平成30年度補正予算「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）」
2019年度成果

2020年12月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
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

報告の内容１．研究開発への取り組み方
２．事業内容a. 保管管理(a) 保管・管理方法の検討・評価(b) 固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発
b. 処理・処分概念の構築と安全評価手法の開発(a) 先行的処理方法の選定手法の構築(b) 処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理②処分への影響物質等の影響評価手法の開発
c. 性状把握の効率化(a) 性状把握の効率化(b) サンプリング技術の開発
d. 研究開発成果の統合
３．研究開発の運営©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1１．研究開発への取り組み方～研究開発の背景・目的～「中長期ロードマップ」*における廃棄物対策の基本的考え方◆

固体廃棄物の処理・処分の検討を進めていくために、核種組成、放射能濃度等の性状を把握することが必要。

◆ 発生した固体廃棄物については、その性状を踏まえて安全かつ合理的な保管・管理を行う。
◆

固体廃棄物をより安全に保管・管理するため、処分の技術的要件が決定される前に、安定化・固定化するための処理（先行的処理）の方法を合理的に選定する手法を構築し、先行的処理の方法を選定する。

◆

固体廃棄物の処理・処分に係る研究開発を効率的に進めていくため、性状把握、処理、処分の研究開発の各分野の連携を密にする。各分野の検討状況や課題を共有し、固体廃棄物の管理全体を俯瞰した上で、必要な研究開発課題を確認しながら進めていく。
2021年度頃までを目処に、処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通しを示す。
*「東京電力HD（㈱） 福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた中長期ロードマップ（2017年9月26日）」 4-5 抜粋、一部修文.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2１．研究開発への取り組み方
中長期ロードマップのマイルストーン達成に係る目標◼ 2021年度頃のマイルストーン達成に関し、原子力損害賠償・廃炉等支援機構（以下「NDF」という。）の戦略プラン*においては、以下の様な具体的な目標が示されており、これに資するように取り組んでいる。
技術的な見通しのための具体的目標
1. 福島第一原子力発電所で発生する固体廃棄物の性状と物量及びそれらに適用可能な処理技術を踏まえた安全かつ合理的な処分概念を構築し、諸外国の例を踏まえつつ、処分概念の特徴を反映した安全評価手法を整備すること。
2. 性状把握のための分析・評価手法が明確になっていること。
3. 水処理二次廃棄物等いくつかの重要な廃棄物ストリームに対して処分を念頭に置いた安定化、固定化のための実機導入が期待される処理技術が明確になっていること。
4. 3.をベースに、処分の技術要件が決定される前に、安定化・固定化するための処理（先行的処理）の方法を合理的に選定する手法を構築すること。
5. 固体廃棄物のうち、処分を念頭に置いた処理技術が明確となっていないものについて
は、2021 年までに開発した一連の手法を用いて処理・処分方策を設定できる見通しがあること。
6. 固体廃棄物の廃棄体化前までの保管管理に係る課題と対策が明確になっていること。
* 原子力損害賠償・廃炉等支援機構, “東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の 廃炉のための技術戦略プラン2019,” 2019年9月9日, 3.2.2.4.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3１．研究開発への取り組み方～ 目標 (1/2) ～【出典】 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第63 回、2019.2.28）, “2019年度廃炉研究開発計画,” P. 16. 研究開発の項目を抜き出して作成.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4１．研究開発への取り組み方～目標 (2/2) ～【出典】 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第63 回、2019.2.28）, “2019年度廃炉研究開発計画,” P. 16.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5１．研究開発への取り組み方
福島第一原子力発電所の廃炉への成果の反映
廃棄物管理

マイルストーン

研究開発

［事業］

廃棄物の発生［廃棄物］• 固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術• 性状把握の効率化• サンプリング技術の開発

保管

2019

• 保管・管理方法の検討・評価

現在
安定化• 研究開発成果の統合

保管• 先行的処理方法の選定手法の構築

2020

2021
処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通しを示す

処理• 処分方法の提示及び安全性評価手法の開発

処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6１．研究開発への取り組み方
関係機関の役割分担と検討事項の相関
東電

NDF

廃棄物管理（発生～保管）方策の具現化

廃棄物管理（処理・処分）方策の策定

全体戦略の策定

情報の流れ

IRID
廃棄物ストリームに係る研究開発
保管・管理に係る研究開発• 研究開発成果の統合• 保管・管理方法の検討・評価• 固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発【顕在リスクの低減対策】

性状把握に係る研究開発• 性状把握の効率化• サンプリング技術の開発処理に係る研究開発処分に係る研究開発• 先行的処理方法の選定手法の構築（高温処理技術について別の事業と連携）• 処分方法の提示及び安
全性評価手法の開発【総合的な廃棄物管理対策】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7１．研究開発への取り組み方【本PJへのインプット】

ID

実施項目と具体的内容（情報の用途）～ 他研究との関連性 ～
必要
時期

必要情報

入手先

備考
適宜情報交換

1

燃料デブリ取り出し時に使用する機器の消耗
廃棄物管理の検討対象となる高線量品や、水処理・空調系の設備仕様、及び回収
廃棄物の保管条件の把握
容器の仕様

2

廃棄物管理の検討対象となる高線量 燃料デブリ収納缶の収納・移送・保管に使用す廃棄物の保管条件の把握る設備の仕様

適時

収納缶PJ

今年度実績
3回

3

廃棄物ストリーム検討及び処理技術
適用性評価アプローチ検討に係る基 高温処理技術に係る情報
礎知見の把握適時

部分提案者

MRI殿を介して連携

アウトプット先での
用途

必要
時期

提供先

備考

高温処理技術検討に係る基礎データとして把
握

適時

部分提案者

MRI殿を介して連携

2 の調整

デブリ取り出しプロセスとの適合性の確認

適時デブ取リPJ

3 水素発生量評価条件の確認

燃料デブリの水素発生量評価との比較

適時

収納缶PJ

適時

デブ取リPJ

今年度実績
4回
適宜情報交換【本PJからのアウトプット】

ID

実施項目と
アウトプットする内容

1 これまでの補助事業での研究成果
保管管理の成果共有と取り合い条件

注記） デブ取りPJ：「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発」PJ
収納缶PJ：「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発」PJ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8１．研究開発への取り組み方～ 実施スケジュール (1/4) ～
計画

実施内容

2019年度

実績

上期

2020年度下期

上期

下期

a. 保管管理(a) 保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
高線量廃棄物の最新情報の整理
高線量廃棄物取り扱いプロセスの検討

高線量廃棄物長期保管方策の検討
廃棄物性状に応じた保管方法の検討

前提条件の整理、既往研究・技術の調査②容器及び保管設備の要求事項の検討

合理的な内容器形状の検討
フィルターベント及び保管・移送容器の考え方（シナリオ）検討
フィルターベント要求仕様の検討
保管・移送容器要求仕様の検討

乾燥処理設備要求条件の検討
乾燥処理設備基本機能の検討

測定要求事項の整理

乾燥処理設備概念の検討

測定項目の検討
測定方法の検討

測定設備の検討

試作機改良(b) 固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発

要素試験・システム化予備試験、及び測定システムの設計
測定システムの製作

モックアップ試験、性能評価

b. 処理・処分概念の構築と安全評価手法の開発(a) 先行的処理方法の選定手法の構築①低温処理技術
i. 技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価
低温処理固化可能性検査手法の検討（炭酸塩スラリーによる検証）
検査手法見直し・合理化の検討（鉄共沈スラリーによる検証）
スラリーに対するセメント・AAM固化体特性データ取得（炭酸塩スラリー）

スラリーに対するセメント・AAM固化体特性データ取得（鉄共沈スラリー）
特殊セメント系の調査（文献調査・母材性能評価）
特殊セメント系の調査（模擬廃棄物による適用可能範囲の抽出）計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9１．研究開発への取り組み方～ 実施スケジュール (2/4) ～
計画

実施内容

2019年度

実績

上期

2020年度
下期

上期

下期

加熱等による固化体変質の調査（文献調査・母材性能評価試験）

ii.固化体変質に関する調査

加熱等による固化体変質の調査（不足データの取得及び性能評価の検証）
Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価（OPCモデル試解析、等）
Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価（AAMモデル試解析、等）
長期的な変質に与える影響因子の調査と評価（炭酸塩スラリーの鉱物相変化の検討、等）
長期的な変質に与える影響因子の調査と評価（鉄共沈スラリーの鉱物相変化の検討、等）②処理技術の適用性評価アプローチの検討
i. 廃棄物組成等の固化体性能への影響に関する調査検討
ガラス固化試験データの収集及び特性モデルによる解析（廃棄物充填濃度の評価）
ガラス溶融試験による特性確認
複数廃棄物を混合する場合の充填濃度評価

ii. 各処理技術の設備構成等に関するデータ取得

各処理設備構成等に関する調査・検討
各処理設備構成等に関する調査・検討（経済性データ補充、等）

iii. 高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査

Cs揮発量に関する文献調査及び工学試験結果の整理

高温処理によるCs揮発量測定及びCｓ揮発抑制効果の評価(b) 処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理
廃棄物特徴の整理及び処分概念・安全評価手法の検討（2019年度選定廃棄物）
処分から廃棄体への要求事項の検討

廃棄物特徴の整理及び処分概念・安全評価手法の検討（2020年度選定廃棄物）
廃棄体イメージの検討②処分への影響物質等の影響評価手法の開発
・基礎データの調査

データ取得条件設定、調査・データ取得（アクチニド核種中心）
データ取得条件設定、調査・データ取得（遷移金属中心）
内部試験データ取得条件設定、試験によるデータ取得（ホウ酸）

内部試験データ取得条件設定、試験によるデータ取得（ホウ酸の補足）

影響評価手法の調査・構築

・影響評価手法の調査

2019年度取得データに基づくパラメータ設定
影響評価手法の調査・構築（補足調査・データ取得による試行）

計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10１．研究開発への取り組み方～ 実施スケジュール (3/4) ～
計画

実施内容

実績

2019年度

2020年度

上期

下期

上期

下期

c. 性状把握の効率化(a) インベントリ推定法の開発と分析データの取得①分析データと移行モデルに基づく評価データを組み合わせて性状を把握する方法の構築
汚染メカニズムの把握（対象汚染物の検討とケーススタディ）
汚染メカニズムの把握（対象廃棄物への適用性検討、等）

分析データ代表性に関する評価（廃棄物データの特性を整理し、分析データとの関係を整理）
分析データ代表性に関する評価（廃棄物データ分類方法見直し、代表性評価）
分析データ代表性に関する評価（廃棄物データの特性を整理し、分析データとの関係を整理）
分析データ特徴に関する調査（廃棄物・保管施設単位での汚染分布の検討）
分析データ特徴に関する調査（保管容器単位での汚染分布の検討）
分析データ特徴に関する調査（各保管形態における汚染の不均一さのモデル化検討）
統計論的インベントリ推定方法（統計的手法適用の検討及び廃棄物の類型化）
統計論的インベントリ推定方法（推定方法検討及び適用性の評価）
分析データの評価・管理（データベースの運用・保守）
分析データの評価・管理（ベイズ推定の適用性検討）

分析データの評価・管理（１F廃棄物への分析計画法の提案）
分析データの取得（試料採取・輸送、及び分析）②分析方法の簡易・迅速化等
i. 試料のサンプリング技術開発

最適化の条件抽出のための試験及びモックアップ機設計

モックアップ試験機の製作
採取方法の検討

モックアップ試験

模擬試料を用いた試験（放射能測定法、非アクチノイド）

ii. 分離プロセスの合理化検討

模擬試料を用いた試験（放射能測定法、アクチノイド）

分離手法整理合理的分析手法の提案

校正方法の提案
模擬試料を用いた試験（ICP-MS法、非アクチノイド）

模擬試料を用いた試験（ICP-MS法、アクチノイド）計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11１．研究開発への取り組み方～ 実施スケジュール (4/4) ～
計画

実施内容

iii. 自動化技術の開発

実績

2019年度
上期

2020年度
下期

上期

下期

分離捜査試験（非アクチノイド）
分離操作試験（アクチノイド）

iv. 標準的な分析手法の確立

成立性評価試験（放射能測定法、非アクチノイド）

成立性評価試験（放射能測定法、アクチノイド）
成立性評価試験（ICP-MS法、非アクチノイド）

成立性評価試験（ICP-MS法、アクチノイド）(b) サンプリング技術の開発

要素試験装置の設計
要素試験装置の製作
吸着塔模擬体等製作

要素試験手順検討
要素試験

d. 研究開発成果の統合処理処分を踏まえた選択肢の検討（保管のあるべき姿、等）
処理の選択肢の絞り込みの考え方整理（廃棄物ストリームの構築）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12１．研究開発への取り組み方～ 実施体制図 ～©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

２．事業内容
ａ．保管管理（ａ）保管・管理方法の検討・評価① 廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物保管方法の検討② 容器及び保管設備の要求事項の検討（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning14

燃料デブリ取り出しにより発生する
高線量廃棄物に係る検討の状況（a）保管・管理方法の検討・評価
検討に必要なインプットの例

2017 年度検討開始
検討の前提条件を設定
・廃棄物情報・プロセス要件

廃棄物情報

プロセス要件

安全機能要求から収納・移送・保管フローを検討し、一次案を提示（2018年度最終報告参照）→シナリオ一次案を本検討の出発点とする・廃棄物の性状情報 → 直接的情報なし
・燃料デブリ/廃棄物の範囲 → 議論中
・切断方法、サイズ → 複数の候補を検討中
・・・・構内移送の要件 → 未定
・廃棄物保管庫の受入要件 → 未定
・計量管理方針 → 未定
・仕分け → 検討中
・・・

昨年度のプロセス検討（蓋締めと構内移送を例示）

2019 年度本補助事業 開始
最新情報の基づく前提条件の再設定
・他PＪの最新情報を収集し、廃棄物情報を更新
機器・設備の概念具体化
・内容器
・フィルタベント付保管容器
・移送容器
・乾燥設備
・測定装置

昨年度までの検討にて抽出収納・移送・保管フローの更新・検討
・前提条件の再設定、機器・設備概念具
体化を反映
・プロセス全体を通じての整合性を検証

最新の廃棄物情報に基づき、高線量廃棄物（燃料デブリ取り出しにより発生する廃棄物）の取扱いプロ
セスについて、想定される複数のシナリオを示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

（a）保管・管理方法の検討・評価＜これまでの検討成果① 前提条件設定の例；廃棄物情報＞
既往研究の例

既往研究を出発点に、関連ＰＪと協議（Ｈ２９-３１
年度に計２３回実施）しながら検討

廃棄物として取り扱うものの基本的な考え方（暫定）①撤去物
燃料装荷位置よりも上部（シュラウドヘッド～シールドプラグ）
およびペデスタル外部構造物②その他の廃棄物
原型を留めていること、かつ、臨界可能性のないもの
平成２６年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金
燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システムの高度化事業

関連ＰＪ検討成果から廃棄物情報を抽出し、整理

廃棄物情報の整理（2018 年度最終報告を基に加工）
廃棄物区分
撤去物（炉内構造物ほか）

発生廃棄物
シールドプラグ・PCVヘッド
RPV保温材・RPVヘッド
蒸気乾燥機・セパレータ 等

想定発生量(1基あたり)
・デブリ上取り出し：670 t
・デブリ横取り出し：67 t

取り出し機器

ドリル・マニピュレータ・カメラ 等

未定（取り出し工法による）

空調・水処理系廃棄物

HEPAフィルタ・水処理フィルタ
廃吸着剤 等ー

想定線量
3.4E+12 ~1E+16
Bq/t
ー

ー

関連ＰＪの検討進捗に伴い更新が必要

本補助事業にて最新の工法の報告をもとに、廃棄物情報を更新する

その他の前提条件の例（現行の福一構内における廃棄物取り扱い情報を基に仮設定）①構内移送要件②保管庫受入要件
・移送容器の表面線量 30 mSv/h以下
・保管容器の表面線量 10 Sv/h以下
・・・ 現在の福一※の廃棄物構内移送を参考に設定
・・・ 固体廃棄物貯蔵庫第９棟の運用を参考に設定
・移送容器は密閉式とする・保管容器の重量（遮へい・内容物含む） 7.5ton以下
・・・ α汚染拡大防止の観点より・・・ 固体廃棄物貯蔵庫第９棟の運用を参考に設定（※以降のスライドにおいて、「福一」は「福島第一原子力発電所」を 示す。）
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

（a）保管・管理方法の検討・評価＜これまでの検討成果② 安全機能/水素対策の検討＞
安全機能の検討（2018 年度最終報告より抜粋）

高線量廃棄物の国内外保管事例調査

前提条件を基に安全機能を検討（2018 年度最終報告を基に加工）
保管方法

水素対策

主な適用事例

乾式 /ベント無し

乾燥＋密閉保管容器

・Zion（米国）

乾式 /ベント有り※

フィルタベントによる排気・TMI-2(米国)

湿式 /
ベント無し

冠水＋開放保管容器

・シュラウド交換工事等（国内）

湿式 /ベント有り

ベント管 /
Compensator・Paks-2(ハンガリー)

適用時の課題・乾燥技術の開発
・乾燥設備規模と乾燥時間・適したフィルタベントの開発
・プールの汚染・プールの確保と水処理設備が必要
・ベント管の開発
・プールの確保

プールの確保・管理が不要な乾式保管に着目し、フィルタベントの海外事例調査の結果も踏まえて、「乾式/ベント無し」及び「乾式/ベント有り」を候補として選定
保管方法のイメージ（左；乾式/ベント有り、右；乾式/ベント無し）
フィルタベント

重要な課題を抽出
・核種飛散を防止 （密閉性の確保）

水素ダスト（α含）・水素ガスを放出 （通気性の確保）

ダスト（α含）乾燥した廃棄物

廃棄物

相反する安全機能要求であり、両立させる方策が必要

水素
抑制

保管容器

保管容器

※構内移送時には密閉移送容器でオーバーパックし、水素発生量を時間管理
本補助事業にて、燃料デブリ取り出しの廃棄物に適したフィルタベントシステムと乾燥方法について概念具体化を検討する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

（a）保管・管理方法の検討・評価＜これまでの検討成果③ 収納・移送・保管フローの検討＞
燃料デブリ取り出しにより発生する廃棄物の収納・移送・保管フロー（横取り出し工法PLAN-Bにて、ベントフィルタ付き容器により水素対策を講じる例）（2018年度 最終報告を基に加工）
凡例

取り出し～容器収納～払い出し～構内移送

合理的な内容器の形状、運用を検討

取り 出し ＰＪ検討範囲

乾燥処理の検討：高汚染エリ ア：中汚染エリ ア：低汚染エリ ア：要否を 検討中のプロセス

ベントフィルタ付き保管容器
および移送容器の検討

測定項目および測定方
法を検討＜保管容器イメージ＞

保管庫受入れ～処理～保管＜コンセプト＞●保管時の水素対策としてベントフィルタ付きの保管容器を用いる。
●構内移送はα汚染拡大防止のため、密封式の移送容器を用いる。移送中は時間管理により水素濃度を管理する。
●汚染拡大防止、作業被ばく低減のため、汚染レベルに応じて３つ以上のエリア区分（赤、黄、緑）を設ける。

・廃棄物の線量に応じて４段階（0, 60, 140, 180 mm）の遮へいを使い分け・最大重量7.1 ton
・推定発生容器数
約2000基（３基分）

本補助事業にて、主要機器・設備の概念検討を進め、その検討結果を反映しプロセスフローを更新する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

18

（a）保管・管理方法の検討・評価
表１ (a) 保管・管理方法の検討・評価の2019年度成果と2020年度成果（予定）項目

2019年度成果

2020年度成果（予定）①廃棄物情報の調査・評価及び高線量
廃棄物の保管方法の検討

廃棄物情報の調査・評価

燃料デブリ取り出し工法の検討状況に応じた高線量廃棄物の種類、物量等の最新の情報を整理（必要に応じて見直し）

シナリオの検討

高線量廃棄物の取扱いプロセスについて、想定されるシナリオ（収納・移送・保管フロー）を提示

高線量廃棄物の取扱いプロセスについて、複数のシナリオの成立性の提示②容器及び 保管設備の要求事項の検討

内容器*の形状・運用の検討

合理的な内容器の寸法、運用方法の提示（必要に応じて見直し）

ガス発生対策の検討

フィルタベント適用実績調査、フィルタベ
ント・保管容器・移送容器の考え方の提示

フィルタベント・保管容器・移送容器の要求事項の提示

乾燥処理の検討

既往の乾燥処理技術の調査、乾燥処理設備の要求事項の一次案の提示

乾燥処理等の設備の要求事項の提示

測定方法および測定設備の検討

測定要求事項の整理とそれに基づく測定項目の提示測定方法（測定項目・測定場所・測定時期等）・測定設備案の提示*内容器……炉内で廃棄物を回収する容器。取り出しロボットによって取り扱われる。また、保管容器の中に収納される。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討（概要）◼ 2018年度までの実績
 燃料デブリ取り出し時に発生する高線量廃棄物（炉内構造物）を安全に収納・移送・保管する方法を検討し、保管までの収納・移送・保管フローの案を示した。

①廃棄物の前処理・容器収納②保管容器を移送容器
へ収納・払出確認③構内移送・
建屋搬入④保管容器取り出し・一時保管

 保管までの収納・移送・保管フローの案を基に、保管容器に要求される機能を整理し、要求機能を満足する保管容器の候補を例示した。
◼ 目標
 最新の廃棄物情報に基づき、高線量廃棄物の取扱いプロ
セスについて、想定される複数のシナリオを示す。
◼ 実施内容 2019年度は、燃料デブリ取り出し工法の検討状況に応じて高線量廃棄物の種類、物量等の最新の情報を整理した。
また、代表的な高線量廃棄物の取扱いプロセスについて、想定される複数のシナリオを検討する。
 2020年度は、引き続き燃料デブリ取り出し工法の検討状
況に応じて高線量廃棄物の種類、物量等の最新の情報を整理するとともに、その情報に基づいて高線量廃棄物の保管までの取扱いプロセスを検討する。また、検討した複数のシナリオについて、スループットや保管容量等への影響を評価し、成立性を確認する。
◼ 目標達成を判断するための指標 （2019年度）高線量廃棄物の種類、物量等の最新の情報の提示。代表的な高線量廃棄物の取扱いプロセスについて、想定される複数のシナリオを提示。
 （2020年度）高線量廃棄物の種類、物量等の最新の情報の提示、および、その情報に基づいた保管までの取扱いプ
ロセスの提示。提示した複数のシナリオの成立性の提示。

図1 高線量廃棄物に対する収納・移送・保管フローの例（概略）
ベント
1.00
m

1.42 m1.42 m

図２ 廃棄物保管容器（軽量容器案※）外観イメージ※寸法は遮蔽、及び廃棄物重量を含めた際に、現行の福一廃棄物容器の制限重量を超過しないように仮設定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

20

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
廃棄物情報の調査・評価（1/3）<廃棄物情報の調査・評価>●調査した関連ＰＪの報告
・平成28年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金
燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術開発事業

・平成28年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金
燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法システムの高度化事業

主に撤去物・取り出し機器に関する情報を収集
主に液相系・気相系
二次廃棄物に関する
情報を収集

●調査項目
・廃棄物分類（撤去物/取り出し機器消耗品/液相系/気相系）
・機器・廃棄物名称・廃棄物性状（材質/形状）・発生量・線量 など●調査により更新された主な項目・撤去物の想定発生量を各工法ごとに整理・撤去物の切断後形状・取り出し機器の廃棄物名称の具体化（廃棄物となる機器の特定）・液相系/気相系二次廃棄物の廃棄物名称の具体化
・液相系二次廃棄物（一部）の発生量●評価項目
・撤去物の水素発生速度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

21

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
廃棄物情報の調査・評価（2/3）

デブリ取り出しに伴い発生する廃棄物の情報を整理
次頁以降の検討における共通の前提条件
表１燃料デブリ取り出しに伴い発生する廃棄物※1情報の整理結果概要
廃棄物
発生区分
フロア
撤去物

撤去物

格納容器/
圧力容器
撤去物

主な発生廃棄物

想定線量

主な更新箇所を赤字で示す。

廃棄物の形状※2

発生する工法福一L撤去物ー

横取り出し□260 mm ～□500 mm /板状

シールドプラグ
DSスロットプラグ

4 Sv/h

上取り出し□1800 mm ×厚さ306 mm /板状

想定発生量※3(1基あたり)1 ton (PLAN-C)
24 ton (PLAN-A, B)

91 ton (ルートA)
792 ton (ルートB)

PCVヘッド・RPV保温材
RPVヘッド・蒸気乾燥機
セパレータ

4～400 Sv/h

上取り出し・□108 mm ～ □500 mm /板状・Φ150 mm /筒状

ペデスタル外部構造物

ー

横取り出し

・□108 mm ～ □500 mm /板状・Φ150 mm /筒状

38 ton (PLAN-A)
157 ton (PLAN-B, C)

取り出し機器

ピット・カッター
ワイヤ・把持爪
ケーブル・シール材ー

上取り出し、
横取り出しーー

液相系二次廃棄物

フィルタろ材・パッキンー

上取り出し、
横取り出しーー

気相系二次廃棄物

フィルタろ材・パッキンー

上取り出し、
横取り出しーー※1 廃棄物ストリーム分類の「燃料デブリ取り出しに伴う廃棄物」に相当する。
※2 「□260mm～□500mm」は「縦横260mm～縦横500mmの正方形」を意味する。「Φ150 mm 」は「直径150 mmの円」を意味する。
※3 ルートA,Ｂ工法はデブリ上取り出し、PLAN-A,B,C工法はデブリ横取り出し工法（燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化2018年度最終報告参照）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

22

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
廃棄物情報の調査・評価（3/3）

代表的な廃棄物について、水素発生速度を評価(a)②ガス発生対策のインプット条件とする**2019年度は本評価結果に基づき「（a）②ガス発生対策」を検討した。
検討結果を踏まえ、必要に応じて2020年度に評価モデルを見直す。

表1 想定水素発生速度（上取り出し・横取り出し工法の金属・コンクリート廃棄物の最大値を示す）
上取り出し
金属廃棄物

上取り出し
コンクリート廃棄物

横取り出し
金属廃棄物

横取り出し
コンクリート廃棄物

1.90E+15

3.40E+12

3.40E+12

3.40E+12

0.6

2.08

1.3

2.08

1.1E+15

7.1E+124.4E+127.1E+12

放出エネルギー(MeV/s)1.3E+15

7.9E+12

4.9E+127.9E+12水素発生速度(m3/d)

1.8E-02

1.1E-04

7.1E-05

1.1E-04

＜参考＞
想定廃棄物

ドライヤ

シールド
プラグ

ペデスタル外
撤去物

ペデスタル外
撤去物

項目
線源(Bq/t)

Cs-137

保管容器当たりの収納量(t)線源(Bq)

計算パラメータCs-137＜ご参考＞評価条件（2017年度-2018年度水素発生対策の成果を参考に設定）
設定値

評価式

水素発生速度 ＝ ∑ i,j （核種iの崩壊熱×線種jのＧ値×線種jの吸収効率）
核種iの崩壊熱 ＝ ∑ j （核種iのインベントリ×線種jの放出率×線種jの放出エネルギー）

G値 (β, γ線)

0.45 (2018年度水素発生対策の成果を参考に設定)

吸収効率1.0 (最も保守的に設定)

Cs-137の一壊変あたりの放出エネルギー

1.11 MeV(= 0.662 × 0.851 + 0.514 × 0.944 + 1.176 × 0.056)【γ,β線の一壊変当たりの発生確率×エネルギー。β線のエネルギーは最大値で計算（保守的）】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

23

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
シナリオの検討（1/3）▸ 検討成果に基づき、収納・移送・保管フローを更新した。
▸収納・移送・保管フローの更新において、フローの大幅な変更を要するものでないことを確認した。
作業

１．廃棄物を内容器に詰め込み・セル内移送

２．各種計測３．内容器を保管容器へ収納・蓋締め

表１主な更新箇所と更新内容
主な更新項目

更新内容

廃棄物情報

▸ 更新した廃棄物情報において、フローに問題がないことを確認

内容器▸ 複数の内容器を保管容器へ収納するように変更▸ 発生する保管容器数を内容器形状ごとに整理

測定方法の検討▸ 各プロセスにて確認項目・測定項目の一次案を追加作業フロー・内容器（セル内移送手段）
・遮蔽は無し（内容器は常に遠隔操作で取り扱う）
・内容器は、取り出し装置との取り合い、複数遮蔽厚の保管容器への収納高率等を踏まえて合理的な形状を検討
・概算必要個数（上取り出しルートＢ工法1号機あたり）①内容器□500 mm×300 mmの場合→10016個②内容器□335 mm×272 mmの場合→27216個③内容器□450 mm×272 mmの場合→14612個④内容器□535 mm×272 mmの場合→10180個

仕様

・ベルトコンベア（セル内移送手段の例）
・スループット向上・遠隔操作の簡素化の為、取り出しセル内の移動にはベルトコンベア等を用いる

・保管容器取り扱いセルの汚染防止・取り出しセルと保管容器取り扱いセル間のダブルドアシステム相当
品により、保管容器取り扱いセルの汚染を抑制

・各種計測（詳細検討中）
・内容器に収納した状態で測定を行う
・測定の候補・重量・表面線量率・推定の候補・放射線量（γ）
・放射能量（α・β）
・核物質量
・発熱量
・水素発生速度・サンプリングの実施（詳細検討中）
・必要に応じて廃棄物のサンプリングを行い、分析施設へ移送する

・取り出し時にカメラにて寸法・外観、表面状態、材質の確認を行う。

・一部大型撤去物に関しては、内容器に収納されずPCV内から払い出される可能性がある。
・一部大型撤去物に関しては、内容器サイズまで切断され、内容器に収納される可能性がある。

・サブプロセス例）測定値が基準値を上回った場合→2.a 保管容器あたりの内容器収納数変更→2.b 撤去物の詰め直し

装置・設備
安全機能

重大
事象

・保管容器の仕様
・遮へい機能を有する（内容物に応じて複数の遮蔽厚：0, 60, 140, 180mm）・フィルタベント機能を有する
・遠隔操作により移送容器へ収納可能
・遠隔操作により蓋締め可能
・保管時の腐食を考慮する
・保管庫内での無人フォークリフトによる運搬を考慮し、容器収納後の重量が現行の無人フォークリフトの制限重量を超過しないように寸法を設定する。（暫定外径：1.4 m×1.4 m×1.0 m）
・一部大型撤去物を保管容器サイズまで切断し、保管容器に直接収納する可能性がある。
・保管容器取り扱いセル内の廃棄物容器の移動は、クレーン、台車、またはベルトコンベアを用いる
・必要に応じて保管容器の各種測定を行う
例）表面線量測定、表面汚染
・サブプロセス例）蓋締め不具合が生じた場合→（3.a蓋締め直し）
例）表面汚染が保管庫の受け入れ線量を超過した場合→（3.b除染）

装置・設備

内容器

取出しセル / 保守セル

汚染拡大
/内部被ばく閉じ込め-・閉じ込め機能を確保する。
・HEPAフィルタ等で排気を
管理

外部被ばく

遮へい

-

・遮へい厚により遮へい機能
を有する

安全機能

装置・設備

内容器

保守セル

閉じ込め

-

・閉じ込め機能を確保する
・HEPAフィルタ等で排気を
管理

遮へい

-

・遮へい厚により遮へい機能
を有する

安全機能

保管容器

保守セル / 搬出入セル

閉じ込め・フィルタベントによる微粒子の閉じ込め・閉じ込め機能を確保する
・HEPAフィルタ等で排気を管理

遮へい

・内容物に応じて複数の
遮蔽厚

-

・換気する

-

火災

水素対策

・上部は常に解放

・換気する

水素対策

・上部は常に解放

・換気する

水素対策

・フィルタベント機能を
有する

作業事故

操作性

・容易に、かつ、安全に取り扱える操作性を有する-

操作性

・容易に、かつ、安全に取り扱える操作性を有する-

操作性

・容易に、かつ、安全に取り扱える操作性を有する

・合理的な内容器形状の検討
課題

・各種測定内容の検討
・サンプリング方法の検討

フィルタベント・保管容器・移送容器・乾燥設備は、2020年度に検討成果を反映予定

・遠隔操作による容器収納・遠隔操作による蓋締め・ダブルドアシステムによる保管容器取り扱いセルの汚染防止
・フィルタベントの開発
・各種測定の検討

図１更新した収納・移送・保管フロー（一部抜粋）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

24

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
シナリオの検討（2/3）

更新した収納・移送・保管フロー（1/2）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

25

（a）保管・管理方法の検討・評価①廃棄物情報の調査・評価及び高線量廃棄物の保管方法の検討
シナリオの検討（3/3）

更新した収納・移送・保管フロー（2/2）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

26

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
概要◼ 実績
 海外の高線量廃棄物の水素ガス対策の調査を行い、各国の水素発生対策方法、および考え方の整理を行った。
◼ 目標
 高線量廃棄物の収納・移送・保管に必要な容器及び保管設備の要求事項を示す。
◼ 実施内容 （2019年度）線量レベルに応じた複数の遮蔽厚さを有する保管容器に収納可能な
合理的な内容器*を検討する。燃料デブリ取り出し工事に伴い発生する廃棄物のガス発生対策に適した、フィルタベント付き保管容器および移送容器の考え方を整理する。 燃料デブリ取り出し工事に伴い発生する廃棄物の収納時の腐食対策および処分時に密封することを想定したガス発生対策に適した、乾燥処理等の設備の考え方を整理する。 保管建屋での保管に必要な測定項目について、優先度と現地への適用性を考慮して、測定方法および測定設備の考え方を整理する。
（2020年度）燃料デブリ取り出し工事に伴い発生する廃棄物のガス発生対策に適した、フィルタベント付き保管容器および移送容器の要求事項を検討する。 燃料デ
ブリ取り出し工事に伴い発生する廃棄物の収納時の腐食対策および処分時に密封することを想定したガス発生対策に適した、乾燥処理等の設備の要求事項を検討する。 保管建屋での保管に必要な測定項目について、優先度と現地への適用性を考慮して、測定方法および測定方法、測定設備の要求事項、測定場所、測定
時期等を検討する。

図1 高線量廃棄物の移送容器の例(米国Ｂ型輸送容器：TRUPACT-Ⅱ)◼ 目標達成を判断するための指標 （2019年度）複数の遮蔽厚さに対応可能な合理的な内容器の提示。フィルタベント
付き保管容器および移送容器の考え方の提示。 乾燥処理等の設備の考え方の提示。測定方法および測定設備の考え方の提示。
（2020年度）フィルタベント付き保管容器および移送容器の要求事項の提示。乾燥処理等の設備の要求事項の提示。測定方法および測定設備の要求事項、測定場
所、測定時期等の提示。

*内容器……炉内で廃棄物を回収する容器。取り出しロボットによって取り扱われる。
また、保管容器の中に収納される。

図2 遠隔操作式フィルタベント取り付け装置（DVS：Drum Venting System）外観（Carlsbadの廃棄物隔離パイロットプラント(WIPP)にて使用）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

＜背景と目的＞（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
合理的な内容器の形状・運用の検討（1/3）●背景
内容器 ・・・ ＰＣＶ内にて切断した廃棄物を収納する一次容器機能の例 ・・・ ①切断した廃棄物を収納する②メッシュ構造であり、水切りが可能である③保管容器に効率的に収納できる
これまでの検討 ・・・ 2018年度までに検討したフローでは、内容器１基を保管容器1基に収納することを暫定的に想定（図１）●課題点①保管容器は廃棄物線量に応じて内貼り遮へいを使い分けるため、複数のサイズの内容器を使い分けることになる②その後、取り出しＰＪより、各取り出し工法の設備に適した
内容器寸法が報告された(表１) 。昨年度想定よりも小型であり、複数個の内容器を保管容器１基に収納することを想定

図１収納・移送・保管フロー（内容器に係る箇所のみ抜粋）

表1 デブリ取り出しPJにおける各工法の内容器寸法

内容器寸法(mm)●目的
廃棄物保管・管理に適した内容器の形状や運用方法の一次案を提示する。
保管・管理の視点からの評価●検討手順 ・・・ 評価指標として、保管容器の発生基数を比較する。
①最新の取り出し工法に基づいて、発生する保管容器の個数を推定する。
②保管容器の発生基数を合理化できる内容器形状を検討する。
③保管容器の発生基数を合理化できる運用方法を検討する。
④上記検討に基づき、合理的な内容器の形状や運用方法を検討する。
*「φ400」は直径400の円、「□500」は縦横500の正方形©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

28

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
合理的な内容器の形状・運用の検討（2/3）＜検討結果①；内容器寸法の検討＞
必要内容器(個/号機)

Case

検討ケース名

検討内容※

1

工法暫定案
（上取り出しルートBを例示）

上取り出しルートB、最新取り出し工法の内容器を使用した場合（□500×高さ300 mm）

内容器寸法の検討

内容器の縦, 横, 高さのサイズを変更した場
合を検討（必要保管容器数が極小となる3パターンを例示）①□335×高さ272 mm②□450×高さ272 mm③□535×高さ272 mm

2

必要保管容器(個/号機)

10016

1425

①27216①807②14612②867③10180③956

工法の想定では収納効率が悪く、保管容器数が多い

寸法変更により
最大43%削減※容器寸法は外寸法を示す。「□500」は縦横500の正方形を示す。

表１ （参考）保管容器数および内容器数の計算方法
内容器サイズ工法暫定案ケース ： □500 ×高さ300 mm
内容器サイズ変更ケース：□○○ ㎜×高さXX mm

容器厚さ(6.4 mm)＋遮蔽厚さ*1＋間隙(25 mm)*1； 0,60,140,180 mmの4種

高さ方向は間隙(25mm)を考慮した上で85%まで充填可能

内容器への廃棄物収納率
金属廃棄物；10%
コンクリート廃棄物；50%

図１ 工法暫定案ケース、内容器サイズ変更ケースの検討イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

29

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
合理的な内容器の形状・運用の検討（3/3）＜検討結果②；運用方法の検討＞
Case

検討ケース名検討内容

必要内容器(個/号機)

必要保管容器(個/号機)

1＜比較用＞工法暫定案（上取り出しルートBを例示）

・上取り出しルートB、最新取り出し工法の内容器を使用した場合（□500×高さ300 mm）
・詰替えなし

10016

1425

2

詰替えケース

・廃棄物を保管容器に詰替え
・内容器は全数廃棄・廃内容器は0mm遮蔽厚保管容器に収納して廃棄すると仮定

10016

1786

3

詰替え、圧縮ケース

・ケース2と同様の条件において、廃内容器を高さ方向30%まで圧縮できると仮定

10016

952

4

・ケース2と同様の条件において、廃内容器
詰替え、内容器再利用ケース をＰＣＶ内に戻し、10回再利用すると仮定

1002

660

詰替えのみでは
保管容器数は増加

圧縮や再利用は工法と調整要※ 「□500」は縦横500の正方形を示す。

＜まとめと考察＞
廃棄物

廃棄物

内容器
収納

細断

廃
内
容
器

保管容器収納
（詰替え）

移送、保管
プロセスへ

ケース２

圧縮

再利用
ケース４

ケース３
PCV外

PCV内
廃内容器のプロセスの凡例
；ケース２

；ケース３

；ケース４

図１ 詰替えケース（圧縮・内容器再利用）の検討イメージ；共通▸ 前提条件（線量ごとの廃棄物量など）が継続的に見直されるため、最適寸法や発生保管容器個数の定量的な比較はあまり重要ではないと考える。
▸ 重要な知見は以下の２点①内容器寸法により保管容器数が大きく変動する可能性が高く、保管へのインパクトが大きい。ただし、現時点で内容器寸法をFIXすることは現実的でなく、ある程
度柔軟に変更できるような設計が望ましい。
②寸法の適正化が難しい場合は、運用面での代替も可能な見込み。ただし、詰替え設備や再利用ルート（ＰＣＶへの戻りルート）などの検討が必要となる、また、廃棄物のトレーサビリティの確保が必要となる。
▸ 取り出しＰＪと意見交換を実施し、検討成果をインプット済み。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

30

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
ガス発生対策の検討（1/3）＜検討結果③；フィルタの必要個数と移送容器の空隙体積＞
保管容器を保管する際に保管容器内の水素濃度を4vol%未満に保つために設置が必要なフィルタの個数と、その際に移送容器（密閉）内の水素濃度を7日間で4vol%未満に保つために必要な空隙体積を評価した。
評価条件• ベントフィルタの種類は米国で実績があるものから水素拡散性能を満足するものを仮で選択した。
• ベントフィルタの水素拡散性能は温度依存することが知られており、温度が低いほど性能が低下するため、ここでは1F固体廃棄物貯蔵庫の設計最低温度である2℃で補正した。
• 廃棄物の構内移送期間は、最大7日間とした（収納缶PJの想定条件に合わせた）。
以下の式で保管容器内の水素濃度を4vol%未満に維持するために必要な水素放出速表１ ベントフィルタの必要個数と移送容器の必要な空隙体積の評価結果
想定ケース

上取り出し金属
廃棄物ケース

上取り出しコンクリ
ート廃棄物ケース

横取り出し金属
廃棄物ケース

横取り出しコンクリ
ート廃棄物ケース

材質

金属

コンクリート金属

コンクリート

水素発生速度(m3/d)（再掲）

1.8E-02

1.1E-04

7.1E-05

1.1E-04①最小水素放出速度@4vol%(mol/s/mol fraction）

2.3E-04

1.5E-06

9.2E-07

1.5E-06

ベントフィルタの種類

NF016S

NF016LNF016LNF016L②ベントフィルタの
水素拡散性能(mol/s/mol fraction@ 2℃）

1.43E-04

3.22E-06

3.22E-06

3.22E-06

必要最低個数

2

移送容器の
空隙体積

度を算出（米国の考え方に基づく）（①）
𝑄 ×𝐺
𝑇𝑑 =
𝑁𝐴 × 𝑁 × 𝑋𝐻2
𝑇𝑑 ：水素放出速度(mol/s/mol fraction）
Q：崩壊熱(Joule/s)
𝐺 ：G値（molecules/100 eV)
𝑁𝐴 ：アボガドロ定数（molecules/mol）
N：換算定数（Joule/ev）
X H2：容器内の水素濃度（4vol%)以下の式でベントフィルタの水素拡散性能(カタログ値*）を温度補正した（米国の考え方に基づく）（②）
1.75
𝑇
𝑇𝐷,𝑇 = 𝑇𝐷,𝑇0 ∗𝑇0
TD,T = 温度Tにおける水素拡散性能
T0 = 既知の水素拡散性能における温度* 21℃（294K)の試験結果

3.25m3以上

1

20L以上

1

10L以上

1

20L以上

②＞①となる個数

移送容器内の水素濃度を7日間、4vol%未満とするために必要な空隙体積©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

31

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
ガス発生対策の検討（2/3）＜考慮が必要なフィルタの事象と対策案（1/2）＞
プロセスフローを参照して考慮が必要なフィルタの事象とその対策案を検討した。
作業ステップ

移送時（構内移送時含む）

一時（長期）保管時

作業
イメージ図

（１）フィルタの目詰まり（３）フィルタの腐食、劣化
内容物が移送時に舞い上がり、フィル
長期保管によりフィルタが腐食またはタを目詰まりさせ、水素の放出ができなく 劣化し、水素拡散性能を満たさなくなるなる。
（目開きが狭まる側）。または内容物が飛考慮が必要な
散しやすくなる（目開きが広がる側）。
フィルタの（２）内容物の飛散による汚染
事象
フィルタから放出される微粒子または（４）フィルタの結露による性能低下
ガス成分により、建屋内や移送容器内
容器内外の湿分がフィルタ部で結露し、部が汚染する。
フィルタを塞ぎ、水素拡散性能を満たさなくなる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

32

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
ガス発生対策の検討（3/3）＜考慮が必要なフィルタの事象と対策（2/2）＞
作業ステップ

対策案*

移送時

一時（長期）保管時（１）フィルタの目詰まり• フィルタを複数個取り付け（多重化）、仮に1つ目詰まりが発生した場合でも、残りで水素が放出できるようにする。
• フィルタの取付構造をラビリンスにするなどして内容物が直接フィルタに到達しないようにする。
• フィルタの目詰まりは移送時に内容物が舞うことにより発生することが想定されるため、移送時専用のフィルタ付きの蓋を用いる（保管時に保管専
用のフィルタ付きの蓋に交換する）。
• 想定される水素濃度（4vol%）で仮に爆発した場合の、保管容器の影響評価を行う。

（３）フィルタの腐食、劣化• フィルタ（多孔質焼結フィルタ）のメディ
アに大気環境下での耐腐食性材料の
SUS316Lや炭素複合材を選定する。
• 同一条件（あるいは過酷な条件）で同じ材質のテストピースにより、耐腐食性を確認する。

（４）フィルタの結露による性能低下• 保管施設の換気システムで温度・湿度を管理し、結露を防止する。
• 保管施設の換気システムが停止し、結露が発生した場合には、保管容器内（２）内容物の飛散による汚染の水素濃度が4vol%を超える前に換気• 微粒子については、HEPA並みの粒子捕集効率システムを復旧し、結露を解消する必（0.3 μmの粒子に対して99.97%の粒子捕集率） を要がある。この復旧に要する想定時間要求する。
内に保管容器内の水素濃度が4vol%を• ガス成分については、換気システムで処理する。
超えないことを確認する。仮に超える• フィルタからの飛散を想定したエリア区分（レッド、（時間的裕度を確保できない）場合は、
イエロー、グリーン）の設定、汚染管理を実施する。
換気システムの多重化や非常用電源• 構内移送前や保管前に、保管容器の表面汚染検の準備により、換気システムの機能を査（必要に応じて除染）を実施する。
常に維持する。
* ベントフィルタの適用可否や対策の程度は規制側との交渉による©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

33

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
乾燥処理の検討（1/3）

【2019年度の実施内容】（１）既往の乾燥処理技術を調査（条件整理を含む）（２）乾燥処理設備の要求事項を検討（１）既往の乾燥処理技術の調査結果➢ 乾燥処理に関する前提条件を検討した。(表１)➢ 乾燥の基本原理に基づき、伝熱形態(4方式)や廃棄物搬送(2方式)の組み合わせにより、8方式を抽出した。(表2)➢ 上記の方式について、比較＊1を行い、静置（対流、伝導）方式が既往技術の適用可能性があり、複数の伝熱形態（対流、伝導、放射）を併用できることを確認した。
＊1：ﾊﾞﾙｸ状の金属やｺﾝｸﾘｰﾄ廃棄物に対する適用可能性（形状、水分、放射線に関する考慮）、他検討と の取り 合い（容器、保管建屋）、 容器腐食対策に必要な検討項目、
乾燥処理中の影響（ダスト、水素）について対応可能を示す有意な調査結果を得た。

表１ 乾燥処理に関する前提条件
大項目

小項目

条件

対象とす
る廃棄物
の性状

原廃棄
物の状
況

・デブリ取出しに伴い発生する撤去物（炉内冷却水で濡れた状態、水切りを想定、バルク形状）

一時保
管に向
けた処
理

・デブリ取出し作業時に発生した原廃棄物は、PCV内で内容器サイズ以下まで切断され、自重による水切りをし、一次保管前の乾燥以外の処理は行わない

取出しフ
ローへの
適用

表２ 乾燥処理に関する既往技術の調査結果(抽出した8方式の比較検討結果)

・水素対策は、完全乾燥(密閉容器）又はベント式（非密閉容器）のシナリオ
候補がある
・保管建屋での乾燥処理は主に容器の閉じ込め（腐食対策）に資する（保管中の容器腐食対策の成立可能性目途が得られるまでは、容器内廃棄物を詰替可能とする)
青表記：条件に対応可能な内容、 赤表記： 条件に対応難又は不可能な内容©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

34

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
乾燥処理の検討（2/3）(２)乾燥処理設備の要求事項の検討結果(1/2)➢ 国内における放射性廃棄物を廃棄体を埋設処分するための要件として、日本原子力学会標準「余裕深度処分対象廃棄体の製作要件及び検査方法：2015」＊1を参照し、本検討廃棄物の乾燥処理との考え方を比較・整理＊2した。
➢ 上記検討の結果、乾燥処理に関する要件、容器単位の乾燥処理手順の対応性、運転管理指標の考え方に適用可能性が見込める既往技術として、対流(静置)、伝導(静置)の方式を確認した。
＊2：以下の7点について、対応可能性があることを確認した。
・考慮すべき対象廃棄物の条件
・自由水の除去方法
・自由水の乾燥方法
・適切な除去方法または乾燥方法の評価
・多量の自由水を含んでいないことを管理すべき要件
・容器単位の乾燥処理手順の対応 ・運転管理指標や処理条件(日本原子力学会標準に記載の自由水とは、放射性廃棄物を容器に収納する場合に、放射性廃棄物とともに容器にもちこまれる水をいう)

表１ 日本原子力学会標準とデブリ取出し時の発生廃棄物の乾燥処理の考え方の比較（抜粋）日本原子力学会標準 「余裕深度処分対象廃棄体の製作要件及び検査方法：2015」＊1における乾燥処理に関連する考え方

デブリ取出し時の発生廃棄物の乾燥処理の考え方

項目
1 適用範囲表２ 既往技術と乾燥処理要件の比較＊5
方 伝熱形態
式 廃棄物の搬送
対象廃棄物の条件

事業者が余裕深度処分対象として、 廃棄体の製作

取出し時の発生～一時における要求事項や技術基準への適合性検 保管するまでの処理
査 の方法(埋設施設や輸送からの技術要件を含まない)(廃棄体化に向けた処理は該当しない)
4.1 要求事項 余裕深度処分報告書＊3 ，埋設事業告示＊4 (表D.1)から、 一時保管に密閉容器を用いる(附属書D(参考)) 自由水除去は「廃棄体の十分な強度」と「汚染 場合の水素ガス発生や腐拡大の防止措置(容器の密閉性)」 に資すると解 食発生防止（容器の密閉釈性） のために一時保管前に自由水を除去
4.2.1 容器に封 廃棄体内に自由水が残留する場合、容器密閉前に自由 (廃棄物の強度や処分に向けた入する場合の自 水除去をする(「真空乾燥」及び「真空乾燥以外」に区分し 完全乾燥は含まない)
由水除去
て規定)
＊1：日本原子力学会標準「余裕深度処分対象廃棄体の製作要件及び検査方法：2015」（原子力発電所、再処理施設から＊1：日本原子力学会標準「余裕深度処分対象廃棄体の製作要件及び検査方法：2015」（原子力発電所、再処理施設から発生する放射性廃棄物を廃棄体として、埋設処分するための事業者向の標準）＊3：低レベル放射性廃棄物の余裕深度処分に係る安全規制について(平成20年1月総合資源
エネルギー調査会原子力安全・保安部会 廃棄物安全小委員会)＊4：核燃料物質又は核燃機物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則(埋設事業規則)

対流
静置

静置

静置

移送

マイクロ波
静置

移送

●方式に従い、自由水が除去可能

●同左
●制約有

●方式に従い、自由水が除去可能●除去時間は、水分持込量に依存●既往技術で適用可●条件及び保持時間設定可●追加加工要等●廃棄物温度の遠隔測定要等●移送条件が複雑化●条件及び保持時間設定可

適切な除去方法又 ●既学会標準の考え方が適用可
は乾燥方法の評価●乾燥機器内の移送モデルが複雑化●既学会標準への温度の考え方
が適用難等

多量の自由水を含 ●運転処理条件及び必要保持時間が設定可
んでいないことの管理要件●乾燥機器内の移送時間の設定が複雑化

自由水の乾燥方法

●対応可

容器単位の乾燥処理手
順の対応性
運
転
管
理
指
標

移送

PCV内に存在する対象廃棄物の条件のうち、種類、形状、貯蔵場所(現状は取出し前のためPC V内にある)に関する情報については、計画を作成することが可能である。しかし、自由水の状態は不確かである。

自由水の除去方法 ●除去時間は、水分持込量に依存
乾
燥
の
技
術
要
件

放射

伝導
移送

運転条件
残水量
運転時間

●機器内の ●既往技術で保守部位多 適用可
●同左
●同左

●同左
●同左
(汚染拡大
防止設備が
大型化)

●内容物の取出し
要と同じ●運転条件(温度)の設定が複雑化●容器が照射へ与える影響確認
要●運転条件(温度)の設定が複雑化

●設定可
●設定可

伝導
静置

●移送時間の設
定が複雑化●運転時間(保持時間)に際し、容器が照射へ与える影響確認要＊5：表中に示した色付き文字の区別を以下に示す。
青表記：条件に対応可能な内容、 赤表記： 条件に対応難又は不可能な内容©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

35

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
乾燥処理の検討（3/3）(２)乾燥処理設備の要求事項の検討結果(2/2)➢ 既往技術の調査結果及び要件整理により、乾燥処理設備の要求事項を作成した。
表１ 乾燥処理設備の要求事項
項目

形状、乾燥処理設備の要求事項
備考
デブリ取出しに伴い発生する廃棄物(炉内冷却水で濡れた状態で、水切りされたバルク形状の金属及 想定廃棄物の性状設
びコンクリート)が、保管容器単位(内容器収納)で 定に基づく取扱い可能であること

対象廃棄 性状物に対する適用性

デブリ取出しに伴い発生廃棄物によって、持ち込ま 既往技術調査より、適れる自由水の持込量を一時保管可能になるま 用可能性のある技術をで低減可能であること
抽出

項目

乾燥処理設備の要求事項
備考
種類、形状、貯蔵場所、自由水の付着状態が設定可能であること(自由水の付着状態は、現時点での推定は困難で対象廃棄
既学会標準の考え方
あり、既学会標準(附属書E)の考え方に倣い、金
物の条件
が応用可
属：管理区分Ⅰ，ｺﾝｸﾘｰﾄ：管理区分Ⅰ又はⅡ(内部の含水を考慮)と設定)

放射線に 廃棄物の取扱量に応じた遮へいが可能であり、処対する考 理設備内の駆動部や内装品がない/又は保守が 同上慮可能であること
デブリ取出し作業時に発生した原廃棄物は、PCV内で内容器サイズ以下まで切断され、自重による水切りをした状態で搬送され乾燥処理設備が受け一時保管に向けた処
収納・移送・保管フ入れる。乾燥処理設備では、一時保管前の乾燥理
ローに基づく以外の処理はしない

水素対策は、密閉容器又は非密閉容器とし、保管建屋での乾燥処理は主に容器の閉じこめ(腐取出しフローへの適 食対策) *1のために実施する対象廃棄物に応じて検用
討*1：保管中の容器腐食対策の成立可能性目途が得られるまでは、容器内廃棄物を詰替可能とすること

容器（寸法、構造、搬送方法） 及び保管建屋(給容器や保既往技術調査より、適気/排気の系統、動力の系統)との取合いが可
管建屋へ用可能性のある技術を能であることの取合い
抽出
汚染拡大防止のため、乾燥処理設備の給気/排気系統で放射性物質(ダスト)の除去(フィルタ) を乾燥処理 ダスト(固 行うこと
同上
中の影響 体)、水素 乾燥処理中に発生する水素は、設備内に滞留せずに系外へ掃気すること

乾
燥
の
技
術
要
件

乾燥処理の前後で容器及び乾燥処理設備での放射性物質の閉じ込めが可能であること
材料：炭素鋼SS材
汚染拡大
容器の構造：1F構内で使用中の角型容器に汚染防止措置
拡大防止措置が可能なフィルタベントの取付けを検
討中
健全性を
損なうお
それのあ
る物質

密閉容器の閉じ込めを損なうおそれのある自由
水を乾燥する設備であること
腐食を著しく促進させる物質(廃酸：水素イオン濃度指数2.0以
下、廃アルカリ：同 12.5以上)やガス発生を著しく発生させる物質(自然発火性物質、禁水性物質)はない

自由水の 既往技術の方式により、自由水が除去可能か
除去方
つ、乾燥方法が評価可能であること
法、乾燥方法、評 (除去時間は水分持込量に依存し、条件や保持時
価間が設定可能)想定廃棄物の性状設
定に基づく
既往技術調査にて、乾燥処理の要求へ適用可能性のある技術を抽出
既学会標準の考え方
が応用可

多量の自
由水を含
運転処理条件及び必要保持時間が設定可能で
んでいな
同上
あること
いことの
管理要件
容器単位の乾燥処 容器に放射性物質(廃棄物)を収納後、容器単同上理
位で乾燥処理を実施すること
残水量
放射性廃棄物の条件(管理区分)に応じ、既往運転条件 技術の方式(真空乾燥、真空乾燥以外) で残水
運転管理量(代表値)、運転条件(圧力、温度、排気/ 通風 同上
指標
運転時間 量)、運転時間(試験によって決定した保持時間)が設定可能であること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning36

＜背景と目的＞（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
測定方法および測定設備の検討（1/3）●背景これまでの検討 ・・・ 2018年度までに検討した収納・移送・保管フローでは、測定を行うことを想定したが、測定項目、測定方法、測定設備等は未検討●課題点①インプットとなる廃棄物性状・構内移送要件・保管要件など未決定②燃料デブリ取り出し全体を成立させるため、測定時間・設備設置スペース等に制限あり（定量的な設計要件は未定）③全ての確認項目を測定にすることは現実的ではなく、選定するためのロジックが必要●目的
測定設備の概念具体化（測定設備の要求事項(測定方法、測定場所、測定時期等)の提示）。

●検討手順
１．2018年度に検討したプロセスフローにおいて、測定・検査する可能性がある確認項目を整理する。
４．優先度の高い測定項目について、
測定方法・測定設備の調査を行う。
２．整理した確認項目について、測定の優先度を検討する。
５．測定のフローチャートの見直しを行い、各測定における要求事項を整理する。
３．各測定項目の優先度を基に、測定のフローチャートの一次案を示す。
１～３；２０１９年実施済み、４～５；２０２０年度実施予定
図１測定方法および測定設備の検討プロセス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

37

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
測定方法および測定設備の検討（2/3）
２．整理した確認項目について、測定の優先度を検討する。

１．2018年度に検討したプロセスフローにおいて、測定・検査する可能性がある確認項目を整理する。

＜確認項目＞●内容器収納時
基礎特性
寸法、容量、重量、表面状態

廃棄物性状（組成）
材質、水、有機物、腐食性物質

放射化学的性状＜確認項目の目的・趣旨等＞
目的・趣旨
払出設備受入要件
構内輸送要件
保管庫受入要件保管までのプロセスに反映
保管以降のプロセスに反映

表面線量率、放射能量、核物質量

発熱特性
水素発生特性●保管容器収納時
外観
重量
充填率
表面線量率
表面汚染
表面温度
水素発生速度
核種放出量●移送容器収納時
外観
重量
表面線量率
表面汚染
表面温度
密閉

＜確認項目の測定案＞
測定技術の案
測定内容・対象
実施方法
実施時期
実施場所
要求値

想定する課題目的による優先度
設備受入要件・構内移送要件など、確認が必須な項目であるか

測定の難度
技術的に、保管までのプロセス中に測定できる見込みがあるか

他の測定値からの推定可能性
代替測定項目から比較的容易に推定が可能であるか

運用、評価、事前調査等による測定回避可能性
運用等による測定を代替することが可能であるか＜測定フローチャートの設定方針＞
各優先度を基に、以下の方針で測定項目を設定▸設備受入要件・構内移送要件などの収納・移送・保管までに必要な項目
は確認必須とし、保管以降のプロセスに必要な項目は必須とはしない。
▸確認必須項目のうち、他の測定値からの推定や運用、評価、事前調査等によって測定回避できるものは測定を回避する方針とし、測定回避可能性の無い物は測定する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

38

（a）保管・管理方法の検討・評価②容器及び保管設備の要求事項の検討
測定方法および測定設備の検討（3/3）
３．各測定項目の優先度を基に、測定のフローチャートの一次案を示す。
計画時点で確認済み（撤去対象物の事前調査・評価）
有機物の有無腐食性物質の有無/含有量
放射能量（希ガス）

外観（カメラ）による確認

表面線量率からの推定（推定方法が確立できない場合は、測定等により確認する）

発熱量/表面温度
放射能量（αβγ）
核物質量
水素発生速度

寸法・外観
表面状態
材質（コンクリート/金属）
水切りによる担保
含水の有無/含水量＜コンセプト＞●測定項目が増加すると、測定時間・設備設置スペースにより燃料デブリ
取り出しの全体計画に影響する懸念がある。
●そのため、他の測定結果から推定できる項目や、事前に評価可能性のある項目、外観（カメラ）等から確認できる項目について、可能な限り測定を回避する方針とする。

ベントフィルタ設計による担保
核種放出量

外観（カメラ）による確認

外観（カメラ）による確認

外観
核種放出量

外観
密閉性

（蓋、ベン トが適切に設置さ れているか）（蓋が適切に設置さ れているか）

測定装置による確認測定装置による確認測定装置による確認

重量
表面線量率

重量
表面線量率
表面汚染

重量
表面線量率
表面汚染

図１測定フローチャートの一次案＜まとめと今後の予定＞▸ 廃棄物（内容器収納）の表面線量率から、複数の確認項目を推定する可能性があり、推定方法の開発が課題。
▸ 今後は、今年度の検討で抽出した測定優先度の高い確認項目について、測定方法・測定設備の調査を行う。また、調査結果をもとに、測定フローチャートを更新する予定。

・・・運用、評価、事前調査等によって測定回避可能と 考えられる項目
・・・他の測定値から の推定可能性がある項目・・・測定装置による確認が必要と 考えられる項目©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

39

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～ 概要 ～◼ 実績
 2018年度に、α汚染を遠隔で測定できる測定器（アルファカ
メラ）として、現場環境を想定した試作機（図1）を製作し、要素試験を実施した。要素試験の結果に基づき、本手法の課題を抽出し、適用範囲を示した。
◼ 目標
 建屋コンクリート、機器の表面に付着したα汚染測定システ
ムとして、パン・チルト機構などの走査機構と、3次元の汚染分布を作成する画像合成機能を有した測定システムを開発する。現地適用に向けシステムの設計・製作を実施し、シス
テムの機能確認試験を実施する。その上で、現地でα汚染機器を対象にモックアップ試験を実施し、性能評価を実施する。
◼ 実施内容 2019年度には、2018年度要素試験結果を基に、試作機を改良し、要素試験を継続するとともに、システム化予備試験を実施し、測定システム（図2）の設計に必要なデータを取得する。
 2020年度には、設計に基づきシステムを製作し、システムの機能確認試験を実施する。その上で、現地でα汚染機器をチルト機構対象としたモックアップ試験を実施し、性能評価を実施する。
◼ 目標達成を判断する指標
パン機構
 設計完了に必要なデータを取得する。（2019年度）
 モックアップ試験による性能評価を行う。（2020年度）

Am-241線源

カメラ映像に汚染分布を成合

α線による信号(紫外線)受光部

図1 2019年度に製作した試作機
アルファカメラ

運搬台車装置の制御装置

アルファカメラの電源ユニット（パン駆動モータ） （チルト駆動モータ）

ワイヤ式ポテンショメータ

図2 α汚染測定システムのイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning40

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～アルファカメラの原理～
可視光フィルタ
ミラー

検出器
（ＰＭＴ）

測定原理
① α線の飛程（数cm程度）の間に窒素と反応し、数100光子の紫外線が発生。
② この紫外線をレンズで集光、結像し、光検出器に到達した光子数の分布からα線の分布を測定。
③ γ線がPMT （Photomultiplier Tube）に入射するとチェレンコフ光などの影響を受けるため、PMTは遮蔽する。

γ線の遮蔽体

レンズ

紫外線

α線
発光

ウラン等

図1 原理を示す模式図
紫外線領域での発光アルファカメラに関する発表実績例
1. IEEE2013 NSS、 Remote Detector of Alpha-Ray Using Ultraviolet Ray Emitted by
Nitrogen in Air
2. ICONE-23 REMOTE DETECTION OF ALPHA RADIATION USING UV PHOTONSEMITTED BY NITROGEN
3. 日本原子力学会2013春の大会、α放射能の遠隔計測技術
4. 日本原子力学会2014秋の大会、α放射能の遠隔計測技術–照明環境への適用-

発光スペクトル
図2 窒素の発光スペクトル
J.Sand. Remote Optical Detection of Alfa Radiation. IAEA－CN184/23.より引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

41

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～ アルファカメラ開発の経緯 ～■開発の経緯• 2018年度に「固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発（先行的処理手法及び分析手法に関する研究開発）」において、想定される現場環境を調査し、要求仕様を策定• 要求仕様に基づき、要素試験を実施することで、開発手法（アルファカメラ）の基本的な性能を確認表1 要求仕様と試験結果概要
平成２９年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（固体廃棄物の処理処分に関する緩急開発（先行的処理手法及び分析手法に関する研究開発））」 2018年度研究報告書より引用＊平成２９年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（固体廃棄物の処理処分に関する緩急開発（先行的処理手法及び分析手法に関する研究開発））」における性状把握で得た成果に基づき設定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning42

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～2019年度の実施内容の整理～2018年度実施結果からの課題
1. φ100mmレンズと検出器の組み合わせでゴーストピークが発生することを確認。
⇒ゴースト対策
2. 感度がレンズ径の2乗に比例することを確認し、φ100mmのレンズ(過去実績はφ50mm)を採用。大型化したこともあり、遮蔽体の効果が薄い方向があることを確認。
⇒試作機改良2019年度から取組む課題
3. 2018年度に定型の標準線源での試験まで実施済み。しかし、現地を想定した材質、形状の模擬は未実施。
⇒要素試験の継続
4. 2018年度はアルファカメラ単体試験で、固定位置で画像化まで完了。
遠隔で測定場所を移動させ、データ評価できるシステム設計が必要。
⇒ソフトウエアへの機能追加、測定システムの設計©International Research Institute for Nuclear Decommissioning43

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～α汚染廃棄物管理の現状と課題～⚫

α汚染廃棄物管理の現状

スミア測定により、表面汚染密度0.4Bq/cm2以上のα核種による汚染が検出された場合、分別の上で保管容器に収納して保管。しかし、今後、廃炉作業が本格化し、大量の廃棄物が発生する。このため、解体後に全ての廃棄物をスミア測定・分別することは、測定に係る時間や作業員の被ばくを考えると現実的ではない。

⚫ 廃棄物分別技術に係るニーズ➢ 解体前に対象物の表面汚染分布を把握できること。
➢ 測定時間を短縮し、測定に係る被ばく線量を低減すること。

⚫ 本PJの目的
現場への適用性を検討し、解体前に解体対象物（または、エリア）を網羅的、かつ短時間に測定できる技術を開発する。
α汚染エリア機器等（金属等）表面のα表面汚染密度分布

建屋コンクリート表面のα
表面汚染密度分布

分布測定のイメージ
表面汚染密度(Bq/cm2)分布

汚染分布測定検出下限以下

図1 アルファカメラを用いた分布測定のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning44

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～適用ターゲット～
測定ニーズを調査し、適用の時期及び測定の目的を具体化。
今後のデブリ取り出しにかかわる準備工事、機器解体などの工事計画の検討に使用できる“汚染分布の把握“を適用ターゲット（用途）とした。
【想定廃炉フロー（例：R/B）】
・滞留水ドライアップ
・使用済燃料取出し・デブリ取り出し
・上記に関わる
準備工事

・機器解体（RI,RPV,etc.）

・建屋解体

図1 アルファカメラ適用先のイメージ

表面α汚染測定の適用ターゲット➢ 時期：デブリ取出し準備工事、機器解体工事の前➢ 対象：工事範囲内の構造物・機器の表面➢ 用途：汚染分布の把握©International Research Institute for Nuclear Decommissioning45

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～アルファカメラの適用タイミング～
東電HD殿の最新のニーズ（汚染測定の目的）を調査し、本技術の目指す方向をより具体化。
汚染測定の目的：・解体前の機器、構造物表面の“表面汚染密度分布の定性的な把握”測定した汚染分布の活用方法（案）：・汚染拡大、廃棄物を増やさない工事計画の立案
・汚染濃度、作業内容に応じた適切な放射線管理方法の検討
・サンプリングなどの詳細測定の要否、計画の検討
本PJの対象

アルファカメラで分布測定

一次保管
詳細測定の検討（サンプリング）

評価ポイント・汚染の有無や定性的な汚染密度の分布
・局所汚染の有無

工事計画

工事

廃棄物
発生

処分区分別に保
管・管理

除染・放射
線管理方
法の検討

図1 想定している工事のフローとアルファカメラの適用タイミング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning46

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～2019年度の開発成果の概要～
表1 2019年度の実施内容と実績
項目

実施内容

ゴースト対策
確認試験

ゴースト（線源位置以外のピーク）
対策• ゴーストピーク原因を特定し、装置を改良

遮蔽構造の改良• 光線追跡解析と遮蔽計算で、光学系および遮蔽構造を決定• 光学系：本構成の画角、分解能の評価を完了• 遮蔽構造：照射試験で、解析結果と同等以上の性能を確認

試作機改良①遮蔽体構造の見直し②遮蔽構造に合わせた光学系の見直し

改良アルファカメラの性能確認

実績• ゴーストが発生しないことを確認• 基本性能の再評価を実施し、アルファカメラの仕様を整理

非密封線源等を用いた測定性能の • アルファカメラの測定性能に与える要因として、測定対象の表要素試験の継 評価
面粗さ、汚染形状を抽出し、試験項目に反映
続①コンクリートなどへの付着模擬• 非密封のAm-241線源を用いた、測定対象の表面粗さ、汚染形②面線源などの測定状による特性の評価を実施
ソフトウエアへの機能追加

測定システムの設計

測定結果のマッピング機能の追加• 複数地点で取得した結果を合成する機能を追加• アルファカメラの走査連動し、画像合成および3次元空間上へのマッピングができることを確認

現場適用範囲の検討• 適用範囲を設定

測定システムの仕様検討• 必要機能として、パン・チルト・昇降機能を抽出し、装置へ反映機構仕様、制御方法の検討• 検討した装置で必要機能（パン、チルト、昇降）の動作を確認• マッピング機能との連携も確認

測定システムの基礎検証• 汚染分布測定に対する基礎検証を実施し、測定システムの課
題を抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning47

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～ゴースト対策(1/2）～■実施目的
2018年度に確認されたゴーストピークに対する原因調査を実施し、解決できる構造を決定する。また、試験にてゴーストピークが出ないことを確認する。
■実施内容（概要）
ゴーストの発生理由は、光学系のレンズ
のみではなく、光電子増倍管PMTの内部構成が原因の可能性を確認。
⇒PMTの構造で対策する方法を検討。
②微小発光(ゴーストピークの原因)

図1 装置内部の構成③発光した光が受光面に戻り、ゴース
トピークになるゴーストピーク
本来のピーク

紫外線の入射①光を電子に変換し増幅

図2 PMTの断面図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning48

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～ゴースト対策(2/2)～■実施結果
・ 発光戻り防止のため隙間を無くしたPMTで試験を実施、従来結果と比較
・ 市販の単レンズ（φ50mm）で、端部で発生するゴーストの低減を確認
対策前

対策後

隙間があり、
一部の光が
戻る
隙間なし

PMT撮像面の写真（レンズ側からPMTを撮影）
ゴースト
ゴーストなしAm241(φ15mm薄型円盤)測定時の分布
図1 ゴースト対策前後の比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning49

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～遮蔽構造の改良(1/5)～■実施目的
試作機では遮蔽効果が弱い方向が確認されており、遮蔽体、筐体の設計を見直す。
また、対策を実施した試作機にて再度試験を実施し、効果を確認する。

■実施内容（概要）
α線由来の紫外線を遮ることなく、遮蔽可能な構造の再設計、評価を実施。

レンズ

遮蔽体
（周囲）

ミラー

γ線遮蔽効果
が弱い方向

PMT
フィルタ
測定視野
図1 2018年度の遮蔽体の構造

遮蔽体
（前面）

遮蔽体の構造• 遮蔽体（前面）を大きくすること
で、遮蔽効果の改善は可能。
• ただし、遮蔽体で測定視野の一部が欠ける（影ができる）た
め感度が落ちる。

遮蔽体で影
ができる
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning50

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～遮蔽構造の改良(2/5)～■実施結果
・光線追跡解析で画角内の光源から発する光線が通過する最小サイズを評価（図1、図2）
・光線をさえぎらない条件で、設置可能な遮蔽構造を検討（図3）
・解析評価で遮蔽構造の効果を確認（遮蔽構造の改良(3/5) 参照）
・Cs-137線源を用いた照射試験で入射角の依存性を確認（遮蔽構造の改良(4/5) 参照）
レンズ

ミラー

②レンズとミラー間距離延長（66mm⇒99mm）①遮蔽体追加

レンズ

領域の大き
さを算出

光線

ミラー

PMT

③開口サイズ
最小化（□108mm）
γ線

フィルタ

図1 光線解析の例

遮蔽体
（側面）

測定視野

遮蔽体
（前面）

レンズーミラー間を広げることにより遮蔽と視野を両立
図2 ミラー下位置の光線通過領域（例）

図3 改良項目と改良後の遮蔽体イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning51

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～遮蔽構造の改良(3/5)～＜解析評価の結果＞• アルファカメラ周囲にCs-137の一様汚染を想定した場合のγ線感度を解析評価• 再設計した構造でγ線感度を2018年度の構造に比べて1/6.5に低減できることを確認
表１ 解析条件
ミラー周り
遮蔽体
遮蔽なし

２

66.4mm３

96.4mm４

126.4mm

５96.4mm

開口サイズ
120×120mm
開口サイズ
120×120mm
開口サイズ
120×120mm
開口サイズ
108×108mm

備考

2018年度構造7

2018年設計モデル
開口サイズは、レンズとミラー間の距離が126.4mmで、紫外線を遮らない大きさで評価

改良モデル。レンズとミラー間の距離が96.4mmで最小の開口6.56

γ線に対する相対感度＃ レンズとミラー間距離66.4mm
１

5.3

5.1

5
4.0
4
3
2
1.0
1

改良後

0

＃1

＃2

＃3

＃4

＃5

解析条件

図1 アルファカメラ構造と改良ポイント

図2 測定環境に一様に汚染している場合のCs-137に対するγ線に対する感度の評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning52

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～遮蔽構造の改良(4/5)～＜試験結果＞• Cs-137線源（位置固定）に対し、改良遮蔽体を適用したアルファカメラを回転させることでγ線の入射方向を制御し、 γ線ノイズの入射角依存性を評価• 2018年度試験で遮蔽効果が少なかった45°、135°の条件で、ノイズ量が1/10以下に低減• 平均値でも解析値と同等の1/13.7に削減できることを確認（図2）。レンズとPMTの間にフィルタを配置したことにより、レンズで発生した光がフィルタで減光したためと推定
180°
1000
225°

100

2018年度感度[s-1/mSv/h]
改良後感度[s-1/mSv/h]
135°

10

遮蔽効果が
少ない角度
(2018年度)

1
270°

90°

0.1

315°

Cs-137線源（0°条件の位置。
試験ごとに移動）

図1 試験体系45°

平均計数率[s-1]2018年度：27.8
改良後 ： 2.00°

図2 γ線ノイズの入射角依存性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning53

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～遮蔽構造の改良(5/5)～＜遮蔽体を含めた試作機の改良点＞
表1 試作機の改良点
2018年度

2019年度改良内容

PMT

撮像面の端部に開口あり

撮像面の端部の開口を埋める

遮蔽体・ミラー周囲に開口あり
・レンズとミラー間の距離66mm・α線由来の紫外線用の入射口以外は遮蔽体で覆う・レンズとミラー間の距離96mm

PMTの冷却機構

PMTを冷却する構造とし、その外側に遮蔽体を設置

PMTを冷却し、周囲の遮蔽体全体から放熱する冷却構造（放熱フィン）に変更し、小型化、冷却性能を向上

遠隔制御機能機能なし

遠隔で電源のON/OFFを操作できる機能を追加

アルファカメラ用回路搭載

遮蔽体および筐体形状に合わせて、形状変更（機能は維持）

光学シャッターミラー下側に設置

レンズとミラーの間に設置

フィルタ

PMTの前面に固定

レンズと一体になるように治具を改良

環境モニタ※2

照度計

シャッター

ToFカメラ※1

回路
レンズ（フィルタ一体）
遮蔽体
測定方向

PMT
（遮蔽体に内蔵）

図1 2019年度の改良型遮蔽体

冷却機構(放熱フィン)※1 ToFカメラ:3Dマッピング機能に使用。
ToF（Time of Flight）機能を持つカメラで、通常のカメラ画像と距離データを同時に取得※2 環境モニタ:冷却部の温度、照度計の値、遮蔽体内部のγ線強度を収集©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

54

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～改良アルファカメラの性能確認(1/2)～■実施目的
ゴースト対策、遮蔽体構造を改良したアルファカメラで、基本性能を再確認する。
■実施内容（概要）
・電源ON/OFF操作、光学系の変更に合わせて、2018年度制作ソフトを改良（図1～図3）
・α線の測定感度、画角、位置分解能等を評価
アルファカメラ視野
Am-241線源

図2 アルファカメラのソフト画面（BG測定中）
Am-241線源

図1 アルファカメラの測定フロー図

図3 アルファカメラのソフト画面（実測定中）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning55

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～改良アルファカメラの性能確認(2/2) ～■実施結果

・2018年度確認された課題が解決し、アルファカメラの基本性能の評価が完了(表1)
表1 試験方法及び結果の概要
項目

No.

試験方法

結果

備考

1 α線に対する感度強度の異なる3種類の標準線源（10cm角、薄板）を距離1mに設置し測定

2 測定画角Φ36mmのAm-241線源を1m先に設置し、視野 理想的な測定画角：27.2°×27.2°
内の各位置での感度を評価
実効的な測定画角：φ25.2°を確認

図1参照。
80%以上の感度が得られる領域を実効的な画角と定義

3 位置分解能

アパーチャーでAm-241の点線源を模擬し、計測した分布から位置分解能を評価

α線の発光領域の広がりが主要因であり、測定距離に対する依存性は小さい

4 距離特性Am-241線源の設置位置を0.5m～3mで変えて ・距離の2乗に反比例することを確認
測定・距離データで補正できることを確認

表2参照

5 β線に対する感度

Sr/Y-90線源(9kBq)を測定し、β線感度を評価 α線感度の0.05%以下

光学系の見直しで、2018年度結果より1桁影響低減

6 γ線に対する感度照射施設で入射角依存性を評価

線源

線源

線源

線源

光学フィルタの見直しで昨年度に比べ、2割程度感度低下

0.23 s-1/(Bq/cm2)±21mm

2018年度結果3.3s-1/(mSv/h)より改善
遮蔽構造の改良参照

2.0 s-1/(mSv/h)
理想的な測定画角（赤破線）

実効的な測定画角
4隅は測定画角中央から距離離れており、感度が低下（オレンジ点線）

表2 距離特性と補正結果
距離[m]

計数率
[S-1]

補正後計数率
[s-1]

0.5
1
1.5
2
2.5
3

64.7
17.8
7.3
4.2
3.0
2.0

―
17.8
16.4
15.8
18.5
17.4

図1 線源位置別の測定結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

56

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～非密封線源等を用いた測定性能の評価（1/5）～■実施目的
2018年度は、薄型平板および薄型円盤の金属性密封線源を用いた試験を実施。しかし、現地ではコンクリートなどの非金属に、不定形の汚染が発生していると想定される。そこで、より現地に近い汚染を想定し試験することで、適用先を明確にする。

■実施内容（概要）
Am-241※１の非密封線源を複数種類製作し、密封線源と組み合わせることで以下の試験を実施する。また、各試験において、既存検出器（ZnSサーベイメータなど）と比較することで、測定結果の差を定量評価した。
※1：JIS4329:2004放射性表面汚染サーベイメータで指定の核種

表1 試験項目

#

試験項目

試験方法

パラメータ

１ 現場の床・壁を想定した構造物測定時の性能評価

コンクリートにα放射能を塗布した非密封線源を測定

コンクリート表面の塗装有無

２ 複雑汚染形状に対する測定
性能評価

非密封/密封線源を組み合 線源形状
わせることで、表面汚染形
状を変えながら測定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

57

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～非密封線源等を用いた測定性能の評価（2/5） ～■実施結果• 表面汚染密度に対する検出下限に影響する要因を整理（図１）• その要因の内、線源形状、線源表面形状を抽出• 形状、及び濃度の異なる線源を作成し、測定感度を評価
検出下限

感度

α線の発光量光の減衰

α線エネルギー

原理的にエネルギーに比例

空気組成

一定と仮定

湿度

2018年度実施

粉塵
距離
ノイズ

温度
β線(γ線）に
よる発光
空間線量

汚染形状
(局所汚染、分布汚染)
汚染性状（含水汚染、表面状態、汚染濃度）
2018年度実施

照明
図1 検出下限に影響を与える要因の分析ツリー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

58

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～非密封線源等を用いた測定性能の評価（3/5） ～＜非密封汚染物の作成方法と試験項目＞
表１ 評価項目と試験片の作成方法
試験片の作成方法

試験方法

局所汚染

コンクリートにAm-241を滴下。
滴下液量、濃度(Bq/cc)をパラメータとする。

条件ごとにα線に対する感
度を評価

分布汚染

汚染濃度の異なる無垢コンクリート片をタイリングすることで形状を変更。(図1、図2)

含水汚染

無垢コンクリートにAm-241を滴下し、水分を含む
Am-241線源を作成。乾燥有無で水分量を変更

表面状態

コンクリート（ブラスト加工、無垢、エポキシ塗装）、金
属平板の上にAm-241を滴下（図３）

汚染濃度

汚染濃度の異なる無垢コンクリートを使用

評価項目
汚染形状

汚染性状

図1 タイリング用コンクリート（無垢）線源

図２分布測定用のタイリングの状況

各材料の表面粗さとα線に対する感度を比較

α線に対する感度を測定
無垢

エポキシ塗装約5mmのブラスト加工

約1mmのブラスト加工

図3 各コンクリートの外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

59

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～非密封線源等を用いた測定性能の評価 （4/5） ～＜試験結果サマリー＞

測定対象の水分量、表面粗さが感度に与える影響を評価した。カメラ画像で測定対象の表面状態を確認しながら、α汚染分布を評価することを今後検討する。
表1 試験結果（サマリー)
結果

試験名称

試験方法

備考

汚染濃度

無垢コンクリートに40～4000Bq（0.4～40Bq/cm2）の放射能を塗布し、1m離れた位置から測定

濃度に対応した計数率を確認

図1参照

局所汚染

試験片へのAm-241線源の滴下量を制御し、サイズ
φ6mm～Φ12mmの線源作成し、1m離れた位置から測定

線源サイズが小さいほど、感度は増加傾向であること確認

線源サイズが大きいほど、発光が複数の画素に広がるためと推定

分布汚染

10cm×10cmの無垢コンクリートをタイリングし、1m離れた位置から測定を実施。タイリング配置と計数率を比較

おおよその分布が測定できることを確認

次ページ参照含水汚染

Am-241約400Bqを含む、20ulの溶媒を無垢コンクリートに滴下し、溶媒の乾燥前後で測定。感度を比較

水分を含んだ場合、感度が44%に減少することを確認

図2参照

表面状態

表面粗さの異なる無垢コンクリート、塗装コンクリート、ブラスト加工コンクリート（2種）に、4Bq/cm2のAm-241をメッシ
ュ状に塗布し、1m離れた位置から測定・表面粗さが増すほど感度が増加
・ブラスト加工コンクリは、無垢コン
クリより約6倍の感度を確認

・表面積が増加し、空気への放出率が増加したためと推定（図3参照）

400Bqに対する計数率[s-1]アルファカメラ計数率[s-1]

15

10

5
y = 0.0021x + 0.8048
R² = 0.9956
0

0.35

5mmブラスト加工

0.3

1mmブラスト加工

0.25
0.2
0.15

無垢・塗装コンクリート

0.1
0.05
0
0

0

2000

4000

滴下量(Bq)

6000

8000

図1 無垢コンクリート線源での直線性

0.5

1

1.5

試料表面深さの偏差[mm]

図2 汚染箇所における水分有無の比較

図3 表面粗さと計数率の相関©International Research Institute for Nuclear Decommissioning60

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～非密封線源等を用いた測定性能の評価 （5/5）～＜試験結果（線源分布の影響）＞• 線源の放射能分布に応じて、大まかな分布を測定できることを確認• 高い放射能を持つ画素の周囲では、発光領域の広がりにより、計数率が高めに計数される傾向を確認
アルファカメラの1画素に相当線源配置（四角中の数字が放射能[Bq]）

A断面

発光の広がりに
よるボケ

0.4

0.3

0.3

0.2

0.2

0.1

0.1

0

0
2

3

4
5
ピクセルNo.

6

7

8

6

2

4

1

2

0
2

3

4
5
6
ピクセルNo.

7

6

3

4

2

2

1
0

0
1

実験値
理論値

0
1

8

線源強度相対値

0.4

理論値

3

8

4

実験値[s-1]

0.5

1

実験値

線源強度相対値

0.5

5

8

0.6

理論値

実験値[s-1]

実験値[s-1]

0.6

4

0.7

実験値

線源強度相対値

0.7

2

3

4 5 6
ピクセルNo.

78

図1 線源配置と測定結果（A断面）の例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

61

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～測定結果のマッピング機能の追加(1/2)～■実施目的
アルファカメラは、測定距離や環境で検出下限が変わる。そのため、測定距離、環境条件を用いて、同一の基準で評価できる測定結果の補正方法を検討する。
また、2018年度に作成したカメラ画像にコンター図を合成し、汚染箇所を可視化するソ
フトをベースに複数箇所の測定結果の重ね合わせ（パノラマ化）ソフトを開発する。
■実施内容（概要）
1. 距離、環境条件の補正機能開発
2. 複数地点の測定結果の重ね合わせソフトの開発
1. 距離、環境条件の補正機能開発
・2018年度の試験で、α線に対する感度[S-1/Bq/cm2]は距離の2乗に反比例することを確認済み。
・画角内の水平位置のズレなどを含めて、感度を推定する機能を追加、データ補正方法を検討する。
距離条件
解析・試験で、対象位置別の感度を推定（距離の2乗に反比例）

環境条件
BG測定で
ノイズ量を測定2.

複数地点の測定結果の重ね合わせソフトの開発

複数箇所で取得された搭載センサの情報（画像、アルファ
線量、距離 ）を合成するアルゴリズムと、合成したデータを俯瞰して見ることが可能なビューアソフトの開発を行う。

複数箇所のデータを合成

画角が限られるため対象が収まるよう
カメラを移動させ撮影(2018年度実装済み)

データ補正

画像＆α線のデータ 距離

1地点でのデータ

図1 データ補正フロー

ビューアにより、画角以上の結果を俯瞰して確認可能

図2 画像の重ね合わせソフトのイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

62

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～測定結果のマッピング機能の追加(2/2)～

■実施結果
•
•
•

パン、チルト、台車昇降による異なる位置で撮影されたデータの合成処理について処理フローを検討、試験にて動作することを確認（図１）
3次元距離データ（TOFカメラで取得）の特性で想定されたゆがみ対策や、ノイズ、色の補正方法を実装（図2）、試験評価を実施
異なる向きで撮影した壁、床、構造物の３Dデータが、目視に近い画質で表現できることを確認

複数地点の測定結果で、色、アルファカメラ計測
結果の平均を算出

処理後の3Dデータ

図1 処理フロー

図2 平滑化処理のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

63

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～現場適用範囲の検討(1/2)～
■実施目的
•
•

2018年度までの要素試験結果に基づき、環境要因に対する特性評価を実施する。
アルファカメラの仕様（サイズ、重量、測定距離）と、測定対象候補を検討。本条件における最適なシステム設計を行うため、現場適用の範囲を明確にする。

■実施内容（概要）
1. 使用場所の検討（オペフロもしくはＲ／Ｂの1階や3階）
2. 測定対象の検討
現場適用範囲の検討

使用場所
環境条件、広さ、段差有無等
測定対象
大きさ、測定距離

システム設計アルファカメラの仕様（遮蔽体、光学系）
パン・チルト機構、昇降機構の仕様

測定手順の具体化

ソフトウエアの仕様
図1 システム設計のながれ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning64

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～現場適用範囲の検討(2/2)～
■実施結果
•
•
•

表面α汚染密度測定に関して、ニーズ調査を実施。廃棄物の分別よりも、解体などの工事計画の立案向けに、汚染分布を定性的に把握することによりニーズがあることを確認。
デブリ取出し関連の工事が発生する可能性が高い、1号機R/Bの3階、2号機、3号機のR/B1階、および2号機R/Bオペフロを使用現場に想定した。
分布測定時の装置構成を検討し、装置仕様へフィードバックした。
項目

表１ アルファカメラの適用範囲
適用可能な条件

備考

測定場所の照明状況

暗室（特に紫外線が存在しない）

・太陽や月などの紫外線が含まれる
光の存在下は適用不可
・紫外線がなければ0.1luxの暗室

測定環境の線量率

最大50mSv/h程度改良した遮蔽体の性能を反映（検出下限に依存、昨年度の評価結果）

測定範囲内のβγ表面汚染密度最大100MBq/cm2程度

測定対象の材質

コンクリート（無垢、塗装）、金属。
ただし、測定対象が水分を含む場
合、感度が低下

改良アルファカメラの性能を反映（検出下限に依存、昨年度の評価結果）

改良アルファカメラの性能を反映©International Research Institute for Nuclear Decommissioning65

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～測定システムの仕様検討(1/2)～■実施目的
現場の適用範囲に合わせて測定システムに必要な機能を抽出する。また、現場の適用範囲に基づいて、現場での測定手順を具体化し、システムの仕様を決定する。

■実施内容（概要）・アルファカメラの画角情報、測定距離による特性変化を考慮し、測定方法を検討・検討した測定方法に基づき、必要な操作機能を評価
対象の具体化
・サイズ
・形状
・材質など

移動範囲の具体化
・移動距離
・移動の種類（水平、垂直、回転）
図1 2018年度検討した測定手順
平成２９年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（固体廃棄物の処理処分に関する緩急開発（先行的処理手法及び分析手法に関する研究開発））」 IRIDデザインレビュー(G1#2) “α汚染測定手法に関する調査・開発について“より抜粋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning66

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～測定システムの仕様検討(2/2)～■実施結果
・測定対象との距離が一定になるよう測定する方法を検討（図１）・測定の目的である表面汚染分布を評価するため、床面、壁、天井の測定を想定し、以下の機能が必須、又は持つことが望ましいと判断。どちらの機能も持たせる仕様とすることを決定した。
１）必須機能：チルト（上下の首振り）および昇降機能
２）望ましい機能：パン（水平方向の首振り）機能
床面測定時
床面
なるべく床面を垂直に測定できるよう上昇させ、カメラの向きを変えて測定
アルファカメラ

壁面測定時
壁面を垂直に測定できるよう高さを変えて測定※アルファカメラの向きは台車もしくはパンで制御アルファカメラ

天井測定時
アルファカメラの向きを上向きに取り付け、天井を測定。必要に応じて、昇降させる

アルファカメラ

昇降機構
台車

チルト機構で角度を変え、台車を水平移動させて測定

昇降機構で高さを変えて測定

台車

昇降機構で高さ調整後、台車を水平移動させて測定台車

図1 昇降、パン・チルト機能を使ったアルファカメラの測定イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning67

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～機構仕様、制御方法の検討(1/3)～■実施目的
現場は高線量環境が想定されるため、遠隔操作でアルファカメラの測定場所、向きを制御する必要がある。遮蔽体を含むアルファカメラ（約150kg以上）のパン・チルト、昇降などの機構について、仕様、制御方法を決定する。

■実施内容（概要）・アルファカメラをパン・チルト、昇降操作が遠隔から操作できる駆動機構の検討・測定結果のマッピングに必要な測定条件データ（パン、チルト、高さ）を共有するシステムの検討
・地震などの緊急時を想定した、アルファカメラの転倒防止策の検討
チルト
120°
アルファカメラ

運搬台車装置の制御装置

パンチルト機構⇐撮影方向

アルファカメラの電源ユニット-45°

昇降アルファカメラ操作用PC

手押しハンドル

865

画像合成処理用PC

アウトリガー

Ethernetワイヤ

アルファカメラ
最小高さ

2035

±180°
パン

アルファカメラ
最大高さ

1170

ケーブル長（30m以上）
ワイヤ式ポテンショメータ（昇降位置検知）

HUB

運搬台車装置操作用PC

電源
AC100V
電動リフター付き台車

図１ 測定システムの構成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

68

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～機構仕様、制御方法の検討(2/3)～■実施結果＜パン・チルトおよび昇降機能付き台車＞
・下方向の測定時に、アルファカメラの視野を台車で遮らない範囲で、パン・チルト、昇降
動作で転倒しない位置にアルファカメラを配置。
・パン・チルト、昇降動作を遠隔制御できるシステムを決定（表１参照）
表１ 調査システムの仕様

アルファカメラ

運搬台車装置の制御装置

チルト機構

アルファカメラの電源ユニット

パン機構（パン駆動モータ） （チルト駆動モータ）

ワイヤ式ポテンショメータ

図１ パン・チルト機構の外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning69

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～機構仕様、制御方法の検討(3/3)～＜画像合成試験＞・遮蔽体付きのアルファカメラを搭載した状態で、パン・チルト・昇降動作が可能
・45条件の測定結果（背景画像、距離データ）を3次元データに合成できることを確認
表1 合成データの測定条件
パラメータ

改良アルファカメラ(遮蔽体含む）

昇降量[mm]パン[°]

チルト[°]

画像取得数

78mm

0,20,40,60,80(5条件)-20,0,20(3条件)

15

493mm

0,20,40,60,80(5条件)-20,0,20(3条件)

15

883mm

0,20,40,60,80(5条件)-40,-20,0(3条件)

15

TOFカメラ

水色部：距離データが取得
できていない
範囲

+
+ 合成
処理

赤色部：アルファカメラ測定領域…
パン・チルト、昇降機構

図1 装置写真45条件(15×3)の画像

図2 複数の地点で撮影したデータを３次元で合成した例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning70

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～測定システムの基礎検証～■実施目的
・検討した測定システムの基礎検証として、α汚染分布を測定し測定システムの課題を抽出する。

■実施内容
・暗室内に標準α線源を複数配置した状態で、測定方向（パン角）を変えて測定し、α汚染分布を評価（表１、図１）■実施結果
・大まかな分布が見えることを確認
・ただし、距離データが欠損している線源①はα汚染分布が表示されなかった（課題）・線源④220Bqは表面密度が低く（2Bq/cm2）、かつ、距離が離れているため測定できなかった。
表1 使用したAm-241線源
放射能

形状

線源①

2.96kBq

100×100mm、平板

線源②

9.4kBqΦ36mm、円板

線源③

744Bq

100×100mm、平板

線源④

220Bq

100×100mm、平板
線源②
距離データ
の欠損でα
汚染分布が
未表示
線源③

図1 暗室内の線源配置

図2 ３次元合成結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning71

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～まとめ(1/2)～＜ゴースト対策確認試験＞• ゴーストピークが発生する要因が、PMTであることを特定し、PMTの改良を実施した。その結果、ゴーストピークが発生しないことを確認＜試作機改良＞• α線由来の紫外線を遮らず、遮蔽性能を向上させる遮蔽体構造を設計• 改良アルファカメラで試験した結果、α汚染分布が取得できること，必要な遮蔽性能を得られることを確認＜要素試験の継続＞• 非密封線源を用いた試験を行い、測定対象の表面粗さ、水分量の評価、線源サイズの影響の確
認完了• 表面粗さが粗い場合や、水分量を含む場合、感度が0.4～6倍程度変わることを確認• カメラ画像などを併用した、α汚染分布の評価方法の検討が必要（課題）＜ソフトウエアへの機能追加＞
・ 複数地点の測定結果を合成し、3次元空間にマッピングする機能を開発。
・ ただし、測定対象によっては距離データの取得が困難な場所があり、表示が抜ける場所があること、3次元データの作成処理に時間が長いこと（15枚の画像の合成に要した時間が約96分必要）などの課題を確認 （課題）

＜測定システムの設計＞
・ アルファカメラを搭載した状態で、現場での測定に必要なパン、チルト、昇降機能を遠隔地から制御できるシステムの設計を完了©International Research Institute for Nuclear Decommissioning72

（ｂ）固体廃棄物の分別に係る汚染評価技術開発～まとめ(2/2)～＜2020年度実施計画案＞①測定手順の具体化および測定結果の方法の検討
・今年度確認された材料の表面粗さの影響や、3次元モデルへのマッピング時の課題を考慮した、測定方法および測定結果の評価方法を検討する。
②性能評価試験に向けた調査システムの制作、試験準備
・性能評価試験に必要な装置の制作および試験に必要な準備を行う。

③性能評価試験・βγ核種の汚染環境に開発手法を適用し、α汚染分布の測定性能を確認する。
④開発手法の現地適用性評価
・性能評価試験結果をもとに開発手法の適用性を評価する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning73

２．事業内容
ｂ．処理・処分概念の構築と安全評価手法の開発（ａ）先行的処理方法の選定手法の構築① 低温処理技術② 処理技術の適用性評価アプローチの検討（ｂ）処分方法の提示及び安全評価手法の開発① 固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning74

（a）先行的処理方法の選定手法の構築◼ 2018年度までの実績
 廃棄物特性と処理技術を合わせて評価するための評価軸の洗出しを行い、技術の多角的な評価を可能とする手法（アプローチ）案を示した。
 低温処理技術（セメント固化、AAM固化）を対象に、洗出しを行う評価軸のうち、固化体特性に関して不足しているデータについて、廃棄物非混合系でのデータ取得を実施した。
◼ 目標
 先行的処理方法の選定手法構築に資するため、高温処理技術及び低温処理技術について、実処理に適用できる
見通しのある安定化・固定化技術の抽出に必要なデータの取得・評価を行う。
◼ 実施項目と概要
実施項目① 低温処理技術② 処理技術の適用性評
価アプローチの検討

概要

i. 技術の
抽出に資
する低温
処理技術
のデータ
取得・評価

(i) 低温処理固化可能性検査手法の検討

固化の可否、条件の設定に用いる検査手法の適用性を評価(ii) スラリーに対するセメント、ＡＡＭ固化体の特性
データ取得

模擬固化体を作成し、各種物性測定を行い、特性データを取得する(iii) 特殊セメント系の調査

有用な特殊セメントを調査し、Na2CO3制限値などに関するデータ
取得試験を行う

ii. 固化体
変質に関する調査(i) 加熱等による固化体変質の調査

加熱、乾燥等による変質傾向の検討と試験によるデータ取得（ii）Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価

形状の異なる容器や材質の違いによる固化体の熱条件の変化を明らかにする（iii）長期的な変質に与える影響因子の調査と評価

熱力学平衡計算について、適用範囲の検討および推定

i. 廃棄物組成等の固化体性能への影響に関する調査検討

固体廃棄物の組成による固化体性能への影響を検討

ii. 各処理技術の設備構成等に関するデータ取得

経済性データを取得し、技術調査表の追加更新

iii. 高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査

Cs揮発と抑制メカニズムを調査©International Research Institute for Nuclear Decommissioning75

（a）先行的処理方法の選定手法の構築◼ 実施内容及び目標達成を判断するための指標
実施項目
①低温
処理

i. データ
取得

ii.固化
体変質

②アプロ
ーチ

実施内容

目標達成を判断する指標(i) 検査手法

低温処理固化可能性手法の検討

固化可能かどうかをスクリーニングする手法案を提示

各種低温固化体の適用可能範囲の抽出

手法の検証を行い、適用可能範囲を抽出(ii) 固化体の特性データ

炭酸塩スラリー混合データ取得

模擬炭酸塩スラリー混合時の固化体性能等データを整備

鉄共沈スラリー混合データ取得

模擬鉄共沈スラリー混合時の固化体性能等データを整備
固化特性に係る適用範囲の提示(iii)特殊セメ
ント系

利用可能性のある特殊セメントの調査

適用範囲が広くなる可能性のある候補の抽出と母材特性の把握各種低温固化体の適用可能範囲の検討

各種低温固化体の適用可能範囲を抽出(i) 加熱等による固化
体変質

加熱/乾燥による性状変化調査と母材特性の変化傾向の検討母材の性能変化傾向の提示

特性変化変曲点近傍のデータ取得

性能変化変曲点近傍のデータに基づく適用範囲の提示（ii）固化体
温度

解析体系の構築とセメント固化体に対する解析

セメント固化体のインベントリと熱の関係性提示

AAMを含めた熱解析の実施

固化体のインベントリと熱の関係性、推定到達温度の提示（iii）長期的な変質

熱力学データ収集と熱力学平衡計算の試行（セメント）鉱物相変化の推定結果の提示（AAM）熱力学データの充足性、平衡計算適用可否の提示

熱力学平衡計算の適用性評価

相変化への熱力学平衡計算の適用性とその結果の提示

ガラス化データの収集とガラス特性モデルによる評価

ガラス特性データの収集と国内ガラスデータベースに基づく水処
理二次廃棄物の充填濃度の評価結果提示

米国ガラスデータベースに基づく評価と低温処
理に係る混合可能範囲評価

主な水処理二次廃棄物のガラスへの混合範囲の提示
低温処理は①i、iiのデータに基づく範囲の提示

各処理技術の設備構成等に関するデータ取得

設備構成、処理パラメータ等のデータ提示

各処理技術の調査結果の整理

各技術情報の取り纏め結果の提示

Cs揮発抑制に関する知見の整理

Cs揮発抑制に関する知見の整理結果の提示

高温処理におけるCs揮発の抑制効果の測定

試験に基づくCs揮発抑制手法の効果の提示

i. 固化体性能への影響

ii. 設備構成等

iii. Cs揮発量及び抑制©International Research Institute for Nuclear Decommissioning76

（a）先行的処理方法の選定手法の構築～実施内容と反映先～

分析項目
（評価軸）

廃棄物Aの特性値

溶融技術Aの技術情報
評価軸Ｂ

溶融

AAM固化
セメント固化

適用範囲

技術情報

評価軸Ａ

評価軸Ａ

廃棄物特性分析（詳細）Ａ

Ｂ

Ｃ Ｄ・・・・・・・・
溶融技術

適用可能技術候補の抽出

適
用
可
能
な
技
術
候
補

汎用性
・・・・・
経済性

社会的
受容性
・・・・・

安全性

互換性

・・・・・・
政策との関係性 メンテナ
ンス性
運転容

易性
・・・・・

処理技術の選定【処理技術選定のプロセス】 実処理設備導入への貢献【物性等データ】⚫ i(ii)固化体の特性データ取得⚫ i(iii)特殊セメント系の調査【熱影響、長期健全性データ】⚫ ii 固化体変質に関する調査（温度条件）【プロセス情報等】⚫ ②適用性評価アプローチの検討【熱影響、長期健全性データ】⚫ ii(ii) 固化体温度の関係性評価

分析方法
検査方法
⚫ i(i)固化可能性検査手法の検討

廃棄物特性分析（簡易・代替）

固化可能性検査

運
転
管
理
パ
ラ
メ
ー
タ
実処理条件の設定【処理パラメータ選定のプロセス】 処理設備導入後の運転管理への貢献©International Research Institute for Nuclear Decommissioning77

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価【目標】(i)低温処理固化可能性検査手法の検討• 低温処理固化技術のうち、セメント固化とアルカリ活性化材（AAM）固化について、廃棄物の吸水性等の測定を組合せ、事前に固化の可能性を判断する手法（図1）を検討する。

(ii)スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得• 模擬スラリー（炭酸塩、鉄共沈）の各々を混合した試験体（図2）を作製し、強度や溶出性など分析を行うことで、固化過程の現象理解を深めるとともに、データを取得し提示する。

(iii)特殊セメント系の調査• 普通ポルトランドセメント（OPC）に悪影響がある成分を含
む特定の廃棄物への適用性を検討するため、必要な特性に特化した特徴を持つ普通ポルトランドセメント以外のセメント系材料（特殊セメント）の調査を行う。

図1 セメント固化スクリーニングフロー例

図2 試験体の例（M：ﾒﾀｶｵﾘﾝ、MB(xx)：高炉スラグ(xx)％置換ﾒﾀｶｵﾘﾝ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning78

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(i)低温処理固化可能性検査手法の検討【実施内容】
低温処理固化技術のうち、セメント固化とAAM固化について、廃棄物の吸水性等の測定を組合せ、事前に固化の可能性を判断する手法を検討する。
•

処理中の主な要求性能としては流動性があり、その影響因子としては、廃棄物の含水率や廃棄物の形状などの物理的特性、溶解性や反応性などの化学的特性が寄与•

固化可能性の検査手法を検討し、運転管理を簡便にすることを目指す•整備した判定手法は、アプローチの検討で整理するプロセスフロー等に反映予定

年度

実施内容

2019

低温処理固化可能性手法の検討
・吸水率や硬化特性に着目してセメント固化可能かどうかをスクリーニングする手法を
検討する

2020

各種低温固化体の適用可能範囲の抽出・固型化体特性に与える影響因子の実験による評価手法の検証を行い、適用可能範囲の抽出を行う©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

79

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(i)低温処理固化可能性検査手法の検討【検討の流れ】【廃棄物の性状測定法（図3左）】

廃棄物の性状測定法① 低温固化に影響する性状を整理し、かさ密度、吸水率、化学反応性など測定したい性状を設定

影響する性状と測定手法の整理② 検査手法の試行に用いるための、模擬物として、廃棄物に含まれる可能性があり、確認する性状に差が生じると想定される材料の選定

性状が異なる
模擬物の選定③ 農業や土壌など他分野の知見なども含め、①で設定した各々の性状を小型容器で検査する
手法の試行④ 上記の各々の性状に関する検査手法を組合せることで、フローを検討【固化処理時性状の簡便測定方法（図3右）】⑤ 加えて、流動性と圧縮強度について、濁度や超音波伝搬など外部測定で、より簡便に把握する方法等についても検討

固化処理時
性状の簡便測定方法

〇流動性
分散性把握
モデル化の実験〇圧縮強度
小サンプルでの試
験、超音波伝搬速度等による測定法の試行

個々の性状測定の
試行
測定手法の
選別

一次スクリーニング
フロー案作成二次スクリーニング
フロー案作成固化処理
可能性を示し、検証できる手法を整備

図3 検査手法の検討事項©International Research Institute for Nuclear Decommissioning80

【検討結果】～性状が異なる模擬物の選定～➢ これまでの調査や知見から、固化に影響する性状と影響を与える物性の組合せを検討（表1）
表1 低温固化処理可能性を左右する固化体特性と廃棄物性状の関係）
廃棄物の性状

考慮すべき固化体特性
影響する
プロセス

特性

可使時間
処理プロセ 流動性
ス自体 均質性
作業安全性
固化体強度
固化後 寸法安定性（固化体） 固化後変質
核種固定性
処理プロセス成立性・固化
体性能に多大な悪影響を
及ぼす性状

形状・
大きさ

粒度
分布

◎
◎

〇
◎
◎

◎
〇

◎

密度

○
〇
〇

かさ
密度
◎

化学
含水率
組成
〇

◎
〇
〇

◎
◎
〇
〇
◎
◎
◎
◎
✓（他性
状で間接
的に評
価）

線量

－
◎

液体（混練水等）添加時の性状
ガス
吸水性 膨潤性 発熱性
分散性 溶解性 液性(pH)
発生
◎
◎
◎
〇
◎
◎
◎
◎
◎
◎
◎
△
〇
◎
◎
◎
◎
◎
◎
◎
◎
◎
◎
◎
〇
◎
◎
◎
〇
〇
〇
〇
◎
◎
✓

✓

✓

✓

※（凡例の意味）影響度：◎（大）、〇（中）、△（小）、－（無し）、空欄（影響が不明なもの）

福一から発生する廃棄物を念頭に、低温固化（セメント、AAM）に影響する性状が異なると想定される模擬物（硅砂、硫酸バリウム等）12種類を選定。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning81

【検討結果】～個々の性状測定の試行の実施例～
〇吸水性

〇分散性

10分後
モンモリロナイト（8g)の体積は約10cc

純水40gに添加して10分後の状態

炭酸カルシウム（重質）180分後

珪石微粉末
180分後

図4 吸水性（膨張性）の確認結果（モンモリロナイト）

図5 溶媒の違いによる分散性（かさ密度）の確認結果➢ 炭酸カルシウム（軽質、重質）、珪石粉末、珪砂、モンモリロナイトの5種の粉末を各々液固
比5で2分間混合➢ モンモリロナイトだけは吸水し、遠沈管内全体に膨張（図4）⇒混練水が減ってしまうとともに、廃棄物自体も膨張⇒セメント固化処理できても、充填率はかなり低くなる可能性高➢ 異なる溶媒を入れて、攪拌し、180分静置。
左側：純水、右側：セメント混練水を模擬した飽和Ca(OH)2➢ 均一に分散していた状態から、材料と溶媒の違いにより、分散度合が異なる。
➢ 炭酸カルシウムは、水でもCa(OH)2溶液でも同様の挙動であるが、珪石はCa(OH)2溶液よりも純水中の方が分散が継続する。
⇒このような固体粉末と溶媒の組合せによる挙動の変化が、廃棄物を固化する際の成否や条件調整に影響している。

セメント固化処理は不適切と判断できる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning82

【検討結果】～スクリーニングフロー案の検討（1/2） ～••個々の性状測定を組合せ、廃棄物の性状測定法となる一次スクリーニング（Step1～5）（表2）と固化処理時性状の簡便測定方法にあたる二次スクリーニング（Step6～7）（表3）から構成される検査手法（案）を構築
一次スクリーニングでは、調査した検査手法のうち、小型容器（50mL小型遠沈管）を用い、低温処理固化プロセス成立性や固化体性能に致命的な悪影響を及ぼさない廃棄物であるかを検査
表2 一次スクリーニング（案）
Step

1

2

3

4
(セメント
のみ）
5

目的
（評価性状）

操作

使用器具

形状、かさ密度次Stepへの移行判断基準遠沈管に一定量の試料を投入し、形状や大きさ 電子天秤を目視観察した後、20回タッピングし、かさ密度 遠沈管を算出
吸 水 性 、膨 潤 性、 混 Step1の操作を行った遠沈管に混練水模擬液を ピペット
練水添加の影響（発 滴下し、吸水量、体積変化、ガス発生有無を確認。 放射温度計
熱性、ガス発生性）
放射温度計により発熱の有無を確認

基準値未定

混練水中での分散性、 Step2の操作を行った遠沈管の上部まで混練水 振とう器
粒度分布
模擬液を追加し振とう後、試料の沈降状況を目 （濁度計）
視で確認（濁度計を使用する方法も考えられる）

基準値未定

セメント懸濁系模擬液
添加の影響（発熱性、ガス発生性）
液性（pH）確認

過大なガス発生と発熱がないこと

Step3の操作を行った遠沈管に水酸化カルシウ 放射温度計
ムを添加し、ガス発生有無を確認。放射温度計
により発熱を確認
セ メ ン ト 系 は Step4 操 作 後 遠 沈 管 、 AAM 系 は pH試験紙等
Step3操作後遠沈管に対して遠心分離を行い、 BTB溶液
上澄み液のpHを測定（BTB溶液滴下による目視確認が簡易）

著しい膨潤、過大なガス発生及び発熱がないこと

アルカリ性を示すこと

Step5までの操作により，処理プロセスの成立（適用）に致命的となる現象（著しい膨潤，ガス発生，発熱）が生じない廃棄物であることを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning83

【検討結果】～スクリーニングフロー案の検討（2/2） ～•二次スクリーニング（表3）では、流動性、圧縮強度を簡易的に評価するが、放射性廃棄物を用いることから、できるだけ小規模（少量）で実施する方法を検討。

圧縮強度・ 2cm角（1 inch cube）程度の小型試験体の強度は、
Φ5×10と同様に直線性があり強度の簡易評価に有用。
セメン ト

AAM

必要試料量
Φ5×10：200mL
2×2×3：12mL

内寸2cm角のシリコンゴム製の型枠

流動性、圧縮強度ともに、数十mL程度の量で評価できることを確認し、2次スクリー
ニング案とした。

図6 φ5×10と小型試験体の7日圧縮強度の関係

表3 二次スクリーニング（案）Step

目的（評価性状）

操作

使用器具

次Stepへの移行判断基準小規模（ハンドミキサー等）で試料を混練し，小規模フロー試験によって固化処理時の流動性を評価（配合を変化させて実施）

ハンドミキサー等
小フローコーン

目標フローを満足すること

小型型枠
強度試験機

目標強度を満足すること

6

固化処理時の流動性

7

固化処理後の固化体強度， 小規模（ハンドミキサー等）で試料を混練し，小型枠に打設し養生した後，材齢7dなど短期材齢凝結不良（可使時間）で強度を評価。また，凝結不良を評価。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning84

【検討結果】～流動性・圧縮強度の予測手法の検討（2/2） ～いくつかの資材を用いて、検査手法案によるスクリーニングを試行した。
表4 炭酸塩スラリー模擬物（乾燥・粉砕物）による一次スクリーニング検証例（セメント系）

2次スクリーニングによる検討

表5硫酸マグネシウムの一次スクリーニング検証結果（AAM系）

不適判定

セメント固化、AAM固化の適用性について、一定の判断が可能
加えて、1次スクリーニングで得られる情報から、2次スクリーニングの測定項目である流動性や圧縮強度を推定する検討も合わせて実施した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning85

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(i)低温処理固化可能性検査手法の検討【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• 処理の成立性に影響する物性を整理したうえで、特徴をもつ模擬廃棄物を選定• 50mL容器を用いて、物性を評価する手法を試行し、それを組み合わせることで、スクリーニング手法案を作成• 模擬廃棄物を用いて、スクリーニングの試行を行い、判断が可能であろうことを確認した。
➢ 次年度計画• 模擬鉄共沈スラリー乾燥品や新たな模擬廃棄物材料によるスクリーニングフロー（案）の妥当性・利用性の検証• スクリーニングフロー（案）で得られる情報を用いた流動性、強度推定方法の検討（密度情報に代わる情報の検討、自由水量算出方法の見直し検討など）• データを定量化するための試行©International Research Institute for Nuclear Decommissioning86

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(ii)スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得【目標】
2種類の模擬スラリー（炭酸塩、鉄共沈）の各々を混合した試験体を作製し、強度や溶出性など分析を行うことで、固化過程の現象理解を深めるとともに、データを取得し提示する。
•••

使用する模擬スラリーは、炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの2種類を、保管時の脱水処理を想定し調整したものを使用する計画とする。
2019年度は、炭酸塩スラリーを混合した試験を、2020年度は鉄共沈スラリーを混合した試験を実施しデータを取得する。

得られたデータは、OPCおよびAAMの適用範囲の検討（アプローチ検討）に反映させる。
⇒評価軸：固化体性能（浸出率、水素ガス発生等）、運転性（廃棄物含水量、プロセス）など※2018年度結果から、AAMの流動性を低減し、水分量を低減した配合も検討する予定。
年度

実施内容

2019

スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得
・炭酸塩スラリーを混合した模擬固化体に関する各種特性データを取得する

2020

スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得
・鉄共沈スラリーを混合した模擬固化体に関する各種特性データの取得、得られたデータ
よりOPC、AAMの適用範囲の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning87

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(ii)スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得【実施する試験】

模擬スラリー評価

固化体の作製条件と硬化特性・配合を調整し、試験体を製作するとともに、流動性や凝結性の試験
を行う。

溶出特性
・水に浸漬し、溶出してくる成分を測定。
粉末を用いる平衡溶出、固体を用いる非平衡溶出を計画

γ線照射特性・γ線を照射した場合の特性評価。固体から発生する水素量の測定と固化体の変質の評価に関する情報を取得する。

浸漬液

試験体

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning88

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(ii)スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得【試験項目とパラメータ】
パラメーター

配合
選定

漏斗ま
たはフ
ロー
試験

粘性
試験

ﾋﾞｶｰ針
試験

強度
試験

炭酸塩スラリー
鉄共沈スラリー
●
M
固化体作製
●
MB20
条件検討
●
MB40
●
OPC
●
●
M
●
●
MB20
流動性
硬
●
●
MB40
化
●
●
OPC
特
●
M
性
●
MB20
固化時間
●
MB40
●
OPC
養生期間（日）
●
3
●
7
圧縮
●
28
強度
●
91
●
長期材齢1
●
長期材齢2
液固比：5水準
固
10
化
平衡
100
体 溶
溶解性
500
特 出
1000
性 特
2000
性
浸漬期間（週）
非平衡
1
溶出性
4
13
線強度
γ線照射特性●
積算線量1（水素発生等）
●
積算線量2
●
積算線量3
・硬化特性、固化体特性の各種試験は、配合選定で決定した代表配合にて実施

MIP

模擬スラリー評価

XRD

TG/DTA

●
●

●
●

●
●
●
●
●

●
●
●
●
●

EPMA SEM/EDS

液相
分析

NMR

水素ガ
ス測定

XRF

粒度
分布

●
●

●
●

●
●
●
●
●
●

●
●
●

●
●
●
●
●
●

●
●
●
●
●
●
●
●

●
●
●

●
●
●

●
●

●
●
●
●
●
●

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning89

【検討結果】～模擬廃棄物（炭酸塩スラリー）の製作～••

試験に利用する模擬スラリー脱水物（320kg）は、フィルタプレス試験時の配合条件 （表1）と同一とした。
実廃棄物の保管状況を勘案し、福一の現場で適用が予定されているフィルタープレス機による圧搾を行ったもの（図1）を使用した。
表1 炭酸塩スラリーの配合条件 （1m3当たり）
品名

添加量(kg)

試験時に得られた実用知見
備考

A

塩化ナトリウム28.5 海水成分

B

塩化マグネシウム6水和物

180 海水成分C

塩化カルシウム2水和物

79.5 海水成分

D

硫酸マグネシウム7水和物

6.82 海水成分

E

炭酸ナトリウム

152

F

48%水酸化ナトリウム130 pH12になるよう添加

脱水処理用の濾布を新品に交換したところ、洗浄時に泡立ちが発生。
実機でも生じる可能性。

洗浄廃液を用いた予察試験を行い、固化への明らかな影響が無いことを確認。
図1 圧搾前のスラリー（左）と圧搾後のスラリー（右）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning90

【検討結果】～模擬廃棄物の混合方法の検討～➢ 脱水物の性状• 手で強く押すと変形する紙粘土のような状態であり、流動性はない（図2）⇒そのまま混練すると均一化されない（図3）• 脱水物の水/固体比は約0.47⇒脱水物の状態で混合するには追加で水を投入する必要があるが、余剰水が生じる可能性あり。

図2 脱水物の外観

図3 脱水物をそのまま混練した状況➢ 模擬廃棄物の混合方法
本研究では、固化時の特性や固化材料と廃棄物の反応など、処理技術間で評価軸となりうる
基礎的なデータを取得することが目的であることから、特性データの取得が可能な、スラリー粒子と固化材粒子を均一に混合した試験とした。

乾燥（105℃、24h）後（図4）
粉砕、粉砕・ふるいがけしたもの（図5）を固型化材料の粉体と事前に混合。
図4 乾燥中の様子

図5 乾燥後粉砕・ふるいがけしたもの

検討の結果、余剰水を生じず混錬可能な流動性を確保するため、脱水物を乾燥粉体にして混合することで、均一な固化試料を作製することとした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning91

【検討結果】～混合方法の検討を受けて実機導入に向け新たに認識された課題～➢ スラリー脱水物の低温固化処理の実施に当たり、均一固化体とするか充填固化体とするか、その方策により処理工程・設備、廃棄物充填量などが大幅に変わるため、早期にその方針の決定が必要➢ 充填固化体とする場合で、固化体に一定の強度が求められる場合には、別途圧搾物
自体の強度並びに充填量をパラメータとした試験による強度確認が必要➢ 均一固化体とする場合には、圧搾後のスラリーの再流動化など適切な前処理方法の検討が必要➢ なお、圧搾体の保管状況によっては、含有放射能の崩壊熱による乾燥や、積層による圧縮により、圧搾体の乾燥、圧密化の進行が想定されるため、それを考慮した上記検討が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning92

【検討結果】～セメント固化体の作製条件：配合調整の評価試験方法と基準～•配合を決定するための評価基準を以下の通り設定
流動性

試験方法

J14漏斗流下時間（JSCE-F-514
充填モルタルの
流動性試験
方法）

評価基準

J14漏斗流下時間
＝2～4秒

凝結性

圧縮強度

始発時間
（JIS R 5201
セメントの
物理試験
方法）

圧縮強度
（JIS R 5201
セメントの
物理試験
方法）

急結を生じず，且つ24時間以内でブ
リーディングを生じず硬化

Φ5×10cm
20℃密閉養生

1.47 N/mm2 以上（材齢28日）充填率の定義充填率(wt%)＝
充填率30wt%
水/固体比45wt% (水セメン ト比wt80%)

充填率50wt%
水/固体比45wt% (水セメン ト比164wt%)

廃棄物
×100

母材粉体＋母材液体＋廃棄物
水
31wt%
水
31wt%

セメント
39wt%
セメント
19wt%

炭酸塩乾燥粉砕品

30wt%
炭酸塩乾燥粉砕品

50wt%※水/固体比を一定とした場合、充填率の増大に伴い、セメントやAAM用粉体の割合が減少©International Research Institute for Nuclear Decommissioning93

【検討結果】～セメント固化体の作製条件（1/2）～
2018年度事業にて検討したセメント固化体配合（水セメント比：W/C=45wt％）に模擬廃棄物を充填す
ると、流動性が大きく低下し、混練不可あるいは流動性のない混練物が得られる可能性がある。そのため、W/Cを高めた配合で、模擬廃棄物の充填率を変化させ、流動性、翌日硬化性（ブリーディング有無含む）、圧縮強度の特性データを取得し、設定した評価基準を満たす配合を抽出した。
検討配合

4.5

W/Cを3水準（100、150、200wt%）設定し、模擬廃棄物の充填率を変えて各物性を取得。
表2 検討配合
模擬廃棄物充填率（％）
W/C
100

備考
0

15

20

25

30

35

40

45

50

－

●

●

●

●

－

●

－

－

3.5
3.0
2.5

2.0
1.5
充填率15
充填率25
充填率35
充填率45

1.0
0.5

150

－

－

●

－

●

●

●

－

●

200

－

－

●

－

●

●

●

●

●

45

●

－

－

－

－

－

－

－

－ 2018年度配合「－」：未実施、 「●」：物性取得を実施

強度発現は極僅かであるか、固化しない可能性があるため実施せず

流動性得られず•←W/C=45、充填率04.0

J14漏斗流下時間(秒)

•

流動性

充填率20
充填率30
充填率40
充填率0

•

0.0
10

60
110
水/固体比（％）

160

漏斗試験を行える流動性を得られた水準について、水/固体比と流下時間の関係を整理すると、水/固体比の減少に伴い流下時間は増加
漏斗試験を行えた配合は、全て評価基準
範囲内であった。

図6 水/固体比と流下時間の関係※水/固体比＝水重量/（セメント重量＋廃棄物乾燥重量）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning94

【検討結果】～セメント固化体の作製条件（2/2）～

圧縮強度

凝結性
• W/C=150と200の充填率20wt%の配合では、翌日にブリーディング
あり• 他の配合では、翌日にブリーディングがな
く表面は硬化45
40←W/C=45、充填率0

35

強度低下

30
25

20

拡大

15

10
5
0
10

60
110
水/固体比（％）

充填率15
充填率30
充填率45

充填率20
充填率35
充填率50

160

充填率25
充填率40
充填率0

28日圧縮強度(N/mm2)

28日圧縮強度(N/mm2)• 模擬廃棄物を充填す
ると強度は大きく低下• 水/固体比の増加に伴い強度は低下• 充填率増加に伴い強度は低下• 充填率増加に伴う強度低下は、単位容積
中のセメント量が減少するためと推察

10
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0

充填率増

1.47N/mm2

10

60
110
160
水/固体比（％）
充填率15
充填率20
充填率25
充填率30
充填率35
充填率40
充填率45
充填率50

図7 水/固体比と圧縮強度の関係評価基準を満たす配合の中から、各物性の変動なども考慮し、「W/C=100、廃棄物充填率30wt%」 の配合を選定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning95

【検討結果】～固化時間、圧縮強度～

固化時間

圧縮強度

炭酸塩スラリー含有セメント固化体（30wt%）の始発、終結はOPCのみと比べ早いが、遅延剤の併用により始発、終結時間を調整可能

炭酸塩スラリー含有セメント固化体は、OPC母材のみに比べて強度は大きく低下。
材齢7日と28日の強度は、ほぼ同等であり、強度増進なし

遅延剤：ﾌﾛｰﾘｯｸT（ｺﾝｸﾘｰﾄ用超遅延剤）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning96

【検討結果】～XRD、TG/DTA～

TG/DTA

鉱物の定性

10

炭酸塩スラリー含有セメント固化体
セメント固化体

50000

NB

40000
30000

N

20000

N

10000

N
H
P

P
B
P

C NN

P:Portlandite(Ca(OH)2)
C:Calcite(CaCO3)
B:Brucite(Mg(OH)2)
H:Halite(NaCl)
N:Northupite(MgNa3(CO3)2Cl)

C C CCB
C
N
N

0
-10

-10

Ca(OH)2分解-30

Mg(OH)2分解-20-20
CaCO3分解

-40
-50

B

-30

-60
TG(%)

10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60

DTA(μV)

-70

-40

200

P P P

0

5

10

0

0

P

20

DTA［μA］

C

TG［%］

60000

400

600

800

-80
1000

Temp［℃］

炭酸塩スラリー含有セメント固化体の50～1000℃の
質量減少率は、約32%2Θ［°］

炭酸塩ｽﾗﾘｰ乾燥品

10

30

20

炭酸塩スラリー乾燥品

OPC固化体炭酸塩スラリー含有セメント固化体

100

Ca(OH)2分解

炭酸塩スラリー含有セメント固化体からは、OPC固化体や炭酸塩スラリーを構成する鉱物などを確認

0
-10

-10

-20
-30
-20

Mg(OH)2分解

CaCO3分解-40

DTA［μA］

OPC固化体セメント固化体

TG［%］

強［count］

30

-50
-30

-60
TG(%)

DTA(μV)

200

400

-70

-40
0

600

800

-80
1000

Temp［℃］©International Research Institute for Nuclear Decommissioning97

【検討結果】～AAM固化体の作製条件（配合の基礎条件）～•

固化体基礎特性である流動性・凝結性・圧縮強度の評価基準を満たす配合を代表配合として抽出することを目的とし、AAMの配合調整を検討•

具体的には、2018年度事業にて抽出した「AAM母材固化体を配合設計する上での設計指標（水/全粉体比、母材Na/Siモル比）」および「廃棄物充填率」を変化させ、流動性・凝結性・圧縮強度を
評価
MK
/母材粉体
[wt%]

BFS
/母材粉体
[wt%]

母材中
Si/Alモル比[mol/mol]

廃棄物
充填率
[wt%]

水/固体比
[wt%]

母材中
Na/Siモル比[mol/mol]

M

100

0

1.8

0

150

0.84

MB20

80

20

1.8

0

110

0.50

MB40

60

40

1.8

0

100

0.63

M

100

0

1.8

MB20

80

20

1.8

MB40

60

40

1.8

30,
40,
50.

変化させ，
配合影響
検証

変化させ，
配合影響
検証

種類

M：
メタカオリン

BFS：
高炉スラグ微粉末

2018年度

2019年度固体＝母材粉体＋廃棄物固相

M：メタカオリンのみ、MB20：メタカオリンの20wt%を高炉スラグに置換、MB40：メタカオリンの40wt%高炉スラグに置換©International Research Institute for Nuclear Decommissioning98

【検討結果】～AAM固化体の作製条件：固化体特性の配合による変化～
凡例：

MB20

M

MB40

流動性

凝結性

充填率50wt%

充填率
30wt%

充填率
30wt%

圧縮強度
充填率
30wt%

M
M
充填率
50wt%

MB系
MB系

充填率
40wt%

充填率40wt%
水/固体比 (wt%)••

充填率の増大（水/固体比一定）⇒流動性向上
水/固体比増大（充填率一定）⇒流動性向上水/固体比 (wt%)••

母材Na/Siモル比により，粉体種類ごとに異なる変化（母材と同じ傾向、充填率影響は微小）
水/固体比増大⇒凝結遅延••

水/固体比、充填率の増大⇒
強度低下
高炉スラグ置換系：Na/Siモル比の低下⇒強度低下（AAM配合特性）➢ 水/固体比を増大させると、流動性は確保されるが強度は低下。
➢ 充填率を上げる（水/固体比一定の場合）と、流動性は増大するが、強度は低下。
➢ 凝結性は、 Na/Siモル比に強く影響される。スラグを含むか含まないかにより、影響が逆転。
⇒配合による変化傾向が特性毎に異なるため、各特性を満たす配合の抽出が重要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning99

【検討結果】～AAM固化体の作製条件：評価基準を満たす配合の選定～

流動性・凝結性の評価基準を満たす配合における圧縮強度評価基準を満たす配合の中から、各物性の変動なども考慮し、以下の配合を抽出
図8 炭酸塩スラリー乾燥品の充填率と圧縮強度

廃棄物
充填率
[wt%]

水/固体比
[wt%]

母材中
Na/Siモル比[mol/mol]

J14漏斗
流下時間
[sec]

始発[min]

24h後

28日
圧縮強度
[N/mm2]

M

30

92

1.2

3.6

470

終結

5.3

MB20

30

86

0.7

2.8

430

終結

8.3

MB40

30

80

0.8

3.0

460

終結

7.0

種類

凝結

AAMもセメント同様、「廃棄物充填率30ｗｔ%」 の配合を選定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning100【検討結果】～データの取得：硬化特性～○照射試験（硬化中）○硬化性（粘性変化）

G値：物質がエネルギーを吸収した場合における100 eVあたりの生成分子数(MB40)(M)

図9 AAM固化体の硬化中の粘性と廃棄物充填率の影響

図10 硬化中におけるG値

スラリーを30wt％含むと・初期の粘性は同様の値•

混錬直後のペーストにγ線照射を行い、硬化進行中の水素発生挙動を調査した。

・粘性が高くなりはじめる時間が早くなる傾向
・粘性増加の傾き（時間変化のグラフ形状）が緩く変化•

処理運転時に影響する物性に複雑な変化が生じていることも明らかになった。

硬化中のG値は、
M＜OPC＜MB20＜MB40の順に大きい値。

•

固化体切断を行い、内部への気泡状態の分析を継続している。

その他、溶出試験、照射試験（模擬固化体）等データの取得を継続している。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning101

【検討結果】～データの取得：γ線照射特性～
表3 照射条件
固化体母材へのγ線照射試験（2018年度事業）

試験内容
試験場

模擬スラリー含有固化体へのγ線照射試験（本事業）

高崎量子応用研究所
OPC、M、MB20、MB40（母材のみ）
養生期間：28日間

供試体
照射条件

OPC、M
（模擬炭酸塩スラリー30wt%含有)
養生期間：28日間

固定照射（線源に対して照射容器を固定）

線源

Co-60

線量率

約1.8～5kGy/h

積算線量(計画)

3kGy、10kGy、30kGy

図12 積算線量に対する水素ガスのG値
炭酸塩スラリー含有固化体の水素ガスのG値を2018年度
事業で実施した母材のみへの照射試験の結果と比較すると、OPC、Mともに母材に対してスラリー含有固化体の方がG値が高くなる傾向がみられた。

図11 模擬スラリー含有固化体の照射前後の外観
OPCはいずれの積算線量でも照射前後の外観変化はほとんど見られず。
Mは積算線量3kG、10kGyの照射では変化が見られなかったが、30kGy
照射後の固化体は照射容器内で脆く崩れており，元の形状を保っていなかった。

・炭酸塩スラリー含有固化体（MB20、MB40）についても同様に照射試験を実施済み。照射後の割れ等は発生していない。
・現在、水素ガス等の分析を実施している。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning102

【検討結果】～データの取得：γ線照射特性、溶解試験～

照射試験後の圧縮強度

溶解試験

現在実施中

図13 照射試験前後の圧縮強度

炭酸塩スラリー含有固化体の圧縮強度• OPCは、照射前後で強度に変化無し。
• Mは、照射により脆く崩れた30kGy以外でも、照射により若干の強度低下が生じた。
但し、強度基準（1.47N/mm2）以上ではあった。

（データ取得中の項目）◼ 溶解試験継続（固化体の溶解性などを含む各種特性確認）◼ γ線照射後の水分(TG/DTA）、鉱物相(XRD）の確認など◼ 模擬核種浸出性確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning103

【検討結果】～炭酸塩スラリー含有含有固化体のNMR～
NMR

セメント固化体、AAM固化体（3種）初期試料の29Si、27Al-NMR測定実施

炭酸塩スラリー含有セメント固化体の
29Si-NMRスペクトル

炭酸塩スラリー含有セメント固化体の27Al-NMRスペクトル

炭酸塩スラリー含有AAM固化体※の29Si-NMRスペクトル

炭酸塩スラリー含有AAM固化体※の27Al-NMRスペクトル※グラフのAAM固化体は高炉スラグを含まないメタ カオリン単独での固化試料⚫ 今後、XRDの鉱物定性結果を考慮して帰属を定性する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

104

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(ii)スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• 炭酸塩スラリーの模擬物について、現状まで検討されている通り、フィルタープ
レスを行い脱水するなどの工程を模擬して作製した。
• 得られた炭酸塩スラリーを用いて、セメント、AAMの配合を検討した。評価基準を満たす配合としては、セメントでは廃棄物充填率（乾燥粉体重量）45wt％が、AAMでは40wt％が限度であった。
• 両者の比較を確実に行うため、物性の変動を見込んだ上で、廃棄物充填率（乾燥粉体重量）30wt％の配合を代表配合として選定した。
• 決定した配合で固化試料を製作し、粘性測定、照射試験等のデータ取得を行っている。
➢ 次年度計画• 鉄共沈スラリーの模擬物を作製し、同様にデータを取得する。
• 得られた結果をとりまとめ、アプローチを検討する際のデータとして適用範囲等を明らかにする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning105

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(iii)特殊セメント系の調査【実施内容】

普通ポルトランドセメント（OPC）に悪影響がある成分を含む水処理二次廃棄物への適用性を検討するため、必要な特性に特化した特徴を持つOPC以外のセメント系材料（特殊セメント）の調査を行う。
（調査概要）
調査対象とする特殊セメント種類を決定した後、放射性廃棄物固化用途での利用実
績・研究例、必要な特性に焦点を当てた固化体特性の調査を行うと共に、国内における原材料の入手の容易さや試験実施可能性の観点を踏まえ、試験検討対象とする特殊セメント系固化体を抽出する。
年度

実施内容

2019

利用可能性が高い特殊セメントの抽出（文献調査）
調査の観点：OPCに比べ、炭酸ナトリウムの影響が低減されるもの（OPCに比べ、適用範囲が広くなる可能性があるもの）
母材の評価
特殊セメントを用いた母材について性能評価

2020

各種低温固化体の適用可能範囲の抽出に資する検討（模擬廃棄物、炭酸ナトリウム、ホウ酸塩の添加等）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning106

【検討結果】～特殊セメントの抽出～➢ 昨年度までにOPCの固化阻害物質について調査し、水処理二次廃棄物に含まれ少量で影響を及ぼす可能性のある物質として、ホウ酸塩、炭酸ナトリウムなどを抽出➢ AAMでの固化適用性検討と合わせて、これらの効果的な低温処理オプションを探索➢ 技術的成熟度が高い特殊セメントを網羅的に抽出（表1）し、適用可能性を検討
表1 抽出した特殊セメント（1）JISに規定されたセメントの種類
ポルトランドセメント
・普通ポルトランドセメント
・早強ポルトランドセメント
・超早強ポルトランドセメント
・中庸熱ポルトランドセメント
・低熱ポルトランドセメント
・耐硫酸塩ポルトランドセメント
混合セメント・高炉セメント（A,B,C種）
・フライアッシュセメント（A,B,C種）
・シリカセメント（A,B,C種）
それ以外のセメント・エコセメント（普通、速硬）（2）特殊なセメントの種類（JIS規格外）
ポルトランドセメントをベースにしたもの
・膨張性セメント・2成分系の低発熱セメント
・3成分系の低発熱セメント
ポルトランドセメントの成分や粒度の構成を変えたもの
・白色ポルトランドセメント
・セメント系固化材
・超微粒子セメント・高ビーライト系セメント
ポルトランドセメントとは異なる成分のもの
・超速硬セメント
・気硬性セメント・アルミナセメント
・その他のセメント（カルシウムサルフォアルミネートセメント、リン酸マグネシウムセ
メント）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning107

【検討結果】～調査の視点と対象とした特殊セメントの分類～【調査の視点】①放射性廃棄物固化用途としての利用実績・研究例
当該セメントの利用実績・研究例の有無を調査②OPCに対して悪影響を及ぼす成分の影響
スラリーに含まれる成分中で「ホウ酸塩」および、「炭酸ナトリウム（Na2CO3）」の影響の大小に関する情報や、セメン
ト構成成分から推察③必要な特性に特化した特徴
固化プロセス成立性や水素ガス発生量抑制（水セメント比の低減）の観点から、「高流動性」に着目
対応可能な廃棄物核種インベントリや廃棄物充填率の増大に繋がる可能性の観点から「高耐熱性」に着目

 ポルトランドセメントをベースにしたもの
•
•

セメントの
分類

 ポルトランドセメントの成分や粒度の構成を変えたもの
•
•
•
•

総括的な特
徴

膨張性セメント
多成分系の低発熱セメント（JIS規定の置換率を超える混和材混合セメントを含み調査）

白色ポルトランドセメント、
セメント系固化材、
超微粒子セメント、
高ビーライト系セメント⚫ OPCがベースなので、OPCと反応や性質等は類似⚫ 混和材が多くなると、OPCと異なる性質が強くなる

 ポルトランドセメントとは異なる成分
のもの
•
•
•
•

•

超速硬セメント
気硬性セメント
アルミナセメント（アルミナセメントをベースとするセメントを含む）
カルシウムサルフォアルミネートセメン
トリン酸マグネシウムセメント⚫ OPCとは含有元素などが大きく異なることから、反応や性質等は、相違⚫ 特定の用途を想定して、調整されていることから、性質の差が極端な傾向©International Research Institute for Nuclear Decommissioning108

【検討結果】～個々の特殊セメント特徴を踏まえた適用可能性検討～
特殊セメントの調査結果例
 膨張性セメント

 多成分系の低発熱セメント（JIS規定の置換率を超える混
選 和材混合セメントを
定 含め調査） アルミナセメント（アルミナセメントをベースとするセメントを含
選 む）

定

•
固化用途での利用実績・研究例は見当たらず•
処分施設用途では、ひび割れ抑制を目的に実績あり（浅地中ピット）•
セメントの構成から、本調査の着眼点では普通セメントと大差ないと推察⇒ 利用可能性は低いと推察•
固化用途での利用実績は、国内では見当たらず•
研究として、高炉スラグ高置換セメント（1：9）による炭酸ナトリウム溶液固化研究例において、利用可能性がある旨が報告されている•
海外では、Hanfordでの低レベル廃液（硝酸Na）の基本の固化材として、フライアッシュ・高炉スラグ高置換セメン
ト（「Cast Stone」）の適用性検討が行われている⇒ 「高炉スラグ微粉末高置換したセメント（1：9）」は、普通セメント割合が非常に少ないことから、炭酸ナトリウムやホウ酸の影響度が異なり、利用可能性があると判断•
固化用途での利用実績は見当たらず•
アルミナセメント単独系の欠点である初期の水和発熱や材齢進行による強度低下を防ぐための材料設計として、
アルミナセメントにフライアッシュや高炉スラグを混合する系の研究例がある。普通セメントと構成が全く異なるため、炭酸ナトリウム、ホウ酸塩の影響が異なる可能性がある•
耐熱性は高い。流動性については、高性能減水剤を利用した場合に、超低水セメント比でも高流動性が得られるとの報告有り⇒普通セメントにとっての有害成分影響、耐熱性の観点から、利用可能性があると判断⇒水和発熱抑制、材齢進行による強度低下抑制が重要と考え、「アルミナセメント＋フライアッシュ」を選定

 リン酸マグネシウム ••セメント

固化用途での利用実績は見当たらず
固化用途としては、Hanford に おける硝酸Na廃液固化用途として、リ ン酸マグネシウ ムセメント にあ たる「Ceramicrete」の適用性検討あり•
普通セメントと構成が全く異なるため、炭酸ナトリウム、ホウ酸塩の影響が異なる可能性が有る。
⇒利用可能性はあると推察⇒しかし、製造（材料・配合）条件、参考文献の有無より試験実施は困難と判断◼

高炉スラグ高置換セメント⇒炭酸ナトリウム混合廃棄物（炭酸塩スラリー）への適用性に優れる可能性あり◼

フライアッシュ混合アルミナセメント⇒耐熱性・流動性に優れる可能性あり。成分影響も普通セメントと異なる可能性あり

代表配合を検討し、得られた代表配合について、圧縮強度など基礎物性を取得する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning109

【検討結果】～配合と流動性・凝結性の関係～➢ 本年度計画（基本的要求性能の確認）• 配合（水粉体比）を変化させ製造した固化体について、凝結性状と流動性を評価• 代表配合を抽出し、圧縮強度、細孔径分布、構成相（XRD）、水分状態（自由水、結合水）を評価

配合（水粉体比）を変化させ、流動性と凝結性を測定し、代表配合を決定した。

凝結性（ビカー針試験）

流動性（J14漏斗流下試験）
AF20

CB90

CB90（水粉体比40%）は固練り過ぎて漏斗流下
せず

OPC
CB90

凝結が遅いものは、水/粉体比が高い配合：フライアッシュ 混合アルミナセ
メント(AF)

AF20：フライアッシュ 混合アルミナセ
メント(AF)：普通ポルトラ ンドセ メント(OPC)

OPC：普通ポルトラ ンドセ メント(OPC)：高炉スラグ高置換セメント(CB)：高炉スラグ高置換セメント(CB)• 流動性：フライアッシュ混合アルミナセント＞普通セメン
ト＞高炉スラグ高置換セメント• 文献調査通り，アルミナセメントは流動性高

凝結

水/粉体比
[wt%]

J14漏斗流下時間[sec]

始発[min]

24h後

CB90

55

3.6

790

1190

AF20

40

4.7

310

450

OPC（比較用）

45

4.2

270

400

種類
代表
配合

• いずれの固化体も、十分なハンドリングタイム（可使時間）を保持しており、且つ24h以内で終結しているため、製造プロセスが成立可能な見込み

CB90：OPC/高炉スラグ微粉末＝10/90に調合したもの、AF20：アルミナセメント/フライアッシュ＝80/20に調合したもの©International Research Institute for Nuclear Decommissioning110【検討結果】～代表配合と代表配合固化体の特性データ～• 代表配合に対して、固化試験体を製作し、圧縮強度、自由水量などの特性を取得

自由水量（材齢変化）

圧縮強度（材齢変化）
高炉スラグ高置換セメントは、初期強度発現性は低いが、経時強度増進が大きい⚫ 材齢28日強度：普通セメント＞高炉スラグ高置換セ
メント≒フライアッシュ混合アルミナセメント

フライアッシュ
混合アルミナセ
メントは、自由水量が少ない。
（水/粉体比が小さいため。）⚫ 材齢28日自由水量：フライアッシュ混合アルミナセメ
ント＜普通セメント＜高炉スラグ高置換セメント

CB90は、OPC：高炉スラグ微粉末＝10：90に調合したもの
AF20は、アルミナセメント：フライアッシュ＝80：20に調合したもの•

その他、分析項目（細孔径分布、構成相（XRD））については、データ取得中©International Research Institute for Nuclear Decommissioning111

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
i．技術の抽出に資する低温処理技術のデータ取得・評価(iii)特殊セメント系の調査【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• 特殊セメントについての文献調査を行い、OPCの代替材料として試験する材料
として高炉スラグ高置換セメント及びﾌﾗｲｱｯｼｭ混合アルミナセメントを選定した。
• 母材を用いて、流動性や圧縮強度など基礎的なデータを取得した。
• 一部のデータ （細孔径分布、構成相（XRD））は、現在取得中である。
➢ 次年度計画• 今年度抽出した特殊セメント二種に対する、OPC固化体に対して悪影響を及ぼす物質（炭酸ナトリウム、ホウ酸塩等）、模擬廃棄物（各種スラリー乾燥粉砕品）および、熱・乾燥が及ぼす影響の検証• 特殊セメントを利用した場合について、セメント固化が適用可能な廃棄物性状等の範囲を検討・整理（②処理技術の適用性評価アプローチの検討にフィードバック）
表2 特殊セメントの検討項目©International Research Institute for Nuclear Decommissioning112

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査【目標】（i）加熱等による固化体変質の調査• 2018年度に実施したアプローチの検討及び固化材
料の物性等測定法等の調査結果を基に、固化体
材質毎の材質変質要因の整理と可能性について検討する。低温処理については、2018年度に取得したTGの結果を基に、加熱状態、乾燥状態での固化体の変質を明らかにする。
（ii）Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価（図1）•形状の異なる容器（容器数種）の固化体での熱条
件の変化を明らかにする。
•廃棄物を混合した場合の、密度、熱伝導率等の値を調査し、解析に反映させるとともに、影響の大きさを明らかにする。

図1 Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価（例）（iii）長期的な変質に与える影響因子の調査と変質挙動の評価•結晶相への転移、温度上昇（～60℃）、溶脱変質を想定した安定相の計算を実施（図2）。
図2 スラリー含有時の鉱物相組成の検討（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning113

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査 (i)加熱等による固化体変質の調査【実施内容】

保管時に受ける影響を調査するため、加熱状態及び乾燥状態で保管された場合の変質についての調査を行う。
他の項目で得られた試験データや文献等の調査から変質の可能性についての知見を整理するとともに、不足する乾燥等のデータについては、試験を行いデータを取得する。
2019年度は、変質の可能性に関する知見の整理を行い、2020年度に不足するデータの取得を行
う。
年度
2019

実施内容
加熱及び乾燥による性能変化の調査
・文献調査等から変質の可能性について知見を整理
母材の評価試験・「乾燥影響」、「熱と乾燥の複合影響」を評価「①-i-（ii）スラリーに対するAAM固化体の特性データ取得」にて決定した母材について、加熱及び乾燥による性能変化を評価（温度域、乾燥強度域を広めに設定し、検証）

2020

母材の評価試験・2019年度結果を受け、性能が大きく変化する範囲（温度、乾燥強度）に絞りこみをかけ、検証©International Research Institute for Nuclear Decommissioning114

【検討結果】〜試験条件設定のための文献調査結果〜➢

文献等の調査から変質の可能性についての知見を整理している。

セメント固化体（OPC）

AAM固化体＜熱＞乾燥と熱による組織変質• 70～100℃：空隙内自由水、一部の水和物（エトリンガイト）の逸散⇒組織収縮、空隙径粗大化• 100℃～450℃：C-S-Hの脱水⇒さらなる組織収縮、空隙径粗大化• 450℃以上：Ca(OH)2、CaCO3の分解（CaO化）等⇒固
化体の様相を消失していき、顕著な強度低下（図1）＜乾燥（湿度）＞乾燥による組織収縮が主
40℃乾燥よりRH（相対湿度）11%乾燥による収縮ひず
みが小（図2）＜熱＞乾燥と熱による組織変質• ～100℃：空隙内自由水が逸散⇒組織収縮、空隙径粗大化（推察）• 100℃～：ゲル状生成物からの連続的な脱水⇒組織
収縮、空隙径粗大化
セメント固化体に比べ高温での強度低下が少ない（図3）
Ca量が多いと、高温（1000℃～）耐熱性が低いとの報告＜乾燥（湿度）＞
乾燥による組織収縮が主（推察）
研究例が少ない
傾向について統一的な見解がない

セメント

図1 コンクリートにおける温度と強度の関係（～800℃）1）

図2 コンクリート乾燥条件と乾燥収縮ひずみの関係2)

スラグ系AAM

図3 AAM（スラグ系）における温度と強度の関係3）

AAMの熱・乾燥影響について、試験でのデータ取得が必要（圧縮強度、収縮ひずみ）

参考文献
1)土木学会：コンクリート構造物の対価技術研究小委員会報告ならびにシンポジウム論文集、コンクリート技術シリーズ63、pp.32-38、2004
2)伊藤ら：温度・湿度変化による乾燥を受けたコンクリートの割裂引張強度に関する検討、コンクリート工学年次論文集、Vol.36、pp.382-387、2014
3)一宮ら：フライアッシュベースのジオポリマーの配合ならびに高温抵抗性、コンクリート工学年次論文集、Vol.36、pp.2230-2235、2014©International Research Institute for Nuclear Decommissioning115

【検討結果】〜調査を踏まえ設定した熱、乾燥負荷条件〜➢ 調査結果より、固化体の試験における熱乾燥負荷条件を以下の通り設定。

（熱負荷条件）••••（乾燥負荷条件（図2））

20℃(RH60%)（規準）
80℃（熱負荷試験で先行研究で設定されることが多い温度）105℃（空隙内自由水がほぼ逸散（自由水量測定条件と同じ条件））
200℃（AAM固化体のTG分析において、逸散が落ち着いた温度域）（図1）

図1 DTA曲線（2018年度データ）

•
•
•
•

RH100%(20℃)（乾燥しない場合）
RH80%(20℃)
RH60%(20℃)（規準）※熱負荷の規準と同じ
RH11%(20℃)（セメント固化体：空隙内自由水がほぼ逸散）
セメント固化体

図2 乾燥条件と乾燥収縮ひずみの関係

現在、母材のみの固化体を製作し、熱負荷試験を開始©International Research Institute for Nuclear Decommissioning116

【検討結果】～母材の評価試験：試験概要～

表１ 熱、乾燥負荷試験の供試体配合条件

種類

M
/母材粉体
[wt%]

BFS
/母材粉体
[wt%]

母材中
Si/Alモル比[mol/mol]

廃棄物
充填率
[wt%]

水/固体比
[wt%]

母材中
Na/Siモル比[mol/mol]

OPC

-

-

-

0

45

-

M

100

0

1.8

0

150

0.84

MB20

80

20

1.8

0

110

0.50

MB40

60

40

1.8

0

100

0.63

混錬・打設

養生

乾燥・熱負荷

２０℃
密封養生
28日間

強度試験用Φ5×10cm
収縮ひずみ測定に4ｘ4ｘ16cm
供試体を作成乾燥（恒温恒湿デシケータ）

熱（電気乾燥炉）⚫ 経時的な収
縮ひずみの変化⚫ 経時的な圧
縮強度変化⚫ 経時的な自由水量、結合水量、XRD分析の変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning117

【検討結果】～母材の評価試験：熱・乾燥による圧縮強度の変化～
AAM: M

OPC

強度はRH80%の弱い乾燥条件でも低下
RH60%から
ほぼ一定

強度は低下
せず、熱負
荷の場合増
大傾向（反
応促進が生
じたため）

AAM: MB40

AAM: MB20

Mと類似する傾向だが、
RH100%でも強度低下
80℃からほぼ一定

RH60%から低下
80℃からほぼ一定

図１ 各種固化体の熱・乾燥負荷による圧縮強度変化➢ OPC固化体：熱・乾燥負荷をかけても顕著な強度低下は生じず➢ AAM固化体：程度の差はあるが、弱い乾燥条件であっても強度低下（負荷7日間で変化ほぼ収束）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning118

【検討結果】～母材の評価試験：熱・乾燥による質量の変化～

各種熱・乾燥負荷条件・負荷28日における質量変化率と圧縮強度残存率の関係

温度℃

湿度％

20

100

20

80

20

60

20

11

80

（-管理なし）105（-管理なし）200（-管理なし）質量減少率が大きい傾向が見られた。

図１ 質量変化率と圧縮強度残存率の関係（熱・乾燥負荷28日）• 質量変化率が大きいほど、強度残存率が低下（ただし、MB40のRH100%は質量減少しないが強度低下）⇒乾燥による強度低下⇒乾燥収縮ひずみに起因しひび割れが発生し、強度低下している可能性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning119

収縮ひずみ(μ)

収縮ひずみ(μ)

収縮ひずみ(μ)

【検討結果】～母材の評価試験：熱・乾燥による長さ変化（収縮ひずみ）～

熱・乾燥負荷日数(d)

熱・乾燥負荷日数(d)

熱・乾燥負荷日数(d)RH 100%

RH 60%

80℃

MB40の収縮ひずみが大きい

収縮ひずみ：
M＞MB20≒MB40≫OPC

MB40のみ収縮ひずみが顕著に大きい➢ 収縮ひずみは、全体としてOPC固化体に比べAAM固化体で大きい。
➢ AAM固化体の熱・乾燥による圧縮強度の変化と収縮ひずみの大きさに相関があることから、AAM
固化体の強度低下の主要因は収縮ひずみによるものと推察される。
➢ 水分逸散の程度や乾燥収縮ひずみは、固化体の様々な要因（水分量、空隙構造等）で変化する
ことから、模擬廃棄物固化体では傾向が異なる可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning120

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査 (i)加熱等による固化体変質の調査【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• セメント及びAAMについて、既往の文献調査から、加熱・乾燥による変質の可能性についての知見を整理した。
• 試験体を作製し、加熱及び乾燥条件での圧縮強度、ひずみ量に関するデータを取得し、収縮ひずみは、全体としてOPC固化体に比べAAM固化体で大きいことを確認した。
➢ 次年度計画• 特殊セメント固化体における熱・乾燥負荷影響の検証を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

121

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査 (ii)Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価【実施内容】•

低温固化処理技術（セメント、AAM）において、固化体の性能は温度により影響を受けるため、材料毎に上限値が決まる。
熱移動は体系に依存するため、容器の形状、大きさにより、廃棄物充填量の制限値は変化することが見込まれる。

最高温度の解析を行うことにより、形状、寸法による変化を明らかにすることで、崩壊熱から検討した
固化可能インベントリ制限値をデータとして取得する。
年度

実施内容

2019

OPC固化体の形状･インベントリによる熱的影響調査
・体系の選定 （円筒形・角型等）
・体系モデル作成・解析条件設定
・Cs熱影響解析、Cs他核種熱影響解析

2020

新規固型化材の熱的影響調査
・AAM固化体の熱影響解析等

Temperature (℃)•

Distance (cm)

図1 PHITS、COMSOLによるシミュレーション結果（例）

図2 核種インベントリと固化体最大温度（例200Lドラム缶）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning122

【検討結果】～解析対象容器の選定～⚫ 固化処理した廃棄物の保管容器は未定⚫ 福一やその他原子力施設で用いられている代表的な廃棄物容器の形状・寸法並びに検討中の容器などを調査⚫ 大別して円柱状と角型の２種類の区分から、解析対象としてそれぞれ３つの容器を選定（表1,2のハッチング）
表1 主な円柱容器

ペール缶

キャニスター

内容量(m3)

0.022

0.15

0.22

1.25

2.69

24.00

充填量(m3)

0.018

0.12

0.17

1.00

2.15

19.20

内W/H

0.84

0.42

0.65

0.96

0.88

2.46

円柱容器

ドラム缶

MJ PIC

HIC(type2)

タンクコンテナ

容器外観

その他

JIS Z 1620

JAEA

JIS Z 1600

太平洋セメント他

TEPCO

3

表2 主な角型容器
36m3

LLW-2型

20FT

ウラン系コンテナ
JIS Z 16241m

内容量(m3)

1.20

1.35

0.77

3.02

5.20

32.91

3

充填量(m )

0.96

1.08

0.62

2.42

4.16

26.33

内W/H

1.34

1.63

1.00

3.11

1.54

想定モデル

想定モデル（遮蔽厚さ70mm）

角型容器

1m （内張有り）

容器外観

NFT HPより

その他

JAEA

NFT

想定モデル

2.46
JIS Z 1610

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning123

【検討結果】～体系モデルと解析条件～➢ 体系モデルの作成••

6容器について、放射線輸送解析と熱解析に使用する体系モデルを作成
円柱型 ： ペール缶、ドラム缶、HIC
角型 ： 1m3、6m3 、遮蔽体付き1m3
各容器とも、体積の8割まで放射性核種を含む固化体を充填円柱容器モデル➢ 解析条件•••角型容器モデル

図3 放射線輸送解析に用いた体系モデル（例）

固型化材料
普通ポルトランドセメント(OPC)
密度2.69 g/cm3 、熱伝導率0.5 W/(mk)放射性核種
水処理二次廃棄物に含まれる代表核種を想定
Sr-90、Co-60、Cs-137
放射能濃度
温度変化が見込まれる値について解析
1.0E+5 ～ 1.0E+10 Bq/cm3
図4 熱解析に用いた体系モデル（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning124

【検討結果】～容器体系と最大温度の関係～➢ 容器の違いによる最大温度の変化• 円柱型3種類、角型3種類の体系で、最大温度を解析• 形状毎に、体積に対しての最大温度の傾向を把握（図6上図）• 固化体の体積を固化体中心と固化体上面の辺中点（エッジ）の距離で除した数で整理することで、形状によらず、最高温度を一本の関係式で整理できる可能性を示唆（図6下図）

Bq/cm3

図5 固化体中心からエッジまでの距離➢ 核種の影響に関する調査• 核種を変えて、固化体温度を調査• 水処理二次廃棄物の放射能濃度分析値から試算すると、Cs137、Co-60については温度上昇がないと推算• 一方で、Sr-90については3℃程度の温度上昇と推算

図6 温度と容器体系の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

125

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査 (ii)Cs等インベントリと固化体温度の関係性評価【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• 福一やその他原子力施設で用いられている代表的な廃棄物容器の形状・寸法
並びに検討中の容器などを調査。

• 円柱状と角型の２種類の区分から、解析対象としてそれぞれ３つの容器を選定し、最大温度への影響を解析。単体では強度などの固化体変質を及ぼすような高熱に到達しない可能性大。
• 容器形状によらず最高温度を中心と辺中点との距離の関係式で整理できる可能性を発見。
➢ 次年度計画• データ取得で作製しているAAM固化体の熱伝導率を測定し、計算に反映させることで、AAMの場合の計算を行い、セメント固化体との違いを調査する。
• 主要核種（Sr-90、Co-60、Cs137）の計算を基に、分析値から固化体温度を推算するための係数の算出を試みる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning126

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査 (iii)長期的な変質に与える影響因子の調査と評価【実施内容】
固化体の長期的な変質挙動を調査するため、時間経過や外部要因によって生じる影響について調査を行う。セメントについて長期的な変質挙動評価の実績がある熱力学平衡計算による手法について、セメント固化体、AAM固化体の解析に必要な熱力学データの調査およびデータの充足性の評価を行う。
評価の結果として得られる相変化等の情報から、OPC やAAMの固化処理に影響し、除外すべき特定の成分（廃棄物）の抽出を試みる。
年度

実施内容

2019

熱力学データの収集・整理と熱力学平衡計算の適用性検討
結晶相への転移、乾燥、温度上昇（～60℃）を想定した安定相の計算を実施
・長期挙動に影響する鉱物相変化の把握について、平衡計算による推定を試みる。
・AAMに関しては、長期挙動を予測するための熱力学データの充足性や平衡計算の適用性を検討する。

2020

固化体の変質挙動評価における熱力学平衡計算手法の適用性
各種低温固化体の適用可能範囲の抽出。地下水接触による固化体の変質挙動のシミュレーション。実験結果と比較することで、熱力学データの充足性と適用性を検討。
・セメント固型化体に関しては、長期変質に与える炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの影響に関する知見を提示し、固化体の変質挙動評価における熱力学平衡計算手法の適用性を示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning127

【検討結果】～検討事項と実施状況（1/6）～➢ 熱力学データの収集と整備（セメント・AAM共通）•••

データベースはフランス地質調査所作成のThermoddemを使用。
計算コードはThe Geochemist’s Workbenchを使用。
AAMの非晶質相を計算するためにN-A-S-H相の熱力学データを調査し、データベースに追加。セメントに関しては計算に必要な鉱物が含まれていることを確認。

➢ AAM系材料の計算•

熱力学安定相の検討
組成的にAAMに類似する天然のゼオライトや、塩湖やアルカリ湖周辺の天然鉱物の変質などの知見（図1）を基に、変質後に現れる鉱物相を推測。
⇒AAMの計算には文献調査から推定した鉱物相とN-A-S-H相を使用•

鉱物相の計算図1 様々な天然水のpH及び塩湖アルカリ湖にみられる2次鉱物のリスト（井上 2004）

AAM固相及び共存する液相の計算を実施するとともに、2018年度に取得したメタカオリン系AAMの溶出試験結果と比較した。固相の計算結果及び、液相のpHの計算結果と実験値の比較を図2に示した。

⇒平衡溶解試験の期間内では、固相は一致せず。液相の計算では、実験値に近い傾向（ pHやNa濃度は概ね再現。Si
濃度は乖離）を再現した結果が得られた。
図2 液固比の変化による鉱物相の体積変化とpHの変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning128

【検討結果】～検討事項と実施状況（2/6）〜•相当する鉱物相の探査

現時点での熱力学的平衡計算では非晶質であるAAM
をN-A-S-H 単相で再現することが困難であり、鉱物の組合せとなってしまった。しかしながら、その状態でも液相のpHや成分量の変化傾向の一部を再現できた。
液相の変化傾向だけでも把握できるならば、処分の検討に貢献できる可能性があることから、溶出試験で得られた液相のpH、 Si/Al比、Si量、Al量、Na量などを良く再現できる固相鉱物の組合せ（AAM非晶質に相当する鉱物相）を探査。
⇒計算結果と実験値の比較評価を実施。（表１）

表1 鉱物組合せによる計算結果と実験値の比較評価

液相組成等を良く再現できる組合せがいくつか存在し、
固相Si/Al比なども一定程度再現可能。
⇒各条件で計算されたpH（Al，Na濃度）は，いずれの鉱物組み合わせにおいても実験値と近い値（図4） 。固相のSi/Al比は，液固比が高い条件において計算値は実験値と離れた値になった。
実験値

AAM材料の長期挙動に関する知見や熱力学的な
データが少ないが、短期の溶出挙動を複数の準安定相を設定することで再現することはできる可能性が示唆。

実験値

図4 平衡溶解試験結果との比較(pH、固相Si/Al比）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning129

【検討結果】～検討事項と実施状況（3/6）～➢ セメント材料の計算•

熱力学安定相の検討

セメントでは、熱力学平衡計算による評価実績あり。しかしながら、実験的な知見を基に、意図的に鉱物相を選択する操作をしている。

実験知見のない、廃棄物を含む固化体の解析では適用できない。
鉱物相の除外の仕方を以下のように変えて、解析を行った。
[1]①

DB中の全鉱物を考慮した計算結果[1]②[1]①から、熱力学安定相とされた鉱物および結晶のC-S-H鉱物を除外しながら、再計算を繰り返した
結果

[1]③

[1]-②に加え、温度や圧力などの条件から生成が想定されない鉱物をさらに除外した計算[2]

DB中から、対象となる系で生成が想定される鉱物を抽出し、抽出した鉱物のみが生成する条件で鉱物相組成を計算
図4 各水準における生成鉱物相の体積割合

除外の仕方で結果（図4）が大きく異なるものの、本研究で検討した熱力学的安定相を基に一定のルールで除外する方法で、知見を基に生成が想定される鉱物を抽出し計算した場合と、同様の結果が得られることを確認（［1］③と［2］）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning130

【検討結果】～検討事項と実施状況（4/6）～•

セメント固化体に関して、炭酸塩スラリーの含有率を変えた場合の計算、温度変化を受けた場合の計算、及び水に接して溶出を受けた場合の計算を行った。

（※現段階では、熱力学平衡計算で得られた結果からの示唆であり、実験知見等との比較検証が別途必要）➢ スラリー含有時の鉱物相組成（図5）スラリー：炭酸塩スラリー
温度：20℃
含有量が0～55 [mass%] 5%刻み
※60 [mass％]以上では計算が収束しなかった。
【計算結果から示唆されること】○炭酸塩スラリー添加によるセメント系鉱物の変化
・セメントの主要鉱物であるPortlanditeが減少
・アルミネート系鉱物の変化（KatoiteSi1,Ettringite→Monocarboaluminate,hydrot
alcite）
・フェライト系鉱物の変化（C4FH13→C3FH6）→ 大きな体積変化は無い○炭酸塩スラリー45mass%以上

図5 炭酸塩スラリー含有量の変化に伴うセメント固化体の鉱物相の体積変化

炭酸塩スラリー由来の新たな生成相により固相体積が増加©International Research Institute for Nuclear Decommissioning131【検討結果】～検討事項と実施状況（5/6）～➢ 温度変化時の鉱物組成変化

・廃棄物含有率：炭酸塩スラリーを30 [mass%]
・温度：0～60 [℃]、 100 [℃]（結晶化条件）※カルシウムシリケート水和物（C-S-H）が結晶相に変化する温度は不明であり、変化しない温度域である0～60℃と、変化しているであろう温度100℃で計算した。
【計算結果から示唆されること】○60℃までの温度上昇
・フェライト系鉱物の変化（C4FH13→C3FH6）
・炭酸塩スラリー由来鉱物に変化なし。
→ 固化体に大きな変化は見られない。
○100℃の結晶化条件
・C-S-H、Portlandite が消失し、結晶鉱物が生成。
→ 鉱物相変化、固相の体積減少。

図6 温度変化に伴う炭酸塩スラリーセメント固化体の鉱物相の体積変化➢ 水に接して溶出を受けた場合の鉱物相変化

図7 液固比の変化に伴う鉱物相の質量割合変化

・廃棄物充填量：炭酸塩スラリー30 [mass%]
・浸漬条件：純水・固液比：1：10、1：100、1：500、1：1000、1：2000
・各液固比の計算において，固相の質量と体積の減少分を溶脱分とした。
【計算結果から示唆されること】○セメント系鉱物の溶解変質
・Portlanditeが消失。
・C-S-HのC/S比が低下。
・M-S-Hが生成。
○炭酸塩スラリー由来鉱物の変化
・液固比2000でBruciteが消失し、Calciteが減少。
・M-S-Hが生成。
→ 溶解により固相の体積減少。

セメントについては、廃棄物固化体を検討する上で、必要となる充填率や温度変化、溶出特性に関する計算結果が得られた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning132

(a)先行的処理方法の選定手法の構築 ①低温処理技術
ii．固化体変質に関する調査 (iii)長期的な変質に与える影響因子の調査と評価【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ•

熱力学データの収集と整備を行い、文献等の調査から熱力学的安定相・準安定相を抽出
した。
（AAM）
• AAM固体及び共存する液相の計算を実施、2018年度に取得したメタカオリン系AAMの溶出試験結果と比較し、複数の準安定相を設定することで再現の可能性を得た。
（セメント）• 炭酸塩スラリーを含む固化体の鉱物相、温度変化による鉱物相変化、水に接して溶出を受けた場合の鉱物相変化に係る解析値を得た。

➢ 次年度計画（AAM）• 廃棄物成分などを添加した場合の計算等を行い、熱力学平衡計算の現時点における適用性を明らかにし、課題を整理する。
（セメント）• 鉄共沈スラリーの計算を行うとともに、他の実施項目で取得中のスラリーを含む固化体の分析、溶出試験、加熱乾燥試験などの結果と計算結果を比較することで、熱力学平衡計算の現時点における適用性を明らかにし、課題を整理する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning133

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討【目標】
i．廃棄物組成等の固化体性能への影響に関する調査検討
各処理技術が適用可能な固体廃棄物の範囲を評価するため、固体廃棄物の組成・化学形態や固化体組成による固化体性能への影響を検討する。
ii．各処理技術の設備構成等に関するデータ取得
各処理技術の廃棄体仕様を評価するため、固化処理設備の概念を検討し、設備構成と処理効率、保守の内容、消耗品種類と交換頻度、二次廃棄物種類と量などの経済性データを取得し、技術調査
表の追加更新を行う。
iii．高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査
高温処理技術ではCsの揮発が課題となるため、Csの揮発と抑制メカニズムを調査し、処理方法や運転条件によるCsの揮発特性を評価する。

図1 開発する適用可能性評価方法（評価アプローチ）のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning134

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
i．廃棄物組成等の固化体性能への影響に関する調査検討【実施内容】
各処理技術が適用可能な固体廃棄物の範囲を評価するため、固体廃棄物の組成・化学形態や固化
体組成による固化体性能への影響を検討する。高温処理の範囲については、データベース等を用いた範囲の検討を、低温処理の範囲については、別項目で実施している試験の結果や文献調査を通じて調査を行う。
2019年度は、データベースや文献等を用いた適用範囲の調査を行い、2020年度は不足しているデータを実験的に取得するとともに適用範囲の検討を行う。
年度

実施内容

2019

各水処理二次廃棄物に対する充填濃度（組成範囲）の評価
・文献等調査により、水処理二次廃棄物のガラス化試験（補助事業を含む）データを収集し、様々な充填濃度・組成でのガラス特性を整理する。
・ガラス特性モデルに反映し、融点等のガラス特性を確保する範囲での、主な水処理二次廃棄物の最大充填濃度を評価する。

2020

複数廃棄物を混合する場合の充填濃度（組成範囲）の評価
・低温系の実験で得られた結果、文献調査結果を反映し、廃棄物特性範囲の制限値、ス
ラリーに関する充填濃度（混合可能範囲）を整理・評価する。
・融点等のガラス特性を確保する範囲での、主な水処理二次廃棄物の最大充填濃度をガ
ラス特性モデルで評価する。なお、必要に応じ、ガラス溶融試験により特性確認を行う（2019-2020）。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning135

【検討結果】～検討方法～➢ 廃炉・汚染水対策事業において実測された福島第一原子力発電所模擬廃棄物のガラス固化試験の結果と公開文献のガラスデータと合わせて収集➢ 拘束条件（融点、粘性、析出相の有無、等）を設定し、その条件の下での、水処理二次廃棄物の最高濃度を、ガラスデータベースの外挿により評価• ニューガラスフォーラムのINTERGLAD ver.8と部分提案者のデータを基に解析➢ 水処理二次廃棄物は、量の多い、炭酸塩スラリー（Ca,Mg,Na)、ゼオライト類（Si,Al,Na）、チタン酸（Si,Ti）を主要成分として評価

図2 評価結果のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning136

【検討結果】～ガラス特性モデルによる解析〜➢ INTERGLADからゼオライト50%超含有ガラスの物性データが計18,209件抽出でき（図3）、液相温度、粘度等について重回帰分析による推算式導出が可能だった（図4）。一方、炭酸塩
スラリーやチタン酸含有ガラスについては、十分なデータがなく、推算式導出が困難であった。

粘度/ dPa・s （PNNL）

液相温度LT/ ℃ （InterGlad）➢ PNNL推算式（公開）と比較すると、粘度は103 dPa・s以下ではほぼ一致するものの、それ以上では高めとなった（図5）。次年度PNNL委託により推算式の精度を上げ、濃度範囲を
評価する。

実測値

図3 液相温度のデータ（黒点は1250℃で溶融確認）

推算式

LT T/K = σ 𝑎𝑖 𝑥𝑖

図4 液相温度データの重回帰結果及び推算式例（xは含まれる元素iの量を示し、aは元素iに対する係数。）

粘度/ dPa・s （InterGlad）

図5 異なる粘度推算式による評価値の比較（INTERGLADによる推算式とPNNL公開式）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning137

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
i．廃棄物組成等の固化体性能への影響に関する調査検討【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ•

公開データに基づくニューガラスフォーラムのINTERGLAD ver.8と部分提案者のデータを基に解析し、ゼオライト含有組成のガラスについて、液相温度、粘度等について重回帰分析による推算式導出が可能であることを確認した。

➢ 次年度計画• 公開データにPNNL独自のデータベース、部分事業者のデータ等を追加する
ことにより、ガラスの物性推算式を導出し、ゼオライト（チャバサイト）、ケイチタン酸（CST）、炭酸塩スラリー等の水処理二次廃棄物について、ガラスに溶融できる濃度範囲を評価する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning138

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
ii．各処理技術の設備構成等に関するデータ取得【実施内容】（1/2）
各処理技術の廃棄体仕様を評価するため、設備構成と処理効率、保守の内容、消耗品種類と交換頻度、二次廃棄物種類と量等の経済性データを調査し、整理する。
一部の技術については、固化処理設備の概念を検討するなどして、不足する経済性データを取得し、各技術の技術情報として整理する。
2019年度は、不足する経済性データの取得を行い、2020年度はこれまでに得られているデータも含めて調査結果を整理する。

年度

実施内容

2019

各処理技術の設備構成等に関するデータ取得
・各処理技術の適用性評価の一環として、対象とする技術について、設備構成や処理効率、保守の内容、消耗品種類と交換頻度、二次廃棄物量等のデータを調査・検討する。
・一部の技術については、さらにプロセスフローやマテリアルハンドリング等の検討を行い、各技術の技術情報として整理する。

2020

各技術の調査結果整理
・これまでに得られているデータも含めて調査結果を整理する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning139

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
ii．各処理技術の設備構成等に関するデータ取得～調査対象技術～➢ 固化処理技術方式のうち、調査を行っていなかったもの（ジュール加熱式、プラズマ加熱式）に関する技術調査➢ 経済性に関するデータに踏み込んだ調査として、セメント固化技術について、線量に応じた設備付加（閉じ込めや遮蔽など）や設備の大きさに関する調査©International Research Institute for Nuclear Decommissioning140【検討結果】～水処理二次廃棄物への適用性調査～•

水処理二次廃棄物の特性を挙げ、高温固化処理技術適用範囲を調査

廃棄物

全ての
廃棄物

制限値

問題となる
廃棄物特性
融点

1200℃未満

1650℃未満

粘性

処理温度で10Pa・sオーダー以下※1
出湯時にも同等未満の粘性であることが必要

処理温度で約1Pa・sオーダー以下※1
出湯時にも同等未満の粘性であることが必要

Cs濃度

濃度に関わらずオフガスへの移行がある（コー 濃度に関わらずオフガスへの移行がある。
ルドキャップによる抑制対策が実施可）

含水率

液体やスラリ状態での供給が可能目安として5wt%以下

硫酸塩層の形成により、固化体浸出耐性が低下するため、廃棄物混合量の制限が必要。

融点降下のため、廃棄物混合量が制限される。SiO2の場
合、廃棄物投入量は約50wt%。SOxとして揮発すると予測されるため、硫酸塩層形成の観点からの制限はない。

CNは分解・酸化され固化体内に残存しない。

CNは分解・酸化され固化体内に残存しない。

フェロシ BaSO4
アンス
ラッジ
シアン化物
CaCO3

融点降下剤の添加が必要

炭酸塩 Mg(OH)2
スラリー Na CO
23

融点降下剤の添加が必要

チタン
酸塩

プラズマ加熱LFCM

融点降下剤の添加が必要。（例えば，重量比で廃棄物：
SiO2＝66：34）

Naは融点降下させるため問題ないが、Naの化学形態によってはNaやCsの揮発が増加する。

ホウ酸

Bは融点降下させるため問題ないが、化学形態によってはBやCsの揮発が増加する。

チタン酸塩

融点が処理温度を越える場合、融点降下剤が必要。

※1 調査結果に基づく。但し、1桁異なっているが、プラズマ加熱の場合に原理的により低い粘度が要求されるということではない。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning141【検討結果】～経済性に関するデータの取得（配置等に関する検討結果）～•

水処理二次廃棄物の線量を考慮し、閉じ込め・遮蔽等の項目や設備規模を調査

図1 遠隔操作・インドラム式セメント固化処理の機器配置図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning142【検討結果】～経済性に関するデータの取得と工学的実用性の比較～•

2018年度に続き各技術の工学的実用性を比較・検討
本年度調査した技術
対象水処理二次廃棄物→ 固化体製品

炭酸塩スラリ→溶融固化体（スラグ）

処理温度

ゼオライト＋炭酸塩スラリ→ガラス固化体
国内外で実規模にて実用段階（HLW, LAW）
1100～1200℃～1600℃

炭酸塩ｽﾗﾘ→セメント固化体
国内外で廃棄物(LLW)の処理実績多
数
常温

処理速度

約～0.3t/h ※2

約0.2～0.3t/h ※3

0.24t/h（12バッチ/系列）-2系統

Cs揮発率

Cs 不明 ※4

Cs 一例として50%

無ｺｰﾙﾄﾞｷｬｯﾌﾟ形成, 処理温度、出湯制御

組成調整、処理温度、出湯制御

廃棄物の含水量、炭酸Na量

非均質な固化体生成、出湯部の閉塞、容器
損傷、ｺｰﾙﾄﾞｷｬｯﾌﾟ制御不能

冷却水漏れ、容器損傷、出湯不備

流動性不良時のﾊﾞｯｸｱｯﾌﾟ(水追加)困難

技術実績
プ
ロ
セ
ス
運
主 転
性
な
評
価
軸
経
済
性

ｾﾒﾝﾄ固化・ｲﾝﾄﾞﾗﾑ式(高線量※1－遠隔操作)

プラズマ加熱LFCM

高影響ﾊﾟﾗﾒｰﾀ
ﾌﾟﾛｾｽﾘｽｸ

国内外で実規模にて実用段階（LLW）

材料供給設備、攪拌設備、防塵・排気乾燥設備、電力供給設備、トーチ、オフガス
設備、遮蔽設備（遠隔操作系）、遮蔽系、遮蔽設備付ﾌｫｰｸﾘﾌﾄ
HEPAﾌｨﾙﾀ、ﾌｨﾙﾀ残渣、張替え耐火物、なし
電極
炉内耐火物張替えなし

主要設備構成電力供給設備、オフガス系、遮蔽設備

発生二次廃棄物
遠隔操作困難事項

HEPAﾌｨﾙﾀ、ﾌｨﾙﾀ残渣、張替え耐火物、
電極
炉内耐火物張替え

遮蔽ｴﾘｱでのﾌﾟﾛｾｽ

廃棄物の供給・混合、ガラス化・出湯

低線量での実績のみのため不明、LFCMに同等と予測

廃棄物破砕、計量、混練、固化体移送、蓋閉め、養生

遮蔽/管理区域/全体建築面積(m2)不明

0/不明/1450(地下2F、地上2F 延べ4800)

700/1400/2100

模擬廃棄物での実規模レベルでの実証試
験が必要

固化処理条件最適化の上で模擬廃棄物
での実規模レベルでの実証試験、アクティ
ブ試験が必要

模擬廃棄物での実規模レベルでの実証試験、アクティブ試験が必要

現場適用への
成熟度の目安

※1 現状得られている炭酸塩スラリーにおける各核種のインベントリ測定最大値の約1/100が高線量と低線量の閾とした。
※2 ガラス製造速度1t/hとし、固化体中の廃棄物充填率0.2、前処理前廃棄物含水率50wt%として概算した。
※3 調査結果による。日本原子力発電のPACT-8やJAEAのプラズマ溶融炉で見積もった場合、約0.2～0.5t/h。処理対象の配合比は、 炭酸塩スラリー：ガラス材=5:5。固化体密度2500kg/m3、
前処理前廃棄物含水率50wt%,炭酸塩スラリー固体中の揮発分考慮。
※4 次年度に米国での実績値を調査予定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning143

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
ii．各処理技術の設備構成等に関するデータ取得【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• 高温処理のLFCMとプラズマ溶融について、技術調査を進めた。
• 低温処理であるｾﾒﾝﾄ固化・ｲﾝﾄﾞﾗﾑ式については、水処理二次廃棄物の線量を考慮し，閉じ込め・遮蔽等の項目や設備規模といった経済性に関する項目を調査➢ 次年度計画• これまでに調査したデータを整理し、技術間の比較を行う際の評価軸となる項目を整理するとともに、各技術の適用範囲を図示する。

• 取りまとめる過程で、追加で必要となったデータ等について取得する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

144

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
iii．高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査【実施内容】
高温処理技術では Cs の揮発が課題となり、型式や設備構成等に強く影響する。
このため、実験室スケールで現象的にCs の揮発と抑制メカニズムを調査し、処理方法や運転条件による Cs の揮発特性を評価する。2019年度はCs揮発に関する情報の収集と揮発抑制に関する検討を行い、2020年度は少量の試料を用いた実験によりデータを取得する。

各種設備で採用されている温度管理や廃棄物の追加装荷によるCsの揮発率の抑制対策のメカニズムを調査確認することで、Cs揮発率の評価及び有効な抑制対策を提示
年度

実施内容

2019

廃棄物の高温処理におけるCsの揮発抑制に関わる知見の整理
・関連する文献調査と各候補技術の工学試験結果を整理する

2020

水処理二次廃棄物の高温処理におけるCs揮発の抑制効果の測定
・ KURION-H、IE-96、珪チタン酸、等でのCsの揮発抑制効果を評価（2019-2020）
・ガラス構成材を入れたガラス固化を模擬する試料でのCsの揮発抑制効果を評価（2019-2020）
・整理した各型式の工学試験結果を、得られた理想的条件での揮発抑制効果と比較する。（2019-2020）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning145

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
iii．高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査～調査試験の概要（1/2） ～•TG-DTA等を利用し、 水処理二次廃棄物からのCsの揮発が、抑制対策によりどの程度低下するかを測定する。
700℃i) Cold Cap（低温）模擬

weight

900℃
1100℃
1200℃

Top Off Frit
効果

乾燥した水処理二次廃棄物ii) Top Off Fritの模擬
weightΔW
Cold Cap効果

time
700℃
900℃
1100℃
1200℃

1/T

Top Off Frittime
Top Off Frit効果：溶湯表面に低融点のガラス化剤を投入し、溶融温度を下げることで揮発を抑制する効果
Cold Cap効果：溶融物上部に低温の固体コールドキャップを浮かせることで、蒸発面積を低減し揮発を抑制する効果➢ 試験の流れ廃棄物試料単体での揮発挙動の把握

廃棄物にガラス化剤を添加した場合の揮
発挙動把握

廃棄物+ガラス化剤+Cold Capの場合の揮発抑制効果確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning146

【検討結果】～廃棄物の高温処理におけるCsの揮発抑制に関わる知見の整理～➢ 文献・実績調査• ゼオライトのガラス固化時のCs揮発は、溶融温度やガラス添加剤（B2O3等）により大きく変化す
ることが報告。その他の吸着材のCs揮発は殆ど報告なし。
• Cs揮発率は型式により差があるが、気密性や炉内温度制御、攪拌方法（バブリング）等の装置
条件だけでなく、溶融温度やcold capの形成、廃棄物の混合割合、ガラス化材の選定などの運転条件も異なるため、判断が難しい。
型式

運転温度
/加熱方法

廃液供給セラミック溶融（LFCM）
1100～1200℃/直接通電ジュール加熱

ロータリーキルンか焼－誘導
加熱(AVM, AVH)

水冷容器誘導加熱(CCIM)

1150℃
1000～1200℃/高周波誘導加熱（金属容器） /高周波誘導加熱（ガラス）ジュール加熱(GeoMelt)
1250℃/直接通電ジュール加熱

外部加熱式(Dem&Melt)
900-1100℃/外部ヒータ・吸着剤入り高レスラリーは
工学規模試験
・ORANO-UP3で実機運転 ・IHIの工学規模試験でオフガ ・KURIONの工学規模試験で ・ORANOの工学規模試験でWestValley、 SRS、 Hanford/実規模試験
・Cs揮発が問題との情報が ス移行率がCs＝数%以上
オフガス移行率Cs＝1～9% オフガス移行率Cs＝1％未満
で実機実績。高レベル硝酸廃におけるCs等
あるが、具体的な揮発量は不 （他補助事業者の実施試験 （他補助事業者の実施試験 （他補助事業者の実施試験
液はWAK、JNFLで実機実績。
揮発データ明。
のため詳細不明）のため詳細不明）のため詳細不明）
・Cs揮発の実績は不明。

揮発抑制方法 ・Cold Capの形成

・Cold Cap形成
・廃液供給により溶湯上面に ・ガラス組成の最適化による溶融温度の低下。
低温のか焼層を形成する・バブリングは最低限とする・下部から溶融し、上部は低温を保って揮発を抑制。
・比較的低温・廃棄物を最上部まで溶融す
・温度コントロールが容易でる最終段階では、Top Off Frit
Cs揮発を抑制し易いと呼ばれる低融点ガラス材を投入して揮発を抑制する。

➡Cs揮発率の差を解釈するため、運転条件による揮発特性の変化データが必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning147

【検討結果】～揮発抑制効果の確認～➢ 高温処理におけるCs揮発量の測定○異なる温度域での揮発量の明確化
・Csを吸着したゼオライトをガラス化剤とともに加熱。各温度域での重量減を測定。

○ガラス化剤添加による揮発量の変化
・Csを吸着したゼオライトに加えるガラス
化剤を変えて、加熱し、重量減を測定。

図2 各添加方法におけるTG分析結果
図1 試薬ベースで添加した試料のTG/DTA結果

異なる温度域での揮発による重量減少量を測定することで、溶融温度の違い（ Cold Cap ）による
理想的な揮発量低減効果を明確にできた。

ガラス化剤の組成（Bの有無）、添加状態（試薬粉末、ガラス化粉末）の違いにより揮発量に変化が生じ、1000℃以上の温度で差が顕著になるといったデー
タを取得中。

⇒データの取得を継続し、運転条件の差による揮発率の変化の傾向を把握。工学規模試験の結果等の差が、運転条件の差により説明できるかどうかを検討し、型式によるCs揮発率の比較に反映する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning148

(a)先行的処理方法の選定手法の構築②処理技術の適用性評価アプローチの検討
iii．高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査【まとめ・次年度計画】➢ 現在までのまとめ• 廃棄物の高温処理におけるCsの揮発抑制に関わる知見の整理を行った。

• 実験室スケールで現象的にCs の揮発を測定する試験に着手した。

➢ 次年度計画• 実験室スケールで現象的にCs の揮発を測定する試験を継続しデータを取得する。
•

工学試験結果の差が、運転条件の差により説明できるかどうかを検討し、評価軸としての型式によるCs揮発率の比較に反映する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

149

(a)先行的処理方法の選定手法の構築～進捗状況のまとめ～
実施項目
① 低温処
理技術

② 処理技
術の適用性
評価アプロ
ーチの検討

➢

概要

i. 技術の
抽出に資
する低温
処理技
術のデー
タ取得・
評価

(i) 低温処理固化可能性検査手法の検討⚫ 模擬廃棄物の選定、評価手法の検討を終了⚫ スクリーニングフロー案を作成(ii) スラリーに対するセメント、ＡＡＭ固化体の特性データ取得⚫ 炭酸塩スラリー模擬物製作⚫ 模擬固化体の配合条件選定⚫ 模擬固化体の製作および各種分析を継続実施中(iii) 特殊セメント系の調査⚫ 文献調査及び試験対象セメントの選定終了⚫ 対象特殊セメント母材の性能試験を終了

ii. 固化体変質に関する調査(i) 加熱等による固化体変質の調査⚫ 加熱等による固化体変質の文献調査を終了⚫ 熱付加試験を実施（一部継続中）（ii）Cs等インベントリと固化体温度の関係性
評価⚫ 容器のモデル化、シミュレーション計算（OPC）を終了⚫ インベントリと固化体温度の関係性試行（iii）長期的な変質に与える影響因子の調査と評価⚫ AAM硬化体の熱力学平衡計算と実験結果との比較実
施⚫ 炭酸塩スラリーセメント固化体の変質挙動について熱力学平衡計算を試行

i. 廃棄物組成等の固化体性能への影響に関する調査検討⚫ ガラス固化試験データの収集整理終了⚫ ガラス特性モデル（InterGlad）による物性評価計算を終了ii. 各処理技術の設備構成等に関するデータ取得⚫ プラズマ溶融、LFCM、セメント固化に係る調査終了⚫ 技術調査表の追加更新

iii. 高温処理時のCs揮発量及び抑制に関する調査⚫ Cs揮発に関する文献調査および工学試験結果の整理終了⚫ 高温処理におけるCs揮発量の測定試験を継続実施①ⅰ（ⅱ）スラリーに対するセメント、AAM固化体の特性データ取得に一部遅れがあるものの、概ね、計画通り進捗している。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

150

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理◼ 実績
 海外処分場調査を行い、重要事例を抽出するとともに、福一廃棄物処分への適用性について評価した。
 廃棄物マネジメント戦略を検討するための、処分概念検討プロセスを構築した。
◼ 目標
 固体廃棄物の分類に応じた廃棄体イメージ、および処分方法を示す。
◼ 実施内容処理、リサイクル、
VLLW処分施設での処分等を実施LLW処分場で処分

2019年度には、国内外の処分概念及び安全性評価手法に関す 処理、リサイクル、る調査内容並びに固体廃棄物の性状に関する情報を踏まえ、固 VLLW処分施設での処分等を実施体廃棄物の分類に応じた複数の処分方法を検討する。処分方法
毎の安全評価手法の構築に向けて、検討を要する項目の洗い出しを行なう。検討した処分方法について、固体廃棄物の特徴に
図1 英国における廃棄物処分戦略
応じた適用可能な各処理技術による廃棄体のイメージを明確化するための考え方を整理する。
 2020年度には、引続き国内外の処分概念及び安全性評価手法
に関する調査内容並びに固体廃棄物の性状に関する情報を踏
まえ、固体廃棄物の分類に応じた複数の処分方法を検討する。
洗い出した検討を要する項目について、必要な情報を収集・整理する。検討した処分方法について、固体廃棄物の特徴に応じた適用可能な各処理技術による廃棄体のイメージを検討する。
◼ 目標達成を判断するための指標 （2019年度）処分方法毎の安全評価手法の構築に向けて、検討を要する項目の提示。廃棄体のイメージを明確化するための考え方の提示。
 （2020年度）固体廃棄物の分類に応じた複数の処分方法の提示。
洗い出した検討を要する項目について、必要な情報の提示。廃棄体のイメージの提示。

LLW処分場で処分

図2 処分概念検討プロセス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning151

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

2019

2020

1. 研究計画の立案、見直し
2. 外注仕様の検討、契約
3.廃棄物の特徴の整理および分類
4.処分概念の検討
5.安全評価手法の検討

2020年度対象廃棄物

2019年度対象廃棄物
2019年度対象廃棄物

2020年度対象廃棄物

6.廃棄体への要求事項の検討
7.廃棄体イメージの検討◼ 実施内容詳細（案）1. 研究計画の立案、見直しを行う。
2. 外注仕様の検討および契約を行う。
3. 固体廃棄物の特徴を整理し、分類する。
4. 固体廃棄物の特徴に適した処分概念を検討する。
5. 検討した処分概念について、処分場性能評価を行う。
6. 処分からの廃棄体への要求事項を検討する。
7. 適用可能な各処理技術による廃棄体のイメージを検討する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning152

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

2017-2018年度の成果・課題と2019-2020年度の検討方針＜2017-2018年度の主な成果＞
１．海外処分場の事例調査● 海外処分場の事例を抽出し、福一廃棄物処分への適用性について評価した。

２．処分概念の検討プロセスの構築● 廃棄体化計画（計測/仕分け、固化処理、容器など）、処分概念検討、処分場性能評価を
連環的に検討する、処分概念検討プロセスを構築した。
３．複数の処分概念に対するケーススタディ● 処分施設、処分容器、固化体のそれぞれについて閉じ込め性能を改善した場合のケーススタディを行い、効果の確認やフィードバックが可能であることを確認した。
＜課題と2019-2020年度の検討方針＞
１．廃棄物ごとの特徴を考慮した処分概念の検討▸ 2019-2020年度の検討にて、廃棄物ごとの特徴を検討、整理する。
▸ 廃棄物ごとの特徴に基づいた、処分概念を導出するプロセスを検討する。
２．安全評価手法の構築に向けた課題、検討を要する項目の抽出▸ 仮想廃棄体、仮想処分場に対して最新の規制を考慮した安全評価を行い、安全評価における課題や必要なパラメータを検討する。

３．処分安全からの廃棄体要求事項の考え方の検討▸ 廃棄物ごとの特徴に基づき、廃棄体化の考え方、及びその要求事項を検討する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

153

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

2019-2020年度の進め方（1/2)
表１ 事故廃棄物２７種類の例＜計画立案にあたり、関係者で協議した事項＞●検討する廃棄物の種類は、広範な廃棄物を網羅していること、及び、これまでの検討成果を利用できることから、性状把握にて検討している推定インベントリの事故廃棄物27種類とする。
●現時点では、インベントリの不確かさ、及び処分サイトが決定していないこと
による線量評価パラメータの不確かさなどがあり、線量評価の結果は数桁の不確実性を含むものと推測する。
そのため本検討では、線量評価の結果は参考値とし、処分方法を決定する
ためのプロセス構築、及びその課題抽出を主眼に置く。
●まずは出発点として予備的に線量評価を行う。ここでは、事故廃棄物27 種類を原廃棄物として、トレンチ・ピット・中深度に仮想的に処分した場合の線量を評価し、規制庁の検討中も含めた基準値と比較する。個々の廃棄物に関して、どの処分区分が想定されるのか、処分概念のベースとして予備的に検討する。
この処分区分を基に、廃棄物ごとの特徴を踏まえて処理・処分方策を検討し、廃棄物の分類に応じた処分概念の提示を目指す。
２７廃棄物

原廃棄物の割り当て

KurionAREVA
炭酸塩沈殿スラリー
瓦礫1
予備的線量評価
瓦礫２
RPV廃棄物（事故前L1）
PCV内金属（事故前L2・・・

図１ 検討のイメージ

廃棄物ごとの特徴＜トレンチ処分＞
廃棄物Ａ、Ｂ・・・＜ピット処分＞廃棄物Ｃ、Ｄ・・・
・・・

処分概念検討
線量評価

処分概念案
廃棄物Ａ
処理a

処分x

処理b

処分y

廃棄物
Ｂ
処理c
～
～
・

処分z

廃棄物種類
Kurion
水処
理
廃棄物

AREVAスラッジ
SARRY

炭酸塩沈殿スラリー
ALPS使用済吸着材（チタン酸塩）<0.005 mSv/h
0.005-0.1 mSv/h

瓦礫

0.1-1 mSv/h
1-30 mSv/h>30 mSv/h
RPV廃棄物(事故前L1)

解
体
廃
棄
物

PCV内金属(事故前L2)
建屋内金属(事故前L3)
建屋内コンクリート(事故前非放)・・・・ ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning・154

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

2019-2020年度の進め方(2/2)

Ⅰ．廃棄物種類ごとの予備的線量評価

Ⅱ．処分概念検討に必要な廃棄物
情報の整理

27種類の
廃棄物を
対象
（網羅的検討）＜2019年度実施範囲＞
・廃棄物の予備的線量評価
・廃棄物情報の整理及び特徴評価
・選定した廃棄物の処分概念検討及び線量評価＜2020年度実施範囲（予定） ＞
・2019年度の検討を踏まえた検討対象廃棄物の選定・選定した廃棄物の処分概念検討及び線量評価

Ⅲ．廃棄物種類ごとの特徴の評価
Ⅷ．2020年度検討対象廃棄物の選定
Ⅳ．2019年度検討対象廃棄物の選定

絞り込み▸ 廃棄物の情報・特徴 (Ⅱ、Ⅲ)▸ 国内外の処分事例 (2017-2018検討)

処分概念検討プロセス (2017-2018検討)
Ⅸ．廃棄体化までのプロセス（処理、分別、測定等）*の検討

処分概念検討プロセス (2017-2018検討)
Ⅴ．廃棄体化までのプロセス（処理、分別、測定等）*の検討

Ⅵ．処分方法*の検討

Ⅶ．線量評価

評価結果をフィードバック＊：本検討では廃棄体化までのプロセス及び処分方法を合わせて、「処分概念」と称する▸ 廃棄物の情報・特徴 (Ⅱ、Ⅲ)▸ 国内外の処分事例 (2017-2018検討)

Ⅹ．処分方法*の検討
選定した
廃棄物を
対象
（詳細検討）

Ⅺ．線量評価

評価結果をフィードバック

アウトプットイメージ●廃棄物の種類に応じた処分概念案●線量評価手法の課題、検討を要する項目●処分安全からの廃棄体への要求事項©International Research Institute for Nuclear Decommissioning155

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅰ．廃棄物種類毎の予備的線量評価

目的

評価方法の
概要

事故廃棄物27 種類(水処理二次廃棄物，瓦礫，伐採木，解体廃棄物)を、トレンチ処分・ピット処分・中深度処分・地層処分に割り当てる。
▸ Ⅰでは、原廃棄物を想定する。ただし、地下水シナリオにおける溶出期間の被ばく
線量への感度はパラメータスタディにより評価。
▸ Ⅰでは、2017-2018年度に調査した海外事例（人工バリア等）は考慮しない。
地下水シナリオと接近シナリオを利用する。

インベントリ（２７廃棄物）2017-2018年度IRID検討成果である、事故廃棄物27 種類(水処理二次廃棄物，瓦礫，伐採木，解体廃棄物)の推定インベントリを用いた。

接近シナリオでの線量評価

以下のパラメータサーベイを実施▸ インベントリ（50%ile、95%ile）▸ 発生時期（トレンチ；50～600年、ピット；300～600年）

地下水シナリオでの線量評価

予備的な処分区分の割り当て*予備的線量評価では代表例としてサイト居住者を評価

以下のパラメータサーベイを実施▸ インベントリ（50%ile、95%ile）▸ 処分影響物質有無による影響▸ 溶出期間（1y ～ 100,000y）、浸透水量（基準値 x1 ～ x0.001）*予備的線量評価では代表例として
河川経路を評価

事故廃棄物27 種類(水処理二次廃棄物，瓦礫，伐採木，解体廃棄物)をトレンチ処分，ピット処分，中深度処分，地層処分に割り当てた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning156

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅰ．廃棄物種類毎の予備的線量評価
予備的線量評価
結果まとめ

27種類の廃棄物について、主に原廃棄物を想定し、処分区分を割り当てた。
接近シナリオでは、シナリオが生じた場合の線量は概ね処分の方法（定置密度）に依存する。
このシナリオに対しては、以下の項目が対策になりうる。
・インベントリの保守性の低減
・管理期間の延長
地下水シナリオでは、未対策では深い深度での処分が必要とされる廃棄物が大部分を占める。
このシナリオに対しては以下の項目が対策となりうる。
・インベントリの保守性の低減
・処分影響物質の影響排除により、天然バリアおよび分配平衡領域の分配収着性能を低下させない・核種移行対策（固化処理、人工バリア設置）
上記の対策を講じた場合の効果（線量や処分区分の変化）を感度評価し、廃棄物の種類ごとに整理した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning157

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅱ．廃棄物情報の整理
予備的線量評価の結果、および、これまでのIRID検討等から、処分概念を検討するにあたり必要な廃棄物情報を整理した。

整理項目（抜粋）

対象とした廃棄物
インベントリと紐づいた２７種類の廃棄物

水処理二次廃棄物▸ KURION▸ AREVA▸ SARRY▸ スラリー1 鉄共沈▸ スラリー2 炭酸塩沈殿▸ ALPS-4 Ag添着活性炭▸ ALPS-2 チタン酸塩など

瓦礫・伐採木▸ 瓦礫1～5
▸ 伐採木

解体廃棄物
▸ RPV廃棄物（事故前L1, L2）▸ PCV廃棄物（金属）（事故前L2, L3）▸ PCV廃棄物（ｺﾝｸﾘｰﾄ）（事故前L2, L3）▸ 建屋内廃棄物（金属）（事故前L3, 非放）▸ 建屋内廃棄物（ｺﾝｸﾘｰﾄ）（事故前L3,非放）＜情報のソース＞

基本情報
▸ 物量

2018年度検討
推定インベントリ

放射能特性▸ 核種ごとの放射能量▸ 放射能量の不確実性▸ 処分形態
接近シナリオ、地下水シナリオ

Ⅰ．予備的線量評価

物性▸ 物理的性状
形状、大きさ、形状安定性、分散性、可溶性、閉じ込め性▸ 化学的性状
材質・物質、含水率、含有物（毒物、影響物質、有機物）

廃棄物ＰＪ検討成果、
公開情報など保管、処理▸ 保管状況
発生状況（既発生、今後発生）、保管形態▸ 処理オプション©International Research Institute for Nuclear Decommissioning158

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理「物量」の大きい廃棄物の例

Ⅲ．廃棄物特徴の評価▸ 瓦礫１（0～0.005mSv/h）などの瓦礫類

物量・多様性・不確実性に着目し、27種類の廃棄物の特徴を評価した。

瓦礫類全体では数十万m3のオーダーであり、六ケ所の最大予定量と同程度。

▸ 建屋内コンクリート（事故前非放）事故時の汚染により放射性廃棄物になったもので、物量は数十万m3のオーダー。汚染状況による物量の変動有り。

▸ KURION、炭酸塩スラリー
水処理二次廃棄物は比較的物量は小さいが、吸着材としてはKURIONが、スラリー・スラッジとしては炭酸塩スラリ―が最も多い。

「多様性」の大きい廃棄物の例▸ 水処理二次廃棄物全般
福一固有の廃棄物。設備の運転履歴等により、同じ種類の廃棄物でも混在している放射性物質・化学物質の量は異なる。

▸ 瓦礫類
主要な廃棄物は金属とコンクリートであるが、汚染（量、汚染形態）や混入物（種類、量）のばらつきがある。

▸ 解体廃棄物
廃棄物自体は一般廃炉の解体廃棄物と同じく放射化されており、かつ放射性気体、微粒子、汚染水による汚染の程度の幅は広い。
燃料デブリ取り出しや解体時の他の種類の廃棄物や化学物質の混入の可能性あり。

▸ 建屋内コンクリート（事故前非放）一般廃炉では放射性廃棄物として分類されないものであり、汚染が福一固有である。

「不確実性」の大きい廃棄物の例▸ 水処理二次廃棄物全般
今後の設備の運転状況等により発生量の変動あり。核種吸着量のばらつき等から、放射能特性の不確実性も大きい。

▸ 解体廃棄物
汚染状況により放射能特性が変動するため、不確実性が大きい。

▸ 建屋内コンクリート（事故前非放）汚染状況により発生量や放射能特性が変動するため、不確実性が大きい。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning159

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅳ．各年度検討対象廃棄物の選定
これまでの検討結果より、詳細検討（Ⅴ～Ⅶ）の対象として、８種類の廃棄物を選定
表１ 選定した廃棄物

No.

廃棄物

カテゴリ

廃棄物の概要1

ＫＵＲＩＯＮ

水処理二次廃棄物

C-137等の放射性核種を 吸着し たゼオライト等の吸着材、および包蔵する金属容器

2

ＡＲＥＶＡ

水処理二次廃棄物

Sr-90等の放射性核種を 含む沈殿物（フ ェロシアン化物，硫酸バリ ウム等を含む）

3

スラリー２ 炭酸塩沈殿

水処理二次廃棄物

水処理設備で発生し た炭酸塩スラリー（主成分はCaCO3，Mg(OH)2）で代表的な核種はSr-90

4

瓦礫１(0 – 0.005 mSv/h)

瓦礫類

構内の建屋等の構造物が破砕、解体さ れて汚染し たもので、主要材料は金属とコンクリート

5

瓦礫２(0.005 – 0.1 mSv/h)

瓦礫類

より放射能量が大き いことを除き、瓦礫１と 同様

6

圧力容器廃棄物（事故前Ｌ１）

解体廃棄物

圧力容器内の放射化金属に、事故由来の燃料デブリ 、セシウム等が付着

7

ＰＣＶ内廃棄物（金属）（事故前Ｌ２）

解体廃棄物

格納容器内の放射化金属（PCV本体，機器）に、事故由来の燃料デブリ 、セシウム等が付着

8

建屋内廃棄物（ｺﾝｸﾘｰﾄ）（事故前非放）解体廃棄物

建屋及び建屋内の非放射性コ ンクリートに、高濃度汚染水及び/または汚染空気が付着＜選定した廃棄物の代表性＞
放射能濃度非常に高い廃棄物（ＫＵＲＩＯＮ、圧力容器廃棄物）
から低い廃棄物（瓦礫１）まで網羅

カテゴリ

水処理二次廃棄物、瓦礫類、解体廃棄物のカテゴリから、複数の廃棄物を選定

見込まれる
処分概念

Ｌ３～Ｌ１、地層処分が見込まれる
廃棄物を網羅主要核種

放射化と汚染による短半減期核種と長半減期核種を含む

物理的形状
物質の種類

スラリーや建築材料（建屋コンクリート）、
金属系原子炉構成材を含む

影響物質

有機物を含む可能性のある瓦礫類処分、環境影響物質を含む（AREVA）

原廃棄物量

最も物量の多い二つの原廃棄物（瓦礫１
及び建屋内コンクリート（事故前非放））から物量の少ない原廃棄物まで網羅

放射能分布
不均一性

比較的一様な水処理二次廃棄物と不均一に表面汚染した固体廃棄物を含むハザードリスク低減のために固化することが含水性と移動性 要求される可能性がある含水廃棄物を含む発生時期

サイトで現在貯蔵している既存廃棄物（瓦礫など）
及び数十年後に発生する解体廃棄物を含む©International Research Institute for Nuclear Decommissioning160

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅳ．各年度検討対象廃棄物の選定「Ⅴ．廃棄体化までのプロセス検討」、「Ⅵ．処分方法の検討」、「Ⅶ．線量評価」の検討方針① 「Ⅴ．廃棄体化までのプロセス検討」では、廃棄物ごとの特徴を踏まえ、複数の処理オプションを検討する。
② 「Ⅵ．処分方法の検討」では、地表処分概念 (L3)、浅地中処分概念 (L2)、中深度処分概念(L1)の３区分について、浸透水量を低減するための人工バリアを設置した処分場概念を検討する。
③ 「Ⅶ．線量評価」では、Ⅴ、Ⅵで検討した処理オプション、人工バリアを線量評価に取り込むためのモデル・パラメー
タを検討する。ここでは、長期の制度的管理を前提とし、諸外国事例等を参考に核種移行・生物圏等のパラメータを見直す。

予備的線量評価・特徴評価（Ⅰ～Ⅲ）

処分概念検討・線量評価（Ⅴ～Ⅶ）

対象：２７廃棄物（網羅的）対象：選定した８廃棄物

発生時期・Kd・溶出率・浸透水量等を感度的に評価●処分オプション、処分方法を設定●線量評価のためのモデル、パラメータを整備対策の方向性を検討

具体的な対策案と評価方法を検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning161

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅴ. 廃棄体化までのプロセスの検討
建屋内コンクリート（事故前非放） の廃棄体化までの複数のプロセスを検討し、発生する廃棄体ごとに放射能量・物量を設定。
表１ 処理オプションごとのフロー（建屋内廃棄物(ｺﾝｸﾘｰﾄ)(事故前非放)を例示）
オプションＡ

オプションＢ

図１ 建屋コンクリートのイメージ

オプションＣ

建屋内コンクリート（事故前非放）

原廃棄物

処理

破砕・粉砕・
材料の分離

汚染表面
はつり

ダイヤモンド
ワイヤー
で切断

汚染瓦礫
除染物

汚染表面物

破砕・粉砕・
材料の分離

ISOコンテナ内
グラウト充填

放射能ごとに分離

放射性瓦礫パッケージ化・
グラウト充填

処分/
再利用

ｺﾝｸﾘｰﾄﾌﾞﾛｯｸ

ｺﾝｸﾘｰﾄがら、鉄筋（ＣＬレベル）

汚染表面物
パッケージ

ｺﾝｸﾘｰﾄがら（ＣＬレベル）

ｺﾝｸﾘｰﾄがらパッケージ

鉄筋（ＣＬレベル）

放射能・体積変化注）

100%・100%

0%・98%

100%・2%

0%・89%

100%・17%0%・1%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注）NEA/RWM/R(2011), NDA/RWM/120(2015)を参考に設定。%は原廃棄物に対する割合。

162

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅴ. 廃棄体化までのプロセスの検討
ＫＵＲＩＯＮの廃棄体化までの複数のプロセスを検討し、発生する廃棄体ごとに放射能量・物量を設定。
表１ 処理オプションごとのフロー（ＫＵＲＩＯＮを例示）
オプションＡ

オプションＢ

オプションＣ

オプションＤＫＵＲＩＯＮ

原廃棄物

吸着材抜出し・分離

吸着材抜出し・分離

一時保管
容器

吸着材

一時保管
容器

吸着材

吸着材

スラグ

遮へい付
高耐久性容器
内グラウト
充填

ＳＳ容器内
グラウト
充填

乾燥

溶融
ガラス固化

脱水圧縮
ＳＳ容器内
グラウト
充填

一時保管
容器

溶融

溶融

処理

吸着材抜出し・分離

スラグ

スラグ
ＳＳ
容器収納

ＳＳ容器内
グラウト
充填

ＳＳ容器内
グラウト
充填

処分/
再利用

吸着材
ﾊﾟｯｹｰｼﾞｽﾗｸﾞ
ﾊﾟｯｹｰｼﾞ金属(CLﾚﾍﾞﾙ)

吸着材
ﾊﾟｯｹｰｼﾞｽﾗｸﾞ
ﾊﾟｯｹｰｼﾞ金属(CLﾚﾍﾞﾙ)

吸着材
ﾊﾟｯｹｰｼﾞｽﾗｸﾞ
ﾊﾟｯｹｰｼﾞ金属(CLﾚﾍﾞﾙ)

乾燥した
原廃棄物

放射能・体積
変化注）

99%・
198%

1%・
3%

0%・
96%

99%・
60%

1%・
3%

0%・
96%

99%・
36%

1%・
3%

0%・
96%

100%・
100%

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注）IAEA. TRS No 401(2001), NDA/RWM/120(2015), IHI Engineering Review/ Pp25 Vol5, Issue 1(2018)を参考に設定。%は原廃棄物に対する割合。

163

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅴ. 廃棄体化までのプロセスの検討
表１ 水処理二次廃棄物の処理オプション
廃棄物

AREVA

処理
説明
オプション

廃棄体

A
B
C

スラッジをステンレススチール（ＳＳ）容器内でグラウト充填
スラッジを脱水圧縮し，遮へい付高耐久性容器に収納
スラッジをガラス固化し，ＳＳ容器に収納

スラッジパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
スラッジパッケージ（高耐久性容器）
ガラス固化体パッケージ（ＳＳ容器）

原廃棄物

原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）

原廃棄物

A

吸着材パッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
一時保管容器と吸着材を分別。
一次廃棄物（吸着材）をＳＳ容器内グラウト充填
スラグパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
二次廃棄物（一時保管容器）を溶融し，スラグをＳＳ容器内グラウト充填
金属（ＣＬレベル）

放射能・体積変化注）
100%・330%
100%・100%
100%・60%
100%・100%99%・198%
1%・3%
0%・96%

吸着材パッケージ（高耐久性容器内グラウト充填） 99%・60%

Kurion

一時保管容器と吸着材を分別。
一次廃棄物（吸着材）を脱水圧縮し，遮へい付高耐久性容器グラウト充填 スラグパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
二次廃棄物（一時保管容器）を溶融し，スラグをＳＳ容器内グラウト充填
金属（ＣＬレベル）

B

C
D
原廃棄物

一時保管容器とスラリーを分別。
スラリーパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
一次廃棄物（スラリー）をＳＳ容器内でグラウト充填
スラグパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
二次廃棄物（一時保管容器）を溶融し，スラグをＳＳ容器内でグラウト充
金属（ＣＬレベル）
填

A

スラリー2
炭酸塩沈殿

ガラス固化体パッケージ（ＳＳ容器）
一時保管容器と吸着材を分別。
一次廃棄物（吸着材）をガラス固化し，ＳＳ容器に収納
スラグパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
二次廃棄物（一時保管容器）を溶融し，スラグをＳＳ容器内グラウト充填 金属（ＣＬレベル）
一時保管容器内で乾燥し，直接処分
乾燥した原廃棄物
原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）
原廃棄物

B

C

1%・3%
0%・38%
99%・36%
1%・3%
0%・38%
100%・100%
100%・100%99%・195%
1%・3%

0%・45%

スラリーパッケージ（高耐久性容器）
スラリーと高性能容器とを分ける。
一次廃棄物（スラリー）を脱水圧縮し，遮へい付高耐久性容器に収納
スラグパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
二次廃棄物（一時保管容器）を溶融し，スラグをＳＳ容器内でグラウト充填金属（ＣＬレベル）

99%・53%スラリーと高性能容器とを分ける。
ガラス固化体パッケージ（ＳＳ容器）
一次廃棄物（スラリー）をガラス固化し，ＳＳ容器にてパッケージ化
スラグパッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
二次廃棄物（一時保管容器）を溶融し，スラグをＳＳ容器内でグラウト充
金属（ＣＬレベル）填

99%・32%

D

一時保管容器内で乾燥し，直接処分

乾燥した原廃棄物

原廃棄物

原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）

原廃棄物

1%・3%
0%・45%
1%・3%
0%・45%
100%・100%
100%・100%

注）IAEA. TRS No 401(2001), NDA/RWM/120(2015), IHI Engineering Review/ Pp25 Vol5, Issue 1(2018)を参考に設定。
%は原廃棄物に対する割合。
©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning164

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Ⅴ. 廃棄体化までのプロセスの検討
表１ 瓦礫類、解体廃棄物の処理オプション
廃棄物

処理
オプション
A/原廃棄物

建屋内コンク B
リート(事故前非放)CA
PCV内金属
(事故前L2)

B

RPV廃棄物(事故前L1)

原廃棄物
A
原廃棄物
A

瓦礫 1
(0 – 0.005
mSv/h)

瓦礫 2(0.005 – 0.1
mSv/h)

B
原廃棄物
A
B
原廃棄物

説明

放射能・体積変化注１）

廃棄体

ダイヤモンドワイヤにて切断し，コンクリートブロックにして直接コンクリートブロック
処分
コンクリートがら（ＣＬレベル）
汚染した表面部分をはつる
鉄筋（ＣＬレベル）
汚染表面はＩＳＯコンテナ内でグラウト充填
表面汚染パッケージ（ＩＳＯコンテナ内グラウト充填）コンクリートがら（ＣＬレベル）
破砕し，放射性コンクリートがら，非放射性コンクリートがら及び鉄筋（ＣＬレベル）
鉄筋に分別
コンクリートがらパッケージ（ＩＳＯコンテナ内グラ
放射性コンクリートがらはＩＳＯコンテナ内でグラウト充填
ウト充填）
解体・細断し，ステンレススチール（ＳＳ）容器内でグラウト充填 解体物パッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
解体し，汚染した表面をはつる
一次廃棄物（表面汚染）をＳＳ容器内でグラウト充填
二次廃棄物（放射化金属）をＳＳ容器でグラウト充填

表面汚染パッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）

原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）
解体・細断し，ＳＳ容器内でグラウト充填
原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）
粉砕により減容し，ＩＳＯコンテナ内でグラウト充填
計測により放射性瓦礫と非放射性瓦礫に分別
放射性瓦礫はＩＳＯコンテナ内でグラウト化
原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）
粉砕により減容し，ＩＳＯコンテナ内でグラウト充填
計測により放射性瓦礫と非放射性瓦礫に分別
放射性瓦礫はＩＳＯコンテナ内でグラウト化
原廃棄物処分（処理/パッケージ化を検討しない）

原廃棄物
解体物パッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）
原廃棄物
瓦礫パッケージ（ＩＳＯコンテナ内グラウト充填）
瓦礫（ＣＬレベル）
瓦礫パッケージ（ＩＳＯコンテナ内グラウト充填）
原廃棄物
瓦礫パッケージ（ＩＳＯコンテナ内グラウト充填）
瓦礫（ＣＬレベル）
瓦礫パッケージ（ＩＳＯコンテナ内グラウト充填）
原廃棄物

放射化金属パッケージ（ＳＳ容器内グラウト充填）

100%・100%
0%・98%
0%・1%
100%・2%

0%・89%
0%・1%
100%・17%
100%・255%
核種ごとに設定注
２）・17%
核種ごとに設定注
２）・153%
100%・100%
100%・255%
100%・100%
100%・170%
0%・65%
100%・60%
100%・100%
100%・170%
0%・65%
100%・60%
100%・100%

注1） NEA/RWM/R(2011), NDA/RWM/120(2015), NWP-REP-120-Issue 1(2016), ED26.RP/340737/PROJ/00033 Version 2(2015)を参考に設定。 %は原廃棄物に対する割合。
注２） 放射化生成物（Be-10, C-14, Cl-36, Ca-41, Ni-59, Ni-63, Co-60, Mo-93, Nb-94）が同伴しているとして、核種ごとに設定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning165

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅵ. 処分方法の検討

地表処分概念 (L3)のイメージ掘削土壌での埋め戻し

浸透に制限をかけるための覆土容器に入った又はバラ詰め廃棄物

低透水性の床面と側壁、上部には浸透水量を低減する低透水層を有し、覆土を施すことを想定する。埋設施設は土壌で埋め戻される。
人工バリアのイメージ

第四紀層

覆土
排水層
低透水層

低透水性止水壁

低透水性止水壁母岩

英国VLLW処分場(Kings Cliffe)の人工バリアの例（2017-2018海外処分場調査結果より）＜線量評価におけるニアフィールドの想定＞
✓
✓
✓
✓
✓
✓
✓
✓

覆土を施した後の覆土粘土ライナーが継続的に1E-09 m/sの透水係数を維持する｡
初期損傷時期までは容器は健全であり，その後単一の速度で容器が損傷する。
容器損傷後に直ぐに核種放出が始まるとする。加えて，廃棄体から埋め戻しへ瞬時に汚染物が輸送されるものとする。
グラウト廃棄物や瓦礫の飽和期間は保守的に無視するものとする。コンテナ損傷後直ぐに完全な飽和が起こるものとする。
埋め戻しは割れ目のない混合コンパートメントでモデル化されている。埋め戻しを介した外部への支配的な輸送プロセスとして移流を想定する。
有機錯体の効果は，溶解度増大係数と収着性減少係数により考慮する。
施設の底面や側壁よりも覆土は常に有効透水係数が小さいと想定する。従って，ニアフィールドを通る浸透水の流れは覆土の透水性に支配される。
不飽和層を通る輸送は無視される。即ち，埋め戻しから外部への核種輸送は飽和層に直接向かう。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

166

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅵ. 処分方法の検討
低透水性粘土を床面に敷設し，上部に多重覆土を施した鉄筋コンクリートボールトからなる。埋設施設はセメントグラウトで埋め戻される*。ベントナイト壁面は浸透水を抑制する。

浅地中処分概念 (L2)のイメージ
地表施設に類似。可能性のある違いは次のとおり。
・グラウト/埋め戻し材としてセメントを多量に使用
・水の流れを抑制する高耐久性バリア・低透水性輸送経路

廃棄体
セメントグラウト/埋め戻し*:ガラス固化体を埋設する場合では，埋め戻し にベントナイ トを 用いる

浸透を制限する覆土

人工バリアのイメージ
第四紀層
地表土壌/発根層
水分保持層
ろ過層（砂/粗れき）

生物侵入バリア
排水層（粗れき）150mmより小さい円礫

基礎スラブ
低透水性止水壁

母岩

低透水性止水壁

ジオテキスタイル製層
ジオメンブレン
低透水性バリア
ジオテキスタイル分離層
廃棄物

：水の流れ

英国LLW処分場(Drigg)の人工バリアの例（2017-2018海外処分場調査結果より）＜線量評価におけるニアフィールドの想定＞
以下の事項を除いて地表処分と同様。
✓ 時間の経過に伴う埋め戻しpHの進展を無視し，埋め戻しの初期pHが長期間維持される。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning167

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅵ. 処分方法の検討

中深度処分施設 (L1)のイメージ

深さおよそ50ｍ
セメントグラウト/埋め戻し
コンクリート地下およそ50mに設置される。コンク
リート壁を有するトンネルからなる。
それをプラグし閉鎖する。空隙はセメ
ントグラウトで埋め戻される。

廃棄体

低透水性ライナー

ベントナイト
覆工コンクリート
ロックボルト

母岩＜線量評価におけるニアフィールドの想定＞
以下の事項を除いて地表処分と同様。
✓ 中深度埋設施設のバリアの透水係数は原子力施設で典型的に用いられている構造コンクリートに類似するものとする。これにより，初期透水係数は1E-10
m/sとし，5000年以降は完全に中深度埋設施設の透水係数の機能は失われ，透水係数は母岩と同じになる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning168

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅶ. 線量評価 –評価シナリオ、パラメータの概要線量評価の評価条件を設定▸ シナリオ・基準線量はⅠ．予備的線量評価と同様のものを使用（一部、考慮していなかったシナリオも評価）▸ 核種移行・生物圏パラメータは、海外で実績のあるパラメータを使用▸ 浸透水量・核種放出・容器破損時期の評価方法を検討（次頁の一例を示す）
表１ 線量評価条件の概要と予備的線量評価との比較
大項目

項目

Ⅶ．線量評価＜比較＞Ⅰ．予備的線量評価

シナリオ

接近シナリオ

土地利用者 (L3, L2) 、掘削者 (L3, L2) 、濃度制限 (L1)

土地利用者 (L3, L2)、濃度制限 (L1)

接近シナリオ基準線量

地下水シナリオ
地下水シナリオ基準線量
パラメータ

制度的管理期間(y)接近シナリオのインベントリ
核種放出
容器破損時刻浸透水量
井戸までの移行距離
河川までの移行距離
河川流量
セメント系材料及び土壌での核種移行パラメータ
生物圏移行係数
処分影響物質による分配収着係数の変化

300μSv/y (L3), 1mSv/y (L2), 20 mSv/y (L1)

河川利用者、海利用者、井戸利用者

河川利用者、海利用者

一種類の廃棄物につき 10μSv/y
約400y (2400年まで)
地下水移行を考慮
廃棄体ごとに設定
容器ごとに設定

50～600y (L3), 300～600y (L2)
地下水移行を考慮しない
瞬時放出（原廃棄物）
利用していない（原廃棄物）
日本での典型的な設定(L3:1, L2:0.1, L3:0.16
人工バリアにより浸透水量の抑制
m/y)
50 m (L3, L2)，150m(L1)
100 m (L3, L2)，300m(L1)
107 m3/y
英国LLWRのデータ(LLWR 2011 ESC)

日本での典型的な設定

英国LLWRのデータ(LLWR 2011 ESC)
英国LLWRのデータ(LLWR 2011 ESC)を基に設定

日本での典型的な設定
分配収着係数を２セット用意し、個別に評価＜線量評価における地圏・生物圏の想定＞✓ 地圏は多孔質媒体とする。
✓ ＬＬＷＲ２０１１ＥＳＣの生物圏モデルを適用する。これらは時間依存モデルである。ＰＥＧの実効線量は，海洋や地圏へ核種フラックスと生物圏係数を乗じることで評価する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning✓ 地圏における有機物の影響は地圏の有機物濃度の評価や収着抑制係数により考慮される。これは埋め戻しへの影響の考慮の方法と同じである

169

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

Ⅶ. 線量評価 –モデル、パラメータの設定の例＜L3、L2施設の人工バリアの浸透水量の設定＞
Ｌ３施設は粘土ライナー、Ｌ２施設は粘土ライナーとジオメンブレンで構成された人工バリアを想定する。
埋設施設

人工バリア

浸透水量(初期)

劣化挙動

Ｌ３

粘土ライナー

3.16e-2 m/y―

粘土ライナー

3.16e-2 m/y―

Ｌ２

浸透水量(m/y)

1.00E-01
1.00E-02
1.00E-03
Ｌ３

1.00E-04

Ｌ２

1.00E-05

ジオメンブレン
3.16e-5 m/y（アスファルトシート）

150yから損傷開始
1000yで機能喪失

0

500
1000
埋設後の経過時間（y）

1500

図１ Ｌ３施設およびＬ２施設の浸透水量の経時変化＜参考＞SERCO/E.003796/010 issue 2.2011＜容器閉じ込め機能の設定＞
容器は一定期間，廃棄体からの放射性核種を閉じ込める機能を有す
るのもとする。また，経験的に容器の破損が破損開始後，破損時期と同じ期間に分布するという設定を採用し、破損時期と同じ長さの期間にわたって核種が段階的に放出される。
容器タイプ
ISOコンテナステンレス製容器
遮へい付高耐久性容器

損傷時期 (閉鎖後年)
10
300
1000

損傷期間 (年)
10
300
1000

＜参考＞SA/ENC-0658 issue 2.2007

図２

処分容器のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

170

（ｂ）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発①固体廃棄物の分類に応じた処分方法の検討と安全評価手法の構築に向けた情報の収集・整理

まとめと課題まとめ✓

事故廃棄物を網羅的に２７種類に分類し、原廃棄物として処分した場合にトレンチ・ピット・中深度・地層のいずれの処分区分が想定されるのか、予備的に線量評価を行った。また、インベントリのパーセンタイル、収着分配係数、接近シナリオの発生時期、廃棄体の溶出率、浸透水量をパラメータサーベイし、それぞれの対策を取った場合の処分区分の変化を感度評価した。（Ⅰ）✓

２７種類の廃棄物を対象に、処分概念の検討に必要な情報を整理し、特徴を評価した。それらの結果から、詳細に処分概念を検討す
る８つの廃棄物を選定した。（Ⅱ～Ⅳ）✓

選定した廃棄物それぞれについて、想定される複数の処理オプションを提示した。また、人工バリアを設置したＬ３、Ｌ２、Ｌ１の処分イ
メージを提示した。（Ⅴ、Ⅵ）✓

処分概念を線量評価するためのモデル・パラメータを整備し、複数の処理オプションに対して線量評価を実施し、想定される処分区分を提示した。（Ⅶ）

課題本検討の評価は大きな不確実性が存在することを前提としており、ここで開発した手法の不確実性を緩和していくことが今後の課題である。以下に不確実性の種類ごとに課題を記す。なお、個別の廃棄物ごとの課題はⅦに記した。
✓

インベントリの不確実性；まず性状把握へのフィードバックを示すことが重要。そのうえでインベントリの不確実性を緩和していくための方法論を検討していく必要がある。例えば、C-14、I-129は多くの廃棄物において支配核種であり、これらのインベントリの精度を優先的に上げていくことで、不確実性の緩和が期待できる。

✓

パラメータの不確実性；安全評価パラメータの一部は海外文献を参照しており、国内規制や福一廃棄物特性を考慮していく必要がある。
例えば、固化体性能については、最新の処理の検討成果を反映していくなど、より現実的なパラメータを整備していく。

✓

処分サイトの不確実性；処分サイトに依存して、数桁の不確実性があることが課題となる。この不確実性は処分サイトが決まるまで取り除くことはできないが、早期に決まらない可能性を考慮して対策を検討しておくべきである。一つのアプローチとしては、複数の仮想処分サイトのパラメータセットを設定し、互いを比較しながらサイト不確実性を検証していく方法が考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

171

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～目標と実施内容～◼ 実績
 固体廃棄物に含まれる可能性のある影響物質や想定される処分概念の調査から、処分時核種移行への影
響評価の優先度が高い核種移行パラメータやバリア材を選定。
 影響物質による影響プロセスの把握状況やデータ量に応じて核種収着パラメータへの影響を評価する手法の考え方を構築（図1）。
◼ 目標
 多様な影響物質が処分時核種移行に及ぼす影響を定量的に評価する方法を、評価に必要となるデータとともに整備し、それらを処分の成立性検討や安全評価の基盤情報として反映する。
◼ 実施内容（図2） 2019年度は、主要な影響物質による核種移行影響を評価するうえで不足している知見の調査とデータの拡充を行うとともに、処分時核種収着への影響（収着低減係数：SRF）を定量的に評価する手法を改良する。
 2020年度は、不足している知見の調査とデータの拡充を継続して核種収着の影響評価手法を構築するとともに、現時点での安全評価の想定条件に対して核種収着パラメータ（分配係数：Kd）とその不確実性範囲の設定の試行と課題の抽出を行う。
◼ 目標達成を判断する指標
 重要な影響物質と核種の組合せを対象として影響評
価に必要なデータの拡充と影響評価手法の改良。
（2019年度）
 安全評価の想定条件に対して核種収着パラメータとその不確実性範囲の設定の試行と課題の抽出。（2020年度）

廃棄物成分や共存物質等の影響物質の種類と量（有機物，ホウ酸，塩分，セメント，・・・等）

レファレンス条件(バリア材，間隙水化学）①直接影響の評価手法：②間接影響の評価手法：

影響物質成分と核種との錯形成による収着低減等の直接的な影響

影響物質によるTHMC変化（特に化学）によるバリア材間隙水のpHや塩濃度の変化

影響が生じる閾値＋
収着低減係数
手法①：溶解度上昇データからの評価
手法②：熱力学計算からの評価
手法③：収着影響データに基づく評価

Kd＋不確実性pH，塩濃度等の環境条件の影響評価手法【条件変換手法，
収着モデル等】Kd＋不確実性

レファレンスKd＋不確実性③直接＋間接影響：①と②の評価の組み合わせによる双方の影響の考慮

図1 影響物質が核種収着に及ぼす影響評価手法の概要

2019-2020年度のデータ拡充の視点
・ホウ酸やフェロシアン化合物のアクチニドへの影響データ拡充
・有機物や硫酸塩等の不足核種のデータ拡充

図2 影響因子に対するバリア材への収着低減係数の整理イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning172

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発
表 影響物質リスト（影響の関係整理例）
共存物質/廃棄体影響化処理追加成分
ホウ酸水
・ホウ酸イオンは核種と錯体を形成し、溶解度及び分配係数に影響を及ぼす可能性がある。
・ホウ酸塩として存在する場合、そのカウンターイオン放出により間隙水イオン強度が増加する可能性がある。
海水成分
・海水成分の陽イオンは、核種の収着において競合する可能性があるほか、イオ
ン強度増加により溶解度等に影響を及ぼす可能性がある。
・海水成分の溶出によって間隙水のイオン強度が上昇し、溶解度等に影響を及ぼす可能性がある。
・海水成分によって、セメント中での二次鉱物生成や、ベントナイトのイライト化が生じる可能性がある。
油分・核種によっては、油分の有機相に核種が取り込まれ、油分とともに移行する可能性がある。
・油分の分解により放出される酸によって、コンクリートの劣化が生じる可能性がある。
シリカ系
・無機系の飛散防止剤（ケイ酸塩）が溶出してシリカを放出した場合、ベントナイト（無機系飛散防止 のセメンテーションやセメント中C-S-H相形成が生じる可能性がある。
剤）
有機物
・有機物により、その分解生成物と核種での錯形成が生じる可能性がある。
（草木、有機系飛散防止剤）
金属
・溶出した鉄イオンによって、ベントナイトの変質や鉄系コロイドの形成が生じる可能性がある。
・腐食時に周辺間隙水のEh変化や腐食生成物によるコロイド形成が生じる可能性がある。
セメント系材料
・高pH間隙水を形成し、ベントナイトの変質や、核種溶解度の変化が生じる可能性がある。
・セメント水和物起源のコロイドに核種が収着する可能性がある。

～検討の全体の流れ～
影響プロセス

影響物質

陽イオン

NaOH
Ca(OH)2

Na+,Ca2+

核種-OH, -CO3錯体
濃度変化
固相溶解

陽イオン交換
容量変化

二次鉱物生成固相表面収着エッジ量変化

収着挙動への影響①陽イオン交換サイトへの収着競合による分配係数低減

図 影響プロセスと核種相互作用に係る情報の関係性整理例②陽イオン交換サイト量の変化による分配係数の減少もし
くは増加③表面収着エッジ(表面錯体)
への収着量の変化による分配係数の低減もしくは増加④陰イオン交換サイトへの収着競合による分配係数低減

液相陰イオンの増加
核種-OH, -CO3錯体
濃度変化

液相pH変化⑤陰イオン交換サイト量の変化による分配係数の減少もし
くは増加

対象物質の情報調査・整理を実施し、収着等挙動に影響を及ぼすプロセス、メカニズムや相互作用の関係性等整理
固相溶解

陰イオン交換
容量変化

二次鉱物生成固相表面収着エッジ量変化

⑥表面収着エッジ(表面錯体)
への収着量の変化による分配係数の低減もしくは増加⑦核種-影響物質の錯体形成に伴う、液相中核種-影響物質
錯体の濃度上昇による分配係数の低減(+核種-影響物質
錯体の固相への収着がある
場合は低減量が減少)

核種-影響物質の錯体濃度変化

中性分子

液相中性イオン
組成変化

核種-影響物質の錯体濃度変化e-

液相酸化還元電位変化

核種原子価・スペ
シエーション変化⑧液相中の核種化学形の変化により、分配係数が低減もしくは増加➢ 整理された影響物質に対し、網羅的に情報調査し、一通りの関係性の整理終了

物質F
46
31
1
109
10
1
1
1
1
–
–

影響因子に対するバリア材への収着低減係数の整理イメージ➢ データなし/不足のフェロシアン化合物、硫酸塩、炭酸塩を中心に収着影響データ取得中➢ データ量に応じた評価方法を検討・評価中

データのみでは評価不能な物質/核種の評
1.E+0510 5
価方法検討
41.E+04

データ不足の物質/核種
SRFのデータ取得及びそれにSRF
基づく評価方法検討
Dagradation
II

1.E+06
6

10

10 4

10

手法①

1.E+03
10 3

10 3

手法② 2

1.E+02
10 2

Kd (m3/kg)

収着低減係数（SRF）
代表
元素 物質A 物質B 物質C 物質D 物質E
Cs
1
2
2
1
2
アルカリ金属
Sr
1
7
3
10
8
アルカリ土類金属
Ni(II)
11036
112II価遷移金属
Zr(IV) 安全評価に資する処
1
10
10
103
12
IV価遷移金属
Nb(V)
1
10
10
1
12
V価遷移金属
分影響物質の影響評
Am(III)
1
10
10
102
12
III価アクチニド
Th(IV) 価データの提示
1
10
10
106
12
IV価アクチニド
Np(V)
1
100
10
102
12
V価アクチニド
U(VI)
1
100
10
102
12
VI価アクチニド
I
–
–
–
1
–
ハロゲン
Se
–
–
–
–
–
陰イオン種
元素群

核種スペシエーション変化

液相pH変化OH-

SRF
Factors)
SRF (Sorption Reduction（有機物、海水成分、ホウ酸、フェロシアン
化物、硫酸塩、炭酸塩）

陰イオン

固相表面収着サイト状態変化

液相陽イオン
の増加

間隙水へ
の溶解

検討対象とする
物質を抽出➢ 対象物質：6物質を抽出

核種の収着への影響メカニズム

液相・固相の状態変化

影響物質の溶解

1.E+0110 1

10影響発現の閾値
手法③
10 1

1.E+00
10 0

収着低減
係数

-1

10
1.E-01
1.E-0610 -6

1.E-0510 -5

1.E-0410 -4-3
1.E-03
1010 0-2
1.E-0210

ISAconcentration
concentration [M] (M)ISA

情報量に応じた複数の手法による影響評価事例
有機物（ISA）共存系でのセメントへのAmの収着低減係数

10 -1
10 -6

10 -5

10 -4

10 -3

10 -2

10 -1

10 0

ISA concentration (M)既存データに基づく評価事例
AmのKdへの有機物影響©International Research Institute for Nuclear Decommissioning173

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～2018年度までの検討結果「評価対象とする影響物質とバリア材の選定」～
表1 主な事故廃棄物と含まれる影響物質◼ 評価対象の影響物質

汚染水処理二次廃棄物

 多くの事故廃棄物に共通して含まれる共存物質として、
有機物、海水成分、ホウ酸水を選定
 共通性は高くないが優先度が比較的高い水処理二次廃棄物のうち、影響が懸念される原廃棄物成分として、フェロシアン化合物、硫酸塩、炭酸塩を選定

原廃棄物

除
染
装
置
ス
ラ
ッ
ジ

鉄
共
沈
ス
ラ
リ
ー

炭
酸
塩
ス
ラ
リ
ー

A
g
添
着
活
性
炭

チ
タ
ン
酸
塩

酸
化
チ
タ
ン

瓦礫／伐採木等
フ
ェ
ロ
シ
ア
ン
化
合
物

キ
レ
ー
ト
樹
脂

樹
脂
系
吸
着
材

フ
ィ
ル
タ
ー

（
カ
ラ
ム

瓦
礫

瓦
礫

瓦
礫

（
コ
ン
ク
リ
ー
ト

（
金
属

（
そ
の
他

）

伐
採
木

土
壌

解体廃棄物
使
用
済
保
護
衣

燃
料
デ
ブ
リ

）

）

ゼオライト

○

 間隙水の化学変化等による間接影響については、既往の知見と手法が適用可能なことから、既往の知見が不足
する影響物質の直接影響に着目
 直接影響については、既往の知見等の充足度を考慮して評価対象を選定（緩衝材は対象を限定）

解
体
廃
棄
物

解
体
廃
棄
物

（
コ
ン
ク
リ
ー
ト

（
金
属

（
そ
の
他

）

）

シリカ系物質

○

○
○

水酸化鉄

○

○

炭酸塩

影
響
物
質

原
廃
棄
物
成
分

○

水酸化
マグネシウム
硫酸塩

○
○

活性炭

○

有機物

○

チタン系物質○○○○フェロシアン
化合物
金属

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

コンクリート

○

○

○

○

デブリ

○

MCCIデブリ

○

ホウ化物・
炭化物
海水成分

○

共 ホウ酸水
存 油分
物 有機物
質
シリカ系物質

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

廃棄体層
廃棄物
放射化金属等充填材（モルタル）

放出率

分配係数

その他廃棄体瞬時放出・イオン強度変化
・錯形成
・pH、Eh変化
・セメント変質
・金属腐食

高

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

燃料付着物
○： 原廃棄物に含まれる影響物質◼ 評価対象の影響物質とバリア材の組合せ

解
体
廃
棄
物

）

◼ 評価対象のバリア材・パラメータ・核種

 既往の処分概念の評価対象核種と化学的類似性に基づくグルーピングの考え方より対象核種を選定

第
二
セ
シ
ウ
ム
吸
着
塔

）

⇒ これら6種類の影響物質を対象に選定（表1） いずれの処分概念に共通し、かつ、廃棄体に近い領域で影響物質の影響が大きいと想定されるバリア材と核種収着パラメータを選定（図1）。

セ
シ
ウ
ム
吸
着
塔

コンクリートピット（コンクリート）

低拡散層（モルタル）

低透水層（ベントナイト）

岩盤

分配係数
分配係数

分配係数

分配係数

分配係数

（拡散係数）
拡散係数

拡散係数

透水係数

拡散係数

（透水係数）
透水係数（透水係数）（拡散係数）

透水係数・イオン強度変化
・錯形成
・pH、Eh変化
・セメント変質・イオン強度変化
・錯形成
・pH、Eh変化
・セメント変質・イオン強度変化
・錯形成
・pH、Eh変化
・ベントナイト変質

間隙水中影響物質濃度・イオン強度変化
・錯形成
・pH、Eh変化
・鉱物変質

低：評価で考慮する主な核種移行パラメータ

図1 各バリア層における核種収着への影響©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

174

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～データ取得・パラメータ設定状況～

セ
メ
ン
ト
系

ベ
ン
ト
ナ
イ
ト
系

元素群

代表
元素

有機物※1

海水※2

アルカリ金属
アルカリ土類金属
Ⅱ価遷移金属
Ⅳ価遷移金属
Ⅴ価遷移金属
Ⅲ価アクチニド
Ⅳ価アクチニド
Ⅴ価アクチニド
Ⅵ価アクチニド
ハロゲン
陰イオン種

Cs
Sr
Ni(Ⅱ)
Sn(Ⅳ)
Nb(Ⅴ)
Am(Ⅲ)
Th(Ⅳ)
Np(Ⅴ)
U(Ⅵ)
I
Se

〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇※3
〇※3

〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇
〇※3
〇※3

元素群

代表
元素

アルカリ金属
アルカリ土類金属
Ⅱ価遷移金属
Ⅳ価遷移金属
Ⅴ価遷移金属
Ⅲ価アクチニド
Ⅳ価アクチニド
Ⅴ価アクチニド
Ⅵ価アクチニド
ハロゲン
陰イオン種

Cs
Sr
Ni(Ⅱ)
Sn(Ⅳ)
Nb(Ⅴ)
Am(Ⅲ)
Th(Ⅳ)
Np(Ⅴ)
U(Ⅵ)
I
Se

有害物質
フェロシアン
ホウ酸
化合物
●
●
●
〇
●
〇
■
■
■
■
●
●
×
×
●
〇
●
〇
※3
〇
〇※3
※3
〇
〇※3

有害物質
フェロシアン
ホウ酸
化合物
●
●
●
〇
●
〇
■
■
■
■
●
●
×
×
●
〇
●
〇
※3
〇
〇※3
〇※3
〇※3

硫酸塩

炭酸塩

〇
〇
●
■
■
●
×
●
〇
〇※3
〇※3

〇
〇
〇
〇
■
〇
〇
〇
〇
〇※3
〇※3

※1：イソサッカリン酸（ISA）※2：イオン強度0.68M※3：Kd = 0で設定〇：データ設定済み●：本年度新規取得・設定予定（データ不足の場合次年度継続）■：次年度新規取得・設定予定
×：データ取得困難：本年度追加調査・設定予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

175

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～各影響物質の収着影響評価手法の検討：パラメータ設定の試行～
HCP, pH 13.2 [4]有機物影響評価の検討例①

1.0E+03

Th(IV) - ISA(a-1)

1.0E+02◼ 2019年度は、収着低減係数の評価手法として提案してきた3つの手法*の比
較と有効性の評価事例を拡充。

HCP, pH 11.9 [4]HCP, pH 13.2 [4]HCP, pH 11.9 [4]

しきい値
しきい値

収着低減係数

しきい値
Kd (m3/kg)

1.0E+01

収着低減係数
収着低減係数

1.0E+00

1.0E-01➢ 影響が最も大きいとされるイソサッカリン酸（ISA）の収着影響を対象に，これまでの3価アクチニドAmの評価事例に加え，4
価アクチニドTh(IV)及び6価アクチニド
U(VI)を対象にした適用評価を検討。

(b-1)

HCP, pH 13.3 [4]CSH 0.97, pH 13.3 [2]1.0E-02
1.0E-06

1.0E-05

1.0E-04

1.0E-03

1.0E-02

ISA concentration (M)1.0E-01

1.0E+00

手法③：実測データに基づく評価

(a-2)

(b-2)

➢ いずれの核種でも熱力学データに基づく評価手法②は，理想的な実測の収着デ
ータに基づく手法③よりも保守的な評価
結果を導くことを確認。

*収着低減係数の3つの評価手法

手法①：溶解度上昇データからの評価
手法②：熱力学計算からの評価
手法③：収着影響データに基づく評価

手法②：熱力学データに基づく評価
method 2
1.E+06
SRF (Th) - Andra-TDB

1.E+04(b-3)

SRF (Th) - JAEA-TDB*

1.E+05

SRF [Sorption Reduction Factor]➢ 一方で，手法②は熱力学データに大きく依存することも確認され，熱力学データの選択や信頼性の確認が重要となること
を確認。

(a-3)
手法①

1.E+03

手法②

1.E+02手法②

1.E+01

手法③

手法③3
method

1.E+00
1.E-01
1.E-06

1.E-05

1.E-04
ISA concentration [M]1.E-03手法間の比較
1.E-02

図1 各手法に基づく評価結果と比較の検討事例（左：Th（Ⅳ）、右：U（Ⅵ））©International Research Institute for Nuclear Decommissioning176

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～各影響物質の収着影響評価手法の検討：パラメータ設定の試行～
有機物影響評価の検討例②◼ 多様な有機物を対象とした収着影響に関する国内外の代表的な評価事例を調査・整理。

文献
SKB TR14-10⇒ これらを踏まえ、ISAを対象として、実測の収着データに基づいて収着低減係数を設定

ISA• 実験結果、化学アナログ等より設定• Ca濃度考慮

有機物影響（収着低減係数）の評価方法
実験結果、化学アナログ等より収着低減係数を設定。その値で分配係数のリファレ
ンス設定値を除することにより、有機物影
響を考慮した分配係数を設定

EDTA・NTA等ISA以外 概ねISAの化学アナログにより設定の有機物➢ スウェーデンSKBでの評価、スイスNagraでの評価、日本の第2次 Nagra NTB 14-08
TRUレポートでの評価を対象として、それぞれの評価事例において、対象とされた有機物とその評価方
法を整理。
➢ いずれの評価事例でも、イソサッ
カリン酸（ISA）の評価を中心に検討しており、その他の有機物については、影響がある場合にはISAの値を保守的に与えるか、実測デ
ータ等をもとに影響が顕在化しないとの評価を実施。

影響発現濃度（閾値）
の評価方法

対象有機物

コンクリート混和剤
及びその劣化物

金属イオンに対して強く影響しないため、潜在的な影響はないと仮定

硝酸塩/亜硝酸塩

含有量が少なく評価されていない

EDTA

なし

Ni,Co,Pbの収着低減係数を設定

シアン化物

なし

Ni,Coの収着低減係数を設定

アンモニア、アミンなし

セメント劣化ステージ、高NH3濃度でNi,Co
に影響あり

ISA

実験結果、化学アナログ等により設定• 実験結果、化学アナログ等により収着低減係数を設定。その値で分配係数のリファレンス設定値を除することにより、有機物影響を考慮した分配係数を設定• 影響のない濃度から処分場で予想される最大濃度までの範囲で一定の収着低減係数を設定

GLU

同上

同上

コンクリート混和剤

間隙水中濃度は低く影響は及ぼさない

有機高分子

影響は無視できる

ビチューメン、酸性イ 間隙水中濃度は低くNi以外の核種に影響は及ぼさない
オン交換樹脂の分
解生成物
第2次TRU取りまとめ

ウエス等有機物• 実験結果に基づき評価された事例を参照 • 溶解度上昇係数の設定事例より当該• グループ2に含有される有機物は全てセル
ASA濃度での収着低減係数を設定
ロースでISAに分解すると仮定し充填材間 • 収着低減係数は溶解度上昇係数と等し
隙水中濃度を評価
いと仮定

廃溶媒• 熱力学データよりNi等溶解度へのDBPの影響がないことを確認• 実験結果よりU溶解度へのTBP、DBPの影響がないことを確認

アスファルト固化体

アスファルト浸出液を用いたPuの溶解度実験結果から影響なしと評価

セメント混和剤

減水剤共存下でのPuの分配係数データより影響は小さいと評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning177

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～各影響物質の収着影響評価手法の検討：パラメータ設定の試行～
海水影響評価の検討例◼ 諸外国のセメント系材料に対する核種収着パラメータ設定における海水影響評価の情報を調査➢ 直近のスイスの事例では、海水成分の核種毎の収着影響のメカニ
ズムや海水成分によるセメントの変質と2次鉱物生成の影響などまで、より詳細な検討とパラメータ設
定を実施。
➢ 海水影響による収着の増減の傾向を表中で比較すると、セメントへの核種の収着メカニズムの複雑さを反映して、それぞれのレポート
で多くの核種の増減の傾向が異なることを確認。

⇒ ここでは、最も系統的に海水影
響をそのメカニズムを含めて検討 し た Nagra の 事 例 （ Wieland,2014）をベースとした収着低減係数を設定。

Cs(I)

JAEA-Review 2006-011（三原，2006）

Nagra NTB 14-08（Wieland，2014）

Ochs et al，2016

測定値に影響なし

収着低減係数2を設定

分配係数減
Na,K,Caと収着競合

収着低減係数6を設定
セメント変質に伴う収着競合

－

影響なし

影響なし

Sr(II)
海水系条件で分配係数増Ni(II)
Zr(IV)

測定値に影響なし

Nb(V)海水系条件で分配係数増または影響なし

Am(III)
海水系条件で分配係数増塩水環境下では一桁小さい値を設定
III価アクチニドを参考－
Kd設定では一桁小さい値を設定（セメントペースト中での収着相をCS-Hのみと仮定し、セメント変質により収着低下を考慮）

Th(IV)

影響はわずか
塩水環境下では一桁小さい値を設定
III価アクチニドを参考

Np(V)

Npは塩濃度に鋭敏
塩水では分配係数増

－
U(VI)

－

I

海水系条件で分配係数減陰イオンと収着競合

分配係数0を設定
Clと収着競合、C-S-H等への収着なし

分配係数減
安定Clとの収着競合

Se

海水系条件で分配係数減収着相のエトリンガイトは変質後も十分残るとして分配係数10-4m3/kgを設定－*分配係数が低減するとした知見を赤色、増加するとした知見を青色でハッチング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning178

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～収着低減係数設定のためのデータ取得の対象と条件の設定～◼ 2019年度は、これまでに設定した影響物質－バリア材－核種の評価対象のうち、未取得あるいは再取得が必要なデータの取得を実施◼ ホウ酸、フェロシアン化合物、硫酸塩共存下の収着データを取得するため、これらの影響物質の濃度や液性条件（pH等）をパラメータに収着試験を実施◼ 実環境を考慮し、炭酸錯体を形成する核種は、一部炭酸を添加した条件で試験を実施（表1）表1 データ取得条件

影響物質

ホウ酸

固相
試験溶液

硫酸塩

ベントナイト
NaCl

pH

セメント

NaCl + 炭酸

セメント

NaCl + 炭酸

NaCl

セメント平衡水（約pH12.5）

7, 9.3

NaCl + 炭酸

NaCl

セメント平衡水（約pH12.5）

試験パラメーター

ホウ酸濃度

ホウ酸濃度
炭酸濃度

ホウ酸濃度
NaCl濃度

ホウ酸濃度
炭酸濃度

硫酸塩濃度

硫酸塩濃度
炭酸濃度

対象核種

Np(V)

Am, ThCs, Sr, Ni,

Eu, Np(V), U(VI)

Ni

Eu, Np(V)

影響物質

フェロシアン化合物

固相

ベントナイト

セメント

試験溶液

NaCl

NaCl + 炭酸

NaCl

pH

4-12

8.8

セメント平衡水（約pH12.5）

試験パラメーター

フェロシアン化合物濃度

フェロシアン化合物濃度
炭酸濃度

フェロシアン化合物濃度

対象核種

Cs

Th

Cs, Euベントナイトはクニミネ工業製クニピアFを、セメント試料はOPCセメントペーストを使用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning179

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～収着低減係数設定のためのデータ取得結果（ホウ酸）～
ホウ酸影響の評価検討

1E+3

NaHCO31E+1

0 mol/L
ref._0 mol/L

1E+0

0.05 mol/L
y = 0.0004x-2.451

1E-1◼ 炭酸共存下ではホウ酸影響が低下する効果と，セメント
間隙水やベントナイト間隙
水中に含まれる炭酸濃度も考慮した影響評価を検討。

1E-2
1E-4

1E-3

1E-2

ref._0.05 mol/L

1E-1

1E+0

Borate concentration [mol/L]

ホウ酸共存下でのセメント(OPC)へのEu(III), Np(V)の収着試験の結果

ホウ酸共存下でのベントナイトへのU(VI)の収着試験の結果
1E+2

Bentonite*-U(VI)-Borate(pH9.3, 28days)

1E+1

Kd [m3/kg]◼ 今年度までに取得した核種については、そのホウ酸や炭酸共存下の収着データを踏まえれば、U(VI)以外の核種（Cs, Sr, Eu(III), Np(V))ではホウ酸影響は顕著とはならないと評価。

OPC-U(VI)-Borate(28days)y = 0.0014x-2.783

1E+2

Kd [m3/kg]◼ これまでの先行研究でホウ酸共存系での収着データはほとんど報告されていないことから、これまでに本事業で取得してきた収着データをもとに、収着低減係数を設定。

ホウ酸共存下でのセメント(OPC)へのCs, Srの収着試験の結果

ホウ酸共存下でのセメント(OPC)へのU(VI)の収着試験結果

NaHCO3y = 0.4754x-0.557

5E-4 mol/L

1E+0
ref._5E-4 mol/L
0 mol/L
1E-1

ref._0 mol/L*Kunipia F (without calcite)
1E-2
1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

1E+0

Borate concentration [mol/L]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

180

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～収着低減係数設定のためのデータ取得結果（硫酸塩）～
フェロシアン化合物影響の評価検討

1E+1

y = 11.796x-0.133

OPC-U(VI)-Ferrocyanide(28days)
1E+0
1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

1E+0

Na4[Fe(CN)6] concentration [mol/L]

フェロシアン化合物共存下でのベントナイトへのNp(V)の収着試験結果
1E+0

Kd-Na4[Fe(CN)6] (28day) -C0-

1E+0

Kd-Na4[Fe(CN)6] (28day) -C0-

1E-1

Bentonite*-Np(V)-Ferrocyanide(28days)
pH4*Kunipia F(without calcite)

y = 0.088x-0.297

Kd [m3/kg]◼ 今年度までに取得したフェロシ
アン化合物共存下の収着デー
タを踏まえ、U(VI)ではSRFを設定し、Cs, Sr, Niについてはフェロシアン化合物の影響は顕著とはならないと評価。

OPC：Kd-Na4[Fe(CN)6]濃度 (28day)Kd [m3/kg]◼ フェロシアン化合物の錯形成による直接影響と、その影響のpH依存性（ベントナイト間隙水pHを含む広い範囲での影響）に着目して収着データを取得。

1E+2

Kd [m3/kg]◼ これまでの先行研究でフェロシアン化合物共存系での収着データはほとんど報告されていないことから、これまでに本事業で取得してきた収着データをもとに、収着低減係数を設定。

フェロシアン化合物共存下でのセメント(OPC)へのCs, Sr, Niの収着試験結果

フェロシアン化合物共存下でのセメント(OPC)へのU(VI)の収着試験結果

pH8
pH4
pH10
pH8
ref._pH4
pH10
ref._pH8
ref._pH4

y = 0.088x-0.297

1E-1

ref._pH8

1E-2
1E-4
1E-2
1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

Na4[Fe(CN)6] concentration [mol/L]
1E-3

1E-2

1E-1

1E+0
1E+0

©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
Na4[Fe(CN)6] concentration[mol/L]181

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～収着低減係数設定のためのデータ取得結果（硫酸塩）～
硫酸影響の評価検討

硫酸共存下でのセメント(OPC)へのU(VI)の収着試験結果◼ これまでの先行調査で，硫酸と 1E+2 [OPC] Na2SO4の錯形成による直接影響に関 [OPC] Na SO
時間依存性
1E+2
し、熱力学データに基づく影響
評価では多くの核種でその影[OPC] Na SO
1E+2
響は顕在化しない可能性が示 1E+1
1E+1
唆されるものの、硫酸共存下で0.25Mの収着データはほとんど報告さ0.025M
1E+1
れていないことから、本事業で 1E+00.0025M
1E+0
0
10
20
0
10
20
30
データ取得を進めてきた。
Time
0.0M[d]4Time [d]ref.
Kd [m3/kg]

Kd [m3/kg]

Kd [m3/kg]

2

OPC：Kd-Na2SO4 (28day)4

Kd [m3/kg]

2

1E+2

0.25M
0.025M
0.0025M

0.25M
0.025M
1E+1
0.0025M
0.0M

0.0M

30

1E+0
1E-4

硫酸濃度依存性（28日時点）
1E-3

1E-2

1E-1

1E+0

Na2SO4 concentration [mol/L]◼ 硫酸イオン共存の収着データ
1E+0
0
10
20
30
硫酸共存下でのベントナイト
は明瞭な時間依存性を示し、28Time [d]へのNp(V)の収着試験結果：
日間の試験では、十分な収着
収着の時間依存性
平衡に達していない可能性が確認された。
◼ 十分な平衡に到達していない段階のデータからは、U(VI)では影響があり、Np(V)では影響が明瞭ではないことが確認できた。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

182

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～パラメータ設定（影響発現のしきい値と収着低減係数）の試行結果のまとめ～

セ
メ
ン
ト
系

元素群

代表
元素

アルカリ金属
アルカリ土類金属
II 価遷移金属
IV 価遷移金属
V 価遷移金属
III 価アクチニド
IV 価アクチニド
V 価アクチニド
VI 価アクチニド
ハロゲン
陰イオン種

Cs
Sr
Ni
Sn
Nb
Am
Th
Np
U
I
Se

影響発現濃度（しきい値）と収着低減係数（SRF）
有機物（ISA）
海水
ホウ酸
フェロシアン化合物
*3
SRF
SRF
SRF
SRF
しきい値
しきい値
しきい値
1
1
2
1
－
－
－
-2
*1
1×10 M
10
1
8
1
－
－
1
1
1
－
評価中
評価中
－
1×10-4 M
100
10
1×10-4 M100
10-4
1×10 M
10
1
10
－
評価中
評価中
1×10-4 M
100
10
×
×
×
×
1×10-4 M
101
1×10-3 M
10
3
－
-4
-3
-2
5×10 M10
500
1×10 M10
1×10 M
3
*2
*2
1
––
––
1
––*2
––*2

ベ
ン
ト
ナ
イ
ト
系

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

183

（b）処分方法の提示及び安全性評価手法の開発② 処分への影響物質等の影響評価手法の開発～まとめと今後の計画～◼ 本年度予定していたデータ調査及び取得を終了し、存在するデータに応じた閾値並びにSRFを設定するとともに、熱力学データに基づく値は実験的手法に比べて保守的に評価されることを確認◼ 次年度は本年度の評価結果、処分被ばく線量評価結果などより、計画について再検討の上、重要性が高いと思われるデータ取得を実施し、SRF設定を試みる
表 影響物質ごとの現時点での評価と今後の課題
影響物質
有機物

海水成分

ホウ酸水

フェロシアン化
合物

硫酸塩

炭酸塩

処分時の収着影響の現時点での評価
・有機物影響については、既往の知見が比較的充実し ており 、特に最も 影響が大き いイソ サッカリン酸（ISA）の収着影響データ が充実し ていること から 、現時点ではこ のISA共存下の実測の収着データ に基づく設定評価を 検討することが妥当。
・他の有機物の影響は十分なデータ は存在し ないも のの、熱力学データ に基づく評価が適用できる可能性がある。
・海水成分が核種収着に及ぼす影響については、既往の知見が比較的充実し ており 、海水成分と の収着競合などの収着 メカ ニズムの理解に基づいて 、ある程度定量的な収着低減評価が可能である。
・ホウ酸の影響については、収着影響データ を取得し 、その結果をもと に、ア ルカリ 金属、ア ル
カリ 土類金属ではホウ酸の影響は小さ く、一方で 、アク チニ ドの場合には、ホウ酸がある 程度影響するものの炭酸共存を考慮すればその影響は顕著と はならないものと 評価できる。
・廃棄物のホウ酸の含有量が高濃度と なる場合には 、ホウ素が環境基準物質であること に加え、廃棄体周辺のホウ酸濃度評価と 核種移行影響を適切に考慮する必要がある。

今後の課題
・事故廃棄物に含まれる 可能性のある有機物と その分解生成物を 想定し つつ 、多様な 有機物と 核種の組合せに対し て 、熱力
学データ による 手法を 含め評価手法の適用性や妥当性を 検
討し ていく必要がある。

・フ ェロシアン化合物については、フ ェロシアン化合物共存下での収着データ を取得し 、ア ルカ
リ 金属、アルカリ 土類金属ではその影響は小さ く、一部のアク チニ ドにおいてその収着への影
響が顕在化する可能性が確認さ れた。
・全シアンが環境基準物質であること に加え 、フ ェロシアン化合物自体の廃棄体内や処分環境での挙動をあわせて評価し 、前処理時の対策を 含めた検討が必要である。
・熱力学データ に基づく評価から 硫酸錯体は核種収着にほと んど影響を 及ぼさ ないと 推定さ れた 。一方で 、硫酸塩共存系でのU(VI)のセ メン ト系材料への収着試験では、比較的高い硫酸塩濃度において分配係数の硫酸塩濃度依存性が確認さ れたほか 、収着の顕著な時間依存性が確認さ れた。

・核種やpH等の条件によってその影響は複雑なこと が推察さ れ、フ ェロシアン 化合物による錯形成の影響と 収着低減の関係性についてデータ を拡充するとともに 、核種間での影響の整合性などを 確認し つつ収着低減係数の評価を 検討する 必要がある 。

・炭酸塩の影響については、も ともと 天然の岩石・地下水環境に含まれる 成分であり 、その影
響評価手法も 従来研究で検討さ れてきたものを活用可能である。
・事故廃棄物由来の炭酸塩が存在し ない場合においても 間隙水中の炭酸イオン濃度の影響は考慮さ れており 、事故廃棄物に含まれる炭酸塩の影響をさらに追加し て考慮する必要性は低いと 考えられる。

・左記の評価の妥当性を 確認する必要がある。

・各核種の収着 メカ ニズムと 海水成分の影響評価に関する 最新の知見に基づく設定の更なる見直し が必要。
・アク チニ ド核種を はじ めと する高収着性核種の試験データ を十分な精度で取得すること が課題であり 、ホウ酸による錯形成の影響と 収着低減の関係性や 、炭酸錯体などの他の配位子と の競合の評価、核種間での影響の整合性などにも 十分配慮し た
収着低減係数の評価を 引き続き検討する必要がある。

・硫酸塩共存下の収着試験において顕著な時間依存性が確認さ れており 、固相変遷の影響の可能性も 含めて更なるデータ 取
得と 評価が必要である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

184

２．事業内容
ｃ．性状把握の効率化（ａ）性状把握の効率化① 分析データと移行モデルに基づく評価データを組み合わせて性状を把握する方法の構築
i.
ii.
iii.
iv.
v.
vi.

汚染メカニズムの把握
分析データの代表性に関する評価
分析データの特徴に関する調査、整理
統計論的インベントリ推定方法
分析データの取得
分析データの評価・管理② 分析方法の簡易・迅速化等
i.
ii.
iii.
iv.

試料のサンプリング技術開発
分離プロセスの合理化検討
自動化技術の開発
標準的な分析手法の確立（ｂ）サンプリング技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

185

（ａ）性状把握の効率化
分析とそのデータを利用した研究開発の全体像
分析手法

分析法の改良大熊施設を目指し、開発を継続中

分析の計画分析を継続し、データを蓄積、データベースを着実に更新、これらを継続

データデータベース更新

今年度から着手、検討を継続し、成果を順次、推定手法に反映

廃棄物の情報汚染メカニズムの検討

汚染機構のモデル

ベイズ統計を取り入れた手法をおおよそ確立、次の課題を抽出、対
策に着手

分析計画

分析

代表性の検討既存データの代
表性を裏付ける
ことは困難、今後の計画に期待凡例：取り組みの状況
今年度の進め方

廃棄物の特徴の検討

標準的な分析計
画法とベイズ統計を導入する見通しを得たことから、方法論を検討していく
初年度から着手、推定手法への反映を検討する

廃棄物のモデル

インベントリ推定手法の構築
解析評価手法推定したインベントリ
処分概念の検討

処分概念の候補

改良した手法により、インベントリを改めて算出、
次年度の検討に提供予定
処分の安全評価により、分析データの必要と考えられる核種が摘出された

今後必要な情報©International Research Institute for Nuclear Decommissioning186

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築– 放射性廃棄物の発生から処分までの流れと実施内容 –汚染
ソースターム

保管

汚染物

廃棄物の発生

核種の移行

保管

廃棄物

処分

処理
（廃棄体化）

埋設等

廃棄物の移動
セメント

原子炉建屋

損傷燃料

処理
（安定化）

処理

クリアランス減容
L3

タービン建屋焼却

ジオポリマー

廃棄物処理建屋

L2

集中廃棄物
処理建屋
構造材料
冷却水等

汚染水処理など
廃炉に伴う
構築物

保管廃棄物

既存構築物

放射化生成物

ガラス固化(ii) 代表性データのトレーサビリ
ティ
脱水

そのほか

中間

地層

(iii) 特徴
汚染分布の特性(i)汚染メカニズムの把握ソースタームから汚染物への放射性核種の移行モデルを検討(v) 分析データの取得
試料を採取、輸送、分析(vi) 分析データの評価・管理
データベースに収録、分析を計画(iv) 統計論的インベントリ推
定廃棄物が含有する放射能量の推算©International Research Institute for Nuclear Decommissioning187

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
i. 汚染メカニズムの把握◼ 実績 様々な試料の分析データを蓄積しており、放射性核種の汚染挙動の整理を進めている。例えば、汚染水中の U はPCVと以後の下流側で Cs に対する比が異なっている（図1） 。また、 Np は U や Pu と異なる挙動を示す（図2） 。
 同様に、固体や汚染水中の放射性核種の濃度について、Csを基準として相対的に比較し、挙動に関する元素のグループを検討した。

10-8

凡例
1号機R/B

10-9

2号機R/B

10-10

3号機R/B

10-11

1号機T/B
2号機T/B
3号機T/B
2号機PCV
3号機PCV
集中RW◼ 目標
 放射性核種の移行挙動を表現するモデルを構築するため、汚染のメカニズムを把握する。
３．滞留水の237Np分析

図1 種々の汚染水の 235Uと137Cs 放射能濃度比*1

Power the Fu

輸送比（U-236基準）◼ 実施内容【236U基準のα核種の輸送比】
1.E+03 放射性核種の移行に関して、複数のソースターム、並びに複数の媒質を含むモデルを検討する。放射性核種は、廃棄物
1.E+02
管理において重要と考えられるものを包含し、分析によって1.E+01
データが得られない場合はその挙動を推定する。
 （2019年度）汚染の現象が一般的に対数正規分布により近1.E+00
似されることを考慮して、汚染の要素的な過程について考察
1.E-01する。
Np-237/U-236
1.E-02 （2020年度）新たに得られたデータをもとに検討結果を見直Pu-238/U-236
Cm-244/U-236
す。
1.E-03◼ 目標達成を判断する指標
 汚染現象を表すモデルを作成する。 （2019年度）
 モデルを見直す。 （2020年度）

採取場所

PCV内（2号機及び3号機）：U、Pu及びCmはほぼ同等の輸送比、一方Npは、他のα核種と比較し
図2 種々の汚染水の 237Npと236U 放射能濃度比約一桁高い輸送比を示し、Npは他のα核種に比べ溶 解性が高と推察（燃料組成で規格化した輸送比）
タービン建屋以降の滞留水：Puの輸送比は約1/100に減少。原子炉建屋やタービン建屋において
Puは沈降又は吸着により除去されていると推察©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会（第56回）, 2018年7月26日.
日本核燃料開発株式会社

188

13

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
i. 汚染メカニズムの把握◼ 廃棄物は材質や発生場所により汚染状況が異なり多岐にわたるため、対象を限定して「ケーススタディ」を進めている（図1）。
◼ ケーススタディは、はじめに対象とする廃棄物の分類を検討、21種を設定した（表1）。廃棄物の「重要性」を評価する方法を検討し、選定はこの指標を用いて3段階で行い、ケーススタディの対象廃棄物を選んだ。
 第1段階では、瓦礫（3種）、水処理二次廃棄物（2種）、解体廃棄物（2種）の 7 種に絞りこまれた。
 最終的には原子炉建屋解体廃棄物を選定した。原子炉建屋のうち、分析データの多い 2 号機を対象とした。原子炉建屋の汚染は、空気と汚染水を経由した 2 通りのメカニズムが考えられ、検討対象として好適である。（図2）
表1 ケーススタディのための廃棄物分類
分類1

瓦礫

分類2
<0.005[mSv/h]
0.005-0.1[mSv/h]
0.1-1[mSv/h]
1-30[mSv/h]>30[mSv/h]

保護衣等
伐採木
汚染土

水処理二次
廃棄物

解体廃棄物

図1 ケーススタディの進め方

KURION
SARRY
除染装置（AREVA）
ALPSスラリー
ALPS吸着材
モバイル式処理
装置
濃縮廃液
圧力容器内
格納容器内
原子炉建屋内その他建屋
廃炉作業に伴う（デブリ取り出しを含む）廃棄物
堆積物(5) 原子炉建屋境界

第１段 第2段
階
階
☑
☑
☑

材料
コンクリート，金属
コンクリート，金属
コンクリート，金属
コンクリート，金属
コンクリート，金属
焼却灰
焼却灰
汚染土
（吸着材ごと）（吸着材ごと）(4) 格納容器境界(3) 原子炉圧力系境界☑

（吸着材ごと）空気経由の汚染
ブローアウトパネ
ルから環境へ(2) 燃料被覆管(1) 燃料マトリックス

☑

物理障壁

スラッジ
鉄共沈，炭酸塩沈殿（吸着材ごと）ウエルプラグから
オペフロへ

☑

☑

段階的に絞りこみ、
最終的に原子炉建
屋内の汚染を選んだ

スラリー
コンクリート，金属
コンクリート，金属
コンクリート，金属
コンクリート，金属
装置類（金属など）
デブリ等付着の可能性
あり
堆積物

☑
☑

☑
☑

サプレッションチェンバ
から地下へ

水経由の汚染タービン建屋を経て水処理へ

図2 ケーススタディの汚染モデル（2号機原子炉建屋内解体廃棄物）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

189

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
i. 汚染メカニズムの把握（つづき）◼ 2号機原子炉建屋内での空気を経由した汚染に関して、採取場所が明らかな分析試料のデータを検討した（表1）。
◼ 主要な核種の輸送比（137Csに対する相対値、燃料組成で規格化）は、化学的な性質が似た元素は同様の値を示す（図1）。媒質（空気）中を移動する過程で核種の組成変化は小さいとみられる。この知見を反映して、解析的インベントリ推定を進めている。
 一方で、 Cs との相関の傾向が異なる核種（3H、14C、60Coなど）は、ソースタームや移行のメカニズムが他と異なる可能性が示唆される。
◼ 汚染した場所での局所的な核種の移行に関して、イメージングプレートによる測定データを収集している（図2）。汚染は表層にとどまっている様子が認められる。
◼ 放射化学的な分析データは、汚染した場所の情報を提供するが、ソースタームや核種移行過程に関する直接的な情報は含まない。分析データに基づく、帰納法的なアプローチを検討する必要がある。
表1 2号機原子炉建屋の分析試料（放射化学分析）
採取場所

試料性状

試料
点数

表面（未処理）天井

デッキプレート 塗膜

5

床 シールドプラグ東側

ボーリングコア表面塗膜

1

ボーリングコア 下
床 ウエルプラグ上部
層塗膜、コンクリー（中央部）
ト上層部・下層部

3

床 北東部

同上

3

3階

床 北側
（RCWポンプ近傍）

ボーリングコア スト
リッパブルペイント

12階

床 北側通路（RCW Hx近傍）

ボーリングコア スト
リッパブルペイント

11階

床 北西コーナー（パーソナルエアロッ
ク室入口）

ボーリングコア

1

PCV

TIP配管

配管閉塞物

1

5階

5回研削後

15回研削後

図1 2 号機原子炉建屋の各階への主要核種の輸送比（規格化した137Cs に対する濃度比）*1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会（第56回）, 2018年7月26日.

図2 イメージングプレートによる汚染分布データの例*1（試料番号 3RB-OP-C1）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

190

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
i. 汚染メカニズムの把握（つづき）◼ 汚染水を経由した原子炉建屋の汚染に関して、分析データは汚染水に限定される。滞留水とこれに含まれる固形分（スラッジ）の分析デ
ータを手掛かりに検討している。
◼ 汚染水中のアクチニド核種の挙動は、U、Np、Pu–Am–Cmのそれぞれで異なる様子が見られる（図1）。
 U に比べて、Np はより高い割合で汚染水に移行している可能性がある。U は、天然ウランからの寄与が認められる場合があり、構造材料からの溶出が示唆される。Pu、Am と Cm はPCV から、原子炉建屋、タービン建屋へ移行する過程で、水から失われており、別の形態に転換したことが示唆される。
◼ 滞留水に含まれるスラッジの分析データからは、U、Pu や Am が検出され、水との間の物質収支からは、スラッジへの移行が裏付けられた（図2）。
◼ 汚染水は循環利用されており、ある割合で継続的に放射性核種が流入している。ソースタームから水への移行過程の検討が重要である。また、不溶性のアクチニドの堆積を推定する必要がある。
 空気の場合と異なり帰納的なプローチも取れないので、分析データの拡充（種々の種類の試料の入手を含め）とともに、本事業以外の知見を参照する必要がある。

1〜4号機滞留水・スラッジ － 放射能収支（1/2）

1.E+03スラッジ

100%

1.E+02

滞留水（ろ過後）輸送比（U-236基準）

90%
80%

1.E+0170%60%

1.E+0050%40%

1.E-01

1.E-0230%

Np-237/U-236

20%

Pu-238/U-236

10%

Cm-244/U-2360%

1.E-03

スラッジ
含有量(g)
0.0875

1号廃棄物
処理建屋
最地下階
[LI-1WB8-1]

0.09080.07680.08750.09080.07680.08750.09080.07680.08750.09080.07682号廃棄物
3号
1号廃棄物 2号廃棄物
3号
1号廃棄物
処理建屋 タービン建屋 処理建屋
処理建屋 タービン建屋 処理建屋
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
最地下階
[LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2] [LI-1WB8-1] [LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2] [LI-1WB8-1]

2号廃棄物
3号
1号廃棄物
処理建屋 タービン建屋 処理建屋
最地下階
最地下階
最地下階
[LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2] [LI-1WB8-1]

2号廃棄物
3号
処理建屋 タービン建屋
最地下階
最地下階
[LI-2WB8-1] [LI-3TB8-2]

Cs-137

Pu-238

U-238

Am-241

注）代表核種のみ50cm3あたりの放射能量の比を示した。白抜きプロットは検出下限値未満を用 いている。

採取場所

図1 汚染水への主要核種の輸送比（規格化した236U に対する濃度比）*1

図 滞留水（ろ過後）及びスラッジに含まれる核種の収支➢ α核種の多くはスラッジに含まれている。
137Csの収支は、号機、建屋により異 なる。
図2 固形分（スラッジ）を含む滞留水の➢ 滞留水（ろ過後）及びスラッジの主要な汚染核種である➢ スラッジの核種組成は場所によってなるので、スラッジと接触する建屋構造
異物 等の汚染の核種組成
Cs とアクチニド核種の分布*1は、一様ではないと見られる。

*1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会（第67回）, 2019年6月27日.

191

Research Institute for Nuclear Decommissioning©International Research Institute for Nuclear©International
Decommissioning

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
i. 汚染メカニズムの把握（つづき）◼ 廃棄物が含有する放射性核種の濃度は，できるだけ簡便な方法により求めることが望ましい。原子炉の運転廃棄物に含まれる測定が困難な核種に対して，スケーリングファクタ法が用いられる。ここで、濃度比は対数正規分布により近似される。
◼ 我々は、規格化した濃度比である輸送比が対数正規分布により近似できることを仮定し，インベントリの推定に利用してきた。
対数正規分布に関する事例を調べ，福島第一原子力発電所廃棄物への適用性を検討した。
◼ 対数正規分布は様々な分野の事象の分布に適用されており，大気科学分野では，汚染物質に対して，エアロゾルの粒径と汚染物質の濃度が対数正規分布で表現される（表1）。また、汚染の要素過程を考えてみると，粒子の形成（固体微粒子や水滴），媒質である空気の流れ（風速），汚染の結果である濃度分布はいずれも対数正規分布があてはまる（図1）。
◼ 正規分布には再生性があり，対数正規分布についてもその性質に由来して，同様の再生性がある。粒径，風速と汚染分布がいずれも対数正規分布となることは妥当であると考えられる。検討を継続するとともに、インベントリ推定では対数正規分布を仮定する。
表1 対数正規分布が当てはまる種々の事象 *1
分野
事象時間

生物学

対数正規分布が適合する例
伝染病の潜伏期間，病気回復時
間，生存期間，勤続年数，再販時
間，通話時間，問題解答時間 等
株価，株式収益率，保険賠償請求額
熱イオン電子管システムの応用や粒子径の制御、金属疲労等が関係する生存時間分布
血中成分の濃度，最小致死量

生態学

個体数

大気科学

エアロゾルの粒径，汚染物質の濃度、洪水頻度
粒径

経済学

工業

地質学

競合する分布
3母数対数正規，逆ガ
ウス，ワイブル，ガンマ，第2種ベータ 等
3母数対数正規，ピア
ソン型，逆ガウス 等

一般ガンマ，ディリク
レ，多変量ガンマ負の2項分布，対数級
数分布
第1種極値，ジョンソン，ワイブル，ベータ
多変量正規分布（空間的な相関について）

粒子の質量

風速

汚染濃度

図1 放射性核種の汚染に関連する対数正規分布*2,3*1 清水邦夫, 応用統計学, 17(1), 55–59 (1988). *2 H. Neustadter et al., EPA-650/4-74-038 (1974). *3 広尾 純 ほか, 大気汚染学会誌, 14(8), 311 (1979).
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning192

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
i. 汚染メカニズムの把握（つづき）◼ 汚染メカニズムの検討は、放射化学的分析データを基にした帰納的なアプローチが主体となる。分析データは徐々に蓄積されることを踏まえ、解析的、並びに、実験的アプローチからの知見を参照し、これらを組み合わせるよう検討を進めていく。（図1） 汚染の対象とともに、核種を限定して（基準として取り扱いやすい 137Cs、処分安全評価における重要なアクチニド、14C や
129I）検討する。
粒子の形成や、水への溶出は、既存の安全研究の知見や、事故解析の手法を援用する。

ソースターム

対数正規分布の妥当性を継続して検討する。

移行プロセス

汚染の固定
廃棄物 A

粒子の形成
損傷した燃料

放射性核種

放射性核種

媒質中の輸送

B
C

空気、水

D
放射化生成物
保管廃棄物

化学反応
除染など

E

廃棄物との作用:廃棄物 Z

フォールアウト・天然物

損傷した燃料（燃料と被覆管）の
他にも、放射化生成物による影響を考える。

媒質中の拡散は、熱流動解析の知見を導入する。

汚染の様子を、廃棄物を集団として捉えて検討する。
（「汚染の特徴」項を参照。）

図1 汚染メカニズム検討の方向性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning193

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
ii. 分析データの代表性に関する評価◼ 実績
 保管管理されている放射性廃棄物の情報の電子化（データ
ベース化）に着手し、すでに約 6 万件のデータを集積している（図1） 。
 一方で、様々な試料の分析データを蓄積してきており、濃度は対数正規分布で表現できる可能性を見出した（図2） 。
◼ 目標
 分析により得られるデータの代表性を評価する方法を見出す。
◼ 実施内容 廃棄物の発生形態をいくつかの分類に類型化し、それぞれについてインベントリを推定する方法を検討する。
 （2019年度）廃棄物の汚染分布に関して、発生した状態から集積、保管される過程を想定して、汚染分布の変化を分析デ
ータを踏まえて検討する。母集団が確定していない対象を統計論的に検討するため、ベイズ推定の有用性を調査する。
 （2020年度）新たに得られたデータをもとに検討結果を見直す。前年の結果に基づいて、統計論的なインベントリ推定方法を検討する。また、方法の適用性を分析データを用いて評価する。
◼ 目標達成を判断する指標
 廃棄物の情報を整理し、廃棄物の特性を評価する。 （2019年度）
 廃棄物情報に対する分析データの位置を示す方法を提案する。 （2020年度）

図1 保管されている廃棄物の情報の抽出例

頻度分布
の整理

図2 分析データの統計的取り扱い方法に関する検討（建屋内気中放出割合の例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

194

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
ii. 分析データの代表性に関する評価◼ 分析試料と廃棄物の関係を推定するために、現場の保管管理状況と分析データベースを照合した。（図1）◼ トレーサビリティを有する保管エリアは「エリアQ」と「固体廃棄物貯蔵庫」に限られることが分かった。（表1） 「エリアQ」に存在した瓦礫類は既に固体廃棄物貯蔵庫内に移送されており，結果として，現在，トレーサビ
リティのある保管エリアは「固体廃棄物貯蔵庫」のみである。
◼ 分析データの代表性は、廃棄物のトレーサビリティに応じて、方法を検討しなければならない。
母集団における分析試料の分布位置を推定

廃棄物情報データベース

分析データベース

表1 保管エリアの情報と廃棄物のトレーサビリティ（2019.8.30時点）

屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
屋外集積
シート養生
シート養生
シート養生
シート養生
シート養生
覆土式一時保管施設
仮設保管設備
容器収納
容器収納
容器収納

瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類

表面線量率
区分 (mSv/h)
0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下
0.1～1
0.1～1
0.1～1
0.1～1
0.1～1

瓦礫類

1～30

100％ 無し

瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類
瓦礫類

1～30
1～30
1～30
1～30

14％ 無し26％ 無し99％ 無し0％ 物により有り

容器収納

瓦礫類

―

36％ 有り屋外集積

伐採木, 幹根枝葉―

63％ 無しH

屋外集積

伐採木, 幹根枝葉―

74％ 無しM

屋外集積

伐採木, 幹根枝葉―

88％ 無しV

屋外集積

伐採木, 幹根枝葉

―

2％ 無し

G

一時保管槽

伐採木, 枝葉―

88％ 無しT

一時保管槽

伐採木, 枝葉―

94％ 無し使用済み保護衣―81％ 無し

エリア
B
C
F2
J
N
O
P1
U
V
AA
D
E1
P2
W
X
L
A
E2
F1
Q
固体廃棄物
貯蔵庫
G

分析試料と廃棄物の対照関係を推定保管されている廃棄物の情報を整理

現場の保管管理状況

図1 分析データの代表性に関する廃棄物データの参照

保管方法

小文字エリア 屋外集積

保管物

エリア
トレーサビリテ占有率ィ
95％ 無し99％ 無し85％ 無し78％ 無し96％ 無し83％ 無し80％ 無し100％ 無し
80％ 無し26％ 無し58％ 無し88％ 無し62％ 無し27％ 無し65％ 無し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

195

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
ii. 分析データの代表性に関する評価◼ 1～4号機エリアかつ屋内環境に着目し、廃棄物保管データと分析データの線量率の頻度を比較した。（図1） 廃棄物保管データについて、可燃・難燃物、金属ガラ、伐採木は線量の低いものが多く、コンクリートは ≥30 mSv/hのものが多い。分析データについて、コンクリートは 5 μSV/h を越えるものが多い。
◼ 分析試料は、分布を単純に代表するものではなく、特徴的な汚染を例示するものと位置付けられる。
◼ これらのことを踏まえて、代表性とこれを評価する方法の検討を継続する。

25

1000

金属ガラ

800

コンクリート・アスファルトガラ
機器類・制御盤類

金属

可燃・難燃物
600

伐採木
土砂

400

その他

20

件数（数）

件数（数）

コンクリート

15

10

その他
5

混合廃棄物

200

不明
0

0
<0.1

0.1～1

1～5

5～30

30≦

<1

不明

1～5 5～30 30≦

不明

線量（μSv/h）

線量（mSv/h）

廃棄物保管データ

分析データ

図1 1～4号機エリアの瓦礫の屋内の線量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning196

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
iii. 分析データの特徴に関する調査・整理、iv 統計論的インベントリ推定方法◼ 実績
 核種の移行割合を推定するために、分析データからベイズ統計に基づき確率分布として表現しうることを見出した（図1） 。
 分析データの蓄積に伴い、分布のパラメータ（平均と分散）が変化するが、核種や廃棄物の種類により改善が見られない場合があることがわかり、モデルや処理方法の改善が必要である（図2） 。
◼ 目標
 廃棄物の含有する放射能量（インベントリ）を統計論的に推定する方法を確立する。

◼ 実施内容 廃棄物の発生形態をいくつかの分類に類型化し、それぞれについてインベントリを推定する方法を検討する。
 （2019年度）母集団が確定していない対象を統計論的に検討するため、ベイズ推定の有用性を調査する。廃棄物の汚染分布に関して、発生した状態から集積、保管される過程を想定して、汚染分布の変化を分析データを踏まえて検討する。
 （2020年度）新たに得られたデータをもとに検討結果を見直す。前年の結果に基づいて、統計論的なインベントリ推定方法を検討する。また、方法の適用性を分析データを用いて評価する。
◼ 目標達成を判断する指標
 分析データの特徴を整理して示す。応用に適した統計的な手法を抽出する。 （2019年度）
 検討結果を見直す。統計論的なインベントリ推定方法を提案する。その適用性を評価して示す。 （2020年度）

アルカリ金属核種

ランタニド・アクチニド核種

図1 ベイズ統計に基づきモンテカルロ計算を援用して求めた核種移行割合（確率密度分布としての表現）

平均 (μ)分散 (σ)

図2 データ増加に伴う対数正規分布パラメータの変化（原子炉建屋内へのアルカリ土類金属元素輸送比）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning197

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
iii. 分析データの特徴に関する調査・整理◼ 現在保管されている廃棄物の特性を明らかにするため、廃棄物情報を基に線量率などの特徴を調べている。
◼ 1〜4 号機とその周辺が発生場所とされる保管廃棄物の記録は比較的多く整備されているので、原子炉建屋の汚染を把握することで、現在保管中の廃棄物の特性をおおよそ押さえられるとみられる。
◼ 容器（コンテナ）中で廃棄物は不均一に存在するとみられ、その様子をコンテナの線量率データから調べた（図1）。複数の方向から測定されたデータは、そのばらつきが特定の分布を持つことが示唆された。
◼ 施設に収納されている廃棄物の線量と物量の関係を調べた（図2）。収納されているブロックにばらつきはあるものの、全体的に見ると、特定の分布を持つことがうかがわれた。
◼ 以上のことから、廃棄物の物量や線量率のばらつきは、集団として捉えることにより、それぞれの分布を議論する可能性が見出された。
◼ そこで、廃棄物の集積の状態を 3 段階（個々の廃棄物、容器に収納した状態、設備にて保管する状態）でモデル化
し、それぞれについて汚染分布の特徴を検討、定量化を試みる（図3）。

図1 高線量瓦礫コンテナの線量率の偏在（複数の方向からの測定値のばらつき）

図2 固体廃棄物貯蔵庫 8 棟(B2F) における瓦礫の保管量

図3 廃棄物の集積に関する階層
構造と汚染分布のばらつき©International Research Institute for Nuclear Decommissioning198

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
iv. 統計論的インベントリ推定方法◼ 継続的に蓄積される分析データを基にして、解析的な核種移行モデルのパラメータを設定する方法を確立した（図1）。
◼ この方法では、相対的かつ規格化した濃度（輸送比）の分布をベイズ統計により解析し、パラメータ（平均と標準偏差）の不確実性を定量的に表す。これにより、移行割合を確率密度分布として表すことができる。また、結果として、推定したインベントリの確からしさを放射能とともに示すことができる。
◼ 分析データの蓄積とともに、パラメータの確からしさの変化を調べることができ、分析の計画に利用できる。

50%ile(5-95%ile)(2.5-97.5%ile)

統計論的設定――○――輸送比のベイズ統計手法による分析

最大値
95%tile50%ile5%tile
最小値

建屋内気中放出割合の統計論的設定
各元素グループの建屋内気中放出割合

図１ ベイズ統計に基づく移行パラメータの設定の流れ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning199

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
iv. 統計論的インベントリ推定方法◼ ベイズ統計手法導入の妥当性を検討するため、頻度論的にパラメータの区間推定を行う手法であるブートストラップ法とジャックナイフ法を検討し、データ数が少ない場合にブートストラップ法が優れており、確率分布パラメータをベイズ統計手法と比較した（図1） 。
◼ 福島第一事故廃棄物のインベントリ推算への適用する場合、当面は、参照可能なデータ数が 10~数 10 点程度にとどまる制約がある。
頻度主義統計学に基づく手法は、データ数が少ない場合に、必要とされるよりも小さい信頼区間を与える可能性があること、シミュレーシ
ョンによる検証を必要とするなどのデメリットが生じる。
◼ ベイズ統計手法は、対象の分布形状が分かっていれば、データが少なくてもパラメータの推定を行うことができ、原子力発電所の確率論
的リスク評価において故障率などの実データが少ない状況においてもパラメータ推定を可能 とする理論構築と実践の経験が重ねられてきている。さらに、データの逐次追加によって信用区間を更新して確信の程度を向上するプロセスを可視化できる。
◼ これらから、福島第一事故廃棄物のイ ンベントリ推算への適合性が高いと考えられる。

97.5%
97.5%
75%

75%

25%

25%

2.5%

輸送比の対数の平均

2.5%

輸送比の対数の標準偏差

図1 確率分布パラメータの統計論的推算結果の比較（準揮発性核種の建屋内気中放出割合）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning200

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
iv. 統計論的インベントリ推定方法◼ 検討した結果を利用して、種々の廃棄物のインベントリを再計算した（図1）。この結果は、次年度の処分概念の検討などで利用できる。

図1 統計論的なインベントリ推算結果の例（水処理二次廃棄物の KURION 吸着塔の総放射能量）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning201

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 実績
 分析試料を採取、あるいは東京電力から提供を受けて入手し、これを輸送して分析している。（図1） 。得られた分析データは順次公開するとともに（図2） 、デー
タベース化して閲覧に供している。
◼ 目標
 性状把握の方法を構築するため、分析データを蓄積する。

図1 保管容器 (HIC) からの水処理二次廃棄物試料の採取作業◼ 実施内容 分析に供する試料を採取、あるいは東京電力から提供を受け入手する。得られた分析試料は東京電力の協力を得て保管管理するとともに、分析施設へ輸送する。試料は使用の許可を有する施設にて分析する。
（2019年度、2020年度）
 得られた分析データは順次公開するとともに、インターネットを介した閲覧に供する。また充足するべきデータを、蓄積したデータや廃棄物の発生予測等を考慮して検討する。 （2019年度、2020年度）◼ 目標達成を判断する指標
 分析試料の採取、保管管理、輸送、分析を実施する。
分析データの公開を継続する。不足している分析デ
ータ、試料を示す。 （2019年度、2020年度）

図2 多核種除去設備（増設B系）の主要機器出口の放射能濃度*１*1 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会（第60回）, 2018年11月29日.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning202

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 汚染水処理二次廃棄物に関する分析試料として、設備からの採取と保管中の容器からの採取をそれぞれ実施した。
◼ セシウム吸着装置（SARRY II）の工程水と、ALPS吸着材を採取した。
 使用済み吸着塔は、高性能容器（HIC）への移送・排出の際に採取した。汚染水の減少に伴い，吸着材を払い出す
頻度が減少しており、3体から採取した。（表1）◼ 2016年4月以前に発生したHICからの試料採取を2018年度に検討し，29基のHICを採取対象として選定した。2018年度に29基のうち，12基から試料採取を実施しており，残り17基からの試料採取を2019年度に実施した。（表2）
表1 処理水およびALPS汚染水処理
二次廃棄物の採取実績
分類
処理水

吸着材

採取日
2019年12月3日
2020年1月30日
2020年3月17日
2019年8月26日
2019年9月12日
2019年11月29日

試料名称
SARRYⅡ〃〃ALPSⅢキレート樹脂1
ALPSⅢキレート樹脂2
ALPSⅠチタン酸塩1

表2 保管中HIC試料の採取実績
設備

ALPSⅠ

ALPSⅢ

試料名

採取日

採取
点数

鉄共沈
スラリー

2019年12月18日
2019年12月19日
2019年12月20日
2019年12月23日
2019年12月24日
2019年12月25日
2020年1月9日
2020年1月10日
2020年1月14日
2020年1月17日
2020年1月20日
2020年1月24日

1点
1点
1点
1点
1点
1点
1点
1点
1点
1点
1点
1点

γ
0.535
3.114
3.430
4.000
4.550
1.859
1.237
1.462
2.658
4.240
3.430
4.550

最大線量率 [mSv/h]
試料容器表面HIC採取孔（約10 mL）
γ
γ+β
γ
γ+β
0.7
60
0.0035
1.7
3.5
210
0.025
8.0
3.0
300
0.020
4.5
1.2
120
0.035
13
2.8
200
0.024
10
2.5
160
0.055
15
3.5
150
0.013
5.5
0.6
40
0.035
13
2.5
260
0.025
14
2.5
100
0.060
15
7.0
400
0.045
23
4.0
300
0.080
22

炭酸塩
スラリー

2020年1月23日

1点

6.583

3.0

180

0.75

220

炭酸塩
スラリー

2020年1月15日
2020年1月21日
2020年1月22日

1点
1点
1点

7.873
9.547
5.305

15
15
2.5

800
1000
170

1.1
0.80
0.40

350
350
130

キレート
樹脂2

2020年1月27日

3点

0.018

0.002

0.1

0.00050.08©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

203

HIC側面

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 第65回廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（2019年4月25日）において、1、2及び3号機原子炉建屋内部から採取した瓦礫試料（床のボーリングコアと除染に伴うストリッパブルペイント） （図1） 、また、1号機格納容器堆積物及び2号機TIP配管内閉塞物試料（図2）の分析結果を報告した。

➢ 90Sr/137Cs比に関して、1号機1階床（貫通孔X6近傍）と3号機1階床から採取した試料では、比が高い傾向にある。
➢ 238Pu/137Cs比に関して、1号機1階床（貫通孔X6近傍）と2号機5階ウエルプラグ上部床から採取した試料では、比が高い傾向にある。
➢ 90Sr と 238Pu については、Cs に対しての汚染の違いが認められる場所があることが示唆された。

図1 原子炉建屋 (RB) 内から採取した瓦礫試料（床のボーリングコアと除染に伴うストリッパブルペイント）から検出された核種の濃度（137Csに対するプ
ロット）➢ 137Cs を基準とした放射能の比は、TIP配管閉塞
物では 55Fe、60Co と 63Ni が顕著に高い。一方で、U や Pu などのアクチニド核種は、逆に著しく低い。
➢ 格納容器の内部でも、汚染の傾向は場所によって大きく異なっている。

図2 1号機格納容器 (PCV) 堆積物及び2号
機TIP配管内閉塞物から検出された核種の濃度（137Cs に対する比）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*廃棄物試料の分析結果, 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第63回）, 2019.2.28.

204

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 第67回廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（2019年6月27日）において、4号機R/B地下、2～4号機T/B地下
及び1～4号Rw/B地下で採取した滞留水と、それに含まれるスラッジの分析結果を報告した（図1）。
 スラッジには U や Pu 核種が濃縮される傾向が認められた。
◼ また、既に分析結果を報告した滞留水及び処理水を対象として、237Np 及び 129I の分析結果を報告した。
○ 237Np については、1号機原子炉建屋滞留水、3号機PCV水面近傍水、SARRY出口
水等の18点の試料を分析し、検出された
237Np の濃度は、告示濃度※である9×103 Bq/cm3を下回っていた。3号機PCV水面
近傍水濃度が最も高く、2.5×10-3 Bq/cm3であった。その他、検出された濃度は、10-4～10-5 Bq/cm3のオーダーであった。
○ 129I については、1号機原子炉建屋滞留
水、KURION出口水等の47点の分析試料のうち、KURION出口水 1試料、AREVA出
口水 2試料から検出された。放射能濃度
は、KURION出口水が 1.6×10-1 Bq/cm3、AREVA 出口水が 2.7×10-1 Bq/cm3、8.5×10–2 Bq/cm3 であった。
※ 「実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を 定める告示」に定めら れる周辺監視区域外の水中の濃度限度注) 放射能濃度はろ 過前の滞留水体積で除し て算出し た. 白抜き は検出下限値未満を示す. 放射能濃度は2011年3月11日で減衰補正.

➢ 滞留水（ろ過後）よりスラッジで、多くのα核種を検出した。154Euを検出した3号ター
ビン建屋スラッジのα核種濃度は、1及び2号廃棄物処理建屋より高い傾向が見られる。
➢ 94Nb, 152Euはすべての試料で不検出であった。

図1 各建屋の地下階から採取した滞留水（ろ過後）及びスラッジから検出された核種の濃度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*廃棄物試料の分析結果, 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第67回）, 2019.6.27.

205

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 2号機原子炉建屋の外壁のボーリングコアを分析した。壁の内外の汚染分布がわかる試料である。
 ボーリングコアは、西側外壁開口（幅5,230mm×高さ6,650mm）のうち上段（高さ5,300mm付近）の2か所、中段（高さ3,000mm付近）の2か所から採取した。
 分析試料は、ボーリングコア外側の防水材、コンクリート部の外壁側、内壁側をそれぞれ分析した（図1、2）。
◼ 90Sr/137Cs比はこれまで報告した値と同程度であった。238Pu/137Cs比はこれまで報告した値に比べ1桁程度大きな値であった（図3）。
◼ 2号機の局所的な汚染分布に関するデータであり、他のデータ（屋上、天井裏、床など）と合わせて分布を検討する。
外壁防水材

10

コンクリートコア

図1 分析試料の概略

90Sr放射能濃度（Bq/g）

1.00E+05

4
1.00E+04

10-1

2号機RB瓦礫（本報告）1号機RB瓦礫（既報）Sr-90/Cs
2号機RB瓦礫（既報）3号機RB瓦礫（既報）103
白抜きは検出下限値以下

2号機RB瓦礫（本報告）
1000
3
10

1号機RB瓦礫（既報）2号機RB瓦礫（既報）Pu-238/Cs
3号機RB瓦礫（既報）
103

10-2
238Pu放射能濃度（Bq/g）

1.00E+06
6

外壁側コンクリート
内壁側コンクリート

10000

1.00E+07

10-3

10

10-4
1.00E+03

1.00E+02
2

10

1.00E+01

100

1

-1
100.1
0.01

1.00E+00
0

0.001
-3
10

1.00E-01
1.00E+00 1.00E+01
1 1.00E+02 1.00E+03
3 1.00E+04 1.00E+05
5 1.00E+06 1.00E+07
7 1.00E+08

0.000110

白抜きは検出下限値以下

1
1010

10-6

10-5

10

10

10

137Cs放射能濃度（Bq/g）

Sr-90
図2 分析試料（外壁防水材）の外観

10

1

101
10

100

10-7 10-8

10003
10

10000

7
1000005 1000000 10000000100000000

1010137Cs放射能濃度（Bq/g）

Pu-238

図3 2号機原子炉建屋西側外壁試料から検出された核種の濃度（137Csに対するプロット）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning206

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 水処理二次廃棄物である多核種除去設備 (ALPS) の使用済み吸着材は、その種類により含有する核種が異なり、処理・処分方法の検討のために放射能分析が重要である。初めて吸着材の分析を行った。
◼ 活性炭吸着材を分析するにあたり、あらかじめ分析方法を検討した。放射性 Cs 核種濃度が低かったため、γ線分析は、Cs 核種を除去せずに直接行った。α線及びβ線分析のために、固体試料を酸等に溶解し液体の状態にする処理（溶液化）の方法を検討し、適用した。（図1）◼ 分析の結果、60Co、106Ru、125Sb と 137Cs を検出、定量した（表1） 。54Mn、90Sr、94Nb、134Cs、152Eu、154Eu、238Pu、239Pu+240Pu、
241
Am、244Cm は検出されなかった。これらのことから、工程の最終段階で捕捉される核種が明らかとなった。
試料

＜溶液化＞

γ線分析
測定（Ge半導体検出器）
54Mn、60Co、94Nb、

熱分解

アルカリ融解800℃ 30分

純水
5 M 硝酸
濃硝酸

ろ過

化学処理

放射能濃度 〔Bq/g〕

過酸化ナトリウム
炭酸ナトリウム

106Ru、125Sb、134,137Cs、152,154Eu

表1 活性炭吸着材に検出された放射性核種の濃度

120℃ 40分
700℃ 120分

0.1 μmメンブレンフィルタ

試料名

60

106

Co

（約5.3年）

125Ru（約374日）1137

Sb（約2.8年）
2Cs（約30年）ADC-AAL8-2(2.8 ± 0.1) × 10 (2.8 ± 0.3) × 10 (1.3 ± 0.1) × 10

1

< 6 × 10-2

ADC-AAL8-3(1.6 ± 0.1) × 101 (2.1 ± 0.2) × 102 (6.9 ± 0.3) × 100< 5 × 10-2

ADC-EAL9-1(3.1 ± 0.1) × 101 (3.8 ± 0.3) × 102 (1.6 ± 0.1) × 101 (7.8 ± 1.9) × 10-2

化学処理

β線分析

α線分析

• 測定（ガスフロー式低バック
グラウンドβ線測定装置）
90Sr• 測定（Si半導体検出器）
238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm

図1 活性炭吸着材の分析フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning207

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ 現在の分析試料
項目

分析施設

試料

瓦礫・汚染水等

JAEA（原科研）

2号機原子炉建屋オペフロ西壁瓦礫コンクリートコア

水処理二次廃棄物等

JAEA（核サ研）

建屋スラッジを含む滞留水、多核種除去設備吸着材（酸化セリウ
ム、活性炭、銀ゼオライト等）

汚染分布等

JAEA（大洗）

覆土式一時保管施設瓦礫

建屋スラッジ、瓦礫等

NDC

建屋瓦礫、覆土式一時保管施設瓦礫、建屋スラッジを含む滞留水

PCV内汚染物等

NFD

1号機PCV堆積物、2号機TIP配管閉塞物◼ 福一から各分析施設への分析試料の輸送実績
回数

輸送日

行先

分析試料

輸送1

2019年9月26日①JAEA（原科研）、②NDC①滞留水、処理水 ②瓦礫輸送2

2019年12月19日①JAEA（核サ研）、②NFD①多核種除去設備スラリー等②建屋スラッジ

輸送3

2020年2月19日①JAEA（原科研）、②JAEA（大洗）①瓦礫 ②瓦礫©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

208

（ａ）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
v. 分析データの取得◼ データベース FRAnDLi (Fukushima Daiichi Radwaste Analytical Data Library) の運用を継続して実施している（図1）。
 本事業で得たデータとともに、東京電力が発表した関連データも収録している（表1） 。
◼ アクセスの統計データから、年間を通して一定の利用があることがわかった（図2） 。
◼ 次年度は、継続的なデータの拡充を行うとともに、長期期間にわたり分析データを蓄積することを考慮して改良点を検討する。

表1 昨年度のデータ収録の実績（2020年2月14日現在）
データ（試料）
汚染水
瓦礫
建屋スラッジ汚染水
保管・貯蔵量2019年度合計
データ総数

図1 分析結果のデータベース (FRAnDLi) の概要

データ報告機関
IRID／原子力機構
IRID／原子力機構
IRID／原子力機構
東京電力
東京電力
―
―

格納件数
11
17
12
68
1012
1120
11180

図2 データベースへのアクセス数の推移（リピーターを含む）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning209

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
vi. 分析データの評価・管理◼ 保管されている廃棄物の汚染に関する検討
 現状の分析データの中にはα核種や、処分の安全評
価上重要なI-129等の分析データが少ない。これら核種の分析データ拡充のため、廃棄物保管データの活用を検討した。
 分析対象の廃棄物を検討するため廃棄物保管デー
タを汚染分類別に整理した。（図１ ） α汚染が記録されている廃棄物の発生場所は1~4号
エリアに限られている。ただし、 α汚染が記録されている廃棄物は、1~4号エリアから発生した廃棄物のう
ちごくわずかである。（図2）◼ 整理した廃棄物保管データを基に、今後分析が必要と考えられる試料のサンプリング方法を検討する。

図１ 廃棄物保管データの汚染分類別の発生場所割合

 廃棄物保管データを利用したサンプリング方法について、以下の3つのアプローチを検討している。
• 固体廃物貯蔵庫のコンテナからの採取• 既存の保管エリア（固体廃棄物貯蔵庫以外）からの採取• 今後計画されている工事中に採取

図2 1~4号発生廃棄物の汚染分類割合©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

210

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
vi. 分析データの評価・管理◼ 今後実施するべき試料の採取方法に関し、瓦礫類を対象として、2018年度に整備した瓦礫類データベースを用いて検討した。
 固体廃棄物貯蔵庫内のコンテナから試料採取を行う方法、および今後発生する廃棄物から試料採取する方法（図1）を概念検討し、作業被ばく、設備および運用などの課題を抽出した。
 既に保管している廃棄物からの採取は、相当な人手と時間を要するため、今後発生する廃棄物からの試料採取を優先して検討することが合理的であると考えられる。

図1 今後発生する廃棄物から試料採取する方法の作業フローの例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning211

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
vi. 分析データの評価・管理◼ 分析を継続して実施するために、福一廃棄物の特性に合わせた分析計画法の確立が不可欠であり、英国 NNL と協力して調査した。
◼ DQOプロセス (Data Quality Objectives Process) は、米国環境保護庁 (EPA) で環境復旧（クリアランス）向けに開発された分析計画法である*。放射性廃棄物の分野では標準的な方法として認識されつつある。（図1）
DQO Process revision developed for◼ 英国 では、この手法を廃棄物の分析に応用するとともに、母集団がはっきりしない対象についてベイズ統計を組み合わせている。
（図Develop
Development of Statistically Underpinned
2）
The Data Quality Objective Process the workshop Sampling and Analysis Plans for F1 Wastes
Sampling

ステップ1 問題の明示
EPA, “Guidance on Systematic Planning
The workshop took the DQ
Using the Data Quality Objectives
an approach, based on the
ステップ2 目標の特定
Process,” EPA QA/G-4, 2006
applied to the selected thre

The DQO Process uses systematic planning and data
The 入力情報の同定
approach captured all
ステップ3
review (historic and future data) for creating sampling
DQO process and provide
strategies for a wide range of purposes.
to early stages of the proc

ステップ4
境界条件の設定
available
require this.
The DQO Process is a seven-step planning approachbased on the scientific method that is used to define
The approach enables dem
data collection activities such as sampling or
ステップ5
data必要とするデータの特定
may be sufficient andenvironmental monitoring.
requiredto address the pro
It provides the criteria that a sampling design should
satisfy, sample collection locations, tolerable decisionthat be the case.

error rates and the number of samples to collect.
ステップ6 追加分析による効果の検討
ステップ7 分析計画の策定

10

図1 米国 EPA の DQO プロセス11

図2 英国の廃棄物分析に応用した DQO プロセス

©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning* US EPA, “Guidance on Systematic Planning Using the Data Quality Objectives Process. EPA
QA/G-4 (2006).

212

（a）性状把握の効率化 ①性状を把握する方法の構築
vi. 分析データの評価・管理◼ 福一 に特徴的な廃棄物として、瓦礫、伐採木、水処理二次廃棄物（スラリー）を選び、ケーススタディを行った。英国の状況を前提とし、また、ベイズ統計を利用して濃度分布を推定し、必要な分析点数を評価した。
 瓦礫は、処分区分濃度に近い線量率区分のものが重要であり、分析を段階的に行うことが必要と考えられた。
 伐採木は、焼却した後の濃度を想定し、処分区分濃度と比べて必要な分析点数を見積もった。（図1） スラリーは、放射能濃度が処分区分と比べて高く、分析の必要性は低いと考えられた。工学的に設計された設備から排出されるので、瓦礫などと比べて性状は把握しやすいとみられる。
◼ 今回の例を参考として、次年度は日本国内の状況を前提として検討を進めることとした。

図1 DQO とベイズ統計を導入した方法により伐採木の分析点数を検討した例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning213

（a）性状把握の効率化②分析方法の簡易・迅速化等◼ 事故廃棄物の分析において定常的に用いる分析方法を確立することを目標として、現在の分析方法の簡易・迅速化を検討した。（図1）
試料サンプリング技術の適用範囲

標準的な分析手法
の適用範囲

自動化技術
の適用範囲

分離プロセス合理化の適用範囲

図1 分析方法の改良を図る対象とその方策©International Research Institute for Nuclear Decommissioning214

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
i. 試料のサンプリング技術開発◼ 実績
 非破壊分析で放射性廃棄物表面の放射能濃度分布を評価することにより、試料の代表性を確保しつつ極力少量の試料採取で済むような方法論を構築した（図1） 。
 試料表面のγ線放出核種の分布を計測する装置および任意の位置から試料を粉体として採取する装置を試作した（図2,図3）。
◼ 目標
 合理的なサンプリング方法を確立するため、その具体的な方策を示すとともに、試料採取のための装置のモックアップ機を製作し、機能の検証と実機適用に向けた課題を抽出する。
◼ 実施内容 2019年度には、統計学的に評価された試料表面からのサンプリングサイズに対して採取位置の決定方法、サンプリング精度およびサンプリングサ
イズの妥当性の確認方法について検討する。また、2018年度に作成した試作機から得られる知見を基に、設計上の最適化のための条件等を抽出する確認試験を実施し、モックアップ機を設計する。マッピング装置に関する確認試験では、高感度かつ定量的な測定が可能となるようにバックグラ
ウンドの補正方法、試料と検出器の位置関係等の最適化を検討する。サンプリング装置に関する確認試験では、素材に合わせた採取方法および任意の位置から切削した試料を正確に採取するための設計の最適化等を検討する。
 2020年度には、モックアップ機の製作を行い、現場適用に向けた改良点や解決すべき課題を抽出する。

図1 最小限の試料量に抑える
サンプリング技術のイメージ

図2 試作した試料マッピング装置試作機

ダイアフラム
真空ポンプ

電動ドリル

ニール
フィルター
ホルダー

◼ 目標達成を判断する指標
 分析試料の合理的なサンプリング方法の具体的な方策を提示する。
（2019年度）
 試料採取のための装置のモックアップ機の設計図を示す。（ 2019年度）
 実用機の製作のための改良点および課題を提示する。（ 2020年度）
図3 サンプリング装置試作機©International Research Institute for Nuclear Decommissioning215

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
i. 試料のサンプリング技術開発◼ 2018年度に作成した試作機から得られる知見を基にして試料表面のγ線放出核種測定装置（マッピング装置）のモックアップ機の設計を実施した。

 装置は、試料搬送部、試料固定部、形状計測部、放射線計測部から構成される（図1）。
 測定によって、対象とする試料の幾何学形状と放射線
データを求め、これを記録するシステムを設計した。
◼ 測定対象部以外の放射能が測定値に与える影響を調べるため、模擬試験を実施した。測定対象部の周囲からの影響は、6%高い程度であり、分布を評価するのに十分な分解能が確認できた（図2のA-B） 。濃度の違いが大きい
場合においても、その影響は50%程度であり、放射能濃度の濃淡を高い分解能で確認できた（図2のA’-C） 。
◼ 試料表面のγ線放出核種濃度の分布データから，試料濃度の代表性を担保しつつ最小の試料量を評価するための統計学的方法論について検討した。
 試料表面の放射能濃度分布に関して、正規性の仮定に応じた 2 つの場合を想定し、標本数の評価式を検討した。

図1 試料表面のγ線放出核種測定装置（マッピング装置）のモックアップ機の全体概要：測定対象部の放射能濃度[Bq]：測定対象部周囲の放射能濃度[Bq]A,A’:周囲の放射能濃度の影響がない測定値
B,C：周囲の放射能濃度の影響を考慮した測定値
図2 測定の分解能に関する試験（3 cm角）
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning216

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
i. 試料のサンプリング技術開発◼ 2018年度に作成した試作機から得られる知見を基にして試料表面から分析試料をサンプリングする装置のモックアップ機の設計を実施した。
 対象素材に合わせたドリルの素材の検討およびドリルで切削する時に切削粉が周辺に飛散せず、切削穴
近傍に集まり、容易に回収できるような形状のドリル刃を設計・試作した（図1）。
◼ 検討結果の妥当性を評価するため、コンクリートの切削試験を行った。深
さを変えて（25、50、75、100 mm）切削し、粉体の回収率を求めた（表1に25mm深さの結果を示す）。
 すべての切削深さにおいて96%以上の高い回収率が得られた。
 相対標準偏差 (RSD) は すべての切削深さで7%以下であり、高い再現性
で切削粉を回収できることが分かった。

図1 試料採取機構の検討案
表1 切削粉回収試験結果（切削深さ 25 mm）
n数

ニールフィルター重量 【g】 コンクリートブロック重量 【g】

切削粉回収率 【%】風袋

切削粉込 差引

試験前

試験後

差引

1

143.81147.67

3.86

1857.52

1853.57

3.95

97.7

2

143.81147.503.69

1853.57

1849.79

3.78

97.6

3

143.81147.36

3.55

1849.79

1846.14

3.65

97.3

4

143.81147.293.48

1846.141842.51

3.63

95.9

5

143.81146.94

3.13

1842.51

1839.27

3.24

96.6

6

143.81147.133.32

1839.27

1835.82

3.45

96.2

平均値

3.51

平均値

96.9

標準偏差

0.24

RSD【%】

6.8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning217

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
ii. 分離プロセスの合理化検討◼ 実績
 トリプル四重極ICP-MS（ICP-MS/MS）は、同じ質量数の核種（同重体）の影響を、ガスとの反応により軽減でき、装置単体で高い分離性能をもつことから分離プロセスの合理化の観点から有用と考えられる。そこで、 ICP-MS法を用いた分析に関する最新の知見（検出下限値、有効な固相抽出剤および有効な反応ガスに関する情報等 ）を整理した（アクチノイドを除く）。これにより、8核種において、複雑な前処理が必要となる液体シンチレーションカウンタ（LSC）によるβ線測定から前処理工程の簡素化が可能なICP-MS法に変更した分離プロセスを提案することができた。（図1）◼ 目標
 提案した分離プロセスについて放射性廃棄物の模擬試料を用いた試験を実施し、最適な分離条件および測定条件を評価する。
 アクチノイドについても同様に合理的な分離プロセスを提案する。
◼ 実施内容 2019年度には、2018年度で提案した分離プロセスについて模擬試料を用いた試験を実施し、最適な分離条件および測定条件を検討する。分離条件については、抽出・分離操作における試薬の最適な液性状および液量等を評価する。測定条件（ICP-MS/MS）について
は妨害核種との分離が最適なガスの種類および流量等の装置条件について評価する。また、2018年度と同様にアクチノイドについて
も複数核種の一括での分離・測定が可能と考えられるICP-MSやα線
スペクトロメトリを前提とした合理的な分離プロセスについて提案するとともに、その装置校正方法についても提案する。
 2020年度は、2019年度に引き続き、模擬試料を用いた試験を実施する。
◼ 目標達成を判断する指標
 合理化した分離プロセスの最適な分離・測定条件の提示（2019年
度、2020年度）
 アクチノイドに関する現在の分析手法のリストを提示する。（ 2019年度）
 アクチノイドに関する合理的手法案を提示する。（ 2019年度）
 アクチノイド測定に関する装置の校正方法案を提示する（2019年度）

LSC：１３核種⇒５核種
ICP-MS：２核種⇒１０核種

工程の合理化・迅速化
廃棄物・被ばくの低減化

図1 新たにICP-MS法を導入した分離プロセスの概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning218

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
ii. 分離プロセスの合理化検討◼ 妥当性・成立性を評価するための試験での評価項目を決定した（表1）。
◼ ICP-MS法を適用した分離プロセスおよび放射能測定法*による分離プロセスの妥当性評価試験を実施した。
* 検出感度の観点からICP-MS法の適用が適当でないと判断したβ線測定
核種（36Cl, 41Ca, 63Ni, 90Sr）◼

93Zrと93Moの化学分離は、Zr，Moに対して高い選択性を有する一方で、妨害となるNbを分離する手法を考案した（図1）。
◼ ICP-MS/MS分析では、反応ガスにアンモニアを用いて、Nbを分離する条件を見出した（図2、3）。

表1 妥当性・成立性試験での評価項目
ICP-MS法

放射能測定法• 回収率評価• 同位体に関するスペクト
ル干渉の影響評価• 同重体に関するスペクト
ル干渉の影響評価• 試料マトリクスに関する
スペクトル干渉の影響評
価• 回収率評価• 化学的挙動の類似等から測定を妨害する可能性のある核種の評価• 妨害核種の除染係数評
価

NH3ガスを用いてZrを同重体（93Nb、93Mo）から有効に分離

図1 93Zrと93Moの分離プロセス

図2 反応ガスによるNbとZrの分離

図3 ICP-MS/MSによる93Nb、93Moからの93Zrの分離©International Research Institute for Nuclear Decommissioning219

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
iii. 自動化技術の開発◼ 実績
 製作した自動化システム（図1）の性能に関して、熟練者による操作と比較した。最も煩雑なNi-63の分離操作を想定してNiに関する一連の分
析操作を行い、回収率を比較したところ、同等の回収率、精度を達成し、自動化システムの有用性を実証した（表1） 。

◼ 目標
 製作した自動化システムを用いた測定対象核種の分離プロセスの成立性について評価する。
◼

実施内容
2019年度および2020年度を通して、 「（ii）分離プロセスの合理化」にて検討した分離プロセスに対して自動化システムを用いた分離・精製試験を実施し、その成立性を評価する。本試験は、実際の分析条件における成立性を評価することを目的として放射性廃棄物の模擬試料を用いて実施する。
分離プロセスのうち、固相抽出操作は分離対象元素毎に固相抽出剤の種類や量、さらに使用する試薬の種類、濃度が異なる。このため、自動固相抽出システムの操作条件も各対象元素に応じてカラムサイズの選択や分離操作時の試薬通液速度等の最適化を図り、その成立性を評価していく必要がある。特に、樹脂への試薬添加速度と樹脂中の通液速度に大きな差がある場合、カラム上部に試薬がたまり、試薬があふれたり、次ステップの試薬と混ざることで分離精度に大きな影響を与える可能性が考えられるため、各分析条件における最適な操作内容の評価が重要となる。
また、当該試験の中で精度および迅速性の観点から現行の自動化装
置の操作条件範囲内で十分対応できない課題が確認された場合は、課
題解決のための装置改良を検討する。

◼ 目標達成を判断する指標
 合理化検討された分離プロセスに対する自動化システムを用いた分離操作の成立性評価結果を提示する。（2019年度および2020年度）

図1 自動化技術の構成と改良した自動固相抽出装置
表1 自動化システムの性能評価（Ni-63分析における回収率の比較）
操作

Ni回収率

標準偏差

自動化
システム

89.8%

2.9%

熟練分析者

87.0%

2.2%

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning220

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
iii. 自動化技術の開発◼ 検討した自動化装置の妥当性・成立性を評価するために、樹脂を充填するカラムのサイズ、試薬通液速度を対象とした。
◼ 自動固相抽出装置はカラムユニット、ポンプユニット、制御コンピュータから成る。４ つのの試料を同時に処理することが可能である（ 図1）。
◼ 抽出クロマトグラフィーとICP-MS/MSを組み合わせた分析法を対象として、自動固相抽出装置の適用性を検討した（表1） 。Zr回収率の繰り返し精度は、人手による場合の相対標準偏差2.6%と比較して良好な結果が得られた。
◼ 溶離液が樹脂全体に行き渡らない場合がある現象が確認された（図2） 。2020年度はこの現象を改善することにより更なる繰り返し精度および回収率を向上させるとともに通液速度を最適化することで更なる迅速化を検討していく。
表1 自動固相抽出装置を用いた
ZrとMoの抽出・分離の再現性
ポンプユニット（4系統）
カラムユニット

Zr回収率[％]

Mo回収率[％]

Day 1

ポンプA
ポンプB
ポンプC
平均
相対標準偏差

73.8
82.9
84.5
80.4
7.1

94.5
95.0
80.1
89.8
9.4

Day 2

ポンプA
ポンプB
ポンプC
平均
相対標準偏差

70.3
82.6
75.0
76.0
8.1

92.5
94.6
93.6
93.5
1.1

Day 3

ポンプA
ポンプB
ポンプC
平均
相対標準偏差

74.3
76.0
82.3
77.5
5.5

91.2
88.9
89.9
90.0
1.3

全体

平均
相対標準偏差

78.0
5.1

91.1
4.7

制御コンピュータ

図1 自動固相抽出装置を中核とする自動化システム（イオン交換および固相抽出の部分）

溶離液の流れが不均一であった

図2 Mo溶離操作後のカラムの状態©International Research Institute for Nuclear Decommissioning221

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
iv. 標準的な分析手法の確立◼ 実績
 β線測定核種に関して、提案した分離プロセスの成立性を評価するため、対象核種元素の分離・精製試験実施した。回収率および標準偏差ともに良好な結果が得られ、放射性廃棄物分析へ適用できる見込みを得た（図１） 。またβ核種は一般に計測の前に複雑な化学分離操作を必要とすることから、これを題材として、新たに分析を開始する技術者の訓練のための手法を検討した。
 ISO9001規格に準拠した体系に反映でき、放射性廃棄物の特徴である多種多様な分析試料に対する迅
速な標準分析法の検認（図２）を考慮した品質保証要領書案を作成した。
◼ 目標
 合理化された分離プロセスを用いた分析手法について、放射性廃棄物分析法としての品質保証的な観点を考慮した成立性を評価する。

試料（Sr,Ni担体を含む）

Sr
レ
ジ
ン

Ni
レ
ジ
ン

洗浄液 Sr定量

回収率

標準偏差

Sr

88.1%

2.8%

Ni

95.8%

3.7%

洗浄液
溶離液

溶離液

廃棄
Ni定量

図1 分離・精製試験の例（Sr、Ni核種の系統分離）◼ 実施内容 2019年度および2020年度を通して、 「（ii）分離プロセスの合理化」にて検討した分離プロセスを用いた分析手法に対して、図2に示す検認条件に該当する各パラメータを評価し、放射性廃棄物分析法としての成立性を評価する。また妨害核種等の影響により十分な検出下限値が得られない等検認条件を満たさないと判断された場合は、影響除去方法または代替分析方法を検討する。
◼ 目標達成を判断する指標
 合理化検討された分離プロセスを用いた分析手法に対して、放射性廃棄物分析法としての成立性評価結果を提示する。（2019年度および2020年度）

図2 検認の合理化・迅速化の具体的方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning222

（a）性状把握の効率化 ②分析方法の簡易迅速化等
iv. 標準的な分析手法の確立◆ 標準的な分析方法を検認する条件について具体的な評価項目案を提示（表1）。

表1 標準分析方法の検認方法

具体的評価項目の検討（案）【溶解】①：溶解・溶出率およびその繰り返し精度②：試料性状や試料成分の違いが溶解性・繰り返し精度に与える影響【分離】③※：回収率およびその繰り返し精度④ ：必要な感度を得るための濃縮操作の必要性⑤※：試料性状の違いが回収率・繰り返し精度に与える影響⑥※：測定を妨害すると考えられる 核種の福一放射性廃棄物分析法として要求される除染係数を満たすか（β線測定核種）⑦ ：測定試料中の妨害核種が除去できたことの追認方法による評価（測定試料中のγ線核種測定等）（β線測定核種）※⑧ ：操作BLANK試験と模擬試料試験のB.Gカウントの比較によるスペクトル干渉の評価（ICP-MS測定核種）※：「分離プロセスの合理化検討]での妥当性評価で実施【測定】⑨ : 校正試料と測定試料のマトリクスの違いが測定値に与える影響⑩ : トレーサビリティーが確保された装置校正とその測定の正確さ⑪ : 方法検出下限値/方法定量下限値の評価⑫ : 定量下限値を含む検量線の直線性（ICP-MS測定核種）⑬ : β線測定のエネルギー範囲（β線測定核種）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning223

(b) サンプリング技術の開発◼ これまでの成果（2018年度）➢ セシウム吸着装置（KIURION)および第二セシウム吸着装置（SARRY)吸着塔内部の試料採取装置の概念設計を実施した。(図1)➢ 採取要素試験装置を製作し、吸着塔内からゼオライト試料を採取するための試験を実施し、サンプリングツールの採取性能を確認した。（図2）➢ 試験の結果を基に、サンプリングツールの構造を検討、基本設計を実施した。（図3）

ロッド

サンプリングツール

図2 採取要素試験装置
改良型
サンプリングツール
樹脂モデル図3 サンプリングツール設計
図1 試料採取装置の概念設計©International Research Institute for Nuclear Decommissioning224

(b) サンプリング技術の開発◼ 目標
セシウム吸着材の採取に関して、セシウム吸着装置（KURION)、第2セシウム吸着装置（SARRY)の両方に対応する試料採取装置を検討し、モックアップ装置の設計に必要な要素技術の試験、評価を行う。
◼ 実施内容⚫ 2019年
試料採取装置の検討にあたり、吸着塔の内容物、発生時期、通水時間、表面線量率等の情報を整理し、分析ニーズ等を踏まえながら、採取対象とする吸着塔を選定する。合わせて、採取条件の見直しを行う。また、概念設計を行った、セシウム吸着装置（KURION）、第2セシウム吸着装置（SARRY）
吸着塔の両方に対応する試料採取装置の検討結果を踏まえながら、モックアップ装置の設計に必要な吸着塔の穿孔、試料の採取、穿孔部位の閉止等の要素試験の項目を抽出し、必要な要素試験装置、試験用模擬吸着塔の設計製作を開始し、試験準備を行う。
⚫ 2020年
要素試験装置を完成させ、吸着塔の穿孔、試料の採取、穿孔部位の閉止について要素試験を実施し、評価する。評価結果を踏まえ、現場で適用できる採取工法、装置の見通しを得る。
◼ 目標達成を判断する指標
2019年度試料採取装置のモックアップ装置の設計に必要な要素試験項目を抽出し、試験準備を行う。（終了時目標TRL：レベル3→4）

2020年度モックアップ装置の設計に必要な要素試験を完了させ、評価する。
（終了時目標TRL：レベル3→4）【補助事業概要説明書から抜粋】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning225(b) サンプリング技術の開発～吸着塔の選定・採取条件（1/4）～

採取対象とする吸着塔の選定のため、吸着塔から採取する試料の選定方針を検討した。
◼ 分析・評価側ニーズ➢ 滞留水の分析にてα核種が検出されている。α核種は収着分配係数が非常に高いことから、吸着材表層付近に存在している可能性がある。
➢ 処分時の安全評価の中間報告の結果より、処分における支配核種（C-14、I-129等）の存在確認の重要性が示されている。

➢ 吸着塔の性状は、吸着材種類、滞留水組成、運転条件等で大きく変動する。個体差の把握・評価が重要である。
➢ 震災初期に使用された吸着塔は滞留水中の核種濃度が高いため、優先して採取したい。
◼ 代表性の考え方➢ 採取する試料の代表性として、吸着塔の構造、使用された時期、使用された吸着材及び放射性核種の含有量等の吸着塔に着目した代表性（吸着塔個体差）と、吸着塔内部における放射性核種分布等の吸着材位置に着目した代表性（空間的不均一性）の2つが考えられる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning226

(b) サンプリング技術の開発～吸着塔の選定・採取条件（2/4）～◼ 吸着塔個体差➢ 吸着塔に用いられている吸着材の種類は10種類以上。
➢ 滞留水の組成は経時的に変動しており、処理システムとしての吸着塔の「構成」「並び」によっても、吸着塔に通水される汚染水の組成は変化する。

➢ したがって、吸着材固体ごとの核種組成・放射能濃度は多様である。実際に、吸着塔の表面線量のバラツ
キは大きく、個体差が大きいことが示されている。
➢ 特に吸着材に捕獲されている核種組成は、処理方法選定、処理設備設計等において影響度が大きく、傾向を把握する必要がある。

表面線量率 (mSv/h)

1.0E+03

KURION吸着塔
発生数：約 800 体

SARRY吸着塔
発生数：約 200 体

吸着材種別1.0E+02

SMZ （表面改質ｾﾞｵﾗｲﾄ）

1.0E+01H

1.0E+00

AGH （銀添加ｾﾞｵﾗｲﾄ）
EH

1.0E-01（合成ｾﾞｵﾗｲﾄ）

TSG （珪チタン酸塩系）

1.0E-02
1.0E-03
11/03（ﾊｰｼｭﾗｲﾄ）

珪砂

13/03

15/03

17/03

19/03

吸着塔取出し日

図1 使用済み吸着塔の保管状態

図2 KURION吸着塔のデータ整理例（内容物、線量率、発生日）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning227

(b) サンプリング技術の開発～吸着塔の選定・採取条件（3/4）～◼ 空間的不均一性➢ 2015年度、実規模のSARRY吸着塔内部試験体（図1）にIE-96吸着材を充填したCs吸着分布測定が実施された（JAEA/IRID ※ ） （図2）。
• 深度方向のCs濃度分布は解析値と精度よく一致することが分かった。
• 円周方向の濃度分布がほとんどないことが確認された。
 ある1か所の吸着濃度を実測すれば吸着塔全体の濃度分布を推定可能

D

C
B

A
B
C

軸
方
向

A

2017/1/24

14

吸着Cs濃度[mg-Cs/ml-充填層]

E

E

平衡吸着Cs濃度（Cs7.7ppm）（ゼオライト充填密度0.726[g-80%RH/ml-充填層）

12
10

軸方向 A
軸方向 B
軸方向 C
径方向 D-E
ZAC解析（Langmuir式）

8

6
4
2

2017/1/24

100

吸着Cs濃度[mg-Cs/ml-充填層]D

平衡吸着Cs濃度（Cs7.7ppm）
10

軸方向（中心から19cm）
軸方向（中心から32cm）
軸方向（中心から23cm）
径方向
ZAC解析（Langmuir式）

1
0.1
0.01
0.001

（ゼオライト充填密度0.726[g-80%RH/ml-充填層）

0.0001

0

0

0

上面図

側面図

図1 SARRY吸着塔内部試験体

10

20
30
40
50
充填層上面からの深さ[cm]60

Cs吸着分布測定値 (線形表示)

70

10

20

30

40

50

60

70

充填層上面からの深さ[cm]Cs吸着分布測定値 (片対数表示)

図2 Cs吸着分布測定値※※IRID（2017） : “平成26年度補正予算廃炉・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 研究報告書（最終報告）” pp. 3-20 – 3-22、pp. 4-381 – 4-386©International Research Institute for Nuclear Decommissioning228

(b) サンプリング技術の開発～吸着塔の選定・採取条件（4/4）～◼ 吸着塔の選定➢ 滞留水中の核種濃度が高い運転初期に使用された吸着塔を優先する。
➢ 運転初期のSARRY吸着塔は、フランジ型が該当する。
➢ 上流側に配置されている吸着塔から優先して採取する。

表1 吸着塔の選定・採取条件
項目

吸着塔の選定・採取条件
種類

運転初期に使用された吸着塔を優先
特に、系統の上流側が優先対象

構造

KURION：全吸着塔が共通構造
SARRY：フランジ型吸着塔が該当

採取対象

採取量

10～20 mL／試料

1塔あたり
採取点数

円周方向1点×深さ方向1点（計1点／吸着塔）

表層からの採取深さ

表層～100 mm 程度

穿孔位置

KURION： 吸着塔天板面
SARRY: 吸着材充填口フランジ

吸着塔穿孔径約50mm

閉止方法

閉止部は1.37MPaの耐圧性を確保
閉止栓は取外し可能な構造◼ 吸着塔の採取点数➢ 各吸着塔の1点を採取する。

◼ 採取位置➢ 表層の範囲を吸着材の表面（上端）から
100 mm と設定する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

229

(b) サンプリング技術の開発～要素試験項目の抽出（1/3）～◼ 実作業の想定
現場での実作業を想定してリスク評価を行い、必要な要素試験項目、要素試験装置について検討した。
【既設クレーン】
定格荷重：24t以上、揚程：7.5m以上【統合採取装置】【作業ドック 】【作業スタンド】【吸着塔】（作業スタンド内）

構成

機能

既設クレーン

吸着塔、統合採取装置、作業ドックの設置を行う

統合採取装置

垂直スライドユニットおよび先端ツールの交換により、穿孔、採取、閉止の一連の作業を遠隔で実施する装置

作業ドック

吸着塔上部の遮へい、吸着塔と試料採取装置の接続、
バウンダリ確保、穿孔時のロッド芯ブレ抑制機能

作業スタンド吸着塔の設置および側面の遮へい
作業員が作業するための足場

図1 機器配置

図2 作業ステップ（KURION吸着塔）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning230(b) サンプリング技術の開発～要素試験項目の抽出（2/3）～◼ リスク評価

表1 一連の作業におけるリスク評価

リスク項目

リスク内容

リスク低減対策

採取後のサンプリングヘッドによる周囲の汚染拡大

採取後のサンプリング機構の表面付着物（汚染）を評価し、適切な養生・封入を行う

採取作業中の吸着塔内の汚染物の拡散採取作業中のバウンダリ確保

閉止部からの汚染物の漏洩

適切な密封度の確保

被ばく

採取装置の操作、メンテナンスによる作業員の過剰被ばく

吸着塔上部の遮蔽（作業ドックによる遮蔽）
人手作業時間の短縮

水素引火

吸着塔内部で発生した水素に引火

吸着塔内の換気、水素濃度測定

穿孔時の摩擦熱やせん断力による吸着塔フランジ部ガス
ケット等の変質

適切な穿孔条件、潤滑により摩擦熱を低減

板厚の差異、フランジ型の場合には想定したフランジ枚数との差異

切削能力、ストロークに余裕を持たせる
カメラによる遠隔確認

異物混入

吸着塔内への切削片の混入

吸引による回収、混入が最小となる切削条件の把握

落下・飛来

作業ドックおよびISMの設置作業中の落下

専用吊具の使用、カメラによる監視吸着塔運搬時の破損

専用吊具の使用採取時の内部配管との干渉

穿孔後、内部をカメラで確認する

穿孔、採取時のシャフトの振れによる干渉

シャフトの振れ量を事前に把握する

穿孔、閉止時の噛み込み

穿孔、閉止が安定する条件の把握

閉止栓の耐圧不足

事前の耐圧試験に基づくプロセス管理

サンプリングヘッドベーンの戻り不良（破損）によるロッドの引抜不良

ベーン部の構造の検討
ベーン不要なヘッド形状の検討

汚染

吸着塔の変質設備破損

吸着塔の健全性不良※：実試験による評価が必要と考えられる項目であり、本研究における試験項目とする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

231

(b) サンプリング技術の開発◼ 要素試験項目～要素試験項目の抽出（3/3）～
表1 要素試験項目

試験項目

穿孔試験

採取試験

閉止試験

設置性確認試験

試験目的

測定項目

・運転条件の確認
・シャフト保持機構の必要性判断
・作業時間検討への反映

・モータ負荷率（回転方向、垂直方向）・切削刃の耐久性
・回転数、送り 速度
・穿孔に要する時間
・切削片状況、切削油供給条件
・シャフトの振れ、振動の状態

・後段の作業（採取、閉止）への影響確認
・穿孔刃の妥当性確認

・孔の形状（真円度、同軸度等）
・切削片、切削油の吸着塔内への混入量

・ジョイント部の作業性評価
・機器配置の妥当性
・汚染防止対策の要否判断

・穿孔ツールの交換性、交換時間
・グローブポートから の作業範囲
・切削片、切削油の飛散状況
・その他、課題抽出

・運転条件の確認
・要求性能（10～20ml）の確認
・汚染防止対策の要否判断

・回転数、送り 速度・採取量・試料の飛散状態

・ジョイント部の作業性評価
・被ばく評価へのインプット情報把握（距離、時間）

・採取ツールの取扱い性、取扱い時間
・グローブポートから の作業範囲
・その他、課題抽出

・運転条件の確認

・閉止トルク 値
・送り 速度・閉止栓構造の確認
・運転条件の設定

・耐圧性（試験圧力：約2MPa）
・取外し のための緩めトルク 値

・ジョイント部の作業性評価
・機器配置の妥当性

・閉止栓の取付性、取付時間
・グローブポートから の作業範囲
・その他、課題抽出

・作業ドック 位置合わせ部の構造確認
・作業ドック 設置作業時間の測定

・模擬吸着塔への作業ドック の設置性（位置合わせ）・実作業に向けた課題抽出

・要素試験装置の位置合わせ部の構造確認

・作業ドック への装置の設置性
・実作業に向けた課題抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning232

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の進め方～➢ ステップ1：要素試験の準備・・・「要素試験装置の設計・製作」および「予備試験（穿孔・採取・閉止）」の実施➢ ステップ2：要素試験・・・要素試験装置を用いた一連の作業の成立性確認

要素試験の準備要素試験（ステップ1） 継続中。2020年上半期まで実施予定。

（ステップ2） 2020年下半期に実施する。

要素試験装置を設計するうえでの前提条件を整理要素試験装置（図3）を用いてサンプ
リングに係る一連の作業の成立性を確認する。

要素試験装置の設計・製作
要素試験を実施するうえで必要となる装置等（図1）の設計・製作を行う。

予備試験
穿孔・採取・閉止に必要な基本性能を予備試
験（図2）にて確認する。

穿孔

採取

閉止

図2 予備試験の様子
試験用統合
採取装置

試験用作業ドック

模擬吸着塔

図1 要素試験装置の構成

予備試験の結果を設計に反映図3 要素試験装置のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning233

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（1/7） ～現場環境の想定、採取条件および試料採取手順の検討、予備試験の結果から、吸着塔の穿孔、試料の採取、穿孔部位の閉止等の要素試験を行うための各構成機器の詳細設計を実施し、製作を開始した。

◼ 要素試験装置の構成

試験用
統合採取装置

表1 要素試験装置の構成と機能構成

機能

試験用統合採取装置

垂直方向に駆動する回転ロッド先端のツールを交換することで、穿孔・採取・閉止を行う。

試験用作業ドック

試験用統合採取装置を固定し、吸着塔上面との位置合わせを行う。

模擬吸着塔

SARRY、KURION吸着塔の上部構造を再現する。

試験用作業スタンド

試験中の装置を支え転倒防止を図る。
ツール交換等の試験用統合採取装置
廻りでの作業時の足場とする。

試験用
作業スタンド

試験用
作業ドック

模擬吸着塔

図1 要素試験装置の構成➢ コールド環境下での要素試験を目的としているため、各機器は、バウンダリ確保のための機能や、遮へい機能は省略するが、作業性に影響する遮へい厚さ等の形状は再現する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

234

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（2/7） ～◼ 試験用統合採取装置➢ ツールを交換することで、穿孔、採取、閉止の操作を行う。
➢ ツール交換はグローブポートを介し人手で行う。
表1 試験用統合採取装置の仕様

垂直
駆動

項目

仕様

仕様の根拠

外形

1100×950×3200mm想定するクレーン揚程、必要ストローク、グロー
ブポートによる作業性等を考慮し外形を決定。

駆動
方法

ボールねじによる
垂直駆動

モータ
仕様

出力：0.75kW
トルク：20Nm
回転速度：～250rpm

ストローク

回転
駆動

2000mm

高剛性で位置決め精度が高い。
工作機械メーカーの知見による。
穿孔刃の送り速度に適する。

吸引回収
ユニット

吸着材表層から100mmの深さまでサンプリン
グツールを挿入できること。

出力：5kW
トルク：300Nm
回転速度：～150rpm

工作機械メーカーの知見による。
穿孔刃の切削速度に適する。

穿孔・穿孔ツール（60、50、40mm）
・切削片吸引機能
・切削油噴霧機能・複数の径で穿孔し、段付穴を形成する。
・切削片が吸着塔内に混入しないよう吸引機構を設ける。
・冷却および潤滑のため油噴霧機構を設ける。

採取

サンプリングツール（採取容量最大20mL）

採取量の目標値は10～20mLであるため、採取容量を20mLと設定。

閉止

閉止ツールにより、閉止栓を挿入形成された段付穴に遠隔で閉止栓を取り付け
る。

モータ
仕様

回転駆動用
モータ

穿孔・採取・
閉止ツール

垂直駆動用
モータ

グローブ
ポート

図1 試験用統合採取装置の内部イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning235

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（3/7） ～◼ 試験用統合採取装置の詳細設計（例示）COUP E C-C
ECHE LLE 1 : 2

COUPE A-A

COUPE B-B

D

COUP E D-D
ECHE LLE 1 : 2

COUP E E-E
ECHE LLE 1 : 2

E

B
517

102

505

100

112

101

522

123

117

512

126

513

125

115

127
107

514

107
116

108

109

522

114

505
124

519

519
118

521

521

125
518

522

111

E

D

132

505

505

120

121

122

514

C

104

C

105

521

519

119
108

107

502

101

103

500

504

504

106

126
113

B

125

515

523

525

524

509

520

507

510
505

125

121

110

508

516

515

127

123

511
512

514
120
505

A

A

A

1 0 /0 9 /2 0 1 9

I NDI CEDATE

DESS I NE

DRU

P GO

VERI FI E

APPR O UVE

129

504

A

F i rs t e d i t i o n
O BSE RVATI O NS

1 0 /0 9 /2 0 1 9

I NDI CEDATE

DESS I NE

130

ATOX

DRU

P GO

VERI FI E

APPR O UVE

F i rs t e d i t i o n
O BSE RVATI O NSATOXN ‹ :N ‹ :

110

E.C. I. MECA

513

T e l : 0 4 .9 0 . 2 8 .8 3 . 7 7

Etu d e s C o n c e p tio n In g e n ie rie

ww w. ec i- mec a. co m

P1335-22-000
est la p r opr iet e

deneATOpeut
X , etil r e ut ils e, r epr od uit que, comou mdivuni
ul gue sans r aut
is a toion ecr it e pr ea la ble .

図1 試験用統合採取装置全体配置図

Concept ion, Realisat ion et M

Ec h : 1 : 4

122
501
FO L I O : 1 /2

ECI - AQ- 120- A

F ORM AT : A0

Ce d ocum ent

www .eci- meca.c om

503
124

SIMPLIFIED MOCK-UP
S-ISM
Asse mbly

T e l : 0 4 .9 0 . 2 8 .8 3 . 7 7

Etu d es Co n ce p tio n In g en ierie

e c i @ e c i -m e c a .c o m
8 4 1 1 0 Va i s o n -l a -Ro m a i n e

C o n c e p t i o n , R e a l i s oa nt it oa ng ee td M
e M a c h in e s s p e c ia le s

Ec h : 1 : 5

E.C. I. MECA

131

F ORM AT : A0e c i @ e c i -m e c a .c o m
8 4 1 1 0 Va i s o n -l a -Ro m a i n e

ont age de M achines speciales

SIMPLIFIED MOCK-UP
S-ISM
Asse mbly
P1335-22-000

Ce d ocum ent

est la p r opr iet ede neATOpeut
X , ilet r e ut ils e, r epr od uitque
, com
ou m
divuniul gue sans r aut
is a ot ion ecr it e pr ea la ble .

FO L I O : 2 /2

ECI - AQ- 120- A

523

図2 ロッド駆動機構部分組立図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

236

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（4/7） ～◼ 穿孔：切削油の流れ：切削片の回収流れ

表1 穿孔ツールの機能
装置の機能

KURIONおよびSARRY吸着塔の穿孔位置にサンプリング
ツールを挿入するための穴加工が遠隔で行えること（図1）

・穿孔ツールを遠隔で操作し、切削（ツールの交換は手動操作）
・切削油を噴霧し、摩擦抑制および冷却（図2）。
・切削片、切削油を吸引回収（図2）・ロッドの芯ブレ抑制のための保持機構

1200要求される機能

穿孔位置

A部詳細

50-60の
ザグリ孔

切削片+油
吸引回収

作業ドック側保持機構
穿孔位置

50-60のザグリ孔

下部溶接板 40
図1 穿孔位置および穿孔断面図（上：KURION吸着塔、下：SARRY吸着塔）

切削刃

B部詳細

油噴霧

図2 穿孔ツールイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

237

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（5/7） ～◼ 穿孔ツール
Tool ƒÓ40 on extensi on tube

Tool samplin g on ext ension t ube

Tool ƒÓ50 on extensi on tube

Tool ƒÓ60 or plug on extensi on tube

501
501

501

107

501

105

106

107

103

104

107

107

101

100

103

108
P lug interfa ce
106

102
P lug
S ee : P 1335- 26-020

A
I NDI CE

2 7 /1 1 /2 0 1 9AGR
DATE

DESS I NE

BV E

PGO

VERI FI E

APPR O UVE

F i rs t e d i ti o n
O BSE RVATI O NS

ATOXS amp ling too l
S ee : P 1335- 26-010

N‹ :E.C.I. MECA
Etud es Conce ption In genierie

w ww .eci -mec a. com

Te l: 0 4.9 0.2 8.8 3.7 7
ec i@ ec i-m ec a .c o m
84 11 0 V ais on-la-R om ai ne

E c h : 1 :1

FO R M A T : A 0

SIMP LIFIED MOCK-UPT OOL S
Asse mbly
P133 5-26-000

Ce d ocum ent

図1 穿孔ツール設計

est la p r opr iet e de ATO Xne, il peut et r e ut ils e, r epr od uit , com
quem uni
ou divul gue sans aut orisa t ion ecr it e pr ea lable.

FOLI O : 1/1

E C I - A Q - 120- A

Co n c e p t i o n , Re a l i s a t i o n t aegt Me d e M a c h in e s s p e c ia le s

「切削油供給ユニット」から供給された切削油はロッド中心を通り刃先に供給され、切削紛と一緒にロッド外周を通り吸引回収ユニットへ回収される。

図2 穿孔機構の構成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning238

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（6/7） ～◼ 採取（サンプリング）➢ 穿孔部（50）にサンプリングツールを挿入し、吸着塔内部から試料を採取する。
表1 採取（サンプリング）ツールの機能要求される機能表層付近の試料10～20mLを遠隔で採取できること装置の機能採取位置（図1）

吸着塔表層（100mm付近）の採取が可能となるストロークを設定。

サンプリングツール（図2）

サンプリングツールを右回転（採取口閉）でストロークさせ、採取位置まで到達したとき、左回転で採取口を開くと同時にベーンを出し、吸着材を掻きとり採取する（採取口体積：約20mL）。

約100

ベーン

採取口閉

表層

採取口開

採取位置

(b) KURION(a) SARRY

図1 試料採取位置

図2 ベーン開閉式サンプリングツール©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

239

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 要素試験装置の設計・製作（7/7） ～◼ 閉止➢ 採取後、穿孔部に閉止栓を差込み、閉止操作を行う(図1、2)。
➢ 通常の保管時において圧力は作用しないが、抜き出し作業の工法によっては吸着塔に圧力が加わることが想定される。そこで吸着塔の耐圧性能と同等の閉止栓を検討した。
表1 閉止ツールの機能要求される機能

装置の機能

取付方法

段付穴に閉止栓を押付けながら軸を回転させる
ことにより、バネ鋼を押し出し、ポリウレタン部を拡張させ穿孔部を閉止する。軸を逆回転させることで、取外しも可能。

仕様

・最大圧力：約1.37MPa（吸着塔の最大使用圧力）・閉止部口径：50mm
・KURION、SARRY吸着塔の両方に対応

穿孔部を遠隔で閉止できること

ﾎﾟﾘｳﾚﾀﾝ（硬度別試験用）

図1 閉止栓（左：イメージ、中：分解図、右：試作品）

図2 閉止栓の取付（左：KURION、右：SARRY）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning240

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 穿孔予備試験～◼ 穿孔予備試験➢ マシニングセンタに予備試験用穿孔ロッドおよび試作穿孔刃を取り付け、鋼板の穿孔予備試験を実施した（図1）。
➢ 穿孔刃の形状を工夫することで、切削片を小粒化（約5㎜以下）できることを確認した。
➢ 保持機構を設けることで、穿孔穴の精度を向上できることを確認した。
➢ 予備試験結果より穿孔の見通しが得られたため、要素試験装置へ反映する。

立形マシニングセンタ

試作
保持機構

予備試験用穿孔ロッド（約700 mm）

試作穿孔刃

穿孔予備試験設備

穿孔予備試験の様子

保持機構の取付

穿孔穴の状況

図1 穿孔予備試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning241

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 採取予備試験（1/2）～◼ 採取予備試験➢ 過年度に製作した採取要素試験装置により、採取予備試験を実施した（図1）。
➢ 過年度の採取予備試験において採取量が不足する問題に対処するために、ベーン開閉式サンプリング
ツールを新たに製作した。
➢ 過年度の試験においては、採取対象（ゼオライト）の性状を1種類しか設定していなかった。実試料を想定し複数の試験対象に対して採取予備試験を実施した（図2） 。
回転駆動用
モータ

採取口

垂直駆動用
モータ

サンプリングヘッド※4種類実施

試験
容器

模擬
サンプル

試験対象
①

ｲﾀﾔｾﾞｵﾗｲﾄZ-05 粒径0.5～1mm 乾燥②

ｲﾀﾔｾﾞｵﾗｲﾄZ-12 粒径0.5～2mm 乾燥③

ｲﾀﾔｾﾞｵﾗｲﾄZ-13 粒径1～3mm 乾燥④

ｲﾀﾔｾﾞｵﾗｲﾄZ-05 粒径0.5～1mm 湿潤⑤

ｲﾀﾔｾﾞｵﾗｲﾄZ-12 粒径0.5～2mm 湿潤 ※⑥

ｲﾀﾔｾﾞｵﾗｲﾄZ-13 粒径1～3mm 湿潤※：過年度の試験にて実施した試料

図1 採取要素試験装置

図2 試験対象©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

242

(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 採取予備試験（2/2）～◼ 採取予備試験結果
各種サンプリングツール（図1）による採取予備試験の結果を示す(図2)。
採取時の運転条件は、前年度の試験における最適値を用いた。

ベーン開閉式は全条件で採取量を満足

22.00

乾燥状態の試料では全て採取量を満足

20.00
18.00

乾燥

16.00

湿潤

採取量 [g] = [ml]

14.00

12.00
採取量の目標値
10 [g] = 10 [ml]※かさ密度:1.0 [g/ml]

10.00
8.00
6.00

ｽﾊﾟｲﾗﾙﾌﾗｯﾄ

ﾍﾞｰﾝ固定式

ﾍﾞｰﾝ開閉式

4.00

運転条件
採取回転数：50rpm
送り速度20mm/min

2.00

図1 各種サンプリングツール

0.00
乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤
Z-05

Z-12
スパイラル

➢ 乾燥状態の試料は、流動性が高いため全てのツール形状で採取量を満足することができた。

Z13

Z-05

Z-12
フラット

Z13

Z-05

Z-12
ベーン固定式

Z13

Z-05

Z-12

Z13

ベーン開閉式

ツール形状および吸着材

図2 採取予備試験結果➢ 湿潤状態の試料は付着性が高く、ベーン開閉式を除くツールでは安定した採取ができなかった。

➢ ベーン開閉式は全ての試料条件において採取量を満足した。
一方、ベーン開閉式は開閉機構にゼオライトの噛みこみが見られた。また、穿孔部からツールを引き抜く際にベーンの干渉や破損のリスクがあるため、更なる形状の見直しと、リスク低減対策について検討を継続していく。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning243(b) サンプリング技術の開発～要素試験の準備 閉止予備試験～◼ 閉止予備試験➢ 試作した閉止栓を耐圧試験機に取り付け、閉止予備試験を実施した（図1）。
➢ 閉止栓は手動工具により取付け、水圧ポンプにて圧力をかけ、閉止栓から漏洩が生じたときの圧力値を読み取った。
➢ 吸着塔の最大使用圧力である1.37MPaに対し、試作した閉止栓により1.4MPaまで漏洩が生じないことを確認した。
➢ 1.37MPaの1.5倍である約2MPaの耐圧試験で漏洩が生じない閉止栓の開発を目標として、材
質や構造の最適化を検討していく。

試作した閉止栓

閉止予備試験の様子

閉止栓の取付状況

内圧により閉止栓が浮上した時の様子

図1 閉止予備試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

244

(b) サンプリング技術の開発～まとめ（1/2）～◼ 本年度成果の概要と課題➢ 採取条件、吸着塔選定方針

表1 採取条件の概要

吸着塔（KURION、SARRY）の採取条件及び選定の方針について検討した（表1）。 なお、今後の分析結果を踏まえて見直していく。

➢ 要素試験項目の抽出

採
取
対
象

穿孔、採取、閉止の一連の操作における要素試験項目を抽出した。

➢ 要素試験装置の設計
実作業を想定した一連の作業（吸着塔の穿孔、採取、閉止）の要素試験
内容を検討した。また、試験を実施するための、要素試験装置の設計を完了し、製作を開始した（図1、2）。

全体配置

試験用統合採取装置

図1 要素試験装置

試験用作業ドック

採
取
条
件

項目

仕様

種類

運転初期に使用された吸着塔を優先
特に、上流側吸着塔を優先

構造

KURION: 全吸着塔に対応
SARRY： フランジ型

点数

各1点

深さ

吸着材表面～深さ100mm

量10～20mL

穿孔径

50mm

閉止栓

耐圧1.37MPa（短期）、取外可

サンプリングツール

閉止栓

模擬吸着塔（KURION）

図2 要素試験装置構成品©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

245

(b) サンプリング技術の開発～まとめ（2/2）～◼ 本年度成果の概要と課題➢ 予備試験の実施•••

穿孔、採取、閉止の各予備試験を実施した（図1～図3）。
穿孔方法について、予備試験により見通しを得た。
採取、閉止方法について引き続き検討を実施していく。
ベーン開閉式は全条件で採取量を満足

22.00
20.00
18.00

乾燥

16.00

湿潤

採取量 [g] = [ml]

14.00

12.00
採取量の目標値
10 [g] = 10 [ml]※かさ密度:1.0 [g/ml]

10.00
8.00
6.00
4.00
2.00
0.00
乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤 乾燥 湿潤
Z-05

Z-12
スパイラル

Z13

Z-05

Z-12
フラット

Z13

Z-05

Z-12
ベーン固定式

Z13

Z-05

Z-12

Z13

ベーン開閉式

ツール形状および吸着材

図1 穿孔予備試験の状況

図2 採取予備試験結果

図3 閉止予備試験の状況➢ リスク評価の実施••

一連の作業のリスクを抽出した。要素試験を通じリスク評価を実施する。
一連の作業の被ばく評価を実施した。要素試験を通じて想定した作業時間の妥当性を評価する。

◼ 次年度計画の概要➢ 採取予備試験の結果を踏まえてサンプリングツールの改良を実施する。
➢ 要素試験に必要な、要素試験装置、模擬吸着塔等の製作を進め、要素試験の準備を完了させる。
➢ 吸着塔の穿孔、採取、閉止の一連の要素試験を実施する。
➢ 試験結果より、現場で適用する採取工法、装置の適用性の見通しを得る。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning246

２．事業内容
ｄ. 研究開発成果の統合©International Research Institute for Nuclear Decommissioning247

d.研究開発の統合～廃棄物ストリームの検討～◼ 実績
 ２０１８年度までに、既往研究で得られた最新の成果を反映し、進捗、成果の整合性、及び残された課題を統合的に評価する手法を構築した（図１）。また、構築した方法で、進捗、成果の整合性、及び残された課題を示した。
◼ 目標
 廃棄物ストリームに、他の研究で得られた成果を取り込み、進捗、成果の整合性及び残された課題を統合的に評価する。
◼ 実施内容（詳細を次葉に示す。）
 ２０１９年度は、処理側（前処理・処理・再加工）の研究開発成果に加えて、処分側（廃棄体化、廃棄前保管）の研究開発成果に基づく要求を廃棄物ストリー
ムに反映し、処理・処分の双方の観点から処理方法の選択肢を整備する。また必要に応じ、対象廃棄物
毎に、インプット整理表（図２）の記載事項を見直す。
 ２０２０年度は、 ２０１９年度に得られた課題や研究開
発成果を取り込んで廃棄物ストリームの更新を継続すると共に、進捗・成果の整合性および残された課
題の評価結果を提示する。
◼ 目標達成を判断する指標
 廃棄物ストリームを更新する。（２０２０年度）
 インプット整理表を更新する（２０２０年度）

網羅性を確保

時間軸を織り込み

優先順位と方法を整理

図１ 廃棄物ストリーム検討の全体像

図２ インプット整理表の例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning248

d.研究開発の統合～背景と目標～背景
1. １Ｆには多種多様な廃棄物があり、サイトの安全性への影響の観点で緊急性が異なり、また、性状が不明なものもある。
✓ IRIDでは、既に発生しているものと今後発生すると予想されるものとを含めて、2018年度末時点で890
種類の固体廃棄物を見込み、リスト化している。廃棄物の種類は更に増える可能性がある

2. これらを安全に処理し保管して、処分に向けた道筋を示す必要がある。
✓ 中長期ロードマップでは、廃棄物の 「処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通し」 を2021年頃に得ることとしている① そのためには、固体廃棄物の発生から保管、処理（分別・減容・安定化等）を経て、長期保管あるいは処分にいたる流れ（廃棄物ストリーム）を整備する必要がある② 本補助事業では、廃棄物の性状に応じて複数の選択肢を持つ廃棄物ストリームの絞り込みに取り組み、取り組み
を通じて、課題を抽出している。

3. 一方、廃棄物の性状把握や処理・処分方策の安全性に関する研究の完了には時間を要する。
✓ 研究開発全体を合理的、効率的に進める必要がある① 本補助事業では、研究開発の項目毎に情報を相互にフィードバックしながら進めることで研究開発全体の合理化・効率化を図っている。（「研究開発成果の統合」の役割）

本補助事業のうち、研究開発成果の統合の目標• 中長期ロードマップ第三期（２０２１年以降）に向けて、次を提示する。
✓ 現時点で提示できる更新したインプット整理表・廃棄物ストリーム案✓ 廃棄物ストリーム策定にあたっての課題の評価結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning249

d.研究開発の統合～本補助事業における全体統合（廃棄物ストリーム策定）の流れ～※青吹き出しは、２０１９年度の主な検討事項

インプット

検討内容
廃棄物の発生前処理・処理・再加工

一次保管

保管

廃棄体化

廃棄前保管

必要な情報と課題を整理

処分・再利用（安定化処理）多核種 HIC

汚染区分：XI-4（スラリー）

多核種 HICHIC 保管
※1

基本フロー

基本フロー
HIC 残材金属（SUS 補強体等）
金属

455
核種本

発生時期

10 本
発生理由

外形

処理水から評価
発生量

復旧対策

2014年12月末
8 本
455 本
核種本
10

サンプル数

発生時期
処理水から評価

発生理由

汚染水処理

36 本
Cs137
1 本 外形-濃度(Bq/g)
本

-

○

本

号機、

線量
セシウム吸着装置

本

○

33○ 本

-

本

○

2○ 本
α核種検出

-

本
参照文献
本

○

-

○

94○ 本
6○ 本

3.3E+14
Bq/カラム
処理水から評価
0○ 本
本 Cs137

廃棄物リスト
発生場所

本

可燃物

保管形態
吸着塔

廃棄物名称

H

保管
保管場所

考え方

第二仮保管施設
化学組成

一時保管施設（第一施設）
SMZ
含水率
有害物等
一時保管施設（第四施設）
AGH
EH

94 本
6 本
0 本
Cs137
0 本

号機、
構内エリア

本

留意事項
考え方
留意事項

仮保管施設

TSG

ろ過砂
第二仮保管施設
1
廃棄物名称

本
○
8.1E+14
Bq/カラム本○

高温焼却炉建屋

Ｇ
容器保管

※6

廃棄体化

減容

※6

Ｇ’

減容

容器保管

※7
Ｇ’
容器保管

※6

保管

※9

廃棄体化

廃棄物の発生

ピット処分

考え方

※7

廃棄確認

保管
ピット処分

※6

廃棄確認

ピット処分

※7

廃棄体化 廃棄確認

保管
ピット処分

廃棄確認

ピット処分

減容

留意事項

TSG

ストリームの各段階の検討に必要な情報、および課題

第二仮保管施設

ろ過砂

第二セシウム吸着装置 IE-96
IE-911
EN-101HS-726

廃棄物リスト、廃棄物管理シートを用いた、インプット情報の一元化

前処理・処理・再加工

保管

廃棄体化

減容性
ガス発生の程度
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
廃棄体化
廃棄前保管
処理した廃棄物（性状・量）減容性
ガス発生挙動漏えい・飛散の程度
処分・再利用検認シナリオ・方法

二次廃棄物（性状・量）
減容性
減容性
ガス発生挙動ガス発生の程度
漏えい・飛散の程度
処分・再利用漏えい・飛散の程度
検認シナリオ・方法

減容性
ガス発生の程度
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
核種組成・核種濃度（検認、処
廃棄体化
廃棄前保管
処理した廃棄物（性状・量）
分の観点）
取出し・物流ルート
二次廃棄物（性状・量）

一時保管

減容性
ガス発生の程度
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
核種組成・核種濃度（検認、処
廃棄体化
廃棄前保管
分の観点）
処理した廃棄物（性状・量）
取出し・物流ルート
材質・化学組成
減容性
二次廃棄物（性状・量）
線量率（敷地境界の観点）
ガス発生挙動取出し・物流ルート
減容性
漏えい・飛散の程度

材質・化学組成
線量率（敷地境界の観点）
減容性

廃棄前保管

処分・再利用処分・再利用
（未設定）
・処分区分
・廃棄体技術基準

取出し・物流ルート

廃棄物毎のインプット整理表

廃棄体を健全に保つ観点での保管への要求技術基準への適合レベル区分の必要性の有無
核種濃度制約
発熱量制約

望ましい保管期間

レベル区分の必要性の有無
ガス発生許容量
処分に有害と考えられる物質の影響有無検討

検討が必要な事柄と内容、取組状況、必要なアクション

望ましい分別程度
廃棄物管理を具体化するための放射能濃度検認の観点からの調査要求
処分区分の観点からの調査要求（処分影響物質、安全評
価用ソースターム設定、等）処分・再利用廃棄物毎に各ステップの検討
時期を設定

研究開発成果（処理等）

前処理・処理・再加
工

時間軸整理表の見直し
廃棄物分類

廃棄物の発生一時保管

S1_圧力容器ー（未設定）
S2_格納容器金属ー（未設定）
S3_格納容器コンクリートー（未設定）
S4_建屋内金属
ー（未設定）
S5_建屋内コンクリートー（未設定）
仮設処理装置、タンク S6_瓦礫金属
ー
（発生中）
類
S7_瓦礫コンクリート
ー（発生中）
可燃性雑固体、伐採木 S8_可燃物
ー（発生中）
S9_吸着塔１
ＫＵＲＩＯＮ，ＳＡＲＲＹ （発生中）
S9_吸着塔２
モバイル浄化装置（発生中）
S10_多核種除去装置３－ スラリー
（発生中）
S10_多核種除去装置３－ 吸着材（発生中）
水処理２次廃棄物
S10_多核種除去装置４－ 処理カラム（発生中）
S11_除染装置スラッジ
ＡＲＥＶＡ（発生終了）
S12_フィルタb
高性能多核種（発生中）
S13_濃縮廃液
エバポ濃縮廃液（発生停止中）S14_デブリ取出し前の発生廃
横アクセス
至近の３か年
棄物(横アクセス)
デブリ取出し前の発生廃棄物
S14-1_デブリ取出し前の発
縦アクセス
至近の３か年
生廃棄物(縦アクセス)

（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（保管中）
（発生中）
（発生中）

汚染土壌等

（未設定）
（未設定）
（未設定）

解体に伴って発生する可能性のある廃棄物

保管

廃棄体化

廃棄前保管

（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（計画済み）（計画済み）（未設定）（計画済み）（計画済み）（未設定）（焼却処理中）
（保管中）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
至近３か年のうち早期 至近３か年のうち早期 （未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
至近３か年のうち早期 至近３か年のうち早期 （未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）

時間軸整理表研究開発の進捗反映

金属（ＳＦＰ、サイトバンカ
保管物等）
樹脂

保管廃棄物

中長期
ロードマップ

廃棄物の発生

（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）

（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）
（未設定）

至近の３か年

（未設定）

（未設定）

（未設定）

至近の３か年（要否含めて）至近の３か年

至近の３か年

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

（未設定）

前処理・処理・再加工

一次保管

保管

廃棄体化

廃棄前保管

廃棄物毎の各段階の検討が必要となる時期（見込）

処分・再利用至近の３か年（要否含めて）至近の３か年

現状の処理フロー案、および統合したストリーム案
廃棄物管理の全体像を確認

処分・再利用（安定化処理）前処理・処理・再加工

汚染区分：XI-4
一次保管

廃棄物の発生保管

廃棄体化
Ａ（安定化処理）廃棄物の発生

多核種 HIC
前処理・処理・再加工（スラリー）

汚染区分：XI-4
一次保管

多核種 HICHIC 保管
前処理・処理・再加工（スラリー）

多核種 HIC（スラリー）

多核種 HICHIC 保管（スラリー）
基本フロー

※1

基本フロー

基本フロー
HIC 残材処分・再利用※7

保管

漏洩拡大防止※1
保管（安定化処理）汚染区分：XI-4

廃棄前保管

HIC 保管
保管
廃棄体化
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用※3 Ａ※7
漏洩防止拡大保管
廃棄確認
HIC Ｃ
保管
保管
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用Ｂ※7
容器保管
漏洩防止拡大保管
廃棄確認（堰設置等）Ｃ水分
HIC 保管 ※2
HIC 保管
保管
廃棄体化
※6
低減
Ｂ
※3取出し ＡＤ
※7
容器保管
漏洩拡大防止
基本フロー
処分
※1
*1
廃棄確認
（堰設置等）
水分漏洩防止拡大保管【線量区分値】政令濃度上限値，埋設規則*2 から設定
廃棄体化
※6
固型化保管
※2
ＣHIC 保管低減
11※3※8・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 （Bq/t）α濃度Ｄ
Ｂ
漏洩拡大防止
取出し
容器保管
15
14
*2
60
Ｅ
漏洩防止拡大保管*1
廃棄確認（堰設置等）・線量(高Ｌ１相当)；>10 （Bq/t）
Co，>10 （Bq/t）137Cs
処分【線量区分値】政令濃度上限値，埋設規則*2 から設定
固型化
Ｃ
水分
※6
15
14
※2
*2
11
；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
保管
HIC 残材 低減
・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 ・線量(高)（Bq/t）α濃度
Ｂ 解体・分別
※8
Ｄ
10
8
取出し
容器保管
*2
60
15
*2
60 ；<10 14
Co，<10（Bq/t）137Cs
Ｅ
・線量(高Ｌ１相当)*2；>10 ・線量(中)（Bq/t）
Co，>10 （Bq/t）（Bq/t）137
Cs
処分
水分【線量区分値】政令濃度上限値*1，埋設規則
から設定
※6
固型化
15
14
※2
・線量(低)；検討が必要*2
Ｆ・線量(高)；<10（Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
低減
保管
解体・分別
HIC 残材11※8 8・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 （Bq/t）α濃度
Ｄ
10
*2
60
・線量(中)；<10 （Bq/t）
Co，<10 （Bq/t）137Cs
除染
再加工
15
14
*2
Ｅ
*1
・線量(高Ｌ１相当)；>10（Bq/t）60Co，>10 （Bq/t）137Cs【線量区分値】政令濃度上限値，埋設規則*2から設定
固型化
・線量(低)；検討が必要
Ｆ 15
14
*2
11
※4
※7
*1 ・線量(高)；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
保管
解体・分別・線量(ＴＲＵ相当)；>10 （Bq/t）α濃度
金属
保管
容器保管
廃棄体化
減容 10
保管
8
除染
再加工
再利用
*2
60
137
15
14
60
137
・線量(中)；<10（Bq/t）
Co，<10Ｅ・線量(高Ｌ１相当)*2；>10（Bq/t）
Co，>10（Bq/t）Cs（Bq/t） Cs（SUS 補強体等）※61514・線量(低)；検討が必要※9
Ｇ 137Cs※4・線量(高)*2Ｆ※7；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）
解体・分別
金属
保管
容器保管
廃棄体化
減容
保管
10
8
除染
再加工 ・線量(中)*2；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
再利用
廃棄確認（SUS 補強体等）※6・線量(低)；検討が必要
Ｆ
Ｇ
※9
※4
※7
※7
保管 除染
容器保管
廃棄体化
減容
保管
再加工
再利用
保管
廃棄確認
容器保管
廃棄体化
ピット処分
減容
保管
可燃物
HIC 保管

（安定化処理）汚染区分：XI-4
一次保管

廃棄物の発生東電ＨＤ殿保管管理計画、他

金属（SUS 補強体等）

金属（SUS 補強体等）

可燃物

保管

廃棄体化
Ａ
取出し

※3

※6

廃棄体化

減容

※6

Ｇ

保管

Ｇ
容器保管

Ｇ’
減容

容器保管

※7
Ｇ’
容器保管

※9

※6

保管

廃棄体化

(※1)
【個別事項】
－

処分
※8

再利用
※9

廃棄確認

保管
ピット処分

※6

ピット処分

廃棄確認

ピット処分

※7
廃棄体化 廃棄確認

ピット処分
保管

減容

廃棄確認

ピット処分

・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に応じて除染。(※4)

－

－

固
体
廃
棄
物
の
保
管
管
理
計
画
等
で
方
針
が
決
ま
っ
て
い
る
範
囲

吸着塔、ＨＩＣ保管施設（ストリームＳ９、Ｓ１０、Ｓ１２）

前処理・処理・再加工＋

大型廃棄物保管庫

保管

廃棄体化

廃棄前
保管

処分
・
再利用

廃棄前
保管

処分
・
再利用

多核種除去設備（スラリー）（ストリームＳ１０）（ストリームＳ９、Ｓ１０、Ｓ１２）

水処理２次廃棄物の処理・保管・廃棄体化のための設備、施設（ストリームＳ９、Ｓ１０、Ｓ１１、Ｓ１２、Ｓ１４）

除染スラッジ

Ｐ／ＭＢ Ｄピット（ストリームＳ１１）

濃縮廃液（蒸発濃縮廃液）

一次保管（ストリームＳ１３）

除染スラッジ（ストリームＳ１１）

２次廃棄物等

滞
留
水
処
理
等
復
旧
対
策

一時保管
（ストリームＳ６）
テント、覆土、屋外集積、屋外
容器収納、固体庫

がれき類減容処理設備増設固体廃棄物貯蔵庫（ストリームＳ６）（ストリームＳ６）

廃棄物ストリーム（ダッシュボード）
可燃物一時保管

可燃性雑固体（ストリームＳ８）

雑固体焼却設備

焼却灰保管（ストリームＳ８）（ストリームＳ８）

金属、コンクリート等の廃棄体化のための
設備、施設

伐採木

焼却炉前処理設備
増設雑固体焼却設備

一時保管（ストリームＳ８）

汚染土壌等

一時保管

仮設処理装置・タンク等（全ストリーム）（全ストリーム）

汚染土一時保管施設

除染設備

一時保管

２次廃棄物等２次廃棄物等

れば再資源化。(※9)
【個別事項】－

廃棄物分類の詳細化、処理フローの絞り込み

一時保管

水処理二次廃棄物
吸着塔（ＫＵＲＩＯＮ、ＳＡＲＲＹ、モバイル浄化装置）、
多核種除去装置（吸着材、吸着塔）、フィルタ（高性能多（ストリームＳ６）【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】※6
・ＨＩＣ容器内で保管。
－
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器 ・スラリーは処分に適合するよ・α 核種を含む廃棄物はＴＲ
※7
Ｇ’
(※1)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保Ｕ廃棄物（地層処分対象）
容器保管
廃棄体化
保管
【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6) 【共通事項】 廃棄確認管。(※7)
として扱う前提。(※8)
ピット処分 【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】※6－ －・ＨＩＣ容器内で保管。
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器
・スラリーは処分に適合するよ【個別事項】
・α 核種を含む廃棄物はＴＲ ・ＨＩＣ外側容器は可能であＧ’・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－れば再資源化。(※9)(※1)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保 －Ｕ廃棄物（地層処分対象）
応じて除染。(※4)
【個別事項】【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6)
として扱う前提。(※8)
廃棄確認 管。(※7)
ピット処分－【共通事項】【共通事項】【共通事項】－
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】 【共通事項】【個別事項】・ＨＩＣ外側容器は可能であ－
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器
・スラリーは処分に適合するよ・α 核種を含む廃棄物はＴＲれば再資源化。(※9)
・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－－【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保Ｕ廃棄物（地層処分対象）
応じて除染。(※4)
【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6)
管。(※7)
として扱う前提。(※8)－
【共通事項】【共通事項】【共通事項】
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】 ・スラリーは処分に適合するよ【個別事項】・ＨＩＣ外側容器は可能であ
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器
・α 核種を含む廃棄物はＴＲ
・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－－れば再資源化。(※9)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保Ｕ廃棄物（地層処分対象）
・スラリーの取出し。(※2)応じて除染。(※4)(※6)
管。(※7)
として扱う前提。(※8) 【個別事項】－
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】【個別事項】・ＨＩＣ外側容器は可能であ

考え方

直
近
５
年
以
内
に
方
針
を
決
め
る
べ
き
範
囲

増設固体廃棄物貯蔵庫※7【共通事項】・ＨＩＣ容器内で保管。
(※1)
【個別事項】【共通事項】【共通事項】・ＨＩＣ容器内で保管。 － －

留意事項

留意事項

保管

留意事項

考え方

考え方

減容

（PE 容器等）
可燃物（PE 容器等）

可燃物（PE 容器等）

留意事項（PE 容器等）※4

保管

廃棄物の発生（堰設置等）

漏洩拡大防止※1（絞り込んだ処理フロー）保管

HIC 残材考え方

図1 全体統合の流れ

一時保管

核種組成・核種濃度（検認、処分の観点）
材質・化学組成（検認、処分の観 取出し・物流ルート
保管点） 前処理・処理・再加工
線量率

インプット整理表の見直し

処分検討のフィードバック（廃棄物
管理シート）

一時保管

処分・再利用廃棄前保管（未設定）（未設定）
取出し・物流ルート
減容性
・保管場所
・処分区分
ガス発生挙動取出し・物流ルート
・保管方法
・廃棄体技術基準
漏えい・飛散の程度処理した廃棄物（性状・量）・線量率（敷地境界の観処分・再利用検認シナリオ・方法
二次廃棄物（性状・量）点）
減容性
廃棄前保管（未設定）
ガス発生挙動（未設定）
減容性
取出し・物流ルート
廃棄物の発生
一時保管
処分・再利用ガス発生の程度
・保管場所
漏えい・飛散の程度
・処分区分
減容性
ガス発生挙動廃棄体を健全に保つ観点での漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
・保管方法
減容性の観点での要求
核種組成・核種濃度（検認、処検認シナリオ・方法
・廃棄体技術基準
核種組成・核種濃度（検認、処ガス発生の程度
漏えい・飛散の程度
保管への要求処分・再利用処理した廃棄物（性状・量）・線量率（敷地境界の観ガス発生の程度分の観点）
廃棄体化（未設定）
ガス発生の観点での要求分の観点）
取出し・物流ルート
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
検認シナリオ・方法（未設定）
材質・化学組成（処分の観点）
材質・化学組成（検認、処分の観 取出し・物流ルート
二次廃棄物（性状・量）点）
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
・廃棄体化技術
漏えい・飛散の観点での要求
廃棄前保管（未設定） 処理した廃棄物（性状・量）
線量率
減容性 ・処分区分点）
核種組成・核種濃度（検認、処処理した廃棄物（性状・量）検認の観点での要求
ガス発生の程度
・保管場所
二次廃棄物（性状・量）検認シナリオ・方法
・廃棄体技術基準
減容性
線量率
分の観点）
ガス発生挙動廃棄体を健全に保つ観点での二次廃棄物（性状・量） 取出し・物流ルート
減容性の観点での要求技術基準への適合漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
・保管方法
核種組成・核種濃度（検認、処ガス発生の程度
保管
材質・化学組成
漏えい・飛散の程度
保管への要求分の観点）
廃棄体化（未設定）
ガス発生の観点での要求レベル区分の必要性の有無処理した廃棄物（性状・量）・線量率（敷地境界の観減容性
線量率（敷地境界の観点）
取出し・物流ルート
取出し・物流ルート
減容性
廃棄前保管（未設定） 漏えい・飛散の程度（至近３か年で早期）減容性の観点での要求
検認シナリオ・方法
材質・化学組成（処分の観点）
ガス発生の程度
・廃棄体化技術
漏えい・飛散の観点での要求
核種濃度制約減容性
核種組成・核種濃度
二次廃棄物（性状・量）点）
核種組成・核種濃度（検認、処処理した廃棄物（性状・量）
ガス発生の程度
・保管場所
・保管場所
ガス発生の観点での要求
線量率
材質・化学組成（保管の観点）
取出し・物流ルート
漏えい・飛散の程度
望ましい保管期間検認の観点での要求
発熱量制約
分の観点）
ガス発生挙動廃棄体を健全に保つ観点での二次廃棄物（性状・量）
取出し・物流ルート
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
・保管方法
・保管方法
漏えい・飛散の観点での要求減容性
線量率（敷地境界の観点）
材質・化学組成処理した廃棄物（性状・量）
漏えい・飛散の程度
保管への要求減容性の観点での要求技術基準への適合
核種組成・核種濃度（検認、処処理した廃棄物（性状・量）・線量率（敷地境界の観・線量率（敷地境界の観検認の観点での要求
保管
ガス発生の程度
線量率（敷地境界の観点）
二次廃棄物（性状・量）検認シナリオ・方法
減容性分の観点）
廃棄体化（未設定）
ガス発生の観点での要求レベル区分の必要性の有無
二次廃棄物（性状・量） 取出し・物流ルート
点）
点）（至近３か年で早期）減容性の観点での要求漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
ガス発生の程度
材質・化学組成（処分の観点）
核種組成・核種濃度・廃棄体化技術
漏えい・飛散の観点での要求 核種濃度制約
核種組成・核種濃度（処理の観・保管場所
ガス発生の観点での要求処理した廃棄物（性状・量）
線量率
材質・化学組成（保管の観点） 取出し・物流ルート
漏えい・飛散の程度
望ましい保管期間
望ましい保管期間
減容性
前処理・処理・再加工
減容性の観点での要求点）
検認の観点での要求
発熱量制約
・保管方法
漏えい・飛散の観点での要求 レベル区分の必要性の有無
減容性の観点での要求技術基準への適合二次廃棄物（性状・量）
核種組成・核種濃度（検認、処線量率（敷地境界の観点）処理した廃棄物（性状・量）
ガス発生の程度
材質・性状・化学組成（同上）（至近３か年で早期）ガス発生の観点での要求漏えい・飛散防止への要求
ガス発生許容量・線量率（敷地境界の観検認の観点での要求分の観点）
廃棄体化（未設定）
ガス発生の観点での要求レベル区分の必要性の有無取出し・物流ルート
保管
形状・寸法（同上）
二次廃棄物（性状・量）
取出し・物流ルート
漏えい・飛散の程度
取出し・物流ルート
・処理目的
漏えい・飛散の観点での要求
減容性 ・廃棄体化技術
材質・化学組成（処分の観点）
再利用用途点）
漏えい・飛散の観点での要求
核種濃度制約（至近３か年で早期） 線量率（作業、敷地境界の観
減容性の観点での要求処理した廃棄物（性状・量）・処理技術
検認の観点での要求
ガス発生の程度
線量率
核種組成・核種濃度
核種組成・核種濃度（処理の観検認の観点での要求点） 発熱量制約
・保管場所
ガス発生の観点での要求
二次廃棄物（性状・量） 取出し・物流ルート
前処理・処理・再加工
減容性の観点での要求レベル区分の必要性の有無
材質・化学組成（保管の観点）
漏えい・飛散の程度
望ましい保管期間
望ましい保管期間点）
・保管方法
漏えい・飛散の観点での要求 レベル区分の必要性の有無
線量率（敷地境界の観点）
一時保管（保管継続）
材質・性状・化学組成（同上）
ガス発生の観点での要求
ガス発生許容量
保管
処理した廃棄物（性状・量）
物量 （至近３か年で早期）取出し・物流ルート
漏えい・飛散防止への要求
ガス発生許容量
減容性
減容性の観点での要求・線量率（敷地境界の観検認の観点での要求
・保管場所
望ましい分別程度
望ましい分別程度
・処理目的
漏えい・飛散の観点での要求 望ましい分別程度
処分に有害と考えられる物質（至近３か年で早期） 形状・寸法（同上）
減容性の観点での要求 材質（長期安定性、腐食、水
二次廃棄物（性状・量）
再利用用途
ガス発生の程度
ガス発生の観点での要求
核種組成・核種濃度点）
線量率（作業、敷地境界の観・保管方法
廃棄物管理を具体化するため 廃棄物管理を具体化するため廃棄物管理を具体化するため・処理技術
検認の観点での要求の影響有無検討
・保管場所
ガス発生の観点での要求 素）
材質・化学組成（保管の観点） 取出し・物流ルート
漏えい・飛散の程度
望ましい保管期間
漏えい・飛散の観点での要求
核種組成・核種濃度（処理の観点）望ましい保管期間
形状・寸法（目視）・線量率（敷地境界の観の放射能濃度の放射能濃度・保管方法
漏えい・飛散の観点での要求
前処理・処理・再加工
減容性の観点での要求レベル区分の必要性の有無 の放射能濃度
線量率（敷地境界の観点）点）処理した廃棄物（性状・量）検認の観点での要求線量率（敷地境界の観点）
レベル区分の必要性の有無点）
・線量率（敷地境界の観物量 （至近３か年で早期）検認の観点での要求
一時保管（保管継続）
材質・性状・化学組成（同上）
ガス発生の観点での要求
ガス発生許容量
二次廃棄物（性状・量） 取出し・物流ルート
減容性の観点での要求漏えい・飛散防止への要求
ガス発生許容量点）
・保管場所
望ましい分別程度
望ましい分別程度
望ましい分別程度
形状・寸法（同上）
材質（長期安定性、腐食、水・処理目的
漏えい・飛散の観点での要求 望ましい分別程度
処分に有害と考えられる物質
ガス発生の観点での要求
再利用用途
核種組成・核種濃度（処理の観線量率（作業、敷地境界の観素）・保管方法
廃棄物管理を具体化するため 廃棄物管理を具体化するため廃棄物管理を具体化するため廃棄物管理を具体化するため減容性の観点での要求・処理技術検認の観点での要求の影響有無検討
漏えい・飛散の観点での要求
減容性の観点での要求レベル区分の必要性の有無物量の最新情報
点）
点） 前処理・処理・再加工
形状・寸法（目視）の放射能濃度の放射能濃度の放射能濃度
レベル区分の必要性の有無 ・線量率（敷地境界の観 の放射能濃度
廃棄物（発生継続）
前処理・処理・再加工に必要廃棄体化に必要な性状調査
ガス発生の観点での要求
一時保管に必要な性状調査
保管に必要な性状調査要求
検認の観点での要求
材質・性状・化学組成（同上）（至近３か年で早期）ガス発生の観点での要求
ガス発生許容量
線量率（敷地境界の観点）
点）
取出し・物流ルート
漏えい・飛散防止への要求
ガス発生許容量・廃棄物の物性把握
な性状調査要求
要求
漏えい・飛散の観点での要求
一時保管（保管継続）
形状・寸法（同上）
物量
要求
・処理目的
漏えい・飛散の観点での要求 処分に有害と考えられる物質
減容性の観点での要求
再利用用途
検認の観点での要求
・保管場所
望ましい分別程度
望ましい分別程度
望ましい分別程度
望ましい分別程度
線量率（作業、敷地境界の観材質（長期安定性、腐食、水・処理技術
検認の観点での要求の影響有無検討
ガス発生の観点での要求検認の観点からの調査要求
点）
素）
・保管方法
廃棄物管理を具体化するため 廃棄物管理を具体化するため 廃棄物管理を具体化するため廃棄物管理を具体化するため減容性の観点での要求
物量の最新情報
漏えい・飛散の観点での要求
廃棄物の発生
一時保管
前処理・処理・再加工
保管
廃棄体化
廃棄前保管
形状・寸法（目視）
廃棄物（発生継続）
前処理・処理・再加工に必要廃棄体化に必要な性状調査
ガス発生の観点での要求処分区分の観点からの調査要・線量率（敷地境界の観 の放射能濃度の放射能濃度の放射能濃度の放射能濃度
一時保管に必要な性状調査
保管に必要な性状調査要求
一時保管（保管継続） 線量率（敷地境界の観点）
検認の観点での要求
物量・廃棄物の物性把握
な性状調査要求
要求
漏えい・飛散の観点での要求 求（処分影響物質、安全評
減容性の観点での要求
点）
要求
・保管場所
望ましい分別程度
望ましい分別程度
望ましい分別程度
望ましい分別程度
材質（長期安定性、腐食、水各ステップへフィードバックする要求事項
検認の観点での要求
価用ソースターム設定、等）
ガス発生の観点での要求
素）・保管方法
廃棄物管理を具体化するため 廃棄物管理を具体化するため 廃棄物管理を具体化するため廃棄物管理を具体化するため
漏えい・飛散の観点での要求
減容性の観点での要求検認の観点からの調査要求
形状・寸法（目視）・線量率（敷地境界の観 の放射能濃度の放射能濃度の放射能濃度の放射能濃度
黒字：国プロ（2018年度までの）の研究計画外
物量の最新情報
廃棄物の発生
一時保管
前処理・処理・再加工
保管
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用線量率（敷地境界の観点）
廃棄物（発生継続）
前処理・処理・再加工に必要 検認の観点での要求廃棄体化に必要な性状調査 ガス発生の観点での要求処分区分の観点からの調査要点）
赤字：国プロ（2018年度までの）の研究計画にて検討予定（未着手）
一時保管に必要な性状調査
保管に必要な性状調査要求
至近３年で早期に決定する範囲
・廃棄物の物性把握
な性状調査要求
要求
漏えい・飛散の観点での要求 求（処分影響物質、安全評
青字：着手済み、一部検討済み
要求各ステップへフィードバックする要求事項
検認の観点での要求
価用ソースターム設定、等）
減容性の観点での要求 緑字：検討済み
検認の観点からの調査要求
物量の最新情報廃棄物（発生継続）
前処理・処理・再加工に必要廃棄体化に必要な性状調査 ガス発生の観点での要求処分区分の観点からの調査要
黒字：国プロ（2018年度までの）の研究計画外
廃棄物の発生
一時保管
前処理・処理・再加工
保管
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用一時保管に必要な性状調査
保管に必要な性状調査要求
・廃棄物の物性把握
な性状調査要求
要求
漏えい・飛散の観点での要求 求（処分影響物質、安全評至近３年で早期に決定する範囲
赤字：国プロ（2018年度までの）の研究計画にて検討予定（未着手）要求
価用ソースターム設定、等）
青字：着手済み、一部検討済み 検認の観点での要求
各ステップへフィードバックする要求事項
緑字：検討済み
廃棄物の発生
一時保管
前処理・処理・再加工
保管
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用
黒字：国プロ（2018年度までの）の研究計画外
赤字：国プロ（2018年度までの）の研究計画にて検討予定（未着手）
至近３年で早期に決定する範囲
各ステップへフィードバックする要求事項
青字：着手済み、一部検討済み
緑字：検討済み
黒字：国プロ（2018年度までの）の研究計画外
赤字：国プロ（2018年度までの）の研究計画にて検討予定（未着手）
至近３年で早期に決定する範囲
青字：着手済み、一部検討済み
緑字：検討済み
廃棄物の発生

核種組成・核種濃度（検認、処分の観点）
材質・化学組成（検認、処分の観
前処理・処理・再加工 取出し・物流ルート
保管
点）
減容性
線量率

各ステップへのインプットする情報

保管形態

KH

1

保管

Ｇ

廃棄物の発生

各ステップへのインプットする情報

核種組成・核種濃度（検認、処分の観点）
材質・化学組成（検認、処分の観 取出し・物流ルート点） 前処理・処理・再加工
保管
線量率

各ステップへのインプットする情報

第二仮保管施設空容器

１～４号機PP内（PE 容器等）

減容

保管

各ステップへのインプットする情報

再利用
※9

吸着塔

一時保管施設（第一、第四施設）
吸着塔

保管１．現時点で提示できる処理フローを統合した廃棄物ストリーム案
２．廃棄物ストリーム策定上の課題

処分
※8

KH

○

1 本
○
8.1E+14
Bq/カラム場所、フロア○（堰設置等）

廃棄体化
Ａ
取出し【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】※6
・ＨＩＣ容器内で保管。
－
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器 ・スラリーは処分に適合するよ・α 核種を含む廃棄物はＴＲ
※7
Ｇ’
(※1)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保Ｕ廃棄物（地層処分対象）
容器保管
廃棄体化
保管
【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6) 【共通事項】 廃棄確認管。(※7)
として扱う前提。(※8)
ピット処分 【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】・ＨＩＣ容器内で保管。 ※6－ －・必要な場合は廃棄体化処理用の容器
・スラリーは処分に適合するよ【個別事項】
・α 核種を含む廃棄物はＴＲ ・ＨＩＣ外側容器は可能であＧ’・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－れば再資源化。(※9)(※1)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保 －Ｕ廃棄物（地層処分対象）
応じて除染。(※4)
【個別事項】
考え方【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6)
として扱う前提。(※8)
廃棄確認 管。(※7)
ピット処分－【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】－
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】 【共通事項】【個別事項】・ＨＩＣ外側容器は可能であ
留意事項
・ＨＩＣ容器内で保管。
－
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器
・スラリーは処分に適合するよ・α 核種を含む廃棄物はＴＲれば再資源化。(※9)
・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－－(※1)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保Ｕ廃棄物（地層処分対象）
応じて除染。(※4)
【個別事項】【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6)
管。(※7)
として扱う前提。(※8)－
【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】【共通事項】－
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】【個別事項】・ＨＩＣ外側容器は可能であ・ＨＩＣ容器内で保管。
－
・必要な場合は廃棄体化処理用の容器 ・スラリーは処分に適合するよ・α 核種を含む廃棄物はＴＲ
・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－－れば再資源化。(※9)(※1)
【個別事項】に収納。
う固型化またはそのまま保Ｕ廃棄物（地層処分対象）
応じて除染。(※4)
【個別事項】【個別事項】・スラリーの取出し。(※2)(※6)
管。(※7)
として扱う前提。(※8)－－
・漏えいリスクの低減。(※3)
【個別事項】【個別事項】・ＨＩＣ外側容器は可能であ・ＨＩＣ外側容器は切断し保管。必要に－－れば再資源化。(※9)
応じて除染。(※4)
【個別事項】
－

空容器
建屋
設備 等○
一時保管施設（第一施設）
0○ 本
本
一時保管施設（第一、第四施設）
本吸着塔
１～４号機PP内 高温焼却炉建屋
第二セシウム吸着装置 IE-96
一時保管施設（第四施設）
１～４号機PP内
焼却工作建屋
セシウム吸着装置
SMZ
本○
IE-911
H
本○
EN-101
AGH
本○
HS-726
EH-

処分・再利用※7

漏洩拡大防止※3（PE 容器等）

有害物等（PE 容器等）

仮保管施設
場所、フロア
1 等
設備

本
○
公開可否
１～４号機PP内 放射能濃度
焼却工作建屋

1 本 ○：可 ×：否
-

含水率

保管場所

発生場所

本
○建屋
3.3E+14
Bq/カラム
構内エリア

1 本

※4
可燃物

（PE 容器等）

可燃物

線量
保管

36 本
Cs137
吸着塔

本

化学組成
放射能濃度

公開可否
○：可 ×：否

○
α核種検出
参照文献
○ 廃棄物リスト（廃棄物リスト）

33吸着塔
本
2 本

処理水から評価

将来見込

分析
本
最大放射能濃度
本
濃度(Bq/g)
本

1 本
復旧対策

汚染水処理

本

廃棄前保管

保管

※1

保管
漏洩拡大防止※1

保管（SUS 補強体等）

発生量

多核種 HIC
前処理・処理・再加工HIC 保管（スラリー）（多くの選択肢を持
つ処理フロー）
保管

HIC 残材

将来見込
分析

廃棄体化
Ａ

HIC 保管
保管
廃棄体化
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用※3 Ａ※7
漏洩防止拡大保管
廃棄確認
HIC Ｃ
保管
保管
廃棄体化
廃棄前保管
処分・再利用Ｂ※7
容器保管
漏洩防止拡大保管
廃棄確認（堰設置等）Ｃ水分
HIC 保管 ※2
HIC 保管
保管
廃棄体化
※6
低減
Ｂ
※3取出し ＡＤ
容器保管
※7
漏洩拡大防止
基本フロー
処分
※1
*1
廃棄確認
（堰設置等）
水分漏洩防止拡大保管【線量区分値】政令濃度上限値，埋設規則*2 から設定
※6
固型化保管
廃棄体化
※2
ＣHIC 保管低減
11※3※8・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 （Bq/t）α濃度Ｄ
Ｂ
漏洩拡大防止
取出し
容器保管
15
14
*2
60
Ｅ
漏洩防止拡大保管*1・線量(高Ｌ１相当)；>10 （Bq/t）
Co，>10 （Bq/t）137Cs
処分
廃棄確認（堰設置等）【線量区分値】政令濃度上限値，埋設規則*2 から設定
固型化
水分
Ｃ ※2
※6
15
14
*2
11
；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
保管
HIC 残材 低減
・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 ・線量(高)（Bq/t）α濃度
Ｂ 解体・分別
※8
Ｄ
10
8
取出し
容器保管
*2
15
60 ；<10 14（Bq/t）60137
Co，<10 （Bq/t）137Cs
Ｅ
・線量(高Ｌ１相当)*2；>10 ・線量(中)（Bq/t）
処分Co，>10 （Bq/t） Cs*2
水分【線量区分値】政令濃度上限値*1，埋設規則
から設定
固型化
15
14
※6
・線量(低)；検討が必要※2*2・線量(高)；<10Ｆ（Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs
保管
解体・分別
低減
HIC 残材11※8 8・線量(ＴＲＵ相当)*1；>10 （Bq/t）α濃度
10
Ｄ
*2
60
・線量(中)；<10 （Bq/t）
Co，<10 （Bq/t）137Cs
除染
再加工
15
14
*2
Ｅ
*1
*2
・線量(高Ｌ１相当)；>10（Bq/t）60Co，>10 （Bq/t）137Cs【線量区分値】政令濃度上限値
，埋設規則
から設定
固型化
・線量(低)；検討が必要
Ｆ 15
14
*2
※4
11
※7
；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）137Cs*1 ・線量(高)保管
解体・分別・線量(ＴＲＵ相当)；>10 （Bq/t）α濃度
金属
保管
容器保管
廃棄体化
減容 10
保管
8
除染
再加工・線量(中)
再利用
*2
60
15
14
；<10 （Bq/t）
Co，<10 （Bq/t）137Cs
Ｅ
・線量(高Ｌ１相当)*2；>10 （Bq/t）60Co，>10 （Bq/t）137Cs（SUS 補強体等）※61514・線量(低)；検討が必要※9137
Ｇ※4・線量(高)*2Ｆ※7；<10 （Bq/t）60Co，<10 （Bq/t）
Cs
解体・分別
金属
保管
容器保管
廃棄体化
減容
保管
10
8
*2
60
137
除染
再加工 ・線量(中) ；<10 （Bq/t） Co，<10 （Bq/t） Cs
再利用
廃棄確認（SUS 補強体等）※6・線量(低)；検討が必要
Ｇ
Ｆ
※9
※4
※7
※7
保管 除染
容器保管
廃棄体化
減容
保管
保管
廃棄確認
容器保管
廃棄体化
再加工
再利用
ピット処分
減容
保管
可燃物
HIC 保管

（安定化処理）基本フロー

8 本 最大放射能濃度-

多核種 HIC
前処理・処理・再加工（スラリー）

汚染区分：XI-4
一次保管（安定化処理）（スラリー）

2014年12月末

保管（安定化処理）研究開発成果（ｲﾝﾍﾞﾝﾄﾘ等）

サンプル数

前処理・処理・再加工

汚染区分：XI-4
一次保管

廃棄物の発生廃棄物の発生汚染区分：XI-4
一次保管

廃棄物の発生

アウトプット

時
間
を
か
け
て
方
針
を
決
め
て
い
く
範
囲

原
子
炉
・
建
屋
の
解
体
廃
棄
物

解体に伴って発生する可能性のある廃棄物

金属廃棄物、コンクリート等の処理・保管

設備、施設（ストリームＳ１、Ｓ２、Ｓ４、Ｓ１４）

２次廃棄物等２次廃棄物等２次廃棄物等

ストリームＳ１４

デブリ取出し前の発生廃棄物

次の処理フローと同じ扱いの組み合わせ
圧力容器（ストリームＳ１）、格納容器金属（Ｓ２）、格納容器コンクリート（Ｓ３）、建屋内金属（Ｓ４）、建屋内コンクリート（Ｓ５）、多核種除去装置（Ｓ１０）、フィルタ（Ｓ１２）

燃料デブリ・燃料デブリ付着
物 保管施設

燃料デブリ付着物

保
管
廃
棄
物

金属

全体を統合（俯瞰図更新）（ＳＦＰ、サイトバンカ
保管物等）

樹脂

保管

保管廃棄物については
今後検討が必要

本図は、検討の進捗を反映して見直していく

：運用中
：計画中

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning250

d.研究開発の統合～本補助事業で現在まとめている１Ｆ廃棄物処理の全体像～（廃棄物ストリームのダッシュボード）全体を統合し着実に研究開発成果を積み上げているが、処理・処分の成立性を見通すには、情報が不足する中においても、更に踏み込んだ処理フローの絞り込みが必要。

青枠は、更に踏み込んだ検討が必要な部分

図１ 廃棄物ストリームのダッシュボード（２０１８年度作成）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning251

d.研究開発の統合～処理フロー絞り込み検討の事例と現状の課題（ＨＩＣスラリーの事例）～①前処理・処理・再加工に複数の選択肢がある
廃棄物の発生

一時保管

前処理・処理・再加工②廃棄体化する方法に複数の選択肢がある
保管

廃棄体化

廃棄前保管

処分・再利用容器保管

廃棄確認（安定化処理）多核種除去装置

HIC 保管

現状保管継続HIC 保管

HIC
漏洩拡大防止（炭酸塩スラリー、

充填

漏洩防止拡大保管

鉄共沈スラリー）

分別

HICイメージ Ａ：前処理・処理・再加工の選択（SUS補強前） 肢を絞り込むには、廃棄物分類

水分
低減

基本フロー

（廃棄物の性状等）の検討結果
をフィードバックする必要がある

HIC 残材保管

金属

ストリームＳ６

別容器収納

固型化

除染

解体・分別

容器保管
分別

Ｂ：前処理・
処理・再加工
の選択肢を
絞り込むに
は、保管の
あるべき姿
（求められる要件）の検討結果をフィー
ドバックする
必要がある（SUS 補強体等）

多核種除去装置スラリーのイメージ（写真は模擬物）
可燃物

ストリームＳ８（PE 容器等）

図１ 処理フロー絞り込みの事例と現状の課題（ＨＩＣスラリーの事例）

充填

容器保管

ｾﾒﾝﾄ混錬固化

処分
溶融固化
ｶﾞﾗｽ固化砂充填

Ｄ：廃棄体化の選択
肢を絞り込むには、処分に関する検討か
らのフィードバックが必要（機械的強度や核種の閉じ込め性等、廃棄体に最低限求められること）

Ｃ：廃棄体化
の選択肢を
絞り込むに
は、保管の
あるべき姿
（求められる要件）の検討結果をフィー
ドバックする
必要がある©International Research Institute for Nuclear Decommissioning252

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
1. 廃棄物分類について、性状把握から処分まで、各段階の検討に用いるものに整合性があることが必要＜検討方針＞
a. 先々の放射能評価につなげるために分類を再整理。
b. インベントリ情報等を廃棄物リストに集約し一元管理していくことを検討。
c. 既に作成済みの処理フローを核種種類や物量等を考慮したフローに改訂。
2. 保管のあるべき姿の具体化が必要＜検討方針＞
a. 保管のあるべき姿を検討し、それに必要な前処理・処理・再加工を検討。
3. 廃棄体に最低限求められる要件を示すことが必要＜検討方針＞
a. まずは廃棄体に閉じ込め等の性能を極力求めない場合について、処分概念の検討と協力し、成立性を確認。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning253

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
1.廃棄物分類について
１Ｆの固体廃棄物は、先々の放射能評価につなげるために、大きく以下の４つに分類することが適切と考え、各廃棄物の定義（案）、特徴を検討した。また、この分類の詳細化を実施した。

(1)解体廃棄物、(2)瓦礫類、(3)水処理二次廃棄物、(4)その他（運転中廃棄物を含む）

図１ 汚染に基づく廃棄物の分類※※固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発 中間報告（平成30年4月5日） 汚染に基づく廃棄物分類から引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning254

2020年度も検討を継続（１） 解体廃棄物

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
1.廃棄物分類について

定義（案）

廃止措置計画に則り廃棄物発生時点で廃棄物性状毎に容器単位で内容物が管理されているもの。

特徴

事故前から１Ｆに存在し、放射化汚染等しているものもある。

（２） 瓦礫類
定義（案）

金属、コンクリートが主体であるが、有機物（工事で発生するガムテープや養生）等も混合しており、内容物が管理されていないもの。

特徴

事故前から１Ｆに存在しているものもあり、インベントリや材質等の性状のバラツキが大きい。

（３）水処理二次廃棄物
定義（案）

汚染水処理設備から発生する使用済吸着材等の廃棄物。なお、汚染水処理設備そのものの解体
廃棄物は含まない。

特徴

インベントリや含水率等の性状は発生時期や発生元の水処理設備により差があるが、吸着材等の種類毎に発生時点で分別管理されている。

（４）その他
定義（案）

上記、解体廃棄物、瓦礫類、水処理二次廃棄物に含まれないもの。

特徴

材質やインベントリ、物量、性状等、バラツキが大きく、一律に定義することが困難。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning255

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
1.廃棄物分類について
事業者と協同し、廃棄物分類を詳細化。
インプット整理表と整合するよう、廃棄物種類毎に廃棄物管理シートを作成し、情報の検索性を向上させる仕組みを検討。
2019年度は主要な水処理二次廃棄物の廃棄物管理シートへの情報集約例を作成した。

図１ インプット整理表
インプット整理表の各項目の研究開発成果の詳細や進捗を参照できるよう、廃棄物毎に廃棄物管理シートを整備

図２ 廃棄物管理シート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

256

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
2.保管のあるべき姿について「原子力安全の基本的考え方について」（日本原子力学会）より

原子力安全の目的
人と環境を、原子力の施設と活動に起因する放射線の有害な影響から防護することである。

原子力安全の基本原則
原子力
安全

人
と
環
境
防を
護放
す射
る線
リ
ス
ク
か
ら

カテゴリ

1

2

責任とマネ
ジメント

人及び環
境の防護

放射線リス
3 ク源の閉じ込め原則
1

安全に対する責務

2

政府の役割

3

規制機関の役割

4

安全に対するリーダーシップとマネジメント

5

安全文化の醸成

6

原子力施設と活動の正当性の説明

7

人及び環境へのリスク抑制とその継続的取り組み

8

事故の発生防止と影響緩和

9

緊急時の準備と対応

10

現存する放射線リスク又は規制されていない
放射線リスクの低減のための防護措置

組織、体制に関わるもの（将来検討するもの）

これらの観点から保管では、
敷地境界線量を低減し、漏えい飛散を防止する必要がある
避難等の防災措置が対象（将来検討するもの）
自然放射線源等が対象（将来検討するもの）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning257

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
2.保管のあるべき姿について
原子力安全を考慮した保管のあるべき姿（案）◼ 放射線の遮へいを担保。
◼ 放射性物質の閉じ込めを担保。（漏えい・飛散させない、また、しにくい状態を維持）◼ 気体等を管理放出する場合、保管設備の換気空調系で放射性物質が十分希釈されていることを担保。
（水素ガスを容器ベントを通じて放出する場合等）

上記を原則とし、将来の廃棄体化処理や、保管における安全性の確保等を勘案し、廃棄物毎に保管形態を検討する。

例えば、２０１９年度は、具体例で示したスラリー等の水処理二次廃棄物に対して、以下を想定。
その他の廃棄物も保管のあるべき姿に従い、２０２０年度も検討する。
⚫ 放射線は、保管施設で遮へいするものと想定した場合を検討。
⚫ 放射性物質は、容器及び保管施設で閉じ込めるものと想定した場合を検討。
更なる漏えい・飛散の不確実性（リスク）低減のため、可能な限り自由水を低減する。将来の廃棄体化処理への影響を勘案し、固型化処理は行わないものと想定した場合を検討。
⚫ 廃棄物から発生する気体は、管理放出するものとした。保管施設の換気空調系にて、放射性物質が十分希釈されていることを担保するものと想定した場合を検討。

保管のあるべき姿について、機能要求の観点からも検討を継続する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning258

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
3.廃棄体に最低限求められる要件について
廃棄物ストリームの廃棄体化処理を絞り込むうえで影響が大きい因子を抽出（１） 「固型化の要否」は、廃棄物ストリームを検討するうえで、特に影響が大きい。
（２） 「無機化、無害化の要否」は、廃棄物ストリームを絞り込むうえで影響が大きい。

廃棄体性能を極力求めない場合の廃棄物ストリームを検討① 技術的見通しを得るため、廃棄体化処理において可能な限り設備導入が少なく、処分まで成立するケースを検討し、それを廃棄物ストリームのケース１（ベースケース）とする。
② まず、廃棄体化処理（設備導入）を最小とするため、廃棄物の処分時に廃棄体に閉じ込め等の廃棄体性能を求めない廃棄物ストリームを構築し、その成立性を検討する。
③ ケース１では、課題を抽出するため、減容は考慮しない。（導入/計画済みの設備を除く）④ ケース１を基に、その他のケースも検討していく。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning259

d.研究開発の統合～現状の課題に対する検討方針～
3.廃棄体に最低限求められる要件について設定した前提条件に基づく、処理・処分プロセスの検討や、関係者との議論を通じ、廃棄体には最低限、有害な空隙対策が必要とした。
➢ その他の廃棄体機能（閉じ込め、強度等）は、容器や処分場で担保するものとした。

前提条件として、保管容器の廃棄体容器への流用、廃棄体性能のプロセス検認等を設定。
成立性確認のために、これら前提条件の検証が今後必要となる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning260

d.研究開発の統合～処理フローの絞り込み案～
主要な水処理二次廃棄物に対して、保管のあるべき姿の検討結果や廃棄体に最低限求める機能の検討結果を踏まえ、処理フローの絞り込みを行った。

分類を詳細化し、廃棄物管理シートにまとめた。

東電HD殿計画及び保管のあるべき姿の検討から、
水処理二次廃棄物は水分を低減するものとした。
固型化は行わないものとした。

廃棄体に最低限求める要件の検討から、最低限の対応として、充填材を注入するものとした。この際、保管容器を廃棄体容器として流用するものとした。

処分概念検討の成果から、地層処分（余裕深度以深）とした。
また廃棄体確認は、
廃棄体化処理設備でのプロセス検認とした。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning261

d.研究開発の統合～廃棄物ストリーム（ダッシュボード）への反映例～
前処理・処理・再加工

一時保管

廃棄物の発生

保管

廃棄体化

廃棄前
保管

処分
・
再利用

水処理二次廃棄物

吸着塔（ＫＵＲＩＯＮ、Ｓ
ＡＲＲＹ、モバイル浄化装置）、多核種除去装置（スラリー、吸着材、吸着塔）、
フィルタ（高性能多核種）

吸着塔、ＨＩＣ保管施設＋（ストリームＳ９、Ｓ１０、Ｓ１２）

水処理二次廃棄物保管施設

大型廃棄物保管庫

Ｐ／ＭＢ Ｄピット（ストリームＳ１１）

角型鋼製容器への充填
材注入設備

除染スラッジ処理
増設固体廃棄物貯蔵庫

２次廃棄物等２次廃棄物等（ストリームＳ６、Ｓ７）
一時保管（ストリームＳ６、Ｓ７）
テント、覆土、屋外集積、
屋外容器収納、固体庫

がれき類

可燃性雑固体（保護衣、可燃物）

減容処理設備増設固体廃棄物貯蔵庫（ストリームＳ６、Ｓ７）（ストリームＳ６、Ｓ７）

可燃物一時保管

雑固体廃棄物焼却設備

焼却灰保管（ストリームＳ８）（ストリームＳ８）（ストリームＳ８）

焼却炉前処理設備
増設雑固体廃棄物焼却設備

一時保管（ストリームＳ８）

伐採木

汚染土壌等

ピット
処分

吸着塔（多核種除去装置）
廃棄前保管

中深度
処分

廃棄前
保管

地層
処分
中
処分

HICへの充填材注入設
備

角型鋼製容器への充填
材注入設備

汚染土一時保管施設

一時保管

仮設処理装置・タンク等

HIC（酸化チタン）廃棄前保管（ストリームＳ９、Ｓ１０、Ｓ１２）

スラリーの脱水処理

除染スラッジ

滞
留
水
処
理
等
復
旧
対
策

吸着塔（SARRY,KURION、多核種除去装置）への充填材注入設備

濃縮廃液スラリーの
脱水処理

一次保管
（ストリームＳ１３）

濃縮廃液スラリー（蒸発濃縮廃液）

赤枠は、処理フロー絞り
込み検討結
果の反映例

深度
以深

(中深度以深)

除染設備

一時保管

２次廃棄物等

原
子
炉
・
建
屋
の
解
体
廃
棄
物

解体に伴って発生する可能性のある廃棄物

増設固体廃棄物貯蔵庫

200Lドラム缶への充填
材注入設備

２次廃棄物等

燃料デブリ取出しに伴う廃棄物

燃料デブリ・燃料デブリ付着物

難燃性液体廃棄物(PCB,EHC等)
保
管
廃
棄
物

保管

保管施設※

燃料デブリ・燃料デブリ
付着物 保管施設
燃料デブリ付着物

汚染した難燃物：運用中、発生中

金属（ＳＦＰ、サイトバンカ
保管物等）

保管

（低線量瓦礫や伐採木が地層処分となるなど）

保管廃棄物については
今後検討が必要：計画中※燃料デブリ取り出しに関する研究開発の検討結果を反映していくものとする
2019/9/23東芝ｴﾈﾙｷﾞｰｼｽﾃﾑｽﾞ作成

現状の統合結果では、納得感は得られにくい：研究中、将来検討、将来発生

本図は、検討の進捗を反映して見直していく
樹脂：デブリ関連（デブリ取出しと要調整）

図１ 廃棄物ストリーム（ダッシュボード）への反映例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning262

d.研究開発の統合
２０１９年度の成果まとめ

～まとめ～

1.

廃棄物分類を見直しの上で詳細化し、廃棄物管理シートをまとめた。

2.

保管のあるべき姿（案）を検討し、それに必要な処理を検討した。

3.

廃棄体性能を極力求めない場合について検討し、各研究開発の成果を取り込んだ上で、現状示せる、最も処理が少ない（処分側の負担が大きい）と考えられる廃棄物ストリーム案を構築した。

２０１９年度の研究開発を通して認識した、第三期に向けた主な課題✓

ケース１での研究開発成果の統合結果について、現状の評価からは、比較的低線量な廃棄物である
低線量瓦礫（表面線量率0～5μSv/h）や伐採木等でも浅地中以浅に処分するためには固化や人工バリアなどの対策が必要となることが示唆された。合理性の観点で更なる検討が必要である。
特に、検出下限値以下の重要核種（C-14やI-129）の設定について、汚染メカニズムからのインベント
リ推定の確度向上が重要。

✓

ケース１の検討では、廃棄体化処理で有害な空隙対策が必要とし、現行の保管容器の廃棄体容器への流用や、廃棄体性能のプロセス検認を前提条件とした。成立性の担保には、これらの前提条件に対する技術面での裏付けを廃棄物毎に確認することが必要。

２０２０年度の計画（案）
ケース２として、現行の軽水炉の考え方を１Ｆ廃棄物へ適用した場合の廃棄物ストリームを構築する。
（処分を除く）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning263

３．研究開発の運営©International Research Institute for Nuclear Decommissioning264

～ 人材育成、叡智の結集、条件・仕様の明確化 、指標の設定～◼ 中長期的視点での人材育成
 「IRID シンポジウム 2019 in いわき」（ 2019 年8月1日 ）において、研究成果や今後の計画をパネルを用いて説明し、理解促進及び啓発活動を行った。

 日本原子力学会秋の大会（ 2019 年9月13日～15日）において、1 2 件の研究成果を発表し、理解促進及び啓発活動を行った。
◼ 国内外の叡智の結集
 2014年度来、研究機関（電力中央研究所）との協力を継続するとともに、海外研究機関への同種事例の情報調査を行い、有識者・経験者から有益な情報収取を行った。
 本事業において目指すべきアウトプット等の妥当性確認のためIRIDで内外有識者による設計レビューを実施。（ 2019 年6月4日、7月19日、12月10日、 2020 年2月25日）◼ 試験条件や開発仕様の明確化

 2019 年6月4日にIRIDで実施した内外有識者による設計レビューにより、前提条件、仮定条件 、 事業のアウトプット内容等の意見交換を行を行い、試験条件や仕様の明確化を図った。
◼ 目標達成を判断する指標の設定
 着手にあたって、事業の目標達成の判断基準となるべき指標の検討を行い、目標とする技術成熟度（TRL）を設定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning265

～ 他の研究開発との連携、研究管理 、作業管理～◼ 廃炉作業や他の研究開発との連携
 関連プロジェクト間にて定期的な打合わせを実施することにより、各プロジェクトの進捗状況、及び課題などに関する情報を共有した。また、これまでに構築している事業計画
や成果の情報管理を共有化するしくみ（アーカイブ）を継続・活用した。
 燃料デブリ取り出しに係る廃棄物処理・処分に関する研究開発を遺漏なく推進するため、収納缶プロジェクト及びデブ取プロジェクトとのワーキングに参画し、それぞれのプロジ
ェクトにおける情報共有を図った。
（ 2019 年4月22日、5月20日、6月17日、 2020 年2月18日）◼ 研究の管理 本事業に係る関係者が一同に会した会議（廃棄物処理・処分プロジェクト調整会議）を毎月定期的に開催し、研究開発のスケジュールと進捗状況を共有するとともに、発生した問題点などについての解決方針などを定め、対策を展開した。

2019 年4月5日、5月10日、6月6日、7月4日、8月2日、9月5日、10月3日、11月5日
12月6日、2020年1月9日、2月2日、3月2日※※書面会議◼ 福一等の現場情報の反映と現場適用性を考慮した作業管理
 IRIDと東京電力間で「福一の廃炉に向けた取り組みに関わる覚書」を取り交わし、東京電力の協力のもと必要となる管理体制を構築し、適切な安全対策を実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning266

～ 事業の報告、情報発信、代替案 ～◼ 事業の報告 2019年10月29日に第1回目の報告会を行うと共に、進捗状況について、毎月の月末における実績工程表をMRI 事務局へ提出した。

◼ 情報発信の充実
 IRID ホームページに本事業の成果を掲載し、一般の人を対象にわかりやすく情報発信を実施した。また、日本原子力学会や海外機関などが開催する国内外の学会等で発表することにより、本事業成果の情報発信を行った。

◼ 代替案の事前準備
 事業実施期間中は、事業が予定通りに進捗しなかった場合に備え、必要に応じて、事前に代替案を検討することしているが、本期間中には発生しなかった。

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