No.0

技術報告書概要紹介「シビアアクシデント時の核分裂挙動」研究専門委員会編

シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動「シビアアクシデント時の核分裂挙動」研究専門委員会
現「福島第一原子力発電所廃炉に係る核分裂挙動」研究専門委員会
技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」 No.1
■シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動
判型/総頁数：A4/295ページ
発行： （一社） 日本原子力学会
発行日：
2021年5月31日
定価： 4,400円（税込・送料別）
ISBN： 978-4-89047-179-9＜内容の一口紹介＞
本研究専門委員会の準備会（水化学部会）から2017年に発行された「Phébus FP プロジェクトにおける核分裂生成物挙動のまとめ- 福島プラント廃炉計画及びシビアアクシデント解析への適用」の応用編ともいうべき位置づけです。
本研究専門委員会の3 つの WG で、①FP 関連の基礎実験の在り方、②シビアアクシデント解析コードのベンチマーク、そして③実機データに基づく技術課題の摘出、についての議論を進めてきた結果をまとめたものです。
大きく３つの編、すなわち、基礎編、応用編、そして将来課題編に分け、FP の基礎特性、基礎的挙動のまとめ、実機での FP 挙動の実態の紹介、そして次期研究専門委員会に引き継がれるべき課題についてまとめました。
事故時のFP挙動に関して、初心者から、研究あるいは福島の現場で活動中の専門家まで幅広く役立つ情報を盛り込んでいると自負しています。
技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

技術報告書の要旨

No.2「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会は、
1)「福島第一原子力発電所事故に関する調査委員会」での、ソースタームの評価に、従来の評価ベースでは説明できない事象が散見され、新たな研究が必須という指摘と
2)ソースターム関連研究の衰退とともに、技術を支えてきた研究者、技術者の多くが第1線を離れ、技術的な空洞化が顕著となっているという認識に応える形で発足した。
本研究専門委員会の設立に先立って、水化学部会の「FP挙動」研究専門委員会準備会でPhebus FP
プロジェクト関連文献をサーベイし、技術報告書「Phébus FPプロジェクトにおける核分裂生成物挙動のまとめ- 福島プラント廃炉計画及びシビアアクシデント解析への適用-」として出版した。
本技術報告書は、上記技術報告書の応用編ともいうべき位置づけで、3つのWGで①FP関連の基礎実験の在り方、②シビアアクシデント解析コードのベンチマーク、そして③実機データに基づく技術課題の摘出、についての議論を進めてきた結果をまとめた。
内容は大きく3つの編、すなわち、基礎編、応用編そして将来課題編に分け、FPの基礎特性、基礎的挙動のまとめ、実機でのFP挙動の実態の紹介、そして本研究専門委員会では未消化で次期研究専門委員会に引き継がれるべき課題についてまとめた。
第I編 基礎編では、FPおよび燃料デブリの基礎特性、FPの現象把握、挙動評価、1F事故より顕在化した研究ニーズ・課題、FP挙動把握のための共通技術、およびシビアアクシデント解析コード、についてまとめた。
第II編 廃炉作業を念頭に、実機でのFP，燃料デブリ把握の現状、FP除去法、汚染水処理の実状、
環境汚染の実状、そして廃炉のリスク評価をまとめた。
第III編 今後の課題として、議論の過程で新たに顕在化した課題や議論が十分ではなく今後に残された課題をまとめた。
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技術報告書のABSTRACT

No.3“Research Committee on Fission Product (FP) Behaviors under Severe Accident” was established based on thefollowing comment and understanding.
Lots of facts and phenomena, which had been learned from the nuclear accident at Fukushima Daiichi Nuclear
Power Plant (NPP) (1F), let us modify some of important preconceptions on FP behavior under severe accident (SA)(Atomic Energy Society of Japan. The Fukushima Daiichi Nuclear Accident - Final Report of AESJ Investigation
Committee (2014)).
Since late 1990’s research activities related to source term of severe accident have gradually faded away and experts
supporting the technologies related to FP behaviors have retired from the research fronts, which resulted inhollowing out of the FP related technology.
In order to prevent the hollowing，a preparation group for “FP behavior” Research Committee was organizedin the Division of Water Chemistry in the Atomic Energy Society of Japan to prepare for suitable technical transfer
based on discussion on FP behaviors and then to publish the previous technical report on FP behaviors“FP Behavior obtained from Phébus FP Projects – Application for Decommissioning Plans for Fukushima Daiichi
Plants and Severe Accident Analysis”.
In the technical report, which followed the previous one as an application version, as a result of
discussions in three Working Groups of the Committee,①necessary basic research activities related to FP behavior, ②, benchmark evaluation of SV analysis codes and③primary subjects on FP behaviors observed at the 1F were summarized.
The technical report were divided into three terms; Basic, Application and Future subjects, where
basic properties of FPs, actual behaviors of FPs in the plant and future subjects not sufficiently to be
discussed at the committee and to be continued at the coming committee, which are as follows.
I. Basic term: Basic properties of FPs and fuel debris. Understanding and evaluations of the FP behaviors.
Newly proposed research needs and primary subjects related FP behaviors in the plant.
Common technologies to understand FP behaviors in the plant.SA analysis codes.
II. Application term: Actual FP and fuel debris behaviors to be applied for decommissioning. FP removal
technologies. Contaminated water treatment. Environmental contamination. Risk evaluation related todecommissioning.
III. Future subject term: Newly obtained phenomena as future subjects. Primary subjects for further discussions
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技術報告書の目次
要旨（ABSTRACT）
はじめに
I. 基礎編
1. 核分裂生成物の基礎特性
2. 燃料デブリの基礎特性
3. FPの現象･挙動評価に係る現状と今後の課題
4. 発電所におけるFP生成量、存在量の把握
5. シビアアクシデント解析コード
II. 応用編
1. 通常炉と事故炉の廃炉への対応の差異
2. FP分布の把握
3. 燃料デブリ分布の把握
4. FPの除去回収
5. 汚染水処理
6. 環境汚染状況
7. 廃炉作業に係るリスク評価
III. 今後の課題
IV. 付録

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No.4

技術報告書の執筆分担
「はじめに

No.5

勝村庸介

I. 基礎編1.核分裂生成物の基礎特性
宮原直哉、 内田俊介
2.燃料デブリの基礎特性
中村勤也
3.FPの現象･挙動評価に係る現状と研究課題
逢坂正彦
3.1ソースタームの経緯
三輪周平
3.2 軽水炉SA時のFP放出・移行挙動
宮原直哉
3.3 FP研究ニーズ･課題等
宮原直哉
3.4 FPの現象・挙動評価に係る課題、関連事項等の調査
村上健太、 逢坂正彦
深澤 哲生、 宮原直哉
山下真一、 澤田佳代
町田昌彦、 岡根哲夫
榑松繁、
植田滋
園 田健、
佐藤勇
矢板由美、 木野千晶
牛尾典明
3.5 まとめと今後の課題
逢坂正彦
4.福島第一原子力発電所におけるFP挙動の把握
4.1はじめに内田俊介
4.2 放射性核種のインベントリ評価
奥村啓介
4.3短/中/長期FP分布評価法
内田俊介
4.4 廃棄物として処理されるFP核種の評価法 駒義和

5.シビアアクシデント解析コード
5.1 SA 解析コードの概要
5.2 FP挙動モデル
5.3 Phébus実験ベンチマーク
5.4 1F事故解析
5.5 まとめ

唐澤英年､
中村康一
日高昭秀､
藤原大資､
三輪周平､
唐澤英年､
木野千晶､
永井晴康､
日高昭秀
唐澤英年

II. 応用編
1.通常炉と事故炉の廃炉への対応の差異
2. FP 分布の把握
3. 燃料デブリ分布の把握
4. FPの除去回収
5. 汚染水処理
6. 環境汚染状況
7. 廃炉作業に係るリスク評価
III.今後の課題

おわりに

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内田俊介､
逢坂正彦､
高木純一､

氷見正司
唐澤英年
西岡佳郎
岡田英俊
三輪周平
氷見正司
奥村啓介

内田俊介
内田俊介
内田俊介
高木純一
高木純一
永井晴康
江藤淳二
勝村庸介
唐澤英年
和田陽一
勝村庸介

｢シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動｣研究専門委員会 No.6
研究専門委員会の活動(2017.6-2021.3)
１．Phébus FPプロジェクト（ Phébus FPP）関連論文の調査報告書（本専門委準備会成果）をベースに、新たな技術サーベイを加え、FP挙動に関する情報の共有化を図り、共通技術基盤上に新たな技術者集団を構築する。
２．福島第一原発事故（実機事故）で見られた過酷事故時のFP挙動をサーベイし、FP挙動評価の視点から、従来技術で予測されたものと、予測できなかった現象を区分し、新たな技術課題を整理する。
３．上記１．２．にFP挙動に係る新しい技術課題を加えて、技術報告書（応用編）としてまとめ、現場での実務者、若手技術者との協働をも通して、FP挙動に関する技術伝承に資する。
4．上記３．をベースに、40年超の長期にわたる技術継続、継承に資する。
WG# 名称WG1 FP実験
WG2 ベンチマーク（BM）評価WG3 技術課題摘出

主要検討内容FP放出･移行･環境動態に係る現象を把握･理解し、把握･理解し、物理現象を適切に表現できるモデルを構築するための実験および解析を提案
主要SA解析コードのFPモデルをPhébus FPPのBM評価を通して理解し、Cs解析技術の課題を把握
実機事故の解析結果に基づき、モデル改善の技術課題を摘出Phébus FPP実験と実機でのFP挙動を比較検討し、両者のFP挙動の相違を検討し、新たな技術課題を抽出

主要成果目標①新たな実験の提案②新たなモデルの提案③Cs解析改善点の提案④FPモデル改善の提案⑤実機FPマスバランス⑥実機での測定対案⑦新たな実験の提案

成果をまとめ、技術報告書として出版(本研究専門委員会終了直後に出版)
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第I編 第1章及び第2章概要

No.7

核分裂生成物の基礎特性、燃料デブリの基礎特性
FPの諸物性が紹介されているが代表的なものを下記に示す。
表1.2-1 短期・中期・長期的な観点で重要となる主な核分裂生成物

表1.1-4 主要核分裂生成物の物理特性
線
線
実効線量率定数*
代表Eg(MeV)（Svm2/MBq/h）
代表Eb (MeV)[放出割合(%)][放出割合(%)]
3H(3T) 12.32y
0.0186 [100]－－85Kr
10.739y 0.687 [99.60]
0.514 [0.43]
3.14E-04
90Sr
28.79y0.546 [100]－－131I
8.025d
0.606 [89.50]
0.365 [81.70]
0.0548132I
2.295h2.14 [18.90]
0.688 [98.70]
0.301
133I
20.83h1.241 [83.20]
0.53 [87.00]
0.0843
133Xe 5.2475d
0.346 [99.20]
0.081 [38.00]
0.00945
134Cs
2.0652y 0.658 [70.20]
0.605 [97.60]
0.211
0.796 [85.50]
137Cs
30.08y0.514 [94.40]
0.662 [86.10]
0.0779* 1MBqの線源から1mの距離での線量率(Sv/h)
核種

半減期

FP
88Kr
105Ru
135Xe
91Sr
97Zr
133I
143Ce

短期
半減期
2.84 h
4.44 h9.14 h
9.63 h
16.9 h20.8 h33.4 h

FP
105Rh
99Mo
132Te
127Sb
131I
131Xe
140Ba
141Ce
95Zr

中期
半減期
35.4 h
65.9 h3.20 d3.85 d8.02 d11.8 d12.8 d32.5 d
64 d

長期
FP
半減期
144Ce
285 d
106Ru
373 d
134Cs
2.06 y125Sb
2.76 y154Eu
8.59 y85Kr10.7 y3H12.3 y90Sr28.8 y137Cs
30.1 y110mAg249 y
129I 1.57x107 y

実データではTMI2の燃料デブリの諸物性が紹介されている。
F1関連では下記サンプルの分析例を紹介。
表2.3-1 1Fサンプル分析結果の例
1号機PCV底部堆積物

2号機PCV内部調査装置の付着物

2号機オペフロ養生シート
の付着物

サンプル全
体

• 鉄さび上にU含有
粒子が分散• 平均Ｕ濃度は極めて低い• 主成分はFe。ついで、Al、Cu、Zn、Pb、Uなど。
Ｐu未確認• 鉄さび上にU含有粒
子が分散• 平均Ｕ濃度は極めて低い• 養生シート上にU含有粒•子を確認• 海水成分（Na、Mg）の他、 •Fe、Alが多く検出

U含有粒子• 立方晶(U,Zr)O2• 正方晶(Zr,U)O2• UとＺｒが同位置• 近傍にFe、Cr、Niなど• 立方晶(U,Zr)O2• 立方晶UO2• 近傍に、ガラス質SiO2 主成分微粒子

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2号機TIP配管内の閉塞物
構造材料、Mo、Cl等が存在Co-60がγ線支
配• 未確認

3号機PCV内部調査装置の付着物（ペデスタル下方の堆積物）• 鉄さび上にU含有粒子
が分散• 平均Ｕ濃度は極めて低い• 近傍にFeなどが存在

第I編 第3章概要

No.8

3.4節 FPの現象･挙動評価に係る課題、関連事項等の調査 (1)表3.4.1-1FPの現象・挙動評価に係る現状と研究課題のまとめ
調査結果概要NDF 6課題との関連等

記載箇所

Ø 規制要件ともなったPRAを 実 施 し、 原子 力安 全性 向上 に資 する 重要 課題 （セレ ベ ル 2PRA の 実 施 に シウム特徴を踏まえたFP挙動・化学反応、より現実的なCV破 損 形 態と その 際のよるFP挙動研 究課 題の ソースターム挙動）を摘出。
抽出Ø 上記重要課題解決においては、PHEBUS実験、1Fデータ等の有効活用が重要。
Ø ソ ー ス タ ー ム 評 価 高 度 化 に 向 けて 、FP化 学 挙動 評価 高度 化が 重要 課題 であ (1) FP付着物（エアロゾル 、化 学吸 着生 成物 ）や デブ リ内FPのる。
再浮遊、性状変化の挙動
FP放出移行挙 動に つい Ø セシウム、ホウ素等の化学挙動評価 のた めの 基礎 基盤 研究 を実 施し 、化 学吸 (4) FP付着物（エアロゾル 、化 学吸 着生 成物 ）の 切削 やそ れに
3.2.1
着等に係る基礎知見を取得。
よる局所熱発生時の再浮遊挙動や再浮遊物の性状て(5) コンクリートへのFP付着形態と再浮遊・浸出挙動(6) 格納容器領域等でのFP形態論 文 (Conclusion on
severe accident research Ø SARNETに よ るPIRT結 果 の 紹介 。酸 化雰 囲気 でのRu挙 動 、FP高 温 化 学吸 着挙
3.3.1
動、ヨウ素化学、SFPでの集合体挙動等が重要度高とされた。
priorities)の紹介
Ø 熱水力安全評価基盤 技術 高度 化戦 略マ ップ2017（ 熱 水 力RM2017） で は、 導入
シナリオ 、技 術マ ップ （技 術課 題の リス ト） 、RM（ 時 間軸 を考 慮、 マイ ルス
トーン設置）に分けられる。
Ø
ロ ー ド マ ッ プ （ RM ） 熱水力RMにおいては、2017年の改訂において 「FP挙 動 の最 適評 価」 が課 題として追加されている等、本研究専門委員会の活 動を 進め てい くに あた って は関作成方法について連RM等の参照が重要。

3.4.1 (1)

Ø 水化学部会、原子力安全部会等での 同様 の活 動に つい ても 参考 とす るこ とが重要。
Ø モデル改良等により福島の環境線量 を概 ね良 好に 再現 でき るよ うに なっ たも(6) 環境での移行挙動とモデル化、シミュレーション技術
放射性物質の 環境 動態 のの、更なる放出源インプットの精緻化・高度化が必要。
研究 －環境 測定 デー
環境モニタ リン グデ ータ から の逆 解析 によ り推 定し たソ ース
タからのFP放 出源 推定
タームであ り、 施設 から 環境 への 放出 状況 の情 報と して 活用Ø 特にヨウ素の放出源では化学形の考慮は重要。
－
可能。推定 の不 確実 性を 低減 する ため に、 炉内 ・施 設内 のFP挙動解析による放出時の核種組成・化学形の情報が有効。
Ø 日本原子力学会 再処理・リサイクル部会 核燃料サイクル施設シ ビア アク シデ
再処理施設に おけ る対 ント研究ワーキンググループ（SAWG）の活動概要の紹介。
(1) Ruの沈着メカニズム、NOx・ ～200℃ で の 揮発 性Ru高 次 酸化応を検討すべ きシ ビア Ø
3.4.2 (1)
再 処 理 施 設 に お けるSAは 発 生 頻度 とそ の影 響を 考慮 して 選定 され 、ソ ース
アクシデント の選 定方
物挙動
ターム評価に当たっては五因子法を使用。蒸発乾 固時 に放 出さ れるRuO4 の 影 響法と影響評価手法が最も厳しく、沈着についてはメカニズムが良く分かっていない。

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第I編 第3章概要

No.9

3.4節 FPの現象･挙動評価に係る課題、関連事項等の調査 (2)調査結果概要NDF 6課題との関連等

記載箇所

水相を介したコンク
Ø 鉄鋼スラグからのリン除去等にかかわる研究とMCCI生 成物 から のFP溶 出 への (1) デブリ内相ごとの表面 の物 理的 （組 織） ・化 学的 （溶 出・3.4.3 (1)
リートへの元素の化合アナロジーが紹介された。
再沈着）挙動脱離挙動
Ø 1Fにおいて重要な水相を介した長期的なソースターム研究の重要性が認識さ (4) 微粒子の水中での挙動れた。
(5) 水相を介した長期的なソースタームの拡散
軽水炉事故時 の放 射性 Ø 現象把握・挙動評価を行ってモデル化するための参 考例 とし て、JAEAに お い (1)(4)(5)
付着物（エアロゾ ル、 化学 吸着 生成 物） の再 浮遊 に係物質放出移 行挙 動 モ て実施しているFP化学基礎基盤研究のうち、ホ ウ素 の化 学的 影響 とセ シウ ムのる実験設計・モデル例
デル化の現状と課題
鋼材との高温化学反応に関する実験評価とモデル化の現状が紹介された。
燃料・デブリ から のFP Ø 海水、ホウ酸水を用いた使用済燃料 ・デ ブリ 長期 冷却 時の 各元 素の 浸出 挙動(1) デブリからのFP溶出挙動
放出・浸出挙動に係る研究の紹介。
Ø コンクリート共存（pH）、試料表面状態、試 料中 のFP分 布 等が 浸出 挙動 へ与(4) 微粒子の水中での挙動える影響について議論がなされた。
(5) コンクリート含有デブリ（LAVAなど）からのFP溶出挙動
福島第一原子炉建屋に Ø 福島第一原子炉建屋からボーリング され たコ ンク リー トの 分析 結果 と、Cs の(4) FPが浸透したコンクリート切削時発生する微粒子の性状おけるボーリングコア 浸透挙動を評価した試験結果について紹介。
コンクリートの汚染状
況とコンクリートへの Ø セシウムのコンクリー トへ の浸 透継 続、 事故 時の 浸透 状況 （乾 燥or濡 れ ）、 (5) コンクリートへの／からのFP浸透／溶出挙動
セシウム拡散へ与える影響（液性や浸透経路）について議論がなされた。
Csの浸透挙動シビアアクシ デン ト時 Ø SA時の格納容器内ヨウ素化学評価の現状と課題につい て文 献調 査し た結 果のの格納容器内 ヨウ 素化
紹介。
学に係る課題調査

3.4.3 (2)3.4.3 (3)3.4.2 (2)Ø モデル化における課題、ラジオリシスの影響等について議論がなされた。
SA 時 の FP挙 動 に 関 連 Ø 事故時の水ラジオリシスに関する研 究と して 、ハ ロゲ ン化 物イ オン の化 学形
3.4.2 (3)
した水のラジ オリ シス 態に与える影響や、気相への水素放出、界面に おけ るラ ジオ リシ スの 影響 等が (1) デブリ表面におけるラジオリシスの基礎的な影響紹介された。
の研究Ø 沸騰時やナノ粒子が気相への水素放 出量 に与 える 影響 、放 射線 種類 やラ ジカ (2) 発生した水素の不均一 分布 、ナ ノ粒 子、 ラジ オリ シス の影
ルの影響について議論がなされた。
響Ø 燃料デブリ取り出し 準備 に係 るIRID研 究 開発 の一 環と して 実施 した 、原 子炉(4) FPで汚染したコンクリート等切削時発生する微粒子の性状 3.4.3 (4)原子炉建屋内の遠隔除 建屋内の遠隔除染技術の開発についての紹介。
染技術の開発 汚染状
Ø 汚染性状（遊離性、固着性）、水素 爆発 等の 影響 、場 所（ 高所 ・低 所） によ況調査を主とした成果(5) コンクリート汚染核種 分布 等実 地デ ータ 、汚 染の 移行 挙動
る線量の違いの原因、除染方法、ホットスポッ トや 汚染 性状 の経 時変 化等 につの紹介と汚染形態による除染効果
いて議論がなされた。
Sr, Iの化学Ø 原子力分野以外の一般的な性質や分析方法 を含 む、Sr及 びIの 化 学 に つい ての(1)(5) デブリマトリクスに存在するSrの基礎的化学挙動紹介。
Ø Srの分析方法、環境中 ヨウ 素同 位体 比、 ヨウ 素化 学形 等に つい て議 論が なされた。

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3.4.2 (4)

第I編 第3章概要

No.10

3.4節 FPの現象･挙動評価に係る課題、関連事項等の調査 (3)調査結果概要NDF 6課題との関連等

SAMPSONによるFP放記載箇所
3.4.3 (5)Ø SAMPSONにおけるFP挙動の取り扱い及びSAMPSONを用いた1F解析の内容の紹 (1)(5) 解析によるFPソース（溶出源）の重要度や不確かさの評
Ø 各 モ デ ル に つ い て 、 計 算 対 象 と し て い る 核 種 や 化 学 形 態、SOARCA等 モ デ (4) エアロゾルモデルの微 粒子 挙動 評価 への 適合 性や 改良 のた
ル・パラメータの妥当性評価方法についての議論がなされた。
めの課題抽出非溶解性中性 子吸 収材 Ø 花王㈱の取組である界面活性等 の技 術を 応用 した1F廃 炉 へ の貢 献検 討例 とし(4) デブリ切削時の微粒子飛散防止策、再臨界防止策
3.4.3 (6)の開発と1Fへの花王の て「非溶解性中性子吸収材の開発」が紹介された。
Ø 吸収材の耐放射線性、使用後の処理 方法 、デ ブリ への 適用 方法 、液 性変 化の(5) コンクリート付着（・浸透）FPの除染方法
影響、特性制御等について議論がなされた。
Ø 計算科学（分子 軌道 計算 、CFD等 ） によ るFP研 究 の現 状と 課題 とし て、 気相 各 課 題 に 関 し て 取 り 組 む 際 に 、 ベ ー ス と な る 技 術 と 考 え ら
FP 研 究 の 現 状 と 課 題
中でのFPクラスターの生成や環境中のFP挙動（ 海洋 拡散 、土 壌中Cs化 学 形 態） れ、これら 既存 技術 を適 宜応 用し てい くこ とが 重要 と考 えら 3.4.2 (5)（計算科学）
れる。
研究の紹介。
Ø 計算科学手法で求めた結果のSAコードモデルへの 応用 等に つい て議 論が なされた。
FP 実 験 の た め の 施 設 Ø FP挙動実験のために使用可 能なNDC㈱ 所 有 のPIE装 置 、仏CEA所 有 のFP放 出 移(1)(2)(3)(5)(6)課題に関して取り組む際に、ベースとなる技術と 3.4.2 (6)－国内施設の紹介とFP 行実験装置（VERDON装置）の紹介。
考えられ、これら既存技術を適宜応用していくことが重要と
Ø 装置スペックやPIE結 果へ の質 問、VERDON装 置 様 のも のの 導入 可否 等に つい考えられる。
ての議論がなされた。
放射光光電子 分光 を用 Ø 顕微HAXPESによるセシウム吸着ステンレス表面層の断面分析より、 吸着 化合 (1) デブリ表面の酸化状態等の直接測定技術
3.4.2 (7)いたセシウム 吸着 挙動 物を特定。また、FP放出移行実験サンプルの分 析に より 、ヨ ウ化 セシ ウム の移 (4) 微粒⼦中に含まれる元素の化学状態評価
研究
行挙動に及ぼすホウ素蒸気の影響を評価した。
Ø “その場観察”放射光光電子 分析 によ り、 ステ ンレ ス基 板上 のセ シウ ム吸 着表 (2) 鋼材表⾯の腐⾷（酸化）状態測定技術(5) コンクリート表面の化学状態評価
面層の酸素ガス雰囲気下での酸化傾向の温度依存性を取得。
(2) 事故時に蒸発気化して配管等の構造材に付着したFPの挙動
1F燃料デ ブリ 取り 出しØ １F廃炉検討委員会・廃炉リスク評価分科会での検討結果の紹介。
（経年劣化、腐食など）に係る定量的リスク評
Ø 落下の影響を受けての粉状デブリや 構造 材付 着FPの 舞 い上 がり によ る放 出量 (4) 切削時の気中への移⾏割合、特に上部構造物等の切削時が不確かさも大きく、影響も大きいこと、燃料デブリ・構造材付着FPPの分布と (5) １〜３号機原⼦炉建屋内の線量分布、炉内調査時の線量率など
ともに性状の把握も重要であること等が述べられた。
(6) 事故後からの建屋内滞留⽔の経時変化など
Ø ソースタームの経緯、設置許可にお ける 安全 評価 、新 規制 基準 にお ける ソー
ソースターム にか かわ
ス タ ー ム の適 用（SA対 策 の 有効 性評 価、 安全 性向 上評 価） 、許 認可 にお ける
る規制の現状と課題
ソースターム評価に係る課題について概説がなされた。

・ 1FでのFP挙動を理解するための課題をNDF提示の6課題と対応させて紹介
・ 個別研究課題の現状を詳細に紹介
技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

3.1.1

第I編 第3章概要

No.11

3.4節 FP の現象・挙動評価に係る課題、関連事項等の調査 (4)3.4.2 FP 研究ニーズ・課題の調査結果（SA 研究関連）(1)再処理シビアアクシデントの選定方法と影響評価手法(2)格納容器内ヨウ素化学(3) SA時のFP挙動に関連した水のラジオリシスの研究(4) Sr, Iの化学
(5) FPに係る計算科学研究の現状と1F事故：分子論的計算科学手法を用いたFP挙動(6) FP実験のための施設(7) 高輝度放射光光電子分光を用いたセシウム吸着挙動研究
3.4.3 FP 研究ニーズ・課題の調査結果（1F 関連）(1) 多相酸化物における元素の濃縮と水溶液への溶出挙動(2) 燃料・デブリからのFP放出・浸出挙動(3) 福島第一原子炉建屋におけるボーリングコアコンクリートの汚染状況とコンクリートへのCsの浸透挙動(4) 1F原子炉建屋内の除染(5) SAMPSONによる放射性核種の放出・移行挙動解析および1F廃炉に向けた取り組み(6) 非溶解性中性子吸収材の開発と1Fへの花王の取組
1Fに深くかかわるFPの基礎挙動の研究状況の詳細な紹介
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第I編 第4章概要

No.12

発電所におけるFP生成量、存在量の把握
4.2放射性核種のインベントリ評価
4.2.1 核種発生量評価のための基礎式とデータ
4.2.2 ORIGENコード
4.2.3 ORIGEN2による照射後試験解析
4.2.4 1Fの核種インベントリデータ
4.2.5 SA解析や廃炉評価などに用いられる主な元素、核種のインベントリデータ
事故時の炉心のFP、TRUインベントリ評価のためのORIGENコードと評価結果の紹介
4.3短/中/長期FP分布評価法
事故直後から廃炉評価に必要になる長期経過後のFP量評価法の紹介
4.4 廃棄物として処理されるFP核種の評価法
4.4.1放射性廃棄物と分析
4.4.2土壌4.4.3 瓦礫4.4.4 汚染水
4.4.5 移行挙動のまとめ
事故後のプラント内各所でのFP、TRUなどの主要核種を137Csを指標として評価可能な輸送比の概念とその適用例を紹介
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第II編 第5章概要

No.13

5.1 SA解析コードの概要
5.1.1 安全評価とSA解析コード5.5.2 廃炉解析の提案
5.1.2 米国における最近の安全評価
5.1.3 SA解析コードとその活用例（ⅰ）SA解析コードの種類と特徴（ⅱ）SA解析コードで扱うFP挙動
5.2 FP挙動モデル
5.2.1 燃料からの放射性物質放出モデルと放出後の化学形態
5.2.2 エアロゾル生成・成長モデル
SA解析コードの本来の役割とその特徴を紹介
5.3 Phébus実験ベンチマーク
5.3.1 Phébus実験の概要と実験で得られた知見
5.3.2 Phébus FPT-1ベンチマークで得られたFP挙動モデルの課題
5.3.3 Phébus FPT-3ベンチマークで得られたFP挙動モデルの課題
5.4 1F事故解析
5.4.1 BSAFの概要
5.4.2 環境放出量に基づくプラント状態の推定
5.4.3 大気拡散シミュレーションによるソースターム評価
5.4.4 PCV内の線量率分布評価
5.4.5 1F事故評価で得られたFP挙動モデルの技術課題
5.5 まとめ
5.5.1 SA解析コードFP挙動モデル高度化の課題
5.5.2 廃炉解析の提案
SA解析コードを廃炉時のFP分布評価に適用する方策を紹介
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第II編 第1章概要
通常炉と事故炉の廃炉への対応の差異
表1.3-1 廃止措置の観点からの事故炉通常炉との相違点
通常原子炉
運転中と同様に取出し搬出して処理が可能

燃料
施設
状況把握
環境
放射性核種

浸透汚染
物量
処分制度
汚染水

建屋を遮蔽として活用することが可能
汚染状況を事前に調査して廃止措置計画を立案することが可能。
基本的には環境汚染はない。
主な核種は原子炉周りの構造材の60Co構造材への浸透はほとんどない。
放射性廃棄物となる物量はユニット当たり
1~2万トン
現行法令で処分制度は整備済み
既存施設で処理

事故炉
燃料デブリの形で回収して、当面保管（取扱いについては検討用要）
建屋、設備に破損がある
汚染状況の事前調査は困難。進捗に応じて確認してゆく土壌、草木、海浜砂などの環境汚染あり。
左記に加え、気中では揮発核種性（137Cs,134Cs,90Sr）,
汚染水中に重金属FP核種および核燃料構成核種がある可能性がある。
破損施設や地下部への浸透を考慮する必要がある。
放射性廃棄物となる物量はユニット当たり
数10~数100万トン（推定値）
処分制度の整備が必要
FP核種や塩分を含む多量の汚染水がある。

表1.3-2 通常原子炉の廃炉と事故炉（福島第一原子力発電所1-3号機）の廃炉の差異（１）基本手順
通常原子炉
①燃料取出

②放射能インベントリの調査（主として実測に基づく）③必要に応じて洗浄、除染④解体手順の決定（被曝計画）⑤廃棄物量の評価（種類別）⑥廃棄物処理方法の決定

事故炉①燃料プールの燃料取出
燃料デブリ取出（100%の取り出しは非現実的。どの程度の燃料デブリの残存を認めるかは今後の議論で決まる）②放射能インベントリの調査（主として解析結果に基づく）③上記調査結果に基づき、廃炉計画④解体手順案の決定（被ばく計画）⑤廃棄物量の評価（案）（種類別）⑥廃棄物処理方法案の決定
まず上記案を作成し、R/B、PCVに実際にアクセス。
この間に線量率、汚染状況ほかを実測
上記実測結果に基づき、放射能インベントリの再調査=> ②に戻る
これを繰返し、一歩ずつ確実に廃炉作業を進める。

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No.14

第II編 第2章概要

No.15

FP 分布の把握
表2.2-1 FP分布評価手法
被評価項目
部位
原子炉容器
格納容器
圧力抑制室
原子炉建屋
タービン建屋汚染水
サイト内汚染物
サイト外環境線量率測定
汚染密度

FP核種測定
総量・濃度

短/中/長期FP挙動解析による評価- (測定未着手）
・D/W CAMS
・PCV内調査機で測定・採取試料核種測定
・S/C CAMS
図2.2-16 SA解析コードによるFP分布評価結果例
・保物用線量率測定（1号機全体 のFP分布図)
・スミヤ測定・保物用線量率測定
・スミヤ測定・汚染水核種測定
・廃棄物用測定
瓦礫、土壌、樹木など
・空間線量率・空間核種分布測定
・空間核種分布測定
モニタリングポスト
モニタリングポスト
土壌、河川からの車、航空機での測定
サンプリング測定

SA解析コード＋長期FP挙動解析
初期炉心インベントリ
に対する存在比率
>40%
>20%
>10%
汚染水挙動解析コード>4%
FP飛散解析コード>2%
>1%
27
>0.4

WSPEEDDI：廃炉・燃料デブリ取出し等長期にわたり最重要項目：同左重要項目

othersPCVlower part(flask)S/C water*3

S/C water
RPV

Others*1

RPV*3
PCV lower part (flask)*4
PCV upper part*4

PCV
upper part
評価の不確実さ*5a) 短期FP挙動評価 (SAMPSON code)

中・長期FP 挙動評価

contaminated water*2b) 長期FP挙動評価(測定値+解析)

図2.5-1 1号機の137Csマスバランス

技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

これまでに把握できたFP分布とその外挿法および外挿結果を紹介*1 WSPEEDIによる放出量評価*2 汚染水解析に基づく評価*3 SAMPSONコードの外挿*4 中期FP解析（wash-out効果）*5 汚染水解析データの評価

第II編 第3章概要

No.16

燃料デブリ分布の把握
表3.2-3 燃料デブリ分布状態測定結果
年度 ∕_号機~2015年4),5)
2016年度6)2017年度7)

2018年度8),9)

1号機
・ペデスタル外側の線量率測定
・D/W下部に堆積物確認
・PCV内部のミューオン透視像
・ PLRポンプ、PCV内壁面等に大きな損傷なし。
・1Fグレーティング上の線量率：
5-10Sv/h

2号機
・PCV内部線量率：31-73Sv/h・ペデスタル内のグレーティングに
損傷確認
・CRD交換用レールの線量率：~70Sv/h

3号機
・PCV気相部線量率：0.8-1Sv/h・グレーティング上に堆積物確認、水位確認

・ PCV内部のミューオン透視像
・PCV底部に堆積物確認
・ペデスタル内堆積物、（化学/核種分析）
・TIP閉塞物採取（化学/核種分析）
・グレーティング上の線量率：・気相部線量率への溶融物固化寄与確認
4-12Sv/h・ PCV内部のミューオン透視像
ミューオン透視法、ラジオグラフィーによる燃料デブリ分布の評価
シビアアクシデン解析コードによる燃料デブリ分布の評価
上記ミューオンによる測定と、計算による評価を総合した燃料デブリ分布の評価
・ PCV底部に堆積物確認
・PCVペデスタル 底部に燃料デブリと推定される堆積物確認

燃料デブリの分布は、ミューオン測定、SA解析コードによる推定が主。
今後を廃炉作業の進展に伴い少しずつ明確化される

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第II編 第4章概要
FPの除去回収

図4.1-1

図4.1-2高圧水ジェット除染の実施例1)

ドライアイスブラスト除染の高所モックアップ（高さ8mでのドライアイス噴射状況）

これまでに様々な放射性物質除去作業が実施されている。
放射性物質除去作業の現状と今後の課題を紹介。
技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

No.17

第II編 第5章概要

No.18

汚染水処理
逆浸透膜
濃縮水等

鉄共沈
処理設備

炭酸塩沈殿
処理設備

フィルタ

フィルタ

吸着材

吸着材用
ＨＩＣ４

吸着材用
ＨＩＣ５

吸着材

吸着材

前処理設備

スラッジ用
ＨＩＣ１

スラッジ用
ＨＩＣ２

吸着材

吸着材

吸着材

吸着材

吸着材用
ＨＩＣ１

吸着材用
ＨＩＣ２

吸着材用
ＨＩＣ３

吸着材用
ＨＩＣ６

出口
フィルタへ

HIC: High Integrity Container（専用の廃棄物保管容器）

図 5-4
表11.6

多核種除去設備（ALPS）のシステム構成

既設(1号機)および増設(2号機)多核種除去設備における
主な核種の告示濃度及び告示濃度比の平均値2)
Cs-134

Cs-137

Sr-90

I-129

Ru-106

Co-60

Sb-124

告示濃度限度[Bq/L]

60

90

30

9

100

200

600

入口
既設
告示濃度
出口
限度比
入口
[－]
増設
出口

11

71

15000

8.1

1.9

0.53

1.4

0.00380.004

0.00310.18

0.00770.00360.00079

9

59

18000

6.4

1.8

0.75

1.2

0.00340.00170.0033

0.94

0.016

0.00380.00073*2018年度（～2018/8/31）実績，平均値の計算に際し，検出限界未満(ND)の核種は検出限界値を採用，
平均値は単純平均であり，処理量は考慮されていない

多核種除去設備とその稼働実績の紹介
技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

第II編 第6章概要
環境汚染状況

図6-1 137Cs沈着分布を形成した大気拡散過程および放出事象があったと考えられる原子炉
WSPEEDIを用いた環境汚染状況の評価とFPの主要発生源の推定
技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

No.19

第II編 第7章概要
廃炉作業に係るリスク評価

図7.1

リスクレベルの時間変化4)~6)

廃炉作業におけるリスク評価手法の紹介
この考えをベースに今後の廃炉リスク評価が実施されてゆく予定。

技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介

No.20

第III編 概要

No.21

今後の課題
・ 4年間の「シビアアクシデント時の核裂生成物移動」研究専門委員会を通して、明らかになった点を整理すると共に、今後の残された課題、議論の過程で顕在化した新しい課題を整理し、次期の「福島第一原子力発電所廃炉に係る核分裂生成物挙動」研究専門委員会への展開法についてまとめた。
・ 本編の詳細は、日本原子力学会誌ATOMOの7月号に解説記事として掲載「シビアアクシデント時の核裂生成物移動」研究専門委員会著「シビアアクシデント時の核裂生成物移動」研究専門委員会の活動実績と今後の展開

技術報告書「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動 概要紹介