日本原子力学会 2015年秋の大会
福島第一原子力発電所の中長期戦略と研究開発
個別セッションA 放射性廃棄物

福島第一原子力発電所事故廃棄物の処理・処分研究開発
平成27年9月11日
日本原子力研究開発機構/国際廃炉研究開発機構
宮本 泰明※本発表内容は、経済産業省受託事業「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備（事故廃棄物処理・処分概念構築に係る技術検討調査）」及び経済産業省／平成25年度「廃炉・汚染水対策事業費補助金（事故廃棄物処理・処分技術の開発）の成果を含む。
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発表内容

1. 放射性廃棄物処理・処分研究開発の概要
2. 廃棄物ストリームに関する検討
3. 性状把握に関する研究開発
4. 長期保管の検討及び廃棄物の処理に関する検討
5. 廃棄物処分に関する検討
6. まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1１．放射性廃棄物処理・処分研究開発の概要
１-１ 福島第一廃炉・汚染水対策の役割分担
重要課題を提示

政府
中長期ロードマップの決定

原子力損害賠償・廃炉等支援機構（NDF）
賠償支援と国家的廃炉技術支援

報告
事業費

報告
報告

技術戦略
技術判断

1.
2.
3.

重要課題に関する戦略立案
研究開発企画
重要課題の進捗管理の支援

ＣＯＥ 組織として（COE : Center of Excellence，司令塔）

日々のトラブル対応
その他の進捗管理

廃炉実施 組織として

現場オペ
レーショ
ン

東京電力 廃炉推進カンパニー
福島第一原子力発電所の廃炉

技術開発
実務

Ｒ＆Ｄ 組織として

国際廃炉研究開発機構（IRID）
研究開発の実施

責任所在：①国全体の廃炉取組の統括・事業への指導・是正勧告他：政府②廃炉技術への総括的・戦略的取組・開発企画・国際連携・東電への指導助言他：NDF③中長期的にクリティカルな廃炉技術開発（国プロ）：国際廃炉研究開発機構（IRID）④廃炉のオペレーション遂行と安全管理・現場適用技術開発：東電廃炉推進カンパニー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

１．放射性廃棄物処理・処分研究開発の概要
１-２ IRIDの実施体制

国際廃炉研究開発機構（IRID）
日本原子力研究開発機構（JAEA）（株）東芝

東京電力（TEPCO）

日立ＧＥニュークリア・エナジー（株）

協力関係の確立

 国内外の大学、メーカ、関係機
関、等- 情報共有- 共同研究等の実施（株）アトックス
三菱重工業（株）

国内外の多種多様な叡智を結集

 国内外の学会、国際機関、等- 日本原子力学会に特別専門委員
会を設置- OECD/NEAに専門家会議を設置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3１．放射性廃棄物処理・処分研究開発の概要
１-３ 処理・処分に係る技術/研究開発項目
廃棄物ストリームに関する検討
廃棄物ストリーム：事故廃棄物の発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱い

処理・処分等に関する技術情報（前提条件を含む）、政策・制度等に係る情報個別の研究成果の総合的な判断と調整、安全かつ合理的な処理・処分の実現に向けて必要な検討課題等の提示

個別研究開発項目（廃棄物ストリームの構築に必要な知見を与える基盤研究開発）
インベントリ、有害物質の性状等不足した廃棄物の情報項目等廃棄物の処理に関する検討

重要核種、不足
したデータ等【目標】処理・処分の安全評価および廃棄物管理に必要な情報の整備/分析施設で適用する難測定核種の分析法の開発・整備【目標】処理・技術ｶﾀﾛｸﾞの整備と適用可能な廃棄体化技術候補の絞込み、提示

長期保管方策の検討

インベントリ、混在物質性状等

性状把握

廃棄体の要件等

廃棄物の処分に関する検討【目標】廃棄物ごとに適用可能な処分概念
候補とその評価手法を提示

廃棄体の性状等【目標】水処理二次廃棄物に係る長期保管・安定化方策の提示
廃棄物の性状情報
処理・廃棄体化に係る技
術情報処分技術の情報

データベース整備【目標】廃棄物の性状、処理・処分方法等に関するデータベースの整備（第三者機関との情報共有）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4２．廃棄物ストリームの検討
２-１

廃棄物ストリームの原案

 発生時期と発生場所により1F内全ての廃棄物を抽出し、抽出した廃棄物に対して、以下を整理
発生理由
発生場所
廃棄物名称
汚染区分
発生量
放射能濃度
線量率
化学組成（含水率、有害物質等）
保管場所

 放射性廃棄物の分類として、汚染形態や材質を考慮
 運転中に発生した廃棄物や、解体に伴い発生する廃棄物もリスト化
 廃止措置に向けた作業の進捗や、性状把握での分析結果など研究成果を適宜反映できるようにする

 原案を作成する分類として以下を設定
S1 :圧力容器
S2 :格納容器金属
S3 :格納容器コンクリート
S4 :建屋内金属
S5 :建屋内コンクリート
S6 :飛散瓦礫金属
S7 :飛散瓦礫コンクリート
S8 :可燃物（以下、汚染水処理二次廃棄物）
S9 :吸着塔①、②
S10:多核種除去設備①、②
S11:除染装置スラッジ
S12:フィルタ

課題
 廃棄物量やインベントリに応じて細分化・分類の見直しが必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5２．廃棄物ストリームの検討
２-２
廃棄物の発生廃棄物ストリームの原案例（S6）

保管

前処理・処理・再加工

屋外集積

処分・再利用

再利用

再利用不可

原子炉建屋
基本フロー

保管

再加工

仕分け

(≦1mSv/h)

廃棄体化

再利用可

材質

汚染区分：Ⅵ，Ⅶ

保管

低タービン建屋

覆土式，仮設廃棄物処理建屋

保管設備，容屋外(飛散)

器

車両等

線量

中

細断

フレコン保管

廃棄確認

トレンチ処分

圧縮(1～30mSv/h)
溶融（*）

固体廃棄物貯
蔵庫

線量

高

細断

容器保管

容器封入

保管

(＞30mSv/h)
圧縮

固型化
廃棄確認

高（Ｌ１相当）

ピット処分

溶融
フィルタ

【線量区分値】政令濃度上限値*1，埋設規則*2 から設定

（*）

11

・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 （Bq/t）α濃度
1514・線量(高Ｌ１相当)*2；>10 （Bq/t）60Co，>10 （Bq/t）137Cs
15

14

10

8

・線量(高)*2；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
・線量(中)*2；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
・線量(低)；検討が必要

細断

雑固体処理へ

(二次廃棄物)
自由水除去

容器封入

保管

(乾燥)
固型化
廃棄確認

余裕深度処分

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6２．廃棄物ストリームの検討
２-３

今後の進め方（１）廃棄物ストリーム原案の具体化
廃棄物リストの情報を調査するとともに、原案に対して物質収支と放射能収支を検討し、実現のための課題を明らかにする（２）廃棄物ストリームを絞り込むための判断方法
複数の廃棄物ストリームを絞りこむための判断指標（例：安全性、被ばく、コスト、二次廃棄物量）とその基準を検討する（実際の絞り込みはデータが蓄積された以降を想定）（３）性状把握、処理、処分の検討へのフィードバック（２）の判断指標を明らかにし、（１）の検討にて不足している
データのうち優先的に必要なデータを各研究開発で取得する（４）廃棄物ストリーム原案の改善©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7

３．性状把握に関する研究開発
３-１ 建屋内ガレキの分析（１） コンクリート片・保温材
1号機・3号機原子炉建屋1階で行われた遠隔重機「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
2号機原子炉建屋5階オ
ペフロで採取された4つのコア試料のうち、中央付近のもの(図②)の表面塗膜(直径約40mm)

ボーリングコアの採取箇所

2号機原子炉建屋5階オペフロ ●：採取箇所

分析対象核種 既存の処分システムにおける評価対象核種を参考に、以下の核種を対象として選定
γ線核種 ： 60Co, 94Nb, 137Cs, 152Eu, 154Eu
β線核種 ： 3H, 14C, 36Cl, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 79Se, 90Sr, 99Tc, 129I, 241Pu
α線核種 ： 233, 234, 235, 236, 238U, 237Np, 238,239,240,242Pu, 241,242m,243Am, 244,245,246Cm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

３．性状把握に関する研究開発
３-１ 建屋内ガレキの分析（２） １号機と３号機から採取したガレキの核種濃度はほぼ同程度
 ２号機原子炉建屋５階のオペレーティングフロアで採取した試料の核種濃度が２から３桁程度高い※ 各号機における事故進展に差異があること、または、原子炉建屋のフロア毎の汚染状況が異なることを示唆しており、今後、このような状況を踏
まえた分析サンプル採取計画を策定していく必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9

３．性状把握に関する研究開発
３-２ 水処理二次廃棄物の分析（１）

炭酸塩スラリーの外観

炭酸塩スラリーの粒径分布（個数基準）

 スラリーの固液比
炭酸塩スラリー粒子の形状•

鉄共沈スラリー：重量比10:90、体積比3:97•

炭酸塩スラリー：重量比14:86、体積で6:94

 炭酸塩スラリーの固体成分の粒径は非常に小さい。
（平均粒子径：3.62 μm、最大粒子径：23.2 μm）。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10

３．性状把握に関する研究開発
３-２ 水処理二次廃棄物の分析（２）
スラリーの放射能濃度(Bq/mL)（原スラリー体積換算）
核種
Co-60

鉄共沈
(8.4±0.1)×102

炭酸塩沈殿(1.7±0.2)×102

Nb-94< 8×100< 6×101

Cs-137(3.1±0.1)×102(2.4±0.3)×102

Eu-152< 2×101< 2×102

Eu-154< 2×101< 2×102

Mn-54(1.5±0.1)×102-

Sb-125(9.0±0.2)×102-

H-3(3.0±0.2)×102(3.3±0.3)×102

Sr-90(1.2±0.1)×106(1.4±0.1)×107

放射性核種の組成は 90Sr が支配的であり、137Cs や遷移金属核種は濃度が 4〜5 桁低い。
90Sr 濃度は炭酸塩スラリーが鉄共沈スラリーに対して 1 桁ほど高い。遷移金属核種は鉄共沈が高い。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

４．長期保管の検討及び廃棄物の処理に関する検討
４-１ 多核種除去設備スラリー安定化
横ドラム型減圧乾燥装置

フィルタプレス装置

減圧、加温（約50℃）条件下で試料はポンプにより閉板した室
特 試料を脱水物と水分に分離し、 内に送られ、ろ布を通し脱水する。脱水物は開板時に排出す
徴 脱水物は、スクレイパーにより剥離しながら装置外に排出する。 る。
分離回収水はスラリー成分の混入が少ない分離水を得た。ス
ラリーは含水率数％まで脱水可能。

デカンタ式遠心分離装置
試料は遠心力により脱水物と水分に分離、排出する。分離性能は試料の比重及び粒径に依存する。

分離回収水の濁度は低く、含水 含水率は80％以上であった。
率50～60％程度の脱水ケーキ 分離回収水の濁度、ダスト発生を得た。
等の課題がある。

試験結果

模擬スラリー
（処理前）

安定化物
（乾燥物）

分離回収水

安定化物
（脱水ケーキ）

分離回収水

安定化物
（脱水ケーキ）

分離回収水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

４．長期保管の検討及び廃棄物の処理に関する検討
４-２ セシウム吸着装置吸着塔の評価（１）
残水サンプル中塩素濃度, ppm

200

180
160
140
120

100
80
60

40
20
0
0.0

10.0

20.0

30.0

40.0

50.0

経過時間, day

可視化模型の加熱試験
装置の外観（左）とヒータに付着した塩化物を含む吸着材（右）模擬吸着塔を用いた加熱試験における底部残水の塩化物
イオン (Cl-) 濃度の変化

 セシウムによる吸着塔中心部の発熱を考慮し、第二セシウ
ム吸着装置吸着塔を模擬した装置による試験を行い、水と塩分の挙動を調査
 底部の水に含まれる塩分は、加熱とともに低下することを確認
 吸着材中心部の加熱に用いたヒータの周囲は乾燥し、塩分の蓄積を観察 セシウムの発熱により吸着
塔内で水が蒸発する過程
で、容器壁付近の水から塩分が除かれることを示唆©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

４．長期保管の検討及び廃棄物の処理に関する検討
４-２ セシウム吸着装置吸着塔の評価（２）
ガンマ線照射下での電気化学試験

照射下ステンレス鋼の定常浸漬電位(ESP)の測定結果

腐食に係わる定常浸漬電位 Esp (高電位ほど腐食発生リスクが高まる)はガンマ線照射により上昇するが、KURION及びSARRYで使用されるゼオライト(Herschelite、IE96、IE911)の共存により、上昇が抑制された。

ゼオライトによる腐食発生リスクの低減作用の検討

ガンマ線照射下の過酸化水素の測定結果

ガンマ線照射下でのゼオライト共存系における水質分析を実施し、ゼオライト共存下でのEsp上昇抑
制作用は、ゼオライトによる過酸化水素生成の抑制によることを解明した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

５．廃棄物の処分に関する検討
５-１ 背景・目標
 1F廃棄物の処分の検討における特殊性
 従来の処分の検討は，「意図した処分方法により，対象とする廃棄物を現実的に安全に処分できることを提示すること」を主要な目的として実施してる。
 1F廃棄物については，廃棄物の性状が十分把握されていないだけでなく，処分の方法も定められていない。
 そこで，1F廃棄物の処分の検討においては，廃棄物の性状把握により得られる最新の情報(個々の廃棄物の核種インベントリ，含有物質の特徴等）を利用しつ
つ，まずは，廃棄物ごとに，安全に処分可能と見なすことができる処分方法の候補を見出すこと，そして，その結果の論拠を説明するための評価手法を提示することを当面（2017年度まで）の目標としている。
 従来の処分の検討で示されているような，「処分の安全性及び実現性の提示」
は，その次の段階で実施する。

2017年度までの1F廃棄物の処分の検討の目標「廃棄物ごとに適用可能な処分概念候補と安全評価手法の提示」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

５．廃棄物の処分に関する検討
５-２

検討の進め方

「廃棄物ごとに適用可能な処分概念候補とその評価手法を提示」(4)優先的に取得すべきデータ等の抽出とフィードバック

信頼性の高い処分の安全評価結果(1)精度の高い核種イ
ンベントリの設定
性状把握・処理の検討(3)処分方法の選定に資する基盤情報の設定(2)信頼性の高い安全評価手法の設定

 廃棄物の処分に関する検討の目標「廃棄物ごとに適用可能な処分概念候補とその評価手法を提示」を達成する
ためには、「信頼性の高い処分の安全評価結果」が必要。そのためには、以下の設定等が必要(1)精度の高い核種インベントリの設定(2)信頼性の高い評価手法（シナリオ、モデル、パラメータ、解析ケース）の設定(3)処分方法の選定に資する基盤情報の設定（工学的対策につながる情報）(4)優先的に取得すべきデータ等の抽出とフィードバック(1)、(2)は評価のための前提条件の整備。(4)は、性状把握，処理等の本プロジェクト全体を効率的に進めることに資す
る情報の提示。（３）の検討結果は、本検討の目標達成に資する具体的な情報（想定する処分方法において、安全性を確保するための対策、または、合理化するための対策）に相当©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

５．廃棄物の処分に関する検討
５-３ ガレキの基準線量相当濃度評価結果（１）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17

５．廃棄物の処分に関する検討
５-３ ガレキの基準線量相当濃度評価結果（２）
成立条件【基準線量相当濃度（C)】と入力条件【廃棄物中の濃度（D)】との比較

 C>D（1＞D/C）の場合

トレンチ処分（ガレキ）
基準線量を超える影響を与えないことを意味する。
（安全裕度有）基準線量以上の影響を与えることを意味する。
（安全裕度無）Cs-137の場合，核種濃度（D) よりも基準線量濃度（C)が低い（D>C)
解析ケースが存在することから，瓦礫をトレンチ処分の場合，安全基準を超える可能性が示唆される。

1.0E+13（Dmax）

1.0E+12
1.0E+11

核種濃度[Bq/t]

 D>C （D/C＞1）の場合

Cs-137（D）

1.0E+10（Dmin）

1.0E+09
1.0E+08（CTR1)

1.0E+07（CTR4)（CTR2)

1.0E+06（CTR4)（CTR6)

1.0E+05（CTR6)

1.0E+04
TR1

TR2

TR-

TR4

TR6

TR4

TR6

基準線量相当濃度(C)と廃棄物中の濃度（D)の比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

６．まとめ 個別研究開発項目の検討に基づく廃棄物ストリームに関する総合的な検討の実施が重要 廃棄物中のインベントリや共存物質に関する情報を整備
 汚染水処理廃棄物の処理・長期保管対策を明確化
 個々の廃棄物の処分区分の見通しと処分概念の選定論拠を提示

 廃棄物中のインベントリ
 分析値と文献値、解析的手法を併用し、様々な不確実性を考慮して、より信頼性の高い廃棄物中の核種インベントリを設定することが必要。

 汚染水処理廃棄物の処理・長期保管対策の明確化
 セシウムを吸着したフェロシアン化物を含んだ廃棄物やスラリーの安定固化にはジオポリマーが有効。今後は、これらの知見に基づき、基礎試験を継続し、データ蓄積、評価精度向上を図る。

 個々の廃棄物の処分区分の見通しと処分概念の選定論拠の提示
 事故廃棄物の特徴（処理に関する情報も含む）や処分システムの安全機能の特性等を踏まえ，評価手法や解析ケースの設定の妥当性を向上させる。
 これらの評価手法や詳細な検討に基づき設定されたインベントリデータ等を用いて処分の安全性の評価を行い、廃棄物の処分区分の提示とその論拠を整備する。
 安全評価結果等を活用し、処分の安全性に有意な影響を与えるなどの観点から、優先的に取得すべき情報やデータを抽出し、性状把握等の検討にフィードバックする。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning19

ご清聴ありがとうございました©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

20

参考資料

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning21

４．性状把握に関する研究開発
4-2 ガレキの分析
ガレキ試料を分析し、主要な核種の相関や、発生場所による影響を調べた。
 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）の試料を分析した（図１）。
 137Csと90Srの濃度に比例関係の傾向が見られた（図2）。
 比率は、2号機5階、1号機1階、3号機1階の順序であった。
 汚染状況を詳しく（建屋、階などの領域ごとに）調べることが重要である。
 14C と 3H は建屋外4号機周辺の試料が 137Cs 濃度と相関しない（図2）。
14C と 3H が相関する傾向がみられ、Cs–Sr と区別して取り扱いが適当と思われる。
90
137
 一方で、

1002
10
Cs(H23.3.11
60Co

(

Sr

90Sr
90

)

-3

106

137Cs
137Cs

!

!

図１ 試料の外観 1

90Sr

137Cs

137Cs
(Bq/g)

.002%

+

0.1
0.1-1
10

0.1-1
10

111
333
444
1 1 R/B1
1
2 R/B5
3 R/B1

1%

3H

0.1%
0.01%

33

)
14C

1.0E+02
1.0E+02102

1.0E+04
1.0E+04
104

137Cs

3H

-3

10
0.001
100
1.0E+06
106 1.0E+00

Bq/g

102
1.0E+02101

104
1.0E+04
104

137Cs
137Cs

6
10
1.0E+06
106(Bq/g)
Bq/g

137Cs+
137Cs+Cs !
!
Cs+
137Csと 90Sr、
14
図2
建屋内部で採取した瓦礫のC並びに 3H 放射能濃度の相関
137

137

1
3
137Cs
(Bq/g)（原子炉建屋周辺で採取した瓦礫をともに示す）
137Cs(Bq/g)+++
60Co/137Cs

10
10

)

(Bq/g)

Bq/g

10

10
10
10

10
0.001
0.001
1000000
106 1.0E+00
1.0E+00
100(Bq/g)

0.1%10003
0.01%

-3

0 4
6
110
10021.0E+06
10000
10
104
10
10
1.0E+04
104
106

102
1.0E+02
101(Bq/g)(Bq/g)(2RB-DE-C2)

3(H23.3.11
(

3H

10
0.001

-3

10
0.001
4
6
10000
10000001010100
1.0E+00
2号機コア表面塗膜
104

R/B

1%

14C

(Bq/g)(Bq/g)(Bq/g)(Bq/g)

10
1号機コンクリート(1RB-AS-R4)

3

1
33
44
1 1 R/B1
2 R/B53 3 R/B1

H

)

0.01%

Sr

1

3
1%
4
1000
1000
103
0.1%
1 R/B10.01%
2 R/B5

3H3

0.1-1
10

1000
103

1

1
1%
90
3
0.1%
4
1 R/B1
2 R/B5 0.01%
3 R/B1(Bq/g)(Bq/g)(Bq/g)

H

0.1-1
10

0.1%

1%

(Bq/g)(Bq/g)

10

1
3
3
1000
44
103
1 1 R/B1
2 R/B53 3 R/B1
10
10

3H3

1

1
5
1

1

Cs

14C
14

Sr

14C C

Co

3H/137Cs+

90Sr/137Cs+

14C/137Cs+

3H/137Cs+©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

0.001%

0.007%

0.2%
0.5%

75%

0.008%

0.0001%0.007%

0.5%

22

３．性状把握に関する研究開発
３-３ 分析結果からのインベントリ評価（汚染水二次廃棄物）
実廃棄物の分析が困難である汚染水処理二次廃棄物について、汚染水の分析データを用いてインベントリを評価した。

 非常に保守的な評価であるが、ほとんどの核種はピット処分上
限値未満である。
 Ca-41、I-129、Sr-90については、
今後より現実的な補正を行う必要がある。
 処分区分の検討において、処分概念の基準線量相当濃度と比較することが可能となる。

1.E+15
1.E+14

使用済み吸着塔の平均核種濃度 (Bq/t) セシウム吸着塔 (KURION) のインベントリを滞留水・処理水の分析データを用いて評価
 装置入口で不検出であった核種は、保守的な評価とするために、入口濃度が検出下限値であるとして算出

1.E+16

1.E+13
1.E+12

1.E+11
1.E+10
1.E+09
1.E+081.E+07
1.E+06
1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01

1.E+00
1.E-01
1.E-02◆ 処理前後の水の濃度差から算出（6核種）▲ 汚染水中のすべてが吸着したものとして算出（1核種）○ 上記と同様だが、定量限度の値を用いて算出（18核種）
× 燃料組成をもとにして算出（7核種）※1―（赤） ピット処分の基準線量相当濃度※2―（緑） 余裕深度処分の基準線量相当濃度※2

1.E-03

核種

セシウム吸着装置吸着塔の放射能量（インベントリデータセット）（水分析データを用いて推算）※1 燃料中核種組成（JAEA-Data/Code 2012-018）の比から算出した値.
※2 原子力安全委員会，低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分に係る放射能濃度上限値について，平成19年5月21日.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning23試料の情報
No.

種類

採取日

1

鉄共沈スラリーH26.6.5

2 炭酸塩沈殿スラリー H26.6.11

試料名

体積
(cm3)

線量率※
(μSv/h)AL-S1-1
AL-S1-2
AL-S2-1
AL-S2-2

約10
約50
約10
約50

300
950
2,700
6,700

※バイアル瓶の表面線量率。測定日はH26年6月30日。B.G.は3.5～4.0μSv/h。

500μm

鉄共沈スラリー

100μm

炭酸塩沈殿スラリー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning放射性核種分析結果
放射能濃度 [Bq/cm3]

1.0E+07

鉄共沈

炭酸塩

1.0E+05
1.0E+03
1.0E+01

1.0E-01
1.0E-03

54Mn 60Co
60Co 90Sr
90Sr 125Sb
125Sb 137Cs
137Cs 238Pu
238Pu239Pu+240Pu
241Am 244Cm
244Cm
239Pu 241Am
54Mn+240Pu※エラーバーは計数値誤差

 鉄共沈、炭酸塩沈殿ともに90Srが支配的であり、 137Csに比べて3桁以上も高い。
 125Sb , 241Am , 244Cm ： 炭酸塩沈殿で不検出。
 水処理設備入口水中のPu平均濃度は、 238Pu：3.0×10-3 Bq/cm3 、 239Pu+ 240Pu ：1.3×10-3
Bq/cm3であり、水処理設備入口水に対する鉄共沈スラリー中のPu濃度比は800～1700、水処理設備入口水に対する炭酸塩沈殿スラリー中のPu濃度比は、30～60であった。Puは、Sr等と同様に除去された。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．性状把握に関する研究開発
4-6 分析結果からのインベントリ評価（ガレキ等）
ガレキ、伐採木、土壌について、分析値を用いて検出されない核種も含めてインベントリを試算した。
 不検出の核種の濃度を推定するために、分析値をもとにして元素の汚染ふるまいを仮定して、インベントリの推定を試みた。
 汚染ふるまいについて、輸送比を用いて評価し、不検出の核種の汚染度合いを仮定した。（表1）
 ガレキ、伐採木、土壌を対象として、輸送比を設定してインベントリをそれぞれ試算した。（表2）
輸送比 T の定義
 元素Xが核燃料 (fuel) から対象 (tgt) へと移行した割合を、基準とする核種に対する比として求める。

TX =N X,tgt N X,fuelNstd,tgt Nstd,fuel=cX,tgt AX,fuelcstd,tgt Astd,fuel N は原子数、c は濃度 (Bq/kg, Bq/mL)、A は放射能 (Bq)、X
は対象とする核種、std は基準とする核種（137Cs）を表す。
 A は半減期補正して適用する。

表1 瓦礫試料の分析データから求めた元素の輸送比
H
C
Co
Ni

元素

核種
H-3
C-14
Co-60
59, 63Ni

輸送比
0.01
100
1
≤0.001

Se

79Se

~1

Sr
Nb

90Sr
94Nb

0.001
≤0.001

Tc

99Tc

≤0.1

I

129I

~1

Cs
Eu, Pu, Am,
Cm

137Cs

1
≤0.0001

152, 154Eu,
238, 239, 240Pu,

備考

不検出であり，Ni-63の検出限界を参考とした。
不検出であり，土壌への値を参考とした。
不検出であり，土壌への値，
アクチニドの値を参考とした。
不検出であり，検出限界を参考とした。
不検出であり，土壌への値を参考とした。
不検出であり，Pu-238の検出限界を参考とした。

241Am, 244Cm

表2 推定したガレキの放射能（主要核種の分類）
分類
γ線核種
β線核種
α線核種

放射能 [Bq]
1×10158×1012
5×109

割合
99%
0.1%
0.0004%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning26

５．長期保管の検討及び廃棄物の処理に関する検討
5-3 廃棄物の処理に関する検討（ ALPS無機系二次廃棄物）
 多核種除去装置廃棄物の廃棄体化技術

炭酸塩スラリー
鉄共沈スラリー
酸化チタン
チタン酸ナトリウム

4540

一軸圧縮強度（MPa)

35

30
25
20
15
10
5
0
OPC

図１ 作製した固化体の外観（TiNa40%充填固化体）

GP

1.2
1
0.8
0.6
0.4
0.2
TiNa-GP

TiNa-BB

TiNa-OPC

Ti-GP

Ti-BB

Ti-OPC

Fe-GP

Fe-BB

Fe-OPC

CO3-GP

CO3-BB

0
CO3-OPC28 mm

BB

図２ 固化体の圧縮強度（40%充填固化体）
G値 （molecular / 100 eV)

56 mm

 多核種除去設備から発生するスラリーの安定化処理物や廃吸着材（酸化チタン、チタン酸ナトリウム）のセメントおよびジオ
ポリマー固化試験を実施した。
 普通ポルトランドセメント(OPC)、高炉スラグセメントB種(BB)およびジオポリマー(GP)を使用した固化試験では、いずれも1日で硬化し、ひび割れ等が生じない固化体を作製できた。(図１)。
40%充填固化体ではほとんどの条件で5 MPaを上回る良好な強度が得られた（図２） 。
 固化体の水浸漬試験から、セメント系固化体は放射性元素の閉じ込め性が若干悪く、GP固化体は放射性元素の閉じ込め性には優れるが主要成分が浸出しやすいことが観察された。
 ガンマ線照射試験の結果、水素ガス発生のG値は固型化材や模擬廃棄物の違いによる影響が大きいことが示された(図３)。

50

図３ 自由水を対象にした水素発生のG値(40%充填固化体)
CO3:炭酸塩スラリー Fe：鉄共沈スラリー
Ti：酸化チタン
TiNa：チタン酸ナトリウム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

５．長期保管の検討及び廃棄物の処理に関する検討
5-4 フェロシアン化合物の高温処理時の核種の揮発挙動

シアンガス濃度 (mg/m -gas)

3-gas)
シアンガス濃度(mg/m
3 高温によるプロセスを伴う廃棄体化では、放射性物質の揮発が想定される。
 除染装置から発生したスラッジの模擬物中のフェロシアン化物を加熱分解する際のCsの揮発率を評価した。
 検討因子： 加熱温度
掃気ガスの種類
試料まわりの掃気ガス流速の影響

石英ガラス管(内径φ 36mm
N2または空気 ×長さ80cm)
ガスによる掃気（マスフローコン
トローラーによる流量制御)

試料温度測定用熱電対

管状炉型電気炉

石英繊維ウール
または石英製ホルダーに装着したシリカ
濾紙(粒子状Cs捕集)

ガス吸収瓶(5℃冷却)(シアン化水素ガス捕集)

排気(ドラフト)
吸引用
ポンプ

水冷式
フランジ

マスフロー
メーター

模擬スラッジ
試料

ガス吸収瓶1本あたり2mol/L
NaOH水溶液 150mL実験装置の概略
1414Air

Cs揮発量の結果

N2ガス

600℃までの加熱分解

Csの揮発は1%程度

88

1000℃まで加熱

97％のCsが揮発66

窒素掃気で加熱

排気中にシアンガスを検出

12
12
10
10

44
22

00

25-250250-400
400-600
25-250250-400
400-600
模擬スラッジ温度 (℃)

加熱温度（℃）

シアン化水素ガス放出量に対する雰
囲気ガス中の酸素の有無の影響

十分に酸素が存在する空気雰囲気において600℃
以下でスラッジを加熱処理することによって、Csの揮発を1%程度に、CNガスを発生量を規制濃度以下に抑えてフェロシアン化物を分解できる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

28