

分析濃度0.00009%

計算値※10.00004%※1：被照射燃料及び放射化ジルカロイ被覆管からの計算値（日本原子力研究開発機構報告書「JAEA-Data/Code 2012-018」）

129I/137Cs比

分析濃度0.00006%

計算値※10.00003%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7ま と め検出された核種
63Ni （放射化生成物）
79Se, 129I （核分裂生成物）
周辺瓦礫で未検出であった63Ni, 79Se, 129Iが瓦礫では初めて検出された。
核分裂生成物核種（代表的には137Csや90Sr）とともに、放射化生成物核種についても事故進展に伴い移行した可能性が確認された。
平成23年度より廃棄物試料の分析を実施している。処理・処分方策を検討する基礎となる放射能インベントリの精度向上に向け、引き続き廃棄物の分析を進め、放射能データを蓄積、活用していく。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

参考資料

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 Decommissioning9γ線放出核種分析結果（建屋内瓦礫）
放射能濃度(Bq/g)
No.

試料名

Co
（約5.3年）Nb（約2.0×104年）

137
Cs（約30年）

152
Eu（約14年）

154
Eu（約8.6年）

1

1RB-AS-R1(4.0±0.4)×10-1< 7×10-2(2.6±0.1)×104< 6×10-1< 3×10-1

2

1RB-AS-R3< 2×10-1< 7×10-2(1.8±0.1)×104< 6×10-1< 3×10-1

3

1RB-AS-R4(4.7±0.5)×10-1< 7×10-2(2.3±0.1)×104< 6×10-1< 3×10-1

41RB-AS-R6(7.3±0.7)×10-1< 7×10-2(6.1±0.1)×104< 6×10-1< 3×10-1

51RB-AS-R100(1.1±0.1)×10< 7×10-25(5.7±0.1)×10< 7×10-1< 3×10-1

63RB-AS-R3(4.0±0.1)×100< 7×10-2(1.2±0.1)×105< 7×10-1< 3×10-1

73RB-AS-R4< 2×10-1< 7×10-2(5.8±0.1)×103< 6×10-1< 3×10-1

83RB-AS-R6(1.5±0.3)×10-1< 7×10-2(4.2±0.1)×103< 6×10-1< 3×10-1

93RB-AS-R8(1.2±0.1)×100< 7×10-2(4.9±0.1)×104< 6×10-1< 3×10-1

102RB-DE-C2(1.1±0.1)×103< 1×100(1.1±0.1)×106< 9×100(3.5±0.1)×1026094

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。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10β線放出核種分析結果（建屋内瓦礫）
放射能濃度（Bq/g）
No.

試料名

H
（約12年）

C（約5.7×103年）

36Cl（約3.0×105年）

Ni（約1.0×102年）

1

1RB-AS-R1(1.1±0.1)×100(5.9±0.1)×100－－2

1RB-AS-R3(6.9±0.1)×100(6.4±0.1)×100－－

31RB-AS-R4(7.2±0.1)×100(1.0±0.1)×101－－1RB-AS-R60(4.4±0.1)×101(1.3±0.1)×10－

51RB-AS-R101(3.2±0.1)×100(7.9±0.1)×10< 5×1063RB-AS-R3(8.8±0.3)×10-1(2.7±0.1)×100< 5×10-2(9.0±0.2)×10-1

3RB-AS-R4-1－－－－

4789103RB-AS-R63RB-AS-R82RB-DE-C2

314(4.9±0.3)×10-1(6.8±0.3)×10-1(6.7±0.3)×102(3.5±0.1)×10< 5×10-2< 5×10-2-1(5.5±0.2)×101(2.5±0.1)×10－-2－< 8×1063< 6×10-2－-1(2.3±0.1)×102

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。

：今回の取得データ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11β線放出核種分析結果（建屋内瓦礫）
放射能濃度（Bq/g）
No.

試料名

Se
（約6.5×104年）

Sr（約29年）

1

1RB-AS-R1－

2
3
45

1RB-AS-R3
1RB-AS-R4
1RB-AS-R6
1RB-AS-R10

799099129Tc（約2.1×105年）

I（約1.6×107年）(1.3±0.1)×102< 5×10-2－－1(5.9±0.1)×10< 5×10-2－－1(3.5±0.1)×10< 5×10-2－－2< 5×10-2－< 5×10-2(1.6±0.1)×10-1-2(1.5±0.1)×10-1(2.0±0.1)×10-2(2.4±0.1)×10-1

1(5.6±0.8)×10

363RB-AS-R3(2.0±0.1)×10(5.4±0.1)×10< 5×1073RB-AS-R4－(3.6±0.1)×100< 5×10-2－－0(4.0±0.1)×10< 5×10-2－1-28

3RB-AS-R6

93RB-AS-R8－(8.1±0.1)×10< 5×10102RB-DE-C2(4.7±0.2)×100(2.1±0.1)×104(7.6±0.1)×101－< 8×10-1

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。

：今回の取得データ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12

α線放出核種分析結果（建屋内瓦礫）
放射能濃度（Bq/g）
239+240

No.

試料名

Pu
（約88年）

Pu（約2.4×104年約6.6×103年）

241
Am（約4.3×102年）

244
Cm（約18年）

1

1RB-AS-R1(4.6±0.8)×10-3(3.6±0.6)×10-3< 3×10-3< 4×10-3

2

1RB-AS-R3(2.2±0.5)×10-3(1.5±0.4)×10-3< 3×10-3< 4×10-3

3

1RB-AS-R4(2.1±0.4)×10-3(1.0±0.3)×10-3< 2×10-3< 3×10-34

1RB-AS-R6-3(1.7±0.4)×10-3(1.1±0.3)×10< 2×10-3< 4×10-35

1RB-AS-R10(8.2±0.9)×10-3(2.4±0.5)×10-3(4.7±1.0)×10-3(1.0±0.2)×10-26

3RB-AS-R3(2.7±0.2)×10-2(1.3±0.1)×10-2(2.4±0.2)×10-2(2.2±0.2)×10-2

7

3RB-AS-R4(2.7±0.8)×10-3(1.3±0.6)×10-3< 4×10-3< 5×10-38

3RB-AS-R6-3(2.9±0.7)×10-3(1.2±0.5)×10< 2×10-393RB-AS-R8(1.5±0.2)×10-2(5.4±0.8)×10-3(5.6±0.9)×10-3(1.0±0.2)×10-2

102RB-DE-C2(6.1±0.3)×101(2.5±0.2)×101(2.4±0.2)×101(5.1±0.3)×101

238(2.5±0.7)×10-3

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

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13瓦礫試料の分析対象核種核種選定の方針
重要核種の候補としている38核種（暫定）から分析法が確立していない核種（：緑字）を除く。
福島第一発電所試料（瓦礫等）で検出された核種（：青字）を優先する。
滞留水でこれまで検出された核種、ならびに気相に移行しやすい核種（：赤字）について検出を試みる。

重要核種候補38核種（暫定）γ線放出核種： 60Co, 94Nb, 137Cs, 152Eu, 154Eu
β線放出核種：3H, 14C, 36Cl, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 79Se, 90Sr, 93Zr, 93Mo, 99Tc, 107Pd,126Sn, 129I, 135Cs, 151Sm, 241Pu
α線放出核種：233U, 234U, 235U, 236U, 238U, 237Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 242Pu,241Am, 242mAm, 243Am, 244Cm, 245Cm , 246Cm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

当該分析に係る工程
H2510111号機1階H2612121号機1階

3456H27789101112123456

78

9

2号機5階、3号機1階

試料採取
9/25
試料輸送

輸送準備
原子炉建屋内瓦礫（10試料）分析作業※36Cl、63Ni、79Se、129I以外

前回の分析作業

前処理
分析作業
3/26報告データ確認・まとめ

規制庁からの指導対応

1F試料管理方法変更

今回報告分試料の所内移動
前処理
前処理
分析作業
36

データ確認・まとめ

Cl

63Ni

今回報告分
作業

分析作業
データ確認・まとめ

分析作業
79

データ確認・まとめ

Se

分析作業
129

I

データ確認・まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15