平成31年4月25日修正版
修正箇所；P3，P6，P11
P14，P16

廃棄物試料の分析結果（4号機建屋原子炉建屋ボーリングコア、土壌、
多核種除去設備処理水）

平成30年11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、平成26及び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、平成２３年度から、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。分析結果は、その都度公表
してきている。
◼ 今回、４号機原子炉建屋、発電所構内土壌から採取した試料の分析結果を報告する。併せて、現在使用中の多核種除去設備に関し、吸着材（水処理二次廃棄物）の性状を推定するため、同設備の処理前及び各工程における処理水を採取し、分析した結果を報告する。
◼ 今回得られた分析結果から、４号機原子炉建屋内の試料採取場所では、最大でも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程度であること、構内土壌の汚染は137Csが主な核種であるが、平成２５年にタンクからの汚染水漏えい※1､※2があったＨ４タンクエリアでは90Srの放射能濃度が比較的高い場所があることを確認した。また、多核種除去設備の各吸着材への吸着が推定される主な核種を整理した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1 東京電力「福島第一原子力発電所構内Ｈ４エリアのタンクにおける水漏れについて」, 平成25年8月19日.
※2 特定原子力施設監視・評価検討会 汚染水対策検討ワーキンググループ（第5回）, 平成25年8月30日.

1原子炉建屋内瓦礫－ 試料の性状、分析内容◼ 4号機原子炉建屋の1階から4階で採取された瓦礫（コンクリートコア）を分析※1した。
試料名

採取日

質量(g) 面積※2（cm2) 線量率※3(μSv/h)

採取場所

4RB-1F-DU-C1 2017.7.5 ４号機原子炉建屋１階 ダクト下コンクリート
4RB-1F-C-E2
2017.7.6 ４号機原子炉建屋１階 床面コンクリート
4RB-2F-DU-J1 2017.7.4 ４号機原子炉建屋２階 ダクト下コンクリート
4RB-2F-C-N2
2017.7.5 ４号機原子炉建屋２階 床面コンクリート
4RB-3F-C-O1
2017.7.7 ４号機原子炉建屋３階 床面コンクリート
4RB-3F-DU-Q2 2017.7.7 ４号機原子炉建屋３階 ダクト下コンクリート
4RB-4F-C-S2 2017.7.10 ４号機原子炉建屋４階 床面コンクリート
4RB-4F-DU-U1 2017.7.10 ４号機原子炉建屋４階 ダクト下コンクリート

9.8
4.7
4.3
10.2
11.9
14.7
11.9
12.1

2.37
2.41
2.48
2.40
2.54
2.39
2.35
2.60

<0.5
<0.5
<0.5
<0.5
<0.5
<0.5
<0.5
<0.5

※1：塗装面を含む試料の破壊分析を実施した。※2：塗装面の面積を画像解析により算出した。

※3：表面線量率（γ）を示す。
◼ 以下の核種を分析した。
3H, 14C, 60Co, 99Tc, 129I, 137Cs, 154Eu, 238Pu, 239+240Pu

1階

4RB-1F-C-E2

4RB-2F-DU-J1

4RB-3F-C-O1

4RB-4F-C-S2

4RB-1F-DU-C1

4RB-2F-C-N2

4RB-3F-DU-Q2

4RB-4F-DU-U1

2階

3階

4階

4号機原子炉建屋からの試料採取場所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

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）
1.0E+02102

原子炉建屋内瓦礫－放射能

1.0E-0310-3※11.0E+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。

試料名（－）➢ 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※修正部分を赤破線の囲いで示す。

3

100

60Coの放射能濃度（Bq/g）

10-3
0.001
1.E-02
10-2

1000
103

(白抜きは検出下限値)

102

101
10

0.1-1
10

1号機（建屋）
2号機（建屋）
3号機（建屋）4号機（周辺）4号機（コア）

10-2

1.E+00
100

60Co

10-4

1.E+02102
1号機（建屋）
2号機（建屋）
3号機（建屋）4号機（周辺）4号機（コア）

10-6

1.E+04104(白抜きは検出下限値)

100
10-2

10-4

10-6

0.001
10-3
1.E-0210-2

1.E+00100

1.E+02102

1.E+04
104

137Csの放射能濃度（Bq/g）

1.E+06
106

1000
103

14C

(白抜きは検出下限値)

1号機（建屋）
2号機（建屋）
3号機（建屋）4号機（周辺）4号機（コア）

101
10

0.1-1
10

100
10-2

10-4

10-6

1.E+00100

1.E+02102

1.E+04
104

0.001
10-3
1.E-0210-2

1.E+06
106

101
10

0.1-1
10

14Cの放射能濃度（Bq/g）

103
1000

3H

238Puの放射能濃度（Bq/g）

3Hの放射能濃度（[Bq/g）

原子炉建屋内及び周辺瓦礫の分析データ

100
102

238Pu

1.E+06106(白抜きは検出下限値)

1号機（建屋）
2号機（建屋）
3号機（建屋）4号機（周辺）4号機（コア）

10-6

1010
100

10-2

10-4

0.01
10-2

0.000110-4
1.E-0210-2

10-8
1.E+00100

1.E+02102

1.E+04104

1.E+06
106

137Csの放射能濃度（Bq/g）

図 原子炉建屋内及び周辺で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）➢ 4号機のコンクリートコアは、汚染の核種組成の137Csとの相関注）は明らかではない。
注）測定が難しい核種の量を簡易な測定方法で推測できるようにするため、測定しやすい核種（Cs）との相関をあらかじめ算出した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4土壌－ 試料の性状、分析内容◼ 構内の汚染分布把握のために採取した土壌について、既報※1､※2に続き、4試料を分析した。また、H4タンクエリアの土壌2試料を分析した。
試料名

採取日

採取場所

S2-F2-1
Fエリア
2015.3.30
S2-J1-1
Jエリア
2015.3.2
S2-H1-1
Hエリア
2015.4.9
S2-K1-1
Kエリア
2015.2.16
S3-H4A-1-1 2017.3.3 H4タンクエリア
S3-H4B-1
2017.3.3 H4タンクエリア

質量
(g)
102
102
102
102
104
103

線量率※
(μSv/h)
35
7
21
18
48
10

※：表面線量率（γ）◼ 以下の核種を分析した。
14C, 60Co, 63Ni, 90Sr, 99Tc, 125Sb, 129I,
137Cs, 154Eu, 234U, 235U, 236U,

238U,

238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm

土壌試料採取場所※1 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.
※2 特定原子力施設放射性廃棄物規制検討会（第1回）, 平成27年12月4日.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5

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※修正部分を赤破線の囲いで示す。

6

既往の土壌データとの比較
1.0E+04
104

Sr-90の放射能濃度(Bq/g)

1.0E+03103
1.0E+02
102

102

S2-F2-1（Fエリア）

S2-J1-1（Jエリア）

S2-H1-1（Hエリア）

S2-K1-1（Kエリア）

S3-H4A-1-1 （H4タンクエリア）

1.0E+01101

S3-H4B-1
S2-D2-1

1.0E+00
100（H4タンクエリア）

既報※1

S2-F1-1

S2-I2-1

1.0E-01
10-1

S2-K2-1
S2-L1-1

1.0E-0210-2

S2-P1-1

1.0E-0310-3

10-3
1.0E-0410-4
1.0E-0210-2

1.0E-01
10-1

1.0E+00100

1.0E+01101

1.0E+02102

1.0E+03103

1.0E+04104

1.0E+05105

1.0E+06
106

Cs-137の放射能濃度（Bq/g)
注） 2011年3月11日に減衰を補正した放射能濃度を示す。

➢ H4タンクエリア、Kエリア、その他の場所から採取した試料の 90Sr/137Cs比は、それぞれ概ね相関が認められる。
➢ H4タンクエリア（平成２５年８月に当該エリアに設置したタンクから汚染水の漏えい事象が発生）※2､※3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。漏えいした汚染水のβ核種は主に90Sr と考えられる。
©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40回）, 平成29年3月30日.
※2 東京電力「福島第一原子力発電所構内Ｈ４エリアのタンクにおける水漏れについて」, 平成25年8月19日.
7※3 特定原子力施設監視・評価検討会 汚染水対策検討ワーキンググループ（第5回）, 平成25年8月30日.

多核種除去設備処理水 － 分析内容
◼ 多核種除去設備に関して、吸着材に含有する放射能の推定に資するため、増設B系
列の処理水試料を対象として以下の核種を分析した。
60Co, 63Ni, 90Sr, 99Tc, 106Ru, 125Sb, 129I, 137Cs, 154Eu,
235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu

試料名

採取日

LI-AAL7B-1
LI-AAL7B-2
LI-AAL7B-3
LI-AAL7B-4
LI-AAL7B-5
LI-AAL7B-8
LI-AAL7B-7
LI-AAL7B-6
LI-AAL7B-9
LI-AAL7B-10
LI-AAL7B-11
LI-AAL7B-12

2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25
2016.7.25

採取場所
入口
増設B系列炭酸沈殿処理設備出口
増設B系列活性炭出口
増設B系列チタン酸塩①出口
増設B系列酸化チタン出口
増設B系列酸化セリウム①出口
増設B系列銀ゼオライト出口
増設B系列酸化セリウム②出口
増設B系列チタン酸塩②出口
増設B系列キレート樹脂①出口
増設B系列キレート樹脂②出口
増設B系列活性炭②出口©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

多核種除去設備処理水 － 放射能
14

1.0E+03106

1.0E+02
105

Co-60

Sb-125

Cs-137

Ni-63

Sr-90

Tc-99

U-238

Pu-238pH➢ 各工程、吸着材で除去、吸着が見られる主な核種は以下のとおり。

12

1.0E+01104

放射能濃度（Bq/L）

10

1.0E+00
103
1.0E-01102
6

1.0E-02101
4
1.0E-03100
2

1.0E-0410-1
1.0E-05
10-2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。

(

入
口
原
水

)

炭
酸
沈
殿
出
口

活
性
炭
出
口

チ
タ
ン
酸
塩
1
出
口

酸
化
チ
タ
ン
出
口

酸
化
セ
リ
ウ
ム
出
口

銀
ゼ
オ
ラ
イ
ト
出
口

酸
化
セ
リ
ウ
ム
出
口

吸着材（増設B系）

チ
タ
ン
酸
塩
2
出
口

キ
レ
ー
ト
樹
脂
1
出
口

キ
レ
ー
ト
樹
脂
2
出
口

活
性
炭
出
口

0

pH （－）

8• 炭酸塩沈殿• 活性炭（前段）• チタン酸塩 1• 酸化チタン• 銀ゼオライト• チタン酸塩 2• 活性炭（後段）：63Ni, 90Sr
：60Co
：90Sr
：90Sr, 125Sb：90Sr：137Cs：60Co, 99Tc

➢ 吸着塔出口濃度が入口濃度よりも高い場合がある。検証には、データをさらに蓄積する必要がある。
➢ 106Ru､129I､154Eu､235U及び239+240Pu
は全ての試料で不検出であった。
【参考】排水中の濃度限度（Bq/L）※
Co-60 ： 2×102

Ni-63 ： 6×103

Sr-90 ： 3×101

Tc-99 ： 1×103

Sb-125 ： 8×102

Cs-137 ： 9×101

U-238 ： 2×101

Pu-238 ： 4×100©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※ 放射線を放出する同位元素の数量等を定める件（平成十二年科学技術庁告示第五号）別表第二9多核種除去設備処理水 － 吸着挙動の比較
使用済み吸着材に含まれる主な核種工程・吸着材鉄共沈
炭酸塩沈殿

既設A系※1

既設B系※2

Ni-63, Co-60

Ni-63

Ni-63, Sr-90, I-129

Ni-63, Sr-90

増設A系※3増設B系

Sr-90, Cs-137

Ni-63, Sr-90

Co-60

Co-60

銀添着活性炭
活性炭（前段）チタン酸塩（前段）

Sr-90

Sr-90

Sr-90

Sr-90

チタン酸塩（後段）

Sr-90, Cs-137

Sr-90, Cs-137

Sr-90, Cs-137

Cs-137

酸化チタン

Sr-90

銀ゼオライト

Sr-90, Sb-125
Sr-90

酸化セリウム

Sr-90

Sr-90

Sr-90

フェロシアン化化合物

Sr-90

キレート樹脂活性炭（後段）Tc-99, Cs-137

Sr-90

Co-60

Co-60, Tc-99

注） 分析値の低下が見られた主な核種を示している。吸着材の前後で、分析値に差異が見られないものは空欄としている。
表中の斜線は、該当する吸着材が用いられていないことを示す。

➢ 工程、吸着材により除去、吸着されている核種が異なる。
➢ 90Srは複数の吸着材で主要な核種であると見られる。
➢ 処理水から検出されていない核種の挙動を把握するため、吸着材を分析することが有効であると考えられる。
※1 廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議（第56回）, 平成30年7月26日.
※2 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.
※3 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 Decommissioning

10

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。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※修正部分を赤破線の囲いで示す。

11

参考情報

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12原子炉建屋内瓦礫－ 核種分析結果①【塗装表面積当たりの放射能量】
試料名

34RB-1F-C-E2< 2×100

H（約12年）
4RB-1F-DU-C1 (1.6±0.1)×101

放射能濃度 〔Bq/cm2〕
14
60
99
C
Co
Tc
3
（約5.7×10 年）（約5.3年）（約2.1×105年）< 5 × 10-1
< 1 × 100
< 1 × 10-1

129I
（約1.6×107年）< 5 × 10-1

< 9 × 10-1

< 1 × 100

< 4 × 10-2

< 6 × 10-1

4RB-2F-DU-J1 (2.0±0.6)×100< 8 × 10-1

< 6 × 10-1

< 7 × 10-2

< 4 × 10-1

4RB-2F-C-N2(5.6±0.7)×100< 8 × 10-1

< 2 × 100

< 8 × 10-2

< 5 × 10-1

4RB-3F-C-O1(3.9±0.1)×101< 7 × 10-1(1.5±0.4)×100< 9 × 10-2

< 5 × 10-1

4RB-3F-DU-Q2 (3.5±0.1)×101< 7 × 10-1

(1.0±0.3)×100< 9 × 10-2

< 5 × 10-1

(3.3±0.1)×101< 8 × 10-1

< 7 × 10-1

< 1 × 10-1

< 5 × 10-1

(2.1±0.2)×100< 2 × 100

< 9 × 10-2

< 6 × 10-1

4RB-4F-C-S2

4RB-4F-DU-U1 (9.1±0.4)×100※ 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。

➢ 14C、60Coは一部の試料のみから検出された。
➢ 99Tc、 129Iは測定した全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning13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)×100< 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)×101< 9 × 10-1

(8.8±1.4)×10-3< 3 × 10-3

4RB-3F-DU-Q2(1.2±0.1)×101< 1 × 100(3.7±0.9)×10-3< 4 × 10-3

4RB-4F-C-S2(5.4±0.1)×100< 8 × 10-1

< 4 × 10-3

< 3 × 10-3

4RB-4F-DU-U1(4.2±0.2)×100< 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。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※修正部分を赤破線の囲いで示す。

14

土壌－ 核種分析結果①
試料名

14

C
（約5.7×103年）
S2-F2-1< 2 × 102
S2-J1-1< 2 × 102
S2-H1-1< 2 × 102
S2-K1-1< 2 × 102
S3-H4A-1-1< 2 × 102
S3-H4B-1< 2 × 102
試料名
S2-F2-1
S2-J1-1
S2-H1-1
S2-K1-1
S3-H4A-1-1
S3-H4B-1

125

Sb（約2.8年）(1.5±0.1)×103(3.2±0.5)×102(6.9±0.2)×103(5.9±0.6)×102(1.4±0.1)×103< 3 × 102

放射能濃度 〔Bq/kg〕
63
90
Co
Ni
Sr
2
（約5.3年）（約1.0×10 年）（約29年）< 9 × 101
< 2 × 102(1.1±0.1)×103< 2 × 102
< 2 × 102(4.2±0.2)×102< 2 × 102
< 2 × 102(1.2±0.1)×103< 8 × 101
< 2 × 102(2.8±0.1)×104< 2 × 102
< 2 × 102(1.1±0.1)×106< 1 × 102
< 2 × 102(1.6±0.1)×105
60

放射能濃度 〔Bq/kg〕
137
I
Cs
7
（約1.6×10 年）（約30年）
1< 4×10(2.6±0.1)×106< 4×101(5.5±0.1)×105< 4×101(1.0±0.1)×106< 4×101(8.2±0.1)×105< 4×101(1.4±0.1)×104< 4×101(3.2±0.1)×103
129

99

Tc
（約2.1×105年）< 8×100< 8×100< 1×101< 7×100< 8×100< 9×100154Eu（約8.6年）< 2 × 102
< 8 × 101
< 7 × 101
< 8 × 101
< 9 × 101
< 9 × 101

※ 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。

➢ 14C、60Co、63Ni、99Tc、129I、154Euは測定した全ての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15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)×101(9.3±0.3)×10-1< 3 × 100(2.0±0.1)×101
S2-J1-1(8.8±0.5)×100(7.4±0.3)×10-1< 3 × 100(1.6±0.1)×101
S2-H1-1(1.6±0.1)×101< 3 × 100(1.6±0.1)×101(7.4±0.2)×10-1
S2-K1-1(1.0±0.1)×101< 3 × 100(1.1±0.1)×101(5.1±0.2)×10-1
S3-H4A-1-1 (1.5±0.1)×101< 3 × 100(1.5±0.1)×101(7.1±0.3)×10-1
S3-H4B-1(2.1±0.1)×101< 3 × 100(2.4±0.1)×101(1.1±0.1)×100
234

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)×101< 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)×100(2.1±0.1)×101< 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。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※修正部分を赤破線の囲いで示す。

16

多核種除去設備処理水 － 核種分析結果①
試料名
LI-AAL7B-1
LI-AAL7B-2
LI-AAL7B-3
LI-AAL7B-4
LI-AAL7B-5
LI-AAL7B-8
LI-AAL7B-7
LI-AAL7B-6
LI-AAL7B-9
LI-AAL7B-10
LI-AAL7B-11
LI-AAL7B-1260Co（約5.3年）(4.5±0.3)×101(5.4±0.4)×101(1.9±0.2)×101(2.6±0.3)×101(2.5±0.4)×101(2.5±0.4)×101(2.4±0.4)×101(2.8±0.5)×101(2.2±0.4)×101(1.6±0.4)×101(1.5±0.3)×101< 1×101

放射能濃度 〔Bq/L〕
90
Ni
Sr
2
（約1.0×10 年）（約29年）(1.7±0.3)×102(1.0±0.1)×105< 8 × 101(2.1±0.1)×104(2.1±0.1)×104< 8 × 101(5.9±0.1)×102< 8 × 101(1.5±0.1)×102< 8 × 101(7.6±0.2)×102< 8 × 101
< 3 × 100
< 8 × 101
< 2 × 100
< 8 × 101(4.5±0.8)×100< 8 × 101
< 2 × 100
< 8 × 101
< 2 × 100
< 8 × 101
< 2 × 100
< 8 × 101
63

99

Tc
（約2.1×105年）(1.8±0.3)×101(2.8±0.3)×101(1.2±0.2)×101(1.2±0.2)×101(1.3±0.2)×101(1.2±0.2)×101(1.1±0.2)×101(1.5±0.3)×101(1.2±0.2)×101(2.1±0.3)×101(1.4±0.2)×101< 6 × 100

※ 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。

➢ 63NiはNo.1(炭酸沈殿）で、 60Co及び 99TcはNo.12（活性炭）で、 90SrはNo.10（キレート樹脂1)以降で、不検出となった。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17

多核種除去設備処理水 － 核種分析結果②
試料名
LI-AAL7B-1
LI-AAL7B-2
LI-AAL7B-3
LI-AAL7B-4
LI-AAL7B-5
LI-AAL7B-8
LI-AAL7B-7
LI-AAL7B-6
LI-AAL7B-9
LI-AAL7B-10
LI-AAL7B-11
LI-AAL7B-12

106

Ru（約374日）< 6 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 4 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103
< 5 × 103

放射能濃度 〔Bq/L〕
129
137
Sb
I
Cs
7
（約2.8年）（約1.6×10 年） （約30年）< 3×101(1.3±0.1)×103(2.9±0.1)×103< 3×101(7.7±0.1)×102(2.9±0.1)×103< 3×101(6.7±0.1)×102(2.8±0.1)×103< 3×101(4.9±0.1)×102(2.9±0.1)×103< 3×101(3.5±0.1)×102< 8 × 101
< 3×101(7.6±0.1)×102< 9 × 101
< 3×101(3.4±0.1)×102< 8 × 101
< 3×101(3.8±0.1)×102< 8 × 101
< 3×101(5.7±0.1)×100< 7 × 101
< 3×101< 7×100< 7 × 101
< 3×101< 7×100< 7 × 101
< 3×101< 7×100< 7 × 101
125

154

Eu
（約8.6年）< 2×101< 3×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101< 2×101※ 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。

➢ 125SbはNo.5(酸化チタン）で不検出となり、137CsはNo.10（キレート樹脂1)で不検出となった。
➢ 106Ru、129I、154Euは測定したすべての試料で不検出であった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

多核種除去設備処理水 － 核種分析結果③
放射能濃度 〔Bq/L〕
238
239
試料名
U
U
Pu
Pu+240Pu（約7.0×108年） （約4.5×109年）（約88年）（約2.4×104年、約6.6×103年）
LI-AAL7B-1< 4 × 10-2
(1.3±0.1)×10-2< 1 × 10-1
< 5 × 10-2
LI-AAL7B-2< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 9 × 10-2
< 8 × 10-2
LI-AAL7B-3< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
(1.9±0.4)×10-1< 8 × 10-2
LI-AAL7B-4< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 1 × 10-1
< 5 × 10-2
LI-AAL7B-5< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 9 × 10-2
< 8 × 10-2
LI-AAL7B-8< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 9 × 10-2
< 8 × 10-2
LI-AAL7B-7< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 1 × 10-1
< 5 × 10-2
LI-AAL7B-6< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
(1.5±0.4)×10-1< 8 × 10-2
LI-AAL7B-9< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 2 × 10-1
< 8 × 10-2
LI-AAL7B-10< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 1 × 10-1
< 5 × 10-2
LI-AAL7B-11< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 9 × 10-2
< 8 × 10-2
LI-AAL7B-12< 4 × 10-2
< 2 × 10-2
< 2 × 10-1
< 8 × 10-2
235

238

※ 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。

➢ 238Uは入口のみ検出し、238Puは2試料のみ検出した。
➢ 235U、239+240Puは測定したすべての試料で不検出であった。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning19

多核種除去設備処理水 － 既往データ
1.0E+03
106

Co-60
Sr-90
I-129

Cs-137Ni-63

1.0E+03
106

Cs-137
Ni-63
Sr-90

1.0E+03106

1.0E+02105

1.0E+02105

1.0E+02105

1.0E+01104

1.0E+01104

1.0E+01
104

Co-60
Sr-90
pH

Cs-137
Tc-99

14

12

8

1.0E+00103

1.0E+00103

1.0E+00
103

6

1.0E-01
102

pH [－]

放射能濃度 [Bq/L]

10

1.0E-01102

1.0E-01102

4
1.0E-02101

1.0E-02101

1.0E-03100

1.0E-03
100
チ
タ
ン
酸
塩
①
出
口

チ
タ
ン
酸
塩
②
出
口

酸
化
チ
タ
ン
出
口

銀
ゼ
オ
ラ
イ
ト
出
口

吸着材（既設A系）

酸
化
セ
リ
ウ
ム
出
口

キ 活
レ 性
ー 炭
ト 出
樹 口
脂
出
口

銀
添
着
活
性
炭
出
口

チ
タ
ン
酸
塩
①
出
口

チ
タ
ン
酸
塩
②
出
口

酸
化
チ
タ
ン
出
口

銀
ゼ
オ
ラ
イ
ト
出
口

吸着材（既設B系）

酸
化
セ
リ
ウ
ム
出
口

キ
レ
ー
ト
樹
脂
出
口

活
性
炭
出
口

1.0E-03100

0
入 炭 活 チ 酸 銀 酸 チ フ キ キ 活
口 酸 性 タ 化 ゼ 化 タ ェ レ レ 性
原 沈 炭 ン セ オ セ ン ロ ー ー 炭
水 殿 出 酸 リ ラ リ 酸 シ ト ト 出
出 口 塩 ウ イ ウ 塩 ア 樹 樹 口口
1 ム ト ム 2 ン 脂 脂出 ① 出 ② 出 化 1 2口 出 口 出 口 化 出 出
口
口
合 口 口
物
出
口

)

銀
添
着
活
性
炭
出
口

入 鉄 炭
口 共 酸
沈 塩
出 出
口 口

2

(

入 鉄 炭
口 共 酸
沈 塩
出 出
口 口

1.0E-02101

吸着材（増設A系）

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。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

20