¨±;a1eųÆ7eŅŴĄ36Lgùā
J%|7­9¨ ûĘ;ƶƤǃǏ18Ŕ `Ĳi

UİƹǓǉųǍƱƧǎưƲŴ

ū 1F ¡mĆǒ~ÀĔƉƎ
ðƌƞ=ČƎÆĎñíƍŏƁƞùā
¨±;a1ùāōñ¿»ǔJAEAǕ
~ÞPŕ(DùāƴǑƵǓǔCLADSǕ
ä¤ƺǅǎ!ĈĝōñƭǏǓǆǔ4/1ǕÇø œ
1. È¶ÆǚLET nēƍƛƞÆĎñí¿»Ǘueò³
2. HICƲǍǎǓǚ!ǒ ,Ǘ_ÁŔǆǐƴƲǗċQČƊƎÄĺ
3. ä¤ƺǅǎǚĢC nēǔa,b,gǕǗťLET nēƎ^Ņ ,4. ƕƊƘƊ ƎįŞǔsō, ÌóàǕnē-ĨłþƒƎƣǆǐǓƷ
ÆĎH2ƎÆõƉƎíƊÅõƒƎ

ƦƿǏƫǓƍƛƞÆƎƤƧǑ7ǒ3Ķ
rǒTƌƍƛƞ-Ĩ

H2

Åõ
nē

ƍƛƞ/

H2O+•HŬÚcÿƚ-ĨǍƱƨǏ

ū¢ƲǂǓǙƻǍƸƬ=ǔ<100nsǕ-ĨíåƎ=Ɗ¢ǔT7ǕǆǍƤǉǎ>ŉǔprimary yieldǕ

ƍƛƞŇ7=

•OH

TƍŃƀƃ-Ĩíåŉ

H2T=ǔ>100nsǕ-ĨíåƊÚcÿƎ=Æõ

ħ×>ŉǔobserved yieldǕ

ÆƎ nē-ĨƎ«ŎǆǐǄƢƤǏ*1,*2ŭhţƉħ×ƉŻƞ
ñí>ŉǔG"ǕǗG(H2)

ǗÅÐ
{Ğ

ũ

-ĨôƎ-ĨíåŉT=Ǝ¬ďíåŉ

2/15

Ŭ’ ÎÆ-ƤƾưǌǏ>ŉǔinitial yieldǕ

ƪǓǈƤǑƻ

T=ĩćíå-´ƲǂǓǔƻǍƸƬǕ=ĩćÆĎñíǚÆƎ
¢51eǙǋǑƹƨǏǐĩć

kwv( 84 , 2E,G&2014M_ M& (2014).

«Ŏ-Ĩ×gǔ=Ǖ6q>:2(4) 2Er"[` ZK+

Ū nē-Ĩƍƛƞ
ǆǍƤǉǎ>ŉǗg(H2)• ƎíåƊńŶǗH2ƏÆƎÚĨ}ź
ŶƃƘǗō Čǔopen systemǕƉƏÚĨ
}ƠķŸƃ-Ə`Åƍ ,ſƟƞǘ ,    (2006).
*1  
• -ĨƉíƀƃÆǔÆõǕƊ ,ſƟƞ`*2 ly, Bbkrt\, d\, k/G, sn.%.
ÅǔÅõǕƎ2õŎƍcSǔÅÐ{ĞąǕǘ*3 ly, 2E,G& 2013 M_ M& B10 (2013) %.

k/G&(4) QuTYZK+ U.(, 2E,G&2017M| D&0D, 1F_PL04 (2017).

3/15

1. È¶Æǚ-ĨíåƍƛƞÆĎ-aŇ7Ǝ/

H2 + •OH•H + H2O Ň7+ X− (halide ion)

30

20

XO3−

OH− + •XǍƱƨǏƊ-aƊƎ=ƒƎŝǔÖ}ƠŒżǕ
4µsalt of seawater added«ÎÆƚYÆÚÐƉÅõƍ ,ſƟƃñí
>ŉ G(H2)ƏčÆƛƝƙ`ŻżǗÆƎ-ĨôƎǆǍƤǉǎ>ŉ g(H2)ƊDąƉŵƆƃǘ
⇒ÆƎÆŇ7ǍƱƨǏǔOHǕƍƛƞH2Ň7źǁǐƮǑ7åǔX−: Cl, BrǕƉŐjǘ

sample height: 1 cm
air-saturated, R.T., dose rate 2-5 kGy/h (Co-60)
50 ű seawaterů 0.5M NaCl+1mM KBr
Ů 1mM KBr
40 Ű 0.5M NaClű pure water

H2 or H2O2 formation, P [10-8 mol/g]ÆĎǔH2ǕñíƎYÝ}cǔY4µǕêĳǔgòǕ

10

P [mol/g] Ǜ G [mol/J] Ũ D [J/g]

0
0

ÚĵÚĨ

ǍƱƨǏƍƛƞ=ŐjO(c-ĨíåƊOğŜƊƎõ î Į¤ƎG>ēŉ Absorbed dose, D [kGy]ÐÑÍ5ǒťċ

ÐŜǔÅõǕƍ.ŃƁƞ«ŎǒĸŘƍ
cƀƃÆƉƎ=ēŉéðƌƞdăƲǂǓƎíåŎƎ=

2

4

6

(a) H2 generation

0

2

4

6

8

(b) H2O2 formationin the presence of NO3−

H2ñí(a)<ƑH2O2í(b)ƎG>ēŉcǔčÆǗÎÆƠFƗ5ÿŠƎÆÚÐǕ*1*1 “Consideration of radiolytic behavior in diluted & concentrated systems of seawater”, NPC 2014, #10242, Hokkaido, 29 October 2014%.

9x? )@CFQ9xd kwv (, 2E,G&2014M| D&$D, G08 (2014).

4/15

1-2. ~GöX)ƉƎÆĎñíƊÏÆťſƎŏ• t\ãǚ504 Wǔ¬ť"Ǖǘ• Cs¸ÿĐǚ2011-9-27«àƎĐƠgǘǔ nĖÄA(Cs-134)/A(Cs-137) = 0.80Ǖ

• CsGö-yǚĹ¦EƍgƍGöƠgǘ430

85 %X)G>

1.6
1.4

420

total
410

1.2

400

1.0

submerged

0.8

390
380

75 %X)G>
0

25

50

75

100

0.6

Averaged dose rate [kGy/h]Absorbed energy rate [W]P v Ǜ Σ ri Ũ G i Ũ D i[mol/L][kg/L] [mol/J] [J/kg]

Submerged zeolite bed [%] ÏÆťſƦƿǏƫǓG>éƎÏÆéǔÆ-ŉǕc

ű seawater, total
1.2 ů pure water, total
Ů pure water, submerged

H2 production rate [L@STP/h]CsGöX)Ǝĭ³ǔH25VH*1Ǖ

ÆGö

0.8

decrease by washingseawater with pure water(liquid depth effect)

ÐÑ4µ

0.4

produced fromdamp zeolites

0

0
25
50
75
100
ÏÆťſ Submerged zeolite bed [%]ÆĎñíéƎÏÆéc• ƦƿǏƫǓG>éǚÏÆéƎ[2ƍŶǗX)
ƎG>éǔ76-85%Ǖź[2ƀǗēŉéźÔqǘ
• ÆĎñíéǚÏÆéƎ[2ƉǗÎÆƉƏñíé
ź[2ƁƞźǗčÆƉƏÐÑ4µƍƛƝÔq.

*1 H25MN  : I. Yamagishi et al., “Characterization and storage of radioactive zeolite waste”, J. Nucl. Sci. Technol., 51, 1044 (2014).

“Experimental Studies on Effects of Liquid Flow & Inhomogeneous Irradiation on Hydrogen Generation”, ICONE23, 1348 (2015).

5/15

1-3. ue³ǚUúüeƎëČƊêhČƎńŶ
;a1§īƉƎ

gÖǒgR

nēânW

Co-60ēÙ

ǔÆĎf'mĆǕ• )ŅēÙǚ;aÞǔ{zǙ ¡«ǕƚîÓä¤ǆǓǏƎƛŷƍǗ nåĵźÆƎægƎWƍīĔſƟƈŶƞǘg• Tânǚ nēƚƂƎƦƿǏƫǓźǗ
nåĵĻ#ŹƜTƍŸƜƟƞǘ

^ŅēÙƠîŶƃĮ¤ân*1-2Ǝ½N

G>ēŉǒÖ}6ņ• ÐÍ5ǚÆƎÖ}wƍŷmÍƚÊŤ
ǔǈǑǆąƍƛƞ ìǙ/mÍƙFƗǕǘ

Ų



ť

gÖǒgRǗĮ¤śĔǗTânƎ³ƉĜŷhţƎĒµƊƎńŶƏŵƞŹǝ

g

1. ÐÍ5ƎŝǚĮ¤ƠśĔƀƃW
CƊƀƃWCƎÆĎñíƎ×gǘnåĵ

2. TânƎŝǚŋƉĮ¤ƎŅƠĤƆƃWCƎÆĎñíƎ×gǘ

b*1 ly, Bbkrt\, d\, k/G, sn..

nåĵǔ)ŅēÙǕƠÆƍīĔƀƃWC *2 ly# , 2E,G& 2014 M_ M& G18 (2014) %.

“Experimental Studies on Effects of Liquid Flow & Inhomogeneous Irradiation on Hydrogen Generation”, ICONE23, 1348 (2015).

6/15

Relative yield to primary g(H2)

1-4. ÆĎñíƎÐÑ4µƊǔ/mÍǕƎŝ(a) áśĔ

Hydrogen generation, P [10-8 mol/g]Į¤ťſ 1−8 cmǗĂÅŢJǗiÖǗēŉé 3−5 kGy/hžƟƕƉ Ų LƎmĳű stirring #5

16 ů stirring #3
Ů stirring #2
Ű stirring #1
ű static condition

12

ľ}

8

0.8
0.6
0.4

0.2

Ů sample height: 3 cm
ů sample height: 5 cm
ű sample height: 8 cm

0
100
200
300
400
500
Ý}¢ Relative stirring speed of sampleƊƎÄ4ÆĎñí>ŉƎľ}c
0
0

2

4

6

g(H2)Ǜ4.7Ũ10−8 mol/JǔLET nēƎWCǕ

Absorbed dose, D [kGy] • ľ}ǚƣǏƨǎÒ2ƉT7ƍģƁƞ«ŎƠ×gƀƈǗśĔƊƎWCƠõmòƍÄĺǘPǛGŨD(b) ®
[mol/g][mol/J][J/g]ľ}@]• Ǝŝǚľ}Ǝ[2ƊƊƙƍǗñí>ŉź[2ƀǗǆǍƤǉǎ>ŉƍĻƇżǘƂƎ[2ƎŝƠİƓƃĮ¤ǞvǟƊƎþ}ƏĮ¤Ǝťſź÷ŶþǗşęǘ
ÆĎñíŉƎG>ēŉcǔ8cmǕǞAǟ

“Irradiation Experiments of Simulated Wastes of Carbonate Slurry”, EFCOG Nuclear and Facility Safety Workshop, ANL (2016).

7/15

2. HICƲǍǎǓǚťċ}ÍƍƛƞÆĎƩƲƎ!
High Integrity Container: ťĖkK

Multi-nuclide removal equipment(Advanced Liquid Processing System)

cavityhead spacesupernatant water• 62 nuclides excluding Cs and tritium areremoved by using co-precipitation andadsorption treatments.

slurrynormal+ŖÉÂradioactive
water
without Cs

co-precipitation
treatment

adsorption
treatment

radioactive waste(carbonate slurry)treated water

emission from vent holeŲoverflow

overflow

w/o nuclides

in High Integrity Container

HIC (PE)

Overflow discovered in April 2015

overflow

upper lid

• It occurred 150 days after the storage.
⇒ accumulated dose close to 150 kGy• Waste volume increase in HIC became
larger than that of head space.
⇒ >6 % increase from the original vol.

cushion rubber
reinforcement(steel)box culvert (concrete)

Box culvert (AJ5) just after overflow *1*1 TEPCO, a press handout on HIC as one of Fukushima Daiichi NPS prompt reports (in Japanese), 6 April 2015.

“Irradiation Experiments of Simulated Wastes of Carbonate Slurry”, EFCOG Nuclear and Facility Safety Workshop, ANL (2016).

2-2.
time
(dose)

8/15

nē-ĨƄŽƉĪļƉŻƌŶ_ÁŔłþ
PHENOMENA

water
radiolysis

FACTORS• radioactive nuclides• dissolved speciesñíhigh-dose ĚĀ
irradiation effects
long-term ÚĨ
settling effects“still/static standing”

EVENTS• coexisting solids• viscosity• dose & dose rate
• bubble size/position• height or gravity• gas-liquid interface• inhomogeneity

GAS
GENERATIONVOLUMECHANGECOMPONENTGRADIENT=ČƒƎÁŔòƌëĨǒæA series of experiments in order of chemical evolution to the overflow
1. Measurement of gas products by water radiolysis in slurry.
2. Observation of volume change of slurry after high-dose irradiation.
3. Component and property analysis of slurry after long-term settling.

9/15“Irradiation Experiments of Simulated Wastes of Carbonate Slurry”, EFCOG Nuclear and Facility Safety Workshop, ANL (2016).

ÅËƎWCǚrP<rF → vS<0ÅËƎ5ǔǚƲƻǓƬƲƎǕ

2.1E−23mol H2

10-11
10-13

2.1E−17mol H2

2.1E−8mol H2

Re > 20.1

ÆÚÐ 91.8 %ǖ
O 8.2 %ƦƿǏƫǓG>0C
ǔŚa-é fW, fSǕH2

ű Gtotalů Gstat

0.01
1

10-9





Speed, |vs| [cm/s]

0.1√(2DH2/t) at 10k s

10-7

ƲǍǎǓ

Ů Gstat/Gtotal

H2

~¹å

103
10
10-1 √(2DH2/t) at 0.1 s
10-3
10-5

1
Ǜ

Í F (rF, h)<2hretention³ǚ Re =H2 H2 H H2
2
H2
H2

H2



DP2 (rP − rF) g
g vs =
18h
DP vs rF

1

95 g/L (157 mPas, 1.06 g/mL)

Relative yield, Gstat/Gtotal

Ċa P (rP, DP)ťſ 1−15 cm, ĂÅŢJ, iÖ, ēŉé 5 kGy/h

deeper: H2(aq)→H2(g, small)→H2(g, larger)

10

H2 observed yield [10-8 mol/J]ƲǍǎǓƎÅËƎƊÛï,é

2-3. ÐÑ4µƊƲǍǎǓƎÆĎƩƲ!æ

H2

H2
H2
H2

H2

  

0.01
100

10

Sample height of slurry [cm]ÆĎñíŉƎĮ¤ťſc*1-2ǞǟƊ
Diameter, DP [cm]ÅËƎ©ľ}ƎĊcǞvǟǔÚcÿƎ¢ľ}Ǖǜǔ0.1mm°ØƎÅËľ}Ǖ *1 z! op-e!7, 2E,G&, 37, 1119 (1995).
10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1

1

10

>ŉƎ9]ǚ1 μmol/J = 9.649 -a/100eV*2 ly, # , 2E,G& 2015M| D& H01 (2015) %.

“Irradiation Experiments of Simulated Wastes of Carbonate Slurry”, EFCOG Nuclear and Facility Safety Workshop, ANL (2016). 10/15

2-4. ÆĎƩƲ!ŉ[`ƍŷƲǍǎǓƎkĀ[`High-dose irradiation effects(a) before

irradiation• Irreversible formation of supernatantwater by the irradiation.
⇒ increase of density without bubbles[2- Level increase (mm)15

3 independent samples
at 8.5 kGy/h (open)

10

d
c

5

0a
0

a, 0h
10.00
~0
cm (water) 9.65
(H2) 0.00
slurry(SS) 0.35
g/mL
1.06
top
water

(c) 22-hour (d) 44-hour

ÐŜ©

ÜƖ

irradiation

irradiation

irradiationwater• Increase of the volume with increasing
the retention amount of bubbles.
⇒ decrease of apparent density(b) 6-hour

b, 6h
10.50
~0
9.65
0.50
←
1.01 *1

c, 22h
10.80
0.60
9.05
0.80
←
0.98 *1

d, 44h
10.90
1.00
8.65
0.90
←
0.97 *1*1 apparent density with H2 bubbles

Volume and composition changesb• Initial increase: bubble retention
no observation
at night

100

200

300

400

500

Accumulated dose (kGy)

Level increase as a function of dose

• Maximum decrease: bubble emission andsupernatant water formation• Difficulty in data reproducibility⇒ inhomogeneous bubble formation

k/G&(4) QuTYZK+ U.(, 2E,G&2017M| D&0D, 1F_PL04 (2017).

11/15

3. ä¤ƺǅǎǚĢC nēǔa,b,gǕƍƛƞÆƎ-Ĩǔä¤ǕƺǅǎƠ?ƝxżìZƊƏǝ

Unit 1

PCV
(CS)

Úěä¤

ĠĤĈą

RPVą

R/Bą

U+TRU+FP

zircaloy

CS, SUSą

concrete

RPV
(CS)

çǒêĳ
ëĨ

² ƺǅǎƍFƕƟƞ¸-ġíåǔFPǕŹƜƎ
βēƚγēǗƣƬƷǀƤƼŹƜƎαēźIMƠ
ĢCòƍânƀƈǗåëǒ7e=źŁĜǘçǒđ|]7gD/Wnē-Ĩǒân$debrisĢC nēƍƛƞĢŗ=ČƒƎân

b

º
E

a

Æ
H2O

reactor building

S/C

Å
řM

(reinforced concrete)

Ö}

ŧŦ

Úĵ
X-, RH,..

ânº

O
AxByOz

ƺǅǎ?

ĠƐżĈë

ÞǒPCVƎçg*1Ɗ)Ņİ·*2Ǝ?ƝĐƖ

*1 TEPCO: {L}2E,wS13 5j rPhI< uR WHc ^; i }2 =V>:(2014)%.
*2 TEPCO, IRIDOrmfkJ~: 3 5j PCVhI<*gV 21]g>, 2017M7a27](2017).

k/G&(4) QuTYZK+ U.(, 2E,G&2017M| D&0D, 1F_PL04 (2017). 12/15

3-2. t\ãƊ{TƦƿǏƫǓƎđ«]7ǔa,b,gǕ• ēÙǔ¸ÿǕ£ǚ ¡«Ǝ2,627ź«ŎƊƊƙƍÔqƀƈǗ100|ƍƏ400þ}ƍŃƁƞǘ
• t\ãǚ ¡10|ƏβēƚγēźņòƉŵƝǗƂƟőƏαēƠáĦƉŻƌżƌƞǘ

H (t) = ∑ H i (t)i⇒Ō8Ô¯ƎƣƬƷǀƤƼǔ46 MeVǕPu-241ǔ13.2yǕ
a(0.0025%)

Am-242b− (6.75d)

U-237

Cm-242b− (16.0h)

Np-237

Log H (W/core)• βēƊγēƏ0.20.3 MeVþ}ƍėƅöżźǗ
αēǔPu-241ąŹƜƎ-ƠŒżǕƏ ¡«Ǝ
6.1 MeVŹƜÔqƀ5.5 MeVþ}ƍėƅöżǘ

(n, g) (640b)

5

10

20

50

100

(b) average energy, Eav

0 (a-ray from Pu-241 (0.0025 %) excluded)-1+6

ēÿÃƎ{TƦƿǏƫǓƎý

Am-241

1

total 2627 635 560 547 491 419 396
a100(7) 86(1) 84(1) 80(1) 76(1) 75(1) 74(1)b1276 286 249 244 217 181 170
g1251 263 227 223 198 163 152

Log Eav (MeV)

j

b−

0

+1 initially Cm-242 (6.21 MeV, 163d)

H i (t) = ∑ Eij A j (t) [W](100%)

Time after accident (years)

source(#)ēÿÃƎ¸ÿƺǓƵƎƊƝƕƊƘ

Ǔ alphaǓ betaǓ gamma

TO
TA
L

+5

+4

Æ
ǔ ì*:ưƲƹǊǕ

(a) decay heat, H

+3
-1

0

êS

+1

Time course, Log t (y)+21B¿Ǝt\ã<Ƒ{TƦƿǏƫǓƎđ«]7

k/G&(4) QuTYZK+ U.(, 2E,G&2017M| D&0D, 1F_PL04 (2017). 14/15

Liner Energy Transfer

quantity: energy dissipation

3-4. ēĵǔLETǕ4µǚ-aíƎ/Ǚ Ł
Primary yield, g (molecules/100eV)

Radiation/LET (eV/nm)

−H2O

eaq−

•H

•OH

H2

H2O2

•HO2

g-rays*1 / 0.23

4.15

2.70

0.60

2.72

0.45

0.70

0.008

3.97

−

2.91

2.00

0.53

0.97

−

3.46

1.48

0.62

1.78

0.68

0.84

−

3H b-rays*2 /4.7
18 MeV H+ /12.3

12 MeV He2+ /2.84 0.54 0.27 0.54 1.11 1.08 0.07
108
*1 same for 0.1-20 MeV electron. *2 at average energy = 5.7 keV and pH = 1.
ǍƱƨǏíåǔradicalǕ

ťLET

experiments(normal)nēǔαēǕƎÆƎ-ĨƒƎl-aíåǔmolecularǕ

ƎnēƎH2ñíƒƎŏǔLET[2Ǖ• ťLET nēƉƏǗLET nēƎWCƍĪļƀƃ
ÎÆY-ǔY4µǕƚO²¤ƎŝƏƔƊơƋƌżǗ
OHǍƱƨǏƊÆĎ-aH2Ǝ
ƂƟƜƎ³źƌżƈƙ-aźíƀƚƁŶǘ
ǆǍƤǉǎ>ŉƎ`pŏƎ]7⇒ƂƎƎŝƙD¼ǚÐÑ4µǗēŉé4µ
ǔg(OH)>g(H2) ⇒ g(OH)<g(H2)Ǖ
αēƎŝĉMǔšþǕƏèŶƃƘǗƺǅǎŹƜñí
ƁƞWCƏǗƂƎĻ#ǒ)ŅƎ-Ĩƚ$ƍl
※3 1'AX: 1 μmol/J = 9.649 +E/100eVŲÆƉƎŇ7=ŉƎÔqǔOH + H2 → H2O + HǕ

4. ƕƊƘƊ ƎįŞǔsō, ÌóàǕƛƝfǒf'ƌsō

1F ¡mĆ
ǒ~ÀĔ

ƾǓƳ


¾ÕƀǒĕĬ

1Fŏŀùāōñ
ǔ±ùāƹǓǉǕ

ưǓƳ
o&

15/15

±ĵòƍňģƉ¥ƃƌñsUúüeùā
ǔ nē7eǕ

1) È¶ÆǚÎÆY-ƎŝǗO²¤ǔ_bGö²Ǖ(cƎŝǗ
ueò³ǔmÍǗēŉéǕƎŝǗƍLET nēǔbgǕǘ
2) HICƲǍǎǓǔťċ}ÍǕǚßŇYƲǍǎǓČǔpH14, +ŖÉÂǕǗ
ċQČǔǇǑƻƽƤƻ, ƨǓƼǁƥƲ»ĿǕǗLET nēǔbǕǘ3) ä¤ƺǅǎǚĢC nēƎŝǔabg, đ«]7ǕǗĽłǒť
LET nēƎ^ŅƒƎ ,ƊēĵǔLETǕ4µǘêĳıƺǓƵĚĀ→UúòƌêĳƎĨªØ ų^ŅĴŊŴųPǆǐŴƄŽƉÓƕƌŶàǚ
fǒf'Ơóƀƃĥ/ƯƤƼƒƎmǘ⇒ ǗUúüeòƌëĨǒ ×źƛƝňģ

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 6

汚染水処理後の二次廃棄物等を安全に長期保管する－事故対策・廃止措置を随所に支える放射線分解研究の進展－
H2

気相

③拡
散、気

図 1-14 放射線分解による水素（H2）生成と水中での反応（模式）
平常時の炉心の密閉条件では H2 は水中に溶存していますが、事故時には開放状態になってしまい、ほとんど大気中に放出されます。
放射線①で生成した H2 ②は液面に移動する際③、同じく生成したラジカルに捕らえられます④が、海水の塩分はこの捕捉をブロッ
クしてしまいます④’。

④ 海水成分
による抑制

液 平衡

①放射線

⑤実験で観測できる
観測
（発生）
収量G
（H2）

H2O+・H④溶存種や分解ラジカルによる酸化反応（a）
海水塩分の影響
0.4

（b）
固体共存
（添加）
の影響

Br‑

・OH

影響因子

固体の表面と酸化性の生成物（・OHを含む）との結合（相互作用）

液深（浸水高さ）、粘度 水中の反応から逃れる H の液面へ
2の到達（水中での滞在）時間
液体流動
吸収線量率

エネルギー吸収の異なる場所（孤立スパー）で生成した H2 と・OH との反応

東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故直後から、
私たちは汚染水処理や二次廃棄物などの保管方策を中心に、冷却水に含まれる海水の塩分を主要な影響因子としてセシウム吸着、水素（H2）発生、構造材の腐食、ガスや熱の流動といった一連の研究開発を進めて、そこで得た成果を適時、東京電力や関連メーカーに安全対策上必須の情報として提供してきました。また、中長期ロードマップに基づく 1F 廃止措置の中で生じた放射線関連などの諸問題に対してもその都度、それらの原因究明への要請に迅速に応えて協力してきました。
その中で、H2 発生は建屋損壊などの事故拡大の原因となった爆発と結びついて、廃棄物処理・処分を含む廃止措置（放射性物質管理）において最も危惧すべき現象と考えられています。その発生源の中で、特に水の放射
線分解は核分裂生成物や超ウラン元素の放射性物質からの放射線によって起こるため、数百度以上の高温を必要とせず、原子炉内だけでなく、放射性物質が存在する全ての場所で継続的に H2 を発生させることができるため、今も廃止措置の各段階に応じた研究を進めています。
●参考文献

0
0

Cl‑

純水
100wt%

0.1

影響因子による主な現象（本研究）

塩化物・臭化物イオン X− による酸海水塩分
（X-、ハロゲン化物イオン）化性の・OH ラジカルの消費（捕捉）
ゼオライト、
固体酸化物

NaCl
水溶液

②

水分吸着状態

1F 廃止措置で重要な H2 発生への影響因子

0.2

①
水分
吸着状態
純水
54.6wt%
（推定）

2

4
6
80 2 4 6
吸収線量（エネルギー）
（kGy）

8

ゼオライト

図 1-15 H2 発生に及ぼす（a）海水塩分の影響と（b）固体共存（添加）の影響（試料高さ一定（1 cm）条件）
海水（a）では塩化物イオン（Cl−）、臭化物イオン（Br−）の順に影響して、純水に比べて H2 発生量が大きくなります。浸水したゼオライト（b）では水の入る場所の粒子内の細孔①、粒子間の隙間②の順に影響して、浸水時の水分だけでは説明できない H2 発生の促進が確認されます。

放射線による水の分解で H2 が生成してから大気中に放出されるまでの現象（図 1-14）は、水−金属反応な
どのほかの H2 発生源と違って、様々な過程を経て起こるため、H2 発生は多くの条件、因子の複合的な影響を受けます。このため、基礎研究で扱わない実際の材料や実機を再現した条件を基にして、1F で鍵となる H2 発
生への影響を科学的に見いだしてきました（表 1-1）。
実験結果の代表例を図 1-15 に示します。事故時に投入された海水は純水と同様に原子炉を冷却しますが、海水での H2 発生は純水よりも大きくなります（図 1-15（a））
。
－
これは塩辛さを生む塩分の塩化物イオン（Cl ）と臭化物イオン（Br －）が水中の H2 消費を抑えてしまうためです。また、浸水したゼオライト試料から発生する H2 は、試料を占める水（重量 %）からの H2 だけでは説明できません（図 1-15（b））
。これは水の分解生成物とゼオラ
イトの固体表面との相互作用のためで、この影響を考慮することは従来の施設安全評価の向上につながります。
本研究では、材料の腐食を及ぼす過酸化水素（H2O2）やその分解で生じる酸素（O2）についても調べています。

永石隆二, シビアアクシデント後対策のための水の放射線分解研究の展開, Radioisotopes, vol.66, no.11, 2017, p.601–610.

16

原子力機構の研究開発成果

2018-19

空隙

表 1-1

µmol
g

浸水状態
ゼオライト

①細孔内

一般的にG
（H2）≦ g（H2）

水分54.6wt%

0.3

②粒子間

水相

水素
︵分子︶
発生量

H2

②放射線分解によるプライマリ収量g
（H2）

浸水状態

海水

福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発

1- 20 汚染水処理後のセシウム吸着材を安全に保管する－小規模実験から吸着塔内の水素発生量を評価する技術－①実験・評価データの取得• 構造・組成データ：吸着材，SUS，水• 吸収係数データ：γ線，
β線• 放射線分解データ：溶存種，ガス

ヘッドスペース：気相

水分吸着部

ゼオライト充てん層

H２

図 1-45 使用済み吸着塔内の残留水分状況（模式）と評価手順
処理後に吸着塔内の水洗や脱水を行いますが、ゼオライト充てん
層には水分が一部残留します。このため、ゼオライトに水分子が吸着した部分と、ゼオライトが浸水した部分に充てん層を分けることができます。評価は①～④の手順で行いました。

②充てん層内の条件設定• 放射性物質条件：崩壊熱，組成，分布• 残留水分条件：浸水高さ
（率）
，湿度

（a）
放射線エネルギー
吸収率③充てん層を軸・径方向に1 cmごとに分割

1F
汚染水処理装置

TMI-2

セシウム吸着装置
水没式脱塩システム
第二セシウム吸着装置 （Submerged Demineralizer System）

処理開始時期

事故から約 3 ヶ月後

事故から約 2 年後

汚染水への海水成分の混入有無

ゼオライト吸着材

1 種類単独（Cs 用）

2 種類混合（Cs 用と Sr 用）

処理量
（崩壊熱）

最大 504 W ／ 1 基

300 W 未満／ 1 基

東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故の汚染水処理では、セシウム吸着装置（KURION）及び第二セシウム吸着装置（SARRY）で使用済みの吸着塔の長期保管を達成するため、これまでに吸着塔内で起こる
放射線エネルギーの吸収やそれに続く残留水の放射線分解による水素発生の評価を、バイアルサイズのサンプルを用いた小規模な実験を基に行ってきました（図 1-45）。
ここで、「小さなサンプルで得た実験データで、吸着塔のような大きなサイズでの現象を正しく評価できるのか？」という疑問が生じます。
そこで、1F 事故と同様な事例の米国スリーマイル島
原子力発電所 2 号機（TMI-2）事故時の汚染水処理に適用して、小規模実験データを基にした評価方法の検証を試みました。TMI-2 事故時での 1F 事故時との主な違い（表 1-2）は、事故から約 2 年後に汚染水処理を開始したこと，汚染水に海水成分が混入しなかったこと，吸着材としてセシウム（Cs）
用とストロンチウム（Sr）
用の 2 種類のゼオライトを混合して使ったことです。
実験では、評価に必要なデータを取得する中でいくつかの重要な事実を明らかにしました。例えば、水素発生
●参考文献

185
水分吸着部

表 1-2 東京電力福島第一原子力発電所（1F）と米国スリーマイル島原子力発電所 2 号機（TMI-2）での汚染水処理

400

180

（W）

×

300

200

水素発生率

④微小領域間の放射線の透過と減衰→充てん層の軸方向の吸収率と発生率

トータル
放射線エネルギー吸収率

浸水部

H２

（b）
水素発生率

（mℓ/h）
100

175
20

25 30 35 40 20
残留水分量
（wt％）

浸水部
0
25
30
35
40
残留水分量
（wt％）

図 1-46 吸着塔内の（a）放射線エネルギー吸収率と（b）水素発生率の評価例
崩壊熱 225 W，室温の条件で、湿度 100% の浸水部がない状態
から完全に浸水した状態まで残留水分量を変えて評価した結果です。

に関する実験では、水のみのサンプルに比べて水とゼオ
ライトが共存するサンプルでは水素が発生しやすいこと，
ゼオライトへの水分吸着に関する実験では、水分子と強く結合する吸着表面がナノサイズの細孔中に多く存在す
ることなど長期保管にとっても、重要な知見を得ました。
評価結果の一例を図 1-46 に示します。放射線エネル
ギー吸収率は吸着塔内の水分量とともに上昇して、ゼオ
ライト充てん層が完全に浸水した条件では、吸着した放射性物質の崩壊熱（W）の 84% に達していることが分かりました（図 1-46（a））
。この吸収率を基に評価した
水素発生率では、浸水部からの発生率が水分量とともに増加するのに対して、充てん層全てからの発生率は減少
していますが、これが吸着塔のサイズの影響を表しています（図 1-46（b））
。TMI-2 事故時には吸着塔内で発生したガスを直接測定していましたが、処理直後の完全に浸水した条件での測定値（図 1-46 の×）が今回の評価
値と良く一致していることが確かめられました。
現在、さらに高精度な評価を実現するため、長期保管
時の温度分布を考慮した評価，放射線分解挙動の詳細な解明等の研究開発を進めています。

Nagaishi, R. et al., Revaluation of Hydrogen Generation by Water Radiolysis in SDS Vessels at TMI-2 Accident, Proceedings of2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014), Sapporo, Japan, 2014, paper 10224, 9p., in USB Flash Drive.

32

原子力機構の研究開発成果

2015