2.1.2 放射性液体廃棄物等の管理
2.1.2.1

概要(1)放射性液体廃棄物（事故発災前に稼働していた系統の液体）
事故発災前に稼働していた系統の放射性液体廃棄物は，機器ドレン廃液，床ドレン廃液，
化学廃液及び洗濯廃液がある。これら廃液の処理設備は，滞留水に水没又は系統の一部が故障しており，環境への放出は行っていない。
(2)放射性液体廃棄物等（事故発災後に発生した液体）
事故発災後に発生した放射性液体廃棄物等は，以下のものがある。
１～３号機の原子炉を冷却するために注水を行っているが，注水後の水が原子炉建屋等に漏出し滞留水として存在している。
この汚染水については，外部に漏れないように建屋内やタンク等に貯蔵しているとともに，その一部を，汚染水処理設備により放射性物質の低減処理（浄化処理）を行い，浄化処理に伴い発生する処理済水をタンクに貯蔵するとともに，淡水化した処理済水は原子炉へ注水する循環再利用を行っている。
汚染水処理設備の処理水及び処理設備出口水については，多核種除去設備により放射性物質（トリチウムを除く）の低減処理を行い，処理済水をタンクに貯蔵する。また，トリチウムを除く放射性核種の告示濃度限度比の和が１未満を満足する ALPS 処理水は海水にて希釈して排水する。
５・６号機のタービン建屋等に流入した海水・地下水及び，放射性物質濃度が散水の基準を超える堰内雨水は，滞留水として，貯留設備（タンク）へ移送し貯留するとともに，その一部を，次のいずれかの方法により浄化処理を行い，構内散水に使用している。
①

浄化ユニット及び淡水化装置による浄化処理②

浄化装置及び淡水化装置による浄化処理③ 浄化ユニットによる浄化処理
１～４号機タービン建屋及び５・６号機タービン建屋等の周辺の地下水はサブドレン
ピットから汲み上げ，また，海側遮水壁によりせき止めた地下水は地下水ドレンポンドから汲み上げ，サブドレン他浄化設備により浄化処理を行い，管理して排水する。
地下水バイパスの実施に伴い汲み上げた地下水は，管理して排水する。
汚染水タンクエリアの堰内に貯まった雨水等（2.36 雨水処理設備等における『雨水』として扱う事とし，雨水処理する水も含む。
）は，管理して排水，若しくは構内散水する。
なお，堰内雨水が散水の基準を超えた場合は雨水処理設備により浄化処理を行う。
なお，臨時の出入管理箇所で保管していた洗浄水は，福島第一原子力発電所に運搬した
後，構内に一時仮置きし，今後，処理する予定としている。

Ⅲ-3-2-1-2-1

2.1.2.2

基本方針

放射性液体廃棄物等（事故発災後に発生した液体。以降，同じ。
）については，浄化処理等必要な処理を行い，環境へ排水，散水する放射性物質の濃度を低減する。
詳細は「2.1.2.3 (5)排水管理の方法」に定める。
2.1.2.3

対象となる放射性液体廃棄物等と管理方法

管理対象区域における建屋内，タンク等に貯蔵・滞留している放射性物質を含む水，サブ
ドレンピット等から汲み上げる水，当該建屋や設備へ外部から流入する水，及びそれらの水処理の各過程で貯蔵している，あるいは発生する液体を対象とする。
(1) 発生源①１～６号機の原子炉建屋及びタービン建屋等においては，津波等により浸入した大量の海水が含まれるとともに，１～３号機においては原子炉への注水により，原子炉及び原子炉格納容器の損傷箇所から漏出した高濃度の放射性物質を含む炉心冷却水が流入し滞留している。また，１～４号機については，使用済燃料プール代替冷却浄化
系からの漏えいがあった場合には，建屋内に流入する。この他，建屋には雨水の流入，及び地下水が浸透し滞留水に混入している。
②地下水の建屋流入を抑制するために，１～４号機タービン建屋及び５・６号機タービ
ン建屋等周辺の地下水を汲み上げ（サブドレン），また，海側遮水壁によりせき止められた地下水が，地表面にあふれ出ないように汲み上げる（地下水ドレン）。
③臨時の出入管理箇所において，人の洗身及び車両の洗浄に使用した洗浄水を福島第一原子力発電所に運搬した後，構内に一時仮置きしている。
④建屋に流入する地下水を少なくするために，建屋山側の高台で地下水を汲み上げ，その流路を変更して海にバイパスする（地下水バイパス）。
⑤汚染水タンクエリアの堰内には，雨水が貯まる。
１～４号機の建屋内滞留水は，海洋への漏えいリスクの高まる T.P.2.5m 盤到達までの余裕確保のために水位を T.P.1.5m 付近となるよう管理することとしている。具体的には，
原子炉建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋に水圧式の水位計を設置し，免震重要棟で水位を監視しており，２～４号機タービン建屋から集中廃棄物処理建屋へ滞留水を移送している。
(2) 浄化処理①多核種除去設備による浄化処理
汚染水処理設備の処理済水に含まれる放射性物質（トリチウムを除く）については，
多核種除去設備により低減処理を行う。

Ⅲ-3-2-1-2-2

②１～４号機の浄化処理
滞留水を漏えいさせないよう，プロセス主建屋及び高温焼却炉建屋へ滞留水を移送し，放射性物質を除去する汚染水処理設備により浄化処理を実施している。除去した放射性物質を環境中へ移行しにくい性状にさせるため，放射性物質を吸着・固定化又は凝集する。
③５・６号機の浄化処理
貯留設備（タンク）へ滞留水を移送し，「2.1.2.1(2)放射性液体廃棄物等（事故発災後に発生した液体）」に示す方法により浄化処理を実施している。
（詳細は「Ⅱ 2.33.2
５・６号機 仮設設備（滞留水貯留設備）」を参照）④サブドレン水及び地下水ドレン水の浄化処理
サブドレンピットから汲み上げた水及び地下水ドレンポンドから汲み上げた水について，サブドレン他浄化設備により浄化処理を実施する。
（詳細は「Ⅱ 2.35 サブドレ
ン他水処理施設」を参照）⑤堰内雨水の浄化処理
堰内雨水について，放射性物質濃度が「(4)再利用」に示す散水の基準を超える場合は雨水処理設備により浄化処理を実施する。
(3) 貯蔵管理
汚染水処理設備の処理済水については，多核種除去設備・増設多核種除去設備・高性能
多核種除去設備により，放射性物質（トリチウムを除く）の低減処理を行い，処理済水を処理済水貯留用タンク・槽類に貯留する。
１～４号機のタービン建屋等の高レベルの滞留水については建屋外に滞留水が漏えいしないよう滞留水の水位を管理している。また，万が一，タービン建屋等の滞留水の水位が所外放出レベルに到達した場合には，タービン建屋等の滞留水の貯留先を確保するために，プロセス主建屋に貯留している滞留水の受け入れ先として，高濃度滞留水受タンクを設置している。
１～４号機の廃棄物処理建屋等の地下階に設置されている容器等内の廃液については，漏えいしても滞留水として系内にとどまる。また，地上階に設置されている容器等内の廃液については，腐食により廃液が容器等から漏えいすることが懸念されるため，点検が可
能な容器等については，定期に外観点検または肉厚測定を行い，漏えいのないことを確認する。また，高線量等により外観点検等が困難な容器等については，外観点検または肉厚測定を実施した容器等の点検結果より，劣化状況を想定し，漏えいが発生していないことを確認する。
高レベル滞留水は処理装置（セシウム吸着装置，第二セシウム吸着装置，第三セシウム吸着装置，除染装置），淡水化装置（逆浸透膜装置，蒸発濃縮装置）により処理され，水処理により発生する処理済水は中低濃度タンク（サプレッション･プール水サージタンク，

Ⅲ-3-2-1-2-3

廃液ＲＯ供給タンク，ＲＯ後濃縮塩水受タンク，濃縮廃液貯槽，ＲＯ及び蒸発濃縮装置後
淡水受タンク）に貯蔵管理する。
５・６号機のタービン建屋等に流入した海水・地下水等は，滞留水として，貯留設備（タンク）へ移送して貯留し，その一部は，浄化装置及び淡水化装置により浄化処理を行っている。各タンクは巡視点検により漏えいがないことを定期的に確認する。
臨時の出入管理箇所において保管していた洗浄水は，福島第一原子力発電所に運搬した
後，構内に一時仮置きしており，巡視により漏えいがないことを定期的に確認する。
地下水バイパス設備により汲み上げた地下水は，一時貯留タンクに貯留する。各タンクは巡視点検により漏えいがないことを定期的に確認する。
浄化処理後のサブドレン水及び地下水ドレン水は，サンプルタンクに貯留する。各タン
クは巡視点検により漏えいがないことを定期的に確認する。
浄化処理後の堰内雨水は，処理水タンクに貯留する。各タンクは巡視点検により漏えいがないことを定期的に確認する。なお，同様な管理を継続していくとともに，タンクは必要に応じて増設する。
(4) 再利用
汚染水処理設備により放射性物質を低減し，浄化処理に伴い発生する処理済水は貯蔵を行い，淡水化した処理済水については原子炉の冷却用水等へ再利用する。
５・６号機のタービン建屋等に流入した海水・地下水等は，滞留水として，貯留設備（タンク）へ移送して貯留し，「2.1.2.1(2)放射性液体廃棄物等（事故発災後に発生した液体）」に示す方法により浄化処理を行い，構内散水に使用している。構内散水にあたっては，以下に示す確認を行う。
① 浄化ユニット及び淡水化装置により浄化処理した水または浄化装置及び淡水化装置により浄化処理した水被ばく評価上有意な核種である Cs-134,Cs-137,Sr-90※,H-3（以下，「主要核種」という）の放射性物質濃度を測定し，告示に定める周辺監視区域外の水中の濃度限度との比（以下，「告示濃度限度比」という）の和が 0.22 以下となることを確認する。
なお，浄化ユニット及び淡水化装置による浄化処理した水並びに浄化装置及び淡水化装置により浄化処理した水の評価対象核種が同一である理由は，いずれも最後段に位置
する淡水化装置の浄化性能を基に評価対象核種を選定しているためである。
② 浄化ユニットにより浄化処理した水
主要核種の放射性物質濃度を測定し，告示濃度限度比の和が 0.21 以下であること，及び前記の測定において，その他の人工のγ線放出核種が検出されていないことを確認す
る。
堰内雨水について，当面，排水方法が確定するまでは，排水時と同様の確認を行い，処Ⅲ-3-2-1-2-4

理水を構内散水する。
なお，「(3)貯蔵管理」に示す管理において各タンクからの漏えいが確認された場合，当該堰内雨水は散水せず，貯留用タンク・槽類へ移送して浄化処理する等必要な措置を講じる。
※：Sr-90 について
主要核種の内，Sr-90 は放射壊変により娘核種である Y-90 を生成し，両者は永続平衡の関係（Sr-90 と Y-90 の濃度が等しくなる状態）にある。また，Y-90 の告示濃度限度 300Bq/L
は，Sr-90 の告示濃度限度 30Bq/L の 10 倍である。
このため，Sr-90 を単体分析して測定を行う場合には，Y-90 の影響として Sr-90 の 10 分の 1 相当の値が告示濃度限度比に追加されることとなる。したがって，Sr-90 分析値から得られる告示濃度限度比を 1.1 倍したものが Y-90 の影響も含む値となる。
一方，全β測定を行う場合には，計測結果にβ線放出核種である Sr-90 および Y-90 両者の放射能が含まれることとなる。仮に Sr-90 1Bq/L と Y-90 1Bq/L のみが含まれる試料を全β測定した場合には，約 2Bq/L の測定結果が得られることになる。この結果をもとに Sr-90と Y-90 がそれぞれ同濃度，即ち 1Bq/L ずつ含まれていると考えると，告示濃度限度比としては，1/30＋1/300≒0.0363 となる。しかし，全β測定では放射能濃度を核種毎に確定させることは困難である。このため，評価に保守性を持たせ，全β測定結果はすべて Sr-90 であると評価することとしている。この場合，告示濃度限度比は，2/30≒0.0667 となる。
以上のことから，Sr-90 濃度を分析・評価する場合は，永続平衡の関係にある Y-90 の影響も評価に加味し，以下の方法で行う。
・ Sr-90 濃度を全β値からの評価値とする場合，全β値を Sr-90 濃度とする。
・ Sr-90 濃度を Sr-90 分析値とする場合，Sr-90 分析値を 1.1 倍したものを Sr-90 濃度とする。
なお，排水前の分析においても同様とする。
(5) 排水管理の方法
ALPS 処理水は，排水前に測定・確認用設備において，トリチウム及びトリチウム以外の放射性核種を分析し，基準を満たしていることを確認するとともに，トリチウム濃度を低減させるために，希釈設備にて海水で希釈した上で排水する。
ALPS 処理水に含まれる放射性核種の分析にあたっては，実施計画Ⅲ 第 1 編第 3 条に規定する品質マネジメントシステム計画に基づき，測定等の対象とする放射性核種に応じて，分析に必要とされる資源（分析装置，分析員等）を明確にした上で，当該分析業務に必要な体制を整備し，分析方法や分析結果に対する客観性及び信頼性を確保するため，主に以下に掲げる事項を実施する。
・ 特定の核種の分析に係る国際標準化機構（ISO）等の認証を取得している委託先か

Ⅲ-3-2-1-2-5

ら分析員を調達するとともに，教育訓練により分析員やその分析を監理する者の力量管理を実施する。
・ 福島第一原子力発電所全体の分析に必要とされる資源等を勘案して，委託先を含む組織内の役割を明確にした分析体制を整備する。
公定法を基本とする分析方法により分析評価を行うこととし，分析方法の妥当性・・

検証や，分析に専門性を有する第三者分析機関の関与を得つつ，分析結果の不確かさを含めた分析データの定量評価を行う。
地下水バイパス水及びサブドレン他浄化設備の処理済水は，排水前に主要核種を分析し，基準を満たしていることを確認した上で排水する。
（排水前の分析において，Sr-90 は(4)
再利用と同様の方法で評価する。）基準を満たしていない場合は，排水せず，原因を調査し，対策を実施した上で排水する。
事故発災した１～４号機建屋及び５・６号機建屋近傍から地下水を汲み上げているサブ
ドレン他浄化設備の処理済水については，念のため定期的な分析で水質の著しい変動がな
いこと，及び３ヶ月の告示濃度限度比の和がサブドレン他浄化設備の処理済水の排水に係る線量評価（詳細は，「Ⅲ.2.2.3 放射性液体廃棄物等による線量評価」を参照）以下となることなどを確認する。
（添付資料－１，添付資料－２）①

排水前の分析

放射性液体廃棄物等を排水する際は，あらかじめタンク等においてサンプリングを行い，放射性物質の濃度を測定して，以下に示す基準を満たす場合に排水を行い，基準を満たさない場合は必要な処理（浄化処理等）を行うものとする。
なお，海洋への放出は，関係省庁の了解なくしては行わないものとする。
ALPS 処理水は，トリチウム濃度が 100 万 Bq/L 未満であること，及びトリチウム以外の放射性核種の告示濃度限度比の和が 1 未満であることを測定等により確認する。また，放水立坑（上流水槽）におけるトリチウム濃度を 1,500Bq/L 未満，且つ，海水により 100 倍以上の希釈となるよう ALPS 処理水流量と希釈海水流量を設定する。また，ト
リチウム放出量は，実施計画Ⅲ（第 1 編第 41 条及び第 2 編第 88 条）に基づく排水による放出量の合計で年間 22 兆 Bq の範囲内とする。
なお，ALPS 処理水中のトリチウム以外の放射性核種の特定及びその後の測定・評価の対象とする放射性核種（以下「測定・評価対象核種」という。
）の選定の考え方は添付資料－５の通り。
地下水バイパス水は，Cs-134 が 1Bq／L 未満，Cs-137 が 1Bq／L 未満，Sr-90 が 5Bq／

Ⅲ-3-2-1-2-6

L 未満，トリチウムが 1,500Bq／L 未満であることを測定により確認する。
サブドレン他浄化設備の処理済水は，Cs-134 が 1Bq／L 未満，Cs-137 が 1Bq／L 未満，
Sr-90 が 3(1)Bq／L 未満※，トリチウムが 1,500Bq／L 未満であること，及び前記の測定において，その他の人工のγ線放出核種が検出されていないことを測定により確認する。
（※ Sr-90 は，１０日に１回程度の頻度で 1Bq/L 未満であることを確認する。
）
なお，サブドレン他浄化設備については，これに加え集水タンクまたは高台集水タンク
への汲み上げ時についても，トリチウムが 1,500Bq／L 未満であることを測定により確認する。
その他排水する放射性液体廃棄物等については，主要核種の放射性物質濃度を測定し，告示濃度限度比の和が 0.22 以下となることを確認する。
② 定期的な分析
サブドレン他浄化設備の処理済水については，その濃度に著しい変動がないこと，及び主要核種以外の核種の実効線量への寄与が小さいことを確認するために，排水実績に応じた加重平均試料を作成し，以下の確認を行う。
ａ．１ヶ月毎の分析
以下に示す検出限界濃度を下げた測定を行い，著しい変動がないことを確認する。著しい変動があった場合には，排水を停止し，「ｂ．四半期毎の分析」に準じた分析・評価を行い，原因調査及び対策を行った上で排水を再開する。
Cs-134： 0.01 Bq/L

Cs-137： 0.01 Bq/L

全β

： １

Bq/L

H-3

：10

Bq/L

Sr-90

： 0.01 Bq/L

全α

： 4

Bq/L

ｂ．四半期毎の分析
主要核種及びその他 37 核種（計 41 核種※）の告示濃度限度比の和が，サブドレン他浄化設備の処理済水の排水に係る線量評価（詳細は，「Ⅲ.2.2.3 放射性液体廃棄物等による線量評価」を参照）を超えていないことを確認する。これを超えた場合は，排水を停止し，原因調査及び対策を行った上で排水を再開する。

Ⅲ-3-2-1-2-7

※41 核種：以下の方法により 41 核種を選定した。
・排水中の放射性物質の起源を安全側に建屋滞留水と仮定し，ORIGEN コードにより原子炉停止３０日後に燃料中に存在すると評価した核分裂生成物の中から，希ガス，不溶解性物質，及び原子炉停止後３年経過時点の放射性物質濃度が告示濃度限度比 0.01 以下の核種を除外し，また事故発生前の原子炉水中に存在した放射性腐食生成物について，
その放射性物質濃度（最大値）を事故後３年減衰させた場合の告示濃度限度比が 0.01以下の核種を除外し，48 核種を選定した。
（添付資料－３）・更に，その 48 核種のうち原子炉停止後５年経過時点の放射性物質濃度が告示濃度限度
比 0.01 以下となる核種，及び Cs-137 の同位体，娘核種であり，Cs-137 との存在比率
から，Cs-137 の濃度が排水時の運用目標である 1Bq/L であった場合においても，告示
濃度限度比の和に有意な影響を与えない核種を除外したもので，以下の核種をいう。
（添付資料－４）
Sr-90,Y-90,Tc-99, Ru-106, Rh-106,Ag-110m,Cd-113m,Sn-119m,Sn-123,
Sn-126, Sb-125,Te-123m,Te-125m,Te-127,Te-127m,I-129,Cs-134,Cs-137
Ce-144,Pr-144,Pr-144m,Pm-146,Pm-147,Sm-151,Eu-152,Eu-154,
Eu-155,Pu-238,Pu-239,Pu-240,Pu-241,Am-241,Am-242m,Am-243,
Cm-243,Cm-244
Mn-54,Co-60,Ni-63,Zn-65,H-3
2.1.2.4

添付資料

添付資料－１ サブドレン他水処理施設の排水管理に関する運用について
添付資料－２ サブドレン他水処理施設の排水に係る評価対象核種について
添付資料－３サブドレン他水処理施設の排水管理を行う核種選定実施のための確認対
象核種について

添付資料－４ 確認対象核種の再選定について（事故発災から 5 年経過後の減衰等を考慮した見直し）添付資料－５ ALPS 処理水海洋放出時の測定・評価対象核種の選定について

Ⅲ-3-2-1-2-8

水タンクへの汲み上げ

集水タンクまたは高台集

添付資料－１

Ⅲ-3-2-1-2-添 1-1

添付資料－２サブドレン他水処理施設の排水に係る評価対象核種について
事故発災に伴うフォールアウト，飛散瓦礫に付着した放射性物質を含むと考えられるサブドレン他水処理施設の汲み上げ水について，念のため，主要核種を含む 48 核種（添付資料－
３参照）の水質を確認した。
１．サブドレン他浄化設備の水質について（１）処理前の水質・ 浄化対象の全てのピットを汲み上げたサブドレン他浄化設備の処理前水の告示濃度限度
比の和については，主要核種（Cs-134，Cs-137，Sr-90，H-3）で約 92%を占めている。
・ その他 44 核種のうち，検出等により存在すると評価したのは 5 核種で約 0.3%であり，主要核種に比べて十分小さい。残り 39 核種については，検出されていないものの，仮に検出限界濃度（以下，ND 値）を用いて評価した場合で約 7.6%未満である。その他 44 核種の割合は十分に小さいことを確認した。
（表１）
・
（表３）・
（表４）
（２）処理後の水質・ 浄化対象の全てのピットを汲み上げたサブドレン他浄化設備の処理済水の水質は，48 核種を対象とした詳細分析（ND 値を下げた分析）の結果，0.015 未満であることを確認した。このうち，主要核種の告示濃度限度比の和は 0.011 未満であった。その他 44 核種のうち，検出等により存在すると評価した 5 核種の告示濃度限度比の和は 0.0020 であった。
残り 39 核種については，検出されていないものの，仮に ND 値を用いて評価した場合で
告示濃度限度比の和が 0.0022 未満であった。
・ 従って，その他 44 核種の告示濃度限度比の和は，0.0041 未満であった。（表２）・ なお，10 ピットを汲み上げた処理済水について，その他 44 核種の告示濃度限度比の和が0.0039 未満（検出等により存在すると評価したのは 7 核種で 0.0021，ND 値以下の 37 核種で 0.0018 未満）であることを確認している。この 10 ピットを汲み上げた処理済水と，上 述 の全 て のピ ット を汲 み 上げ た 処理 済水 の告 示 濃度 限 度比 の和 の差 は ， 0.0002（=0.0041 未満-0.0039 未満）であり，その他 44 核種の変動は小さいことを確認した。
２．排水に係る評価対象核種
最も放射性物質が多いと考えられる 1～4 号機建屋近傍の水質において主要核種が支配的であることから，各系統の排水に係る評価対象核種は，主要核種（Cs-134，Cs-137，Sr-90，H-3）とする。
なお，1～4 号機建屋及び 5・6 号機建屋近傍の水を汲み上げるサブドレン他浄化設備の処
理済水については，水質に著しい変動がないことなどを確認するため，念のため定期的に「添付資料－４」に定める 41 核種を確認する。

Ⅲ-3-2-1-2-添 2-1

（１）1～4 号機
表１ 主要核種の告示濃度限度比の割合（処理前水）

サブドレン、地下水ドレンの汲み上げ水
処理対象の全てのピット

主要核種

44核種

告示濃度限度比割合

Cs-1341.8

約92％

Cs-137

4.1

Sr-90

0.23

H-3

0.0060

検出等（5核種）0.025

未検出（39核種）

0.50未満告示濃度限度比の総和

約0.3％
約7.6％未満

6.7未満

未満：検出限界以下の核種は，検出限界濃度を用いて告示濃度限度比を算出
処理対象の全てのピット：No.1,30,37,49,57 ピット及び 5・6 号機建屋近傍のサブドレン
ピット 23 ピットを除く 41 ピット。なお，これに含まれていなかった No.1 ピットについて
は，
表１の主要核種の告示濃度限度比の和 6.1 に対し 1.8，44 核種の告示濃度限度比の和 0.53未満に対し 0.15 未満，44 核種の告示濃度限度比の和の割合約 7.9％未満に対し約 7.7％未満
であり，それぞれ表１に示した値以下であることが確認できている。
表２ その他 44 核種の告示濃度限度比 （処理済水）

サブドレン、地下水ドレンの汲み上げ水

主要核種
44核種

処理対象の全てのピット

10ピット（参考）

告示濃度限度比

告示濃度限度比

0.011未満

0.011

検出等

0.0020（5核種）

0.0021（7核種）

未検出

0.0022未満（39核種）

0.0018未満（37核種）

小計

0.0041未満

0.0039未満

0.015未満

0.015未満告示濃度限度比の総和

未満：検出限界以下の核種は，検出限界濃度を用いて告示濃度限度比を算出

Ⅲ-3-2-1-2-添 2-2

表３ 浄化対象に追加するピットの告示濃度限度比未満：検出限界以下の核種は，検出限界濃度を用いて告示濃度限度比を算出
浄化対象に追加するピットから汲み上げた水の主要核種（Cs-134，Cs-137，Sr-90，H-3）
およびその他 44 核種の告示濃度限度比の総和は表３の通り，表１に示した値以下であることが確認できている。
（２）5・6 号機
5・6 号機建屋近傍の汲み上げ水に含まれる放射能は，1～4 号機の破損燃料を冷却している
1～4 号機滞留水と発生源が異なり，フォールアウトが主であることから 5・6 号機建屋近傍のサブドレンピット 23 ピットの汲み上げ水を均等に混合した水の 48 核種の水質を確認した。
表４ 浄化対象に追加する 5・6 号機サブドレンピットの告示濃度限度比
告示濃度限度比Cs-1340.001未満主要核種
Cs-137
Sr-90
0.00480.00097未満

H-3
0.000065

小計
0.0068未満

44核種
検出等

未検出

0.00000054(2核種)

0.16未満(42核種）

小計
0.16未満合計

0.17未満表４の通り，主要核種及びその他 44 核種の告示濃度限度比の総和は表１に示した値以下であった。

Ⅲ-3-2-1-2-添 2-3

添付資料－３サブドレン他水処理施設の排水管理を行う核種選定実施のための確認対象核種について
１．確認対象核種の選定
サブドレン他水処理施設の汲み上げ水は，主に事故発災に伴うフォールアウト，飛散瓦
礫等に付着した放射性物質を含むことから，排水管理の評価対象とすべき核種は主要核種（Cs-134,Cs-137,Sr-90,H-3）と考えている。
排水管理の評価対象核種を選定するに際して，主要核種以外の核種で線量評価に影響を与える核種は十分小さいものと考えているが，念のために，主要核種以外の核種の有無を確認することとした。
確認すべき核種を選定するにあたり，安全側に仮定を行うため，炉心インベントリ等から被ばく評価上有意な核種として，主要核種を含む 48 核種※を選定した。
（図１）※ 建屋滞留水の除去対象核種を選定する方法を用いて，建屋滞留水（235 核種）の除去対
象 62 核種にトリチウムを加えた 63 核種について，事故発災から３年経過していることによる減衰を考慮し，さらに告示濃度限度比が 1/100 以下となる核種を除外することによって，48 核種を選定した。この 48 核種を排水管理の評価対象核種の選定を行
うための確認対象核種（表１）とした。

黄色枠 ：本資料の説明範囲
図 1 確認対象核種の選定方法について

Ⅲ-3-2-1-2-添 3-1

表１ 確認対象核種（48 核種）
核種

線種

Sr-89

β

Sr-90

単位：Bq/Ｌ
告示

告示

核種

線種

3E+2

Pr-144

βγ

2E+4

β

3E+1

Pr-144m

γ

4E+4

Y-90

β

3E+2

Pm-146

βγ

9E+2

Y-91

βγ

3E+2

Pm-147

β

3E+3

Tc-99

β

1E+3

Sm-151

β8E+3Ru-106β1E+2

Eu-152βγ

6E+2Rh-106βγ

3E+5Eu-154βγ

4E+2Ag-110m

βγ

3E+2

Eu-155βγ

3E+3

Cd-113m

βγ

4E+1

Gd-153γ

3E+3Sn-119m

γ

2E+3

Pu-238α4E+0Sn-123βγ

4E+2Pu-239α4E+0Sn-126βγ

2E+2Pu-240α4E+0Sb-124βγ

3E+2Pu-241

β2E+2Sb-125βγ

8E+2Am-241αγ

5E+0Te-123m

γ

6E+2

Am-242m

α5E+0Te-125m

γ

9E+2

Am-243αγ

5E+0Te-127βγ

5E+3Cm-242α6E+1Te-127mβγ

3E+2

Cm-243

αγ

6E+0

I-129

βγ

9E+0

Cm-244α

7E+0

Cs-134

βγ

6E+1

Mn-54

γ

1E+3

Cs-135

β

6E+2

Co-60

βγ

2E+2

Cs-137

βγ

9E+1

Ni-63

β

6E+3

Ba-137m

γ

8E+5

Zn-65

γ

2E+2

Ce-144

βγ

2E+2

H-3

β

6E+4

濃度限度

濃度限度

告示濃度限度：「東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物
質の防護に関して必要な事項を定める告示」に定められた周辺監視区域外の水中の濃度限度（単位は，Bq/L に換算した）Ⅲ-3-2-1-2-添 3-2

２．確認対象核種の抽出時に除外された核種の線量寄与について
建屋滞留水の除去対象核種は，告示濃度限度比が 1/100 以下の核種を除外している。以下に，除外された核種について，48 核種の告示濃度限度比の和に対する線量影響を確認した。
（１）除外方法（減衰を考慮する期間以外は，建屋滞留水の除去対象核種選定と同じ方法を用いた：図２）
ａ．告示に記載された約 1000 核種について，ORIGEN コードによる炉心インベントリ等からの評価を行い，告示に記載された約 1000 核種から原子炉停止 30 日後に存在しない
核種，希ガス，不溶解性核種をそれぞれ除外すると 235 核種となる。
ｂ．235 核種について，事故発災１年の減衰を勘案し，告示濃度限度比 1/100 以下の核種を除外すると，63 核種（建屋滞留水の除去対象核種 62 核種＋H-3）となる。
ｃ．62 核種について，事故発災３年の減衰を勘案し，告示濃度限度比 1/100 以下の核種を除外して，48 核種を確認対象核種として抽出した。
（２）線量寄与の確認結果
48 核種の告示濃度限度比の和を１とした場合，235 核種から除外された核種（23548=187 核種：事故発災３年後）の告示濃度限度比の和は，3×10－10 であり，除外された核種の寄与は極めて小さい。
なお，上記評価による 235 核種から除外された核種（235-48=187 核種：事故発災 3 年後）の告示濃度限度比の和は，建屋滞留水で 0.018 となる。一方，サブドレン，地下水
ドレンの水質は，汲み上げ予定の最も濃度が高いピットで，現状の建屋滞留水と比べてH-3 が 1/100 程度，Cs-137 が 1/10000～1/1000 程度（表２参照）である。サブドレン，
地下水ドレンにおける除外された 187 核種の線量寄与は，仮に現状の建屋滞留水との比率（地下水とともに最も移行し易いと考えられる核種である H-3 の比率：1/100）を上記
0.018 に乗じても，0.00018 程度であった。

建屋滞留水についての評価① 約１０００核種（告示記載核種）

ａ 約７６５核種
・炉停止後30日後に炉に存在しない核種
・希ガス
・不溶解性の核種② ２３５核種

ｂ １７２核種③ ６３核種（ALPS除去対象核種＋H-3）

・１年の減衰を勘案し、告示の濃度限度に対する比1/100以下の核種

ｃ １５核種・３年の減衰を勘案し、告示の濃度限度に対する比1/100以下の核種④ ４８核種

確認対象核種の抽出で除外された核種の線量寄与（事故発災３年後）
告示比（ｂ+ｃ）／告示比④ ＝（１．８×１０－２）／（５．３×１０７）≒ ３×１０－１０
告示比：告示の濃度限度に対する比の和

図２ 確認対象核種の抽出の方法と除外された核種の線量寄与

Ⅲ-3-2-1-2-添 3-3

表２ サブドレン，地下水ドレン，建屋滞留水の水質
単位：Bq/L
放射能濃度（Bq/L）
核種

Cs-134
Cs-137
全βH-3

建屋滞留水に対する比

①

②

③

サブドレン

地下水ドレン

建屋滞留水

ND(0.66)

ND(1.7)～1,700

④

⑤

サブドレン

地下水ドレン（①の最大/③）（②の最大/③）

85 万

1/80001/75 万～10～750 万～1/500～1/85000

ND(0.71)

ND(1.8)220 万

1/80001/71 万～5,200～28～2,000 万～1/400～1/78000

ND(11)

ND(14)

250 万

1/20000

1/47000～5.700～1,400～6,600 万～1/400～1/1700

ND(2.8)220～3,200～4,100

36 万

1/100

1/87

備考：サブドレン，地下水ドレンには，事故により環境中へ放出された放射性物質を含むが，建屋滞留水が混入しないように管理されており，Cs-137，全β放射能は建屋滞留水の1/1000 程度，H-3 は 1/100 程度である。
サブドレンについては，上表の核種に加えて Sb-125 が ND(1.2）～34Bq/L があり，建屋
滞留水の 7500Bq/L（H26.7.8 淡水化装置入口水）の 1/200 程度となっている。

Ⅲ-3-2-1-2-添 3-4

３．参考●建屋滞留水の除去対象 62 核種から除外された核種
建屋滞留水の除去対象としている 62 核種は，事故発災後の炉心インベントリ核種等に対して 1 年（365 日）の減衰を勘案して選定したものである。排水管理の核種選定を行う
ための確認対象核種の抽出では，炉心インベントリ核種等の減衰期間を 3 年間（1095 日）としたことによって，告示濃度限度比が 1/100 以下になった比較的短半減期の表３の 15 核種を除外した。これにより残った核種は 47 核種となり，確認対象核種は H-3 を含めると
48 核種となる。
表３ 建屋滞留水の除去対象 62 核種から除外された核種
半減期

核種

主な線種

Rb-86

βγ

18.63

Nb-95

βγ

34.975

Ru-103βγ

39.4Rh-103m

βγ

0.935

Cd-115mβγ

44.8Te-129βγ

0.0479Te-129ｍβγ

33.5

Cs-136βγ

13.16

Ba-140βγ

12.79

Ce-141βγ

32.5

Pm-148βγ

5.37

Pm-148m

βγ

41.3

Tb-160

βγ

72.1

Fe-59

βγ

44.5

Co-58

γ

70.82

Ⅲ-3-2-1-2-添 3-5（ｄ）

添付資料－４
確認対象核種の再選定について（事故発災から5年経過後の減衰等を考慮した見直し）
１．確認対象核種の再選定
排水管理の評価対象核種を選定するに際して，主要核種以外の核種で線量評価に影響を与える核種は十分小さいものと考えているが，念のために，主要核種以外の核種の寄与を分析により確認することとした。
サブドレン他水処理施設の処理済水の確認すべき核種を選定するにあたっては，安全側に仮定を行うため，炉心インベントリ等から滞留水に存在すると評価した放射性核種について，サブドレン他水処理施設の処理済水の排水管理を検討した2014年3月時点（事故発災から3年経過）での減衰による濃度低下を考慮した上で，被ばく評価上有意な核種として「添付資料－３」の通り48核種を選定した。
この48核種に対して，2016年3月時点で事故発災から5年が経過したことを踏まえ，減衰による濃度低下を考慮し再度核種選定を行った。
更に，Cs-137の同位体，娘核種のうち，告示濃度限度比が十分小さい核種について見直しを行った結果，主要核種を含む41核種を選定した。
（図1）
この41核種を確認対象核種（表1）とした。

黄色枠 ：本資料の説明範囲
図 1 確認対象核種の選定方法について

Ⅲ-3-2-1-2-添 4-1

表１ 確認対象核種（41 核種）
核種

線種

Sr-90

β

Y-90

単位：Bq/Ｌ
告示

告示

核種

線種

3E+1

Pm-146

βγ

9E+2

β

3E+2

Pm-147

β

3E+3

Tc-99

β

1E+3

Sm-151

β8E+3Ru-106β1E+2

Eu-152βγ

6E+2Rh-106βγ

3E+5Eu-154βγ

4E+2Ag-110m

βγ

3E+2

Eu-155βγ

3E+3

Cd-113m

βγ

4E+1Pu-238α4E+0Sn-119m

γ

2E+3

Pu-239α4E+0Sn-123βγ

4E+2Pu-240α4E+0Sn-126βγ

2E+2Pu-241

β2E+2Sb-125βγ

8E+2Am-241αγ

5E+0Te-123m

γ

6E+2

Am-242m

α5E+0Te-125m

γ

9E+2

Am-243αγ

5E+0Te-127βγ

5E+3Cm-243αγ

6E+0Te-127mβγ

3E+2

Cm-244

α

7E+0

I-129

βγ

9E+0

Mn-54

γ

1E+3

Cs-134

βγ

6E+1

Co-60

βγ

2E+2

Cs-137

βγ

9E+1

Ni-63

β

6E+3

Ce-144

βγ

2E+2

Zn-65

γ

2E+2

Pr-144

βγ

2E+4

H-3

β

6E+4

Pr-144m

γ

4E+4

－

－

－

濃度限度

濃度限度

告示濃度限度：「東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物
質の防護に関して必要な事項を定める告示」に定められた周辺監視区域外の水中の濃度限度（単位は，Bq/L に換算した）
２．新たに除外された核種の線量寄与について
以下の通り，「添付資料－３」で選定した確認対象核種から新たに7核種を除外し，その線量寄与を確認した。
（１）除外方法
ａ．「添付資料－３」で選定した48核種について，事故発災5年(1827日)の減衰を勘案し，建屋滞留水中における濃度が告示濃度限度比1/100 以下となる5核種を除外した。
（図1 d）
ｂ．Cs-137の濃度が排水時の運用目標である1Bq/Lであった場合においても，告示濃度限度比の和に有意な影響を与えないCs-137の同位体および娘核種の2核種を除外した。（図1e）Ⅲ-3-2-1-2-添 4-2

（２）線量寄与
事故発災から 5 年後の建屋滞留水における 48 核種の告示濃度限度比の和を１とした
場合，今回除外する 7 核種の告示濃度限度比は 6.9×10-5 であり，除外された核種の線量への寄与は極めて小さい。
３．参考
今回新たに除外された7核種は，表２の通りである。
表２ 新たに除外された核種
核種

主な線種

半減期

Sr-89

β

50.5 日Y-91

βγ58.5 日Sb-124βγ60.2 日

Gd-153γ241.6 日Cm-242α162.8 日Cs-135β230 万年

Cs-137 の同位体

Ba-137m

γ2.55 分

Cs-137 の娘核種

Ⅲ-3-2-1-2-添 4-3

備 考添付資料－５
ALPS 処理水海洋放出時の測定・評価対象核種の選定について
1．概要
ALPS 処理水中のトリチウム以外の放射性核種については，多核種除去設備等処理水の主
要 7 核種に炭素 14 及びテクネチウム 99 を加えた放射能濃度の分析結果の合計値と全β測定値において，現行の 64 核種以外の放射性核種の存在を疑わせるようなかい離は認められていないことや，ALPS 処理水を海洋放出する時点においては，十分に減衰して存在量が十分少なくなっている ALPS 除去対象核種も考えられること等から，告示濃度限度の比の和が 1未満を満足すると考えている。
このうえで，告示濃度限度比総和 1 未満を満足することを確実なものとするため，国内における廃止措置や埋設施設に関する知見を踏まえ，汚染水中に有意に存在するか徹底的に検証を実施したうえで，測定・評価対象核種を選定する。
2．測定・評価対象核種の選定方針
福島第一原子力発電所の汚染水中に有意に含まれる可能性のある核種の検証を行うにあたり，廃止措置や埋設施設に関する知見を踏まえて，核種分析を実施するとともに，１～３号
機の燃料及び構造材を考慮したインベントリ評価を実施する。
核種分析
廃止措置や埋設施設に関する研究において評価対象としている核種が，汚染水でも有意に存在するか否か，実際に分析して確認する。また，過去の核種分析結果についても確認する。
インベントリ評価
ALPS 除去対象核種検討時と同様に核分裂生成物のインベントリ評価を実施すると共に，廃止措置や埋設施設に関する研究を参考に，原子炉圧力容器内の構造物等の放射化により生成するインベントリ量を評価する。なお，評価にあたっては，震災後から経過する期間を適切に設定したうえで，減衰によるインベントリ量の減少を考慮する。
上記評価結果から，水への移行しやすさ等を考慮したうえで，汚染水中に有意に含まれる
可能性のある核種の存在を確認する。
核種分析およびインベントリ評価の結果から，線量評価への影響を踏まえて，測定・評価
対象核種を選定する。

Ⅲ-3-2-1-2-添 5-1

3．ALPS 処理水海洋放出時の測定・評価対象核種の選定
3.1

ALPS 処理水海洋放出時の測定・評価対象核種の選定の考え方

2 項の核種分析及びインベントリ評価の結果から，図－１に示すフローに従い，測定・評価
対象核種を選定する。

※1：インベントリ評価の減衰期間は，選定結果を使用する時期に応じて適切に設定（初回は 2023 年（事故後 12 年）に設定）※2：過去に検出されたことのある核種は検出値の最大値，一度も検出されたことのない核種は検出下限値の最小値で確認※3：汚染水中に有意に存在しないか継続して確認する核種

図－１ ALPS 処理水海洋放出時の測定・評価対象核種選定フロー

3.2 放出基準の確認
ALPS 処理水の海洋放出にあたって，図－１のフローに基づき選定した測定・評価対象核種
にて放出基準（トリチウムを除く放射性核種の告示濃度限度比の和が 1 未満）を満足しているか確認する。

Ⅲ-3-2-1-2-添 5-2

3.3 測定・評価対象核種の定期的な確認
図－１のフローに基づき選定した測定・評価対象核種は，過去の分析結果を確認したうえで選定しているが，今後の廃炉作業の進捗によって，その状況に変化が生じる可能性が考えられる。このため，選定した測定・評価対象核種以外の核種（以下「その他核種」という。）
が有意（告示濃度限度の 1/100 以上で）に存在しないことを，以下の方法により確認する。
この確認の中で，その他核種が有意に存在することが確認された場合は，測定・評価対象核種の再評価を行う。なお，放射性核種の減衰についても，選定フローの中で反映する。
3.3.1 放出の都度の確認
ALPS 処理水が放出基準を満足しているか確認する際，全α，全β，Ge 半導体検出器による測定で，その他核種が有意に存在しないことを確認する。
3.3.2 汚染水中のトレンド確認
集中 Rw 以降で定期的に確認している汚染水の放射性核種の濃度が，過去に確認された濃度以下であることを確認し，放射性核種の汚染水への移行状況に変化が生じていないことを確認する。
3.3.3 調査分析
調査分析では，3.3.1，3.3.2 項で懸念が有る事象を確認した場合に，その他核種の存在を調査する。また，懸念の有無に限らず， ALPS 処理前の汚染水において，監視対象核種が有意な濃度で存在しないことの確認を 1 年に 1 回の頻度で行い，その他核種の存在を調査する。

Ⅲ-3-2-1-2-添 5-3

2.1.3放射性気体廃棄物等の管理

2.1.3.1

概要

1～4 号機については事故の影響により排気筒の監視装置は使用不能である。5，6 号機
では主排気筒放射線モニタにおいて放出を監視している。主な放出源と考えられる 1～4号機原子炉建屋の上部において空気中放射性物質濃度を測定している。また，敷地内の原子炉建屋近傍，敷地境界付近で空気中放射性物質濃度の測定を行い，敷地境界付近では告示の濃度限度を下回ることを確認している。1～3 号機では原子炉格納容器ガス管理設備が稼働し，格納容器内から窒素封入量と同程度の量の気体を抽出してフィルタにより放出される放射性物質を低減している。
2.1.3.2

基本方針

原子炉格納容器ガス管理設備により環境中への放出量を抑制するとともに各建屋において可能かつ適切な箇所において放出監視を行う。また，敷地境界付近で空気中放射性物質濃度の測定を行い，敷地境界付近において告示に定める周辺監視区域外の空気中の濃度限度を下回っていることを確認する。
放射性物質を内包する建屋等については放射性物質の閉じ込め機能を回復することを目指し，内包する放射性物質のレベルや想定される放出の程度に応じて，放出抑制を図っていく。実施の検討にあたっては，建屋や設備の損傷状況，作業場所のアクセス方法
や線量率，建屋内の濃度や作業環境，今後の建屋の利用計画等を考慮し，測定データや現場調査の結果を基に，実現性を判断の上，可能な方策により計画していく。
今後設置される施設についても，内包する放射性物質のレベル等に応じて必要となる抑制対策をとるものとする。
放射性物質の新たな発生，継続した放出の可能性のある建屋等を対象として，可能かつ適切な箇所において放出監視を行っていく。連続的な監視を行うための測定方法，伝送方法について，現場状況の確認結果をもとに検討し，換気設備を設ける場合は排気口において放出監視を行う。
2.1.3.3

対象となる放射性廃棄物と管理方法

各建屋から発生する気体状（粒子状，ガス状）の放射性物質を対象とする。
(1) 発生源
a. 1～3 号機原子炉建屋格納容器
格納容器内の放射性物質を含む気体については，窒素封入量と同程度の量の気体を抽出して原子炉格納容器ガス管理設備のフィルタで放出される放射性物質を低減する。

Ⅲ-3-2-1-3-1

b. 1～4 号機原子炉建屋
格納容器内の気体について，建屋内へ漏洩したものは原子炉格納容器ガス管理設
備で処理されずに，上部開口部（機器ハッチ）への空気の流れによって放出される。
建屋内の空気の流れ及び建屋地下部の滞留水の水位低下により，建屋内の壁面，
機器，瓦礫に付着した放射性物質が乾燥により再浮遊し，上部開口部（機器ハッチ）より放出される可能性がある。滞留水から空気中への放射性物質の直接の放出については，移行試験の結果から，極めて少ないと考えている。移行試験は，濃度が高く被ばく線量への寄与も大きい Cs-134，Cs-137 に着目し，安定セシウムを用いて溶液から空気中への移行量を測定した結果，移行率（蒸留水のセシウム濃度／試料水中のセシウム濃度）が約 1.0×10-4 %と水温に依らず小さいことが判明している。
1 号機については，オペレーティングフロア上ガレキ撤去時，使用済燃料プール内
ガレキ撤去時及び燃料取り出し作業時における建屋等に付着した放射性物質の舞い上がりによる大気放出を抑制するため燃料取り出し用カバーを設置し，ガレキ撤去作業時及び燃料取り出し作業時にカバー内を換気しフィルタにより放射性物質の放出低減を図る。
2 号機については，使用済燃料プールからの燃料取り出しのため，燃料取り出し用構台を設置し，燃料取り出し時に原子炉建屋オペレーティングフロア及び燃料取り出し用構台内を換気しフィルタにより放射性物質の放出低減を図る。
3 号機については，使用済燃料プールからの燃料取り出し時の放射性物質の飛散抑制を目的として作業エリアを被うカバーを設置し，燃料取り出し作業時にカバー内を換気しフィルタにより放射性物質の放出低減を図る。
4 号機については，燃料取り出し用カバーを設置している。燃料取り出し用カバー
は，隙間を低減するとともに，換気設備を設け，排気はフィルタユニットを通じて大気へ放出することによりカバー内の放射性物質の大気への放出を抑制する。
使用済燃料貯蔵プール水から空気中への放射性物質の直接の放出についても，
Cs-134，Cs-137 に着目し，上述の測定結果から，プール水からの放射性物質の放出は極めて少ないと評価している。
c. 1～4 号機タービン建屋
建屋地下部の滞留水の水位低下により，壁面，機器に付着した放射性物質が乾燥により再浮遊し，開口部（大物搬入口等）より放出する可能性が考えられるが，地下開口部は閉塞されていることから，建屋からの追加的放出は少ないと評価している。
滞留水から空気中への放射性物質の直接の放出についても，原子炉建屋と同様に，極めて少ないと評価している。
d. 1～4 号機廃棄物処理建屋
タービン建屋と同様に，建屋地下部の滞留水の水位低下により，壁面，機器に付

Ⅲ-3-2-1-3-2

着した放射性物質が乾燥により再浮遊し，開口部（大物搬入口等）より放出する可能性が考えられるが，地下開口部は閉塞されていることから，建屋からの追加的放出は少ないと評価している。
滞留水から空気中への放射性物質の直接の放出についても，同様に極めて少ないと評価している。
e. 集中廃棄物処理施設
プロセス主建屋，サイトバンカ建屋，高温焼却炉建屋，焼却・工作建屋の各建屋について，タービン建屋と同様に，建屋地下部の滞留水の水位低下により，壁面，
機器に付着した放射性物質が乾燥により再浮遊し，開口部（大物搬入口等）より放出する可能性が考えられるが，地下開口部は閉塞されていることから，建屋からの追加的放出は少ないと評価している。
滞留水から空気中への放射性物質の直接の放出についても，同様に極めて少ないと評価している。
また，建屋内に設置されている汚染水処理設備，貯留設備の内，除染装置（セシ
ウム凝集・沈殿），造粒固化体貯槽（廃スラッジ貯蔵）については，内部のガスをフィルタにより放射性物質を除去して排気している。
f. 5，6 号機各建屋
各建屋地下部の滞留水について，建屋外から入ってきた海水及び地下水であり，放射性物質濃度は 1～4 号機に比べ低い。
原子炉建屋については，原子炉建屋常用換気系により，原子炉建屋内の空気をフ
ィルタを通して，主排気筒から放出する。
g. 使用済燃料共用プール
共用プール水について，放射性物質濃度は 1～4 号機に比べ低く，プール水からの放射性物質の放出は極めて少ないと評価している。
共用プール建屋内からの排気は，フィルタを通し放射性物質を除去した後に，建屋内排気口から放出する。
h. 廃スラッジ一時保管施設
汚染水処理設備の除染装置から発生する廃スラッジを処理施設等へ移送するまでの間一時貯蔵する施設では，内部のガスをフィルタで放射性物質を除去して排気する。
i. 焼却炉建屋
焼却設備の焼却処理からの排ガスは，フィルタを通し，排ガスに含まれる放射性物質を十分低い濃度になるまで除去した後に，焼却設備の排気筒から放出する。
なお，フィルタを通し十分低い濃度になることから，焼却炉建屋からの放射性物
質の放出は極めて少ないと評価している。

Ⅲ-3-2-1-3-3

j. 固体廃棄物貯蔵庫
固体廃棄物貯蔵庫に保管される放射性固体廃棄物等は，容器やドラム缶等に収納されるため，放射性固体廃棄物等からの放射性物質の追加的放出はないものと評価している。
k. 瓦礫等の一時保管エリア
瓦礫等の一時保管エリアは，瓦礫類については周囲への汚染拡大の影響がない値
として目安値を設定し，目安値を超える瓦礫類は容器，仮設保管設備，覆土式一時保管施設に収納，またはシートによる養生等による飛散抑制対策を行い保管していること，また伐採木については周囲への汚染拡大の影響がないことを予め確認していることから，放射性物質の追加的放出は極めて少ないと評価している。
l. 使用済セシウム吸着塔一時保管施設
セシウム吸着装置吸着塔，第二セシウム吸着装置吸着塔，第三セシウム吸着装置
吸着塔，高性能容器，処理カラム，高性能多核種除去設備吸着塔は，セシウム吸着塔一時保管施設において静的に貯蔵している。使用済みの吸着材を収容する高性能容器，及び，使用済みの吸着材を収容する処理カラムは，セシウム等の主要核種を吸着塔内のゼオライト等に化学的に吸着させ，吸着塔内の放射性物質が漏えいし難い構造となっている。高性能容器は，圧縮活性炭高性能フィルタを介したベント孔を設けており，放射性物質の漏えいを防止している。また，保管中の温度上昇等を考慮しても吸着材の健全性に影響を与えるものでは無いため，吸着材からの放射性物質の離脱は無いものと評価している。このため，放射性物質の追加的放出は極めて小さいと評価している。
m. 貯留設備（タンク類，地下貯水槽）
貯留設備（タンク類，地下貯水槽）は，汚染水受入れ後は満水保管するため，水位変動が少ないこと，蒸発濃縮装置出口水の放射能濃度測定結果から空気中への放射性物質の移行は極めて低いことから放射性物質の追加的放出は極めて少ないと考えている。
n. 多核種除去設備等
多核種除去設備は，タンク開口部のフィルタにより放射性物質を除去し，排気しているため，放射性物質の追加的放出は極めて小さいと考えている。
増設多核種除去設備は，多核種除去設備と同様の設計とし，タンク開口部のフィルタにより放射性物質を除去し，排気しているため，放射性物質の追加的放出は極めて小さいものと考える。
高性能多核種除去設備は，タンク開口部のフィルタにより放射性物質を除去し，排気しているため，放射性物質の追加的放出は極めて小さいものと考える。
o. 大型機器除染設備
大型機器除染設備からの排気は，フィルタを通し放射性物質を除去した後に，排Ⅲ-3-2-1-3-4

気口から放出する。
フィルタを通し十分低い濃度になることから，大型機器除染設備からの放射性物
質の放出は極めて少ないと評価している。
p. 油処理装置
油処理装置は,常温・湿式で油を分解するため空気中への放射性物質の移行は極めて低いと評価しており，更に排気はフィルタを通して排気する。
q. 大型廃棄物保管庫
大型廃棄物保管庫からの排気は，フィルタを通し放射性物質を除去した後に，排気口から放出する。ｌ．(使用済セシウム吸着塔一時保管施設)と同様，保管対象である吸着塔内の吸着材からの放射性物質の離脱は無いものと評価している。このため，放射性物質の追加的放出は極めて小さいと評価している。更にフィルタを通し十分低い濃度になることから，大型廃棄物保管庫からの放射性物質の放出は極めて少ないと評価している。
r. 減容処理設備
減容処理設備からの排気は，フィルタを通し放射性物質を除去した後に，建屋換
気排気口から放出する。
フィルタを通し十分低い濃度になることから，減容処理設備からの放射性物質の放出は極めて少ないと評価している。
(2) 放出管理の方法
気体廃棄物について，原子炉格納容器ガス管理設備により環境中への放出量を抑制
するとともに各建屋において可能かつ適切な箇所において放出監視を行っていく。
a. 1～3 号機原子炉建屋格納容器
1～3 号機は原子炉格納容器ガス管理設備出口において，ガス放射線モニタ及びダスト放射線モニタにより連続監視する。
b. 1～4 号機原子炉建屋
1 号機については，原子炉建屋上部の空気中の放射性物質を監視するとともに，定期的及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度を測定する。また，
大型カバー設置後においては，大型カバー換気設備出口においてダスト放射線モニタにより連続監視する。2 号機については，原子炉建屋オペレーティングフロア及び燃料取り出し用構台換気設備出口においてダスト放射線モニタにより連続監視する。
3 号機については，原子炉建屋上部で空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度を測定する。使用済燃料プールから燃料取り出し時の放射性物質の飛散抑制を目的とした燃料取り出し用カバーが設置されており，換気設備出口においてダスト放射線モニタにより連続監視する。また，4 号機については，使用済燃料プールから燃料取出し時の放射性物質の飛散抑制を目的と

Ⅲ-3-2-1-3-5

した燃料取出し用カバーが設置されており，換気設備出口においてダスト放射線モニタにより連続監視する。
c. 1～4 号機タービン建屋
追加的放出として考えられる建屋地下部の滞留水の水位低下による放射性物質の再浮遊は，地下開口部が閉塞されているため建屋内に閉じ込められている。なお，建屋内地上部の大物搬入口等の主な開口部付近にて，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質の漏えいがないことを確認する。
d. 1～4 号機廃棄物処理建屋
追加的放出として考えられる建屋地下部の滞留水の水位低下による放射性物質の再浮遊は，地下開口部が閉塞されているため建屋内に閉じ込められている。なお，建屋内地上部の主な開口部付近にて，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度
ダストサンプラで採取し，放射性物質の漏えいがないことを確認する。
e. 集中廃棄物処理施設（プロセス主建屋，サイトバンカ建屋，高温焼却炉建屋，焼却・工作建屋）
追加的放出として考えられる建屋地下部の滞留水の水位低下による放射性物質の再浮遊は，地下開口部が閉塞されているため建屋内に閉じ込められている。なお，
プロセス主建屋，サイトバンカ建屋，高温焼却炉建屋，焼却・工作建屋の各建屋内
地上部の主な開口部付近にて，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度ダスト
サンプラで採取し，放射性物質の漏えいがないことを確認する。また，建屋内に設置されている汚染水処理設備，貯留設備の内，除染装置（セシウム凝集・沈殿），造
粒固化体貯槽（廃スラッジ貯蔵）については，内部のガスをフィルタで放射性物質を除去して排気しており，除染装置運転時や廃棄物受け入れ時等において，排気中の放射性物質濃度を必要により測定する。
f. 5，6 号機各建屋
主排気筒において，放射性物質濃度をガス放射線モニタにより監視する。
g. 使用済燃料共用プール
建屋内の排気設備にて，放射性物質濃度を排気放射線モニタにより監視する。
h. 廃スラッジ一時保管施設
汚染水処理設備の除染装置から発生する廃スラッジを一時貯蔵する施設では，内部のガスをフィルタで放射性物質を除去して排気し，ダスト放射線モニタで監視する。
i. 焼却炉建屋
焼却設備の排気筒において，放射性物質濃度をガス放射線モニタ及びダスト放射
線モニタにより監視する。

Ⅲ-3-2-1-3-6

j. 固体廃棄物貯蔵庫
固体廃棄物貯蔵庫において，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度ダスト
サンプラで採取し，放射性物質濃度を測定する。
k. 瓦礫等の一時保管エリア
瓦礫等の一時保管エリアにおいて，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度
ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度を測定する。
l. 使用済セシウム吸着塔一時保管施設
使用済セシウム吸着塔一時保管施設のエリアにおいては，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度を測定する。
m. 貯留設備（タンク類，地下貯水槽）
貯留設備（タンク類，地下貯水槽）のエリアにおいては，空気中の放射性物質を定期的及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度を測定する。
n. 多核種除去設備等
多核種除去設備においては，内部のガスをフィルタで放射性物質を除去し，排気しているため，多核種除去設備設置エリアの放射性物質濃度を必要により測定する。
また，増設多核種除去設備及び高性能多核種除去設備は，多核種除去設備と同様にフィルタで放射性物質を除去し，排気しているため，各設備の設置エリアにおける放射性物質濃度を必要により測定する。
o. 大型機器除染設備
大型機器除染設備排気口及び汚染拡大防止ハウス排気口において，空気中の放射性物質を定期的（除染設備運転時）及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度（主要ガンマ線放出核種，全ベータ放射能，ストロンチウム９０濃度）を測定する。なお，除染対象物のアルファ核種による汚染は極めて低いと評価しているが，念のために全アルファ放射能の放射性物質濃度も１ヶ月に１回測定する。
p. 油処理装置
油処理装置排気口において，空気中の放射性物質を定期的（油処理装置運転時）
及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度（主要ガンマ線放出核種，
全ベータ放射能，ストロンチウム９０濃度）を測定する。
q. 大型廃棄物保管庫
大型廃棄物保管庫において，空気中の放射性物質を定期的（建屋換気設備運転時）
及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度（主要ガンマ線放出核種，
全ベータ放射能，ストロンチウム９０濃度）を測定する。
r. 減容処理設備
減容処理設備排気口において，空気中の放射性物質を定期的（建屋換気空調系運
転時）及び必要の都度ダストサンプラで採取し，放射性物質濃度（主要ガンマ線放出核種，全ベータ放射能，ストロンチウム９０濃度）を測定する。

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(3) 推定放出量
1～4 号機原子炉建屋（原子炉格納容器を含む）以外からの追加的放出は，極めて少ないと考えられるため，1～4 号機原子炉建屋上部におけるサンプリング結果から検出されている Cs-134 及び Cs-137 を評価対象とし，建屋開口部等における放射性物質濃度及び空気流量等の測定結果並びに停止後の経過年数を考慮して評価した 1～4 号機原子炉建屋からの推定放出量を表２．１．３－１に示す。
なお，これまでの放出量の推移を図２．１．３－１に示す。
表２．１．３－１ 1～4 号機の気体廃棄物の推定放出量
Cs-134（Bq/sec）

Cs-137（Bq/sec）

1 号機 原子炉建屋

4.7×101

4.7×1022 号機 原子炉建屋

9.4×100

9.4×101

3 号機 原子炉建屋

7.1×101

7.1×1024 号機 原子炉建屋

1.2×101

1.2×102（注）Cs-137 は 2014 年 2 月時点の評価値と同じとした。

放出量（億ベクレル/時）

12
10

10

8
6
4

2

2
0.7

0.055

0.1

0

図２．１．３－１ １～４号機原子炉建屋からの一時間当たりの放出量推移

Ⅲ-3-2-1-3-8

一方，5,6 号機については，2014 年に廃止が決定しており，今後，放射性の希ガス・よう素の放出はなく，放出実績についても 2012 年度以降は未検出である。なお，現在，使用済燃料プールに燃料が保管されているため，放出管理目標値は，測定指針※の放射性希ガス，
よう素 131 に係る測定下限濃度相当の放出が 1 年間継続したと仮定して求めた放出量とする。
5,6 号機各建屋では 1～4 号機で採取された試料の分析等が実施されていることから，1～4 号機と同様に Cs-134 及び Cs-137 を評価対象とし，5，6 号機共用排気筒の排気風量，検出限界値及び停止後の経過年数を考慮して評価した推定放出量を表２．１．３－２ に示す。なお，停止後 5,6 号機共用排気筒の粒子状物質のサンプリング結果は，図２．１．３－２に示すとおり，検出下限値未満で推移している。
上述の放出量については， 5,6 号機の施設の汚染状況の調査結果，解体工法及び手順についての検討結果を踏まえ，廃炉作業の進捗に伴う見直しを行う。
※：「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」（平成 13 年 3 月 29 日原子力安全委員会）表２．１．３－２ 5,6 号機の気体廃棄物の推定放出量＊

5,6 号機共用排気筒

Cs-134（Bq/sec）

Cs-137（Bq/sec）

1.5×100

1.5×101＊：推定放出量＝推定放出濃度×排気筒風量
推定放出濃度は，測定指針に記載された粒子状物質の測定下限濃度（4×10-9Bq/cm3）に安全係数（10）を乗じ Cs-137 濃度とした。Cs-134 濃度は，事故後の減衰を考慮して Cs-137 濃度の 1/10 を設定した。排気筒風量は，定格風量（安全側に事故前の約 3.8×108cm3/s）を設定した。

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図２．１．３－２ ５，６号機共用排気筒からの粒子状物質放出濃度推移

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