はじめに
2011 年 3 月の東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故に対し、我が国で唯一の原子力に関する総合的な研究開発機関である国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下、「原子力機構」という。）は、事故対応の取組みを強化・推進するため、理事長を本部長とする福島技術本部を設置し、原子力機構の総力を結集して、事故対応や放射性物質による環境汚染対策のための活動を進めてまいりました。平成 26 年度からは、機構改革の一環として福島研究開発部門に改組し、福島第一原子力発電所事故への対処を原子力機構の最も重要な事業と位置付け、廃止措置や環境回復のための研究開発などに取り組んでいます。
事故から 5 年近くが過ぎ、緊急時の対応の段階から廃止措置や環境回復を着実かつ早期に実現するための対応に移っていることを踏まえ、原子力機構のリソースをより効果的に活用しながら原子力機構が果たすべき役割やその対応方針等をグランドデザイン（総合戦略）として策定し、これを常に見直しながら業務に取り組んでいます。今後とも廃止措置や環境回復に係るニーズの変化を的確に把握し、選択と集中により最大限の成果を挙げるよう努力いたします。
廃止措置に関しては、福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップに基づき、燃料デブリの性状把握や放射性廃棄物の処理・処分に係る研究開発を中心に取り組んでいます。昨年 4 月には産学官が一体となって廃止措置研究を推進するための廃炉国際共同研究センター(CLADS)を設置した他、遠隔操作機器等の開発実証施設としての楢葉遠隔技術開発センターについては、研究管理棟が完成し同年 10 月に開所式を行いました。また、喫緊の課題である汚染水問題については、国や東京電力の要請に応じて組織横断的かつ機動的に対応する他、サイト内で採取した試料の放射性核種分析等を行っています。さらに、原子力損害賠償・廃炉等支援機構に対しては、専門的な知見・技術情報をタイムリーに提供するなど、廃炉戦略の策定等に貢献してまいります。
環境回復に関しては、昨年 10 月に、研究拠点となる環境創造センター（南相馬市）が開所し、また、本年には三春町施設のうち研究棟が開所します。同センターを中心として活動を展開してまいります。福島県内を中心とした環境放射線のモニタリング等を行い、得られた空間線量率や放射性セシウムの沈着量等のデータは整理してインターネットを通じて情報を発信しています。また、将来の放射性物質の状況を予測するために環境中での放射性物質の移行等の調査を行い、得られたデータから予測モデルを開発している他、放射性セシウムの吸着機構解明に係る基礎研究についても着実に進めているところです。さらに、福島県からの依頼により移動式ホールボディカウンター車等による内部被ばく測定を継続している他、住民の方の不安・疑問に対するコミュニケーション
活動として「放射線に関するご質問に答える会」等につきましても継続して実施いたします。
本誌は、原子力機構における研究開発等の活動で得られた最新のトピックスを皆様に広くご紹介するために取りまとめたものです。日頃より、原子力機構の活動にご理解いただいている皆様方には、この場をお借りして感謝を申し上げるとともに、今後とも、関係府省庁、自治体、住民の方々
より、ご指導、ご協力をいただきながら、廃止措置の推進や事故により被災した地域の一日も早い復興に貢献できるよう努めてまいります。
2016 年 1 月
国立研究開発法人

日本原子力研究開発機構

福島研究開発部門長

森山 善範

1

目

次

………………………………………………………………………………………………………１

はじめに

福島研究開発部門における研究開発体制と取組の概要…………………………………………………６―「廃止措置に向けた取組」及び「環境回復に向けた取組み」―

第１章

廃止措置に向けた取組について

Ⅰ．炉心状況の把握に向けて
１

原子炉の状況を知る…………………………………………………………………………………… 8―廃炉戦略立案のための事故進展把握と事故後状況把握―
１－１

炉内で起きたことを実験 ･ 計算により評価する⑴ �������������� 10―ステンレス鋼へのセシウム付着挙動を評価する―
炉内で起きたことを実験 ･ 計算により評価する⑵ �������������� 12

１－２―シビアアクシデント進展評価のための熱水力挙動に関する技術開発―
炉内で起きたことを実験 ･ 計算により評価する⑶ �������������� 14

１－３―事故時の圧力容器下部ヘッドの変形と破損状況を予測する―
１－４

汚染の状況 ･ 性状を評価し除染方法を立案する ��������������� 16―コンクリートコアサンプルの分析による汚染性状評価―

１－５

炉内デブリや不明物等の元素組成をその場で実測する

������������ 18―炉内レーザーモニタリング・内部観察技術開発―
１－６

原子炉の材料の腐食を防止するために������������������� 20―原子炉格納容器・圧力容器材料の健全性評価―
Ⅱ．燃料デブリの取出しに向けて
２

燃料デブリの取出しとその後の取り組み………………………………………………………… 22―燃料デブリの取出しに向けた研究開発の方針と成果反映先―２－１

燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑴ ����������������

24―燃料デブリの取出しに必要な物性値の検討―

２－２���������������� 26

燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑵―炉心溶融物とコンクリートの反応生成物―

２－３

燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑶���������������� 28―溶融燃料に含まれる Gd 及び Fe の特性評価―
２－４30
燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑷ ����������������
―過去の大型試験サンプルを利用したコンクリートとの反応生成物の調査―

２－５

燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑸―燃料デブリの溶融方法の検討―

2���������������� 32

２－６

プラント内の放射能分布を知る���������������������� 34―最確な線源分布と線量率分布の評価のための試解析―
２－７

原子炉から燃料デブリを取り出す

��������������������� 36―プラズマアーク、プラズマジェット、ＡＷＪ、レーザー切断技術の開発―
２－８

燃料デブリの再臨界を防ぐ

������������������������ 38―臨界管理に資するデータの拡充―
２－９

燃料デブリの核物質量を把握する��������������������� 40―アクティブ中性子線測定法・随伴 FP ガンマ線測定法・パッシブ中性子線測定法―
Ⅲ．放射性廃棄物の処理・処分に向けて
３

長期間の安定保管・処分への取り組み…………………………………………………………… 42―性状把握・長期保管・処理・処分検討の進め方―
３－１

廃棄物の性状を理解する⑴ ������������������������ 44―福島第一原子力発電所構内試料及び原子炉建屋内瓦礫試料の分析結果―

３－２

廃棄物の性状を理解する⑵������������������������ 46―インベントリ評価手法について―
３－３

廃棄物の性状を理解する⑶������������������������ 48―水処理二次廃棄物の性状把握―
３－４

水処理二次廃棄物の安定保管に向けて⑴������������������ 50―廃ゼオライトの保管対策評価―
３－５

水処理二次廃棄物の安定保管に向けて⑵������������������ 52―処理技術カタログの整備と基礎試験による技術情報の拡充―
３－６

事故廃棄物の処分に向けて������������������������ 54―適切な処分概念構築と安全評価のための基盤技術整備―
Ⅳ．使用済燃料プールから取出した燃料の処理に向けて
４

海水及び放射線の影響を受けた燃料集合体の保管や処理に向けて…………………………… 56―燃料集合体材料の健全性評価、プール内燃料等の処理検討―
Ⅴ．研究開発基盤の構築などの取り組み
５－１

研究開発基盤の構築 ��������������������������� 58―楢葉遠隔技術開発センターと大熊分析・研究センター―

５－２

１Ｆ廃炉対策タスクフォースの活動�������������������� 60―これまでの活動実績―

第２章

環境再生への取組について

Ⅵ．環境動態研究
６

環境動態研究の全体概要

６－１⑴���������������������������� 62

福島長期環境動態研究（F-TRACE）
 �������������������� 64―森林調査―
3

６－１⑵福島長期環境動態研究（F-TRACE）
 �������������������� 66―ダム調査―
福島長期環境動態研究（F-TRACE）
 �������������������� 68

６－１⑶―河川調査―６－１⑷福島長期環境動態研究（F-TRACE）
 �������������������� 70―137Cs の将来的な分布を予測する解析モデルの開発―

６－２⑴

海洋における物質動態のモデル開発

������������������� 72―沖合海底の海底堆積物に含まれる放射能の調査―
６－２⑵海洋における物質動態のモデル開発

������������������� 74―海洋拡散相対濃度評価マップの作成―
Ⅶ．環境モニタリング・マッピングの技術開発
７����������������� 76

環境モニタリング・マッピングの技術開発の概要
７－１⑴

環境モニタリング��������������������������� 78―平成26年度福島第1原子力発電所周辺における航空機モニタリング―
７－１⑵

環境モニタリング��������������������������� 80―小型無人機放射線モニタリングシステム (UARMS) の開発―
７－１⑶

環境モニタリング��������������������������� 82―水底の放射性物質濃度分布を可視化―
７－１⑷環境モニタリング��������������������������� 84―表層水の高感度水モニタリング車の開発―
７－１⑸

環境モニタリング��������������������������� 86―無人ヘリを用いた発電所近傍の調査―
７－２⑴

マッピング

������������������������������ 88―空間線量率分布の推移―
７－２⑵

マッピング

������������������������������ 90―放射性核種の土壌沈着量分布の特徴―
７－２⑶

マッピング

������������������������������ 92―環境モニタリングデータ情報発信システムの構築―
７－３

分析技術の高度化���������������������������� 94―東京電力福島第一原子力発電所から放出された放射性核種の分析技術の高度化―
Ⅷ．除染・減容技術の高度化
８－１

焼却時の放射性セシウム挙動評価について������������������ 96―焼却施設での放射性セシウム挙動シミュレーション―
８－２⑴

粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明

������������������ 98―土壌廃棄物の減容化に向けた取り組み―８－２⑵粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明

����������������� 100―計算科学によるセシウム吸着機構解明への取組み―
4

Ⅸ．福島の環境回復に向けたその他の活動
９－１⑴

被ばく評価

������������������������������ 102―個人線量評価に関する研究への取り組みについて―
９－１⑵

被ばく評価

����������������������������� 104―137Cs 汚染土壌の摂取による被ばく線量の評価―
９－１⑶

被ばく評価

����������������������������� 106―全身カウンタ（WBC）による測定と結果の評価―
９－２⑴

福島県除染推進活動―平成26年度

９－２⑵������������������������� 108

国等への支援：概要・実績―

福島県除染推進活動������������������������� 110―自治体への支援：概要・実績―
９－２⑶

福島県除染推進活動������������������������� 112―「平成27年度最終処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果―

第３章

情報収集・発信と理解促進について

Ⅹ．情報収集・発信と理解促進
10－１

研究成果の発信・普及活動 ������������������������ 114―福島原子力事故関連情報アーカイブと今後の成果発信について―

10－２

コミュニケーション活動と人材育成活動 ������������������ 116―福島環境回復における具体的な取組の状況―

5福島研究開発部門における研究開発体制と取組の概要
―「廃止措置に向けた取組」及び「環境回復に向けた取組み」―
廃炉国際共同研究センター 研究推進室 宮本 泰明
福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 志風 義明

廃止措置に向けた取組
 原子力機構では、東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）
で事故が発生した当初から、炉内で溶融した燃料デブリの取出しに関する研究、大量に発生した放射性事故廃棄物の処理・処分に関する研究、等の廃炉に向けた研究を行ってきています。また、平成 27 年 4 月に廃炉国際共同研究センター（CLADS）を設置して廃炉に向けた研究開発を加速しています。
 CLADS での具体的な取組みとして、国内外の英知を結集する場の整備、国内外の廃炉研究の強化、中長期的な人材育成機能の強化、情報発信機能の整備を掲げており、廃炉に向けた研究開発の中核としての役割を担っています。当面は、東海、大洗地区の既存の施設を活用して研究開発を進めますが、福島での研究開発拠点として原子力機構が整備中の「楢葉遠隔技術開発センター（平成 27 年度～）」、「大熊分析・研究センター（平成 29 年度～）を活用した共同研究事業を順次開始する予定です。
また、多様な分野の基盤的な研究開発に関し、外部の研究者が自由に共用できる研究開発拠点として福島県内に「国際共同研究棟」を整備し、基盤的な研究開発と現場での技術の連携を図り、大学等の参画により人材育成の場として活用していきます。

炉心状況の把握に向けて 1F の廃止措置を進める上では、炉内でどの様な事象が起こっていたのかを把握することが重要になります。直ちに炉内を観察することはできませんので、炉内で起きたことを実験や計算により評価しています（1-1～1-3）。
作業者の被ばくを低減し 1F 内での作業を安全に進めるためには遠隔除染を効果的に行う必要があり汚染源の種類や床・壁などへの浸透状況の把握が不可欠になります。このために、1F で採取した試料を輸送し汚染性状の評価を詳細に行っています（1-4）
。
 炉内状況を観察する手法も整備を進めており、原子炉内部の観察技術として、耐放射線性光ファイバを活用したデブリ等の組成分析を遠隔検地可能なレーザー生成プ
ラズマ発光の原子分光（LIBS）技術を利用したプローブの開発を実施しています（1-5）
。
 また、廃止措置作業は長期に渡り、構造材料が健全であることが不可欠です。事故当初に冷却のために原子炉に注入された海水が原子炉格納容器や圧力容器材料の腐食に及ぼす影響評価を実施しています（1-6）
。


燃料デブリの取出しに向けて
 燃料デブリがどの様な特性を持っているのかを事前に把握しておく必要があるため、燃料デブリの物理的な物
性値や燃料デブリに含まれるガドリニウム、鉄の状況について模擬デブリを用いた試験で評価しています。また、
6

1F では損傷した原子炉圧力容器から高温の燃料デブリが流下して格納容器底部のコンクリートと反応する
MCCI が発生しており、この反応を模擬した試験を実施
して反応生成物の特性を評価しています（2-1～2-4）。また、燃料デブリの分析を行うためには溶解することが必要であり、スリーマイル島原子力発電所（TMI-2）燃料デブリを用いた溶解試験を実施しています（2-5）
。
 燃料デブリ取出しを含めた 1F の廃炉工程を検討するためには原子炉内部の線量分布を把握し、放射線遮へい措置を行い作業者の安全を確保することが必要になります。圧力容器や格納容器内の線量分布を直接測定することは困難なため、様々なデータの最新知見を用いて解析
的に線量分布評価を実施しています（2-6）
。
 燃料デブリを取出すためには、切断技術（2-7）
、再臨界防止技術（2-8）
、非破壊での核物質量測定技術（2-9）
が必要となることから、これらの技術についても検討を進めています。

放射性廃棄物の処理・処分に向けて
放射性廃棄物の性状を把握するためには汚染核種の組成等を把握する必要があり、このために 1F 構内から伐採
木やガレキなどの試料を採取して汚染核種の分析評価を実施しています（3-1）
。核種インベントリについては、
解析的手法に基づく評価と分析結果に基づく評価の両面からの評価を実施しています（3-2）
。また、汚染水処理
二次廃棄物についても試料を採取して吸着している放射性核種の分析評価を実施しています（3-3）
。
 放射性廃棄物の安定保管に関しては、廃棄物保管容器の腐食特性の評価を実施しています（3-4）
。処理技術に関しては、文献調査や基礎試験の実施により技術情報の集約拡充を行っています（3-5）
。また、処分技術に関しては、適切な処分概念構築と安全評価のための基盤技術の整備を行っています（3-6）
。

使用済燃料プールから取り出した燃料の処理に向けて
1F 事故時には冷却のために使用済燃料プールに海水を注入したため、燃料集合体の腐食が懸念されます。燃料集合体材料の健全性評価やプール内燃料等の処理についての検討を実施しています（4）。

研究基盤の構築などの取り組み
1F 廃止措置の推進に必要な遠隔操作機器や放射性廃棄物の分析・研究に関する技術基盤を確立するため、福島県内に研究開発拠点の整備を進めています（5-1）
。また、1F における喫緊の課題に対応するため、タスクフォースを設置して専門家による支援を行っています（5-2）
。

２．環境再生への取組み㻌
「福島復興再生基本方針」（平成 24 年 7 月閣議決定）に基づく取組みを的確に推進するための「環境創造セン
ター中長期取組方針」（福島県環境創造センター運営戦略会議）や同方針で策定される方針等に基づいて、住民が安全で安心な生活を取り戻すために必要な環境回復に係る研究開発を進めています。
環境動態研究㻌
環境中の放射性セシウムの挙動を評価し、その結果を各自治体等へ提供することで貢献する環境動態研究を進めています。
生活圏における被ばく線量の将来予測に当たっては、
山地森林から河川を通じて移動・堆積する放射性セシウ
ムの動態を定量的に把握することが必要とされています。

その長期的変化の把握を目的として、福島長期環境動態研究プロジェクト（F-TRACE）を進めています。その中で、放射性セシウム分布等に関する森林・ダム・河川における調査及び予測モデルの開発を行っています（6-1）
。
また、海洋汚染範囲の予測や迅速なモニタリング計画策定に資するために、1F 事故により海洋に放出された放射性セシウムの海底付近での動態把握のための捕集装置を用いた調査及び 1F からの汚染水の拡散状況の把握のための濃度マップ作成用の計算に取り組みました。
（6-2）
。
環境モニタリング・マッピング技術開発㻌
生活圏のモニタリング、個人線量評価技術の提供を行うとともに、未除染の森林、河川、沿岸海域等の線量評
価手法の確立を目指す環境モニタリング・マッピング技
術開発を行っています。
1F 事故によって拡散した放射性物質による汚染状況
や空間線量率の推移を明らかにするために、福島県近隣地域において有人ヘリを用いた航空機モニタリングや
1F 近傍において無人ヘリを用いた詳細な放射線モニタ
リングを実施するともに、その中間規模のエリアを対象に小型無人航空機を用いた放射線モニタリングシステム
を開発しました。また、池・湖・ダム等の水底の放射性物質濃度分布の測定手法や、生活・農業用水の安全確認のために現地にてリアルタイムに放射性セシウム濃度を測定する水モニタリング車を開発しました（7-1）
。
車や人による放射線モニタリング・Ge 検出器によるエネルギースペクトル測定から、空間線量率分布・放射性
核種の土壌への沈着量分布やそれらの経時変化の特徴を明らかにしました。また、福島県空間線量率情報発信事
業では路線バスに搭載したKURAMA-II の測定結果を迅速に提供し、各機関のデータを一元的に集約する環境モ
ニタリングデータベースを構築しました（7-2）
。
 放射性核種の濃度測定や多種多様の試料分析の手法の高度化として、Ge 半導体検出器を用いたガンマ線放出核種濃度定量の信頼性を向上させました。さらに、Ge 検出器を用いた試料測定に関して品質管理体系を整備し、ISO／IEC17025:2005 規格の認定を取得しました。さらに、放射性トリチウム及びストロンチウム分析技術の高度化にも取り組みました（7-3）
。

除染・減容技術の高度化㻌
除染で発生する除去土壌等の管理に係る負担低減に貢献するために、放射性セシウムの移行メカニズムの解明等を行うとともに、その成果を活かした合理的な除染・減容技術の高度化の検討を行っています。
放射性セシウムが付着したごみを焼却する炉内のセシ
ウムの挙動の理解は安全・安心の観点から重要です。そこで排ガスに含まれるセシウムの挙動や捕集メカニズムの物理モデルを構築し、セシウムの主灰と飛灰への付着を評価する挙動解析コードの開発を進めています（8-1）
。
また、土壌中のセシウムは主に雲母類粘土鉱物に強く吸着されており、そこからセシウムを分離できれば除染で発生する廃棄土壌の減容化の可能性があるため、第一計算原理手法を用いて吸着形態を解明しました（8-2）
。
㻌
福島の環境回復に向けたその他の活動㻌
放射線による被ばく線量の評価を適正化及び除染を推進するための国・自治体への支援を通して、福島の環境回復に向けたその他の活動も行っています。
屋外で子供が遊ぶ場合に不注意によって土壌を摂取す
ることが考えられ、この被ばく経路からの線量について情報提供が求められています。そこで消化器系を模擬した実験により評価した放射性セシウムの吸収率等を基に、砂遊びによる土壌の直接摂取による内部被ばく線量を評価しました（9-1）
。
また、環境省の要請による除染効果の維持確認調査・
本格除染事業の試験施工への立会いや評価・除染技術実証事業に係る技術支援を行いました。また、福島県内の除染推進のために自治体へ専門家を派遣して、除染技術
相談・指導や現地調査・住民説明会の支援を行うと共に、除染活動支援システム（RESET）の開発による自治体の除染計画作成の支援も行っています。さらに、最終処分する廃棄物量の低減及び処分コストの軽減が重要であり、環境省からの受託研究として除染土壌等の効果的な減容処理の技術開発戦略・低汚染濃度の土壌の再利用のための安全性評価や技術開発に取り組んでいます（9-2）
。
㻝㻲 関連情報の幅広い収集と発信㻌
1F 事故関連の研究成果を広く活用してもらうために、
1F 関連情報の幅広い収集と発信を行っています。
恒久的なアクセスを確保し、検索利便性を向上させ、学会発表等における口頭発表情報も収録した「福島原子力事故情報関連アーカイブ」、原子力機構による成果をまとめた「研究開発成果検索・閲覧システム（JOPSS）」の公開により情報発信しています（10-1）。
また、放射線について正しく理解し不安を和らげることを目的に「放射線に関するご質問に答える会」を、さらに、学生の人材育成活動として、放射線測定や模擬住
民説明会などの体験型学習も行っています（10-2）。

7

１ 原子炉の状況を知る
1 原子炉の状況を知る
― 廃炉戦略立案のための事故進展把握と事故後状況把握 ――廃炉戦略立案のための事故進展把握と事故後状況把握―
廃炉国際共同研究センター長 小川 徹
東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の 1 ～ 3 号機
は電源喪失により炉心損傷に至りました。しかし、それ

東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の 1〜3 号機はぞれの炉で実際に何が起きたのか、格納容器の中が現在電源喪失により炉心損傷に至りました。しかし、それぞどのようになっているかは、必ずしも明らかになっていれの炉で実際に何が起きたのか、格納容器の中が現在どません。事故後にコンピュータ・プログラムを用いたシのようになっているかは、必ずしも明らかになっていま
ミュレーションによってある程度の推定が行われ、また、せん。事故後にコンピュータ・プログラムを用いたシミ
宇宙線（ミューオン）を用いた炉心部分の透視や、ロボッュレーションによってある程度の推定が行われ、また、トによる格納容器内の観察が試みられていますが、崩壊、宇宙線 ミューオン を用いた炉心部分の透視や、ロボッ
溶融したと考えられている燃料物質が、原子炉内あるいトによる格納容器内の観察が試みられていますが、崩壊、は原子炉より下方のどこにどのような状態で分布してい溶融したと考えられている燃料物質が、原子炉内あるいるか、炉心損傷にともなって放出された放射性物質がどは原子炉より下方のどこにどのような状態で分布していこにどのように付着しているかなどは、未だに詳らかでるか、炉心損傷にともなって放出された放射性物質がどはありません。格納容器内の探査は今後さらに進展が期
こにどのように付着しているかなどは、未だに詳らかで待されますが、強い放射線下での作業であることから、はありません。格納容器内の探査は今後さらに進展が期得られる情報にはやはり限りがあります。基礎基盤的な待されますが、強い放射線下での作業であることから、検討によって、それらの情報を適切に補うことが期待さ得られる情報にはやはり限りがあります。基礎基盤的なれています。
検討によって、それらの情報を適切に補うことが期待されています。
そのため、格納容器や原子炉容器の内部を観察し分析
そのため、格納容器や原子炉容器の内部を観察し分する遠隔技術とともに、基礎的なデータの拡充によって、析する遠隔技術とともに、基礎的なデータの拡充によっ
シミュレーション技術を高度化することが必要です。まて、シミュレーション技術を高度化することが必要です。
た、現在の原子炉、格納容器、建屋の状況把握と、今後
また、現在の原子炉、格納容器、建屋の状況把握と、今長期にわたるそれらの構造の安定性についても正確な見後長期にわたるそれらの構造の安定性についても正確な通しを持つことも大切です。
見通しを持つことも大切です。
上記の観点から、次のような取組みを進めています。
上記の観点から、次のような取組みを進めています。
(1)ていますが、廃炉の方法を立案するには、もっと詳細なていますが、廃炉の方法を立案するには、もっと詳細なレベルでの事故進展把握ができるようになることが望まレベルでの事故進展把握ができるようになることが望まれています（図 1）。
れています（図 1）。
以下には今年度の取組みの成果をまとめてあります。
以下には今年度の取組みの成果をまとめてあります。
すまわち、セシウムの高温でのステンレスへの付着挙動すまわち、セシウムの高温でのステンレスへの付着挙動の評価、BWR 炉底部の構造を考慮した溶融物の落下挙の評価、BWR 炉底部の構造を考慮した溶融物の落下挙動動の解析、圧力容器底部の破壊条件の把握といった研究の解析、圧力容器底部の破壊条件の把握といった研究でです。これらに加えて、BWRの炉心の構造や制御棒にす。
これらに加えて、BWR の炉心の構造や制御棒に含ま含まれるホウ素が炉心構造の崩壊にどのように影響するれるホウ素が炉心構造の崩壊にどのように影響するかをかを明らかにする試験、解析にも着手しています。
明らかにする試験、解析にも着手しています。
デブリ回収戦略と事故進展把握
福島第一原子力発電所（1F）事故では炉心溶融がデブリ回収戦略と事故進展把握起きたと考えられています。そのため、溶融後の炉
福島第一原子力発電所 1F 事故では炉心溶融が起き心物質の分布、性状を把握しながら、炉底部等に落たと考えられています。
そのため、溶融後の炉心物質の下した炉心物質（デブリ）へのアクセスの仕方を決分布、性状を把握しながら、炉底部等に落下した炉心物
めていくことになります。
質 従来言われている典型的な炉心溶融事故の進展はデブリ へのアクセスの仕方を決めていくことになります。
スリーマイルアイランド 2 号機（TMI-2）の事故後従来言われている典型的な炉心溶融事故の進展はスリ調査に基づいています。しかし、1Fの事故進展はーマイルアイランド
2 号機 TMI-2 の事故後調査に基TMI-2 とはかなり違っていた可能性があります。
づいています。
しかし、1F の事故進展は TMI-2 とはか
例えば、事故シナリオによっては、炉心を支持しなり違っていた可能性があります。
ている領域が早期に破損してしまい、TMI-2 の場合
例えば、事故シナリオによっては、炉心を支持していのようには炉心部に溶融した燃料のプール（溶融コる領域が早期に破損してしまい、TMI-2 の場合のようリウム）が形成されなかった可能性もあります。こには炉心部に溶融した燃料のプール 溶融コリウム がのような現象の解明を通じて、1F の廃炉戦略立案
形成されなかった可能性もあります。このような現象のに貢献していきます。
解明を通じて、1F の廃炉戦略立案に貢献していきます。

事故進展把握に係る研究

これまでの軽水炉のシビアアクシデント
事故進展把握に係る研究（SA）に係る
これまでの軽水炉のシビアアクシデント（SA）に係る見方は、米国で起きたスリーマイルアイランド 2 号機
見方は、米国で起きたスリーマイルアイランド 2 号機
（TMI-2）事故後の調査に基づいています。
TMI-2 事故後の調査に基づいています。
その知見を、SA を模擬した様々な大規模試験によっその知見を、SA を模擬した様々な大規模試験によってて補って来ました。TMI-2 は加圧水型軽水炉（PWR）で補って来ました。TMI-2 は加圧水型軽水炉 PWR であり、あり、1F は沸騰水型軽水炉（BWR）です。BWR では原
1F は沸騰水型軽水炉 BWR です。
BWR では原子炉の中
子炉の中で水が沸騰するので、原子炉内の上部に蒸気をで水が沸騰するので、原子炉内の上部に蒸気を分離・乾分離・乾燥するための大きな気水分離器と蒸気乾燥器が燥するための大きな気水分離器と蒸気乾燥器が備えられ備えられています。これら表面積の大きな構造物に、事ています。これら表面積の大きな構造物に、事故で放出
故で放出された放射性物質がどのように付着するかは、された放射性物質がどのように付着するかは、廃炉作業
廃炉作業の計画に大きな影響を持ちます。また、これらの計画に大きな影響を持ちます。また、これらの構造物の構造物が上方にあるために、BWR では制御棒を原子が上方にあるために、BWR では制御棒を原子炉の底の方
炉の底の方から出し入れする方式をとっています。したから出し入れする方式をとっています。したがって、がって、PWRに比べて炉心より下の部分の構造が複雑
PWR に比べて炉心より下の部分の構造が複雑かつ大きかつ大きくなっています。PWR
でも、実は、溶融したくなっています。PWR でも、実は、溶融した炉心が原子
炉心が原子炉容器の底に落ちてから後のことは正確には
炉容器の底に落ちてから後のことは正確には分からない
分からないのですが、BWR
では炉心の構造や材料がすのですが、BWR では炉心の構造や材料がすでに
PWR とでに
PWR と違っているうえに、炉底部分の構造が複雑違っているうえに、炉底部分の構造が複雑なので、このなので、この不確実性はいっそう大きくなります。
不確実性はいっそう大きくなります。
これらのこれらのBWR
BWRの構造の影響は、過去の試験結果も繰
の構造の影響は、過去の試験結果も繰り込んで最新のシミュレーションコードに反映されてき8

廃炉国際共同研究センター長 小川 徹
り込んで最新のシミュレーションコードに反映されてき図  福島第一原子力発電所 ～ 号機で考えられる事象推移下での腐食、防食の研究を進めています（図 3）。
(2)

事故後状況把握に関する研究

現在、格納容器内の雰囲気の線量は 10Sv/h にも達し

 事故後状況把握に関する研究ています。格納容器を覆う原子炉建屋でも高いところで

現在、格納容器内の雰囲気の線量は10Sv/h にも達しては数100mSv/h
を超えています。これらの線量がどのよいます。格納容器を覆う原子炉建屋でも高いところではうな種類の汚染に起因するのかは、除染を始めとする廃数 100mSv/h を超えています。これらの線量がどのよう炉計画の立案で最も重要な情報となります。このようなな種類の汚染に起因するのかは、除染を始めとする廃炉事故後状況把握に関してしなければならないことは、き計画の立案で最も重要な情報となります。このような事わめて多岐に渡りますが、昨年度の成果としては、建屋

以上のような原子炉の状況を知るための試験、研究では、廃炉計画の立案段階にとどまらず、作業の進捗に応じて、今後も数多くの課題が出てくることが予想されます。基礎基盤の立場から様々な課題を早めに見通し、必要な知見、ツールを提供してまいります。

故後状況把握に関してしなければならないことは、きわのコンクリートの一部をくり抜いた、いわゆるコアサン
めて多岐に渡りますが、昨年度の成果としては、建屋のコンクリートの一部をくり抜いた、いわゆるコアサンプ
た。今後、建屋内外でのこのような調査を拡充していき、ルについて汚染の形態や、深さ方向の分布を調べました。
除染方法立案に役立てていきます。
今後、建屋内外でのこのような調査を拡充していき、除建屋とは違って、格納容器の内側はまだそう簡単にサ染方法立案に役立てていきます。
ンプルを採って来れる状況にはありません。そこで、過建屋とは違って、格納容器の内側はまだそう簡単にサ去にウラン濃縮法の研究で培ったレーザー利用技術を
ンプルを採って来れる状況にはありません。そこで、過ベースとして、光ファイバーを介して遠隔から観察、測去にウラン濃縮法の研究で培ったレーザー利用技術をベ
定、分析を可能とする技術開発に取り組んでいます（図ースとして、光ファイバーを介して遠隔から観察、測定、
2）。そこでは、近赤外領域の光を用いることで、耐放分析を可能とする技術開発に取り組んでいます（図 2）。
射線光ファイバーを介して様々な高度の分析が可能とな
そこでは、近赤外領域の光を用いることで、耐放射線光ることを実証してきています。この技術は格納容器内のファイバーを介して様々な高度の分析が可能となること
高放射線場での利用が最終の目標ですが、炉外の様々なを実証してきています。この技術は格納容器内の高放射高放射性汚染物質の性状把握にも役立てることができま
線場での利用が最終の目標ですが、炉外の様々な高放射す。
性汚染物質の性状把握にも役立てることができます。
プルについて汚染の形態や、深さ方向の分布を調べまし

図  福島第一原子力発電所の原子炉格納容器内の環境を模擬したγ線照射下腐食試験

以上のような原子炉の状況を知るための試験、研究では、廃炉計画の立案段階にとどまらず、作業の進捗に応じて、今後も数多くの課題が出てくることが予想されます。基礎基盤の立場から様々な課題を早めに見通し、必要な知見、ツールを提供してまいります。

図  炉内レーザーモニタリング・内部観察プローブの概要

もう一つ大事な分野に、建屋、格納容器、圧力容器のもう一つ大事な分野に、建屋、格納容器、圧力容器の長期健全性の評価があります。廃炉の完遂までは長い年
長期健全性の評価があります。廃炉の完遂までは長い年月がかかることは不可避です。単純な経時変化に加えて、月がかかることは不可避です。単純な経時変化に加え
1F の構造材では、事故時の高い温度にさらされたり、冷て、1F の構造材では、事故時の高い温度にさらされたり、却のために海水を注入したりという、難しい要因が加わ冷却のために海水を注入したりという、難しい要因が加っています。このようなことを考慮して、材料の放射線
わっています。このようなことを考慮して、材料の放射下での腐食、防食の研究を進めています（図 3）。
線下での腐食、防食の研究を進めています（図 3）。

図  福島第一原子力発電所の原子炉格納容器内の環境を模擬したγ線照射下腐食試験

9

1-1

炉内で起きたことを実験･ 計算により評価する⑴
原子力基礎工学研究センター 性能高度化技術開発グループ 中島 邦久、フィデルマ ジュリア ディレンマ、―ステンレス鋼へのセシウム付着挙動を評価する―

― ステンレス鋼へのセシウム付着挙動を評価する ―山下 真一郎、鈴木 知史、逢坂 正彦
  

原子力基礎工学研究センター
性能高度化技術開発グループ
表面に形成される酸化膜中にCs と Si が共存することが中島 邦久、フィデルマ ジュリアディレンマ、山下 真一郎、鈴木 知史、逢坂と正彦
観察されました。更に、この試験においては、Si
Cs

 目的

(1) 1F
目的におけるデブリ取出し等の廃止措置を進めるため

1F におけるデブリ取出し等の廃止措置を進めるためには、炉内の放射性物質の分布や性状（どこにどんな物には、炉内の放射性物質の分布や性状（どこにどんな物
質があるか）を評価し、放射線量分布を把握する必要が質があるか）
を評価し、放射線量分布を把握する必要があります。当グループでは、放射性物質分布や性状評価あります。当グループでは、放射性物質分布や性状評価に資する基礎基盤的知見を提供するため、シビアアクシに資する基礎基盤的知見を提供するため、シビアアクシ
デント（SA）時の核分裂生成物（FP）放出移行挙動評価
デント（SA）時の核分裂生成物（FP）放出移行挙動評価
手法高度化に資するための研究を行っています。
FP の放出移行挙動は、FP の化学形や制御材・構造材との化学反手法高度化に資するための研究を行っています。FP
の応等の化学挙動に支配されることから、本研究では炉内放出移行挙動は、FPの化学形や制御材・構造材との化
各位置における
FP
化学挙動についての基礎基盤的知見
学反応等の化学挙動に支配されることから、本研究ではやデータを多く取得し、化学モデルの改良や新規作成を
炉内各位置におけるFP 化学挙動についての基礎基盤的行うことを目的としています。
知見やデータを多く取得し、化学モデルの改良や新規作
1F 廃止措置においては、被ばくの観点から長期的に主成を行うことを目的としています。
たる線源となる放射性のセシウム（Cs）が重要です。1F
1F 廃止措置においては、被ばくの観点から長期的に事故時には、圧力容器内上部にある気水分離器や蒸気乾主たる線源となる放射性のセシウム（Cs）が重要です。
燥器などの構造材も高温となったと考えられます。既往
1F
事故時には、圧力容器内上部にある気水分離器や蒸知見によると、高温では Cs が構造材元素と化学反応を起気乾燥器などの構造材も高温となったと考えられます。
こして強固に吸着する「化学吸着」が生じるとされてい既往知見によると、高温では Cs が構造材元素と化学反
ますが、その詳細は良く分かっていません。加えて、1F応を起こして強固に吸着する「化学吸着」が生じるとさにおいては、3 つの号機で事故条件が異なり、これまでにれていますが、その詳細は良く分かっていません。加え良く調べられていない BWR 制御材元素であるホウ素（B）て、1F においては、3 つの号機で事故条件が異なり、この化学的影響も見込まれるため、多種多様な事故条件をれまでに良く調べられていない BWR 制御材元素である
考慮しなくてはならず、Cs 化学吸着挙動評価においてもホウ素（B）の化学的影響も見込まれるため、多種多様な
様々な条件の影響を明らかにする必要があります。そこ
事故条件を考慮しなくてはならず、Cs 化学吸着挙動評
で、雰囲気・温度・元素種類等をパラメータとした Cs
価においても様々な条件の影響を明らかにする必要があ
化学吸着についての基礎的な実験を行い、Cs のステンレ
ります。そこで、雰囲気・温度・元素種類等をパラメー
ス鋼等炉内構造材への吸着性状をメカニズムの面から理タとした Cs 化学吸着についての基礎的な実験を行い、解するための研究を進めています。
Cs のステンレス鋼等炉内構造材への吸着性状をメカニ

ズムの面から理解するための研究を進めています。
 ステンレス鋼へのセシウム化学吸着挙動に関する既往知見調査

(2) Cs
ス化学吸着に関する研究は主にテンレス鋼へのセシウム化学吸着挙動に関する既80 年代に行われました。往知見調査
1979 年に発生した米国のスリーマイルアイランド原Cs
化学吸着に関する研究は主に80 年代に行われまし
子力発電所 2 号炉（TMI-2）の事故においては、Csが原た。1979年に発生した米国のスリーマイルアイランド
子炉冷却系内の表面よりも高温の原子炉圧力容器内ステ
原子力発電所
2 号炉（TMI-2）の事故においては、Cs がンレス鋼表面に多く保持されていたこと、また、ステン
原子炉冷却系内の表面よりも高温の原子炉圧力容器内ス
レス鋼中に不純物として存在するケイ素（Si）と共存しテンレス鋼表面に多く保持されていたこと、また、スていたことがTMI-2 から採取した試料の分析結果から分
かっています。この TMI-2 分析結果を評価するために、
テンレス鋼中に不純物として存在するケイ素（Si）と共SA
時のCsの代表的な化学形態の1つである水酸化セシ
存していたことが TMI-2 から採取した試料の分析結果
ウム（CsOH）を用いて、その蒸気をステンレス鋼にアから分かっています。このTMI-2 分析結果を評価する
ルゴン（Ar）－水蒸気（H2O）－水素（H2）混合ガス中
ために、SA
時の Cs の代表的な化学形態の1 つである
1000℃の高温で付着させる試験が行われました。試験の水酸化セシウム（CsOH）を用いて、その蒸気をステン
結果、TMI-2 サンプル分析結果と同様に、ステンレス鋼
レス鋼にアルゴン（Ar）－水蒸気（H2O）－水素（H2）混

10




図 セシウム化学吸着試験装置概略
下部加熱炉で水酸化セシウム等を蒸発させ、上部加熱炉に装荷されたステンレス鋼に様々な温度や雰囲気等でセシウムを化学吸着させる試験を実施します。

存することが観察されました。更に、この試験においての原子数比を分析し、化学吸着した Cs はステンレス鋼表面の酸化膜中でCs
は、Siと Cs の原子数比を分析し、化学吸着した
Cs は2Si4O9 を形成する可能性が示されています[1]。一方、英国ウィンフリス原子力研究所で実施さステンレス鋼表面の酸化膜中でCs2Si4O9 を形成する可れたCsOH蒸気とSUS304とを高温で反応させる同様の能性が示されています[1]。一方、英国ウィンフリス原試験においては、生成物について走査型電子顕微鏡／エ
子力研究所で実施された
CsOH 蒸気と SUS304 とを高ネルギー分散型 X 線分光法（SEM/EDX）、光電子分光法
温で反応させる同様の試験においては、生成物について（XPS）、
オージェ電子分光、二次イオン質量分析（SIMS）
走査型電子顕微鏡／エネルギー分散型
X 線分光法（SEM/、
ラマン分光法などの様々な方法による化合物の状態に対EDX）、光電子分光法（XPS）、オージェ電子分光、二次する分析が行われましたが、安定な Cs 化合物の存在を示
イオン質量分析（SIMS）、ラマン分光法などの様々な方

す証拠は見つからなかったことが報告されています[2]。
法による化合物の状態に対する分析が行われましたが、このように、Cs
化学吸着により生じる化合物形態につい
安定な
Cs 化合物の存在を示す証拠は見つからなかったて、現状確固たる情報はありません。このような Cs の付着挙動に関する研究の多くは 1980 年代以降行われていにより生じる化合物形態について、現状確固たる情報はません。
ことが報告されています [2]。このように、Cs 化学吸着ありません。このような Cs の付着挙動に関する研究の多くは 1980 年代以降行われていません。

 ステンレス鋼へのセシウム化学吸着試験

前述した試験においては、Cs と Si が化合物を形成しステンレス鋼へのセシウム化学吸着試験ていることが示唆されています。このため、本研究では、前述した試験においては、Cs と Si が化合物を形成しまず Si の影響について調べることを目的とし、Si 濃度をていることが示唆されています。このため、本研究で0.2wt%、1.0wt%、4.9wt%に調整した 3 種類の SUS304(3)は、まず Si の影響について調べることを目的とし、Si

合ガス中 1000℃の高温で付着させる試験が行われまし

濃度を 0.2wt%、1.0wt%、4.9wt% に調整した 3 種類のた。試験の結果、TMI-2 サンプル分析結果と同様に、ス

SUS304 鋼試料を調製して、温度及び雰囲気を変化させテンレス鋼表面に形成される酸化膜中に Cs と Si が共て非放射性の Cs を化学吸着させる試験を行いました。

Hガス中としました。
2）ガス中としました。

 ステンレス鋼への &V 化学吸着試験結果
(4) ステンレス鋼へのステンレス鋼への &V
Cs 化学吸着試験結果
化学吸着試験結果

化合物が形成されていることが示唆されました。
Csを化学吸着させたステンレス鋼■ ●Fe‥⁁…

Csを化学吸着させたステンレス鋼■ステンレス鋼●

強度強度性の Cs を化学吸着させる試験を行いました。JIS 規格に鋼試料を調製して、温度及び雰囲気を変化させて非放射おいての Si 濃度は 1.0wt%以下と規定されてい性のCsSUS304
を化学吸着させる試験を行いました。
JIS 規格にJIS 規格において SUS304 の Si 濃度は 1.0wt% 以下とますが、本試験においては、Si
含有量約 5wt%の試料をおいてSUS304 の Si 濃度は 1.0wt%以下と規定されてい規定されていますが、本試験においては、Si 含有量約用いることにより、Cs と Si との相互作用をより明確にますが、本試験においては、Si
含有量約 5wt%の試料を5wt%の試料を用いることにより、Cs と Si との相互作
検知・評価することを目指しました。
用いることにより、Csと Si との相互作用をより明確に用をより明確に検知・評価することを目指しました。
Cs 化学吸着試験後の試料については、表面及び断面に検知・評価することを目指しました。
Cs
ついて、SEM/EDX
及び X 線回折（XRD）測定による存Cs化学吸着試験後の試料については、表面及び断面
化学吸着試験後の試料については、
表面及び断面にについて、SEM/EDX
及び
X
線回折
（XRD）
測定による
在相の同定を行いました。また、Csの吸着性状を調べる
ついて、SEM/EDX
及び X 線回折（XRD）測定による存存在相の同定を行いました。また、Csの吸着性状を調ために、吸着表面からの水や 1wt%クエン酸水溶液への在相の同定を行いました。また、Csの吸着性状を調べるべるために、吸着表面からの水や
1wt%
クエン酸水溶液
溶出特性試験を行いました。図
1 に試験に使用した装置
ために、吸着表面からの水や
1wt%クエン酸水溶液へのへの溶出特性試験を行いました。図
1 に試験に使用した概略を示します。試験温度は 800℃と1000℃とし、雰囲溶出特性試験を行いました。図
1 に試験に使用した装置
装置概略を示します。試験温度は800℃と1000℃とし、
気は Ar に 5％の H2 のを含有するガス（還元雰囲気）及概略を示します。試験温度は800℃と1000℃とし、雰囲
雰囲気は
Ar
に
5％の
（還元雰囲気）2 のを含有するガスとなる水蒸気雰囲気（Ar-5％H
び HAr
2O/H
2O-5％H2）のを含有するガス（還元雰囲気）及
気は
に2＝1
5％の
H2H
ガス中としました。
及びH22O/HO/H22＝1＝1となる水蒸気雰囲気（Ar-5％2O-5％H
H2O-5％2）となる水蒸気雰囲気（Ar-5％H
び
H

‣‧
‣‧

‵⁥‸⁗⁅⁛⁁●…‚‣‫‫‫‬‪‛›⁗⁠⁤⁫■ ●Fe‥⁁…
■ステンレス鋼‵⁥‸⁗⁅⁛⁁…‚‣‫‫‫‬‪‛›⁗⁠⁤⁫

․•
․•

․‧
․‧

‥•
‥•

2θ

‥‧

…•

…‧

‧•

‥‧

…•

…‧

‧•

図  &V を付着させたステンレス鋼（ZW6L）と &V)H6L2
2θ
の; 線回折パターン比較の例
図
 &V を付着させたステンレス鋼（ZW6L）と &V)H6L2
水酸化セシウム蒸気とステンレス鋼の反応により生成したの; 線回折パターン比較の例
化合物が、; 線回折パターン及び元素分析の結果から
水酸化セシウム蒸気とステンレス鋼の反応により生成した&V)H6L2 であることが示唆されました。
化合物が、;
線回折パターン及び元素分析の結果から&V)H6L2 であることが示唆されました。

この Cs, Si 含有相の化合物を同定するため、還元雰囲
この Cs, Si 含有相の化合物を同定するため、還元雰囲
気中
800℃で試験を行った
4.9wt％Si 含有ステンレス試
このCs, Si 含有相の化合物を同定するため、還元雰囲
気中 800℃で試験を行った 4.9wt％ Si 含有ステンレス試
料表面に対して
XRD 測定を行いました。
その結果、図 3
気中800℃で試験を行った
4.9wt％Si 含有ステンレス試
料表面に対して XRD 測定を行いました。その結果、図に示すように、CsFeSiO
4 の XRD パターンと一致したこ
料表面に対して
XRD 測定を行いました。
その結果、図 33とから、に示すように、CsFeSiO
4 の XRD パターンと一致しSUS304 に付着した
Cs はこれまで言われていたパターンと一致したこに示すように、CsFeSiO
4 の XRDたことから、SUS304に付着した Cs はこれまで言われステンレス鋼中のSi とだけではなく、Feとも反応してとから、SUS304 に付着した
Cs はこれまで言われていたていたステンレス鋼中のSi とだけではなく、Feとも反化合物を形成する可能性があることが分かりました。
ステンレス鋼中のSi とだけではなく、Feとも反応して応して化合物を形成する可能性があることが分かりまし更に溶出特性についても調べており、いずれの加熱条化合物を形成する可能性があることが分かりました。
た。
件においても、水(室温)＜温水
60℃ ＜クエン酸(室温)の更に溶出特性についても調べており、いずれの加熱条
更に溶出特性についても調べており、いずれの加熱条
順で
Cs の溶出率が増大し、Cs60℃の溶出にはクエン酸が効
件においても、水(室温)＜温水＜クエン酸(室温)の件においても、
水
（室温）
＜温水
（60℃）
＜クエン酸（室温）
果的であることが分かりました。
順でCs の溶出率が増大し、Cs の溶出にはクエン酸が効の順で
Cs の溶出率が増大し、Cs の溶出にはクエン酸が果的であることが分かりました。

効果的であることが分かりました。
今後の予定
更に広範囲の温度や雰囲気条件での Cs 付着量
 今後は、
今後の予定

に及ぼす影響を調べることで、付着量の温度依存性や雰
(5)
今後の予定
今後は、
更に広範囲の温度や雰囲気条件での Cs 付着量図 &V を付着させたステンレス鋼（ZW6L）表面の   &V
微小組織観察と元素分析結果の例
図
を付着させたステンレス鋼（ZW6L）表面の水酸化セシウム蒸気と反応させたステンレス鋼表面の微細組織  微小組織観察と元素分析結果の例
観察により、ステンレス鋼中に含まれるケイ素とセシウムが似た
水酸化セシウム蒸気と反応させたステンレス鋼表面の微細組織分布挙動を示し化合物を形成していることが示唆されました。
観察により、
ステンレス鋼中に含まれるケイ素とセシウムが似た分布挙動を示し化合物を形成していることが示唆されました。
一例として 水蒸気雰囲気中、1000℃でCsCsを化学吸着
を化学吸着
一例として水蒸気雰囲気中、1000℃でさせた
4.9wt％Si
含有SUS
SUS試料表面の試料表面のSEM/EDX
分析
一例として
水蒸気雰囲気中、
1000℃でCs を化学吸着させた
4.9wt％Si 含有
SEM/EDX
分析

結果を図に示します。Csとが同様の分布を示してさせた
4.9wt％Si
含有 SUSと試料表面のSEM/EDX 分析
結果を図22に示します。Cs
SiSi
が同様の分布を示して囲気依存性に関するデータを取得するほか、以下の項目に及ぼす影響を調べることで、付着量の温度依存性や雰
今後は、更に広範囲の温度や雰囲気条件での Cs 付着にも着目してCs 付着挙動に与える影響も調べる予定で
囲気依存性に関するデータを取得するほか、以下の項目
量に及ぼす影響を調べることで、付着量の温度依存性やす。
にも着目してCs 付着挙動に与える影響も調べる予定で雰囲気依存性に関するデータを取得するほか、以下の項
・Cs 付着試験前のステンレス鋼の酸化被膜の性状の違いす。
目にも着目して
Cs 付着挙動に与える影響も調べる予定
・そのほかの鉄鋼材料
例えば SUS316 など
・Cs
付着試験前のステンレス鋼の酸化被膜の性状の違いです。
・SA
時に予想されているそのほかのCsなど化合物（例えば・そのほかの鉄鋼材料
例えば SUS316
・
Cs 付着試験前のステンレス鋼の酸化被膜の性状の違い
や
Cs
MoO
など）
CsBO
2
2
4
・SA 時に予想されているそのほかのCsなど）化合物（例えば・そのほかの鉄鋼材料（例えば SUS316
更に、Csの吸着性状については、1F
や
Cs
MoO
など）
CsBO
2
2
4
・SA 時に予想されているそのほかの Cs の廃止措置では化合物（例えば再臨界対策としてホウ酸水の使用も考えられることから、
更に、Csの吸着性状については、1Fの廃止措置では
CsBO2 や Cs2MoO4 など）
ホウ酸水を用いた Cs 吸着物の溶出特性を調べる予定で再臨界対策としてホウ酸水の使用も考えられることから、
更に、Cs の吸着性状については、1F の廃止措置ではす。また、一部の試料について、
化学吸着した Cs 化合物
ホウ酸水を用いた
Cs 吸着物の溶出特性を調べる予定で再臨界対策としてホウ酸水の使用も考えられることかが剥離しやすい性質が示唆されたため、吸着化合物の剥す。また、一部の試料について、化学吸着した Cs 化合物
ら、ホウ酸水を用いた Cs 吸着物の溶出特性を調べる予
離特性を調べるための試験も行い、1F 内付着 Cs の性状が剥離しやすい性質が示唆されたため、吸着化合物の剥定です。また、一部の試料について、化学吸着した Cs
や除去特性の評価における基礎知見を取得していく予定
離特性を調べるための試験も行い、1F
内付着 Cs の性状化合物が剥離しやすい性質が示唆されたため、吸着化合です。
や除去特性の評価における基礎知見を取得していく予定
物の剥離特性を調べるための試験も行い、1F 内付着 Csです。

の性状や除去特性の評価における基礎知見を取得していく予定です。

いることから、既往報告と同様に、CsとSiSiを含有する
を含有する
結果を図
2 に示します。Cs と Si が同様の分布を示していることから、既往報告と同様に、Csといることから、既往報告と同様に、Csと Si を含有する化合物が形成されていることが示唆されました。
 山下真一郎ほか “シビアアクシデント時におけるセシウムの構造材への化学吸着挙動評価；（1）Cs 化学吸着した《参考文献》

ステンレス鋼からのCs 溶出挙動評価” 日本原子力学会 2015 秋の大会予稿集 J13 (2015). （1）Cs 化学吸着した 山下真一郎ほか“シビアアクシデント時におけるセシウムの構造材への化学吸着挙動評価；
 ステンレス鋼からのF.G. Di Lemma, et.al,Chemisorption
Behavior
onto秋の大会予稿集
Structural Material
under Severe Accident
Cs“Cesium
溶出挙動評価”
日本原子力学会
2015
J13 (2015).
《参考文献》 ・ 山下真一郎ほか" シビアアクシデント時におけるセシウムの構造材への化学吸着挙動評価；
化学吸着したConditions(2)
Microstructural
studyofCs-chemisorbed
stainlesssteel”,
日本原子力学会
2015 秋の大会予稿集
 F.G. Di Lemma, et.al, “Cesium Chemisorption Behavior onto Structural Material under （1）Cs
SevereAccident
ステンレス鋼からのCs
溶出挙動評価"日本原子力学会
2015
秋の大会予稿集
J13(2015).
J14(2015).
Conditions (2) Microstructural study of Cs-chemisorbed stainless steel”, 日本原子力学会 2015 秋の大会予稿集
・ F.G.
DiF.Lemma,et.al,"Cesium
Chemisorption
onto
Structural
Material
under
SevereAccident[1] J14
V.
Baston, etal., "A
Comparisonof TMI-2 andBehavior
Laboratory
Results
for Cesium
Activityon Reactor
Material《引用文献》(2015).
《参考文献》

Conditions(2) American
Microstructuralof WinterCs-chemisorbed
stainlesssteel",
2015
秋の大会予稿集
Surfaces”,
Nuclearstudy
Society
Meeting, San
Francisco,CA,日本原子力学会
November 10-14,
Trans.
Am.Nucl.
《引用文献》 [1] V. F. Baston, et al., "A Comparison of TMI-2 and Laboratory Results for Cesium Activity on Reactor Material

J14 (2015).
Soc. (1985).
Surfaces”,
American Nuclear Society Winter Meeting, San Francisco, CA, November 10-14, Trans. Am.Nucl.
《引用文献》 [1] V.[2]F. Soc.
Baston,et al.,"A"Surface
Comparisonof TMI-2
and Laboratory
Results
for Cesium
ReactorSteel",
Material
G. C.(1985).
Allen,
et al.,
Studiesof the Interactionof Cesium
Hydroxide
VaporActivity
with 304on
Stainless

Surfaces",
AmericanMeeting, ofSan
Francisco,
CA, Vapor
November
10-14,
Trans.Steel",
Am.Nucl.
Oxid.
Met. 28,
33Nuclear(1987). Society[2] G.
C. Allen,
et al.,"Surface
Studies Winterof the Interaction
CesiumHydroxidewith 304
Stainless
Soc. (1985).
Oxid. Met. 28, 33 (1987).
[2] G. C. Allen, et al., "Surface Studies of the Interaction of Cesium Hydroxide Vapor with 304 Stainless Steel",
Oxid. Met. 28, 33 (1987).
111-2･ 計算により評価する⑵炉内で起きたことを実験
炉内で起きたことを実験･計算により評価する ―
シビアアクシデント進展評価のための熱水力挙動に関する技術開発 ――シビアアクシデント進展評価のための熱水力挙動に関する技術開発―

モータ

原子力基礎工学研究センター
熱流動技術開発グループ
吉田 啓之、上澤伸一郎、山下拓、劉 利芳維、焦 利芳
原子力基礎工学研究センター
熱流動技術開発グループ吉田 啓之、上澤
伸一郎、山下晋、永武晋、永武
拓、劉 維、焦


大気解放

大気解放

給水

試
験
部

試
験
体

撹拌機



海水タンク

気水
分離器

電気ヒータ

流量調節弁
ポンプ

流量計
濃度計
ドレン



予熱器

助
走
部

㻌
㻌
㼍㻕㻌 海水熱伝達実験ループ㻌
㼎㻕㻌 試験部㻌
図 海水熱伝達実験装置の概要
腐食性のある海水を用いた実験を行うため、タンク内の攪
拌機や塩分濃度計などを設置すると共に、清掃・交換を容易に行うための工夫を施した実験ループと試験部を製作しました。

図 飽和沸騰時の伝熱特性
純水を用いた既存研究と同様に、飽和沸騰時の人工海水や 1D&O 溶
液でも、加熱面温度と飽和温度は熱流束のべき乗に比例します。しかし、高濃度の ZWの海水では加熱面温度と飽和温度の差が大きくなることが分かります。㻌㻌図  試験後の加熱面の様子
左は ZWの 1D&O 溶液、右は同じくZWの人工海水を用いたときの試験終了後の加熱面の写真です。高濃度の人工海水を使用したとき、加熱面に白い物質が析出しました。

SA
SA時の原子炉内状況は、冷却材である水や熱の移動時の原子炉内状況は、冷却材である水や熱の移動（熱水力挙動）により大きな影響を受けます。このため、（熱水力挙動）により大きな影響を受けます。このため、

1F事故時の炉内状況の解析精度を向上させるためには、事故時の炉内状況の解析精度を向上させるためには、
1F
事故時の熱水力挙動に関する現象を把握し、水や蒸気の事故時の熱水力挙動に関する現象を把握し、水や蒸気の流れや温度分布、更に、その時間的な変化などを精度良
流れや温度分布、更に、その時間的な変化などを精度良く推定する必要があります。
く推定する必要があります。

12

図  結晶の電子顕微鏡画像
棒状に見えるのが結晶です。特性 ; 線スペクトルによる組成分析の結果、炭酸カルシウムであることが分かりました。

容器下部に落下する際の挙動の評価手法開発について紹える影響を把握するための実験と、溶けた燃料が圧力容介します。
器下部に落下する際の挙動の評価手法開発について紹介
します。
(1)

熱水力挙動への海水の影響把握のための実験

 1F
熱水力挙動への海水の影響把握のための実験
事故において圧力容器内に注入された海水により、

1F 事故において圧力容器内に注入された海水により、熱水力挙動が影響を受けた可能性があります。そこで、SAに関する研究は、1979に関する研究は、1979 年に起こった米国
TMI-2
で
SA
年に起こった米国
TMI-2の事故後広く行われました。しかし、炉内状況の変化をでの事故後広く行われました。しかし、炉内状況の変化
含めて SA 進展を予測するためには、事故時の熱水力挙を含めて SA 進展を予測するためには、事故時の熱水力動の解析技術が未だ十分ではありません。そのため、炉挙動の解析技術が未だ十分ではありません。そのため、内状況の解析技術を高度化するために、事故時の熱水力
炉内状況の解析技術を高度化するために、事故時の熱水挙動の予測精度を高める研究開発を行っています。
力挙動の予測精度を高める研究開発を行っています。
本研究では、溶融した燃料が炉内を移動する際の挙動
本研究では、溶融した燃料が炉内を移動する際の挙動や 1F 事故で注入された海水が炉内の熱水力挙動に与えや 1F 事故で注入された海水が炉内の熱水力挙動に与える影響に関する実験、これらを精度良く評価するための 3
る影響に関する実験、これらを精度良く評価するための次元解析手法の整備等を進めています。ここでは、実施
3中の実験及び解析手法開発の中から、海水が熱水力に与次元解析手法の整備等を進めています。ここでは、実熱水力挙動が影響を受けた可能性があります。そこで、海水が燃料棒近傍の熱流動に与える影響について把握す
海水が燃料棒近傍の熱流動に与える影響について把握するための実験を実施しています。
るための実験を実施しています。
実験にあたっては、まず、腐食性があり、濃度が変化実験にあたっては、まず、腐食性があり、濃度が変化する海水を循環させる実験装置（実験ループ）を製作しする海水を循環させる実験装置（実験ループ）を製作しました（図 1a）。この装置は、濃度を調節・把握しながました（図 1 a））
。この装置は、濃度を調節・把握しながら実験を実施するため、海水を貯めるタンク内に攪拌機
ら実験を実施するため、海水を貯めるタンク内に攪拌機を設置すると共に、濃度計で塩分濃度を監視・記録するを設置すると共に、濃度計で塩分濃度を監視・記録する機能を有しています。また、海水を用いた場合、塩の析機能を有しています。また、海水を用いた場合、塩の析
出（沈着・固着）や腐食の影響が考えられるため、清掃・出（沈着・固着）や腐食の影響が考えられるため、清掃・交換のための分解作業が容易な構造としています。
交換のための分解作業が容易な構造としています。

施中の実験及び解析手法開発の中から、海水が熱水力に

海水が熱水力挙動に与える基本的な影響を把握するた与える影響を把握するための実験と、溶けた燃料が圧力め、一本の燃料棒を模擬した二重円管形状の試験部（図

燃料棒
の溶融

燃料棒

下部タイプレート
制御棒

制御棒
の溶融

溶け落ている
燃料棒

チャンネル
ボックスの
溶融

燃料支
持金具

重力

溶け落ちた
制御棒の一部

制御棒の一部が再凝固㻌図 %:5 下部構造を模擬した溶融燃料挙動解析結果の一例
%:5 の炉心下部構造を模擬した計算体系を設定し、燃料棒や制御棒の溶融を模擬した解析を、開発中の解析コードを用いて実施しました。左から右に向かって、表示している時間が進んでいます。解析が始まると、燃料棒や制御棒が次第に溶融し、重力の影響により、下部へと移動していきます。物性や流れ落ちる部分の形状の違いにより、落ち方が異なることが分かります。溶融した燃料棒などの影響により、チャンネルボックスの一部が溶けたり、比較的低温な構造物の影響により溶けた制御棒の一部が再凝固したりする様子などが解析で再現されています。

㻌

1b）を製作し、ループに接続して実験を行いました。使
海水が熱水力挙動に与える基本的な影響を把握するた用した流体は、天然海水中に含まれるイオン（SO42-,
め、一本の燃料棒を模擬した二重円管形状の試験部
（図 1

Na+,
Mg2+, Ca2+, K+, Br+, Sr2+, B3+, F-）を模擬した
b））を製作し、ループに接続して実験を行いました。使
人工海水、比較対象として、純水とNaCl 溶液を使用し用した流体は、天然海水中に含まれるイオン（SO42-,

ました。日本近海と同様の
3.5wt%
Na+, Mg2+, Ca2+, K+, Br+,
Sr2+,（流体中に含まれる海B3+, F-）を模擬した
水成分の重さの割合（%））から、炉内における濃縮も考
人工海水、比較対象として、純水とNaCl 溶液を使用し慮した
20wt% までの濃度で試験を実施しました。
ました。日本近海と同様の
3.5wt% 流体中に含まれる海図 2 は飽和沸騰（流体の平均温度が沸点（飽和温度）
水成分の重さの割合% から、炉内における濃縮も考慮
での沸騰）時の加熱面温度と飽和温度の差を、熱流束（単した 20wt%までの濃度で試験を実施しました。
位面積当たりの加熱量）に対して、両対数グラフとして
図2は飽和沸騰 流体の平均温度が沸点
飽和温度 での沸騰 時の加熱面温度と飽和温度の差を、熱流束 単位面示した結果の一例です。熱流束が大きくなると、加熱面積当たりの加熱量 に対して、両対数グラフとして示した
温度が上がるため、右上がりのグラフになります。ま結果の一例です。熱流束が大きくなると、加熱面温度がた、用いた流体に関係なく、両対数グラフ上に直線で示上がるため、右上がりのグラフになります。また、用いされており、熱流束のべき乗に、加熱面と流体の飽和温た流体に関係なく、両対数グラフ上に直線で示されてお度が比例していることが分かります。しかし、20wt%
り、熱流束のべき乗に、加熱面と流体の飽和温度が比例の人工海水の結果は、この傾向から外れ、熱流束が上がしていることが分かります。しかし、20wt%
ると加熱面温度が急上昇しています。図
3 はの人工海水20wt% のの結果は、この傾向から外れ、熱流束が上がると加熱面
NaCl 溶液と人工海水を用いたときの、試験終了後の表
温度が急上昇しています。図3 は 20wt% の NaCl 溶液
面の写真です。NaCl溶液を用いた場合は変化が見られと人工海水を用いたときの、試験終了後の表面の写真でませんが、人工海水では白色の析出物が確認されました。
す。NaCl 溶液を用いた場合は変化が見られませんが、人図 4 は付着物の電子顕微鏡画像です。3μm から 4μm 長工海水では白色の析出物が確認されました。図 4 は付着の多数の棒状結晶が見えます。特性 X 線スペクトルを確
物の電子顕微鏡画像です。3m から 4 m 長の多数の棒認したところ、この結晶は炭酸カルシウムでした。これ状結晶が見えます。特性 X 線スペクトルを確認したとこ
らの結果から、結晶が表面に析出しない場合には、海水ろ、この結晶は炭酸カルシウムでした。これらの結果かや NaCl 溶液を使っても冷却に影響はありませんが、加ら、結晶が表面に析出しない場合には、海水や NaCl 溶
熱面に結晶が析出した場合には冷却性能は低下すること
液を使っても冷却に影響はありませんが、加熱面に結晶が確認されました。このような結果は、炉内状況を把握が析出した場合には冷却性能は低下することが確認されするためのシミュレーションに取り入れられる予定です。
ました。このような結果は、炉内状況を把握するためのシミュレーションに取り入れられる予定です。

(2)

溶融燃料挙動評価手法の開発

 燃料や制御棒等の炉内にある構造物が溶融し、炉心か溶融燃料挙動評価手法の開発
ら重力により移動する際の挙動は、溶融物の分布や圧力
燃料や制御棒等の炉内にある構造物が溶融し、炉心か容器下部の損傷に影響を及ぼします。炉心下部においてら重力により移動する際の挙動は、溶融物の分布や圧力も、BWR は PWR と異なる比較的複雑な構造となって容器下部の損傷に影響を及ぼします。炉心下部においており、燃料や構造物が溶けて移動する際の挙動を詳細にも、BWR は PWR と異なる比較的複雑な構造となってお評価できる解析するため、CFD（Computational Fluid
り、燃料や構造物が溶けて移動する際の挙動を詳細に評Dynamics, 数値流体力学）技術に基づく、多成分多相流価できる解析するため、CFD
Computational Fluid
解析コード 数値流体力学
JUPITER の開発を行っています。
Dynamics,
技術に基づく、多成分多相流開発にあたっては、（二
解析コード
JUPITER炉心内外を構成する多くの物質の開発を行っています。
開発にあたっては、炉心内外を構成する多くの物質 二酸化ウラン、ジルコニウム合金、ステンレス合金など）
酸化ウラン、ジルコニウム合金、ステンレス合金などのの溶融、移動、凝固挙動を評価するため、異なる物質の溶融、移動、凝固挙動を評価するため、異なる物質の間
例
間（例えば、二酸化ウラン－ジルコニウム合金や二酸化
えば、二酸化ウラン－ジルコニウム合金や二酸化ウラン
ウラン－ステンレス合金）に形成される界面の移動や変－ステンレス合金に形成される界面の移動や変形を含形を含め、多成分の溶融・凝固を取扱える解析コードとめ、多成分の溶融・凝固を取扱える解析コードとしまし
しました。
た。
開発中の JUPITER の解析結果の一例として、BWR
開発中の
JUPITER の解析結果の一例として、BWRの炉心下部構造を模擬した計算体系を設定し、燃料棒やの炉心下部構造を模擬した計算体系を設定し、燃料棒や制御棒の溶融を模擬した解析を実施した結果の一例を、
制御棒の溶融を模擬した解析を実施した結果の一例を、
図 5 に示します。溶融した燃料棒や制御棒の重力の影響
図 5 に示します。溶融した燃料棒や制御棒の重力の影響による下部への移動、溶融した燃料棒などの影響によるによる下部への移動、溶融した燃料棒などの影響によるチャンネルボックスの一部の溶融、比較的低温な構造物
チャンネルボックスの一部の溶融、比較的低温な構造物の影響による溶けた制御棒の再凝固などが解析で再現さの影響による溶けた制御棒の再凝固などが解析で再現されています。また、物性や流れ落ちる部分の形状の違い
れています。また、物性や流れ落ちる部分の形状の違い
により、落ち方が異なることも表現されています。現在、により、落ち方が異なることも表現されています。現在、より詳細な比較を行うための実験データの取得や、化学より詳細な比較を行うための実験データの取得や、化学反応などの必要な解析機能の組込みを進めています。
反応などの必要な解析機能の組込みを進めています。

本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力機機構が実施した「平成25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果を含むものである。
構が実施した「平成 25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果を含むものである。
《参考文献》 ・ S. Uesawa, et al., "Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions《参考文献》 (2) HeatS. Uesawa,
et al.,“Evaluationof seawaterexperiment
effects on thermal-hydraulicbehavior
for severe
accident
transferandflow visualizationby using internallyheatedannulus",Proc. of 15th
conditions(2)
Heat
transferandflowvisualization
experimentby
usinginternallyheatedannulus”,
Proc. ofInternational Conference on Power Engineering (ICOPE-15), ICOPE-15-1136 (2015)
15th
International
ConferenceonPower
Engineering(ICOPE-15),
ICOPE-15-1136(2015).
・ S. Yamashita, H. Yoshida, and K. Takase, "Development of Numerical Simulation Method for Relocation
 S. Yamashita,
H.Materials
Yoshida, andK. Takase,“Developmentof Numerical
Simulation
Methodforstructures",
Relocation Proc.
Behaviorof Molten
in Nuclear
Reactors: Relocation
behavior
in a simpliﬁed
core
Behavior of Molten Materials in Nuclear Reactors : Relocation behavior in a simplified core structures”, Proc.
of The 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 23), ICONE23-1581 (2015).

of The 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 23), ICONE23-1581 (2015).

13 炉内で起きたことを実験･計算により評価する  
1-3 炉内で起きたことを実験 ･ 計算により評価する⑶―事故時の圧力容器下部ヘッドの変形と破損状況を予測する―

―原子力基礎工学研究センター
事故時の圧力容器下部ヘッドの変形と破損状況を予測する
性能高度化技術開発グループ 勝山 仁哉、加治 芳行、吉田―
啓之、永瀬
 炉内で起きたことを実験･計算により評価する文久
原子力基礎工学研究センター

安全研究センター 構造健全性評価研究グループ 山口 義仁、李 銀生

性能高度化技術開発グループ 勝山 仁哉、加治 芳行、吉田 啓之、永瀬 文久―事故時の圧力容器下部ヘッドの変形と破損状況を予測する―

安全研究センター 構造健全性評価研究グループ 山口 義仁、李 銀生
原子力基礎工学研究センター 性能高度化技術開発グループ勝山 仁哉、加治 芳行、吉田 啓之、永瀬 文久
備し 図 2 、引張特性やクリープ特性のデータベースを安全研究センター
構造健全性評価研究グループ 山口 義仁、李 銀生
原子力機構では、2011
1300℃まで拡充しました。
スを 1300℃まで拡充しました。
原子力機構では、2011年に発生した
年に発生した1F
1Fの事故を受けの事故を受けて、事故進展や炉内状況の推定に役立てるため、炉心溶
また、このクリープ特性のデータベースを基に、クリまた、このクリープ特性のデータベースを基に、クて、事故進展や炉内状況の推定に役立てるため、炉心溶

融後のデブリ等の落下に伴う圧力容器下部ヘッドの破損
ープ構成則に関する検討を行いました。図
3 の実線は、リープ構成則に関する検討を行いました。図3 の実線
融後のデブリ等の落下に伴う圧力容器下部ヘッドの破損
備し 図 2 、引張特性やクリープ特性のデータベースをを数値解析により評価するための研究開発を進めていま
1300℃のクリープ試験によって得られた時間とクリープ
は、1300℃のクリープ試験によって得られた時間とクを数値解析により評価するための研究開発を進めていま
原子力機構では、2011 年に発生した 1F の事故を受け
1300℃まで拡充しました。
す。1Fのような沸騰水型原子炉
BWR
の圧力容器下変形の関係です。試験片は、約50~70%伸びて破断してリープ変形の関係です。試験片は、約50~70% 伸びて破す。1Fのような沸騰水型原子炉（BWR）の圧力容器下て、事故進展や炉内状況の推定に役立てるため、炉心溶
また、このクリープ特性のデータベースを基に、クリ部ヘッドは、図1に示すように、多数の制御棒案内管等
おり、その直前に急激に伸びる速さが増加していること
融後のデブリ等の落下に伴う圧力容器下部ヘッドの破損
ープ構成則に関する検討を行いました。図 3 の実線は、断しており、その直前に急激に伸びる速さが増加してい部ヘッドは、図1 に示すように、多数の制御棒案内管等が貫通し、複雑な構造になっています。溶融燃料が落下が分かります。この現象が高温になるほど顕著になるこを数値解析により評価するための研究開発を進めていま
1300℃のクリープ試験によって得られた時間とクリープることが分かります。この現象が高温になるほど顕著にが貫通し、複雑な構造になっています。溶融燃料が落下した場合の下部ヘッドの破損箇所や破損時間は、このよとを踏まえて、クリープ構成則について検討した結果、す。1F のような沸騰水型原子炉 BWR の圧力容器下
変形の関係です。試験片は、約 50~70%伸びて破断してなることを踏まえて、クリープ構成則について検討した
した場合の下部ヘッドの破損箇所や破損時間は、このような複雑な形状の影響を受けると予想されることから、
クリープ変形に伴う材料の損傷の程度
損傷指数
と、部ヘッドは、図 1 に示すように、多数の制御棒案内管等
おり、その直前に急激に伸びる速さが増加していること
結果、クリープ変形に伴う材料の損傷の程度（損傷指数）
うな複雑な形状の影響を受けると予想されることから、
局所的な破損箇所や破損に至るまでの時間を推定するた
材料にかかる荷重をパラメータとしたクリープ構成則[4,が貫通し、複雑な構造になっています。溶融燃料が落下が分かります。この現象が高温になるほど顕著になること、材料にかかる荷重をパラメータとしたクリープ構成
局所的な破損箇所や破損に至るまでの時間を推定するための手法の開発が必要であると考えられます。
本稿では、5]を用いることにより、試験結果を精度よく再現できる
した場合の下部ヘッドの破損箇所や破損時間は、このよとを踏まえて、クリープ構成則について検討した結果、
則[4,5] を用いることにより、試験結果を精度よく再現めの手法の開発が必要であると考えられます。
本稿では、事故時の圧力容器下部ヘッドに対する数値解析に必要なことを確認しました
図 3 の破線 。また、このクリープ
うな複雑な形状の影響を受けると予想されることから、
クリープ変形に伴う材料の損傷の程度
損傷指数
と、できることを確認しました（図 3 の破線）
。また、この事故時の圧力容器下部ヘッドに対する数値解析に必要な材料特性の取得や構成則の検討、その変形と破損状況を構成則により、破断時間を精度良く推定できることを確
局所的な破損箇所や破損に至るまでの時間を推定するた
材料にかかる荷重をパラメータとしたクリープ構成則[4,クリープ構成則により、破断時間を精度良く推定できる
材料特性の取得や構成則の検討、その変形と破損状況を予測するために開発している破損挙動評価手法について認しました。同様に他の材料や温度に対して、このクリめの手法の開発が必要であると考えられます。本稿では、
5]を用いることにより、試験結果を精度よく再現できることを確認しました。同様に他の材料や温度に対して、予測するために開発している破損挙動評価手法について述べます。
ープ構成則の適用性を確認し、高温域までのクリープ構
事故時の圧力容器下部ヘッドに対する数値解析に必要なことを確認しました 図 3 の破線 。また、このクリープ
このクリープ構成則の適用性を確認し、高温域までのク述べます。
成則のデータベースを整備しました。
材料特性の取得や構成則の検討、その変形と破損状況を構成則により、破断時間を精度良く推定できることを確予測するために開発している破損挙動評価手法について述べます。

リープ構成則のデータベースを整備しました。

認しました。同様に他の材料や温度に対して、このクリ ープ構成則の適用性を確認し、高温域までのクリープ構
圧力容器下部ヘッドにおける破損状況の予測
(2)

圧力容器下部ヘッドにおける破損状況の予測

クリープ変形に伴う破損挙動評価手法は、
1F の事故進成則のデータベースを整備しました。
クリープ変形に伴う破損挙動評価手法は、1F の事故
展や炉内状況の推定に役立つだけでなく、現在のシビア
進展や炉内状況の推定に役立つだけでなく、現在のシビアクシデントSA 解析コード 例えば原子力機構が
 圧力容器下部ヘッドにおける破損状況の予測
アアクシデント（SA）解析コード（例えば原子力機構が開発している
THALES2
等 の高度化にとっても重要な
クリープ変形に伴う破損挙動評価手法は、
1F の事故進開発している THALES2 等）の高度化にとっても重要な展や炉内状況の推定に役立つだけでなく、現在のシビア
アクシデント SA 解析コード 例えば原子力機構がした炉心燃料と材料が下部ヘッドに移行し堆積した後の開発している THALES2 等 の高度化にとっても重要なものです。すなわち、現在の SA 解析コードでは、溶融下部ヘッドの温度や応力などの時間変化やその破損を、

ロードセル

水冷ロット

非接触型変位計図 圧力容器下部ヘッド
制御棒を通すための) のような %:5 の圧力容器下部ヘッドは、貫通孔や、制御棒案内管と圧力容器をつなぐための溶接部が多数存在し、形状がとても複雑です。そのため事故時の下部ヘッ 図 圧力容器下部ヘッド
ドの変形や破損状況も複雑になると予想されます。
) のような %:5 の圧力容器下部ヘッドは、制御棒を通すための貫通孔や、制御棒案内管と圧力容器をつなぐための溶接部が多 数存在し、形状がとても複雑です。そのため事故時の下部ヘッ
高温クリープ試験とクリープ構成則の検討
(1) 高温クリープ試験とクリープ構成則の検討
ドの変形や破損状況も複雑になると予想されます。
事故時に高温にさらされる下部ヘッドの解析を行うた
事故時に高温にさらされる下部ヘッドの解析を行うた

めには、金属が溶ける温度 融点 近くまでの材料特性
めには、金属が溶ける温度（融点）近くまでの材料特性が必要です。特に、高温高圧力の荷重がかかる場合には
 高温クリープ試験とクリープ構成則の検討
が必要です。特に、高温高圧力の荷重がかかる場合にはクリープ変形が顕著になるため、高温域のクリープ特性
事故時に高温にさらされる下部ヘッドの解析を行うた
クリープ変形が顕著になるため、高温域のクリープ特性
やそれを数値解析で再現するためのクリープ構成則が必めには、金属が溶ける温度 融点 近くまでの材料特性
やそれを数値解析で再現するためのクリープ構成則が必要となります。
下部ヘッドを構成する材料 (低合金鋼、スが必要です。特に、高温高圧力の荷重がかかる場合には要となります。下部ヘッドを構成する材料（低合金鋼、テンレス鋼、ニッケル合金)に関する既存のデータベース
クリープ変形が顕著になるため、高温域のクリープ特性
ステンレス鋼、ニッケル合金）に関する既存のデータベー[1~3]では、1100℃を超える高温域のデータが不足していやそれを数値解析で再現するためのクリープ構成則が必ス[1~3]
では、1100℃を超える高温域のデータが不足したため、その材料の融点近くまで加熱して引張試験やク
要となります。下部ヘッドを構成する材料 (低合金鋼、スていたため、その材料の融点近くまで加熱して引張試験
リープ試験を行うことのできる高温材料特性試験機を整
テンレス鋼、ニッケル合金) に関する既存のデータベース
やクリープ試験を行うことのできる高温材料特性試験機

14[1~3]では、1100℃を超える高温域のデータが不足していを整備し（図 2）、引張特性やクリープ特性のデータベーたため、その材料の融点近くまで加熱して引張試験やクリープ試験を行うことのできる高温材料特性試験機を整温度制御装置

水冷ロット
加熱炉

ロードセル
ヒーター

非接触型変位計

温度制御装置

アクチュエータ
加熱炉

ヒーター

熱電対

試験片

アクチュエータ

図 高温材料特性試験機

熱電対



試験片

融点近くまでの材料特性データを取得するため、℃まで加熱して引張試験やクリープ試験を行うことのできる高温材料

特性試験機を整備しました。
従来のクリップゲージ等を用いた
図 高温材料特性試験機
測定では不可能だった試験片の変位を、並行な光線を用いて非融点近くまでの材料特性データを取得するため、
℃まで加接触で測定することで、高温域での測定が可能となりました。
熱して引張試験やクリープ試験を行うことのできる高温材料
特性試験機を整備しました。従来のクリップゲージ等を用いた測定では不可能だった試験片の変位を、並行な光線を用いて非接触で測定することで、高温域での測定が可能となりました。

本研究で想定した溶融本研究で想定した溶融本研究で想定した溶融
燃・材料の領域

2.27
MPa
2.27
MPa
2.27
MPa

燃・材料の領域
3.15燃・材料の領域
MPa
3.15
MPa
3.15
MPa

RK (33 MPa)
RK
(33
MPa)
RK
(33
MPa)

ひずみ (-)
ひずみ
ひずみ(-)(-)

0.7
0.7
3.15
MPa
0.7 3.15
MPa
3.15
MPa
0.6
0.6
0.6
0.5
0.5
0.5
0.4
0.4
0.4
0.3
0.3
0.3
0.2
0.2
0.2
0.1
0.1
0.1
0
00
0
5
00
55

2.27 MPa
2.27
MPa
2.27
MPa
試験結果
試験結果
試験結果
クリープ構成則をクリープ構成則をクリープ構成則を用いた評価結果
用いた評価結果
用いた評価結果

101010
時間 (h)
時間(h)(h)時間

151515

RK (40.5 MPa)
RK
(40.5
MPa)
RK
(40.5
MPa)

20
2020

 
図
高温クリープ試験結果とクリープ構成則の検討
図
図高温クリープ試験結果とクリープ構成則の検討
高温クリープ試験結果とクリープ構成則の検討 低合金鋼℃
低合金鋼℃  低合金鋼℃ 
高温下で生じるクリープ変形の結果の一例です。同じ温度で荷高温下で生じるクリープ変形の結果の一例です。同じ温度で荷高温下で生じるクリープ変形の結果の一例です。同じ温度で荷重を変えた試験を行い、クリープ特性のデータベースを整備し重を変えた試験を行い、クリープ特性のデータベースを整備し重を変えた試験を行い、クリープ特性のデータベースを整備しました。また、クリープ変形に伴う材料の損傷指数を考慮したました。また、クリープ変形に伴う材料の損傷指数を考慮したました。また、クリープ変形に伴う材料の損傷指数を考慮した
クリープ構成則を用いることで、試験結果を精度良く再現できクリープ構成則を用いることで、試験結果を精度良く再現できクリープ構成則を用いることで、試験結果を精度良く再現できることを確認しました。
ることを確認しました。
ることを確認しました。

 
図
解析で得られる温度分布の例
図
図解析で得られる温度分布の例
解析で得られる温度分布の例
詳細な三次元モデルを用いた熱流動解析による温度分布の一
詳細な三次元モデルを用いた熱流動解析による温度分布の一
詳細な三次元モデルを用いた熱流動解析による温度分布の一例です。左上の図の黄色の部分は、溶融した燃料と材料が移行例です。左上の図の黄色の部分は、溶融した燃料と材料が移行例です。左上の図の黄色の部分は、溶融した燃料と材料が移行した領域です。ここが加熱されることにより、下部ヘッドを構した領域です。ここが加熱されることにより、下部ヘッドを構した領域です。ここが加熱されることにより、下部ヘッドを構成する材料の温度も高くなり、クリープによる変形が生じるも成する材料の温度も高くなり、クリープによる変形が生じるも成する材料の温度も高くなり、クリープによる変形が生じるものと考えられます。
のと考えられます。
のと考えられます。
 ものです。すなわち、現在のSA
SA 解析コードでは、溶融ものです。すなわち、現在のものです。すなわち、現在の SA解析コードでは、溶融解析コードでは、溶融した炉心燃料と材料が下部ヘッドに移行し堆積した後の単純な形状のモデルや評価手法を使って評価していました炉心燃料と材料が下部ヘッドに移行し堆積した後のした炉心燃料と材料が下部ヘッドに移行し堆積した後の下部ヘッドの温度や応力などの時間変化やその破損を、す。このため、下部ヘッドの破損時間や、その後の事故
下部ヘッドの温度や応力などの時間変化やその破損を、下部ヘッドの温度や応力などの時間変化やその破損を、単純な形状のモデルや評価手法を使って評価しています。
進展の推定には、大きな不確かさ（ばらつき）が含まれ単純な形状のモデルや評価手法を使って評価しています。
単純な形状のモデルや評価手法を使って評価しています。
このため、下部ヘッドの破損時間や、その後の事故進展ます。
このため、下部ヘッドの破損時間や、その後の事故進展
このため、下部ヘッドの破損時間や、その後の事故進展の推定には、
大きな不確かさばらつき
ばらつき が含まれます。
そこで、溶融燃材料の挙動を把握するための数値流体の推定には、
大きな不確かさの推定には、
大きな不確かさ ばらつきが含まれます。
が含まれます。
そこで、溶融燃材料の挙動を把握するための数値流体
力学に基づく熱流動解析、及び熱流動解析により得られ
そこで、溶融燃材料の挙動を把握するための数値流体
そこで、溶融燃材料の挙動を把握するための数値流体
力学に基づく熱流動解析、及び熱流動解析により得られる表面温度や圧力等を境界条件とする構造解析（熱弾塑
力学に基づく熱流動解析、及び熱流動解析により得られ力学に基づく熱流動解析、及び熱流動解析により得られる表面温度や圧力等を境界条件とする構造解析
熱弾塑
性クリープ解析）を組合せた熱流動・構造連成解析手法
る表面温度や圧力等を境界条件とする構造解析
熱弾塑
る表面温度や圧力等を境界条件とする構造解析
熱弾塑
性クリープ解析を組合せた熱流動・構造連成解析手法
を組合せた熱流動・構造連成解析手法を整備すると共に、破損箇所や時間を予測する手法とし性クリープ解析性クリープ解析 を組合せた熱流動・構造連成解析手法を整備すると共に、破損箇所や時間を予測する手法としを整備すると共に、破損箇所や時間を予測する手法として、前述のクリープ変形に伴う材料の損傷程度を評価すを整備すると共に、破損箇所や時間を予測する手法として、前述のクリープ変形に伴う材料の損傷程度を評価すて、前述のクリープ変形に伴う材料の損傷程度を評価すて、前述のクリープ変形に伴う材料の損傷程度を評価す
る手法の構造解析への導入を進めています。
る手法の構造解析への導入を進めています。
る手法の構造解析への導入を進めています。
る手法の構造解析への導入を進めています。
BWR を対象とした場合には、制御棒等の貫通部を考BWRを対象とした場合には、制御棒等の貫通部を考慮
BWRを対象とした場合には、制御棒等の貫通部を考慮
BWRを対象とした場合には、制御棒等の貫通部を考慮慮した破損状況の予測が重要になると考えられることかした破損状況の予測が重要になると考えられることから、した破損状況の予測が重要になると考えられることから、した破損状況の予測が重要になると考えられることから、ら、公開文献 [6] を参考に三次元モデルを作成しました
公開文献[6]を参考に三次元モデルを作成しました図図
公開文献[6]を参考に三次元モデルを作成しました
公開文献[6]を参考に三次元モデルを作成しました
図（図1）。そのモデルを用いて、熱流動解析により得られ
1。そのモデルを用いて、熱流動解析により得られた温
1た温度分布の結果の例を図1。そのモデルを用いて、熱流動解析により得られた温。そのモデルを用いて、熱流動解析により得られた温4 に示します。これは、炉心度分布の結果の例を図4 4に示します。これは、炉心で溶に示します。これは、炉心で溶度分布の結果の例を図
度分布の結果の例を図4に示します。これは、炉心で溶で溶融した燃料と材料のうち 10% が下部ヘッドに落下融した燃料と材料のうち10%が下部ヘッドに落下し、冷10%が下部ヘッドに落下し、冷融した燃料と材料のうち融した燃料と材料のうち 10%が下部ヘッドに落下し、冷し、冷却水により冷却され固化した状態を初期状態とし却水により冷却され固化した状態を初期状態として解析却水により冷却され固化した状態を初期状態として解析却水により冷却され固化した状態を初期状態として解析て解析を行った結果です（1F 事故のシナリオとは一致しを行った結果です 1F1F事故のシナリオとは一致してい事故のシナリオとは一致していを行った結果ですを行った結果です1F
事故のシナリオとは一致していていません）。崩壊熱により、落下した燃料と材料が再ません。崩壊熱により、落下した燃料と材料が再び加熱ません。崩壊熱により、落下した燃料と材料が再び加熱ません。崩壊熱により、落下した燃料と材料が再び加熱
び加熱されるため、下部ヘッドを構成する材料の温度もされるため、下部ヘッドを構成する材料の温度も高くなされるため、下部ヘッドを構成する材料の温度も高くなされるため、下部ヘッドを構成する材料の温度も高くな
高くなっている様子が分かります。この温度分布や圧力っている様子が分かります。この温度分布や圧力等の影っている様子が分かります。この温度分布や圧力等の影っている様子が分かります。この温度分布や圧力等の影等の影響を考慮して構造解析により材料の損傷指数を評
響を考慮して構造解析により材料の損傷指数を評価した
響を考慮して構造解析により材料の損傷指数を評価した
響を考慮して構造解析により材料の損傷指数を評価した

 
解析で得られる損傷指数分布の例
図
図
図解析で得られる損傷指数分布の例
解析で得られる損傷指数分布の例
構造解析を通じて得られる材料の損傷指数の分布の一例です。
構造解析を通じて得られる材料の損傷指数の分布の一例です。
構造解析を通じて得られる材料の損傷指数の分布の一例です。
損傷指数は赤破線で示した貫通部近傍で高い値を示しており、損傷指数は赤破線で示した貫通部近傍で高い値を示しており、損傷指数は赤破線で示した貫通部近傍で高い値を示しており、下部ヘッドの破損はそこから生じることが示唆されました。
下部ヘッドの破損はそこから生じることが示唆されました。
下部ヘッドの破損はそこから生じることが示唆されました。

価したところ、図5 に示すように損傷指数は貫通部近傍
ところ、図5 に示すように損傷指数は貫通部近傍で最大ところ、図ところ、図5 5に示すように損傷指数は貫通部近傍で最大に示すように損傷指数は貫通部近傍で最大で最大となりました。このように、下部ヘッドの複雑なとなりました。このように、下部ヘッドの複雑な形状をとなりました。このように、下部ヘッドの複雑な形状をとなりました。このように、下部ヘッドの複雑な形状を反映したモデルとクリープ変形に伴う破損挙動評価手法
形状を反映したモデルとクリープ変形に伴う破損挙動評
反映したモデルとクリープ変形に伴う破損挙動評価手法反映したモデルとクリープ変形に伴う破損挙動評価手法の組合せにより、事故時の下部ヘッドの破損は貫通部で価手法の組合せにより、事故時の下部ヘッドの破損は貫の組合せにより、事故時の下部ヘッドの破損は貫通部での組合せにより、事故時の下部ヘッドの破損は貫通部で生じることを示すことができました。
通部で生じることを示すことができました。
生じることを示すことができました。
生じることを示すことができました。
今後、異なる事故シナリオに対する評価を行うことで、今後、異なる事故シナリオに対する評価を行うことで、今後、異なる事故シナリオに対する評価を行うことで、今後、異なる事故シナリオに対する評価を行うことで、溶融燃材料の炉内等状況の把握、の圧力容器下部ヘッ
溶融燃材料の炉内等状況の把握、
1Fの圧力容器下部ヘッ
溶融燃材料の炉内等状況の把握、
1F1Fの圧力容器下部ヘッ
溶融燃材料の炉内等状況の把握、
1Fの圧力容器下部ヘッドの破損箇所の推定やSA
解析コードの高度化に役立つ
ドの破損箇所の推定やSA
解析コードの高度化に役立つ
ドの破損箇所の推定やドの破損箇所の推定やSA
SA解析コードの高度化に役立つ
解析コードの高度化に役立つ知見を得ることを目指します。
知見を得ることを目指します。
知見を得ることを目指します。
知見を得ることを目指します。

Y.
Yamaguchi,etal.,“Development
FailureEvaluation
Method
for
BWR
Lower
Head
SevereAccident;《参考文献》《参考文献》
・ Y. Yamaguchi,
etetal.,"Developmentof
FailureEvaluation
Method
for
BWR
Lower
Head
in
SevereAccident;
Yamaguchi,al.,“Development
ofof
FailureEvaluation
Method
for
BWR
Lower
Head
inin
SevereAccident;(1)(1)
Yamaguchi,etal.,“Developmentof
FailureEvaluation
Method
for
BWR
Lower
Head
in
SevereAccident;(1)(1)《参考文献》《参考文献》  Y.Y.
High
Temperature
Creep
Test
and
Creep
DamageModel”,
Proceedingsof
23ndInternational
ConferenceonHigh
Temperature
Creep
Test
and
Creep
DamageModel",
Proceedingsof23nd23nd
International
ConferenceHigh
Temperature
Creep
Test
and
Creep
DamageModel”,
Proceedings
ofof
23nd
International
Conference
onon onHigh
Temperature
Creep
Test
and
Creep
DamageModel”,
ProceedingsInternational
Conference
NuclearEngineering(ICONE23-1533)(2015).
NuclearEngineering(ICONE23-1533)(2015).
NuclearEngineering(ICONE23-1533)(2015).
NuclearEngineering(ICONE23-1533)(2015).
J.
Katsuyama,etal.,“Developmentof
FailureEvaluation
Method
BWR
Lower
Head
SevereAccident;
・ J.
Katsuyama,etal.,"Developmentof
FailureEvaluation
Method
for
BWR
Lower
Head
in Severe
Accident; J.J.
Katsuyama,
etet
al.,
“Development
ofof
FailureEvaluation
Methodforfor
BWR
Lower
Head
inin
SevereAccident;(3)(3)
Katsuyama,al.,“Development
FailureEvaluation
Method
for
BWR
Lower
Head
in
SevereAccident;(3)
Creep
DamageEvaluation
Basedon
Thermal-Hydraulics
andStructural
Analyses”,
Proceedingsof
23ndof 23nd(3)Creep
Creep
DamageEvaluation
Basedon
Thermal-Hydraulics
andStructural
Analyses",
Proceedings
DamageEvaluation
Basedon
Thermal-Hydraulics
andStructural
Analyses”,
Proceedingsof
23nd
Creep Damage Evaluation Based on Thermal-Hydraulics and Structural Analyses”, Proceedings of 23nd
International
Conference
NuclearEngineering(ICONE23-1534)(2015).
International
Conferenceon
NuclearEngineering(ICONE23-1534)(2015).
International
Conference
onon
NuclearEngineering(ICONE23-1534)(2015).
International
Conferenceon
NuclearEngineering(ICONE23-1534)(2015).
[1]
T.Y.
Chu
e
al.,
“Low
heat
failureanalysis”,
U.S.
NRC;
NUREG/CR-5582(1999).
《引用文献》
[1]
T.Y.
Chu
e
al.,
"Low
heat
failureanalysis",
U.S.
NRC;
NUREG/CR-5582(1999).
[1]
T.Y.
Chu
e
al.,
“Low
heat
failureanalysis”,
U.S.
NRC;
NUREG/CR-5582(1999).
《引用文献》
[1]
T.Y.
Chu
e
al.,
“Low
heat
failureanalysis”,
U.S.
NRC;
NUREG/CR-5582(1999).
《引用文献》《引用文献》[2]
H.
G.
Willschütz,
etal.,“Genetraiton
of
a
high
temperaturematerial
data
base
and
its
application
creep[2][2]H.
G.
etal.,"Genetraiton
hightemperaturematerial
data
base
and
its application
to creep
G.Willschütz,
Willschütz,
etet“Genetraiton
ofof
a hightemperaturematerial
data
base
and
its
application
toto
creep
[2]H.
H.
G.
Willschütz,
al.,“Genetraitonof
a hightemperaturematerial
data
base
and
its
application
to
creep

tests
with
FrenchandGerman
RPV-steel,
FZR-353(2002).
tests
withFrenchandGerman
RPV-steel",
FZR-353(2002).
tests
withFrenchandGerman
RPV-steel,
FZR-353(2002).
tests
withFrenchandGerman
RPV-steel,
FZR-353(2002).
[3](独)
原子力基盤機構、複雑形状部機器配管健全性実証(IAF)事業
原子炉圧力容器の異材溶接部に関する高温材料[3][3][3](独) 原子力基盤機構、複雑形状部機器配管健全性実証(IAF) 事業
原子炉圧力容器の異材溶接部に関する高温材(独)
原子力基盤機構、複雑形状部機器配管健全性実証(IAF)事業
原子炉圧力容器の異材溶接部に関する高温材料(独)
原子力基盤機構、複雑形状部機器配管健全性実証(IAF)事業
原子炉圧力容器の異材溶接部に関する高温材料
特性データ集(2012)
料特性データ集(2012)
特性データ集特性データ集 (2012)[4]L.M.
L.M.
Kachanov,“Timetoruptureprocess
under
creep
conditions,”
lzv
Akad.
Nank.
SSSR,
26-31
(1928).
[4][4]L.M.
Kachanov,"Time
totorupture
process
under
creep
conditions",
lzv
Akad.
Nank.
SSSR,
8,pp.
pp.
26-31
(1928).
Kachanov,“Time
ruptureprocess
creep
conditions,”
lzv
Akad.
Nank.
SSSR,
8,8,
pp.
26-31
(1928).
[4] L.M.
Kachanov,“Timetoruptureprocess
under
creep
conditions,”
lzv
Nank.
SSSR,
8,
pp.
26-31
(1928).
[5]
Y.N.
Rabotnov,“Creepproblems
instructuralmembers,”
North
Holland:
North-Holland
Publ.
Co.
(1969).
[5][5]Y.N.
Rabotnov,"Creepproblems
instructuralmembers",
North
Holland:
North-Holland
Publ.
Co.
(1969).
Y.N.
Rabotnov,“Creepproblems
instructuralmembers,”
North
Holland:
North-Holland
Publ.
Co.
(1969).
[5] Y.N. Rabotnov, “Creep problems in structural members,” North Holland: North-Holland Publ. Co. (1969).
[6]例えば、東京電力株式会社;
例えば、東京電力株式会社;
福島原子力発電所原子炉設置許可申請書(昭和
(昭和
41
年
7月
月)
福島原子力発電所原子炉設置許可申請書
41
年年
7 7月)
[6][6]
例えば、東京電力株式会社; 福島原子力発電所原子炉設置許可申請書
41[6] 例えば、東京電力株式会社;
福島原子力発電所原子炉設置許可申請書( 昭和
(昭和
41
年
7 月))

15

 汚染の状況
汚染の状況･性状を評価し除染方法を立案する
1-4･ 性状を評価し除染方法を立案する―
コンクリートコアサンプルの分析による汚染性状評価 ――コンクリートコアサンプルの分析による汚染性状評価―
大洗研究開発センター
福島燃料材料試験部 材料試験課
材料試験課 前田
大洗研究開発センター
福島燃料材料試験部
前田 宏治
宏治
大洗研究開発センター
福島燃料材料試験部
集合体試験課東内惇志
大洗研究開発センター 福島燃料材料試験部 集合体試験課 東内 惇志

デッキプレート（金属板）

Φ300コア抜き

デッキプレート

デッキプレート構造

表面塗膜（エポキシ樹脂）

原子炉建屋
床等

ボーリングコア
50φコア抜き遠隔ロボットによる採取

養生シート

㻌㻌㻌㻌㻌㻌㻌㻌㻌

図  コンクリートコアサンプル採取方法

図   号機オペフロ コンクリートコアサンプルの ,3 測定結果

) 原子炉建屋の  号機  階南側及び  号機オペフロは、極めて高線量のエリアであるため、コンクリートコアサンプル採取には三菱重工が開発した遠隔ロボット（0(,67H5）が初めて投入されました。

コンクリートコアのサンプルに対して、,3 測定を行い、汚染の浸透状態等を確認いたしました。測定の結果、塗膜表面及びサンプル採取時に塗膜が剥離してクロスコンタミした部分には、汚染がありましたが、コンクリート内部への浸透汚染はありませんでした。

1F の廃止措置に向けたデブリ取出し等に必要な原子
1F の廃止措置に向けたデブリ取出し等に必要な原子炉建屋内作業での作業員の被ばく低減のためには、放射炉建屋内作業での作業員の被ばく低減のためには、放射性物質で汚染され高放射線量となっている原子炉建屋内性物質で汚染され高放射線量となっている原子炉建屋内を遠隔で除染する技術を開発する必要があります。原子を遠隔で除染する技術を開発する必要があります。原子
炉建屋内の遠隔除染を効果的に行うためには、汚染部位
炉建屋内の遠隔除染を効果的に行うためには、汚染部位に応じた適切な技術を選定することが重要であり、汚染に応じた適切な技術を選定することが重要であり、汚染源となる放射性物質の種類、放射性物質の床や壁への浸源となる放射性物質の種類、放射性物質の床や壁への浸透状態、汚染の建屋内での分布状況等の汚染の状況を詳
透状態、汚染の建屋内での分布状況等の汚染の状況を詳細に把握することが不可欠です。原子力機構は、H23 年
細に把握することが不可欠です。原子力機構は、H23
年
度より 1F 廃止措置に向けた研究開発プロジェクト「原子度より1F 廃止措置に向けた研究開発プロジェクト「原
炉建屋内の遠隔除染技術の開発」の支援を継続しており、
子炉建屋内の遠隔除染技術の開発」の支援を継続しておH26 年には原子炉建屋内で採取された極めて高線量の汚り、H26
年には原子炉建屋内で採取された極めて高線量
染サンプルを大洗研究開発センターの照射後試験施設にの汚染サンプルを大洗研究開発センターの照射後試験施搬入して、汚染状況の基礎データ取得のための詳細分析
設に搬入して、汚染状況の基礎データ取得のための詳細を実施し、汚染の浸透状態等の汚染性状評価を行いました。
分析を実施し、汚染の浸透状態等の汚染性状評価を行いました。

 コンクリートコアサンプルの分析試験の背景と目(1) 的
コンクリートコアサンプルの分析試験の背景と目的
プロジェクトでは、まず現地調査（1Fでのオンサイトプロジェクトでは、まず現地調査（1F でのオンサイト
分析）により、汚染サンプルの線量測定等が実施され、分析）により、汚染サンプルの線量測定等が実施され、その後の詳細分析を原子力機構が分担実施しました。
その後の詳細分析を原子力機構が分担実施しました。
1 号機 1 階南側、2 号機オペフロの極めて高線量の場
16㻌

1 号機 1 階南側、2 号機オペフロの極めて高線量の場所
所から遠隔ロボット（図 1）によって採取された汚染サから遠隔ロボット（図 1）によって採取された汚染サンプ
ンプル（コンクリートコアの 4 サンプル及び難燃性の養ル（コンクリートコアの 4 サンプル及び難燃性の養生シ
生シートの 1 サンプル）、2 号機の屋上からボーリングートの 1 サンプル）、2 号機の屋上からボーリングして採して採取したオペフロのデッキプレート（天井の金属板取したオペフロのデッキプレート（天井の金属板 2 サン
2 サンプル）の合計 7 サンプルを対象として、汚染サンプル）の合計
7 サンプルを対象として、汚染サンプルのプルの詳細分析を実施しました。プロジェクトでは、2
詳細分析を実施しました。
プロジェクトでは、2 号機オペ号機オペフロの除染実施計画を早期に策定する必要があ
フロの除染実施計画を早期に策定する必要があるために、るために、原子力機構は汚染サンプルの基礎データの取原子力機構は汚染サンプルの基礎データの取得・提供を
得・提供を迅速に行いました。
迅速に行いました。
(2)
分析方法
 分析方法

コンクリートコアの44サンプルについて、遊離性汚染
サンプルについて、遊離性汚染
コンクリートコアの（塗膜に残る粉塵をウェスで回収した汚染）、固着性汚染（塗膜に残る粉塵をウェスで回収した汚染）、
固着性汚染（塗膜表面から除染用剥離性塗膜のストリッパブルペイ（塗膜表面から除染用剥離性塗膜のストリッパブルペイ
ントで回収した汚染）及び浸透性汚染（試料に残っていントで回収した汚染）及び浸透性汚染（試料に残っている汚染）に区別してそれぞれ分析を実施しています。なる汚染）に区別してそれぞれ分析を実施しています。なお、分析は汚染核種の同定、汚染の分布状態及び汚染のお、分析は汚染核種の同定、汚染の分布状態及び汚染の浸透状態等の把握を目的に、外観観察、イメージングプ
浸透状態等の把握を目的に、外観観察、イメージングプ
レート測定（以下「IP測定」と称する）、ガンマスキャ
レート測定（以下「IP 測定」と称する）、ガンマスキャン
ン測定、γ線及びα線核種分析、FE－SEM
による元素測定、γ線及びα線核種分析、FE－SEM による元素分分析を実施しました。
析を実施しました。

40

塗膜とコンクリートの境界

35





塗膜とコンクリートの境界1

計数率[cps]

30

2
3

25
20

15
10
5

ガンマスキャン

0
0

4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

52

表面からの距離[㎜]㻌㻌図   号機オペフロ コンクリートコアのガンマスキャン測定結果
ボーリングコアの塗膜表面からコンクリート内部に向かって
ガンマスキャンを実施しました。図中のライン  で、サンプル採取時のクロスコンタミによる計数率の増加が見られました
が、ライン  では、計数率の変化がなく、浸透汚染の無いこと分かりました。

図   号機オペフロ コンクリートコアのγ線核種分析結果
 号機のボーリングコアのサンプルからストリッパブルペイン
トで固着性汚染を採取してγ線核種分析を実施した結果、&V，
&V，P$J 及び 6E が主なγ核種として検出されました。

(3)  分析結果および汚染性状の評価
分析結果および汚染性状の評価

とが分りました。
が分りました。

ら、ボーリング時の塗膜の欠け及び塗膜のごく表面でのボーリング時の塗膜の欠け及び塗膜のごく表面での変色

塗膜のごく表面での変色は無く、明瞭な付着物は観察さ
塗膜のごく表面での変色は無く、明瞭な付着物は観察さ

変色や付着物が観察されていましたが
（図
2）
、塗膜の著
や付着物が観察されていましたが（図2）、塗膜の著しいれませんでした。サンプル採取場所に水跡があったサン
れませんでした。サンプル採取場所に水跡があったサン

しい損傷等は確認されませんでした。また、塗膜表面に損傷等は確認されませんでした。また、塗膜表面には、

プルには、サンプル外周部分で塗膜とコンクリートの欠プルには、サンプル外周部分で塗膜とコンクリートの欠は、遊離性汚染及び固着性汚染が存在していましたが、遊離性汚染及び固着性汚染が存在していましたが、除染

け及びクラックがありました。この部分では、欠けの表
け及びクラックがありました。この部分では、欠けの表用剥離性塗膜を用いた固着性汚染の除去によって、塗膜
除染用剥離性塗膜を用いた固着性汚染の除去によって、面でやや高線量の汚染があり、欠けの下側にあるコンク
面でやや高線量の汚染があり、欠けの下側にあるコンク表面の汚染レベルは低下しました。更にコンクリートコ
塗膜表面の汚染レベルは低下しました。更にコンクリー

リートにおいて低線量の汚染浸透が見られましたが、局リートにおいて低線量の汚染浸透が見られましたが、局

アサンプルを切断して調製した縦断面試料の IP IP
測定結トコアサンプルを切断して調製した縦断面試料の測所的に限定された範囲の浸透汚染であったため、塗膜か所的に限定された範囲の浸透汚染であったため、塗膜か

2 号機コンクリートコアのサンプルの外観観察か
2 号機コンクリートコアの 22 サンプルの外観観察から、果（図2）及びγスキャン測定結果（図3）から、サンプ
定結果（図2）及びγスキャン測定結果（図3）から、サ
ル外周の塗膜が部分的に剥離していたところのクロスコ
ンプル外周の塗膜が部分的に剥離していたところのクロ
ンタミを除いて、コンクリート内部への有意な浸透汚染
スコンタミを除いて、コンクリート内部への有意な浸透はありませんでした。なお、コンクリートコアサンプル
汚染はありませんでした。なお、コンクリートコアサン
外周に見られた部分的な塗膜の剥離に対応したクロスコ
プル外周に見られた部分的な塗膜の剥離に対応したクロ
ンタミは、分析開始前のサンプルの外観観察と IP 測定等
スコンタミは、分析開始前のサンプルの外観観察とIPによる汚染の状況とを確認した結果から、遠隔ロボット
測定等による汚染の状況とを確認した結果から、遠隔によるサンプル採取時に生じたものと推定されました。2ロボットによるサンプル採取時に生じたものと推定され号機のボーリングコアのサンプルは、134Cs，137Cs，110mAgました。2 号機のボーリングコアのサンプルは、134Cs，
Sb がγ核種として検出されました（図4）。
及び 125
137
110m
125
Cs，

Ag 及び

Sb がγ核種として検出されました

2 号機の養生シートには、
高線量の汚染が付着していま（図 4）。

したが、水を含んだウェスでのふき取りにより、表面の2 号機の養生シートには、高線量の汚染が付着してい汚染が除去できることを確認しました。また、デッキプ

ましたが、水を含んだウェスでのふき取りにより、表面レートには、主に補修塗装の被膜部分が汚染源となっての汚染が除去できることを確認しました。また、デッキ
おり、補修塗装の下層になるデッキプレート本体の塗膜プレートには、主に補修塗装の被膜部分が汚染源となっは、汚染レベルが低いことが分かりました。更に、補修ており、補修塗装の下層になるデッキプレート本体の塗塗装の被膜部分に存在する汚染は、塗膜表面の簡便な洗膜は、汚染レベルが低いことが分かりました。更に、補浄等では放射性物質の除去が困難であるものの、ごく薄修塗装の被膜部分に存在する汚染は、塗膜表面の簡便な

11号機コンクリートコアの号機コンクリートコアの22サンプルの外観観察から、サンプルの外観観察から、らコンクリートにつながるクラックを介して汚染が浸透
らコンクリートにつながるクラックを介して汚染が浸透したものと推定されました。コンクリートコアの 22 サン
サン
したものと推定されました。コンクリートコアのプル共に塗膜表面には、遊離性汚染及び固着性汚染が存
プル共に塗膜表面には、遊離性汚染及び固着性汚染が存在していましたが、ストリッパブルペイントを用いた固在していましたが、ストリッパブルペイントを用いた固着性汚染の除去によって、塗膜表面の汚染レベルは低下
着性汚染の除去によって、塗膜表面の汚染レベルは低下しました。1号機
号機11階南側は極めて高線量場となってい階南側は極めて高線量場となっていしました。1

ますが、床の汚染は高線量の汚染源でないことが明らかますが、床の汚染は高線量の汚染源でないことが明らかとなり、高所部のダクトや配管等が汚染源である可能性となり、高所部のダクトや配管等が汚染源である可能性が高いと推定されました。
高線量の 1 号機 1 階南側及び 2 号機オペフロから採取
高線量の 1 号機 1 階南側及び 2 号機オペフロから採取した高線量の汚染サンプルについて、H27 年 3 月までにした高線量の汚染サンプルについて、H27 年 3 月までに全ての基礎データ取得・評価を完了しました。特に床コ全ての基礎データ取得・評価を完了しました。特に床コンクリート上の塗膜が健全であればコンクリート内部にンクリート上の塗膜が健全であればコンクリート内部には、有意な浸透汚染が無いことを確認しました。対象とは、有意な浸透汚染が無いことを確認しました。対象としたサンプル採取場所の汚染性状の評価結果は、技術的したサンプル採取場所の汚染性状の評価結果は、技術的根拠のある除染技術及び機器の選定に貢献し、研究開発
根拠のある除染技術及び機器の選定に貢献し、研究開発
プロジェクト「総合的線量低減計画の策定」の除染実施
プロジェクト「総合的線量低減計画の策定」の除染実施計画策定にも反映されています。
が高いと推定されました。

計画策定にも反映されています。

い被膜そのものを除去することによって除染できること
洗浄等では放射性物質の除去が困難であるものの、ごく本研究は、技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の組合員として原子力機構が実施した「原子炉建屋内汚染サンプルの分析」
薄い被膜そのものを除去することによって除染できるこの成果を含むものである。
 K. Maeda, et al., “Results of detailed analyses performed on boring cores extracted from the concrete floors of《参考文献》
本研究は、技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の組合員として原子力機構が実施した「原子炉建屋内汚染サンプルの分析」
the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant reactor buildings”, Proceedings of GLOBAL2013: Internationalの成果を含むものである。
Nuclear Fuel Cycle Conference, Salt Lake City, USA (2013). in CD-ROM.
《参考文献》 ・ K. Maeda, et al., "Results of detailed analyses performed on boring cores extracted from the concrete ﬂoors of K. Maeda, et al.,”Distribution of radioactive nuclides of boring core samples extracted from concrete
the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant reactor buildings", Proceedings of GLOBAL2013: International
structures of reactor buildings in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant”, J. Nucl. Sci. Eng. 51, 1006
Nuclear Fuel Cycle Conference, Salt Lake City, USA (2013). in CD-ROM.
(2014).
・ K. Maeda, et al., "Distribution of radioactive nuclides of boring core samples extracted from concrete structuresof reactor buildings in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant", J. Nucl. Sci. Eng. 51, 1006 (2014).

17

1-5
炉内デブリや不明物等の元素組成をその場で実測する
 炉内デブリや不明物等の元素組成をその場で実測する
―炉内レーザーモニタリング・内部観察技術開発―
― 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術開発――炉内レーザーモニタリング・内部観察技術開発―
廃炉国際共同研究センター
燃料デブリ分析グループ
廃炉国際共同研究センター
若井田育夫、大場
育夫、大場弘則
弘則
廃炉国際共同研究センター燃料デブリ分析グループ
燃料デブリ分析グループ 若井田
若井田
育夫、大場
弘則
大洗研究開発センター

高速実験炉部
高速炉技術課伊藤
主税
大洗研究開発センター
伊藤主税
主税
大洗研究開発センター 高速実験炉部
高速実験炉部 高速炉技術課
高速炉技術課 伊藤

図図
 開発中の炉内レーザーモニタリング・内部観察プローブの概要と利用イメージ
開発中の炉内レーザーモニタリング・内部観察プローブの概要と利用イメージ
耐放射線性光ファイバの活用を基本共通概念として、内部状況の視認、局所的な線量、デブリなどの組成分析を遠隔検知可能なプローブ
耐放射線性光ファイバの活用を基本共通概念として、内部状況の視認、局所的な線量、デブリなどの組成分析を遠隔検知可能なプローブを開発しています。視認にはファイバスコープを、局所場の線量測定にはルビーシンチレータの発光現象を、組成分析にはレーザー生成を開発しています。視認にはファイバスコープを、局所場の線量測定にはルビーシンチレータの発光現象を、組成分析にはレーザー生成
プラズマ発光の原子分光（/,%6）を利用します。光信号、光エネルギーの伝送に耐放射線性光ファイバを活用することで、炉内・格納容
プラズマ発光の原子分光（/,%6）を利用します。光信号、光エネルギーの伝送に耐放射線性光ファイバを活用することで、炉内・格納容
器内の過酷環境下や、簡便な操作が求められる炉外の廃炉現場でも使用可能な、遠隔その場分析プローブの開発を目指しています。
器内の過酷環境下や、簡便な操作が求められる炉外の廃炉現場でも使用可能な、遠隔その場分析プローブの開発を目指しています。

(1)
  はじめにはじめに  はじめに

燃料デブリの取出しに向けて、原子炉圧力容器・原子燃料デブリの取出しに向けて、原子炉圧力容器・原子燃料デブリの取出しに向けて、原子炉圧力容器・原子炉格納容器内の燃料デブリの位置や状況を把握するため
炉格納容器内の燃料デブリの位置や状況を把握するため
炉格納容器内の燃料デブリの位置や状況を把握するためには、高放射線、水中又は高湿度、狭隘という過酷な環には、高放射線、水中又は高湿度、狭隘という過酷な環には、高放射線、水中又は高湿度、狭隘という過酷な環境下における遠隔その場観察技術が要求されます。高い境下における遠隔その場観察技術が要求されます。高い境下における遠隔その場観察技術が要求されます。高い
放射線環境下では、ICを多用した精密電子機器は使えまを多用した精密電子機器は使え
放射線環境下では、IC
放射線環境下では、IC を多用した精密電子機器は使えまません。そこで本研究開発では、電気信号に代わってせん。そこで本研究開発では、電気信号に代わって光信せん。そこで本研究開発では、電気信号に代わって光信
光信号を用いた観察プローブを開発することとしまし号を用いた観察プローブを開発することとしました（図号を用いた観察プローブを開発することとしました（図た（図1）。現在開発中のプローブは、ファイバスコープ
1）。現在開発中のプローブは、ファイバスコープによる
1）。現在開発中のプローブは、ファイバスコープによるによる視認プローブ、ルビーシンチレータによる局所放視認プローブ、ルビーシンチレータによる局所放射線プ
視認プローブ、ルビーシンチレータによる局所放射線プ
射線プローブ、レーザー生成プラズマ発光の原子分光を
ローブ、レーザー生成プラズマ発光の原子分光を利用しローブ、レーザー生成プラズマ発光の原子分光を利用し利用した元素組成分析プローブの3 つで、全て光ファイた元素組成分析プローブのた元素組成分析プローブの 33 つで、全て光ファイバを利つで、全て光ファイバを利バを利用して信号やエネルギーを伝送します。また、炉用して信号やエネルギーを伝送します。また、炉内の分用して信号やエネルギーを伝送します。また、炉内の分内の分析だけでなく、簡便な操作が求められる炉外の廃析だけでなく、簡便な操作が求められる炉外の廃炉現場
析だけでなく、簡便な操作が求められる炉外の廃炉現場
炉現場における不明物等の分析も求められていることかにおける不明物等の分析も求められていることから、遠における不明物等の分析も求められていることから、遠ら、遠隔その場分析プローブの開発を目指しています。
隔その場分析プローブの開発を目指しています。ここで隔その場分析プローブの開発を目指しています。ここでここでは、ルビーシンチレータによる局所放射線プロー
は、ルビーシンチレータによる局所放射線プローブ、レは、ルビーシンチレータによる局所放射線プローブ、レブ、レーザー生成プラズマ発光の原子分光を利用した元ーザー生成プラズマ発光の原子分光を利用した元素組成
ーザー生成プラズマ発光の原子分光を利用した元素組成
素組成分析プローブの開発現状について紹介します。
分析プローブの開発現状について紹介します。
分析プローブの開発現状について紹介します。
(2)  耐放射線性光ファイバ
耐放射線性光ファイバ  耐放射線性光ファイバ

光ファイバは放射線を受けると、ガラス中に生成され光ファイバは放射線を受けると、ガラス中に生成され光ファイバは放射線を受けると、ガラス中に生成された欠陥に特定の波長の光が吸収されることから、透過光た欠陥に特定の波長の光が吸収されることから、透過光た欠陥に特定の波長の光が吸収されることから、透過光量が低下します。これを補償するため、純粋石英コアに量が低下します。これを補償するため、純粋石英コアに量が低下します。これを補償するため、純粋石英コアにヒドロキシ基（OH 基）を1000 ppm 含有させることにヒドロキシ基ヒドロキシ基（OH（OH基）基）をを1000ppm
1000ppm含有させることによ含有させることによ
より耐放射線性を持たせました。紫外・可視域について
り耐放射線性を持たせました。紫外・可視域については
り耐放射線性を持たせました。紫外・可視域については
は性能劣化が大きく、長距離伝送に適しません。しかし性能劣化が大きく、長距離伝送に適しません。しかしこ
性能劣化が大きく、長距離伝送に適しません。しかしこ
これまでの実験から、ガンマ線を約
1 MGy 照射した後れまでの実験から、ガンマ線を約
れまでの実験から、ガンマ線を約1MGy照射した後でも、
1MGy照射した後でも、でも、近赤外領域で透過特性の劣化がないこと、
赤外レー
近赤外領域で透過特性の劣化がないこと、赤外レーザー
近赤外領域で透過特性の劣化がないこと、赤外レーザー
ザー光領域では、実際に使用するレーザー光を通しても光領域では、実際に使用するレーザー光を通してもファ光領域では、実際に使用するレーザー光を通してもファファイバに損傷が生じないこと等が確かめられていまイバに損傷が生じないこと等が確かめられています。
イバに損傷が生じないこと等が確かめられています。
す。

18

ルビーシンチレータによる局所放射線プローブ
(3)  ルビーシンチレータによる局所放射線プローブ
ルビーシンチレータによる局所放射線プローブ

炉内には線源が多く存在することから、遠方から局所
炉内には線源が多く存在することから、遠方から局所
炉内には線源が多く存在することから、遠方から局所的な線量を評価することは困難です。そこで、光ファイ的な線量を評価することは困難です。そこで、光ファイ的な線量を評価することは困難です。そこで、光ファイバの先端に小さなルビーシンチレータを挿入し、シンチバの先端に小さなルビーシンチレータを挿入し、シンチバの先端に小さなルビーシンチレータを挿入し、シンチ
レーション光を光ファイバで伝送して計測する局所放射レーション光を光ファイバで伝送して計測する局所放射レーション光を光ファイバで伝送して計測する局所放射
線プローブ
（図 2）
を開発してその特性を評価しています。
線プローブ（図を開発してその特性を評価しています。

線プローブ
（図2）
2）
を開発してその特性を評価しています。

図図 局所放射線プローブの概要
局所放射線プローブの概要
放射線に敏感な光検出器等の計測機器は低放射線場に設置しま
放射線に敏感な光検出器等の計測機器は低放射線場に設置します。
ルビーシンチレータからの放射線によるシンチレーション光す。
ルビーシンチレータからの放射線によるシンチレーション光
を光ファイバで伝送することでその光量を検知し、シンチレータを光ファイバで伝送することでその光量を検知し、シンチレータを設置した場所での局所場のガンマ線量を推定します。
を設置した場所での局所場のガンマ線量を推定します。

強いガンマ線照射により光ファイバは、それ自身強いガンマ線照射により光ファイバは、それ自身強いガンマ線照射により光ファイバは、それ自身 500500nm
近傍の蛍光を発生します。そこで、ルビーからの500nm
近傍の蛍光を発生します。そこで、ルビーからのnm 近傍の蛍光を発生します。そこで、ルビーからのシ
シンチレーション光の波長成分帯域である
700nm
近傍
シンチレーション光の波長成分帯域である
700nm
近傍
ンチレーション光の波長成分帯域である 700
nm 近傍ののみを透過する光フィルタを追加したり、シンチレータ
のみを透過する光フィルタを追加したり、シンチレータ
みを透過する光フィルタを追加したり、シンチレータをを取付けないダミーのファイバを準備し、ファイバからを取付けないダミーのファイバを準備し、ファイバから取付けないダミーのファイバを準備し、ファイバからのの蛍光のみを測定してこれを差し引いたりすることで、の蛍光のみを測定してこれを差し引いたりすることで、蛍光のみを測定してこれを差し引いたりすることで、信信頼性の確保を図る手法の開発を行っています。また、信頼性の確保を図る手法の開発を行っています。また、頼性の確保を図る手法の開発を行っています。また、放放射線線量率に対する光検出器の出力の耐放射線性の確
放射線線量率に対する光検出器の出力の耐放射線性の確
射線線量率に対する光検出器の出力の耐放射線性の確認認も行っており、
積算線量
MGy の高放射線照射後に認も行っており、
積算線量1.2
1.2
も行っており、積算線量1.2 MGy
MGyの高放射線照射後にの高放射線照射後においても、観測される発光量が線量率に比例して大きくおいても、観測される発光量が線量率に比例して大きくおいても、観測される発光量が線量率に比例して大きくなることも確かめています（図。
なることも確かめています（図3）3）。
なることも確かめています（図 3）。

組成分析が可能であることが確認できました。
Co を用いた高放耐放射線性ファイバを利用し、実際に
6060Co
耐放射線性ファイバを利用し、実際にCoを用いた高放を用いた高放耐放射線性ファイバを利用し、実際に射線場での分光が可能か否かを確認しました。積算線量
射線場での分光が可能か否かを確認しました。積算線量
射線場での分光が可能か否かを確認しました。積算線量が 2MGy以上で、放射線線量率が 15kGy/hの環境下にが 2MGy2MGy
以上で、放射線線量率がが以上で、放射線線量率が15kGy/h
15kGy/hの環境下にの環境下に光ファイバを置き、ジルコニウム合金（ジルカロイ2）を
光ファイバを置き、ジルコニウム合金
を光ファイバを置き、ジルコニウム合金（ジルカロイ（ジルカロイ2）2）を試料として分光試験をした結果、ガンマ線未照射の場合試料として分光試験をした結果、ガンマ線未照射の場合試料として分光試験をした結果、ガンマ線未照射の場合とほぼ一致した分光結果が得られました（図5）。耐放射とほぼ一致した分光結果が得られました（図5）。耐放射とほぼ一致した分光結果が得られました（図5）。耐放射
線性光ファイバを利用することで、高放射線場でも元素
線性光ファイバを利用することで、高放射線場でも元素
線性光ファイバを利用することで、高放射線場でも元素組成分析が可能であることが確認できました。
組成分析が可能であることが確認できました。
組成分析が可能であることが確認できました。
60
図  ルビーシンチレータの発光強度の線量率依存性
長さ P の光ファイバの先端に取り付けたルビーシンチレータに
よる局所ガンマ線プローブに、&R ガンマ線を積算線量0*ｙ照
射しました。高線量照射後においても、ガンマ線の線量率に比例した出力が得られており、高線量環境下でも長時間継続して利用できる可能性があることが示されました。

 レーザーによる元素組成分析プローブ
レーザーによる組成分析では、パルスレーザー光を試

料にレンズで集光照射することでプラズマを発生させ、
プラズマの発光に含まれる元素特有の波長の発光線を分図 ルビーシンチレータの発光強度の線量率依存性 ルビーシンチレータの発光強度の線量率依存性
図 
図  ルビーシンチレータの発光強度の線量率依存性
光器で検出し、その発光線と発光線強度から、試料を分の光ファイバの先端に取り付けたルビーシンチレータに
長さ長さPPの光ファイバの先端に取り付けたルビーシンチレータに

長さ
P
の光ファイバの先端に取り付けたルビーシンチレータに析する方法（Laser Breakdown
Spectroscopy : LIBS）を
よる局所ガンマ線プローブに、&R ガンマ線を積算線量0*ｙ照
よる局所ガンマ線プローブに、
 &R ガンマ線を積算線量0*ｙ照&R
ガンマ線を積算線量0*ｙ照
よる局所ガンマ線プローブに、射しました。高線量照射後においても、ガンマ線の線量率に比例用います。本プローブでは、パルスレーザーを光ファイ射しました。高線量照射後においても、ガンマ線の線量率に比例射しました。高線量照射後においても、ガンマ線の線量率に比例した出力が得られており、高線量環境下でも長時間継続して利用した出力が得られており、高線量環境下でも長時間継続して利用
バで伝送し、発生したプラズマ発光を同一の光ファイバ
した出力が得られており、高線量環境下でも長時間継続して利用できる可能性があることが示されました。
できる可能性があることが示されました。
で逆に伝送させて分光器に導きます（図 1）。ファイバできる可能性があることが示されました。
レーザーによる元素組成分析プローブ
LIBS
装置一式を運搬に便利なようにカートにまとめて
 レーザーによる元素組成分析プローブ レーザーによる元素組成分析プローブ
(4)
レーザーによる元素組成分析プローブ
レーザーによる組成分析では、パルスレーザー光を試
います
（図 4）
。平成 27 年度中には、更に体積を 1/2 以下
レーザーによる組成分析では、パルスレーザー光を試レーザーによる組成分析では、パルスレーザー光を試レーザーによる組成分析では、パルスレーザー光を試料にレンズで集光照射することでプラズマを発生させ、にコンパクト化していく予定です。
料にレンズで集光照射することでプラズマを発生させ、料にレンズで集光照射することでプラズマを発生させ、料にレンズで集光照射することでプラズマを発生させ、プラズマの発光に含まれる元素特有の波長の発光線を分プラズマの発光に含まれる元素特有の波長の発光線を分プラズマの発光に含まれる元素特有の波長の発光線を分プラズマの発光に含まれる元素特有の波長の発光線を分光器で検出し、その発光線と発光線強度から、試料を分光器で検出し、その発光線と発光線強度から、試料を分光器で検出し、その発光線と発光線強度から、試料を分光器で検出し、その発光線と発光線強度から、試料を分析する方法（LaserBreakdown
Spectroscopy: LIBS）
析する方法（LaserBreakdown
Spectroscopy: LIBS）
をを析する方法（LaserBreakdown
Spectroscopy
:
LIBS）
を
析する方法
（Laser Breakdown Spectroscopy : LIBS）を用います。本プローブでは、パルスレーザーを光ファイ用います。本プローブでは、パルスレーザーを光ファイ用います。本プローブでは、パルスレーザーを光ファイ用います。本プローブでは、パルスレーザーを光ファイバで伝送し、発生したプラズマ発光を同一の光ファイバ
バで伝送し、発生したプラズマ発光を同一の光ファイバ
バで伝送し、発生したプラズマ発光を同一の光ファイバ
バで伝送し、発生したプラズマ発光を同一の光ファイバ
で逆に伝送させて分光器に導きます（図1）。ファイバ
で逆に伝送させて分光器に導きます（図1）。ファイバ
で逆に伝送させて分光器に導きます（図1）。ファイバ
で逆に伝送させて分光器に導きます
（図 1）
。ファイバ
LIBS
装置一式を運搬に便利なようにカートにまとめて
LIBS
装置一式を運搬に便利なようにカートにまとめて
LIBS
装置一式を運搬に便利なようにカートにまとめて
います
（図
4）
。
平成
27
年度中には、
更に体積を
以下
LIBS
装置一式を運搬に便利なようにカートにまとめています（図 4）
。平成 27 年度中には、更に体積を 1/21/2
以下
います
（図
4）
。
平成
27
年度中には、
更に体積を1/2
以下にコンパクト化していく予定です。
います（図 4）。平成 27 年度中には、更に体積を 1/2 以にコンパクト化していく予定です。
にコンパクト化していく予定です。
下にコンパクト化していく予定です。

図  高放射線場でのファイバ /,%6 分光例&R ガンマ線の積算線量0*ｙ以上で、線量率N*\K 以上の高放射線環境でのファイバ/,%6 分光試験結果です。ジルカロイ２合金の発光スペクトルは、ガンマ線未照射の場合とほぼ一致し、放射線の影響が少ないことが分かります。高放射線環境下でも利用できることが示されました。

廃炉作業における分析ては、炉外の不明物を簡便迅速
耐放射線性ファイバを利用し、実際に 60Co を用いたに分析することも重要な作業となります。この場合、表高放射線場での分光が可能か否かを確認しました。積算
面付着汚染物などの評価も求められます。そこで、表面線量が2 MGy 以上で、放射線線量率が 15 kGy/h の環境
図 高放射線場でのファイバ
 高放射線場でのファイバ
分光例
付着物を模擬するため、セシウムの標準溶液をステンレ
図 /,%6/,%6
分光例
下に光ファイバを置き、ジルコニウム合金（ジルカロイ 2）
図  高放射線場でのファイバ/,%6 分光例
&R ガンマ線の積算線量0*ｙ以上で、線量率N*\K
以上の高放 ス板上で直径約1cm の円形に蒸発乾固させた付着物相当&R ガンマ線の積算線量0*ｙ以上で、線量率N*\K以上の高放 を試料として分光試験をした結果、ガンマ線未照射の場&R
ガンマ線の積算線量0*ｙ以上で、線量率N*\K
以上の高放射線環境でのファイバ/,%6
分光試験結果です。ジルカロイ２合金
射線環境でのファイバ/,%6
分光試験結果です。ジルカロイ２合金試料を作成し、分析感度の簡易評価を試みました（図 6）。
合とほぼ一致した分光結果が得られました（図 5）。耐放
射線環境でのファイバ/,%6
分光試験結果です。ジルカロイ２合金の発光スペクトルは、
ガンマ線未照射の場合とほぼ一致し、放射線の発光スペクトルは、
ガンマ線未照射の場合とほぼ一致し、放射線
5Bq/cm2
この結果、検出下限は、
放射性セシウム相当で、10の影響が少ないことが分かります。
高放射線環境下でも利用できるの発光スペクトルは、
ガンマ線未照射の場合とほぼ一致し、放射線
射線性光ファイバを利用することで、高放射線場でも元の影響が少ないことが分かります。
高放射線環境下でも利用できるとなり、付着物の迅速簡易分析にも適用できる可能性のことが示されました。
の影響が少ないことが分かります。
高放射線環境下でも利用できることが示されました。
素組成分析が可能であることが確認できました。
ことが示されました。
あることが示唆されました。
廃炉作業における分析では、炉外の不明物を簡便迅速廃炉作業における分析ては、炉外の不明物を簡便迅速廃炉作業における分析ては、炉外の不明物を簡便迅速に分析することも重要な作業となります。この場合、表廃炉作業における分析ては、炉外の不明物を簡便迅速に分析することも重要な作業となります。この場合、表に分析することも重要な作業となります。この場合、表面付着汚染物などの評価も求められます。そこで、表に分析することも重要な作業となります。この場合、表面付着汚染物などの評価も求められます。そこで、表面
面付着汚染物などの評価も求められます。そこで、表面
面付着物を模擬するため、セシウムの標準溶液をステ
面付着汚染物などの評価も求められます。そこで、表面付着物を模擬するため、セシウムの標準溶液をステンレ付着物を模擬するため、セシウムの標準溶液をステンレ
ンレス板上で直径約1cm の円形に蒸発乾固させた付着付着物を模擬するため、セシウムの標準溶液をステンレ
ス板上で直径約1cmの円形に蒸発乾固させた付着物相当
ス板上で直径約1cmの円形に蒸発乾固させた付着物相当物相当試料を作成し、分析感度の簡易評価を試みました
ス板上で直径約1cmの円形に蒸発乾固させた付着物相当試料を作成し、分析感度の簡易評価を試みました（図
6）。
試料を作成し、分析感度の簡易評価を試みました（図
6）。
5Bq/cm2（図6）。この結果、検出下限は、放射性セシウム相当で、試料を作成し、分析感度の簡易評価を試みました
（図
6）
。
この結果、
検出下限は、
放射性セシウム相当で、10
この結果、検出下限は、
放射性セシウム相当で、105Bq/cm2
5 Bq/cm2 となり、付着物の迅速簡易分析にも適用でき
52
10となり、付着物の迅速簡易分析にも適用できる可能性の
この結果、検出下限は、
放射性セシウム相当で、10 Bq/cmとなり、付着物の迅速簡易分析にも適用できる可能性の
る可能性のあることが示唆されました。
あることが示唆されました。
となり、付着物の迅速簡易分析にも適用できる可能性のあることが示唆されました。

あることが示唆されました。
図  可搬型ラックに組み込んだファイバ /,%6 装置
下段：レーザー電源、中段：分光器、上段：レーザー発振器とレーザー光ファイバ結合器等から構成されています。大きさは、縦 ㎜、幅： ㎜、高さ： ㎜で、ラックごと運搬が可能です。レーザー装置、分光器の小型化、配置の最適化
等により、さらなるコンパクト化を図っています。

図  セシウム標準溶液蒸発乾固表面からのセシウム発光強度
セシウム標準溶液をステンレス板で蒸発乾固させた試料からの発光強度のセシウム標準溶液濃度依存性から、放射性セシウム
付着物に相当する分析特性を評価すると、検出下限として
%TFP が得られました。

・C. Ito et al, “Development of radiation-resistant optical fiber for application to observation and laser
spectroscopy under high radiation dose”, J. Nucl. Sci. Technol. 51, 930 (2014).
 ・M. Saeki et al, “Development of a fiber-coupled laser-induced breakdown spectroscopy instrument for analysis
of underwater debris in a nuclear
reactor
図 可搬型ラックに組み込んだファイバ 可搬型ラックに組み込んだファイバ装置 core”, J. Nucl. Sci. Technol. 51, 944 (2014).
図 /,%6/,%6
装置
・原子力産業新聞「レーザー使い内部把握基本技術の成立性確認分光し組成分析が可能」
年  月  日朝刊  面
図 セシウム標準溶液蒸発乾固表面からのセシウム発光強度
 セシウム標準溶液蒸発乾固表面からのセシウム発光強度
図 
下段：レーザー電源、中段：分光器、上段：レーザー発振器と図 可搬型ラックに組み込んだファイバ/,%6 装置・日本原子力研究開発機構福島研究開発部門
広報誌「明日へ向けて」
年  月 1R 33
下段：レーザー電源、中段：分光器、上段：レーザー発振器とレーザー光ファイバ結合器等から構成されています。大きさ
セシウム標準溶液をステンレス板で蒸発乾固させた試料からのレーザー光ファイバ結合器等から構成されています。大きさ図

セシウム標準溶液蒸発乾固表面からのセシウム発光強度
セシウム標準溶液をステンレス板で蒸発乾固させた試料からの
下段：レーザー電源、中段：分光器、上段：レーザー発振器とは、縦
㎜、幅：
㎜、高さ：
㎜で、ラックごと運
発光強度のセシウム標準溶液濃度依存性から、放射性セシウム
は、縦
㎜、幅：
㎜、高さ：
㎜で、ラックごと運
発光強度のセシウム標準溶液濃度依存性から、放射性セシウム
レーザー光ファイバ結合器等から構成されています。大きさ
セシウム標準溶液をステンレス板で蒸発乾固させた試料からの搬が可能です。レーザー装置、分光器の小型化、配置の最適化
付着物に相当する分析特性を評価すると、検出下限として搬が可能です。レーザー装置、分光器の小型化、配置の最適化
付着物に相当する分析特性を評価すると、検出下限としては、縦
㎜、幅：
㎜、高さ：
㎜で、ラックごと運
発光強度のセシウム標準溶液濃度依存性から、放射性セシウム
等により、さらなるコンパクト化を図っています。
等により、さらなるコンパクト化を図っています。
が得られました。
  %TFP
 %TFP が得られました。
搬が可能です。レーザー装置、分光器の小型化、配置の最適化
付着物に相当する分析特性を評価すると、検出下限として等により、さらなるコンパクト化を図っています。

%TFPが得られました。
《参考文献》 ・ C. Ito et al, "Development of radiation-resistant
opticalfiber for application to observation and laser
 ・C.
Itoal,et“Developmental,“Developmentof radiation-resistant
opticalfiber
forapplication
to observationlaser《参考文献》
51,
spectroscopy
under
high
radiationdose",
J.
Nucl.
Sci.
Technol.
930 (2014).

・C.
Ito
et
of
radiation-resistant
opticalfiber
forapplication
to observation
andandlaser《参考文献》
spectroscopy
under
high
radiationdose”,
J.
Nucl.
Sci.
Technol.
51,
930(2014).
high radiationdose”, J. Nucl.laser-induced
Sci. Technol. 51,
930 (2014).spectroscopy instrument for analysis
・ M.spectroscopy
Saeki et al, under"Developmentof a ﬁber-coupledbreakdown
Ito etSaeki
al, “Developmentof radiation-resistant
opticalfiber for application
tospectroscopy
observationinstrument
and laser for analysis《参考文献》  ・C.
・M.
・M.
et“Development
al, “Developmenta fiber-coupledlaser-induced
breakdown
Saeki et al,of aoffiber-coupledlaser-induced
spectroscopy
instrument for analysis
of underwater
debris in a nuclear
reactor core",
J. Nucl. Sci.breakdown
Technol. 51,
944 (2014).
spectroscopy
underdebris
high radiationdose”,
J. Nucl.
Sci.
Technol.
51,
930 (2014).
ofunderwaterinanuclearreactorcore”,
J.
Nucl.
Sci.
Technol.
51,
944(2014).
 原子力産業新聞「レーザー使い内部把握
of underwater debris in a nuclear reactor基本技術の成立性確認
core”, J. Nucl. Sci. Technol.
51, 944 (2014).
分光し組成分析が可能」2014
年 6for月analysis
26 日 朝刊 4 ・・M.
Saeki et al, “Development of a fiber-coupled laser-induced breakdown
spectroscopy instrument
・原子力産業新聞「レーザー使い内部把握基本技術の成立性確認分光し組成分析が可能」
月日朝刊
 日朝刊
  面
・原子力産業新聞「レーザー使い内部把握基本技術の成立性確認分光し組成分析が可能」
年 年
月
 面 面  of ・日本原子力研究開発機構福島研究開発部門
underwater debris in a nuclear reactor core”,広報誌「明日へ向けて」
J. Nucl. Sci. Technol. 51, 944年(2014).

月
1R
33

・日本原子力研究開発機構福島研究開発部門 広報誌「明日へ向けて」
年 
1RNo.7
33P8-P9
日本原子力研究開発機構福島研究開発部門
広報誌「明日へ向けて」2015
年月
10 月
 ・・原子力産業新聞「レーザー使い内部把握基本技術の成立性確認分光し組成分析が可能」
年  月  日朝刊  面
・日本原子力研究開発機構福島研究開発部門 広報誌「明日へ向けて」 年  月 1R 33
《参考文献》 

19

1-6
1-6 原子炉の材料の腐食を防止するために原子炉の材料の腐食を防止するために
1-6 原子炉の材料の腐食を防止するために―原子炉格納容器・圧力容器材料の健全性評価 ――原子炉格納容器・圧力容器材料の健全性評価―
原子力基礎工学研究センター
性能高度化技術開発グループ
加藤 千明、佐藤―原子炉格納容器・圧力容器材料の健全性評価―
原子力基礎工学研究センター
性能高度化技術開発グループ 加藤
千明、佐藤 智徳
智徳
廃炉国際共同研究センター
保管機器健全性評価グループ
本岡 隆文、上野文義
廃炉国際共同研究センター
保管機器健全性評価グループ 加藤
本岡
隆文、上野 智徳
文義
原子力基礎工学研究センター
性能高度化技術開発グループ
千明、佐藤
廃炉国際共同研究センター 保管機器健全性評価グループ 本岡 隆文、上野 文義
ジンに）によって、冷却水中の酸素濃度を低減させ、腐1F の事故では、原子炉を冷却するために 1 ～ 3 号機

1F の事故では、原子炉を冷却するために 1～3 号機の原子炉に海水が注入されました。原子炉の中には核燃料
1F の事故では、原子炉を冷却するために 1～3 号機の料や核分裂生成物といった放射性物質を内包しますが、や核分裂生成物といった放射性物質を内包しますが、事原子炉に海水が注入されました。原子炉の中には核燃料事故時においても大量の放射性物質を放出するのを防ぐ
故時においても大量の放射性物質を放出するのを防ぐたや核分裂生成物といった放射性物質を内包しますが、事ため、原子炉の周囲には格納容器（PCV）と呼ばれる鋼め、原子炉の周囲には格納容器(PCV)と呼ばれる鋼鉄（炭故時においても大量の放射性物質を放出するのを防ぐた鉄（炭素鋼）製の容器で覆われています（図 1）。酸素が素鋼）製の容器で覆われています（図1）。酸素が溶けため、
原子炉の周囲には格納容器(PCV)と呼ばれる鋼鉄（炭
溶けた冷却水が炭素鋼と接触すると、腐食により強度が冷却水が炭素鋼と接触すると、腐食により強度が低下し素鋼）製の容器で覆われています（図 1）。酸素が溶けた
低下したり、穴が開いたりする懸念があります。特に、たり、穴が開いたりする懸念があります。特に、海水に冷却水が炭素鋼と接触すると、腐食により強度が低下し海水に含まれる塩分は、腐食を加速させたり、局部的に含まれる塩分は、腐食を加速させたり、局部的に腐食をたり、穴が開いたりする懸念があります。特に、海水に腐食を進行させたりする原因となります。
進行させたりする原因となります。
含まれる塩分は、腐食を加速させたり、局部的に腐食を更に、PCV
更に、PCV 内部は溶融した核燃料が落下していると内部は溶融した核燃料が落下していると考進行させたりする原因となります。
考えられ、とても高い放射線量になっています。放射線
えられ、とても高い放射線量になっています。放射線が更に、PCV 内部は溶融した核燃料が落下していると考が水に照射されると、水が放射線分解されて、過酸化水
水に照射されると、水が放射線分解されて、過酸化水素、
えられ、とても高い放射線量になっています。放射線が素、ラジカルと呼ばれる化学種が生じます。これらは化ラジカルと呼ばれる化学種が生じます。これらは化学的
水に照射されると、水が放射線分解されて、過酸化水素、学的に活性で強い酸化力を持ち、材料の腐食の進行を速に活性で強い酸化力を持ち、材料の腐食の進行を速める
ラジカルと呼ばれる化学種が生じます。これらは化学的めると考えられています。
と考えられています。
に活性で強い酸化力を持ち、材料の腐食の進行を速める
溶融した核燃料を原子炉から取出すまでには、今後も溶融した核燃料を原子炉から取出すまでには、今後もと考えられています。
長い時間が必要となります。核燃料の取出し前に、PCV
長い時間が必要となります。核燃料の取出し前に、PCV
溶融した核燃料を原子炉から取出すまでには、今後もが腐食によって、大きく損傷を受ければ、これまでよりが腐食によって、大きく損傷を受ければ、これまでより長い時間が必要となります。核燃料の取出し前に、PCVも多くの放射性物質が外部に放出されてしまいます。そも多くの放射性物質が外部に放出されてしまいます。そが腐食によって、大きく損傷を受ければ、これまでより
うなると、核燃料の取出し作業や避難されている方々のうなると、核燃料の取出し作業や避難されている方々のも多くの放射性物質が外部に放出されてしまいます。そ帰還を遅らせるだけでなく、国民の不安を減少させるこ帰還を遅らせるだけでなく、国民の不安を減少させるこ
うなると、核燃料の取出し作業や避難されている方々のとができません。
とができません。
帰還を遅らせるだけでなく、国民の不安を減少させるこの原子炉に海水が注入されました。原子炉の中には核燃

現在、格納容器内は窒素パージ、酸素除去剤（ヒドラとができません。

現在、格納容器内は窒素パージ、酸素除去剤(ヒドラジンに)によって、冷却水中の酸素濃度を低減させ、腐食が現在、格納容器内は窒素パージ、酸素除去剤(ヒドラジの取出しの際には、上記の様な腐食抑制対策を維持する
抑制された状態が保たれています。しかし、核燃料の取ンに)によって、冷却水中の酸素濃度を低減させ、腐食が事が困難になると考えられます。そこで、新たな腐食抑出しの際には、上記の様な腐食抑制対策を維持する事が抑制された状態が保たれています。しかし、核燃料の取制対策の 1 つである防錆剤と呼ばれる薬剤の添加策を検困難になると考えられます。そこで、新たな腐食抑制対出しの際には、上記の様な腐食抑制対策を維持する事が討する必要が生じました。
策の 1 つである防錆剤と呼ばれる薬剤の添加策を検討す
困難になると考えられます。そこで、新たな腐食抑制対
上記の課題に対応する為に、放射線照射下での炭素鋼る必要が生じました。
策の1 つである防錆剤と呼ばれる薬剤の添加策を検討すの基本的な腐食特性を把握した上で、防錆剤を添加し、上記の課題に対応する為に、放射線照射下での炭素鋼る必要が生じました。
放射線照射下でも有効な腐食抑制効果を示すと共に副次の基本的な腐食特性を把握した上で、防錆剤を添加し、上記の課題に対応する為に、放射線照射下での炭素鋼的な影響の少ない添加剤を探索しています。更に、添加
放射線照射下でも有効な腐食抑制効果を示すと共に副次の基本的な腐食特性を把握した上で、防錆剤を添加し、量を変化させた場合の腐食抑制効果を調べ、効率的な添的な影響の少ない添加剤を探索しています。更に、添加
放射線照射下でも有効な腐食抑制効果を示すと共に副次
加手法を評価した上で、1F の PCV の腐食抑制対策とし量を変化させた場合の腐食抑制効果を調べ、効率的な添的な影響の少ない添加剤を探索しています。更に、添加て適用性を評価しています。
加手法を評価した上で、1Fの PCV の腐食抑制対策とし量を変化させた場合の腐食抑制効果を調べ、効率的な添て適用性を評価しています。
加手法を評価した上で、1Fの PCV の腐食抑制対策とし食が抑制された状態が保たれています。しかし、核燃料(1)

放射線照射下での腐食試験て適用性を評価しています。
(1)適用性を評価にあたっては、格納容器に使用されてい放射線照射下での腐食試験
る材料とほぼ同じ化学組成の炭素鋼から短冊状の試験片
適用性を評価にあたっては、格納容器に使用されてい(1)
放射線照射下での腐食試験を作成し、塩分濃度を下げた人工海水中に浸漬した状態
る材料とほぼ同じ化学組成の炭素鋼から短冊状の試験片
適用性を評価にあたっては、格納容器に使用されていを作成し、塩分濃度を下げた人工海水中に浸漬した状態
で、ガンマ線を照射する腐食試験を行っています（図 2）。
る材料とほぼ同じ化学組成の炭素鋼から短冊状の試験片で、ガンマ線を照射する腐食試験を行っています（図 2）。
ガンマ線照射は、高崎量子応用研究所の照射施設で行っを作成し、塩分濃度を下げた人工海水中に浸漬した状態
ガンマ線照射は、高崎量子応用研究所の照射施設で行っています。1F
2 号機の PCV の放射線量が 2012年。
3月
で、ガンマ線を照射する腐食試験を行っています
（図 2）
ています。
1F2
号機の
PCV
の放射線量が2012
年
3
月にに東京電力によって測定されており、それを元に吸収線
ガンマ線照射は、高崎量子応用研究所の照射施設で行っ東京電力によって測定されており、それを元に吸収線量
量率を約1F2
3.2kGy/h
3.5kGy/hの線ています。
号機のと推定しており、約PCV の放射線量が 2012
年 3 月に率を約3.2kGy/hと推定しており、約3.5kGy/hの線量率
東京電力によって測定されており、それを元に吸収線量率を約 3.2kGy/h と推定しており、約 3.5kGy/h の線量率

図 1 福島第一原子力発電所と同型の原子炉の構成材料
原子炉の周囲を取り囲んでいる材料として主に炭素鋼が使用さ
図 1 福島第一原子力発電所と同型の原子炉の構成材料
れています。
炭素鋼は腐食によって錆となるため、水に浸漬した
原子炉の周囲を取り囲んでいる材料として主に炭素鋼が使用さ状態で長期間放射性物質を閉じ込めておけるか危惧されていまれています。
炭素鋼は腐食によって錆となるため、水に浸漬したす。
状態で長期間放射性物質を閉じ込めておけるか危惧されています。
20

図 2 ガンマ線照射下腐食試験
床下のプールからコバルト線源用カバーの内側にガンマ線源で
図 2 ガンマ線照射下腐食試験あるコバルト 60 が上昇することでガンマ線照射が開始されます。
床下のプールからコバルト線源用カバーの内側にガンマ線源で温度 50℃、200 倍希釈の人工海水に 50 時間浸漬しただけでも炭あるコバルト60 が上昇することでガンマ線照射が開始されます。
素鋼は赤く錆びています。画像に黄色味がかかっているのは、照温度
50℃、200 倍希釈の人工海水に 50 時間浸漬しただけでも炭明に使用されているナトリウムランプのためです。
素鋼は赤く錆びています。画像に黄色味がかかっているのは、照明に使用されているナトリウムランプのためです。

腐食試験においては試験前後及び脱膜処理後の各試験片量を調査しています。

の外観観察、重量測定、脱膜後の各試験片の表面粗さを量率となる施設を利用して格納容器内部を模擬していま

現在、異なった防食機構を有する防錆剤となる、タン測定したうえで、腐食減量と最大腐食深さを求めることす。腐食試験においては試験前後及び脱膜処理後の各試(3) 防錆剤による副次影響
グステン酸ナトリウムや亜鉛リン酸塩系の防錆剤の適用

で、防錆剤の効果を確かめています。
験片の外観観察、重量測定、脱膜後の各試験片の表面粗

放射線照射環境では、水の放射線分解により腐食を性試験も合わせて進められており、その添加量を変化ささを測定したうえで、腐食減量と最大腐食深さを求める

加速する化学種(過酸化水素、ラジカル)の他にも、水素せた場合の腐食抑制効果を調べ、その適切な添加量を調(2) 放射線照射下でも有効な防錆剤の開発
ことで、防錆剤の効果を確かめています。
となる施設を利用して格納容器内部を模擬しています。

や酸素も生成する事が知られています。特に水素は濃度査しています。
変化させた場合の腐食抑制効果を調べ、その適切な添加

脱膜後表面段差 脱膜後表面段差
腐食試験後外観 腐食試験後外観

現在、臨界制御の観点からも PCV 内へ添加する可能腐食試験においては試験前後及び脱膜処理後の各試験片性がある五ホウ酸ナトリウムを防錆剤としての適用性(2)
放射線照射下でも有効な防錆剤の開発の外観観察、重量測定、脱膜後の各試験片の表面粗さを試験が進められています。適切な濃度の五ホウ酸ナトリ
現在、臨界制御の観点からもPCV 内へ添加する可能測定したうえで、腐食減量と最大腐食深さを求めること
ウムを添加する事で、ガンマ線照射下においても錆の発性がある五ホウ酸ナトリウムを防錆剤としての適用性試で、防錆剤の効果を確かめています。
生はなく、構造材料(炭素鋼)の健全性が保たれることが験が進められています。適切な濃度の五ホウ酸ナトリウ
分かります。また、約 4kGy/h と 200Gy/h 吸収線量率(2) 放射線照射下でも有効な防錆剤の開発
ムを添加する事で、ガンマ線照射下においても錆の発生における腐食形態は、ほぼ同一であることから五ホウ酸
現在、臨界制御の観点からもPCV 内へ添加する可能はなく、構造材料（炭素鋼）の健全性が保たれることがナトリウムの防錆効果は、放射線の強度の影響を受けに性がある五ホウ酸ナトリウムを防錆剤としての適用性分かります。また、約4kGy/h と 200Gy/h 吸収線量率にくいことも分かります（図 3）。五ホウ酸ナトリウムの試験が進められています。
適切な濃度の五ホウ酸ナトリ
おける腐食形態は、ほぼ同一であることから五ホウ酸ナ
増加により、炭素鋼の腐食形態が全面腐食から健全へとウムを添加する事で、ガンマ線照射下においても錆の発トリウムの防錆効果は、放射線の強度の影響を受けにく移行し、適量の防錆剤の添加で腐食が生じることはあり
生はなく、構造材料(炭素鋼)の健全性が保たれることがいことも分かります（図 3）。五ホウ酸ナトリウムの増加ませんでした。この防錆効果は、非放射線環境で得られ分かります。また、約4kGy/hと 200Gy/h 吸収線量率
により、炭素鋼の腐食形態が全面腐食から健全へと移行
る腐食形態線図と同等なものとなり、五ホウ酸ナトリウ
における腐食形態は、ほぼ同一であることから五ホウ酸
し、適量の防錆剤の添加で腐食が生じることはありませムはガンマ線照射においても、非照射下で得られる腐食
ナトリウムの防錆効果は、放射線の強度の影響を受けにんでした。この防錆効果は、非放射線環境で得られる腐線図と同等の防食効果を発揮することが確認されまし
くいことも分かります（図 3）。五ホウ酸ナトリウムの食形態線図と同等なものとなり、五ホウ酸ナトリウムはた。(図 4)。
増加により、炭素鋼の腐食形態が全面腐食から健全へと
ガンマ線照射においても、非照射下で得られる腐食線図
現在、異なった防食機構を有する防錆剤となる、タン
移行し、適量の防錆剤の添加で腐食が生じることはありと同等の防食効果を発揮することが確認されました。
（図
グステン酸ナトリウムや亜鉛リン酸塩系の防錆剤の適ませんでした。この防錆効果は、非放射線環境で得られ
4）。用性試験も合わせて進められており、その添加量をる腐食形態線図と同等なものとなり、五ホウ酸ナトリウ
ムはガンマ線照射においても、非照射下で得られる腐食線図と同等の防食効果を発揮することが確認されまし4 kGy/h
200 Gy/hた。(図B濃度 4)。
40 400 4000 40 400 4000
(ppm)
現在、異なった防食機構を有する防錆剤となる、
タン
グステン酸ナトリウムや亜鉛リン酸塩系の防錆剤の適用性試験も合わせて進められており、その添加量を

B濃度
(ppm)

4 kGy/h
40

200 Gy/h

400 4000 40

400 4000

図 3 防錆剤(5 ホウ酸ナトリウム)を添加した希釈人工海水
中のガンマ線照射下腐食試験後の外観及び脱膜(錆除去)後の表面段差*
適切な濃度の防錆剤を添加する事で、ガンマ線照射下においても錆の発生はなく、構造材料(炭素鋼)の健全性が保たれる
ことが分かります。

が高まると、静電気等によって生じる火花により爆発し量を調査しています。
水素発生は考慮すべ(3)機器に損傷を与える可能性があり、防錆剤による副次影響
き副次影響の1つとなっています。防錆剤の適用にあ(3)放射線照射環境では、水の放射線分解により腐食を加防錆剤による副次影響
たっては、これらの副次影響も合わせて評価し、副次的速する化学種（過酸化水素、ラジカル）の他にも、水素放射線照射環境では、水の放射線分解により腐食をな影響の少ない添加剤を選定する必要があります。
現在、や酸素も生成する事が知られています。特に水素は濃度加速する化学種(過酸化水素、ラジカル)の他にも、水素有効性が確かめられた防錆剤に関して放射線照射下でや酸素も生成する事が知られています。特に水素は濃度が高まると、静電気等によって生じる火花により爆発しの副次影響調査を進めています。
が高まると、静電気等によって生じる火花により爆発し機器に損傷を与える可能性があり、水素発生は考慮すべ
機器に損傷を与える可能性があり、水素発生は考慮すべき副次影響の1 つとなっています。防錆剤の適用にあ溶融した核燃料の取出しの際に必要になると考え
き副次影響の1つとなっています。防錆剤の適用にあたっては、これらの副次影響も合わせて評価し、副次的られる格納容器の腐食抑制対策に関して、高い放射線にたっては、これらの副次影響も合わせて評価し、副次的な影響の少ない添加剤を選定する必要があります。
現在、さらされる原子炉の格納容器材料の腐食を防止し、かつな影響の少ない添加剤を選定する必要があります。
現在、有効性が確かめられた防錆剤に関して放射線照射下での副次的な影響が小さい防錆剤を 1F の PCV へ適用でき有効性が確かめられた防錆剤に関して放射線照射下で副次影響調査を進めています。
るように目指しています。
の副次影響調査を進めています。
溶融した核燃料の取出しの際に必要になると考えられ

溶融した核燃料の取出しの際に必要になると考える格納容器の腐食抑制対策に関して、高い放射線にさらられる格納容器の腐食抑制対策に関して、高い放射線にさらされる原子炉の格納容器材料の腐食を防止し、かつ的な影響が小さい防錆剤を 1F の PCV へ適用できるよ
副次的な影響が小さい防錆剤を 1F の PCV へ適用できうに目指しています。
るように目指しています。
される原子炉の格納容器材料の腐食を防止し、かつ副次

U

LC

P

U

LC

P

U

LC

P

U

LC

P

図 4 防錆剤(五ホウ酸ナトリウム)を添加した希釈人工海水中のガンマ線照射下腐食試験後の腐食形態線図 *,**
U:全面腐食、LC:局部腐食、P:健全（○:非照射下**、◇:照射下*）防錆剤(五ホウ酸ナトリウム)はガンマ線照射においても、非照射下で得られる腐食線図と同等の防食効果を発揮することが確認されました。

図 4 防錆剤(五ホウ酸ナトリウム)を添加した希釈人工海水中のガンマ線照射下腐食試験後の腐食形態線図 *,**
U:全面腐食、LC:局部腐食、P:健全（○:非照射下**、◇:照射下*）防錆剤(五ホウ酸ナトリウム)はガンマ線照射においても、非照射下で得られる腐食線図と同等の防食効果を発揮することが確認されました。

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃図 3 防錆剤(5 ホウ酸ナトリウム)を添加した希釈人工海水炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
中のガンマ線照射下腐食試験後の外観及び脱膜(錆除* 佐藤智徳ら,”希釈人工海水中での炭素鋼腐食への防錆剤の効果におけるガンマ線照射の影響評価”, 第 62 回材《参考文献》去)後の表面段差*
本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国料と環境討論会予稿集, A-104 (2015).
適切な濃度の防錆剤を添加する事で、ガンマ線照射下におい際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
** 深谷祐一ら, “ホウ酸塩による炭素鋼の不働態化・局部腐食挙動(第 2 報)”, 第 61 回材料と環境討論会予稿集,ても錆の発生はなく、構造材料(炭素鋼)の健全性が保たれる《参考文献》 * 佐藤智徳ら," 希釈人工海水中での炭素鋼腐食への防錆剤の効果におけるガンマ線照射の影響評価 ", 第 62 回材料
B-107 (2014).
ことが分かります。

と環境討論会予稿集 , A-104 (2015).
** 深谷祐一ら , " ホウ酸塩による炭素鋼の不働態化・局部腐食挙動 ( 第 2 報 )", 第 61 回材料と環境討論会予稿集 ,(2014).
本研究は、平成 25B-107
年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
* 佐藤智徳ら,”希釈人工海水中での炭素鋼腐食への防錆剤の効果におけるガンマ線照射の影響評価”, 第 62 回材《参考文献》
料と環境討論会予稿集, A-104 (2015).

21

２
2

燃料デブリの取出しとその後の取り組み
燃料デブリの取出しとその後の取り組み― 燃料デブリの取出しに向けた研究開発の方針と成果反映先 ――燃料デブリの取出しに向けた研究開発の方針と成果反映先―

廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱・分析ディビジョン 荻野 英樹、奥村 啓介、堀 啓一郎、鷲谷 忠博
廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱・分析ディビジョン
荻野 英樹、奥村
啓介、堀啓一郎、鷲谷
大洗研究開発センター
環境保全部
環境技術課
福井 忠博
康太
大洗研究開発センター
環境保全部 環境技術課  福井
原子力基礎工学研究センター
炉物理標準コード研究グループ
須山 康太
賢也
原子力基礎工学研究センター 炉物理標準コード研究グループ  須山 賢也

㻌図 燃料デブリ取出し及びその後の取り組みに関する技術開発の相関と全体イメージ

１．はじめに
福島第一原子力発電所（1F）の原子炉内には燃料要素
1．はじめにや構造材等の様々な成分が複雑に溶融混合した燃料デブ
福島第一原子力発電所（1F）の原子炉内には燃料要素
リが形成されており、その組成や形態は事故進展の状況
や構造材等の様々な成分が複雑に溶融混合した燃料デブにより異なると推定されています。廃炉作業の最難関のリが形成されており、その組成や形態は事故進展の状況課題である燃料デブリの取出しでは、発生している燃料により異なると推定されています。廃炉作業の最難関のデブリの特性（化学的特性、物理的特性、等）を把握す課題である燃料デブリの取出しでは、発生している燃料ることが一連の廃炉作業を円滑に進める上で重要な情報
デブリの特性（化学的特性、物理的特性、等）を把握すとなります。
ることが一連の廃炉作業を円滑に進める上で重要な情報
事故が発生した炉内は、非常に高線量なため安全な取となります。
出し工法や作業計画を検討するためには、プラント内の事故が発生した炉内は、非常に高線量なため安全な取放射線源の分布と、これにより放出される放射線の線量出し工法や作業計画を検討するためには、プラント内の率の分布をよく理解し、適切な放射線の遮蔽措置等を行
放射線源の分布と、これにより放出される放射線の線量うことで、作業者の安全性を確保する必要があります。
率の分布をよく理解し、適切な放射線の遮蔽措置等を行
また、燃料デブリの取出し作業では、炉内状況やデブうことで、作業者の安全性を確保する必要があります。
リ特性に合わせた適切な取出し工法や工具を選定するとまた、燃料デブリの取出し作業では、炉内状況やデブ共に、再臨界を防止するための臨界安全管理技術が必要
リ特性に合わせた適切な取出し工法や工具を選定すると共に、再臨界を防止するための臨界安全管理技術が必要です。更に、取出された燃料デブリに含まれる核物質をです。更に、取出された燃料デブリに含まれる核物質を適切に管理するためには、従来の燃料集合体を一単位と適切に管理するためには、従来の燃料集合体を一単位とする核物質計量管理に代る新たな核物質計量管理の方式
する核物質計量管理に代る新たな核物質計量管理の方式が必要となります。原子力機構ではこれら課題に対して、が必要となります。
原子力機構ではこれら課題に対して、様々な研究開発を実施しています。
様々な研究開発を実施しています。

２．研究開発方針
2．研究開発方針
原子力機構では、1F の廃炉に向けて、政府、東電、
原子力機構では、1Fの廃炉に向けて、政府、東電、
NDF、IRID、大学、等と連携して、廃炉の各段階で必要
NDF、IRID、大学、等と連携して、廃炉の各段階で必となる研究開発を実施し、廃炉作業の早期完遂に向けて要となる研究開発を実施し、廃炉作業の早期完遂に向け貢献して行きます。また、廃炉に関する基礎基盤研究のて貢献して行きます。また、廃炉に関する基礎基盤研究強化を図り、30 年～50 年といわれる長期間の廃炉作業に22必要な人材の育成に積極的に取組んで行きます。研究を進めるにあたっては国内外の研究機関や大学との協力、の強化を図り、30 年～ 50 年といわれる長期間の廃炉作連携を強化し、国内外の叡智の結集を積極的に行います。
業に必要な人材の育成に積極的に取組んで行きます。研
また、共同研究を促進し外部資金の獲得に努めて行きま
究を進めるにあたっては国内外の研究機関や大学との協す。
力、連携を強化し、国内外の叡智の結集を積極的に行います。また、共同研究を促進し外部資金の獲得に努めて

３．
各研究計画と成果の反映先
行きます。
1F 廃炉作業のロードマップでは、炉内からの燃料デブ
リの取出し作業は2021 年以降に計画されています[1]。
3．各研究計画と成果の反映先そのため、原子力機構の研究開発については、1Fの廃炉
1F 廃炉作業のロードマップでは、炉内からの燃料デ作業計画と整合を図りつつ実施し、その成果を適宜、東ブリの取出し作業は 2021 年以降に計画されています
電、NDF、IRID、等へ提供して行きます。本章では、[1]。そのため、原子力機構の研究開発については、1F以下の研究開発について概要を紹介します（図1）。
の廃炉作業計画と整合を図りつつ実施し、その成果を適・燃料デブリの性状把握
宜、東電、NDF 、IRID、等へ提供して行きます。本章・プラント内の線量分布の評価
では、以下の研究開発について概要を紹介します（図 1）。
・燃料デブリの取出し技術開発
・燃料デブリの性状把握
・プラント内の線量分布の評価
・燃料デブリの再臨界防止技術開発
・燃料デブリの取出し技術開発
・燃料デブリの計量管理技術開発
・燃料デブリの再臨界防止技術開発

 ・燃料デブリの計量管理技術開発
燃料デブリの性状把握

(1)
燃料デブリの性状把握
廃炉作業計画を検討する上で、事故で発生している燃廃炉作業計画を検討する上で、事故で発生している燃料デブリがどのようなものであるかを理解することが重料デブリがどのようなものであるかを理解することが重要です。燃料デブリについては、過去にスリーマイル島
要です。燃料デブリについては、過去にスリーマイル島
原子力発電所（TMI-2）事故やチェルノブイリ原子力発
原子力発電所（TMI-2）事故やチェルノブイリ原子力発
電所事故等での燃料デブリに関する情報がありますが、電所事故等での燃料デブリに関する情報がありますが、1F事故で生じている燃料デブリの特性を正確に把握す
1F 事故で生じている燃料デブリの特性を正確に把握するためには、
1F に特有な影響を考慮する必要があります。
るためには、1F
また、これまでの に特有な影響を考慮する必要がありま
1F の炉内調査では、燃料デブリに係るす。また、これまでの 1F の炉内調査では、燃料デブリ
直接的な情報は得られていないため、燃料デブリの状態

に係る直接的な情報は得られていないため、燃料デブリ

想定されるため、従来の解体工法では困難が予想されまの状態を実験や解析等の手法を用いて科学的に推定するす。そのため、燃料デブリや炉内構造物を効果的に切断・必要があります。原子力機構では、模擬デブリや TMI-2

回収する新しい技術が必要となる可能性があります。

事故のデブリサンプル等を用いた実験的な検討を中心

原子力機構では、これまで開発してきた原子力施設のに、デブリの機械的、化学的、熱的な特性を取得してい廃止措置等に係る各種の切断・遠隔技術開発の成果を基ます。また、過酷事故（SA）研究や過去の事故情報、炉に、燃料デブリの取出しや事故後の原子炉の解体技術と内状況把握プロジェクトによる炉内シミュレーション結

して、プラズマ切断、ウォータージェット切断、レーザー

果等を基に、熱力学的な解析手法を用いて 1F の燃料デ切断等を用いた新しい切断技術の開発を実施していま

ブリの特性を推定しています。

す。また、遠隔操作に関する技術、燃料デブリの回収技

な お、1F で は 燃 料 デ ブ リ が コ ン ク リ ー ト と 反 応術についても開発を進めています。本研究の成果は、1F（MCCI）し複雑な生成物の生成が想定されます。それらの燃料デブリ取出しや廃止措置作業への提案。助言としの性状把握について、仏国、米国、独国、ウクライナ等てまとめて行きます。

の研究機関と国際協力を締結し、基礎研究の強化と国際(4)

燃料デブリの再臨界防止技術開発的な叡智の結集を行っています。また、燃料デブリの取1F の炉内では燃料が溶融しており、本来の臨界を適切に出しに備えて難溶性の燃料デブリの分析方法の開発にも管理する手法が喪失されています。このため、燃料デブリの努めています。

取出し等の作業時の安全を担保するためには、再臨界を確実

これらの研究は、IRID と連携して、経済産業省の廃炉・に防止するための技術が必要となります。原子力機構では、汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ性状把握・処置技

これまでに培った臨界計算や使用済み核燃料同位体組成評価術の開発）に係る補助事業として、評価委員会の指導をの手法を活かして、燃料デブリに対する再臨界を防止する技

受けながら適切に進めています。研究の成果は、燃料デ術開発を行っています。そのため BWR 燃料集合体を対象とブリの取出し工法の検討、収納保管の設計、処理処分方

した国際燃焼計算ベンチマーク計算を OECD/NEA 原子力科法の検討、等へ反映して行きます。

学委員会に提案して実施してきました。その結果得られた最(2)プラント内の線量分布の評価

新の核データ及び計算手法で得られる燃焼後の BWR 燃料の事故が発生した 1F 炉内は現在でも非常に高線量であ

組成評価誤差が、最小臨界量の計算値に対して与える不確かり、廃炉作業時の作業員の安全を確保するためには適切さ（誤差）の評価等を実施しています。これらの成果は、1Fな放射線管理が必要です。そのため、プラント内の放射の燃料デブリ取出し時の臨界安全評価に活用して行きます。

能分布を十分に理解し廃炉作業計画を構築する必要があ(5)

燃料デブリの計量管理技術開発

ります。このためにはプラント内の放射線源の分布と、1F の炉心から取出される燃料デブリの核物質を適切に把これにより放出される放射線の線量率分布を把握する必握するためには、1F に適した、新たな核物質計量管理が必

要があります。しかし、現状では格納容器や圧力容器内

要となります。原子力機構では、燃料デブリ中の核物質を管の線源強度を広く測定することは困難な状況にありま理する計量管理手法と核物質量を測定・評価する技術開発をす。

進めています。研究の進め方としては、米国、IAEA、東電、

原子力機構では、様々な計算技術を駆使すると共に東電や IRID で実施されているロボット等を使った 1F 炉

NDF 等と連携して 1F に適した計量管理技術の構築を図って行きます。

内の線量率の実測値を利用すると共に、SA 研究等から

燃料デブリ中の核物質量を測定・評価する技術については、

得らる最新の知見を利用することで、最も確からしい

候補技術の調査を米国の国立研究所等と共同研究を締結して

1F 炉内の線源分布と線量率分布を評価する手法を開発

実施しています。また、計量管理手法については、TMI-2 等

します。

の過去事例を参考にして、燃料デブリの取出し方法の検討な

本研究は国内外（英国等）の研究機関や大学とも連携し、積極的に外部資金を獲得すると共に共同研究等によどの 1F の廃止に係る情報を基に実行的な計量管理手法を検討しています。

り研究の加速化、高度化を図って行きます。本成果は東燃料デブリ中の核物質量を測定する技術については、今後

電、NDF、IRID 等と連携して 1F 廃炉作業計画に反映検討が進み具体的な仕様等が明らかになると予想されている

して行きます。

収納容器や取出し方法に関する最新の情報を用いて、測定シ(3)

燃料デブリの取出し技術開発

1F 炉内から、炉内構造物や燃料デブリを安全に取出

ミュレーション等により燃料デブリ測定への適合性・実現性を確認しています。

すためには、炉内の損傷状況やデブリ状況に応じて適切

また、取出した燃料デブリが長期間に渡って適切かつ効率な取出し方法を選定する必要があります。損傷した原子的に管理されるように、IAEA 保障措置の実施も考慮した計

炉内は、燃料デブリや構造材等が混合した複雑な状態が量管理手法を検討して行きます。

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《参考文献》 ・ N. Kaji, "Current Status of Research and Development Program for Characterizing Fuel Debris at Fukushima
Daiichi NPS by JAEA", Global 2013, Salt Lake City, US, Sept. 29-Oct. 3 (2013).
・ T. Washiya, "Characterization of Fuel Debris Properties for Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear
Power Stations", WRFPM2014, Sendai, Japan, Sep14-17 (2014).
《引用文献》 [1] 廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議，「東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマッ

プ」，平成 27 年 6 月 12 日，第 8 回 廃炉・汚染水対策福島評議会 (2015)23 燃料デブリとはどのようなものかを理解する  
2-1 燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑴―燃料デブリの取出しに必要な物性値の検討―
環境技術開発センター
福島技術開発試験部 研究開発第２課 岡村 信生、星野 貴紀、池内
宏知、鈴木 誠矢― 燃料デブリの取出しに必要な物性値の検討―

環境技術開発センター

福島技術開発試験部

研究開発第 2 課

岡村 信生、星野 貴紀、池内 宏知、鈴木 誠矢


燃料デブリの取出し作業は、放射線の影響により極め

燃料デブリの取出し作業は、放射線の影響により極めて過酷な環境下で行われるため、作業員の被ばく量の減の観点から綿密なスケジュールを立案して実施しなけ低減の観点から綿密なスケジュールを立案して実施しなればならず、使用する装置に関しては現場での試行錯誤
ければならず、使用する装置に関しては現場での試行錯をしなくても済むように技術的に確立していることが要
誤をしなくても済むように技術的に確立していることが求されます。そこで、TMI-2 事故への対応時と同様にこ要求されます。そこで、TMI-2 事故への対応時と同様にれらの装置については、事前に燃料デブリとの相互作用
これらの装置については、事前に燃料デブリとの相互作を再現できる非放射性の材料（コールド模擬デブリ）を用を再現できる非放射性の材料（コールド模擬デブリ）
用いたモックアップ試験が予定されています。
を用いたモックアップ試験が予定されています。
ここでは、TMI-2 での経験から重要視されている機械
ここでは、TMI-2
での経験から重要視されている機械
式取出し機器の1つであるコア・ボーリング装置に着目
式取出し機器の 1 つであるコア・ボーリング装置に着目し、その性能に影響を及ぼすことが想定される加工対象
し、その性能に影響を及ぼすことが想定される加工対象の機械的性質について、炉心燃料を主成分とした酸化物の機械的性質について、炉心燃料を主成分とした酸化物の燃料デブリに近い特性を有していると考えられる市販の燃料デブリに近い特性を有していると考えられる市販の非放射性の材料を利用して加工性との相関関係を評価の非放射性の材料を利用して加工性との相関関係を評価しました。更に、コンピュータによる解析の結果、燃料しました。更に、コンピュータによる解析の結果、燃料デブリの金属相の中に存在が示唆された鉄とジルコニウ
デブリの金属相の中に存在が示唆された鉄とジルコニウ
ムの合金であるを作製して機械的性質の評価をムの合金であるFeFe2Zr
2Zr を作製して機械的性質の評価を行行い、コールド模擬デブリの選定に必要となる物性値をい、コールド模擬デブリの選定に必要となる物性値を取取得しました。Fe2Zrを取上げた理由は、合金材料の中得しました。Fe
2Zr を取上げた理由は、合金材料の中で
非常に硬い
Laves
相を形成しますが、これに関する機械で非常に硬い
Laves相を形成しますが、これに関する機的性質を調査した文献が少ないためです。
械的性質を調査した文献が少ないためです。
て過酷な環境下で行われるため、作業員の被ばく量の低図 グライディングセンタの加工工具
加工条件は、回転数 PLQ、送り速度 PPPLQ です。
1000

240

推力žűƀ
推力[N]

推力žűƀ
推力[N]

600

400

200

0
0

ことは、切り屑が削り取られる際に粘ることにより加工
24

120
80

5

10
15
ビッカース硬度[GPa]

20

0

25

0

100

200
弾性率[GPa]

300

400

弾性率žŪųƄƀ

ビッカース硬さžŪųƄƀ

図 機械的性質 硬さと弾性率 と推力の関係
硬さは  種類のアルミナと炭化珪素、弾性率はチタニア、ジル
コニア、フォルステナイト、1(;&(5$ を用いて比較しました。

(1) 加工性と機械的性質の関係評価
加工性と機械的性質の関係評価

相関関係が見られました（図 3）。破壊靱性が高いという

160

40

200

200

160

160

ŐŖűƀ
トルクžŔœ
トルク[10 -3Nm]

推力žűƀ
推力[N]

コア・ボーリング装置の性能に影響を及ぼす機械的性
コア・ボーリング装置の性能に影響を及ぼす機械的性
質としては、硬さ、弾性率、破壊靱性、熱特性（密度、質としては、硬さ、弾性率、破壊靱性、熱特性（密度、比熱、比熱、熱伝導率の関数）が考えられます。しかし、工具
熱伝導率の関数）が考えられます。しかし、工具を保護を保護する観点から加工中は十分な冷却が行われるため、する観点から加工中は十分な冷却が行われるため、熱特
熱特性を除く3 つについて評価しました。
性を除く 3 つについて評価しました。
昨年度までの検討では、「切削」という工具と加工対象
昨年度までの検討では、「切削」という工具と加工対象のミクロな相互作用に着目し、加工装置として旋盤を使のミクロな相互作用に着目し、加工装置として旋盤を使用していました。ここでは、装置の運転条件への影響を用していました。ここでは、装置の運転条件への影響を把握するために、コア・ボーリング装置とほぼ同じ方法
把握するために、コア・ボーリング装置とほぼ同じ方法で加工することができるグライディングセンタを選択しで加工することができるグライディングセンタを選択しました。実際に加工する工具は、直径が 5mm の円筒状ました。実際に加工する工具は、直径が 5mm の円筒状で、その先端から 10mm 程度の部分はダイヤモンドの砥で、その先端から 10mm 程度の部分はダイヤモンドの粒と金属（Cu-Sn 系）の結合材を焼結させたものとなっ砥粒と金属（Cu-Sn 系）の結合材を焼結させたものとなっています 図 1 。加工時には、中心の穴を通して冷却液をています（図 1）。加工時には、中心の穴を通して冷却液供給します。回転させながら材料に押し込んで加工するを供給します。回転させながら材料に押し込んで加工すため、加工装置への負荷はトルクと推力の形で現れます。
るため、加工装置への負荷はトルクと推力の形で現れま比較する対象以外の物性値がなるべく同じとなるようす。
に選別した材料を用いて評価したところ、推力は硬さと比較する対象以外の物性値がなるべく同じとなるよう弾性率に対して相関関係があることが分かりました
図に選別した材料を用いて評価したところ、推力は硬さと2 。また、破壊靱性については推力よりもトルクと強い弾性率に対して相関関係があることが分かりました（図
相関関係が見られました
図3 。
破壊靱性が高いというこ
2）。また、破壊靱性については推力よりもトルクと強いとは、切り屑が削り取られる際に粘ることにより加工方

相関係数
œőŜŗ
R² = 0.8857

200

R² = 0.9189
相関係数
œőŜř

800

120
R² = 0.5183

相関係数
œőŚŕ

80

40

相関係数
R² = 0.9313
œőŜŚ

120

80

40

0
0

2

4
6
破壊靱性[MPa・m1/2]

8

破壊靱性žŰųƄ・ƐŔŒŕƀ

10

0
0

2

4
6
破壊靱性[MPa・m1/2]

810

破壊靱性žŰųƄ・ƐŔŒŕƀ

図 機械的性質 破壊靱性 と推力及びトルクの関係
破壊靱性は、 種類のジルコニアを用いて比較しました。トル
クは推力と同様に、硬さ、弾性率とも相関を示していました。

方向（この場合は回転方向）に対して大きな負荷を生じさせることになります。これは、炉内に多く存在するこ向（この場合は回転方向）に対して大きな負荷を生じさとが予想されるジルコニア系の酸化物に対して、安全側せることになります。これは、炉内に多く存在することに評価を行うためにより硬いアルミナ等を用いて試験をが予想されるジルコニア系の酸化物に対して、安全側に実施したとしても、押し込み力（推力）への影響は再現評価を行うためにより硬いアルミナ等を用いて試験を実できるが削り取る力（トルク）については考慮できない施したとしても、押し込み力（推力）への影響は再現でということを示唆しています。コールド模擬デブリの材
きるが削り取る力（トルク）については考慮できないと料選定では、これら物性値をバランス良く再現する必要いうことを示唆しています。コールド模擬デブリの材料があります。
選定では、これら物性値をバランス良く再現する必要が
あります。
(2)

Fe2Zr 系材料の機械的性質評価

燃料デブリは主に酸化物と金属で構成されているた
め、それぞれの体表的な性質を抑えておくことで、大雑 )H=U 系材料の機械的性質評価
燃料デブリは主に酸化物と金属で構成されているため、把にはコールド模擬デブリの材料選定を行うことができ )H=U 系材料の機械的性質評価
それぞれの体表的な性質を抑えておくことで、大雑把に
燃料デブリは主に酸化物と金属で構成されているため、ます。しかし、Laves
相を形成する Fe2Zr 系の物質は硬はコールド模擬デブリの材料選定を行うことができます。
それぞれの体表的な性質を抑えておくことで、大雑把にく、一般的な金属とは大きく性質が異なる可能性があり
しかし、Laves
相を形成する
Fe2Zr 系の物質は硬く、一はコールド模擬デブリの材料選定を行うことができます。
ます。そこで、Laves
相が存在する範囲で鉄とジルコニ
般的な金属とは大きく性質が異なる可能性があります。
しかし、Laves 相を形成する Fe2Zr 系の物質は硬く、一ウムの割合を変えた試料を作製して機械的性質を評価しそこで、Laves
相が存在する範囲で鉄とジルコニウムの般的な金属とは大きく性質が異なる可能性があります。
ました。
割合を変えた試料を作製して機械的性質を評価しました。
そこで、Laves
相が存在する範囲で鉄とジルコニウムの具体的には、Fe/Zrの比を 1.9 ～ 2.7 まで変化させた
具体的には、Fe/Zrの比を 1.9～2.7 まで変化させたも割合を変えた試料を作製して機械的性質を評価しました。
もの、更に、同比が2.0 でジルコニウムと置換することの、更に、同比が2.0 でジルコニウムと置換することが具体的には、Fe/Zrの比をまで変化させたもが知られているウランを
3 ～1.9～2.7
5at% 混ぜたものを1750
知られているウランを
3～5at%混ぜたものを
1750～の、更に、同比が2.0でジルコニウムと置換することが～ 2000℃で溶融させました。最終的に一部のウランは2000℃で溶融させました。最終的に一部のウランは偏析
知られているウランを 3～5at%混ぜたものを 1750～
偏析しており、固溶したのは 1 ～ 2at% でした。分析のしており、固溶したのは1～2at%でした。分析のために2000℃で溶融させました。最終的に一部のウランは偏析ために切断した図 4 に示す試料の状態から、Fe/Zr=2.7
切断した図4に示す試料の状態から、
Fe/Zr=2.7 の試料でしており、固溶したのは 1～2at%でした。分析のためにの試料では鉄の増加に伴い金属光沢が消えて内部に欠陥は鉄の増加に伴い金属光沢が消えて内部に欠陥が増えた
切断した図 4 に示す試料の状態から、
Fe/Zr=2.7 の試料でが増えたことが分かります。これについては、電子顕微
ことが分かります。これについては、電子顕微鏡によりは鉄の増加に伴い金属光沢が消えて内部に欠陥が増えた
鏡により Fe/Zr の比が 30 に近い網目状の組織が観察さFe/Zrの比が 30 に近い網目状の組織が観察されました。
ことが分かります。これについては、電子顕微鏡によりれました。また、ウランを含んだ試料には多くのひびがまた、ウランを含んだ試料には多くのひびがあり、切断
Fe/Zr の比が 30 に近い網目状の組織が観察されました。
あり、切断時に振動により細かく砕けたものもありまし時に振動により細かく砕けたものもありました。
また、ウランを含んだ試料には多くのひびがあり、切断た。

時に振動により細かく砕けたものもありました。

)H=U 、8 DW)H=U 、8 DW)H=U 、8 DW)H=U 、8 DW図 )H=U 比と機械的性質の関係
図 )H=U 比と機械的性質の関係

るものと考えられます。
最後に硬さ、弾性率、破壊靱性に関して、Fe Zr と他
最後に硬さ、弾性率、破壊靱性に関して、Fe2Zr2 と他るものと考えられます。
の代表的な燃料デブリの成分でできた材料との間で比較の代表的な燃料デブリの成分でできた材料との間で比較
最後に硬さ、弾性率、破壊靱性に関して、Fe2Zr と他をして見ました。金属としては、被覆管材料でをして見ました図（図6 。6）金属としては、被覆管材料であるの代表的な燃料デブリの成分でできた材料との間で比較ある
Zry-2と構造材の多くを占める
SUS を選択しましZry-2と構造材の多くを占める
SUS を選択しました。まをして見ました
図 6 。金属としては、被覆管材料である
た。また、酸化物としては、燃料である酸化ウランと被た、酸化物としては、燃料である酸化ウランと被覆管がZry-2 と構造材の多くを占める SUS を選択しました。ま
覆管が酸化してできたジルコニアの固溶体以外に、燃料酸化してできたジルコニアの固溶体以外に、燃料デブリ
た、酸化物としては、燃料である酸化ウランと被覆管がデブリが溶け落ちてコンクリートと反応してできるカルが溶け落ちてコンクリートと反応してできるカルシウム
酸化してできたジルコニアの固溶体以外に、燃料デブリ
シウムを含んだものを対象にしました。何れの物性値にを含んだものを対象にしました。何れの物性値においてが溶け落ちてコンクリートと反応してできるカルシウム
おいても、Laves
相を形成したFe2Zr は金属よりも酸化も、Laves相を形成したFe2Zr は金属よりも酸化物に近を含んだものを対象にしました。何れの物性値において物に近い特徴を示しており、燃料デブリの金属相の中でい特徴を示しており、燃料デブリの金属相の中でFe2Zrも、Laves 相を形成した Fe2Zr は金属よりも酸化物に近Fe
2Zr が共存していることが想定される領域のコールドが共存していることが想定される領域のコールド模擬デい特徴を示しており、燃料デブリの金属相の中でFe2Zr
ブリの選定では、
1
種類の金属材料で代表させるだけでは模擬デブリの選定では、1種類の金属材料で代表させるが共存していることが想定される領域のコールド模擬デ再現できない事象がある可能性が明らかになりました。
だけでは再現できない事象がある可能性が明らかになり
ブリの選定では、1 種類の金属材料で代表させるだけでは再現できない事象がある可能性が明らかになりました。
ました。
0)H=U 、8 DW)H=U 、8 DW)H=U 、8 DW)H=U 、8 DW図 試料の切断面

; 線回折により、全ての試料で主成分が)H=U であることを確図 試料の切断面認しました。
; 線回折により、全ての試料で主成分が )H=U であることを確 認しました。
硬さについては、鉄が増加することに従い若干減少す
硬さについては、鉄が増加することに従い若干減少する傾向が見られたものの、大きな変化はありませんでしる傾向が見られたものの、大きな変化はありませんでし
硬さについては、鉄が増加することに従い若干減少すた。弾性率と破壊靱性は、鉄の割合と共に増加することた。弾性率と破壊靱性は、鉄の割合と共に増加することる傾向が見られたものの、大きな変化はありませんでしが確認されました（図 5）。ウランを含んだ試料は、ひびが確認されました
図 5 。ウランを含んだ試料は、ひび等た。弾性率と破壊靱性は、鉄の割合と共に増加すること
等の内部欠陥が多く、超音波を利用した方法では弾性率の内部欠陥が多く、超音波を利用した方法では弾性率がが確認されました 図 5 。ウランを含んだ試料は、ひび等が測定できませんでした。そのため、破壊靱性について測定できませんでした。そのため、破壊靱性についてはの内部欠陥が多く、超音波を利用した方法では弾性率がは具体的な数値を得ることはできませんでしたが、硬さ
具体的な数値を得ることはできませんでしたが、硬さを測定できませんでした。そのため、破壊靱性についてはを測定する際の亀裂が進展しにくかったことから、大き測定する際の亀裂が進展しにくかったことから、大きく
具体的な数値を得ることはできませんでしたが、硬さをくなっているものと推察されます。これより切断時に試なっているものと推察されます。これより切断時に試料測定する際の亀裂が進展しにくかったことから、大きく料が破損した理由は、冷却の際に発生した多くのひびにが破損した理由は、冷却の際に発生した多くのひびに因なっているものと推察されます。これより切断時に試料因るものと考えられます。

Fe2Zr
Fe
0
Fe22Zr
Zr
Zry-2
Zry-2
Zry-2
Fe2Zr
Fe2Zr
SUS
SUS
SUS
Zry-2
Zry-2
(U,Zr)O(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O22（立方晶）
（立方晶）
SUS
SUS
(U,Zr)O(U,Zr)O2（正方晶）（正方晶）(U,Zr)O22（正方晶）(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O（単斜晶）(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr)O22（単斜晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr,Ca)O(U,Zr,Ca)O2(U,Zr,Ca)O22(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr,Ca)O2(U,Zr,Ca)O2
0

2

4
2

1

10

12

6

8

10

14
12

16

14
金属相
金属相

16

金属相

酸化物相

50

弾性率
弾性率 [GPa]
[GPa]

100

150

弾性率 [GPa]

100

150

200

250

200

0.5
破壊靭性
破壊靭性 [MPa[MPa mm0.5]]

10

Fe2Zr
1
Fe
Fe22Zr
Zr
Zry-2
Zry-2
Zry-2
Fe2Zr
Fe2Zr
SUS
SUS
SUS
Zry-2
Zry-2
(U,Zr)O(U,Zr)O2（立方晶）（立方晶）(U,Zr)O22（立方晶）
SUS
SUS(U,Zr)O（正方晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr)O22（正方晶）(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr)O22（単斜晶）（単斜晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr,Ca)O(U,Zr,Ca)O2(U,Zr,Ca)O22(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr,Ca)O2(U,Zr,Ca)O2

48

硬さ [GPa]

酸化物相
酸化物相

Fe2Zr
Fe
Fe22Zr
Zr
0 金属相
50
金属相
Zry-2
Zry-2
Zry-2
Fe2Zr
Fe2Zr
金属相
SUS
SUS
SUS
Zry-2
Zry-2
(U,Zr)O(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O22（立方晶）
（立方晶）
酸化物相
酸化物相
SUS
SUS
(U,Zr)O(U,Zr)O2（正方晶）（正方晶）(U,Zr)O22（正方晶）(U,Zr)O2（立方晶）(U,Zr)O2（立方晶）
酸化物相(U,Zr)O(U,Zr)O2（単斜晶）（単斜晶）(U,Zr)O22（単斜晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr)O2（正方晶）(U,Zr,Ca)O(U,Zr,Ca)O2(U,Zr,Ca)O22(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr)O2（単斜晶）(U,Zr,Ca)O2(U,Zr,Ca)O2

硬さ
硬さ [GPa][GPa]

6

破壊靭性 [MPa m0.5]

10

250

100
100
金属相
金属相
金属相
酸化物相
酸化物相
酸化物相

図 )H=U 系材料の機械的性質の特徴

図 )H=U 系材料の機械的性質の特徴
が破損した理由は、冷却の際に発生した多くのひびに因
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構、”経済産業焼委託事業 平成 25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整《参考文献》
炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《参考文献》 ・ 技術研究組合
国際廃炉研究開発機構、" 経済産業焼委託事業 平成
25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業（燃料デブリ性状把握・処置技術の開発）報告書”、p.8-88(2014).
 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構、”経済産業焼委託事業 平成 25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整《参考文献》 備事業（燃料デブリ性状把握・処置技術の開発）報告書"、p.8-88(2014).
 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構、”平成 25 年度「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ性状把握・処備事業（燃料デブリ性状把握・処置技術の開発）報告書”、p.8-88 (2014).
・ 技術研究組合
国際廃炉研究開発機構、"
平成 25 年度「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ性状把握・処置技術の開発）」に係る補助事業 報告書”、p.3-3、3-5(2015).
 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構、”平成 25 年度「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ性状把握・処置技術の開発）」に係る補助事業 報告書 "、p.3-3、3-5(2015).
 星野ほか、”燃料デブリの性状把握（27'A）；（2）Fe2(Zr,U)の機械的性質評価”、日本原子力学会
2015 年秋の大会予置技術の開発）」に係る補助事業 報告書”、p.3-3、3-5 (2015).
・ 星野ほか、"；（2）Fe2(Zr,U) の機械的性質評価 "、日本原子力学会 2015 年秋の大稿集、G32燃料デブリの性状把握（27'A）(2015).
 星野ほか、”燃料デブリの性状把握（27'A）；（2）Fe2(Zr,U)の機械的性質評価”、日本原子力学会 2015 年秋の大会予会予稿集、G32 (2015).

稿集、G32 (2015).

25 燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑵
燃料デブリとはどのようなものかを理解する  2-2

燃料デブリとはどのようなものかを理解する―炉心溶融物とコンクリートの反応生成物―
―炉心溶融物とコンクリートの反応生成物―
― 炉心溶融物とコンクリートの反応生成物 ―廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱技術開発グループ 高野 公秀 須藤 彩子
廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱技術開発グループ 高野 公秀 須藤 彩子
廃炉国際共同研究センター
燃料デブリ取扱技術開発グループ
高野 公秀 小野澤
須藤 彩子
原子力科学研究所
福島技術開発試験部 実用燃料試験課
淳
原子力科学研究所 福島技術開発試験部 実用燃料試験課 小野澤 淳
原子力科学研究所 福島技術開発試験部 実用燃料試験課 小野澤 淳









D アーク溶解時の様子
D アーク溶解時の様子

図  0&&, 進展時の堆積物内部のイメージ図  0&&, 進展時の堆積物内部のイメージ
堆積した炉心溶融物表面はすぐに冷えて固まりますが、内部は堆積した炉心溶融物表面はすぐに冷えて固まりますが、内部は冷えにくく崩壊熱もあるため、下方のコンクリートを溶かしな冷えにくく崩壊熱もあるため、下方のコンクリートを溶かしながらゆっくりと冷えて固まると推測されます。コンクリートとがらゆっくりと冷えて固まると推測されます。コンクリートと
溶融物の界面では、℃前後の温度勾配があります。
溶融物の界面では、℃前後の温度勾配があります。

損傷した原子炉圧力容器から高温の炉心溶融物が流下損傷した原子炉圧力容器から高温の炉心溶融物が流下損傷した原子炉圧力容器から高温の炉心溶融物が流下し、格納容器底部のコンクリートを溶かしつつ反応する
し、格納容器底部のコンクリートを溶かしつつ反応する
し、格納容器底部のコンクリートを溶かしつつ反応することを Molten core–concrete interaction（MCCI）と言こ と をMolten
Moltencore–concretecore-concreteinteraction（MCCI）と言interaction（MCCI）と 言ことをい、その結果冷えて固まった堆積物を総称して MCCI 生
い、その結果冷えて固まった堆積物を総称してMCCIい、その結果冷えて固まった堆積物を総称してMCCI
生
成物と呼びます。1F では、1〜3 号機で程度の差はある生成物と呼びます。1Fでは、13号機で程度の差は～成物と呼びます。1F では、1〜3 号機で程度の差はある
ものの、炉心燃料のかなりの部分が溶けて格納容器底部あるものの、炉心燃料のかなりの部分が溶けて格納容器
ものの、炉心燃料のかなりの部分が溶けて格納容器底部に流下し、多量の MCCI 生成物が堆積していると推測さ
底部に流下し、多量の生成物が堆積しているとに流下し、多量の
MCCIMCCI
生成物が堆積していると推測されます。
推測されます。
れます。
炉心溶融物を構成する主要な材料は、燃料の酸化ウラ
炉心溶融物を構成する主要な材料は、燃料の酸化ウラ
炉心溶融物を構成する主要な材料は、燃料の酸化ウラン（UO2）、燃料被覆管及びチャンネルボックスのジルカ
ン（UO）
、燃料被覆管及びチャンネルボックスのジルカン（UO22）、燃料被覆管及びチャンネルボックスのジルロイ合金（主に Zr）、制御棒のステンレス鋼（SUS：主ロイ合金（主にZr）、制御棒のステンレス鋼（SUS：主カロイ合金（主にZr）、制御棒のステンレス鋼（SUS：に Fe, Cr, Ni）及び炭化ホウ素（B4C）などです。一方、にFe,Fe,
Cr,Cr,
Ni）及び炭化ホウ素（B4C）などです。一方、
主にNi）及び炭化ホウ素（B4C）などです。一
コンクリートはセメントに砂と砂利（骨材）を混ぜ、水コンクリートはセメントに砂と砂利（骨材）を混ぜ、水方、コンクリートはセメントに砂と砂利（骨材）を加えて練り固めた物で、主要な成分はSiOを混ぜ、
2, CaO,を加えて練り固めた物で、主要な成分は
SiO
2,2,CaO,
水を加えて練り固めた物で、主要な成分は
SiO
CaO,
Al2O3 等の酸化物です。高温になったコンクリート中では、AlO等の酸化物です。
高温になったコンクリート中では、
23Al1200℃前後でセメント成分が溶け始め、ガラス状の溶融
2O3 等の酸化物です。高温になったコンクリート中で1200℃前後でセメント成分が溶け始め、ガラス状の溶融は、1200℃前後でセメント成分が溶け始め、ガラス状の物になります。炉心溶融物と溶けたコンクリートが混ざ物になります。炉心溶融物と溶けたコンクリートが混ざ
溶融物になります。炉心溶融物と溶けたコンクリートがり合い、冷えて固まった際に、どのような化合物が生成
り合い、冷えて固まった際に、どのような化合物が生成混ざり合い、冷えて固まった際に、どのような化合物がし、それらがどの様に入り交じっているかという情報は、し、それらがどの様に入り交じっているかという情報は、
生成し、それらがどの様に入り交じっているかという情
MCCI 生成物を確実に取出し、安全に保管・管理する方
MCCI 生成物を確実に取出し、安全に保管・管理する方報は、MCCI
生成物を確実に取出し、安全に保管・管理U
策を検討する上で重要です。ここでは、実験室規模で策を検討する上で重要です。ここでは、実験室規模で Uする方策を検討する上で重要です。ここでは、実験室規を含んだ模擬の MCCI 生成物を作製し、その性状を調べを含んだ模擬の MCCI 生成物を作製し、その性状を調べて取出し技術の開発に貢献することを目的としています。
模でU を含んだ模擬の MCCI 生成物を作製し、その性て取出し技術の開発に貢献することを目的としています。
図 1 は、コンクリート上で MCCI が進展している際の状を調べて取出し技術の開発に貢献することを目的とし
図 1 は、コンクリート上で MCCI が進展している際の内部のイメージを表したものです。溶けたコンクリートています。
内部のイメージを表したものです。溶けたコンクリートの成分は堆積物内部の溶融部分に次第に移行すると共に、
図 1 は、コンクリート上で MCCI が進展している際の成分は堆積物内部の溶融部分に次第に移行すると共に、
炉心溶融物とコンクリートの界面付近では、非常に大きの内部のイメージを表したものです。溶けたコンクリー
炉心溶融物とコンクリートの界面付近では、非常に大きな温度勾配があるため、深さ方向の到達温度の違いによトの成分は堆積物内部の溶融部分に次第に移行すると共な温度勾配があるため、深さ方向の到達温度の違いによって異なる生成物の階層構造ができている可能性がありに、炉心溶融物とコンクリートの界面付近では、非常にって異なる生成物の階層構造ができている可能性があります。堆積物内部の状態を模擬するため、炉心材料とコ
大きな温度勾配があるため、深さ方向の到達温度の違います。堆積物内部の状態を模擬するため、炉心材料とコンクリートの混合物を、アーク溶解という手法により均によって異なる生成物の階層構造ができている可能性がンクリートの混合物を、アーク溶解という手法により均
熱溶融・固化した試料を作製しました。一方、大きな温あります。堆積物内部の状態を模擬するため、炉心材料
熱溶融・固化した試料を作製しました。一方、大きな温度勾配のある界面付近の階層構造を調べるため、コンクとコンクリートの混合物を、アーク溶解という手法によ
度勾配のある界面付近の階層構造を調べるため、コンク
り均熱溶融・固化した試料を作製しました。一方、大き
26









E コンクリート=U 混合比の大きい試料の断面
E コンクリート=U 混合比の大きい試料の断面

F コンクリート=U 混合比の小さい試料の断面写真
F コンクリート=U 混合比の小さい試料の断面写真









図 アーク溶解による模擬0&&, 生成物作製時の様子 D と試
図 アーク溶解による模擬0&&, 生成物作製時の様子 D と試料断面観察像 E  F 
料断面観察像 E  F 
D 左：炉心材料とコンクリートの混合物成形体、中央：溶融D 左：炉心材料とコンクリートの混合物成形体、中央：溶融直後の様子、右：冷却・固化後。 E 金属 =U に対してコンク直後の様子、右：冷却・固化後。 E 金属 =U に対してコンクリートが多い場合には、酸化物部分にケイ酸ガラスが生成。
リートが多い場合には、酸化物部分にケイ酸ガラスが生成。
F コンクリートに対して金属 =U が多い場合には、6L2 が全F コンクリートに対して金属 =U が多い場合には、6L2 が全量還元されて )H&U1L6L$O=U8 系の種々の合金が生成。
量還元されて )H&U1L6L$O=U8 系の種々の合金が生成。

リート片の上に置いた炉心材料の混合物を、集光加熱とな温度勾配のある界面付近の階層構造を調べるため、コ
リート片の上に置いた炉心材料の混合物を、集光加熱という手法で局所溶融させた後に冷却・固化しました。以
ンクリート片の上に置いた炉心材料の混合物を、集光加いう手法で局所溶融させた後に冷却・固化しました。以
下、2 種類の方法で作製した模擬 MCCI 生成物中の断面
熱という手法で局所溶融させた後に冷却・固化しました。
下、2種類の方法で作製した模擬 MCCI 生成物中の断面の化合物と組織（混じり具合）を調べた結果について説
以下、2
種類の方法で作製した模擬 MCCI 生成物中の断の化合物と組織（混じり具合）を調べた結果について説明します。
面の化合物と組織（混じり具合）を調べた結果について明します。
説明します。

 炉心材料とコンクリートの均熱溶融部の反応生
 炉心材料とコンクリートの均熱溶融部の反応生成物
(1) 成物
炉心材料とコンクリートの均熱溶融部の反応生成物
コンクリート,
B4C, SUS, Zr, (U,Zr)O2（UO2 と ZrO2
コンクリート,C,4C,
SUS,
Zr,Zr,(U,Zr)O
ZrO
2（UO
2と
2 2
コンクリートB, 4B
SUS,（U,Zr）
O（
ZrO
2 UO
2 と
の混合酸化物）の各粉末を種々の組成で混合した成形体の混合酸化物）の各粉末を種々の組成で混合した成形体の混合酸化物）の各粉末を種々の組成で混合した成形体を、アルゴン雰囲気下でアーク溶解により溶融・固化し、を、アルゴン雰囲気下でアーク溶解により溶融・固化し、を、アルゴン雰囲気下でアーク溶解により溶融・固化し、その断面を観察すると共に元素分析により化合物を特定
その断面を観察すると共に元素分析により化合物を特定
その断面を観察すると共に元素分析により化合物を特定しました。アーク溶解前後の試料の外観写真を図 2 a
しました。アーク溶解前後の試料の外観写真を図
2 2（a）aしました。アーク溶解前後の試料の外観写真を図に示します。
に示します。
に示します。

図 2（b）は、コンクリート /SUS/Zr を重量比 30/50/20

ともに溶けて混ざり合う様子を示した一連の写真です。

図 2 b は、コンクリート/SUS/Zr を重量比 30/50/20
で混合した際の溶融固化物の断面写真です。コンクリー
で混合した際の溶融固化物の断面写真です。コンクリー
トが脱水する際の水分と、Zr がコンクリート中の SiO2
トが脱水する際の水分と、Zr がコンクリート中の SiO2を還元するため、Zr は全て酸化され、（Zr,Ca,Cr,Fe,Al）を還元するため、Zr は全て酸化され、Zr,Ca,Cr,Fe,Al O2
O2 で表される二酸化物がコンクリート由来のケイ酸ガで表される二酸化物がコンクリート由来のケイ酸ガラス
ラス中に析出している他、ガラス中への溶解度を越えた中に析出している他、ガラス中への溶解度を越えた Fe–
Fe-Cr-O 系酸化物も析出しています。金属部分は、元のCr–O 系酸化物も析出しています。金属部分は、元のステ
ステンレス鋼組成に比べて、コンクリート由来の Si のンレス鋼組成に比べて、コンクリート由来の Si の含有量含有量が増えています。一方、図は、コンクリーが増えています。一方、図2 c 2（c）
は、コンクリート
ト4C/SUS/Zr/(U,Zr)O/B4C/SUS/Zr/（U,Zr）
O2 を 20/1/10/30/39 で 混 合 し た/B
2 を 20/1/10/30/39 で混合した際の際の溶融固化物の断面写真で、前者の試料に比べてコン
溶融固化物の断面写真で、前者の試料に比べてコンクリ
クリート/Zr 比を意図的に小さくを多く）した物です。
（Zr を多く）した物でート/Zr比を意図的に小さく（Zrす。その結果、コンクリート由来のSiO2 は全て還元さその結果、コンクリート由来のSiO2 は全て還元され、金れ、金属質部分には
SUS 成分に加えて、Si,
Zr, U を属質部分にはSUS 成分に加えて、Si,
Al, Zr, UAl,を含んだ
含んだ種々の合金相が生成していると共に、B
4C からは種々の合金相が生成していると共に、B
ZrB2
4C からはZrBで表されるホウ化物が析出しています。酸化物部2で表されるホウ化物が析出しています。酸化物部分には、
分には、（U,Zr,Ca,Al）O2 で表される二酸化物の他、そU,Zr,Ca,AlO2 で表される二酸化物の他、その結晶粒界の結晶粒界には、コンクリート由来のAl-Ca-O 系の酸化には、コンクリート由来のAl-Ca-O 系の酸化物ができています。
物ができています。
これらのことから、MCCI
これらのことから、MCCI生成物中の金属質部分にで生成物中の金属質部分にきる相は、コンクリート成分と強力な還元力を持つ金属
できる相は、コンクリート成分と強力な還元力を持つ金Zr属との混合比が大きく影響することが分かりました。言Zr との混合比が大きく影響することが分かりました。
い換えれば、
炉心溶融物中に未酸化の金属 Zr 成分がどの言い換えれば、炉心溶融物中に未酸化の金属
Zr 成分が程度含まれていたかが重要な因子となります。
どの程度含まれていたかが重要な因子となります。

ともに溶けて混ざり合う様子を示した一連の写真です。
高温になったコンクリートからは水分がガスとして放出
高温になったコンクリートからは水分がガスとして放出されるので、表面の溶融物は沸騰しているかのように泡されるので、表面の溶融物は沸騰しているかのように泡立ちます。図 3（b）は、冷却固化後の試料を縦に切断し立ちます。図 3 b は、冷却固化後の試料を縦に切断したた断面写真と、到達温度による階層構造のイメージを表断面写真と、到達温度による階層構造のイメージを表ししたものです。図中の到達温度は、コンクリートのみをたものです。図中の到達温度は、コンクリートのみを種々
種々の温度で溶融させた試料の断面組織や、UO2-SiO2の温度で溶融させた試料の断面組織や、UO2–SiO2 系及び系及び ZrO2-SiO2 系状態図などの情報を元に推測したもZrO2–SiO2 系状態図などの情報を元に推測したものです。
のです。最も高温になる上方（図 3（b）①）では、コン最も高温になる上方（図3（b）①）では、コンクリート
クリートが溶けてできたケイ酸ガラス中に（U,Zr,Ca）O2が溶けてできたケイ酸ガラス中にU,Zr,Ca O
2 で表されで表される二酸化物がミクロンサイズで析出しています
る二酸化物がミクロンサイズで析出しています（図中拡（図中拡大像）。この層には、冷却過程で閉じ込められた大像）。この層には、冷却過程で閉じ込められた水分の大
水分の大きな気泡の痕も見られます。また、図3（b）①
きな気泡の痕も見られます。
また、図 3（b）①と図 3（b）と図 3（b）②の層のガラス中には、U酸化物が少量溶け②の層のガラス中には、U酸化物が少量溶け込んでいる
込んでいることも分かりました。図
3（b）③の層は、骨ことも分かりました。図
3（b）③の層は、骨材中の
SiO2
材中の
SiO
が未溶融のまま残った、コンクリートの非2が未溶融のまま残った、コンクリートの非均質溶融部分
均質溶融部分で、ここより下部の層にはU は含まれてで、ここより下部の層にはU は含まれていません。図3いません。図 3（b）④の層は、断面写真中で下半分に広（b）④の層は、断面写真中で下半分に広く見られる、セ
メント成分が黄土色に見える部分で、脱水により脆くなく見られる、セメント成分が黄土色に見える部分で、脱ったコンクリートの層です。指で強くつまむと崩れる程
水により脆くなったコンクリートの層です。指で強くつに強度を失っています。以上のことから、炉心溶融物とまむと崩れる程に強度を失っています。以上のことから、コンクリートの界面付近における温度勾配下での階層構
炉心溶融物とコンクリートの界面付近における温度勾配
造イメージを構築し、Uの化学形や浸透深さに関する知
下での階層構造イメージを構築し、Uの化学形や浸透深見を得ることができました。
さに関する知見を得ることができました。
堆積した
MCCI
堆積した
MCCI生成物の取出し時のことを考えると、生成物の取出し時のことを考えると、UUが含まれる図3（b）①〜③の層を回収することはもちが含まれる図3（b）①～③の層を回収することはもちろんですが、取出し作業時には脆くなった図
3（b）④のろんですが、取出し作業時には脆くなった図
3（b）④の部分に汚染水が容易に浸透することが予想されますので、部分に汚染水が容易に浸透することが予想されますの
この部分も削り取る必要があると考えます。

 温度勾配下での生成化合物の階層構造
(2)
温度勾配下での生成化合物の階層構造

図a は、B
C/SUS/Zr/(U,Zr)O
図33（a）は、B44C/SUS/Zr/（U,Zr）
O22を重量比を重量比1/9/10/80
1/9/10/80で混合した成形体をコンクリート上に置き、アルゴン気で混合した成形体をコンクリート上に置き、アルゴン気
流中、集光加熱により表面で炉心材料とコンクリートがで、この部分も削り取る必要があると考えます。

流中、集光加熱により表面で炉心材料とコンクリートが図  集光加熱による模擬 0&&, 実験の様子 D と加熱後の試料断面写真及び階層構造イメージ E Dコンクリート上の炉心材料混合物（直径 PP）にランプ光を集光し、炉心材料とコンクリートを溶融させます。

E

階層構造イメージ中、①はガラス中に 8=U&D 2 が析出した部分（約 ℃以上）、②はガラス部分、③はコンクリートの溶融が不完全で骨材の 6L2 が溶け残った部分（〜℃）、④はコンクリートの脱水・熱分解により脆くなった部分（約 ℃
以下）、⑤は概ね健全なコンクリート部分。①と②のガラスには 8 酸化物が少量溶け込んでいます。

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃《参考文献》
・ 高野公秀 , 小野澤淳 , 須藤彩子 , " 模擬 MCCI 生成物の調製と性状評価 (1) アーク溶解による溶融固化試料中の生炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
", 日本原子力学会
2015 年春の年会予稿集
B36 (2015)．
 高野公秀, 小野澤淳,
須藤彩子, “模擬MCCI
生成物の調製と性状評価(1) アーク溶解による溶融固化試料中の生成《参考文献》 成相と微小硬さ
・ 須藤彩子, 小野澤淳, 高野公秀 , "2015
模擬年春の年会予稿集
MCCI 生成物の調製と性状評価
相と微小硬さ”,
日本原子力学会
B36 (2015)． (2) コンクリートの界面付近の性状 ", 日本
原子力学会
年春の年会予稿集
B37 (2015)．
 須藤彩子, 2015
小野澤淳,
高野公秀, “模擬MCCI生成物の調製と性状評価(2) コンクリートの界面付近の性状”, 日本原子力学会 2015 年春の年会予稿集 B37 (2015)．

27

2-3

 燃料デブリとはどのようなものかを理解する
 ―溶融燃料に含まれる *G 及び )H の特性評価―
燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑶―溶融燃料に含まれる *G 及び )H の特性評価―

― 溶融燃料に含まれる Gd 及び Fe の特性評価 ―プルトニウム燃料技術開発センター 燃料技術開発課 赤司 雅俊、廣岡 瞬、渡部 雅、森本 恭一、加藤 正人
プルトニウム燃料技術開発センター
燃料技術開発課
雅俊、廣岡
瞬、渡部
雅、森本
恭一、加藤
プルトニウム燃料技術開発センター
燃料技術開発課
赤司赤司
雅俊、廣岡
瞬、渡部
雅、森本
恭一、加藤
正人正人

原子力機構においてはこれまで燃料ペレットが溶融し、酸化した燃料被覆管が溶け込んで固溶してできた溶融固原子力機構においてはこれまで燃料ペレットが溶融
原子力機構においてはこれまで燃料ペレットが溶融し、化物
U,Zr O2 に着目して試験を実施してきました。
し、酸化した燃料被覆管が溶け込んで固溶してできた溶
酸化した燃料被覆管が溶け込んで固溶してできた溶融固1F の炉心には、中性子吸収材として核分裂を制御す
融固化物（U,Zr）
O2 に着目して試験を実施してきました。
化物 U,Zr
O22Oに着目して試験を実施してきました。
る目的でGd
3 を含む UO2 燃料が装荷されていました。
の炉心には、中性子吸収材として核分裂を制御す
1F 1Fの炉心には、中性子吸収材として核分裂を制御す
TMIの溶融事故を起こした炉心には、Gd
2O3 を含有した
UO
る目的で
Gd
23Oを含む3 を含む2 燃料が装荷されていました。
る目的で
Gd
UO
2O
2 燃料が装荷されていました。
燃料は含まれていないことから、それらの燃料が含まれTMIの溶融事故を起こした炉心には、Gd22O
TMIの溶融事故を起こした炉心には、Gd
O33 を含有したを含有した燃料デブリに関するデータは世界的にも存在していま
燃料は含まれていないことから、それらの燃料が含まれた燃料は含まれていないことから、それらの燃料が含ません。
Gd は、中性子吸収材として核分裂を抑制する効果
た燃料デブリに関するデータは世界的にも存在していまれた燃料デブリに関するデータは世界的にも存在していがあります。溶融燃料内での Gd の再分布状態によってせん。Gd は、中性子吸収材として核分裂を抑制する効果ません。Gdは、中性子吸収材として核分裂を抑制する
はデブリ取出し作業における溶融燃料の再配置による再があります。溶融燃料内でのGd効果があります。
溶融燃料内でのGdの再分布状態によっての再分布状態によっ
臨界への懸念から、再臨界に達する懸念があります。そはデブリ取出し作業における溶融燃料の再配置による再のため、溶融燃料内の Gd の分布状態の把握も極めて重てはデブリ取出し作業における溶融燃料の再配置による臨界への懸念から、再臨界に達する懸念があります。そ
要な課題です。
再臨界への懸念から、再臨界に達する懸念があります。
のため、溶融燃料内のGd
一方で、燃料デブリの中には被覆管だけでなく炉内構
そのため、溶融燃料内のGd の分布状態の把握も極めて重の分布状態の把握も極めて要な課題です。
造材等が溶解してできたデブリも存在すると考えられま
重要な課題です。
一方で、燃料デブリの中には被覆管だけでなく炉内構す。炉内構造材はステンレス製であるため、その主成分
一方で、燃料デブリの中には被覆管だけでなく炉内構
造材等が溶解してできたデブリも存在すると考えられまである
Fe が燃料デブリに多く含まれている可能性があ
造材等が溶解してできたデブリも存在すると考えられます。炉内構造材はステンレス製であるため、その主成分ります。ここで金属
Fe と酸化物 UO2 は固溶体を形成しす。炉内構造材はステンレス製であるため、その主成分である
Feが燃料デブリに多く含まれている可能性があないことが知られており、燃料デブリにはFe と UO2 がである
Fe が燃料デブリに多く含まれている可能性があ
は固溶体を形成しります。ここで金属
Fe
と酸化物
UO
2
主成分となる金属デブリと酸化物デブリとして巨視的にります。ここで金属
Fe と酸化物 UO2 は固溶体を形成しないことが知られており、燃料デブリには Fe と UO2 がは別々の状態で存在すると考えられます。しかし、溶融ないことが知られており、燃料デブリには Fe と UO2 が主成分となる金属デブリと酸化物デブリとして巨視的に状態においてはごく一部でありますがFe と UO2 は互い
主成分となる金属デブリと酸化物デブリとして巨視的には別々の状態で存在すると考えられます。しかし、溶融に溶解するため、溶融固化物中には Fe が一部溶解し、存は別々の状態で存在すると考えられます。しかし、溶融状態においてはごく一部でありますが Fe と UO2 は互い在している可能性があります。
状態においてはごく一部でありますが Fe と UO2 は互いに溶解するため、溶融固化物中にはFeが一部溶解し、存そこで本研究では
Gd2O3 と U,Zr O
2 調製した Gd 含有に溶解するため、溶融固化物中にはFe が一部溶解し、在している可能性があります。
模擬デブリを用いて、不定比性を示す U-Zr-Gd-O 系のデ存在している可能性があります。
そこで本研究では
Gd2O3 と U,Zr O2 調製した Gd 含有
ブリ対するO/M の影響を調査しました。また、Feとそこで本研究では
Gd
OU-Zr-Gd-O
2O3 と（U,Zr）
2 調製した Gd 含
模擬デブリを用いて、不定比性を示す系のデ
Fe 含有模擬デブリを用いて、
U,Pu,Zr O2 から調製した
有模擬デブリを用いて、不定比性を示す
U-Zr-Gd-O 系とブリ対する O/M
模擬デブリ中のFeの影響を調査しました。また、Feの状態を評価し、溶融燃料内に存在しのデブリ対する
O/M の影響を調査しました。また、Fe
Fe 含有模擬デブリを用いて、
U,Pu,Zr
2 から調製したている
FeOについて推定するため、Feの溶融挙動についと（U,Pu,Zr）
O2 から調製したFe 含有模擬デブリを用い模擬デブリ中のFeの状態を評価し、
溶融燃料内に存在して考察しました。
て、模擬デブリ中のFe の状態を評価し、溶融燃料内にている Fe について推定するため、Feの溶融挙動につい存在しているFeについて推定するため、Feの溶融挙動て考察しました。
 *G 含有模擬デブリの特性評価

図  溶融後試料の (30$ による面分析結果
測定元素は左から順に 8*G=U となっています。各元素で濃度
 溶融後試料の (30$ による面分析結果
が異なる  図
相が存在していますが、マクロな視点で見れば、ほ
測定元素は左から順に 8*G=U となっています。各元素で濃度
ぼ均質であると言えます。
が異なる  相が存在していますが、マクロな視点で見れば、ほぼ均質であると言えます。
続いて、熱伝導率の測定を行いました。図 2 にその結果を示します。Gd 含有模擬デブリの熱伝導率は UO2 や果を示します。Gd 含有模擬デブリの熱伝導率は UO2 や
続いて、熱伝導率の測定を行いました。図
2 にその結ZrO
2[3] の 熱 伝 導 率 よ り も 低 く 、 U,Gd O2[1] やZrO2[3] の 熱 伝 導 率 よ り も 低 く、（U,Gd）O2[1] や UO2果を示します。Gd
含有模擬デブリの熱伝導率は UO2 や
UO
2-50%Zry の熱伝導率[2]と比較しても低くなりました。
50%Zryの熱伝導率[2]よと比較しても低くなりました。
[3]
の
熱
伝
導
率
り も 低 く 、 U,Gd O2[1] や
ZrO
2
O/M の違いによって熱伝導率が変化しましたが、その影
O/Mの違いによって熱伝導率が変化しましたが、その影
UO2-50%Zry の熱伝導率[2]と比較しても低くなりました。
響については、Zr
や Gd の含有による影響よりも小さい
響については、Zr
や Gd の含有による影響よりも小さい
O/M の違いによって熱伝導率が変化しましたが、その影ことが分かりました。
ことが分かりました。
響については、Zr や Gd の含有による影響よりも小さいことが分かりました。

について考察しました。
まず、溶融燃料内の Gd の分布状態関する知見を得る

 *G
ため、
Gd含有模擬デブリの特性評価
含有模擬デブリ中に含まれる Gd の分布状態に

まず、溶融燃料内のの分布状態関する知見を得る(1)
Gd 含有模擬デブリの特性評価
ついて調査しました。
図 Gd
1 に示す
EPMA による試料断面ため、
Gd 含有模擬デブリ中に含まれるGd の分布状態にまず、溶融燃料内のGd 含有模擬デブリは、の分布状態関する知見を得るの組成分析結果から、
Gd
溶融後の試ついて調査しました。
図 1 に示す EPMAGd
ため、Gd
含有模擬デブリ中に含まれる
の分布状態
料には
U,Zr,Gdの各元素の濃度が異なる
2による試料断面相が存在するの組成分析結果から、EPMA
Gd 含有模擬デブリは、について調査しました。図
1 に示す
EPMA による試料ことが確認できます。
の分析結果では2溶融後の試
相内での料には
U,Zr,Gdの各元素の濃度が異なる
2
相が存在する
断面の組成分析結果から、Gd含有模擬デブリは、溶融
濃度差は非常に小さく、2 相は全体的に分布していることことが確認できます。
EPMA の分析結果では 2 相内での後の試料にはU,Zr,Gd の各元素の濃度が異なる
2 相がから、マクロな視点で見れば、ほぼ均質であると言えま濃度差は非常に小さく、2相は全体的に分布していること存在することが確認できます。EPMAの分析結果では 2
す。O/M の違いによっても Gd が偏った場所に集中してから、マクロな視点で見れば、ほぼ均質であると言えま
存在していることはないと考えられ、この組織観察結果
相内での濃度差は非常に小さく、2相は全体的に分布しす。O/M の違いによっても Gd が偏った場所に集中してから、今回の試験条件においては再臨界に影響するようていることから、マクロな視点で見れば、ほぼ均質であ存在していることはないと考えられ、この組織観察結果
なGd の偏析がない見通しが得られました。
ると言えます。O/Mの違いによっても Gd が偏った場所
から、今回の試験条件においては再臨界に影響するように集中して存在していることはないと考えられ、この組
な Gd の偏析がない見通しが得られました。

28

図  *G 含有模擬デブリの熱伝導率の温度依存性
*G含有模擬デブリの熱伝導率は:P.付近で変化しています。
図  *G 含有模擬デブリの熱伝導率の温度依存性
82 の熱伝導率が今回用いた試料の中で最も高いですが、=U や *G*G含有模擬デブリの熱伝導率は:P.付近で変化しています。
が含有すると熱伝導率が大きく低下しました。
82 の熱伝導率が今回用いた試料の中で最も高いですが、=U や *Gが含有すると熱伝導率が大きく低下しました。
(2) Fe 含有模擬デブリの特性評価

織観察結果から、今回の試験条件においては再臨界に影Fe 含有模擬デブリはあらかじめ調製した（U,Pu,Zr）

響するような Gd の偏析がない見通しが得られました。

O2 溶融体と鉄試料を共に溶融させることにより調製し続いて、熱伝導率の測定を行いました。図 2 にその結ました。得られた試料の切断面における金相画像を図 3

溶融体と鉄試料を共に溶融させることにより調製しまし
溶融体と鉄試料を共に溶融させることにより調製しましします。黒色相は試料断面上に存在する空隙であるため、た。得られた試料の切断面における金相画像を図3 に示た。得られた試料の切断面における金相画像を図 3 に示
今回作製した試料には灰色相及び白色相の2種類の相がに示します。黒色相は試料断面上に存在する空隙であるします。黒色相は試料断面上に存在する空隙であるため、します。黒色相は試料断面上に存在する空隙であるため、存在していることになります。
ため、今回作製した試料には灰色相及び白色相の2 種類
今回作製した試料には灰色相及び白色相の2 種類の相が今回作製した試料には灰色相及び白色相の 2 種類の相がの相が存在していることになります。
存在していることになります。
存在していることになります。

その生成過程は図6のような順序であると考えられます。
その生成過程は図6のような順序であると考えられます。
質な溶融体が生成されます（図6－①）。その後、試料は均
まず、
Fe 成分と U,Pu,Zr O2 は加熱により共に溶融し、まず、Fe 成分と U,Pu,Zr O2 は加熱により共に溶融し、均冷却により溶融体の一部が凝固し始めます（図6－②）。
試料は冷却により溶融体の一部が凝固し始めます（図
質な溶融体が生成されます（図 6－①）。その後、試料は 6
質な溶融体が生成されます（図 6－①）。その後、試料は溶解していたFe 成分はFeU,Pu,Zr
O2 と固溶体を形成しな。溶解していた
成分は（U,Pu,Zr）
O26－②）。
と固溶体－②）
冷却により溶融体の一部が凝固し始めます（図冷却により溶融体の一部が凝固し始めます（図 6－②）。
相の凝固が進
いため、Feに比べ融点の高い
U,Pu,ZrO2を形成しないため、Feに比べ融点の高い（U,Pu,Zr）
O2
溶解していたFe 成分は U,Pu,Zr
O2 と固溶体を形成しな
溶解していた Fe 成分は U,Pu,Zr O2 と固溶体を形成しな
むことになり、Fe
成分は液相に取り残されます（図6－
いため、Feに比べ融点の高い U,Pu,Zr
O2 相の凝固が進
相の凝固が進むことになり、Fe成分は液相に取り残さ
いため、Fe に比べ融点の高い U,Pu,Zr O2 相の凝固が進③）。分離した溶融状態のFe 成分は、Fe 成分の融点以下
むことになり、Fe
成分は液相に取り残されます（図6－
れます（図 6 －③）。分離した溶融状態のFe 成分は、Fe
むことになり、Fe 成分は液相に取り残されます（図 6－まで冷却されて凝固し（図6－④）、最終的に
Fe
成分は③）。分離した溶融状態の Fe 成分は、Fe （図成分の融点以下
成分の融点以下まで冷却されて凝固し
6 －④）、最③）。分離した溶融状態の Fe 成分は、Fe 成分の融点以下(U,Pu,Zr)O2
相中において粒状に点在した
（図
6－⑤、
図 3）
まで冷却されて凝固し（図6－④）、最終的にFe 成分は
終的に Fe 成分は（U,Pu,Zr）
O2 相中において粒状に点在まで冷却されて凝固し（図6－④）、最終的にFe 成分はと考えられます。
(U,Pu,Zr)O2（図 6－⑤、図 3）した（図 6 相中において粒状に点在した
3）と考えられます。
－⑤、図(U,Pu,Zr)O2
相中において粒状に点在した（図 6－⑤、図 3）と考えられます。
と考えられます。

図  金相画像 83X=U 2PRO)H
黒色相、灰色相及び白色相の 種類の相が確認できます。
図  金相画像 83X=U 2PRO)H
図  金相画像 83X=U 2PRO)H
黒色相、灰色相及び白色相の  種類の相が確認できます。
黒色相、灰色相及び白色相の  種類の相が確認できます。

灰色相及び白色相の組成について分析するため、
灰 色 相 及 び 白 色 相 の 組 成 に つ い て 分 析 す る た め、EPMA
による試料の面分析（図 4）及び X 線回折による灰色相及び白色相の組成について分析するため、EPMAによる試料の面分析（図 4）及び X 線回折による灰色相及び白色相の組成について分析するため、結晶構造評価（図 5）を行いました。
図 4X
より試料断面はEPMA
による試料の面分析（図4）及び線回折による
EPMA による試料の面分析（図4）及びX 線回折による結晶構造評価（図 5）を行いました。
図 4 より試料断面はU,
U, Pu, Zr を主成分とする相が支配的であることが分かり
結晶構造評価（図 5）を行いました。図 4 より試料断面は結晶構造評価（図 5）を行いました。図 4 より試料断面は
Pu,
Zr を主成分とする相が支配的であることが分かりまます。また、全体的にFe が 10m 以下の粒状体として分U,Pu, Zr を主成分とする相が支配的であることが分かり
U,
Pu,
Zr
を主成分とする相が支配的であることが分かりす。また、全体的にFeが 10μm 以下の粒状体として分散していることが確認されました。図
5 より各試料で正ます。また、全体的にFe が 10m 以下の粒状体として分ます。また、全体的に Fe が 10m 以下の粒状体として分散していることが確認されました。図
5 より各試料で正方晶単相のピークが観察されました。
これはIRID より報散していることが確認されました。図 5 より各試料で正散していることが確認されました。図 5 より各試料で正方晶単相のピークが観察されました。これはIRID より告された U0.46Pu0.04Zr0.50 O2 のピークとほぼ一致している
方晶単相のピークが観察されました。
これは IRID より報
方晶単相のピークが観察されました。
これは
IRID
より報
報告された
（U0.46Pu0.04Zr0.50）
O2 のピークとほぼ一致してことが分かります。今回得られた試料は酸化物相として告された
U0.46Pu0.04Zr0.50 O2 のピークとほぼ一致している
告された U0.46Pu0.04Zr0.50 O2 のピークとほぼ一致している
いることが分かります。今回得られた試料は酸化物相とU0.46Pu0.04Zr0.50 O2 が存在し、金属相として Fe が全体的にことが分かります。今回得られた試料は酸化物相としてことが分かります。今回得られた試料は酸化物相としてして（U0.46Pu0.04Zr0.50）
O2 が存在し、金属相として Fe が点在していることが分かりました。
U0.46Pu0.04Zr0.50 O2 が存在し、金属相として Fe が全体的に
Pu
Zr
O
が存在し、
金属相として Fe が全体的に
U
0.46
0.04
0.50
2
全体的に点在していることが分かりました。
点在していることが分かりました。
点在していることが分かりました。

図  ; 線回折測定結果
)H の添加量の増加によらず、同じような正方晶のピークが観測
図  ; 線回折測定結果
図  ; 線回折測定結果されました。
これは)H に対する固溶限が非常に低く、)H と酸化)H の添加量の増加によらず、同じような正方晶のピークが観測)H の添加量の増加によらず、同じような正方晶のピークが観測
物相の反応が生じても酸化物相組成はほとんど変化しなかったされました。
これは )H に対する固溶限が非常に低く、)H と酸化されました。これは )H に対する固溶限が非常に低く、)H と酸化ためと考えられます。
物相の反応が生じても酸化物相組成はほとんど変化しなかった物相の反応が生じても酸化物相組成はほとんど変化しなかったためと考えられます。
ためと考えられます。

図  )H 含有模擬デブリの生成過程
図  )H 含有模擬デブリの生成過程
図  )H 含有模擬デブリの生成過程

 定した特性値の反映

図  (30$ 測定結果
デブリの解体、取出し、保管作業を安全にかつ効果的
 (3)定した特性値の反映
測定した特性値の反映
に行うには、定した特性値の反映
測定場所は図  に示す金相画像右側です。測定元素は左上、右対象のデブリについて、機械特性や熱特性、
図  (30$ 測定結果
デブリの解体、取出し、保管作業を安全にかつ効果的デブリの解体、取出し、保管作業を安全にかつ効果的
図  (30$ 測定結果
デブリの解体、取出し、保管作業を安全にかつ効果的
上、左下、右下の順に83X=U)H となっています。
デブリの相状態を把握することが必要不可欠です。今回
測定場所は図 に示す金相画像右側です。測定元素は左上、右に行うには、
対象のデブリについて、機械特性や熱特性、に行うには、対象のデブリについて、機械特性や熱特性、測定場所は図  に示す金相画像右側です。測定元素は左上、右に行うには、
対象のデブリについて、機械特性や熱特性、
上、左下、右下の順に83X=U)Hとなっています。
デブリの相状態を把握することが必要不可欠です。今回

本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力デブリの相状態を把握することが必要不可欠です。今回
今回観察されたFe
含有模擬デブリの相状態について、
上、左下、右下の順に 83X=U)H となっています。
デブリの相状態を把握することが必要不可欠です。今回
機構が実施した「平成25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策
測定したデータは燃料デブリの取出し工具の選定や、燃その生成過程は図6のような順序であると考えられま 本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力
IRID の一員として実施した研究成果を含むものである。
 事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力機構が実施した「平成25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策
料デブリの内部状態等の評価に反映していく計画です。
す。まず、Fe（U,Pu,Zr）
O2 は加熱により共に溶
 成分と
・森本恭一
“燃料デブリの性状把握（27’A）；(4) Gd を含有する模擬デブリの物性評価”、機構が実施した「平成25ほか、年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策《参考文献》
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRIDの一員として実施した研究成果を含むものである。

日本原子力学会
2015
年秋の大会予稿集、G34(2015).
融し、均質な溶融体が生成されます
（図
6
。その後、
－①）
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が IRID の一員として実施した研究成果を含むものである。
・森本恭一 ほか、
“燃料デブリの性状把握（27’ A）；(4) Gd を含有する模擬デブリの物性評価”、《参考文献》
・赤司雅俊“燃料デブリの性状把握（27’；(5)
固溶体と金属 Fe 溶融固化物の相状態評価”
・森本恭一ほか、
ほか、“燃料デブリの性状把握（27’A）
A）；(4)(U,Pu,Zr)O2
Gd を含有する模擬デブリの物性評価”、《参考文献》
 日本原子力学会 2015 年秋の大会予稿集、G34 (2015).
 原子力学会
2014 2015
年秋の年会予稿集、G35(2015).
日本原子力学会
年秋の大会予稿集、G34(2015).
本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力
・赤司雅俊 ほか、
“燃料デブリの性状把握（27’ A）；(5) (U,Pu,Zr)O2 固溶体と金属 Fe 溶融固化物の相状態評価”[1]
M.Hirai,et“燃料デブリの性状把握（27’al., “Thermal DiffusivitiesA）
and
Conductivities
2-Gd
2O3”J. Nucl. Sci. Technol. 28,

・赤司雅俊
ほか、
；(5)Thermal(U,Pu,Zr)O2
固溶体と金属 of
FeUO
溶融固化物の相状態評価”《引用文献》
機構が実施した「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成25
年度補正予算「廃炉・汚染水対策
 原子力学会
2014 年秋の年会予稿集、G35 (2015).
995 (1991).
 原子力学会
2014 年秋の年会予稿集、G35(2015).
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRIDの一員として実施した研究成果を含むものである。
[1] M.Hirai, et al., “Thermal Diffusivities and Thermal Conductivities of UO2-Gd2O3”J. Nucl. Sci. Technol. 28,《引用文献》 [2]
M. Kato,
MRS
Proceedings
Libraryand
1444,
91 (2012).
[1]
M.Hirai,et Onlineal., “Thermal
Diffusivities
Thermalof UO2-Gd2O3”J. Nucl.
Sci. Technol. 28,《引用文献》《参考文献》
・ 森本恭一A）；(4)
GdConductivities
を含有する模擬デブリの物性評価"、日本原子力学会
995ほか、"(1991).燃料デブリの性状把握（27'

[3]
V.
Sobolev,
J.
Nucl.
Mater.
352,
300(2006).
995(1991).
2015 年秋の大会予稿集、G34 (2015).
[2]
M. Kato, MRS Online Proceedings Library 1444, 91 (2012).
[2] M. Kato,
MRS燃料デブリの性状把握（27'Online Proceedings Library 1444, 91 (2012).
・ 赤司雅俊ほか、"[3] V. Sobolev,
J. Nucl. Mater. 352, 300 (2006). A）；(5) (U,Pu,Zr)O2 固溶体と金属 Fe 溶融固化物の相状態評価 " 原[3] V. Sobolev,
J. Nucl. Mater. 352, 300 (2006).
子力学会
2014 年秋の年会予稿集、G35(2015).
《引用文献》 [1] M. Hirai, et al., "Thermal Diffusivities and Thermal Conductivities of UO 2-Gd 2O 3", J. Nucl. Sci. Technol. 28,
995 (1991).
[2] M. Kato, MRS Online Proceedings Library 1444, 91 (2012).
[3] V. Sobolev, J. Nucl. Mater. 352, 300 (2006).
29

2-4 燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑷ 燃料デブリとはどのようなものかを理解する
燃料デブリとはどのようなものかを理解する  ― 過去の大型試験サンプルを利用したコンクリートとの反応生成物の調査 ――過去の大型試験サンプルを利用したコンクリートとの反応生成物の調査―
―過去の大型試験サンプルを利用したコンクリートとの反応生成物の調査―
廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱技術開発グループ 北垣 徹、矢野 公彦、荻野 英樹
燃料デブリとはどのようなものかを理解する  英樹英樹
廃炉国際共同研究センター燃料デブリ取扱技術開発グループ
燃料デブリ取扱技術開発グループ北垣
北垣徹、矢野
徹、矢野公彦、荻野
公彦、荻野
廃炉国際共同研究センター
廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱・分析ディビジョン 鷲谷 忠博
廃炉国際共同研究センター燃料デブリ取扱・分析ディビジョン
燃料デブリ取扱・分析ディビジョン鷲谷
鷲谷忠博
忠博
廃炉国際共同研究センター

―過去の大型試験サンプルを利用したコンクリートとの反応生成物の調査―

酸化物溶融用の酸化物溶融用の廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱技術開発グループ 北垣 徹、矢野 公彦、荻野 英樹
プラズマアーク
プラズマアーク
廃炉国際共同研究センター 燃料デブリ取扱・分析ディビジョン 鷲谷 忠博
炉炉

酸化物溶融用のプラズマアーク
炉

金属溶融用の高金属溶融用の高
MCCI
生成物
MCCI
生成物

周波誘導加熱炉
周波誘導加熱炉

2m
2m
溶融物を流し込むコ
溶融物を流し込むコ
ンクリート試験部
ンクリート試験部
2m


図破損した原子炉圧力容器イメージ
破損した原子炉圧力容器イメージ
図
MCCI 生成物
溶融した燃料は圧力容器下部に移動し、圧力容器を貫通して下部溶融した燃料は圧力容器下部に移動し、圧力容器を貫通して下部
の格納容器内コンクリート床面上に落下したと考えられている。
の格納容器内コンクリート床面上に落下したと考えられている。

金属溶融用の高図フランス
フランス
&($
の大規模
0&&,
試験装置
図
&($
の大規模
0&&,
試験装置
溶融物を流し込むコ
周波誘導加熱炉
回転式のプラズマアーク炉により酸化物を、高周波誘導加熱炉
回転式のプラズマアーク炉により酸化物を、高周波誘導加熱炉
ンクリート試験部
により金属を溶融させ、中央のコンクリートに流し入れる。

により金属を溶融させ、中央のコンクリートに流し入れる。

図 破損した原子炉圧力容器イメージ

溶融した燃料は圧力容器下部に移動し、圧力容器を貫通して下部
1F1
及び
1F3
では、圧力容器内で燃料の大部分が溶
1F1
及び
1F3
では、圧力容器内で燃料の大部分が溶融
1F1
及び
1F3
では、圧力容器内で燃料の大部分が溶融の格納容器内コンクリート床面上に落下したと考えられている。
融し、溶融した燃料は圧力容器を貫通して格納容器内のし、溶融した燃料は圧力容器を貫通して格納容器内のコし、溶融した燃料は圧力容器を貫通して格納容器内のコ
コンクリート床面上に拡がったと考えられています。
ンクリート床面上に拡がったと考えられています。
図1）
ンクリート床面上に拡がったと考えられています。
（（
図（図
1）

図 フランス &($ の大規模 0&&, 試験装置

回転式のプラズマアーク炉により酸化物を、高周波誘導加熱炉

コンクリートの組成、コンクリートの浸食挙動が比較的条件であるコンクリート中のSiO
溶融燃条件であるコンクリート中のSiO
溶融燃
2 の割合を横軸、2 の割合を横軸、により金属を溶融させ、中央のコンクリートに流し入れる。
近い試験を選定し、その試験サンプルを分析しました。
料中のZrO/UO
比を横軸に表して過去のCEAの試験条
料中のZrO2/UOの試験条
2 2 比を横軸に表して過去のCEA
2図4 は試験条件であるコンクリート中のSiO
2 の割合を件を整理し、の条件と比較したものです。
この図と件を整理し、
1F1Fの条件と比較したものです。
この図と
1F1F
横軸、溶融燃料中のZrO/UO
比を横軸に表して過去の22のシミュレーションによるコンクリートの浸食挙動の解のシミュレーションによるコンクリートの浸食挙動の解条件であるコンクリート中のSiO2 の割合を横軸、溶融燃CEAの試験条件を整理し、1Fの条件と比較したもので析結果から、1F
の
MCCI
生成物は
VBS-U4、VB-U7
析結果から、1F
の
MCCI
生成物は
VBS-U4、VB-U7
試試
料中のZrO2/UO2 比を横軸に表して過去のCEAの試験条す。この図とのシミュレーションによるコンクリー
験と比較的近いと推定し、これらの試験サンプルの分析
験と比較的近いと推定し、これらの試験サンプルの分析
件を整理し、
1F 1Fの条件と比較したものです。
この図と 1Fを行いました。これまでにVBS-U4の試験サンプルの分
トの浸食挙動の解析結果から、1F
の
MCCI
生成物は
を行いました。これまでに VBS-U4 の試験サンプルの分のシミュレーションによるコンクリートの浸食挙動の解析の一部が終了しており、MCCI
試験サンプルの性状や析の一部が終了しており、MCCI
VBS-U4、VB-U7試験と比較的近いと推定し、これらの析結果から、1Fの MCCI
生成物は試験サンプルの性状やVBS-U4、VB-U7
試
硬さがどの様なものか分かってきました。
硬さがどの様なものか分かってきました。
試験サンプルの分析を行いました。これまでにVBS-U4験と比較的近いと推定し、これらの試験サンプルの分析

1）
この際、溶融した燃料はコンクリートと反応（MCCI:
この際、溶融した燃料はコンクリートと反応（MCCI:
この際、溶融した燃料はコンクリートと反応（MCCI:
1F1
及び 1F3 では、圧力容器内で燃料の大部分が溶融
Core
Concrete
Interaction）し、MCCI
生成物
MoltenCore
Concrete
Interaction）
し、
MCCI
生成物と
MoltenCore
Concrete
Interaction）
し、
MCCI
生成物と
し、溶融した燃料は圧力容器を貫通して格納容器内のコと呼ばれる溶融燃料とコンクリートの混合物となったと呼ばれる溶融燃料とコンクリートの混合物となったと考呼ばれる溶融燃料とコンクリートの混合物となったと考ンクリート床面上に拡がったと考えられています。
（図 1）
えられています。この
MCCI生成物を取出し装置で取出考えられています。この
MCCI生成物を取出し装置でえられています。この MCCI 生成物を取出し装置で取出
この際、溶融した燃料はコンクリートと反応（MCCI:すためには、その性状や硬さ等の性質を把握することがすためには、その性状や硬さ等の性質を把握することが取出すためには、その性状や硬さ等の性質を把握するこ
MoltenCore Concrete Interaction）し、MCCI 生成物と
重要です。
重要です。
とが重要です。
呼ばれる溶融燃料とコンクリートの混合物となったと考しかし、国内では過去にMCCI関連の実験を実施した
しかし、国内では過去にMCCI関連の実験を実施した
しかし、国内では過去にMCCI関連の実験を実施しの試験サンプルの分析の一部が終了しており、MCCI
えられています。この
MCCI生成物を取出し装置で取出を行いました。これまでにVBS-U4 の試験サンプルの分試経験はなく、MCCI生成物に関する知見が不足していた生成物に関する知見が不足していた経験はなく、MCCIすためには、その性状や硬さ等の性質を把握することが析の一部が終了しており、MCCI
試験サンプルの性状やた経験はなく、MCCI生成物に関する知見が不足して験サンプルの性状や硬さがどの様なものか分かってきま
ため、MCCIの大型試験装置（図2）を用いた豊富な試ため、MCCIの大型試験装置（図2）を用いた豊富な試重要です。
硬さがどの様なものか分かってきました。
いたため、MCCIの大型試験装置（図2）を用いた豊富した。
験実績を有するフランス原子力
・代替エネルギー庁（CEA）
験実績を有するフランス原子力
・代替エネルギー庁（CEA）
しかし、国内では過去に MCCI 関連の実験を実施したな試験実績を有するフランス原子力・代替エネルギー庁と協力し、過去の大型試験サンプルを分析することで、と協力し、過去の大型試験サンプルを分析することで、経験はなく、MCCI生成物に関する知見が不足していた（CEA）と協力し、過去の大型試験サンプルを分析する
MCCI
生成物の性状や硬さ等の性質を評価しました。
MCCI
生成物の性状や硬さ等の性質を評価しました。
ため、MCCIの大型試験装置（図2）を用いた豊富な試ことで、MCCI
生成物の性状や硬さ等の性質を評価しま験実績を有するフランス原子力
・代替エネルギー庁
（CEA）
した。

東京電力福島第一原子力発電所事故に条件が近い
 東京電力福島第一原子力発電所事故に条件が近いと協力し、過去の大型試験サンプルを分析することで、>@>@と考えられる試験サンプルの選定と考えられる試験サンプルの選定
MCCI(1) 東生成物の性状や硬さ等の性質を評価しました。
京電力福島第一原子力発電所事故に条件が近いとMCCI
生成物の性状や性質を評価するには、1F
1F1F
のの
MCCI
生成物の性状や性質を評価するには、1F考えられる試験サンプルの選定 [1]に比較的近い条件で実験が行われた試験サンプルの分析に比較的近い条件で実験が行われた試験サンプルの分析
 1F東京電力福島第一原子力発電所事故に条件が近いの MCCI 生成物の性状や性質を評価するには、1F>@を行うことが有効と考えられます。
CEAを行うことが有効と考えられます。
CEA
ではコンクリーと考えられる試験サンプルの選定
ではコンクリーに比較的近い条件で実験が行われた試験サンプルの分析
トや溶融燃料の組成等をパラメータとした実験が実施さ
トや溶融燃料の組成等をパラメータとした実験が実施さ
1F の MCCI 生成物の性状や性質を評価するには、1Fを行うことが有効と考えられます。CEA ではコンクリー
れており、試験条件によってコンクリートがどれだけ模れており、試験条件によってコンクリートがどれだけ模に比較的近い条件で実験が行われた試験サンプルの分析
トや溶融燃料の組成等をパラメータとした実験が実施さ
擬溶融燃料によって浸食されたか異なります。
このため、擬溶融燃料によって浸食されたか異なります。
このため、を行うことが有効と考えられます。
CEA ではコンクリー
れており、試験条件によってコンクリートがどれだけ模1Fのコンクリート浸食速度や形状、性状の変化等をCEA
1Fのコンクリート浸食速度や形状、性状の変化等をCEA
トや溶融燃料の組成等をパラメータとした実験が実施さ
擬溶融燃料によって浸食されたか異なります。このたが開発したシミュレーションコードTOLBIAC-ICBを用が開発したシミュレーションコードTOLBIAC-ICBを用れており、試験条件によってコンクリートがどれだけ模め、1F のコンクリート浸食速度や形状、性状の変化等
いて図3 に示す様に推定し、と溶融燃料やコンクリー
いて図 3 に示す様に推定し、
1F1Fと溶融燃料やコンクリー
擬溶融燃料によって浸食されたか異なります。
このため、を CEA が開発したシミュレーションコード TOLBIACトの組成、コンクリートの浸食挙動が比較的近い試験をトの組成、コンクリートの浸食挙動が比較的近い試験を
1F のコンクリート浸食速度や形状、性状の変化等をCEA
ICBを用いて図 3 に示す様に推定し、1F と溶融燃料や選定し、その試験サンプルを分析しました。図
は試験選定し、その試験サンプルを分析しました。図
4 4は試験
が開発したシミュレーションコードTOLBIAC-ICBを用30いて図 3 に示す様に推定し、1F と溶融燃料やコンクリー
トの組成、コンクリートの浸食挙動が比較的近い試験を



)
のコンクリート浸食形状の解析例
図図)
のコンクリート浸食形状の解析例
直方体形状の穴（サンプピット）に堆積した溶融燃料を
 次元
直方体形状の穴（サンプピット）に堆積した溶融燃料を
 次元
でモデル化し、コンクリート浸食形状や量等を推定した。
でモデル化し、コンクリート浸食形状や量等を推定した。
図  ) のコンクリート浸食形状の解析例
直方体形状の穴（サンプピット）に堆積した溶融燃料を  次元
でモデル化し、コンクリート浸食形状や量等を推定した。


=U2=U2
82
82
（NJNJ）
（NJNJ）=U2
82（NJNJ）◆酸化物コリウム◇酸化物コリウム◆酸化物コリウム◆酸化物コリウム＆ 686◇酸化物コリウム◇酸化物コリウム＆
＆686
686


9%8



)号機の推定範囲
9%8
9%8


)号機の推定範囲
)号機の推定範囲

9%8
9%8


9%8
9%8
9%8
9%8

9%8


9%8
9%8
9%68

9%68
9%68

9%68
9%68

9%68
9%68
9%68
9%68









 
の割合 PDVV コンクリート中の6L2





  

コンクリート中の6L2
PDVV
コンクリート中の6L2の割合
PDVV
の割合



図  ) 0&&, と 98/&$12 試験の初期条件の比較)
図
試験の条件をコンクリート中の)0&&,
0&&,とと98/&$12
98/&$12試験の初期条件の比較
試験の初期条件の比較
大規模 図
0&&,
6L2 の割合、溶融
大規模
大規模0&&,
0&&,試験の条件をコンクリート中の試験の条件をコンクリート中の6L2 の割合、溶融
 の割合、溶融物（コリウム）中の=U282 比で整理し、) 6L2
条件と比較。
物（コリウム）中の=U2
82
比で整理し、)条件と比較。
物（コリウム）中の=U2
82
比で整理し、)条件と比較。
  試験サンプルの分析>@[2] 
試験サンプルの分析 >@>@
図試験サンプルの分析
試験サンプルの分析
5は燃料や被覆管の成分である
UO2 や ZrO2 の混合
図 5 は燃料や被覆管の成分である UO2 や ZrO2 の混合
図5は燃料や被覆管の成分である
22や
図 5 は燃料や被覆管の成分であるUO
UOやZrO
ZrO22の混合の混合物（コリウム）の他、構造材成分である
SUS
の溶融物を
物（コリウム）の他、構造材成分である SUS の溶融物を物（コリウム）の他、構造材成分である
SUS
の溶融物を
物（コリウム）の他、構造材成分である
SUS
の溶融物を
コンクリートに流し入れた VBS-U4 試験でできた生成物
コンクリートに流し入れた VBS-U4 試験でできた生成
コンクリートに流し入れた
コンクリートに流し入れたVBS-U4
VBS-U4試験でできた生成物
試験でできた生成物の中心部より採取した試験サンプルの外観です。試験生
物の中心部より採取した試験サンプルの外観です。試験の中心部より採取した試験サンプルの外観です。試験生の中心部より採取した試験サンプルの外観です。試験生
成物は図 5 のサンプルと同様に黒く、コンクリートの熱生成物は図5 のサンプルと同様に黒く、コンクリートの成物は図
成物は図55のサンプルと同様に黒く、コンクリートの熱のサンプルと同様に黒く、コンクリートの熱分解により生成したガスによって形成された多くの気孔
熱分解により生成したガスによって形成された多くの気分解により生成したガスによって形成された多くの気孔分解により生成したガスによって形成された多くの気孔を有することが確認されました。サンプル左端の黄色い孔を有することが確認されました。サンプル左端の黄色を有することが確認されました。サンプル左端の黄色いを有することが確認されました。サンプル左端の黄色い線上で切断した時の断面を、電子顕微鏡を用いて観察し
い線上で切断した時の断面を、電子顕微鏡を用いて観察線上で切断した時の断面を、電子顕微鏡を用いて観察し線上で切断した時の断面を、電子顕微鏡を用いて観察し
たものが図
6 です。
したものが図
6です。
です。
たものが図
たものが図66です。
(2)



図  試験生成物の中心部より採取されたサンプル
図
図
試験生成物の中心部より採取されたサンプル試験生成物の中心部より採取されたサンプル
試験サンプルは多くの気孔を有することが確認できる。サンプ
試験サンプルは多くの気孔を有することが確認できる。サンプ
試験サンプルは多くの気孔を有することが確認できる。サンプ
ル左端の黄色い線の部分を切断し断面を観察した。
ル左端の黄色い線の部分を切断し断面を観察した。
ル左端の黄色い線の部分を切断し断面を観察した。

図 6 の上図とその元素マッピングから、高い融点を有

図 6 の上図とその元素マッピングから、高い融点を有するコリウムを主成分とした丸い塊が、融点の低いコン

図
図66の上図とその元素マッピングから、高い融点を有の上図とその元素マッピングから、高い融点を有するコリウムを主成分とした丸い塊が、融点の低いコンクリートやコリウムが混合した溶融プール中に浮遊したするコリウムを主成分とした丸い塊が、融点の低いコンするコリウムを主成分とした丸い塊が、融点の低いコンクリートやコリウムが混合した溶融プール中に浮遊した状態で冷えて固まったことが分かります。また、金属のクリートやコリウムが混合した溶融プール中に浮遊したクリートやコリウムが混合した溶融プール中に浮遊した状態で冷えて固まったことが分かります。また、金属の粒やコンクリートの分解ガスも溶融プール中を対流して状態で冷えて固まったことが分かります。また、金属の状態で冷えて固まったことが分かります。また、金属の粒やコンクリートの分解ガスも溶融プール中を対流していたことも推測されます。図 6 の下図は断面をさらに粒やコンクリートの分解ガスも溶融プール中を対流して粒やコンクリートの分解ガスも溶融プール中を対流していたことも推測されます。図6 の下図は断面をさらに拡拡大したもので、ミクロなスケールでコリウムとコンク
いたことも推測されます。図66の下図は断面をさらに拡いたことも推測されます。図の下図は断面をさらに拡大したもので、ミクロなスケールでコリウムとコンクリ
リート成分、金属成分が不均質に混合していることが確
大したもので、ミクロなスケールでコリウムとコンクリ
大したもので、ミクロなスケールでコリウムとコンクリート成分、金属成分が不均質に混合していることが確認認されました。また、本サンプルのその他の領域、他のート成分、金属成分が不均質に混合していることが確認
ート成分、金属成分が不均質に混合していることが確認されました。また、本サンプルのその他の領域、他の部されました。また、本サンプルのその他の領域、他の部されました。また、本サンプルのその他の領域、他の部位から採取された試験サンプルについても同様の分析を部位から採取された試験サンプルについても同様の分析
位から採取された試験サンプルについても同様の分析を位から採取された試験サンプルについても同様の分析を行った結果、MCCIの試験生成物は、大まかに以下の 6行った結果、MCCIの試験生成物は、大まかに以下の66を行った結果、MCCIの試験生成物は、大まかに以下の行った結果、MCCIの試験生成物は、大まかに以下の相で構成されていることが確認されました。
6 相で構成されていることが確認されました。
相で構成されていることが確認されました。
相で構成されていることが確認されました。
カルシウム等を多く含むシリコンリッチ酸化物相
  ・カルシウム等を多く含むシリコンリッチ酸化物相
カルシウム等を多く含むシリコンリッチ酸化物相
カルシウム等を多く含むシリコンリッチ酸化物相
ほぼシリコンのシリコンリッチ酸化物相
  ・ほぼシリコンのシリコンリッチ酸化物相
ほぼシリコンのシリコンリッチ酸化物相
ほぼシリコンのシリコンリッチ酸化物相
ほとんどクロム酸化物のクロム酸化物リッチ相
ほとんどクロム酸化物のクロム酸化物リッチ相
ほとんどクロム酸化物のクロム酸化物リッチ相  ・ほとんどクロム酸化物のクロム酸化物リッチ相
クロムを含む鉄リッチ金属相
  ・クロムを含む鉄リッチ金属相
クロムを含む鉄リッチ金属相
クロムを含む鉄リッチ金属相
ウランを含むジルコニウムリッチ酸化物相
ウランを含むジルコニウムリッチ酸化物相
ウランを含むジルコニウムリッチ酸化物相
  ・ウランを含むジルコニウムリッチ酸化物相
ジルコニウムを含むウランリッチ酸化物相
また、これらの相の硬度を測定した結果、酸化物相の硬ジルコニウムを含むウランリッチ酸化物相
 ・ジルコニウムを含むウランリッチ酸化物相
ジルコニウムを含むウランリッチ酸化物相
また、これらの相の硬度を測定した結果、酸化物相の硬また、これらの相の硬度を測定した結果、酸化物相の硬さはビッカース硬さで4～9GPa（平均約 7GPa）程度、また、これらの相の硬度を測定した結果、酸化物相のさはビッカース硬さで4～9GPa（平均約7GPa）程度、さはビッカース硬さで4～9GPa（平均約7GPa）程度、金属相の硬さはビッカース硬さで3GPa程度でした。今硬さはビッカース硬さで
4 ～ 9GPa（平均約7GPa）程度、金属相の硬さはビッカース硬さで3GPa程度でした。今
金属相の硬さはビッカース硬さで3GPa程度でした。今回の測定でもっとも硬かった部分はコンクリート骨材の金属相の硬さはビッカース硬さで 3GPa 程度でした。今回の測定でもっとも硬かった部分はコンクリート骨材の回の測定でもっとも硬かった部分はコンクリート骨材の名残と思われるケイ素酸化物相で10～15GPa でした。
こ
回の測定でもっとも硬かった部分はコンクリート骨材の名残と思われるケイ素酸化物相で10～15GPaでした。
こ名残と思われるケイ素酸化物相で10～15GPa でした。
こ
れらの値はこれまでに作製した模擬デブリと同程度であ名残と思われるケイ素酸化物相で 10 ～ 15GPa でした。
れらの値はこれまでに作製した模擬デブリと同程度であれらの値はこれまでに作製した模擬デブリと同程度であり、機械的な取出し工具を用いる場合においては問題な
これらの値はこれまでに作製した模擬デブリと同程度でり、機械的な取出し工具を用いる場合においては問題なり、機械的な取出し工具を用いる場合においては問題なく破砕して取出すことができると考えています。
あり、機械的な取出し工具を用いる場合においては問題
く破砕して取出すことができると考えています。
く破砕して取出すことができると考えています。
なく破砕して取出すことができると考えています。
Zone2
コンクリートを主
Zone2
コンクリートを主成分とする領域
Zone2
コンクリートを主成分とする領域成分とする領域
Zone4
Zone1

Zone4
Zone4

Zone1
Zone1
Zone3

金属粒
金属粒
金属粒

Zone3
Zone3

コンクリートとコリウムのコンクリートとコリウムの混合領域
コンクリートとコリウムの混合領域
混合領域

コリウムを主成分
コリウムを主成分とする領域
コリウムを主成分とする領域とする領域 2mm
2mm
2mm






図  電子顕微鏡による試験生成物の断面観察
図
図
電子顕微鏡による試験生成物の断面観察
電子顕微鏡による試験生成物の断面観察
上図は試験サンプル断面のマクロな観察画像。下図は燃料成分
上図は試験サンプル断面のマクロな観察画像。下図は燃料成分
上図は試験サンプル断面のマクロな観察画像。下図は燃料成分が多い領域のミクロな観察画像。
が多い領域のミクロな観察画像。
が多い領域のミクロな観察画像。
(3) 今後の展開

 今後の展開
現在は他のサンプルの電子顕微鏡による観察や X 線に
 よる結晶構造の特定を行っています。これらの分析結果
今後の展開
今後の展開
現在は他のサンプルの電子顕微鏡による観察や
X 線に
現在は他のサンプルの電子顕微鏡による観察や
XX線に
現在は他のサンプルの電子顕微鏡による観察や線による結晶構造の特定を行っています。これらの分析結果
や解析結果を用いて、1F の MCCI 生成物はどの様な相よる結晶構造の特定を行っています。これらの分析結果よる結晶構造の特定を行っています。これらの分析結果
や解析結果を用いて、1Fの MCCI 生成物はどの様な相でできていて、どの様な性質を有しているかを推定し、や解析結果を用いて、1Fのや解析結果を用いて、1FのMCCI
MCCI生成物はどの様な相生成物はどの様な相でできていて、どの様な性質を有しているかを推定し、取出し工具開発等に役立てる予定です。
でできていて、どの様な性質を有しているかを推定し、でできていて、どの様な性質を有しているかを推定し、取出し工具開発等に役立てる予定です。
取出し工具開発等に役立てる予定です。
取出し工具開発等に役立てる予定です。

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、平成
本研究は、平成2525年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際
年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際
本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国[1]
北垣徹 他, “燃料デブリの性状把握(27’A）(7)TOLBIAC-ICB による福島第一原子力発電所 1 号機の MCCI シミュ
廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《引用文献》
際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
,“燃料デブリの性状把握(27’A）
日本原子力学会 2015 年秋の年会
G37 (2015)．
北垣徹(7)TOLBIAC-ICB
による福島第一原子力発電所[1] レーション”
北垣徹他,
他,“燃料デブリの性状把握(27’A）(7)TOLBIAC-ICB
による福島第一原子力発電所11号機の号機のMCCI
MCCIシミュシミュ《引用文献》《引用文献》 [1]《引用文献》 [1] [2]
北垣徹
他
,
"
燃料デブリの性状把握(27'A）(7)TOLBIAC-ICB
による福島第一原子力発電所
1号機の
MCCI シミュレーション”,
日本原子力学会
2015
年秋の年会
G37
(2015)．
矢野公彦
他、”燃料デブリの性状把握(27’A)(8)過酷事故処理に向けた
MCCI
試験生成物の特性把握”,日本原子力学
レーション” , 日本原子力学会 2015 年秋の年会 G37 (2015)．
レーション" , 他、
日本原子力学会
2015 年秋の年会 G37 (2015)．
[2]
矢野公彦
”燃料デブリの性状把握(27’A)(8)過酷事故処理に向けた
MCCI2015 年秋の年会
G38 (2015)．.
[2] 会
矢野公彦
他、
”燃料デブリの性状把握(27’A)(8)過酷事故処理に向けた
MCCI試験生成物の特性把握”,日本原子力学
試験生成物の特性把握”,日本原子力学[2] 矢野公彦
燃料デブリの性状把握
会
年秋の年会
G38
会2015
2015他、"
年秋の年会
G38(2015)．.
(2015)．. (27'A)(8) 過酷事故処理に向けた MCCI 試験生成物の特性把握 ", 日本原子力学会 2015 年秋の年会 G38 (2015)．

31

2-5

燃料デブリとはどのようなものかを理解する⑸
原子力基礎工学研究センター 燃料高温科学研究グループ 松村 達郎－燃料デブリの溶融方法の検討－
― 燃料デブリの溶融方法の検討 ―原子力基礎工学研究センター

燃料デブリは、燃料を構成する Zr、U を主成分とし、燃料デブリは、燃料を構成する Zr、U を主成分とし、制御棒材料やその他の炉心構造物が混在した溶融物が固制御棒材料やその他の炉心構造物が混在した溶融物が固化したものであり、1F では、コンクリート構造材と溶融化したものであり、1F では、コンクリート構造材と溶燃料が反応した MCCI 生成物も存在すると考えられてい融燃料が反応した MCCI 生成物も存在すると考えられることから、更に複雑なものとなっていると予想されてていることから、更に複雑なものとなっていると予想さいます。今後進められる炉心内部等に存在する燃料デブ
れています。今後進められる炉心内部等に存在する燃料
リの試料採取の際には、元素分析等を実施するために破デブリの試料採取の際には、元素分析等を実施するため壊分析を行うことが必要となると予想され、そのためにに破壊分析を行うことが必要となると予想され、そのたは前処理として定量性が確保された溶解法が必要です。
めには前処理として定量性が確保された溶解法が必要で燃料デブリは主成分が U-Zr 酸化物固溶体であると推測す。燃料デブリは主成分が U-Zr 酸化物固溶体であるとされますが、Zr 酸化物は非常に安定な物質で酸にはほと推測されますが、Zr 酸化物は非常に安定な物質で酸にんど溶解しないことが知られていることから、その組成はほとんど溶解しないことが知られていることから、そによっては非常に難溶性のものが存在すると考えられまの組成によっては非常に難溶性のものが存在すると考えす。1F とは炉型が異なりますが、炉心溶融事故を起こしられます。1F とは炉型が異なりますが、炉心溶融事故
た TMI-2 における知見においても、炉心から採取されたを起こした TMI-2 における知見においても、炉心から燃料デブリの溶解を試みたところ、各種の酸では完全に採取された燃料デブリの溶解を試みたところ、各種の酸溶解されることはできず、強力な酸化剤を用いて分解をでは完全に溶解されることはできず、強力な酸化剤を用試みたところ溶解した、との報告があり、破壊分析はほいて分解を試みたところ溶解した、との報告があり、破とんど行なわれていません。更に、MCCI 生成物は、こ
壊分析はほとんど行なわれていません。更に、MCCI 生の燃料デブリにコンクリート由来のシリカ、酸化アルミ
成物は、この燃料デブリにコンクリート由来のシリカ、ニウムなどの成分が混在し、その溶解挙動は明らかとな
酸化アルミニウムなどの成分が混在し、その溶解挙動はっていません。これらの背景より、燃料デブリ等の破壊
明らかとなっていません。これらの背景より、燃料デブ
分析の前処理法確立のための溶解手法の適用性について
リ等の破壊分析の前処理法確立のための溶解手法の適用検討を進めています。
性について検討を進めています。

(1) 模擬燃料デブリを用いた溶解試験
模擬燃料デブリを用いた溶解試験
難溶解性試料の分析における溶解法として知られてい難溶解性試料の分析における溶解法として知られているアルカリ融解法及びアンモニウム塩融解法による試料
るアルカリ融解法及びアンモニウム塩融解法による試料の分解と酸溶解を組合せた手法[1][2]、及び加圧酸分解法の分解と酸溶解を組合せた手法 [1][2]、及び加圧酸分解オートクレーブ法の適用性に関する試験を模擬燃料デ法（オートクレーブ法）の適用性に関する試験を模擬燃
ブリ及び
MCCIMCCI
生成物試料を用いて実施しました。
また、料デブリ及び
生成物試料を用いて実施しました。
比較として沸騰硝酸による溶解も試みました。アルカリ
また、比較として沸騰硝酸による溶解も試みました。ア
融解法の融剤は過酸化ナトリウム、アンモニウム塩融解
ルカリ融解法の融剤は過酸化ナトリウム、アンモニウム
法の融剤は、硫酸水素アンモニウムを用いました。
塩融解法の融剤は、硫酸水素アンモニウムを用いました。
模擬燃料デブリ及びMCCI生成物の組成を表
1 に示し
模擬燃料デブリ及びMCCI生成物の組成を表1 に示ます。模擬燃料デブリとして炉心内で溶融し固化したこします。模擬燃料デブリとして炉心内で溶融し固化したとを想定したもの（N4）、模擬
MCCI生成物として、炉ことを想定したもの（N4）、模擬
MCCI生成物として、
心溶融物中のZrの参加が進んだ状態を想定したもの
炉心溶融物中の Zr の参加が進んだ状態を想定したもの（C8-4）と未参加の（C8-4）と未参加のZr
Zrが豊富に含まれる状態を想定したが豊富に含まれる状態を想定したもの（C7-2）の合計
3
種を調製しました。アーク溶解前
もの（C7-2）の合計 3 種を調製しました。アーク溶解前
後の試料の写真を図
後の試料の写真を図11に示します。また、各溶解試験のに示します。また、各溶解試験の手順は図2に示した通りです。
手順は図 2 に示した通りです。
溶解後、目視によって観察した結果、過酸化ナトリウ
溶解後、目視によって観察した結果、過酸化ナトリウ
ムを融剤として用いるアルカリ融解法によって試料を分ムを融剤として用いるアルカリ融解法によって試料を分解した後、硝酸によって完全に溶解できることを確認し解した後、硝酸によって完全に溶解できることを確認しました。また、加圧酸分解法によって処理時間がかかるました。また、加圧酸分解法によって処理時間がかかるものも溶解できたことから、大量の融剤を使用しない方
32

燃料高温科学研究グループ

松村 達郎

ものも溶解できたことから、大量の融剤を使用しない方法として適用の可能性があると認められます。一方、酸法として適用の可能性があると認められます。一方、酸溶解及びアンモニウム塩融解法による試料分解では、残溶解及びアンモニウム塩融解法による試料分解では、残 渣が認められました。
渣が認められました。
各溶解液は、グローブボックス内に設置した ICP-AES
各溶解液は、グローブボックス内に設置した ICPによって分析を行い、分析結果を表 2 に示します。残渣
AES によって分析を行い、分析結果を表 2 に示します。
が認められた溶解液では、他の手法による溶解液と比べ残渣が認められた溶解液では、他の手法による溶解液とて Zr 濃度が低く、残渣は Zr が主成分であることが予想
比べて Zr 濃度が低く、残渣は Zr が主成分であることがされ、残渣の分析を検討しています。
予想され、残渣の分析を検討しています。

表 模擬燃料デブリ及び 0&&, 生成物試料の組成
原料粉末混合物を φ のペレット状に成形し、アルゴン
雰囲気にてアーク溶解して作成
混合組成（wt%）No.

concrete

B4C

SUS316L

Zr(U,Zr)O2

C8-4

18.5

2.8

25.1

9.2

44.4

C7-2

19.7

1.1

10.2

29.6

39.4

N4

-

5.0

45.1

9.9

40.0

表 溶解液の分析結果
B
(%)

Al
(%)

Si
(%)

Ca
(%)

Cr
(%)

Fe
(%)

Ni
(%)

Zr
(%)

U
(%)

アルカリ融解法

0.03

0.5

N.A.

2.0

3.5

アンモニウム塩融解法

0.004

0.5

N.A.

1.6

2.1

17.7

--

22.0

32.0

15.1

3.4

22.0

試料 C8-4

加圧酸溶解法

1.1

N.A.

1.0

2.6

32.0

3.8

19.3

3.6

23.0

試料 C8-4

沸騰硝酸溶解

0.3

N.A.

N.A.

28.8

0.3

1.9

15.8

3.7

2.4

試料 C7-2

アルカリ融解法

N.A.

0.5

15.3

N.A.

1.8

1.4

6.9

--

33.6

試料 C7-2

アンモニウム塩融解法

N.A.

32.5

0.3

N.A.

1.6

0.3

1.9

0.3

30.8

試料 C7-2

加圧酸溶解法

30.9

0.7

1.1

1.0

2.2

1.5

7.7

1.3

35.1

試料 C7-229.6

沸騰硝酸溶解

0.2

0.3

N.A.

0.5

0.2

1.5

0.0

5.5

1.4

試料 N4

アルカリ融解法

2.6

--

--

--

6.3

28.7

--

19.3

20.6

試料 N4

アンモニウム塩融解法

2.3

--

--

--

4.6

28.4

6.1

20.0

24.0

試料 N4

加圧酸溶解法

3.3

--

--

--

6.0

28.2

5.4

18.1

18.6

試料 N4

沸騰硝酸溶解

2.5

--

--

--

2.9

27.5

6.1

13.2

9.7

模擬試料
(試料番号)

試料分解法

試料 C8-4
試料 C8-4

混合物成形体（φ10.2）

C7-2 模擬MCCI生成物

C8-4 模擬MCCI生成物

N4 模擬炉心溶融固化物

図 模擬燃料デブリ及びもぎＭＣＣＩ生成物
原料粉混合物成形体をＡｒ雰囲気にてアーク溶解して調製



試料試料

融剤融剤  模擬試料：PJ、融剤：～ 模擬試料：PJ、融剤：～
J J（試料：融剤＝～）（試料：融剤＝～）るつぼに投入るつぼに投入所定温度に保持所定温度に保持 融剤の種類と容器材質、温度条件等
 融剤の種類と容器材質、温度条件等2 2 ： 850℃、分： 850℃、分
 1D
 1D
+62
： ℃、分
 1+
 1+
+62
 ： ℃、分

放冷放冷

 るつぼ材質：ニッケル るつぼ材質：ニッケル

酸溶解
酸溶解

 1D
 1D
2は反応性が高いため、放冷後余剰の1D
2は反応性が高いため、放冷後余剰の1D
2を
2を

 放冷後の酸溶解は、濃硝酸を使用
 放冷後の酸溶解は、濃硝酸を使用

目視観察、濾過
目視観察、濾過
溶液分析
溶液分析

水と反応させた後、酸溶解を実施
水と反応させた後、酸溶解を実施
 溶液分析は、,&3$(6により実施
 溶液分析は、,&3$(6により実施

 

L アルカリ融解法及びアンモニウム塩融解法による試験手順
L アルカリ融解法及びアンモニウム塩融解法による試験手順
模擬デブリ試料
模擬デブリ試料
PJ
PJ 濃塩酸
濃塩酸
PO、濃硝酸PO、濃硝酸PO、濃硫酸
PO、濃硫酸
PO、純水POPO、純水PO
テフロン容器に投入
テフロン容器に投入
686製圧力容器に封入
686製圧力容器に封入
℃、時間保持℃、時間保持
放冷放冷

 濃塩酸、濃硝酸、濃硫酸は、
 濃塩酸、濃硝酸、濃硫酸は、
モル比
モル比


 試料の溶解率は、各段階の溶解液の 試料の溶解率は、各段階の溶解液の溶液分析によって物質収支を取って評価
溶液分析によって物質収支を取って評価
 溶液分析は,&3$(6により実施
 溶液分析は,&3$(6により実施

 
図図
 
18&()
18&()
に搬入した
に搬入した
70,
70,
燃料デブリ試料
燃料デブリ試料
図に示した
図に示した
種の70,
種の70,
燃料デブリ試料を粉状にして搬入した
燃料デブリ試料を粉状にして搬入した

溶解液回収
溶解液回収
残渣残渣

回目
回目
0 硝酸
0 硝酸
POPO

回目
回目
濃塩酸
濃塩酸
PO添加
PO添加
常温で撹拌
常温で撹拌 目視観察、濾過、分析
目視観察、濾過、分析

 

LL LL
加圧酸分解法による試験手順
加圧酸分解法による試験手順
 
図
図
溶解試験の操作フロー
溶解試験の操作フロー(2)

TMI-2 燃料デブリの溶解試験

現在、原子力機構の原子力科学研究所にある燃料試験 70,
70,
燃料デブリの溶解試験
燃料デブリの溶解試験
施設保管されている TMI-2 燃料デブリを NUCEF に輸
現在、原子力機構の原子力科学研究所にある燃料試験
現在、原子力機構の原子力科学研究所にある燃料試験
送し、ホットセル内において実サンプルへの適用性を確
施設保管されているTMI-2燃料デブリをNUCEFに輸送施設保管されているTMI-2燃料デブリをNUCEFに輸送認する試験を実施しています。TMI-2 燃料デブリは、炉し、ホットセル内において実サンプルへの適用性を確認し、ホットセル内において実サンプルへの適用性を確認
型、事故の推移などが異なるり、炉心溶融によって生じする試験を実施しています。
する試験を実施しています。
TMI-2
TMI-2
燃料デブリは、
燃料デブリは、炉型、炉型、たデブリ燃料の貴重な実サンプルであることから、この事故の推移などが異なるり、炉心溶融によって生じたデ事故の推移などが異なるり、炉心溶融によって生じたデ試料を用いた試験によって、溶解挙動に関する有用な知
ブリ燃料の貴重な実サンプルであることから、この試料
ブリ燃料の貴重な実サンプルであることから、この試料
見はもとより、実サンプルの取扱い技術の習得が期待さを用いた試験によって、溶解挙動に関する有用な知見はを用いた試験によって、溶解挙動に関する有用な知見はれます。遠隔操作によってアルカリ融解法等による試料
もとより、実サンプルの取扱い技術の習得が期待されまもとより、実サンプルの取扱い技術の習得が期待されま分解が可能なセル対応電気炉を整備し、前項で述べた溶す。遠隔操作によってアルカリ融解法等による試料分解す。遠隔操作によってアルカリ融解法等による試料分解
解手法を適用して試験を進めています。NUCEFのホッが可能なセル対応電気炉を整備し、前項で述べた溶解手が可能なセル対応電気炉を整備し、前項で述べた溶解手
トセルに搬入した
TMI-2
燃料デブリは、図3に示した3法を適用して試験を進めています。NUCEF
法を適用して試験を進めています。NUCEF
のホットセ
のホットセ
種であり、また、図4燃料デブリは、にホットセル内の電気炉等の状況
ルに搬入したルに搬入した
TMI-2
TMI-2
燃料デブリは、
図図3 に示した
3 に示した
3 種で3 種でを示します。今後、試験結果を取り纏め実サンプルへのあり、また、図あり、また、図4 にホットセル内の電気炉等の状況を示
4 にホットセル内の電気炉等の状況を示します。今後、試験結果を取り纏め実サンプルへの適用します。今後、試験結果を取り纏め実サンプルへの適用
適用性評価を実施します。
性評価を実施します。
性評価を実施します。

 
 
図図
 
18&()
18&()
ホットセル内の試験用電気炉等
ホットセル内の試験用電気炉等

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《参考文献》 ・ 松村達郎，飯嶋孝彦，高野公秀，" 福島第一原子力発電所破損燃料の溶解法の検討 (1) デブリ燃料を模擬したウラン・ジルコニウム酸化物固溶体の溶融塩による分解 ", 日本原子力学会「2013 年春の年会」予稿集 B36（2013）
・ 松村達郎，飯嶋孝彦，石井翔，高野公秀，小野澤淳，" 福島第一原子力発電所破損燃料の溶解法の検討 (2) TMI-2
デブリの溶解試験 ", 日本原子力学会「2015 年春の年会」予稿集 L19（2015）《引用文献》 [1] 松本健，" 難溶解性物質の分解法 ", ぶんせき 2002, 60 (2002).
[2] 松本健，北川真由美 ," 硫酸水素アンモニウム融解による難溶性酸化セリウム (IV) の迅速分解と分析への応用 ", 分

析化学 47, 491 (1998).

33


プラント内の放射能分布を知る
2-6 プラント内の放射能分布を知る
プラント内の放射能分布を知る―最確な線源分布と線量率分布の評価のための試解析―
―最確な線源分布と線量率分布の評価のための試解析―
― 最確な線源分布と線量率分布の評価のための試解析 ―廃炉国際共同研究センター 線量評価・計量管理グループ
線量評価・計量管理グループ 奥村
奥村 啓介
啓介
廃炉国際共同研究センター
廃炉国際共同研究センター 線量評価・計量管理グループ 奥村 啓介

析を行いました。

線源の設定
 (1)
線源の設定
線源の設定
事故直前までの原子炉運転により生成された燃料中
事故直前までの原子炉運転により生成された燃料中
事故直前までの原子炉運転により生成された燃料中のFP
FP等の放射性核種の量は、等の放射性核種の量は、次元の核種崩壊生成計算の33次元の核種崩壊生成計算の FP 等の放射性核種の量は、3次元の核種崩壊生成計を行うことにより評価しました[1]。また、被覆管やチャを行うことにより評価しました[1]。また、被覆管やチャ算を行うことにより評価しました [1]。また、被覆管やンネルボックス等の燃料集合体構造物内に生成された放ンネルボックス等の燃料集合体構造物内に生成された放チャンネルボックス等の燃料集合体構造物内に生成され射化核種については、別途、放射化核種の主な起源とな射化核種については、別途、放射化核種の主な起源となた放射化核種については、別途、放射化核種の主な起源
る微量不純物を含めた放射化計算を行い評価しました。
る微量不純物を含めた放射化計算を行い評価しました。
となる微量不純物を含めた放射化計算を行い評価しましこれらの生成物を混合すると共に、事故直後に希ガスやこれらの生成物を混合すると共に、事故直後に希ガスやた。これらの生成物を混合すると共に、事故直後に希ガ
セシウム
Cs 等の揮発性の高い核種を放出させ、その後等の揮発性の高い核種を放出させ、その後セシウム
Cs
スやセシウム（Cs）等の揮発性の高い核種を放出させ、2020年まで放射性核種を崩壊させることで、
燃料デブリ
2020
年まで放射性核種を崩壊させることで、
燃料デブリ
その後 2020 年まで放射性核種を崩壊させることで、燃の組成を推定しました。また、シュラウド等のPCV 内内の組成を推定しました。また、シュラウド等のPCV
料デブリの組成を推定しました。また、シュラウド等のに固定された炉内構造物については、長期運転による放に固定された炉内構造物については、長期運転による放PCV 内に固定された炉内構造物については、長期運転
60Co 線源を評価しました。
射化計算を行い、、一方、事故一方、事故60Co
60Co 線源を評価しました。一射化計算を行い、線源を評価しました。
、
による放射化計算を行い、時にPCV、PRVに吸着されたに吸着されたCsによる表面汚染源につによる表面汚染源につ
時に
PCV、
PRV
Cs
方、事故時にPCV、PRV に吸着された
Cs による表面
いては、シビアアクシデント解析による
FP 移行計算の移行計算のいては、シビアアクシデント解析による
FP
汚染源については、シビアアクシデント解析によるFP結果を基に推定しています。
結果を基に推定しています。
移行計算の結果を基に推定しています。
線量率分布計算モデル
 (2)
線量率分布計算モデル
線量率分布計算モデル
図
は、今回の試解析に用いたプラントと線源分布
図図111は、今回の試解析に用いたプラントと線源分布
は、今回の試解析に用いたプラントと線源分布ののモデルを示したものです。ここでは、2号機または333号のモデルを示したものです。ここでは、2モデルを示したものです。ここでは、2 号機または号機または号機に相当する
800MWe級級
Mark-I型
BWRを次元円号機に相当する
800MWe級
Mark-I型
BWR
222次元円機に相当する
800MWeMark-I型
BWRをを
次元円筒体系でモデル化しています。また、最上部のシールド筒体系でモデル化しています。また、最上部のシールド筒体系でモデル化しています。また、最上部のシールド
プラグ、PCV
ヘッド、RPV
ヘッドは取外した状況を模プラグ、PCV
ヘッド、RPV
ヘッドは取外した状況を模プラグ、PCV
ヘッド、RPV
ヘッドは取外した状況を模擬した計算を行っています。
擬した計算を行っています。
擬した計算を行っています。
線源モデルとしては、①RPV
内表面Cs「RPVS」
Cs「RPVS」、②
線源モデルとしては、①RPV 内表面、②
34

オペレーション
オペレーション
フロアー
フロアー
PCV (ドライウエル)
PCV (ドライウエル)
RPV
RPV
蒸気
蒸気
乾燥機
乾燥機
気水
気水
分離機
分離機
空気
空気
60Co
60Co
デブリ-3
デブリ-3
水
水
デブリ-2
デブリ-2

ペデスタル
ペデスタル

1Fプラントの廃炉工程を検討するためには、プラントの廃炉工程を検討するためには、
プラント
1F
プラント
1F プラントの廃炉工程を検討するためには、プラン
内の放射線源及び線量率の分布を知り、適切な放射線遮内の放射線源及び線量率の分布を知り、適切な放射線遮ト内の放射線源及び線量率の分布を知り、適切な放射線へい措置を行って作業者の安全性を確保する必要がありへい措置を行って作業者の安全性を確保する必要があり遮へい措置を行って作業者の安全性を確保する必要があ
ます。
それには、
まず、
プラント内の放射線源の分布と、
ます。
それには、
まず、
プラント内の放射線源の分布と、ります。それには、まず、プラント内の放射線源の分布
これにより放出される放射線（主にガンマ線）の線量率
これにより放出される放射線（主にガンマ線）の線量率と、これにより放出される放射線（主にガンマ線）の線
分布をよく知っておく必要があります。格納容器内の放分布をよく知っておく必要があります。格納容器内の放量率分布をよく知っておく必要があります。格納容器内
射線源としては、
燃料デブリに含まれる核分裂生成物
射線源としては、aa 燃料デブリに含まれる核分裂生成物の放射線源としては、a）
燃料デブリに含まれる核分裂
FP などの放射性核種、bなどの放射性核種、b 事故前の運転により構造材
事故前の運転により構造材
FP
生成物（FP）などの放射性核種、b）事故前の運転により60が放射化して生成される60Co
Coなどの放射化生成物、などの放射化生成物、
事が放射化して生成される
cc 事
60Co などの放射化生成
構造材が放射化して生成される
故時に燃料が溶融して放出された揮発性
FP
核種
主に故時に燃料が溶融して放出された揮発性FP 核種 主に物、c）事故時に燃料が溶融して放出された揮発性FP 核
Csによる構造物の表面汚染の3
種類が主なものとして
Cs 種
による構造物の表面汚染の3
種類が主なものとして（主に Cs）による構造物の表面汚染の 3 種類が主なも挙げられます。しかしながら、現状では格納容器 PCV
PCV
挙げられます。しかしながら、現状では格納容器のとして挙げられます。しかしながら、現状では格納容や圧力容器 RPVRPV 内の線源強度を広く測定することは困内の線源強度を広く測定することは困や圧力容器
器（PCV）や圧力容器（RPV）内の線源強度を広く測定す
難な状況にあります。そこで、原子力機構では、様々な難な状況にあります。そこで、原子力機構では、様々なることは困難な状況にあります。そこで、原子力機構で計算技術を駆使すると共に、ロボットによるPCV
PCV内部調内部調計算技術を駆使すると共に、ロボットによるは、様々な計算技術を駆使すると共に、ロボットによる査やミュオンイメージングなどにより得られる最新知見
査やミュオンイメージングなどにより得られる最新知見
PCV 内部調査やミュオンイメージングなどにより得らを利用して、最も確からしいプラント内線源分布と線量を利用して、最も確からしいプラント内線源分布と線量れる最新知見を利用して、最も確からしいプラント内線率分布を評価する手法の開発を進めています。この手法
率分布を評価する手法の開発を進めています。この手法
源分布と線量率分布を評価する手法の開発を進めていま
開発の第一段階として、プラント内の線量率分布と線源
開発の第一段階として、プラント内の線量率分布と線源す。この手法開発の第一段階として、プラント内の線量分布との関係を定性的に理解することを目的として、単分布との関係を定性的に理解することを目的として、単率分布と線源分布との関係を定性的に理解することを目
純なモデルを使った線量率分布の予備的解析を行いまし
純なモデルを使った線量率分布の予備的解析を行いまし的として、単純なモデルを使った線量率分布の予備的解
た。
た。

デブリ-1
デブリ-1

Mark-I型800MWe BWRのPCV (1F2, 1F3相当）
Mark-I型800MWe BWRのPCV (1F2, 1F3相当）(遮蔽シールド, PCVヘッド, RPV上蓋は取り外し)(遮蔽シールド, PCVヘッド, RPV上蓋は取り外し)
線源タイプ：
線源タイプ：① RPVS：RPV内表面汚染 (137Cs)
① RPVS：RPV内表面汚染 (137Cs)② PCVS：PCV内表面汚染 137(137Cs)② PCVS：PCV内表面汚染 ( Cs) ))③ SDRY: 蒸気乾燥機(137Cs)③ SDRY: 蒸気乾燥機(137Cs)(均質モデル)(均質モデル)④ MSEP：気水分離機(137Cs)④ MSEP：気水分離機(137Cs)
体積)(均質モデル)
体積)(均質モデル)
137Cs)⑤ PEDE：ペデスタル内部(137⑤ PEDE：ペデスタル内部( Cs)⑥ CO60：炉内構造物放射化(60Co)⑥ CO60：炉内構造物放射化(60Co)(点線源モデル)(点線源モデル)⑦-1：DEB1：デブリ-1 (PCV床下)⑦-1：DEB1：デブリ-1 (PCV床下)⑦-2：DEB2：デブリ-2 (RPV床上)⑦-2：DEB2：デブリ-2 (RPV床上)
デブリ線源
デブリ線源
⑦-3：DEB3：デブリ-3 (炉心位置)⑦-3：DEB3：デブリ-3 (炉心位置) 次元円筒線で近似した次元円筒線で近似した))線量率分布計算モデル
線量率分布計算モデル
図
図
RPV
内表面 Cs「RPVS」、②
PCV線源モデルとしては、①内の全表面 Cs「PCVS」
Cs「PCVS」、③蒸気乾燥機内部の
Cs
PCV
内の全表面
、③蒸気乾燥機内部の
Cs
PCV
内の全表面
Cs
「
PCVS」
、③蒸気乾燥機内部のCs「SDRY」、④気水分離機内部のCs「MSEP」
Cs「MSEP」、⑤ペデス「SDRY」、④気水分離機内部の、⑤ペデス「SDRY」、④気水分離機内部の
Cs
「
MSEP」
、⑤ペデス
タル内部の Cs「PEDE」
Cs「PEDE」、⑥炉内構造材の放射化線源を
タル内部の、⑥炉内構造材の放射化線源を
タル内部の
Cs
「
PEDE」
、⑥炉内構造材の放射化線源を
炉心中央部に配置した点線源モデルで代表させた 6060Co
Co
炉心中央部に配置した点線源モデルで代表させた
60Co
炉心中央部に配置した点線源モデルで代表させた「CO60」、⑦-1 PCV
PCV床下の燃料デブリ「DEB1」
床下の燃料デブリ「DEB1」、⑦-2「CO60」、⑦-1、⑦-2「CO60」、⑦-1PCV
床下の燃料デブリ「DEB1」、⑦-2
RPV 床上の燃料デブリ「DEB2」
床上の燃料デブリ「DEB2」、⑦-3 炉心中央位置の炉心中央位置の
RPV
、⑦-3
RPV
床上の燃料デブリ「DEB2」、⑦-3
炉心中央位置の
燃料デブリ「DEB3」、の99種類を仮定しました。
種類を仮定しました。
「 」内」内
燃料デブリ「DEB3」
、の
「
燃料デブリ
「DEB3」、の9種類を仮定しました。
「」内の英文字は、後で引用するための便宜的な線源名称です。
の英文字は、後で引用するための便宜的な線源名称です。
の英文字は、後で引用するための便宜的な線源名称です。
① 完全気中① 完全気中② 部分冠水② 部分冠水③ 完全冠水③ 完全冠水

④ デブリ露出④ デブリ露出

デブリ
デブリ
PCV床下
PCV床下
(DEB1)(DEB1)

デブリ
デブリ
RPV床面
RPV床面
(DEB2)(DEB2)

デブリ
デブリ
炉心中央
炉心中央
(DEB3)(DEB3)図
 線量率分布の計算ケース
線量率分布の計算ケース
図

プラント内の線量率分布は、図1、①～⑦-3までのプ
ラ ン ト 内 の 線 量 率 分 布 は、 図
1、 ① ～ ⑦ までの-3まで
プラント内の線量率分布は、図1、①～⑦-3
各線源から放出されるガンマ線を、原子力機構が中心との各線源から放出されるガンマ線を、原子力機構が中各線源から放出されるガンマ線を、原子力機構が中心となって開発した粒子輸送モンテカルロ計算コード
心となって開発した粒子輸送モンテカルロ計算コード
なって開発した粒子輸送モンテカルロ計算コード
PHITS[2]により追跡することで評価しました。PHITS
PHITS[2] により追跡することで評価しました。PHITS
PHITS[2]により追跡することで評価しました。PHITSによる計算は、図に示すように、PCV
内を気中とするによる計算は、図2 に示すように、PCV
内を気中とすによる計算は、図22に示すように、PCV
内を気中とする
場合、炉心上端位置まで部分冠水させる場合、PCV
上端
る場合、炉心上端位置まで部分冠水させる場合、PCV
場合、炉心上端位置まで部分冠水させる場合、PCV上端位置までの完全冠水させる場合、気中で蒸気乾燥機と気上端位置までの完全冠水させる場合、気中で蒸気乾燥位置までの完全冠水させる場合、気中で蒸気乾燥機と気水分離機を取り外してデブリが露出する場合のケース
機と気水分離機を取り外してデブリが露出する場合の4
水分離機を取り外してデブリが露出する場合の44ケースについて、更に、それぞれの場合について、燃料デブリ
ケースについて、更に、それぞれの場合について、燃料について、更に、それぞれの場合について、燃料デブリの位置を
DEB1～DEB3に変更した場合について考慮しデブリの位置を
DEB1 に変更した場合について考慮し～
DEB3 に変更した場合についの位置をDEB1～DEB3ました。
て考慮しました。
ました。

結果
 結果
(目盛：10μSv/h) PCVS(～10
PCVS(～10)
SDRY(～10)
RPVSRPVS(目盛：10～10 ～10
μSv/h))SDRY(～10
)
(3)
結果
図
3～6
は、
プラント内の線量率分布を線源毎に計算
図 3～6は、プラント内の線量率分布を線源毎に計算
図 3 ～ 6 は、プラント内の線量率分布を線源毎に計算した結果を示しています。実際の線量率分布は、線源別した結果を示しています。実際の線量率分布は、線源別した結果を示しています。実際の線量率分布は、線源別寄与の合計となりますが、このように線源を細分化して寄与の合計となりますが、このように線源を細分化してMSEP(～10)
PEDE(～10)
CO60(～10)
MSEP(～10)
PEDE(～10)
CO60(～10)
寄与の合計となりますが、このように線源を細分化して線量率寄与を計算することにより、特定場所での線量率
線量率寄与を計算することにより、特定場所での線量率
線量率寄与を計算することにより、特定場所での線量率をより精度よく評価するためには、今後何を改善すればをより精度よく評価するためには、今後何を改善すればをより精度よく評価するためには、今後何を改善すればよいかを知ることができます。
よいかを知ることができます。
)
DEB2(～10)
DEB3(～10)
DEB1(～10)
DEB2(～10)
DEB3(～10)
DEB1(～10
よいかを知ることができます。
完全気中の場合
3 、Cs
による
PCV
内表面汚染
完全気中の場合
図図
3 、Cs
による
PCV
内表面汚染
完全
気、蒸気乾燥機汚染中の場合（ 図 3）、Csによる
PCV内表面汚染
内内表面汚染
表面汚染
PCVS
SDRY
、RPV
PCVS
、蒸気乾燥機汚染
SDRY
、RPV
 
（PCVS）、
蒸オペレーションフロア位置への線量率寄与が
気 乾 燥 機 汚 染（SDRY）、RPV 内 表 面 汚 染
RPVS
が、
RPVS
が、
オペレーションフロア位置への線量率寄与が
図 3&9
 3&9
内線量率分布の線源別寄与
完全冠水
図 
内線量率分布の線源別寄与
完全冠水 （RPVS）
が、オペレーションフロア位置への線量率寄与大きい線源と推測されます。一方、燃料デブリ線源から大きい線源と推測されます。一方、燃料デブリ線源からが大きい線源と推測されます。一方、燃料デブリ線源かのガンマ線は、PCV
壁面や炉内構造物等により遮へいさのガンマ線は、PCV
壁面や炉内構造物等により遮へいさ
SDRY(目盛：10μSv/h) PCVS(～10
PCVS(～10)SDRY
RPVSRPVS(目盛：10～10 ～10
μSv/h))
らのガンマ線は、PCV 壁面や炉内構造物等により遮へい
れ、オペレーションフロア位置の線量率はデブリ線源のれ、オペレーションフロア位置の線量率はデブリ線源の蒸気乾燥器取り外し
蒸気乾燥器取り外しされ、オペレーションフロア位置の線量率はデブリ線源
不確かさにあまり影響を受けないものと考えられます。
不確かさにあまり影響を受けないものと考えられます。
の不確かさにあまり影響を受けないものと考えられます。
部分冠水の場合
4オペレーションフロアへの線量、
オペレーションフロアへの線量
部分冠水の場合
図 4図、
MSEP
)
CO60(～10)
PEDE(～10
MSEP)
CO60(～10)
PEDE(～10
部分冠水の場合（図4）、オペレーションフロアへの線率寄与が大きい体系上部の線源は水で遮へいされないた率寄与が大きい体系上部の線源は水で遮へいされないた
気水分離器取り外し
気水分離器取り外し
量率寄与が大きい体系上部の線源は水で遮へいされない
め、オペレーションフロアの線量率は完全気中の場合とめ、オペレーションフロアの線量率は完全気中の場合とため、オペレーションフロアの線量率は完全気中の場合)
DEB2(～10)
DEB3(～10)
DEB1(～10)
DEB2(～10)
DEB3(～10)
DEB1(～10
大きな差異は見られません。また、深く水没した燃料デ大きな差異は見られません。また、深く水没した燃料デと大きな差異は見られません。また、深く水没した燃料
ブリやRPV
内の線源は、PCV
内の気中線量率に対してブリやRPV内の線源は、PCV
内の気中線量率に対してデブリや RPV 内の線源は、PCV 内の気中線量率に対しほとんど感度がないことが分かります。この結果からのほとんど感度がないことが分かります。この結果からの てほとんど感度がないことが分かります。この結果から類推として、1 号機でロボットを使った
PCV
内部調査で
類推として、1 号機でロボットを使った
PCV
内部調査で
図 3&9
 3&9
内線量率分布の線源別寄与
燃料デブリ露出
図 
内線量率分布の線源別寄与
燃料デブリ露出 の類推として、1 号機でロボットを使った
PCV
内部調実測された線量率は、ほぼ
PCV
内表面の
汚染に起因
実測された線量率は、ほぼ
PCV
内表面の
Cs Cs
汚染に起因
気中で蒸気乾燥機と気水分離機を取り外した場合
気中で蒸気乾燥機と気水分離機を取り外した場合
査で実測された線量率は、ほぼ
PCV 内表面のCs 汚染したものであると言えます。
したがって、1 号機の内部調したものであると言えます。
したがって、1 号機の内部調ができると考えられます。
に起因したものであると言えます。したがって、1 号機
考えられます。
査の結果から、
燃料デブリの位置情報は得られませんが、 考えられます。
査の結果から、
燃料デブリの位置情報は得られませんが、完全冠水の場合（図 5）は、水の遮へい効果によりオの内部調査の結果から、燃料デブリの位置情報は得られ
完全冠水の場合
5 は、水の遮へい効果によりオペレ
完全冠水の場合
図 5図は、
水の遮へい効果によりオペレ
PCV
内表面の汚染濃度を逆推定することができると
PCV
内表面の
Cs Cs
汚染濃度を逆推定することができるとペレーションフロアの線量率は他の場合に比べて大きくませんが、PCV 内表面の Cs 汚染濃度を逆推定することーションフロアの線量率は他の場合に比べて大きく低減
ーションフロアの線量率は他の場合に比べて大きく低減
低減することができます。また、燃料デブリの切出し作(目盛：10μSv/h) PCVS(～10
PCVS(～10)
SDRY(～10)
RPVSRPVS(目盛：10～10 ～10
μSv/h))SDRY(～10)
することができます。また、燃料デブリの切出し作業にすることができます。また、燃料デブリの切出し作業に業においても、PCV が完全に冠水していれば、放射性おいても、PCV
が完全に冠水していれば、放射性物質のおいても、PCV
が完全に冠水していれば、放射性物質の物質の飛散防止が期待できます。よって、この工法は放飛散防止が期待できます。よって、この工法は放射線遮飛散防止が期待できます。よって、この工法は放射線遮
射線遮へいの観点からは理想的なものと言えます。ただMSEP(～10)
PEDE(～10)
CO60(～10)
MSEP(～10)
PEDE(～10)
CO60(～10)
へいの観点からは理想的なものと言えます。ただし、冠へいの観点からは理想的なものと言えます。ただし、冠し、冠水させた場合の PCV の構造強度、RPV 内残存燃
水させた場合のPCVの構造強度、RPV
内残存燃料によ
水させた場合のPCVの構造強度、RPV
内残存燃料によ料による再臨界といった別の視点からの検討が重要となる再臨界といった別の視点からの検討が重要となります。
る再臨界といった別の視点からの検討が重要となります。
DEB1(～10)
DEB2(～10)
DEB3(～10)
DEB1(～10)
DEB2(～10)
DEB3(～10)
ります。
完全気中において上部からアクセスし、蒸気乾燥器や完全気中において上部からアクセスし、蒸気乾燥器や完全気中において上部からアクセスし、蒸気乾燥器や気水分離器を取外す場合
6 には、
燃料デブリも含めた
気水分離器を取外す場合
図 6図には、
燃料デブリも含めた
気水分離器を取外す場合（図 6）には、燃料デブリも含  様々な線源がオペレーションフロア位置の線量率に寄与
様々な線源がオペレーションフロア位置の線量率に寄与めた様々な線源がオペレーションフロア位置の線量率に
図 3&9
 3&9
内線量率分布の線源別寄与
完全気中
図 
内線量率分布の線源別寄与
完全気中 すると予想されます。このような場合には、それぞれのすると予想されます。このような場合には、それぞれの寄与すると予想されます。このような場合には、それぞ
各図の右端が上部のオペレーションフロア位置
各図の右端が3&9 3&9
上部のオペレーションフロア位置
線源強度を精度よく評価し、遮へい等の対策を講ずる必
線源強度を精度よく評価し、遮へい等の対策を講ずる必
れの線源強度を精度よく評価し、遮へい等の対策を講ず
要性が増すと言えます。
要性が増すと言えます。
07

0

7

6

6

7

7

7

6

6

11 注：点源モデルのため
11 注：点源モデルのため
目盛上限値が高くなる。

7

7

7

7

7

6

6

7

7

11 注：点源モデルのため
11 注：点源モデルのため
目盛上限値が高くなる。

7

7

7

08

8

7

目盛上限値が高くなる。

7

目盛上限値が高くなる。

7

7

7

7

7

7

11 注：点源モデルのため
11 注：点源モデルのため
目盛上限値が高くなる。

7

7

7

7

7

8 μSv/h)
6 )0～1008～10
6 )(目盛：10PCVS(～10
RPVSRPVS(目盛：10μSv/h)PCVS(～10

6

7

7

07

6

7

0

0

7

目盛上限値が高くなる。

7

る必要性が増すと言えます。

7 )7 )SDRY(～10
SDRY(～10

注：点源モデルのため
注：点源モデルのため

7)
7)
MSEP(～10
MSEP(～107)
7)
PEDE(～10
PEDE(～1011)
11)
CO60(～10
目盛上限値が高くなる。
CO60(～10
目盛上限値が高くなる。

7)7)DEB1(～10
DEB1(～107)7)DEB2(～10
DEB2(～107)7)DEB3(～10
DEB3(～10

 
図 3&9
 3&9
内線量率分布の線源別寄与
部分冠水
図 
内線量率分布の線源別寄与
部分冠水
 
水位は炉心上端位置
左上図の青矢印
水位は炉心上端位置
左上図の青矢印

今後の計画
 今後の計画
(4) 今後の計画
今回の解析は、簡易なモデルと多くの仮定に基づくい今回の解析は、簡易なモデルと多くの仮定に基づくい今回の解析は、簡易なモデルと多くの仮定に基づいてて行ったものですが、の廃炉工程を検討するために有て行ったものですが、1F 1Fの廃炉工程を検討するために有行ったものですが、1F の廃炉工程を検討するために有用な多くの知見を得ることができました。今後は、解析用な多くの知見を得ることができました。今後は、解析用な多くの知見を得ることができました。今後は、解モデルをよりリアルなものに改良すると共に、最新のシモデルをよりリアルなものに改良すると共に、最新のシ析モデルをよりリアルなものに改良すると共に、最新
ビアアクシデント解析の結果、1F
事故の模擬試験、
ビアアクシデント解析の結果、1F
事故の模擬試験、のシビアアクシデント解析の結果、1F 事故の模擬試験、
PCV/RPVの内部調査等の結果を反映し、現時点で最も
PCV/RPVの内部調査等の結果を反映し、現時点で最も
PCV/RPV の内部調査等の結果を反映し、現時点で最も確からしいプラント内の線源及び線量率分布を定量的に確からしいプラント内の線源及び線量率分布を定量的に確からしいプラント内の線源及び線量率分布を定量的に評価することを予定しています。
評価することを予定しています。
評価することを予定しています。

《参考文献》 奥村啓介 , 他 ,「福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し工程における線量評価のための試解析」, 日本原子力学会

 奥村啓介,他,, 日本原子力 奥村啓介,他,, 「福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し工程における線量評価のための試解析」, 日本原子力《参考文献》《参考文献》
2015
年秋の大会
G30「福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し工程における線量評価のための試解析」
学会
2015
年秋の大会,
学会
2015
年秋の大会,
G30G30《引用文献》 [1] K.
Okumura,etal.,"Nuclear
Data for Severe Accident Analysis and Decommissioning of Nuclear Powe Plant",[1]K.theK. 2012
Okumura,et al.,”Nuclear
Data
for Severe
Accident
Analysis
Decommissioningof Nuclear
Powe
Okumura,et al.,”Nuclear
Data
forData,SevereAnalysis
andandDecommissioningof Nuclear
Powe《引用文献》[1]Proc.
《引用文献》
Symposiumon Nuclear
15,Accident
JAEA-Conf
2013-002(2013).
Plant”,
Proc.
the
2012
Symposiumon
Nuclear
Data,
15,
JAEA-Conf
2013-002(2013).
Plant”,
Proc.
the
2012
Symposiumon
Nuclear
Data,
15,
JAEA-Conf
2013-002(2013).
[2] T. Sato, et al., "Particle and Heavy Ion Transport Code System PHITS , Version 2.52", J. Nucl. Sci. Technol.
[2]T.
T.(2013).
Sato,ethttp://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2013.814553
al., "Particle
Heavy
Transport
Code
SystemPHITS, Version
2.52",
J. Nucl.
Technol.
[2]50,
Sato,
et al.,"Particle
andandHeavy
Ion IonTransport
Code
SystemPHITS, Version
2.52",
J. Nucl.
Sci.Sci.
Technol.
913(2013).
http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2013.814553
50, 50,913913(2013).
http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2013.814553

35

2-7

原子炉から燃料デブリを取り出す―
― プラズマアーク、プラズマジェット、ＡＷＪ、レーザー切断技術の開発
原子炉から燃料デブリを取り出す
大洗研究開発センター

環境保全部

環境技術課

福井 康太

敦賀事業本部 敦賀連携推進センター レーザー共同研究所 村松 壽晴―プラズマアーク、プラズマジェット、ＡＷＪ、レーザー切断技術の開発―

原子炉廃止措置研究開発センター 技術開発部 技術開発課 佐野 一哉 手塚 将志 中村 保之
 原子炉から燃料デブリを取り出す
大洗研究開発センター 環境保全部 環境技術課 福井 康太

敦賀事業本部 敦賀連携推進センター レーザー共同研究所 村松 壽晴―プラズマアーク、プラズマジェット、ＡＷＪ、レーザー切断技術の開発―
プラズマジェットで徐々に破砕した後に露出したステン
炉心溶融に至ったと推定されている
1F では、通常の原子炉廃止措置研究開発センター 技術開発部 技術開発課 佐野 一哉 手塚 将志 中村 保之
レス層をプラズマアークで切断する手順の有効性を確認
廃止措置とは異なり、燃料デブリを撤去する必要があり
大洗研究開発センター 環境保全部 環境技術課 福井 康太

切断厚さ（ｍｍ）
切断厚さ（ｍｍ）

しました。
ます。1F の炉内構造物は、燃料デブリと混在した状態した。
炉心溶融に至ったと推定されている
1F では、通常の廃敦賀事業本部
敦賀連携推進センター レーザー共同研究所 村松 壽晴
これら要素技術試験の結果から、熱的切断技術の課題となっていると想定されるため、鋼材のみならず燃料デこれら要素技術試験の結果から、熱的切断技術の課題
止措置とは異なり、燃料デブリを撤去する必要がありま
原子炉廃止措置研究開発センター 技術開発部
技術開発課 佐野 一哉 手塚 将志 中村 保之
である溶断ドロスの発生量を抑えた厚板切断条件の最適
ブリのような靱性が低く、高硬度の材質の切断や破砕がである溶断ドロスの発生量を抑えた厚板切断条件の最適す。1Fの炉内構造物は、燃料デブリと混在した状態となした。
炉心溶融に至ったと推定されている 1F では、通常の廃化を図ると共に、導電材及び非導電材の堆積状況におい可能なことや上部から取出す場合、高い遠隔操作性が必化を図ると共に、導電材及び非導電材の堆積状況においっていると想定されるため、鋼材のみならず燃料デブリ
これら要素技術試験の結果から、熱的切断技術の課題
止措置とは異なり、燃料デブリを撤去する必要がありまてもプラズマ切断技術の有効性を確認することができま要です。原子力機構では、試験研究を終えた原子炉施設てもプラズマ切断技術の有効性を確認することができまのような靱性が低く、高硬度の材質の切断や破砕が可能である溶断ドロスの発生量を抑えた厚板切断条件の最適す。1F の炉内構造物は、燃料デブリと混在した状態となした。
等の廃止措置を進めており、解体に係る様々な技術や知した。
なことや上部から取出す場合、高い遠隔操作性が必要で化を図ると共に、導電材及び非導電材の堆積状況においっていると想定されるため、鋼材のみならず燃料デブリ
見を蓄えてきました。原子炉廃止措置研究開発センター
す。原子力機構では、試験研究を終えた原子炉施設等の
てもプラズマ切断技術の有効性を確認することができまのような靱性が低く、高硬度の材質の切断や破砕が可能（「ふげん」）、レーザー共同研究所（レーザー研）、大洗研
廃止措置を進めており、解体に係る様々な技術や知見をした。
なことや上部から取出す場合、高い遠隔操作性が必要で
究開発センター（大洗）において進めてきた各種切断技
蓄えてきました。原子炉廃止措置研究開発センター「ふす。原子力機構では、試験研究を終えた原子炉施設等の術開発の成果を基に、1Fの燃料デブリと炉内構造物のげん」、レーザー共同研究所
レーザー研 、大洗研究開

廃止措置を進めており、解体に係る様々な技術や知見を取出しに適用する切断技術として、プラズマ切断（プラ
蓄えてきました。原子炉廃止措置研究開発センター「ふ発センター
大洗 において進めてきた各種切断技術開発  切断速度とカーフ幅
げん」 、レーザー共同研究所
レーザー研、大洗研究開ズマアーク及びプラズマジェット）、アブレイシブウォーの成果を基に、
1F の燃料デブリと炉内構造物の取出しに
図
図  金属を介したセラミッ
発センター（以下、
大洗 において進めてきた各種切断技術開発
タージェット「AWJ」という）切断、レーザー切適用する切断技術として、
プラズマ切断プラズマアーク
クスの切断状況
の相関

の成果を基に、
1Fの燃料デブリと炉内構造物の取出しに
図
金属を介したセラミッ図
切断速度とカーフ幅断に関する技術開発を実施しています。
及びプラズマジェット、アブレイシブウォータージェッ
適用する切断技術として、
プラズマ切断プラズマアーク
クスの切断状況
の相関
ト 以下、「AWJ」という 切断、レーザー切断に関する技
及びプラズマジェット、
アブレイシブウォータージェッ(2) プラズマジェット切断技術の開発(1) プラズマアーク切断技術の開発
術開発を実施しています。
ト
以下、
「AWJ」
という
切断、
レーザー切断に関する技
原子力施設のデコミッショニングに適用する切断技術
1F 炉内溶融金属等の切断では、切断対象物は不定形
 プラズマジェット切断技術の開発
術開発を実施しています。
として、プラズマジェット切断技術の研究開発を実施し状で切断対象厚さが一定でないことが想定されます。ま
原子力施設のデコミッショニングに適用する切断技術
 プラズマアーク切断技術の開発
 プラズマジェット切断技術の開発
てきました。プラズマジェットは、鋼材やコンクリート
た、切断能力は、溶断ドロスの排出性に大きく依存するとして、プラズマジェット切断技術の研究開発を実施し
1F 炉内溶融金属等の切断では、切断対象物は不定形状
原子力施設のデコミッショニングに適用する切断技術
 プラズマアーク切断技術の開発
を切断することを目的に開発したもので、トーチ先端部と共に、溶断ドロスの発生は、切断箇所の再溶着のおそてきました。プラズマジェットは、鋼材やコンクリート
で切断対象厚さが一定でないことが想定されます。
また、として、プラズマジェット切断技術の研究開発を実施し
1F 炉内溶融金属等の切断では、切断対象物は不定形状の形状については特許を取得しています。前述のプラズ
れや二次廃棄物増大のリスクを伴います。
を切断することを目的に開発したもので、トーチ先端部
切断能力は、溶断ドロスの排出性に大きく依存すると共てきました。プラズマジェットは、鋼材やコンクリート
で切断対象厚さが一定でないことが想定されます。また、
マアークとは異なり、トーチ内部の電極とトーチ先端部
このため、対象物の厚さに応じて適切な速度域で切の形状については特許を取得しています。前述のプラズに、溶断ドロスの発生は、切断箇所の再溶着のおそれやを切断することを目的に開発したもので、トーチ先端部
切断能力は、溶断ドロスの排出性に大きく依存すると共のチップとの間で放電させ、プラズマを発生させるため、断することにより、不定形状の切断対象物に対してもマアークとは異なり、トーチ内部の電極とトーチ先端部
二次廃棄物増大のリスクを伴います。
の形状については特許を取得しています。前述のプラズに、溶断ドロスの発生は、切断箇所の再溶着のおそれや金属のみならず導電性のない非金属も切断が可能であ
カーフ幅が細く、無駄なドロス発生を低減し、切断可能のチップとの間で放電させ、プラズマを発生させるため、
このため、対象物の厚さに応じて適切な速度域で切断
マアークとは異なり、トーチ内部の電極とトーチ先端部
二次廃棄物増大のリスクを伴います。
り、また、熱衝撃作用を用いることにより耐火レンガ等であることを確認しました（図1）。一例として、厚さのチップとの間で放電させ、プラズマを発生させるため、
このため、対象物の厚さに応じて適切な速度域で切断
金属のみならず導電性のない非金属も切断が可能であり、することにより、不定形状の切断対象物に対してもカーも破砕することができます。
が
30
～
80mm
に連続的に変化するステンレス鋼材の水金属のみならず導電性のない非金属も切断が可能であり、することにより、不定形状の切断対象物に対してもカーまた、熱衝撃作用を用いることにより耐火レンガ等も破フ幅が細く、無駄なドロス発生を低減し、切断可能であ
しかし、プラズマジェットは空気中で使用することを中切断では、切断速度を100～ 400mm/min の範囲で
また、熱衝撃作用を用いることにより耐火レンガ等も破フ幅が細く、無駄なドロス発生を低減し、切断可能であ砕することができます。
ることを確認しました（図1）。一例として、厚さが30砕することができます。
ることを確認しました（図1）。一例として、厚さが30想定し開発したものであり、1Fの炉内解体物や燃料デ変更することにより、従来最適速度として想定していた
しかし、プラズマジェットは空気中で使用することを～80mmに連続的に変化するステンレス鋼材の水中切断
しかし、プラズマジェットは空気中で使用することを～80mmに連続的に変化するステンレス鋼材の水中切断
ブリの取出に適用するためには、水中での使用が可能な
150mm/minの定速切断に比べカーフ幅では最大3mm、想定し開発したものであり、1F の炉内解体物や燃料デブ
では、切断速度を 100～400mm/min の範囲で変更する想定し開発したものであり、
1F の炉内解体物や燃料デブ
では、切断速度を 100～400mm/minの範囲で変更すること、デブリのような厚い塊状のものを切断・破砕する
回収された溶断ドロスの発生量は約8%低減可能である
リの取出に適用するためには、水中での使用が可能なこことにより、従来最適速度として想定していたリの取出に適用するためには、水中での使用が可能なこことにより、従来最適速度として想定していたためには、高出力化を図ることが求められます
ことを確認しました。
と、デブリのような厚い塊状のものを切断・破砕するた150mm/minの定速切断に比べカーフ幅では最大 3mm、と、デブリのような厚い塊状のものを切断・破砕するた150mm/minの定速切断に比べカーフ幅では最大3mm、このため、水中において高出力で使用できるプラズマ
また、1F
炉内では溶融金属と燃料デブリで想定されめには、高出力化を図ることが求められます
回収された溶断ドロスの発生量は約 8%低減可能である
めには、高出力化を図ることが求められます
回収された溶断ドロスの発生量は約 8%低減可能である
るセラミックス層が堆積した状況も想定されます。

ことを確認しました。
雰囲気：水中・空気中ことを確認しました。

雰囲気：水中・空気中
ガス流量：水中 㻔㻟㻥㻸㻘㻠㻡㻸㻛㼙㼕㼚㻕 、空気中 㻔㻞㻣㻸㻛㼙㼕㼚㻕
ガス流量：水中㻔㻟㻥㻸㻘㻠㻡㻸㻛㼙㼕㼚㻕、空気中㻔㻞㻣㻸㻛㼙㼕㻔㻝㻡㻘㼚㻕 㻞㻜㼙㼙㻕
このため、導電性金属の切断能力が高いプラズマアー
スタンドオフ：水中㻔㻡㻘㻝㻜 →㻡㼙㼙㻕
、空気中

また、
1F 炉内では溶融金属と燃料デブリで想定される
スタンドオフ：水中 㻔㻡㻘㻝㻜 →㻡㼙㼙㻕 、空気中 㻔㻝㻡㻘㻞㻜㼙㼙㻕
また、
1F 炉内では溶融金属と燃料デブリで想定される
50
ク切断技術と、後述するセラミックス等の非導電材の切50
セラミックス層が堆積した状況も想定されます。
42
セラミックス層が堆積した状況も想定されます。
40
42
38
38
40
37 38 38
38
38
40
37
35
断が可能なプラズマジェット切断技術を用いて、両切断
4035
このため、導電性金属の切断能力が高いプラズマアー
32
このため、導電性金属の切断能力が高いプラズマアー

32
3030
30 30
30 30
30
技術を連携することにより、積層部に対しても切断可能
30
25 25

ク切断技術と、後述するセラミックス等の非導電材の切ク切断技術と、後述するセラミックス等の非導電材の切2020であることを確認しました。試験では、燃料デブリ上に断が可能なプラズマジェット切断技術を用いて、両切断断が可能なプラズマジェット切断技術を用いて、両切断
1010
溶融金属が堆積した状況を模擬し、厚さ50mm のセラ技術を連携することにより、積層部に対しても切断可能

技術を連携することにより、積層部に対しても切断可能
00
ミックス上に厚さ50mm のステンレス鋼材を配置した
ｽﾃﾝﾚｽ鋼ｽﾃﾝﾚｽ鋼 炭素鋼
炭素鋼 低合金鋼
低合金鋼 ｱﾙﾐﾅｱﾙﾐﾅ ｼﾞﾙｺﾆｱｼﾞﾙｺﾆｱｺｰﾃﾞｨﾗｲﾄ
ｺｰﾃﾞｨﾗｲﾄであることを確認しました。試験では、燃料デブリ上にであることを確認しました。試験では、燃料デブリ上にｾﾗﾐｯｸｽ
鋼鋼
材材
ｾﾗﾐｯｸｽ
水中切断
空気中切断
条件で、プラズマアークのみでステンレス鋼材側から切溶融金属が堆積した状況を模擬し、
厚さ
50mm
のセラミ

水中切断
空気中切断

溶融金属が堆積した状況を模擬し、厚さ 50mm のセラミ断を行いセラミックスの破砕が可能であることを確認す
ックス上に厚さ50mmのステンレス鋼材を配置した条件
図
切断後の鋼材図
プラズマジェットの切断性能
ックス上に厚さ50mmのステンレス鋼材を配置した条件
図 切断後の鋼材
図  プラズマジェットの切断性能
で、プラズマアークのみでステンレス鋼材側から切断を
の状態
ると共に
（図 2）、逆配置の場合には、セラミックス層を
 の状態で、プラズマアークのみでステンレス鋼材側から切断を行いセラミックスの破砕が可能であることを確認すると

36 行いセラミックスの破砕が可能であることを確認すると共に（図 2）、逆配置の場合には、セラミックス層をプラ
共に（図 2）、逆配置の場合には、セラミックス層をプラジェットトーチを開発し、2014 年度のトーチ先端部の(4) レーザー切断技術の開発

チップの耐久性確認試験において、ノズル径が 5.0mm、レーザー切断は、直径 1mm 程度に集光したレーザー

拘束比（ノズル径と拘束部長さの比）が 3.0 のチップで、5.0mm、拘600Aップの耐久性確認試験において、ノズル径がの出力で 30 分以上、プラズマが出射できることをップの耐久性確認試験において、ノズル径が5.0mm、拘束比（ノズル径と拘束部長さの比）が3.0のチップで、
確認しました。また、鋼材及び燃料デブリを想定したセ
束比（ノズル径と拘束部長さの比）が3.0 のチップで、600A の出力で 30 分以上、プラズマが出射できることをラミックスに対する切断性能及び破砕性能の確認試験を
600A
の出力で
30
分以上、プラズマが出射できることを確認しました。また、鋼材及び燃料デブリを想定したセ実施し、鋼材に対し空気中で40mm 厚、水中で 30mm
確認しました。また、鋼材及び燃料デブリを想定したセラミックスに対する切断性能及び破砕性能の確認試験を厚の切断が可能なこと
（図
3、
図
4）
、
セラミックスに対し、
ラミックスに対する切断性能及び破砕性能の確認試験を実施し、鋼材に対し空気中で 40mm 厚、水中で 30mm
空気中で38mm 厚、水中で 42mm
実施し、鋼材に対し空気中で40mm
厚、水中で 30mm厚の切断が可能なこと（図3、図 厚の切断と水中にお4）、セラミックスに対いて50mm厚の破砕が可能なことを確認しました。
厚の切断が可能なこと（図3、図4）、セラミックスに対し、空気中で 38mm 厚、水中で 42mm 厚の切断と水中し、空気中で38mm厚の破砕が可能なことを確認しました。
厚、水中で 42mm 厚の切断と水中 において 50mm
50mm 厚の破砕が可能なことを確認しました。
(3)においてAWJ 切断技術の開発

光を熱源とするため、局所加工性に優れ、発生する二次

ガス圧力[MPa] [MPa]ガス圧力光信号電圧 [V]光信号電圧[V]
レーザー出力[kW]
レーザー出力 [kW]

 レーザー切断技術の開発
廃棄物量も少なく、ファイバー伝送が可能なことから、
 レーザー切断技術の開発
レーザー切断は、直径1mm程度に集光したレーザー
遠隔操作性に優れています。レーザー光照射条件の変更
レーザー切断は、
直径1mm程度に集光したレーザー
光を熱源とするため、局所加工性に優れ、発生する二次により、靭性の高い金属から、燃料デブリのような靭性
光を熱源とするため、局所加工性に優れ、発生する二次廃棄物量も少なく、ファイバー伝送が可能なことから、の低いセラミックスまでを、溶断・破砕することができ
廃棄物量も少なく、ファイバー伝送が可能なことから、遠隔操作性に優れています。レーザー光照射条件の変更ます。これまでに気中及び水中において、不規則形状で遠隔操作性に優れています。レーザー光照射条件の変更
により、靭性の高い金属から、燃料デブリのような靭性かつ金属－セラミックス混合体を的確に溶断・破砕できにより、靭性の高い金属から、燃料デブリのような靭性の低いセラミックスまでを、溶断・破砕することができることを確認しました。
の低いセラミックスまでを、溶断・破砕することができます。これまでに気中及び水中において、不規則形状で
1F へ適用する燃料デブリ取出し技術開発の一環とします。これまでに気中及び水中において、不規則形状でかつ金属－セラミックス混合体を的確に溶断・破砕でき
かつ金属－セラミックス混合体を的確に溶断・破砕できて、様々な熱的機械的特徴を持つと考えられる取出し対ることを確認しました。
ることを確認しました。
1F へ適用する燃料デブリ取出し技術開発の一環とし は、高圧水にアブレイシブ$:- 切断技術の開発
象物に対し、常に適切な溶断性能が発揮されるよう適応
AWJ（研掃材）を混合させ、1Fへ適用する燃料デブリ取出し技術開発の一環とし
$:切断技術の開発
て、様々な熱的機械的特徴を持つと考えられる取出し対AWJ
は、
高圧水にアブレイシブ（研掃材）を混合させ、制御するための手法開発を進めています。開発中の適応
対象物に噴射して切断する技術であり、熱の影響が少なて、様々な熱的機械的特徴を持つと考えられる取出し対AWJは、高圧水にアブレイシブ（研掃材）を混合させ、象物に対し、常に適切な溶断性能が発揮されるよう適応
対象物に噴射して切断する技術であり、熱の影響が少な
制御システムは、レーザー光照射により溶融した金属か
く鋼材のみならず多種多様な材質に適用できます。
また、象物に対し、常に適切な溶断性能が発揮されるよう適応
対象物に噴射して切断する技術であり、熱の影響が少な制御するための手法開発を進めています。開発中の適応
く鋼材のみならず多種多様な材質に適用できます。
また、らの光信号を捉え（LR）、統計処理を施した時間平均値
切断ヘッド先端から切断対象までの距離（スタンドオフ）
制御するための手法開発を進めています。開発中の適応
く鋼材のみならず多種多様な材質に適用できます。
また、
制御システムは、レーザー光照射により溶融した金属か切断ヘッド先端から切断対象までの距離（スタンドオフ）とそのゆらぎ幅との関係から現在の溶断性能を評価し、に対する自由度が高く、切断面が不定形状の対象物にもらの光信号を捉え LR 、統計処理を施した時間平均値とに対する自由度が高く、切断面が不定形状の対象物にも制御システムは、レーザー光照射により溶融した金属か切断ヘッド先端から切断対象までの距離（スタンドオフ）
その結果に応じてレーザー出力（P）、アシストガス圧力適用が可能です。
そのゆらぎ幅との関係から現在の溶断性能を評価し、そ適用が可能です。
らの光信号を捉え LR 、統計処理を施した時間平均値とに対する自由度が高く、切断面が不定形状の対象物にも（Pgas）、レーザー加工ヘッド移動速度（V）などを変更
これらの特徴を活かし、2012 年度から 1F 炉内の燃料の結果に応じてレーザー出力 P 、アシストガス圧力
これらの特徴を活かし、2012 年度から 1F 炉内の燃料
そのゆらぎ幅との関係から現在の溶断性能を評価し、そ適用が可能です。
して、様々な取出し対象物の条件に自動的に対処しよう
デブリや炉内構造物等の取出しに資するため、高圧水のPgas 、レーザー加工ヘッド移動速度
V などを変更しデブリや炉内構造物等の取出しに資するため、高圧水のの結果に応じてレーザー出力
P 、アシストガス圧力
これらの特徴を活かし、2012年度から 1F 炉内の燃料とするものです（図6）。図7は、この制御システムを用
圧力やアブレイシブの供給量が切断に及ぼす影響等の基て、様々な取出し対象物の条件に自動的に対処しようと圧力やアブレイシブの供給量が切断に及ぼす影響等の基
Pgas、レーザー加工ヘッド移動速度 V などを変更しデブリや炉内構造物等の取出しに資するため、高圧水のいて厚板鋼材をレーザー溶断した場合の制御履歴と光信礎データの取得を行うと共に、これらの知見に基づき、するものです図 6 。図 7 は、この制御システムを用い
礎データの取得を行うと共に、これらの知見に基づき、て、様々な取出し対象物の条件に自動的に対処しようと圧力やアブレイシブの供給量が切断に及ぼす影響等の基
号過渡特性を示したもので、溶断性能の低下に伴う光信
1F礎データの取得を行うと共に、これらの知見に基づき、実機適用を考慮した技術開発を進めてきました。
て厚板鋼材をレーザー溶断した場合の制御履歴と光信号
1F 実機適用を考慮した技術開発を進めてきました。
するものです図 6 。図 7 は、この制御システムを用い過渡特性を示したもので、溶断性能の低下に伴う光信号
AWJ
切断技術は高い切断能力を有する反面、切断対象号の増加をシステムが捉え（78 秒時点）、レーザー出力
AWJ
切断技術は高い切断能力を有する反面、切断対て厚板鋼材をレーザー溶断した場合の制御履歴と光信号
1F 実機適用を考慮した技術開発を進めてきました。
の増加をシステムが捉え
78秒時点、レーザー出力とア物の背後にある構造物も同時に切断してしまう可能性がとアシストガス圧力の自動調整により、78 秒以降は溶象物の背後にある構造物も同時に切断してしまう可能性
過渡特性を示したもので、溶断性能の低下に伴う光信号
AWJ 切断技術は高い切断能力を有する反面、切断対象
シストガス圧力の自動調整により、78秒以降は溶断性能あり、燃料デブリと合わせてバウンダリーを構成する構断性能が回復できている様子があり、燃料デブリと合わせてバウンダリーを構成するの増加をシステムが捉え78（光信号が低下している）
秒時点 、レーザー出力とア
物の背後にある構造物も同時に切断してしまう可能性がが回復できている
光信号が低下している
様子が分かり
造物も切断してしまうことが考えられます。このことか
シストガス圧力の自動調整により、78秒以降は溶断性能あり、燃料デブリと合わせてバウンダリーを構成する構が分かります。
構造物も切断してしまうことが考えられます。このことます。
ら、切断の深さに応じてスタンドオフと噴射圧力を制御が回復できている
光信号が低下している
様子が分かり
造物も切断してしまうことが考えられます。このことか
今後の研究開発は、より複雑に熱的機械的特性が変化から、切断の深さに応じてスタンドオフと噴射圧力を制今後の研究開発は、より複雑に熱的機械的特性が変化することで、バウンダリーを維持した状態で燃料デブリます。
ら、切断の深さに応じてスタンドオフと噴射圧力を制御する環境において、ここで開発した適応制御システムの御することで、バウンダリーを維持した状態で燃料デブする環境において、ここで開発した適応制御システムの等の対象物のみを切断できることを実証しました。また、今後の研究開発は、より複雑に熱的機械的特性が変化することで、バウンダリーを維持した状態で燃料デブリ
基本的性能を明らかにしていくことにあります。
リ等の対象物のみを切断できることを実証しました。ま基本的性能を明らかにしていくことにあります。
板厚等が不明な燃料デブリを取出すために掘削型切断手する環境において、ここで開発した適応制御システムの等の対象物のみを切断できることを実証しました。また、た、板厚等が不明な燃料デブリを取出すために掘削型切常に適切なレーザー溶断性能を発揮させるための適応制御システム法を考案し、切断試験により有効であることも実証しま

回復動作
制御開始
基本的性能を明らかにしていくことにあります。
板厚等が不明な燃料デブリを取出すために掘削型切断手
レーザー出力判定に基づく
外界センサによる断手法を考案し、切断試験により有効であることも実証
状況の判定およびした（図 5）。本手法は、V 字に掘り進めることで、切断 監視常に適切なレーザー溶断性能を発揮させるための適応制御システム
パラメータ制御
制御動作の決定アシストガス圧力法を考案し、切断試験により有効であることも実証しま
回復動作
制御開始
・レーザー出力
・対象の形状認識しました（図 5）。本手法は、V 字に掘り進めることで、 外界センサによるレーザー出力対象物の板厚に依存せずに切断が可能であり、使用する判定に基づく
状況の判定および・光信号の利用・アシストガス圧力
緩和動作
した（図 5）。本手法は、V 字に掘り進めることで、切断 監視 ・対象の成分分析
パラメータ制御
制御動作の決定・走査速度
・溶断状況の監視
アシストガス圧力
切断対象物の板厚に依存せずに切断が可能であり、使用
AWJ 切断装置も産業界で一般的に使用されている物が ・対象の形状認識・レーザー出力
対象物の板厚に依存せずに切断が可能であり、使用する・光信号の利用・アシストガス圧力
・対象の成分分析
レーザー光 P
光信号電圧 緩和動作
する使用可能です。
AWJ 切断装置も産業界で一般的に使用されている
・走査速度
・溶断状況の監視
AWJ 切断装置も産業界で一般的に使用されている物がアシストガス圧力 Pgas
Lr トランスジューサ
これら要素技術試験の結果から、圧力容器等のバウン
物が使用可能です。
レーザー光 P
光信号電圧
使用可能です。
Ld
反射光
走査速度 VLk
ダリーを維持した状態での切断及び切断対象物の板厚にアシストガス圧力 Pgas
これら要素技術試験の結果から、圧力容器等のバウン
時間 [s]
Lr トランスジューサ
これら要素技術試験の結果から、圧力容器等のバウン
溶断性能の低下に伴い、信号電圧が増加..
Ldに依存しない掘削型切断手法を実証し、1F の燃料デブリ
反射光
走査速度 V
ダリーを維持した状態での切断及び切断対象物の板厚にLkq
ダリーを維持した状態での切断及び切断対象物の板厚に時間 [s]
回復動作により、信号電圧が減少
溶融金属 (ドロス)
熱伝導領域等の取出しに AWJ 切断技術が適用できる見通しを得ま
溶断性能の低下に伴い、信号電圧が増加に依存しない掘削型切断手法を実証し、1Fの燃料デブ..
に依存しない掘削型切断手法を実証し、1F の燃料デブリq
図  厚板鋼材レーザー溶断
図  常に適切なレーザー溶断性能をした。
回復動作により、信号電圧が減少
リ等の取出しに
AWJ切断技術が適用できる見通しを得ま切断技術が適用できる見通しを得
溶融金属 (ドロス)
熱伝導領域等の取出しに AWJ時の制御履歴と光信号発揮させるための適応制御シス
〈概念図〉
図  厚板鋼材レーザー溶断
図  常に適切なレーザー溶断性能を
ました。
した。
過渡特性
テム

時の制御履歴と光信号発揮させるための適応制御シス
〈概念図〉

過渡特性
テム

このように原子力機構では、1F への適用性を確認す
るため、
各種切断技術に関する技術開発を実施しており、

このように原子力機構では、
1F への適用性を確認する
切断試験や性能評価、遠隔操作技術を組合せた総合的な
ため、各種切断技術に関する技術開発を実施しており、このように原子力機構では、1F への適用性を確認する
 
燃料デブリ取出しシステムの検討を進め、得られた成果
切断試験や性能評価、遠隔操作技術を組合せた総合的な図  掘削型切断手法の概念と切断状況
ため、各種切断技術に関する技術開発を実施しており、
 
燃料デブリ取出しシステムの検討を進め、得られた成果
を国のプロジェクトに役立てます。
切断試験や性能評価、遠隔操作技術を組合せた総合的な  図  掘削型切断手法の概念と切断状況
を国のプロジェクトに役立てます。
燃料デブリ取出しシステムの検討を進め、得られた成果
 
を国のプロジェクトに役立てます。

 《参考文献》
・手塚将司 他“東電)の炉内構造物解体を想定した切断技術適用性試験  ”、日本原子力学会「《参考文献》 ・ 手塚将司 他 , " 東電 1F の炉内構造物解体を想定した切断技術適用性試験 (3)"、
日本原子力学会「2015 年秋の大会」
予稿集 G24,G25 (2015).
年秋の大会」予稿集** 
・ 羽成敏秀他 " レーザー光を用いた福島燃料デブリ取出し技術に関する研究開発（13）"，日本原子力学会「2015《参考文献》
・手塚将司
他“東電)の炉内構造物解体を想定した切断技術適用性試験  ”、日本原子力学会「
・羽成敏秀他“レーザー光を用いた福島燃料デブリ取出し技術に関する研究開発（）”，日本原子力
年春の年会」予稿集
B40 (2015).
年秋の大会」予稿集** 

学会「年春の年会」予稿集%  ・羽成敏秀他“レーザー光を用いた福島燃料デブリ取出し技術に関する研究開発（）”，日本原子力学会「年春の年会」予稿集%  37 燃料デブリの再臨界を防ぐ
2-8
燃料デブリの再臨界を防ぐ
燃料デブリの再臨界を防ぐ
－臨界管理に資するデータの拡充－
― 臨界管理に資するデータの拡充 ―－臨界管理に資するデータの拡充－

原子力基礎工学研究センター 炉物理標準コード研究グループ 須山 賢也、菊地 丈夫
原子力基礎工学研究センター
須山
賢也、菊地
丈夫
原子力基礎工学研究センター 炉物理標準コード研究グループ
炉物理標準コード研究グループ 須山
賢也、菊地
丈夫

燃料デブリの臨界安全管理には燃焼した燃料の平均組

燃料デブリの臨界安全管理には燃焼した燃料の平均組成が必要となります。しかしながら、その実測値は無い

1.5

無限増倍率
無限増倍率

燃料デブリの臨界安全管理には燃焼した燃料の平均組成が必要となります。しかしながら、その実測値は無い
ため計算による評価が必須となります。原子力機構で成が必要となります。しかしながら、その実測値は無い
ため計算による評価が必須となります。
原子力機構では、は、経済協力開発機構原子力機関（OECD/NEA）原子ため計算による評価が必須となります。
原子力機構では、経済協力開発機構原子力機関
OECD/NEA
原子力科学
力科学委員会（NSC）臨界安全性ワーキングパーティー
経済協力開発機構原子力機関
OECD/NEA
原子力科学
委
員 会 (NSC) 臨 界 安 全 性 ワ ー キ ン グ パ ー テ ィ ー（WPNCS）燃焼度クレジット専門家会合（EGBUC）に
委WPNCS
員 会 (NSC)
臨界安全性ワーキングパーティー
燃焼度クレジット専門家会合(EGBUC)におおいて、1F で使用されているものとほぼ同じ仕様を有
WPNCS
燃焼度クレジット専門家会合(EGBUC)において、1F で使用しされているものとほぼ同じ仕様を有す
する燃料（図 1）を対象とした国際燃焼計算ベンチマー
いて、で使用しされているものとほぼ同じ仕様を有す
る燃料1F（図1）を対象とした国際燃焼計算ベンチマークをクを提案し[1]、その解析を連続エネルギモンテカルロ
る燃料（図 1）を対象とした国際燃焼計算ベンチマークを提案し[1]、その解析を連続エネルギモンテカルロコード
コード MVP と一点炉燃焼計算コード ORIGEN2 を組合提案し[1]、その解析を連続エネルギモンテカルロコード
MVP と一点炉燃焼計算コード ORIGEN2 を組合せた統せた統合化燃焼計算コード
SWAT4
によって行ってきまMVPと一点炉燃焼計算コード
ORIGEN2を組合せた統合化燃焼計算コード
SWAT4 によって行ってきました。
した。
合化燃焼計算コード
SWAT4 によって行ってきました。

150，
Sm-152，
Eu-153，
Gd-155 の 12 核種を選定しました。


Sm-152，Eu-153，Gd-155の 12 核種を選定しました。 
始めにパラメータをして考慮した含水率に対する中性
Sm-152，Eu-153，Gd-155の 12 核種を選定しました。
始めにパラメータをして考慮した含水率に対する中性子増倍率の変化を図 2 に示します。含水率の増大と共に始めにパラメータをして考慮した含水率に対する中性子増倍率の変化を図2 に示します。含水率の増大と共に最適減速に近づくために中性子増倍率は増加し、含水率
子増倍率の変化を図2 に示します。含水率の増大と共に最適減速に近づくために中性子増倍率は増加し、含水率が約 25％の時に最大の中性子増倍率が得られています。
最適減速に近づくために中性子増倍率は増加し、含水率が約25％の時に最大の中性子増倍率が得られています。
その後減速過多のため、中性子増倍率は低下します。こが約25％の時に最大の中性子増倍率が得られています。
その後減速過多のため、中性子増倍率は低下します。この図から、デブリの臨界特性を見る上で、含水率をい
その後減速過多のため、中性子増倍率は低下します。この図から、デブリの臨界特性を見る上で、含水率をいかかに与えるかは重要な因子となっていることが分かりまの図から、デブリの臨界特性を見る上で、含水率をいかに与えるかは重要な因子となっていることが分かります。
す。
に与えるかは重要な因子となっていることが分かります。
1.5
1.4

冷却0年

1.4
1.3

冷却0年
冷却5年

1.3
1.2

冷却5年

1.2
1.1
1.1
1.0
1.0
0.9

0.9
0.8
0.8
0.7
0.7
0.6
0.6 0.0
0.0

10.0

20.0

30.0

40.0

50.0

60.0

70.0

10.0

20.0

30.0
40.0
含水率(%)

50.0

60.0

70.0

含水率(%)図  含水率に対する中性子増倍率の変化*:GW
図  含水率に対する中性子増倍率の変化*:GW

この計算を基にして最大中性子増倍率を与える燃焼度
この計算を基にして最大中性子増倍率を与える燃焼度
この計算を基にして最大中性子増倍率を与える燃焼度を有する使用済燃料の燃料組成を評価し、球体系におけを有する使用済燃料の燃料組成を評価し、球体系におけを有する使用済燃料の燃料組成を評価し、球体系における最小臨界量を求めました。この時、デブリに水が含まる最小臨界量を求めました。この時、デブリに水が含まる最小臨界量を求めました。この時、デブリに水が含まれていることを考慮して、含水率を変化させて得られる
れていることを考慮して、含水率を変化させて得られる
れていることを考慮して、含水率を変化させて得られる
燃料密度をパラメータとし、30cm の水反射体がついてい燃料密度をパラメータとし、30cm の水反射体がついて燃料密度をパラメータとし、30cm の水反射体がついている球を対象にして臨界となる球半径を計算しました。
いる球を対象にして臨界となる球半径を計算しました。
る球を対象にして臨界となる球半径を計算しました。
このような計算を行う場合には考慮する核種の選定がこのような計算を行う場合には考慮する核種の選定がこのような計算を行う場合には考慮する核種の選定が重要になります。そこで、使用済燃料の臨界安全評価に重要になります。そこで、使用済燃料の臨界安全評価に重要になります。そこで、使用済燃料の臨界安全評価において燃料の燃焼による反応度の低下を考慮する「燃焼おいて燃料の燃焼による反応度の低下を考慮する「燃焼おいて燃料の燃焼による反応度の低下を考慮する「燃焼度クレジット」の導入に関する技術的要点を記載した燃
度クレジット」の導入に関する技術的要点を記載した燃
度クレジット」の導入に関する技術的要点を記載した燃
焼度クレジット導入ガイド原案[2]での考察をもとに、考焼度クレジット導入ガイド原案 [2] での考察をもとに、
焼度クレジット導入ガイド原案[2]での考察をもとに、考慮するアクチニド核種は，U-234，U-235，U-238，
考 慮 す る ア ク チ ニ ド 核 種 は，U-234，U-235，U-238，
慮するアクチニド核種は，U-234，U-235，U-238，
Pu-238，Pu-239，Pu-240，Pu-241，Pu-242，Am-241
Pu-238，Pu-239，Pu-240，Pu-241，Pu-242，Am-241
Pu-238，Pu-239，Pu-240，Pu-241，Pu-242，Am-241の 9 核種とし、FP 核種からは Mo-95，Tc-99， Rh-103，の9 核種とし、FP核種からはMo-95，Tc-99，
Rh-103，の9 核種とし、FP 核種からは
Mo-95，
Tc-99， Sm-150，
Rh-103，
Cs-133，
Nd-143，
Nd-145，
Sm-147，
Sm-149，Cs-133，
Nd-143，Nd-145，Sm-147，Sm-149，SmCs-133，
Nd-143，
Nd-145，Sm-147，Sm-149，Sm-150，
38を確認しました。
10000.0
10000.0

U質量[kg] [kg]U質量図  国際ベンチマーク計算体系
図  国際ベンチマーク計算体系

そして図 3 は図 1 に示した燃料集合体の平均 U-235 濃
そして図
3 は図
1 に示した燃料集合体の平均
U-235U-235
濃
そして図
3 は図
1 に示した燃料集合体の平均縮度と等価な、4wt%のU-235 濃縮度を持つウランを対縮度と等価な、4wt%の
U-235
濃縮度を持つウランを対濃縮度と等価な、4wt%の U-235
濃縮度を持つウランを象とし、含水率を変化させた時の均質ウラン球体系の臨象とし、含水率を変化させた時の均質ウラン球体系の臨対象とし、含水率を変化させた時の均質ウラン球体系の界質量を評価したものです。この図から、U-235
濃縮度
界質量を評価したものです。この図から、U-235
濃縮度濃縮
4wt%の場合には最小臨界質量が約60kg であることが示
臨界質量を評価したものです。この図から、U-235
4wt%の場合には最小臨界質量が約60kg であることが示されていますが、この値は、原子力機構が公刊した臨界度 4wt% の場合には最小臨界質量が約 60kg であることされていますが、この値は、原子力機構が公刊した臨界
安全ハンドブック第二版データ集[3]に掲載されているデが示されていますが、この値は、原子力機構が公刊した
安全ハンドブック第二版データ集[3]に掲載されているデータと一致しており、今回使用した手法の妥当性を確認
臨界安全ハンドブック第二版データ集 [3] に掲載されてータと一致しており、今回使用した手法の妥当性を確認しました。
いるデータと一致しており、今回使用した手法の妥当性しました。

1000.01000.0
100.0
100.0
10.0
10.0 1%
1%

10%
10%(wt%)含水率
含水率 (wt%)

100%
100%

図  含水率に対する臨界質量―濃縮度 >@新燃料 
図  含水率に対する臨界質量―濃縮度 >@新燃料 

これに対して、燃焼燃料に対して同様の評価を行った
これに対して、燃焼燃料に対して同様の評価を行った
これに対して、燃焼燃料に対して同様の評価を行ったものを図 4、図 5 に示します。図 4 には、燃料の中性子ものを図4、図5 に示します。図
4 には、燃料の中性子ものを図4、図5 に示します。図
4 には、燃料の中性子増倍率が最大となる燃焼度
14GWd/tにおいて燃料の平増倍率が最大となる燃焼度
14GWd/tにおいて燃料の平増倍率が最大となる燃焼度
14GWd/tにおいて燃料の平を評価し結果を、図には同じ条件であっても FPFP を考を考慮しない場合の結果を示しました。
均組成を求め、核分裂生成物までを考慮して最小臨界量を評価し結果を、図55 には同じ条件であっても慮しない場合の結果を示しました。
を評価し結果を、図 5 には同じ条件であっても FP を考慮しない場合の結果を示しました。
100000.0まで様々な核燃料施設で行われてきた臨界安全評価結果との比較が可能であるために、燃料デブリの臨界安全管
価に用いた計算コードの特性をつかみやすい事や、これまで様々な核燃料施設で行われてきた臨界安全評価結果との比較が可能であるために、燃料デブリの臨界安全管
理方針の概略を把握する上で重要な知見を与えるこものまで様々な核燃料施設で行われてきた臨界安全評価結果との比較が可能であるために、燃料デブリの臨界安全管
果との比較が可能であるために、燃料デブリの臨界安全
理方針の概略を把握する上で重要な知見を与えるこものと思われます。
との比較が可能であるために、燃料デブリの臨界安全管
理方針の概略を把握する上で重要な知見を与えるこもの
管理方針の概略を把握する上で重要な知見を与えるこもと思われます。
理方針の概略を把握する上で重要な知見を与えるこものと思われます。

100000.0
100000.0と思われます。

均組成を求め、核分裂生成物までを考慮して最小臨界量

慮しない場合の結果を示しました。
を評価し結果を、図 5 には同じ条件であっても FP を考のと思われます。

100000.0
10000.0

100.0

10000.0
10000.0
10000.0
1000.01000.01000.01000.0
100.0
100.0
100.0

1%

10%

100%

球半径
[cm]
球半径
球半径
[cm]球半径[cm] [cm]

アクチニド質量
アクチニド質量
アクチニド質量
アクチニド質量[kg] [kg][kg] [kg]慮しない場合の結果を示しました。

含水率
(wt%)
10%
100%
10%
100%
100.0
含水率
(wt%)
含水率 (wt%)1%
10% >*:GW@燃焼燃料
100%
図  含水率に対する臨界質量－燃焼度
1%
1%

100.0
100.0
100.0

10.0
10.0
10.0

1%

10%

含水率
(wt%)
10%
10%
10.0
含水率 (wt%)
(wt%)
含水率
10%
 1%
   図  含水率に対する臨界球半径

含水率 (wt%)

1%
1%

図 
 >*:GW@燃焼燃料（)3
含水率に対する臨界球半径     燃焼度考慮）
図
含水率に対する臨界球半径

（)3 考慮）燃焼度
>*:GW@燃焼燃料（)3考慮）
図  >*:GW@燃焼燃料（)3
含水率に対する臨界球半径     燃焼度
考慮）

10000.0     燃焼度 >*:GW@燃焼燃料（)3 考慮）

10000.0
10000.0

10000.0

10000.0
1000.010000.0
10000.0

1000.01000.010000.0
1000.01000.0
100.0
100.0
100.0
100.0
10.0
10.0
10.0
10.0

1%

10%

100%

1%
1%

含水率
(wt%)
10%
10%

100%
100%

含水率 (wt%)
(wt%)
含水率
1%
10% >*:GW@燃焼燃料
100%
図  含水率に対する臨界質量－燃焼度
含水率 (wt%)図  含水率に対する臨界質量－燃焼度
含水率に対する臨界質量－燃焼度
>*:GW@燃焼燃料
（)3 無し）図
>*:GW@燃焼燃料
（)3 無し）無し）
図  含水率に対する臨界質量－燃焼度
>*:GW@燃焼燃料
（)3

これらの図には、燃料が14GWd/t（)3無し） の場合、臨界安全評
これらの図には、燃料が 14GWd/t
14GWd/t の場合、の場合、160kg
臨界安全評
価に
FP を考慮すれば燃料の最小臨界質量がとな
これらの図には、燃料が臨界安全評
これらの図には、燃料が14GWd/t の場合、臨界安全
価にFPを考慮すれば燃料の最小臨界質量が
160kg
とな
り、FP
100kg
であることが示
これらの図には、燃料が 14GWd/t
の場合、
臨界安全評
価に
FPを考慮しない場合でも約を考慮すれば燃料の最小臨界質量が
160kg
とな
評価に
FP を考慮すれば燃料の最小臨界質量が
160kg
と
り、FP
を考慮しない場合でも約100kg であることが示であることが示されています。これらの値は、新燃料に対してそれぞれ価にFPを考慮すれば燃料の最小臨界質量が
160kg
とな
り、FP
を考慮しない場合でも約100kgなり、FP を考慮しない場合でも約 100kg であることがされています。これらの値は、新燃料に対してそれぞれ
2.7
倍、1.7
倍であって、デブリの臨界安全評価を実施す
り、FPを考慮しない場合でも約100kg であることが示されています。これらの値は、新燃料に対してそれぞれ示されています。これらの値は、新燃料に対してそれぞ
2.7
倍、1.7
倍であって、デブリの臨界安全評価を実施する場合に、燃料が燃焼している効果を取入れることにはされています。これらの値は、新燃料に対してそれぞれ
2.7
倍、1.7 倍であって、デブリの臨界安全評価を実施す
れ 2.7 倍、1.7 倍であって、デブリの臨界安全評価を実る場合に、燃料が燃焼している効果を取入れることには
臨界安全管理上、大きなメリットがあることが分かりま
2.7 倍、1.7 倍であって、デブリの臨界安全評価を実施する場合に、燃料が燃焼している効果を取入れることには施する場合に、燃料が燃焼している効果を取入れること
臨界安全管理上、大きなメリットがあることが分かります。
る場合に、燃料が燃焼している効果を取入れることには
臨界安全管理上、大きなメリットがあることが分かりまには臨界安全管理上、大きなメリットがあることが分かす。
臨界安全管理上、大きなメリットがあることが分かりま
す。
ります。

100%
100%
100%

含水率 (wt%)

球体積
[L]
球体積
球体積
[L] 球体積[L] [L]

アクチニド質量
アクチニド質量
アクチニド質量
アクチニド質量[kg] [kg][kg] [kg]図  含水率に対する臨界質量－燃焼度
含水率に対する臨界質量－燃焼度
>*:GW@燃焼燃料
（)3 考慮）図
>*:GW@燃焼燃料
（)3
考慮）
図  含水率に対する臨界質量－燃焼度
>*:GW@燃焼燃料
（)3 考慮）100%

1000.01000.01000.0
100.0
100.0
100.0
100.0
10.0
10.0
10.0

1%

10%

含水率
(wt%)
10%
10%
10.0
含水率
(wt%)
含水率 (wt%)10% 1%  図  含水率に対する臨界球体積
1%
1%

100%
100%
100%
100%

含水率 (wt%)図 含水率に対する臨界球体積
含水率に対する臨界球体積       図
燃焼度
>*:GW@燃焼燃料（)3 考慮）
燃焼度
>*:GW@燃焼燃料（)3 考慮）
考慮）
 含水率に対する臨界球体積       図
燃焼度
>*:GW@燃焼燃料（)3       燃焼度 >*:GW@燃焼燃料（)3 考慮）

平成 26 年度に行ったこの作業を受けて、現在、原子力
平成 26 年度に行ったこの作業を受けて、現在、原子平成 26
26 年度に行ったこの作業を受けて、年度に行ったこの作業を受けて、現在、原子力原子力
機構では、1990 年代の後半に日本原子力研究所が福島第平成
現在、
力機構では、1990
年代の後半に日本原子力研究所が福機構では、1990 2
年代の後半に日本原子力研究所が福島第二原子力発電所号機で照射された燃料を対象に実施し平成
26 年度に行ったこの作業を受けて、現在、原子力機構では、1990年代の後半に日本原子力研究所が福島第島第二原子力発電所
2 号機で照射された燃料を対象に実二原子力発電所
2号機で照射された燃料を対象に実施した照射後試験で得た核種組成データを
SWAT4
コードに
機構では、1990 2
年代の後半に日本原子力研究所が福島第二原子力発電所号機で照射された燃料を対象に実施し施した照射後試験で得た核種組成データを SWAT4 コー
た照射後試験で得た核種組成データを
SWAT4 コードにコードによって解析し、
SWAT4
コードの BWR 燃料に対する核種
二原子力発電所
2 号機で照射された燃料を対象に実施した照射後試験で得た核種組成データをSWAT4ドによって解析し、SWAT4 コードの BWR 燃料に対すよって解析し、
SWAT4
コードの
BWR
燃料に対する核種
組成評価誤差を評価しています。その結果と、最初に示た照射後試験で得た核種組成データを
SWAT4 コードによって解析し、
SWAT4 コードの BWR 燃料に対する核種
る核種組成評価誤差を評価しています。その結果と、最組成評価誤差を評価しています。その結果と、最初に示した国際燃焼計算ベンチマークで得られた最新の計算コ
よって解析し、SWAT4 コードの BWR 燃料に対する核種
組成評価誤差を評価しています。その結果と、最初に示初に示した国際燃焼計算ベンチマークで得られた最新のした国際燃焼計算ベンチマークで得られた最新の計算コードによる燃焼燃料組成の評価結果間のばらつきを使用
組成評価誤差を評価しています。その結果と、最初に示した国際燃焼計算ベンチマークで得られた最新の計算コ
計算コードによる燃焼燃料組成の評価結果間のばらつきードによる燃焼燃料組成の評価結果間のばらつきを使用することで、計算コードに基づく燃焼燃料の平均組成評
した国際燃焼計算ベンチマークで得られた最新の計算コードによる燃焼燃料組成の評価結果間のばらつきを使用を使用することで、計算コードに基づく燃焼燃料の平均することで、計算コードに基づく燃焼燃料の平均組成評
価の誤差を評価し、その結果が燃料デブリの最小臨界量
ードによる燃焼燃料組成の評価結果間のばらつきを使用することで、計算コードに基づく燃焼燃料の平均組成評
組成評価の誤差を評価し、その結果が燃料デブリの最小価の誤差を評価し、その結果が燃料デブリの最小臨界量に与える不確かさまでを評価する予定です。
することで、計算コードに基づく燃焼燃料の平均組成評
価の誤差を評価し、その結果が燃料デブリの最小臨界量
臨界量に与える不確かさまでを評価する予定です。
に与える不確かさまでを評価する予定です。
価の誤差を評価し、その結果が燃料デブリの最小臨界量に与える不確かさまでを評価する予定です。

図 6 には、FP を考慮する条件で臨界となる半径を、そす。
図 66 には、には、FP を考慮する条件で臨界となる半径を、を考慮する条件で臨界となる半径を、そそして図7 には球の体積を示しました。臨界となる最小の
図
FP
図
6
には、FP
を考慮する条件で臨界となる半径を、して図には球の体積を示しました。臨界となる最小の半径は約㎝、最小となる体積は約90L であることが
図 6 には、FP を考慮する条件で臨界となる半径を、
そ
して図
77 30
には球の体積を示しました。臨界となる最小のそして図7には球の体積を示しました。臨界となる最小
半径は約30㎝、最小となる体積は約90L であることがであることが示されています。これらのデータは、デブリの非均質性して図 7 30には球の体積を示しました。臨界となる最小の半径は約㎝、最小となる体積は約 90Lの半径は約 30 ㎝、最小となる体積は約 90L であること示されています。これらのデータは、デブリの非均質性を考慮しない理想的な条件下におけるデータですが、評
半径は約 30 ㎝、最小となる体積は約 90L であることが示されています。これらのデータは、デブリの非均質性が示されています。これらのデータは、デブリの非均質を考慮しない理想的な条件下におけるデータですが、評示されています。これらのデータは、デブリの非均質性に与える不確かさまでを評価する予定です。
を考慮しない理想的な条件下におけるデータですが、評
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃性を考慮しない理想的な条件下におけるデータですが、炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
を考慮しない理想的な条件下におけるデータですが、評
本研究は、平成 25
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃本研究は、平成評価に用いた計算コードの特性をつかみやすい事や、こ[1] K. Suyama, et al., “Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC, Nuclide Composition and Neutron《引用文献》
炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃Multiplication
Factorof BWR
Spent
Fuel Assemblyfor Burnup
and Criticality
Control
Damaged[1] K.
K.
Suyama, etet al.,al.,“Burnup
CreditCriticality
BenchmarkPhaseCredit
IIIC, Nuclide
NuclideComposition
andofNeutron
Neutron《引用文献》
れまで様々な核燃料施設で行われてきた臨界安全評価結[1]
Suyama,“Burnup
CreditCriticality
Benchmark
Phase
IIIC,
Composition
and《引用文献》
炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
NuclearFuel”
Multiplication Factor
Factor ofof BWRBWR Spent
Spent Fuel
Fuel Assembly
Assembly forfor Burnup
Burnup Credit
Credit andand Criticality
Criticality Control
Control of Damaged
DamagedMultiplication
Suyama, et al., “Burnup
Credit Criticality
BenchmarkPhase IIIC, Nuclide
Composition andofNeutron《引用文献》 [1] K.
https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/buc/specifications/phase-IIIc/EGBUC-Phase3c-spec(set)_r7.doc,

Nuclear Fuel”
Fuel”
NuclearMultiplication Factor of BWR Spent Fuel Assembly for Burnup Credit and Criticality Control of Damaged
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国2012.
https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/buc/specifications/phase-IIIc/EGBUC-Phase3c-spec(set)_r7.doc,
https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/buc/specifications/phase-IIIc/EGBUC-Phase3c-spec(set)_r7.doc,
Nuclear Fuel”
際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
[2] 燃料サイクル安全研究委員会:“燃焼度クレジット導入ガイド原案”. JAERI-Tech 2001-055, 日本原子力研究所
2012.
2012.
https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/buc/specifications/phase-IIIc/EGBUC-Phase3c-spec(set)_r7.doc,《引用文献》 [1] [2]
K. Suyama,
et al., "Burnup Credit
Criticality Benchmark Phase
IIIC, Nuclide
Composition
and Neutron(2001).
燃料サイクル安全研究委員会:“燃焼度クレジット導入ガイド原案”.
JAERI-Tech
2001-055,
日本原子力研究所[2] 燃料サイクル安全研究委員会:“燃焼度クレジット導入ガイド原案”. JAERI-Tech 2001-055, 日本原子力研究所
2012. 他 “臨界安全ハンドブック・データ集第Multiplication
Factor of BWR Spent Fuel Assemblyfor Burnup Credit
and Criticality
Control of Damaged[3]
奥野浩
2 版” JAEA-Data/Code
2009-010,
日本原子力研究開発機構(2001).
(2001).
[2]
燃料サイクル安全研究委員会:“燃焼度クレジット導入ガイド原案”. JAERI-Tech 2001-055, 日本原子力研究所
NuclearFuel"(2009).
[3] 奥野浩奥野浩 他
他 “臨界安全ハンドブック・データ集第 2 版” JAEA-Data/Code 2009-010, 日本原子力研究開発機構[3](2001). “臨界安全ハンドブック・データ集第 2 版” JAEA-Data/Code 2009-010, 日本原子力研究開発機構2012.
https://www.oecd-nea.org/science/wpncs/buc/speciﬁcations/phase-IIIc/EGBUC-Phase3c-spec(set)_r7.doc,(2009).
(2009). 他 “臨界安全ハンドブック・データ集第 2 版” JAEA-Data/Code 2009-010, 日本原子力研究開発機構
奥野浩[2] [3]
燃料サイクル安全研究委員会: " 燃焼度クレジット導入ガイド原案 ". JAERI-Tech 2001-055, 日本原子力研究所(2009).
(2001).
[3] 奥野浩 他 " 臨界安全ハンドブック・データ集第 2 版 " JAEA-Data/Code 2009-010, 日本原子力研究開発機構 (2009).

39

プルトニウム燃料技術開発センター 核物質管

核不拡散・核セキュリティ総合支援センター 技術開発推進室 富川

燃料デブリの核物質量を把握する
2-9 燃料デブリの核物質量を把握するアクティブ中性子線測定法・随伴 )3 ガンマ線測定法・パッシブ中性子線測定法

― アクティブ中性子線測定法・随伴
FP ガンマ線測定法・パッシブ中性子線測定法 ― アクティブ中性子線測定法
廃炉国際共同研究センター 線量評価・計量管理グループ 呉田 昌俊、堀 啓一郎誘発核分裂中性子計数 [x104]

16
14

12

SUS 15%

コンクリート㻝㻡%

制御棒 0.06%

誘発核分裂中性子計数 [x104]

制御棒 0%
アクティブ中性子線測定法は、外部中性子源を用いて、10 長谷 竹晃
プルトニウム燃料技術開発センター
核物質管理課
廃炉国際共同研究センター
線量評価・計量管理グループ
呉田 昌俊、堀啓一郎
制御棒 0.06%8
核分裂中性子線を測定することにより核物質量を測定す
制御棒 0.6%
制御棒 0.3
核不拡散・核セキュリティ総合支援センター
技術開発推進室富川 裕文、芝知宙
6
プルトニウム燃料技術開発センター
核物質管理課長谷竹晃
制御棒 0.3%
制御棒 1%
4
る非破壊測定技術です。原子力機構は、これまで TRU 廃
核不拡散・核セキュリティ総合支援センター 技術開発推進室 富川 裕文、芝知宙 制御棒 0.6%2
制御棒 1%

棄物ドラム缶などを対象として、アクティブ中性子線測
0
0
10
20
30
定技術の 1 つである高速中性子直接問いかけ法
FNDI:
中性子消滅時間 [μs]16(1) アクティブ中性子線測定法
SUS 15%
 アクティブ中性子線測定法
14
Fast Neutron Direct Interrogation 法を開発してきまし
制御棒 0.06%
コンクリート㻝㻡%図 中性子検出数と中性子消滅時
12アクティブ中性子線測定法は、
外部中性子源を用いて、制御棒 0%
アクティブ中性子線測定法は、
外部中性子源を用いて、た。)1',
法では、測定試料に高速中性子をパルス状に照10)の標準的な燃料組成、その体積率を
制御棒 0%
制御棒 0.06%
核分裂中性子線を測定することにより核物質量を測定す
8
核分裂中性子線を測定することにより核物質量を測定す射した際に発生する核分裂中性子の消滅特性を詳しく分
制御棒 0.6%
制御棒 0.3%
はコンクリートが、制御棒材が以下
6
制御棒 0.3%
る非破壊測定技術です。原子力機構は、これまで
TRU
制御棒 1%
る非破壊測定技術です。
原子力機構は、
これまで TRU
廃が詰まっている条件を仮定した解析結果。こ析することによって、誘発核分裂性核種（U-235,4 Pu-239,
制御棒 0.6%
2
廃棄物ドラム缶などを対象として、アクティブ中性子線の影響を簡単に補正できることを示していま
制御棒 1%
棄物ドラム缶などを対象として、アクティブ中性子線測Pu-241）の総量を測定します。FNDI 法には、試料の化
0
0
10
20
30
40
50
測定技術の
1
つである高速中性子直接問いかけ法（FNDI:
定技術の 1 つである高速中性子直接問いかけ法
FNDI:
中性子消滅時間 [μs]
学組成や核物質の試料内位置に依存し難く、微量の核物
FastNeutron
NeutronDirect
DirectInterrogation
Interrogation）
法を開発してきま
Fast法を開発してきまし
質まで高感度で測定ができる特長があります。
図 中性子検出数と中性子消滅時間の相関
した。FNDI法では、測定試料に高速中性子をパルス状た。)1',
法では、測定試料に高速中性子をパルス状に照この FNDI 法を基盤技術として、燃料デブリ収納缶を) の標準的な燃料組成、その体積率を 、ステンレスまたに照射した際に発生する核分裂中性子の消滅特性を詳射した際に発生する核分裂中性子の消滅特性を詳しく分仮定した非破壊測定装置（DCAS: Debris
Canister Assayはコンクリートが、制御棒材が 以下、空隙率が で水しく分析することによって、誘発核分裂性核種（U-235,が詰まっている条件を仮定した解析結果。この図は、共存物質
析することによって、誘発核分裂性核種（U-235,
Pu-239,System）の設計研究及びその適用可能性に関する研究をの影響を簡単に補正できることを示しています。
Pu-239, Pu-241）の総量を測定します。FNDI
法には、
Pu-241）の総量を測定します。FNDI法には、試料の化進めています。
学組成や核物質の試料内位置に依存し難く、微量の核物
試料の化学組成や核物質の試料内位置に依存し難く、微図 1 に、燃料デブリ収納缶の仕様を TMI-2 事故で使用質まで高感度で測定ができる特長があります。
量の核物質まで高感度で測定ができる特長があります。
(2) 案と、中性子の消随伴 FP ガンマ線測定法
された形式と仮定して設計した DCAS
この
燃料デブリに含まれている核物質量測定手法の一つと滅特性をモンテカルロシミュレーションで解析した結果
このFNDI
FNDI法を基盤技術として、燃料デブリ収納缶を法を基盤技術として、燃料デブリ収納缶
仮定した非破壊測定装置（DCAS:
DebrisCanister
Assay
図 アクティブ中性子線測定装置の外観図の一例を示します。
燃料デブリに標準的な組成の核物質、してパッシブガンマスペクトロメトリを用いた手法開発
を 仮 定 し た 非 破 壊 測 定 装 置（DCAS:
Debris Canister伴 )3 ガンマ線測定法・パッシブ中性子線測定法
System）の設計研究及びその適用可能性に関する研究を
上図左：水中で収納缶から放出される核分
原子炉構造材であるステンレスやコンクリート、制御棒を行っています。一般的に、測定したいウラン及びプル
Assay System）の設計研究及びその適用可能性に関する
際共同研究センター 線量評価・計量管理グループ 呉田 昌俊、堀 啓一郎
進めています。
るため、中性子発生管と高速中性子検出器が材が含まれ、収納缶内に水と共に封入されている状態をトニウムから直接放出されるガンマ線は強度が弱く、測研究を進めています。
プルトニウム燃料技術開発センター 核物質管理課 長谷 竹晃
図1に、
燃料デブリ収納缶の仕様を
TMI-2
事故で使用
置された構造です。上図右：モンテカルロシ
仮定して、中性子検出数と中性子消滅時間の相関を調べ定が困難と考えられます。そのため、本研究ではデブリ
図 1 に、燃料デブリ収納缶の仕様を TMI-2 事故で使・核セキュリティ総合支援センター 技術開発推進室 富川 裕文、芝 知宙
された形式と仮定して設計した
DCAS
案と、中性子の消核分裂中性子の総量と消滅時間を分析します。
た結果を図2案と、中性子に示します。これまでの解析的研究から、中の核物質の測定技術開発として、燃料溶融過程でも低用された形式と仮定して設計した
DCAS
滅特性をモンテカルロシミュレーションで解析した結果
DCAS によりある条件下で共存物質の影響を受けずに誘揮発性で、燃料デブリ内で核物質と随伴し、高強度・高の消滅特性をモンテカルロシミュレーションで解析した
図 アクティブ中性子線測定装置の外観図と消滅時間解析
の一例を示します。
燃料デブリに標準的な組成の核物質、発核分裂性核種の総量を測定できることが分かってきまエネルギーガンマ線を放出する FP 核種に着目していま
結果の一例を示します。燃料デブリに標準的な組成の核
16
SUS 15%
上図左：水中で収納缶から放出される核分裂中性子を測定す
原子炉構造材であるステンレスやコンクリート、制御棒した。
14
制御棒 0.06%
す。特に、Eu-154 は事故後 10 年経過しても、1MeV を
物質、原子炉構造材であるステンレスやコンクリート、
コンクリート㻝㻡%12
るため、中性子発生管と高速中性子検出器が収納缶の周辺に配制御棒 0%材が含まれ、収納缶内に水と共に封入されている状態を 随伴 )3 ガンマ線測定法
いて、10超えるガンマ線を、高い強度で放出するため、燃料デブ
制御棒材が含まれ、収納缶内

制御棒 0%
制御棒 0.06%
8
置された構造です。上図右：モンテカルロシミュレーションで仮定して、中性子検出数と中性子消滅時間の相関を調べ
水中収納缶
燃料デブリに含まれている核物質量測
測定す
制御棒 0.6%
制御棒 0.3%
リを収納した容器の外側からでも測定できると考えられに水と共に封入されている状
6
φ36cm×4m
制御棒 0.3%
核分裂中性子の総量と消滅時間を分析します。
制御棒
1%
た結果を図
2
に示します。これまでの解析的研究から、してパッシブガンマスペクトロメトリを4
RU 廃ます。図 3 に測定フローの例を示します。
制御棒 0.6%
態を仮定して、中性子検出数2
制御棒 1%DCAS によりある条件下で共存物質の影響を受けずに誘鉛を行っています。一般的に、測定したい
子線測
0と中性子消滅時間の相関を調
外側か
0
10
20
30
40
50
発核分裂性核種の総量を測定できることが分かってきま
トニウムから直接放出されるガンマ線は
FNDI:
中性子消滅時間 [μs]He
べ た 結 果 を 図 2 に 示 し ま す。
す。
検出器
した。
定が困難と考えられます。そのため、本きまし
図解中性子検出数と中性子消滅時間の相関
これまでの析 的 研 究 か ら、 随伴 )3 ガンマ線測定法中の核物質の測定技術開発として、燃料状に照) の標準的な燃料組成、その体積率を、ステンレスまた
DCAS
によりある条件下で共
1.4m
水中
収納缶
燃料デブリに含まれている核物質量測定手法の一つと揮発性で、燃料デブリ内で核物質と随伴しく分はコンクリートが、制御棒材が 以下、空隙率が で水
φ36cm×4m
存物質の影響を受けずに誘発
中性子
してパッシブガンマスペクトロメトリを用いた手法開発が詰まっている条件を仮定した解析結果。この図は、共存物質
エネルギーガンマ線を放出する )3核種
u-239,
発生管
高速中性子
核分裂性核種の総量を測定で検出器バンクの影響を簡単に補正できることを示しています。
鉛を行っています。一般的に、測定したいウラン及びプル
す。特に、Eu-154 は事故後 10 年経過し料の化きることが分かってきました。
トニウムから直接放出されるガンマ線は強度が弱く、測超えるガンマ線を、高い強度で放出するの核物
He
図３ パッシブガンマ法を用いた燃料デブリ測定フロー
検出器
定が困難と考えられます。そのため、本研究ではデブリリを収納した容器の外側からでも測定でガンマスペクトロメトリ自体は確立された技術であり、ガンマスペクトロメトリ自体は確立された技術であ中の核物質の測定技術開発として、燃料溶融過程でも低ます。図 3 に測定フローの例を示します
納缶を遠隔操作可能で測定場所（水中、空気中）、及びターゲッ
1.4m
り、遠隔操作可能で測定場所（水中、空気中）、及びター
揮発性で、燃料デブリ内で核物質と随伴し、高強度・高Assay
トの性状（水の有無、中性子吸収材の有無）に柔軟に対
中性子
ゲットの性状（水の有無、中性子吸収材の有無）に柔軟エネルギーガンマ線を放出する)3核種に着目していま
研究を
発生管
高速中性子
応できるため、1F
敷地環境においても、柔軟性をもって
今後
検出器バンクに対応できるため、1F敷地環境においても、柔軟性をす。特に、Eu-154
は事故後10 年経過しても、1MeV を運用・適用できることが期待されます。既に米国スリースペク
もって運用・適用できることが期待されます。既に米国超えるガンマ線を、高い強度で放出するため、燃料デブ
で使用
マイル島原子力発電所の事故処理において、核物質量推比較など
スリーマイル島原子力発電所の事故処理において、核物リを収納した容器の外側からでも測定できると考えられ
子の消定への使用実績があります。本研究開発の取組として、質量推定への使用実績があります。本研究開発の取組とます。図3 に測定フローの例を示します。
た結果
シミュレーションコードを用いて収納缶内の燃料デブリ
 パッ
して、シミュレーションコードを用いて収納缶内の燃料
図 アクティブ中性子線測定装置の外観図と消滅時間解析
物質、をモデル化し、漏洩するガンマ線を解析しています。収これデブリをモデル化し、漏洩するガンマ線を解析していま
上図左：水中で収納缶から放出される核分裂中性子を測定す
制御棒
納缶内の燃料デブリの偏在を外側偏り、均質、内側偏り
めのパるため、中性子発生管と高速中性子検出器が収納缶の周辺に配す。収納缶内の燃料デブリの偏在を外側偏り、均質、内状態をの 3 パターンについて、それぞれの体系での漏洩ガンマュレー
置された構造です。上図右：モンテカルロシミュレーションで側偏りの 3 パターンについて、それぞれの体系での漏洩を調べ線の挙動を調査しました。図 4 にモデル化した解析体系に概念図
核分裂中性子の総量と消滅時間を分析します。
から、ガンマ線の挙動を調査しました。図 4 にモデル化した解図を示します。

ずに誘
40
てきま

誘発核分裂中性子計数 [x104]

質量を把握する

3

3

ロー

であり、
ーゲッ
軟に対
もって
スリー
質量推
して、
デブリ
す。収
側偏り
ガンマ
析体系

納缶内の燃料デブリの偏在を外側偏り、均質、内側偏り
納缶内の燃料デブリの偏在を外側偏り、均質、内側偏り図を示します。
のの33パターンについて、それぞれの体系での漏洩ガンマパターンについて、それぞれの体系での漏洩ガンマ析体系図を示します。
線の挙動を調査しました。図
線の挙動を調査しました。図44にモデル化した解析体系にモデル化した解析体系
図を示します。
図を示します。

めのパッシブ中性子法の概念を検討するとともに、シミ
めのパッシブ中性子法の概念を検討するとともに、シミュレーションにより、その適用性を評価しました。図ュレーションにより、その適用性を評価しました。図 66
ミュレーションにより、その適用性を評価しました。図
に概念図を示します。
に概念図を示します。
6 に概念図を示します。

図４ 解析体系図６ パッシブ中性子法を用いた燃料デブリ測定の概念
中性子同時計数法（1HXWURQ&RLQFLGHQFH）及び中性子消滅時
間 差 自 己 問 い か け 法 （ 'LIIHUHQWLDO 'LHDZD\ WLPH
6HOILQWHUURJDWLRQ''6,）を用いることにより、&P
量を
図６
図６パッシブ中性子法を用いた燃料デブリ測定の概念
パッシブ中性子法を用いた燃料デブリ測定の概念
定量し、組成情報から、3X量及び8量を評価。
中性子同時計数法（1HXWURQ&RLQFLGHQFH）及び中性子消滅時
中性子同時計数法（1HXWURQ&RLQFLGHQFH）及び中性子消滅時



解析の結果、均質ケースと比較した場合、外側偏りの場
間解析の結果、均質ケースと比較した場合、外側偏りの
間差
差自
自己
己問
問い
いか
かけ
け法
法（
（'LIIHUHQWLDO
'LIIHUHQWLDO'LHDZD\'LHDZD\WLPH
WLPH

合で+5%、内側偏りの場合で-20%の漏洩ガンマ線の差が6HOILQWHUURJDWLRQ''6,）を用いることにより、&P
量を
6HOILQWHUURJDWLRQ''6,）を用いることにより、&P
量を次の取組として、模擬デブリ試料を用いた実測定を行場合で +5%、内側偏りの場合で-20% の漏洩ガンマ線の
図４
図４解析体系
解析体系
定量し、組成情報から、3Xありました（Eu-154：1.27MeVのガンマ線の場合）。こ
定量し、組成情報から、3X量及び量及び88量を評価。
量を評価。
うことにより、原理実証を行いました。模擬デブリ試料差がありました（Eu-154：1.27MeV のガンマ線の場合）。
解析の結果、均質ケースと比較した場合、外側偏りの場
解析の結果、均質ケースと比較した場合、外側偏りの場
れは、中心に偏在した場合大きなデブリの塊と同じく、
は、MOX
試料、Cf-252 線源及びホウ酸粉末により構成
次の取組として、模擬デブリ試料を用いた実測定を行
これは、中心に偏在した場合大きなデブリの塊と同じく、
合で+5%、内側偏りの場合で-20%の漏洩ガンマ線の差が合で+5%、内側偏りの場合で-20%の漏洩ガンマ線の差が次の取組として、模擬デブリ試料を用いた実測定を行次の取組として、模擬デブリ試料を用いた実測定を行自己遮へい等が大きくなり差が大きくなると推定されまされます。図7 に本試験の測定体系を示します。
うことにより、原理実証を行いました。模擬デブリ試料
自己遮へい等が大きくなり差が大きくなると推定されまありました（Eu-154：1.27MeVのガンマ線の場合）。こありました（Eu-154：1.27MeVのガンマ線の場合）。こうことにより、原理実証を行いました。模擬デブリ試料
うことにより、原理実証を行いました。模擬デブリ試料す。これに対しては、異なる
2 本のガンマ線エネルギー
は、MOX 試料、Cf-252 線源及びホウ酸粉末により構成す。これに対しては、異なる
2 本のガンマ線エネルギー
れは、中心に偏在した場合大きなデブリの塊と同じく、
れは、中心に偏在した場合大きなデブリの塊と同じく、
は、MOX
は、MOX試料、Cf-252
試料、Cf-252線源及びホウ酸粉末により構成
線源及びホウ酸粉末により構成を用いて収納缶内の燃料デブリ位置を推定し、検量線をされます。図 7 に本試験の測定体系を示します。
を用いて収納缶内の燃料デブリ位置を推定し、検量線を自己遮へい等が大きくなり差が大きくなると推定されま
自己遮へい等が大きくなり差が大きくなると推定されまされます。図されます。図77に本試験の測定体系を示します。
に本試験の測定体系を示します。
用いて偏在の影響を補正する方法や、偏在性による漏洩
用いて偏在の影響を補正する方法や、偏在性による漏洩す。これに対しては、異なる
2本のガンマ線エネルギーす。これに対しては、異なる
2本のガンマ線エネルギー
ガンマ線の差を、予め不確かさとして計上するというこ
ガンマ線の差を、予め不確かさとして計上するというこを用いて収納缶内の燃料デブリ位置を推定し、検量線をを用いて収納缶内の燃料デブリ位置を推定し、検量線をとが考えられます。
用いて偏在の影響を補正する方法や、偏在性による漏洩とが考えられます。
用いて偏在の影響を補正する方法や、偏在性による漏洩
また、本研究では、測定装置の設計に反映するために

ガンマ線の差を、予め不確かさとして計上するというこ
また、本研究では、測定装置の設計に反映するためにガンマ線の差を、予め不確かさとして計上するというこ
コリメータの最適化研究も行っています。デブリ表面か
図７ 試験の測定体系
とが考えられます。
とが考えられます。
コリメータの最適化研究も行っています。デブリ表面から深くなるにつれてガンマ線の透過率は小さくなり、測02; 試料の周辺に、&I 線源、% を含んだ粉末を配置。
また、本研究では、測定装置の設計に反映するためにまた、本研究では、測定装置の設計に反映するためにら深くなるにつれてガンマ線の透過率は小さくなり、測これらを既存の中性子検出器にて測定。

定されるガンマ線の量が内側から放出されるものと外側
コリメータの最適化研究も行っています。デブリ表面かコリメータの最適化研究も行っています。デブリ表面か定されるガンマ線の量が内側から放出されるものと外側

図７
図７試験の測定体系
試験の測定体系
から放出されるものとで違ってきます。図5 に示すようら深くなるにつれてガンマ線の透過率は小さくなり、測ら深くなるにつれてガンマ線の透過率は小さくなり、測02;
試料の周辺に、&I
線源、%
を含んだ粉末を配置。
から放出されるものとで違ってきます。図
5
に示すよう
02;
試料の周辺に、&I
線源、%
を含んだ粉末を配置。
図8に本試験の結果である
DDSI と中性子漏れ増倍のに、検出器の視野が広い場合に比べ、コリメータで視野
これらを既存の中性子検出器にて測定。
これらを既存の中性子検出器にて測定。
定されるガンマ線の量が内側から放出されるものと外側定されるガンマ線の量が内側から放出されるものと外側相関を示します。このように、DDS, により、中性子吸に、検出器の視野が広い場合に比べ、コリメータで視野を絞り回転させながら測定することで、相対的に検出さ
から放出されるものとで違ってきます。図5に示すようから放出されるものとで違ってきます。図5に示すよう収剤や核分裂性核種の存在により変動する中性子漏れ増
図 8 に本試験の結果である DDSI と中性子漏れ増倍のを絞り回転させながら測定することで、相対的に検出されるものの多い外周ほど測定時間が短くなり、一方で中図図88に本試験の結果であるに本試験の結果であるDDSIDDSIと中性子漏れ増倍のと中性子漏れ増倍のに、検出器の視野が広い場合に比べ、コリメータで視野に、検出器の視野が広い場合に比べ、コリメータで視野倍の評価が可能であることを確認しました。
相関を示します。このように、DDSI
により、中性子吸れるものの多い外周ほど測定時間が短くなり、一方で中心部は常に測定できていることになるため、結果的に測相関を示します。このように、DDS,
により、中性子吸相関を示します。このように、DDS,
により、中性子吸を絞り回転させながら測定することで、相対的に検出さを絞り回転させながら測定することで、相対的に検出さ収剤や核分裂性核種の存在により変動する中性子漏れ増心部は常に測定できていることになるため、結果的に測定されるガンマ線に関して、内側から放出されるものと収剤や核分裂性核種の存在により変動する中性子漏れ増収剤や核分裂性核種の存在により変動する中性子漏れ増れるものの多い外周ほど測定時間が短くなり、一方で中れるものの多い外周ほど測定時間が短くなり、一方で中倍の評価が可能であることを確認しました。
定されるガンマ線に関して、内側から放出されるものと倍の評価が可能であることを確認しました。
assay for fuel debris by using Fast Neutron Direct
倍の評価が可能であることを確認しました。
心部は常に測定できていることになるため、結果的に測《参考文献》
 ・M. Maeda, et al., “Simulation study on non-destructive
心部は常に測定できていることになるため、結果的に測外側から放出されるものの差を小さくすることができま
外側から放出されるものの差を小さくすることができまth Annual Meeting, California, USA (2015).
Interrogation (FNDI) method”, Proc. of 2015 INMM 
56
定されるガンマ線に関して、内側から放出されるものと定されるガンマ線に関して、内側から放出されるものとす。
・T. Shiba et al., “Passive Gamma Spectrometry of Low-Volatile FPs for Accountancy of Special Nuclear Material
in Molten Core
Material of Fukushima
Daiichi Nuclear Power
Plant-Evaluationof Detector
Response from・M.Maeda,
Maeda,etetal.,al.,“Simulation“Simulationstudy
studyononnon-destructive
non-destructiveassay
assaythforforfuelfueldebris
debrisby
byusingusingFast
FastNeutron
NeutronDirect
Direct《参考文献》
 ・M.
《参考文献》
Various Hypothetical Fuel Canister-,” Proc. of 2015 INMM
56
AnnualMeeting,
California,
USA(2015).
Interrogation
Interrogation(FNDI)(FNDI)method”,
method”,Proc.
Proc.ofof2015
2015INMM
INMM5656ththAnnual
AnnualMeeting,Meeting,California,
California,USA
USA(2015).
(2015).
・T. Nagatani et al., “Experimental Studies of Passive Neutron Measurement for Fuel Debris at Fukushima
・T.
・T.Shiba
Shibaetetal.,al.,“Passive“PassiveGamma
GammaSpectrometry
SpectrometryofofLow-Volatile
Low-VolatileFPs
FPsforforAccountancy
AccountancyofofSpecial
SpecialNuclear
NuclearMaterial
Material
Daiichi Nuclear Power Plants,” Proc. of 2015 INMM 56th Annual Meeting, California, USA (2015).
in
inMolten
MoltenCore
CoreMaterial
MaterialofofFukushima
FukushimaDaiichi
DaiichiNuclear
NuclearPowerPowerPlant
Plant-Evaluation-EvaluationofofDetector
DetectorResponse
Responsefrom
from
Various
VariousHypothetical
HypotheticalFuel
FuelCanister-,”
Canister-,”Proc.
Proc.ofof2015
2015INMM
INMM5656ththAnnual
AnnualMeeting,Meeting,California,
California,USA
USA(2015).
(2015).
・T.
・T.Nagatani
Nagatanietetal.,al.,“Experimental“ExperimentalStudies
StudiesofofPassive
PassiveNeutron
NeutronMeasurement
Measurementfor
forFuelFuelDebris
Debrisat
atFukushima
Fukushima
ththAnnual Meeting, California, USA (2015).
DaiichiNuclearPower
Plants,”
Proc.
of
2015
INMM
56
Daiichi Nuclear Power Plants,” Proc. of 2015 INMM 56 Annual Meeting, California, USA (2015).

す。

図５ 検出器視野の違いによる透過率の違い

今後は、使用済燃料サンプルを用いた実際のガンマ線
今後は、使用済燃料サンプルを用いた実際のガンマ線スペクトル測定実験を実施しシミュレーション結果とのスペクトル測定実験を実施しシミュレーション結果との比較などを実施する予定です。
比較などを実施する予定です。

 パッシブ中性子線測定法

(3)
パッシブ中性子線測定法
これまで、原子力機構では、燃料デブリを測定するた
図８ 試験結果
''6, と中性子漏れ増倍の相関。''6, により、中性子吸収剤や核分裂性核種の存在により変動する中性子漏れ増倍の評価が可能であることを確認。

今後は、シミュレーションコードを用い、測定精度向上に向けた検出器の最適化等を実施する予定です。
今後は、シミュレーションコードを用い、測定精度向上に向けた検出器の最適化等を実施する予定です。
これまで、原子力機構では、燃料デブリを測定するためのパッシブ中性子法の概念を検討するとともに、シミ
めのパッシブ中性子法の概念を検討するとともに、シュレーションにより、その適用性を評価しました。図6に概念図を示します。
《参考文献》
・ M. Maeda, et al., "Simulation study on non-destructive assay for fuel debris by using Fast Neutron DirectthInterrogation (FNDI) method", Proc. of 2015 INMM 56 Annual Meeting, California, USA (2015).
・ T. Shiba et al., "Passive Gamma Spectrometry of Low-Volatile FPs for Accountancy of Special Nuclear
Material in Molten Core Material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant -Evaluation of Detector
Response from Various Hypothetical Fuel Canister-," Proc. of 2015 INMM 56th Annual Meeting, California,
USA (2015).
・ T. Nagatani et al., "Experimental Studies of Passive Neutron Measurement for Fuel Debris at Fukushima
図６ パッシブ中性子法を用いた燃料デブリ測定の概念
Daiichi Nuclear Power Plants", Proc. of 2015 INMM 56th Annual Meeting, California, USA (2015).

中性子同時計数法（1HXWURQ&RLQFLGHQFH）及び中性子消滅時
間 差 自 己 問 い か け 法 （ 'LIIHUHQWLDO 'LHDZD\ WLPH
6HOILQWHUURJDWLRQ''6,）を用いることにより、&P 量を41

3
長期間の安定保管・処分への取り組み
長期間の安定保管・処分への取り組み
３
3
 長期間の安定保管・処分への取り組み― 性状把握・長期保管・処理・処分検討の進め方――性状把握・長期保管・処理・処分検討の進め方―

―性状把握・長期保管・処理・処分検討の進め方―

廃炉国際共同研究センター廃棄物処理処分ディビジョン
廃棄物処理処分ディビジョン 茶谷
廃炉国際共同研究センター
茶谷恵治
恵治
廃炉国際共同研究センター
廃棄物処理処分ディビジョン
茶谷
恵治
廃炉国際共同研究センター廃棄物処理処分技術開発グループ
廃棄物処理処分技術開発グループ 芦田
敬敬
廃炉国際共同研究センター
芦田
廃炉国際共同研究センター福島研究開発部門
廃棄物処理処分技術開発グループ芦田
敬
企画調整室岸本
岸本克己
克己
福島研究開発部門
企画調整室
福島研究開発部門 企画調整室 岸本 克己

東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の廃炉に向け
東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の廃炉に向け東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の廃炉に向けた廃棄物対策に関わる今後の対応が2015年4月に技術戦た廃棄物対策に関わる今後の対応が2015
年
4 月に技術た廃棄物対策に関わる今後の対応が2015年4月に技術戦
略プラン 2015 として、原子力損害賠償・廃炉等支援機構
戦略プラン
2015
として、原子力損害賠償・廃炉等支援
略プラン
2015
として、
原子力損害賠償・廃炉等支援機構
から発行されました[1]。
また、2015 年 6 月に中長期ロー機構から発行されました[1]。また、2015
年 6 月に中長から発行されました[1]。
また、
2015
6 月に中長期ロー
ドマップが改訂され、その中で2017 年年度に設定されてい期ロードマップが改訂され、その中で2017 年度に設定
ドマップが改訂され、その中で 2017 年度に設定されている廃棄物の処理・処分に関する基本的な考え方を取りまされている廃棄物の処理・処分に関する基本的な考え方
る廃棄物の処理・処分に関する基本的な考え方を取りまとめることが示されています[2]。
を取りまとめることが示されています[2]。
とめることが示されています[2]。
これらの国の方針を踏まえ、本研究では，事故で発生しこれらの国の方針を踏まえ、本研究では，事故で発生
これらの国の方針を踏まえ、本研究では，事故で発生した廃棄物の分析や解析的手法に基づくインベントリ評価なした廃棄物の分析や解析的手法に基づくインベントリ評
た廃棄物の分析や解析的手法に基づくインベントリ評価などによる性状把握，処理・処分まで安定に管理するための価などによる性状把握，処理・処分まで安定に管理するどによる性状把握，処理・処分まで安定に管理するための長期保管方策の検討、処理・廃棄体化技術に関する調査や長期保管方策の検討、処理・廃棄体化技術に関する調査やための長期保管方策の検討、処理・廃棄体化技術に関す基礎試験、既存の処分概念や安全評価手法の特性の調査・基礎試験、既存の処分概念や安全評価手法の特性の調査・る調査や基礎試験、既存の処分概念や安全評価手法の特整理により、福島第一事故廃棄物の安全な処理・処分技術
整理により、福島第一事故廃棄物の安全な処理・処分技術性の調査・整理により、福島第一事故廃棄物の安全な処の開発を行っています。ここで、中長期ロードマップに示の開発を行っています。ここで、中長期ロードマップに示理・処分技術の開発を行っています。ここで、中長期ローされている基本的な考え方は、事故で発生した廃棄物に対されている基本的な考え方は、事故で発生した廃棄物に対し、その特徴を踏まえ、成立する可能性のある、発生・保ドマップに示されている基本的な考え方は、事故で発生し、その特徴を踏まえ、成立する可能性のある、発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱い（廃棄物
した廃棄物に対し、その特徴を踏まえ、成立する可能性
管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱い（廃棄物ストリーム）の検討・評価結果と、その成立に必要な条件のある、発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄ストリーム）の検討・評価結果と、その成立に必要な条件
及び残された課題を取りまとめるものとしています。
物の取り扱い（廃棄物ストリーム）の検討・評価結果と、及び残された課題を取りまとめるものとしています。
廃棄物に係わる取組みは、廃棄物の性状把握、長期保管、その成立に必要な条件及び残された課題を取りまとめる
廃棄物に係わる取組みは、廃棄物の性状把握、長期保管、処理、処分に係わる技術開発を含むので、他プロジェクトものとしています。
処理、処分に係わる技術開発を含むので、他プロジェクトの進捗を含めて、全体を俯瞰、統合しながら計画を実施し廃棄物に係わる取組みは、廃棄物の性状把握、長期保の進捗を含めて、全体を俯瞰、統合しながら計画を実施していく必要があります（図1）。
管、処理、処分に係わる技術開発を含むので、他プロジェていく必要があります（図1）。

クトの進捗を含めて、全体を俯瞰、統合しながら計画を

実施していく必要があります（図 1）。


既存技術に加えて基礎・基盤研究を推進し、合理的か
より英知を結集して研究開発を推進し、その過程で人材
既存技術に加えて基礎・基盤研究を推進し、合理的か
つ安全性・信頼性・社会的受容性の向上に継続的に取組
育成に取組んでいきます。
つ安全性・信頼性・社会的受容性の向上に継続的に取組
んでいきます。また、国内外の大学・研究機関等と連携
んでいきます。また、国内外の大学・研究機関等と連携し、原子力機構を中心としたネットワークを構築するこ(1) 主な成果
し、原子力機構を中心としたネットワークを構築することにより英知を結集して研究開発を推進し、その過程で
①性状把握とにより英知を結集して研究開発を推進し、その過程で人材育成に取組んでいきます。
汚染水、植物、瓦礫などの分析を行いました。また、人材育成に取組んでいきます。

低い濃度での分析が難しい核種を対象とした分析方法の主な成果
開発、汚染水処理二次廃棄物の特性データ（セシウム吸①性状把握主な成果
着のためのゼオライトなど）の収集、現在のところ分析①性状把握
汚染水、植物、瓦礫などの分析を行いました。また、が難しい廃棄物の放射能量（インベントリ）の評価を進
汚染水、植物、瓦礫などの分析を行いました。また、低い濃度での分析が難しい核種を対象とした分析方法の低い濃度での分析が難しい核種を対象とした分析方法のめました。
開発、汚染水処理二次廃棄物の特性データ（セシウム吸開発、汚染水処理二次廃棄物の特性データ（セシウム吸着のためのゼオライトなど）の収集、現在のところ分析
着のためのゼオライトなど）の収集、現在のところ分析②長期保管方策の検討が難しい廃棄物の放射能量（インベントリ）の評価を進が難しい廃棄物の放射能量（インベントリ）の評価を進
汚染水からセシウムを分離回収したセシウム吸着塔のめました。
めました。
長期的な保管に関して、塔内部の状態を把握するため、②長期保管方策の検討
4 分の 1 規模の模擬試験を行いました。セシウムを吸着②長期保管方策の検討
汚染水からセシウムを分離回収したセシウム吸着塔のして発熱する部分に塩素を含む析出物が観察されまし汚染水からセシウムを分離回収したセシウム吸着塔の長期的な保管に関して、塔内部の状態を把握するため、4た。この知見を基に内部状態の時間変化を計算により推長期的な保管に関して、塔内部の状態を把握するため、4分の
1 規模の模擬試験を行いました。セシウムを吸着し定しました。また、吸着塔材料の腐食条件を実験により分の1 規模の模擬試験を行いました。セシウムを吸着して発熱する部分に塩素を含む析出物が観察されました。
求めました。
て発熱する部分に塩素を含む析出物が観察されました。
この知見を基に内部状態の時間変化を計算により推定しこの知見を基に内部状態の時間変化を計算により推定しました。また、吸着塔材料の腐食条件を実験により求め③廃棄物の処理に関する検討ました。また、吸着塔材料の腐食条件を実験により求めました。
多核種除去設備から発生するスラリーや廃吸着材などました。

を対象に、種々の固型化材を用いた固化試験を実施し、③廃棄物の処理に関する検討
硬化過程や廃棄体の特性を調べた。既存の廃棄体化処理③廃棄物の処理に関する検討
多核種除去設備から発生するスラリーや廃吸着材など技術の技術概要、適用廃棄物、プロセスフロー、処理能力、多核種除去設備から発生するスラリーや廃吸着材などを対象に、種々の固型化材を用いた固化試験を実施し、技術成熟度などの情報を技術カタログに整備しました。
を対象に、種々の固型化材を用いた固化試験を実施し、硬化過程や廃棄体の特性を調べた。既存の廃棄体化処理
硬化過程や廃棄体の特性を調べた。既存の廃棄体化処理技術の技術概要、適用廃棄物、プロセスフロー、処理能④廃棄物の処分に関する検討
技術の技術概要、適用廃棄物、プロセスフロー、処理能力、技術成熟度などの情報を技術カタログに整備しまし
既存の処分概念やその安全評価手法（シナリオ，モデ
力、技術成熟度などの情報を技術カタログに整備しました。
ル，パラメータ）の調査を踏まえ、それらの基本的考えた。
方や特性を整理しました。

図 研究開発項目の相互関連
図 研究開発項目の相互関連事故で発生した廃棄物の特徴を踏まえ、個別の検討事項で得ら事故で発生した廃棄物の特徴を踏まえ、個別の検討事項で得られた成果や課題を相互にフィードバックしながら繰り返して研れた成果や課題を相互にフィードバックしながら繰り返して研究開発を進めることが必要になります。
究開発を進めることが必要になります。

既存技術に加えて基礎・基盤研究を推進し、合理的か
つ安全性・信頼性・社会的受容性の向上に継続的に取組
んでいきます。また、国内外の大学・研究機関等と連携し、原子力機構を中心としたネットワークを構築することに
42④廃棄物の処分に関する検討④廃棄物の処分に関する検討
既存の処分概念やその安全評価手法（シナリオ，モデ⑤情報管理ツールの開発
既存の処分概念やその安全評価手法（シナリオ，モデル，パラメータ）の調査を踏まえ、それらの基本的考え
関連して取得されるデータなどに関して、水分析結果
ル，パラメータ）の調査を踏まえ、それらの基本的考え
 方や特性を整理しました。
については、公開しました。
 方や特性を整理しました。
⑤情報管理ツールの開発(2) １F での廃棄物試料の採取⑤情報管理ツールの開発
関連して取得されるデータなどに関して、水分析結果
廃棄物試料を採取あるいは入手し、原子力機構の原子関連して取得されるデータなどに関して、水分析結果
については、公開しました。
力科学研究所並びに核燃料サイクル工学研究所へ輸送しについては、公開しました。

ました。
１) での廃棄物試料の採取
廃棄物試料を採取あるいは入手し、原子力機構の原子１) での廃棄物試料の採取
廃棄物試料を採取あるいは入手し、原子力機構の原子
1) 瓦礫
力科学研究所並びに核燃料サイクル工学研究所へ輸送し力科学研究所並びに核燃料サイクル工学研究所へ輸送し瓦礫などの撤去作業が進行した結果、各原子炉建屋の
ました。
ました。
周辺には残置されているものがほとんどない状態であ約 FP
FP
約 FP
約約 >FP@

約 >FP@
約 >FP@ 瓦礫
り、建屋内部の汚染状況の調査が重要であることから、
瓦礫などの撤去作業が進行した結果、各原子炉建屋の
原子炉建屋内で行われている各種作業に伴い発生する瓦
瓦礫
周辺には残置されているものがほとんどない状態であり、瓦礫
礫などの入手を進めました。
「原子炉建屋内の遠隔除染
瓦礫などの撤去作業が進行した結果、各原子炉建屋の建屋内部の汚染状況の調査が重要であることから、原子瓦礫などの撤去作業が進行した結果、各原子炉建屋の技術の開発」
における 1 号機及び 2 号機の調査に伴い発周辺には残置されているものがほとんどない状態であり、炉建屋内で行われている各種作業に伴い発生する瓦礫な周辺には残置されているものがほとんどない状態であり、生した試料から、1号機原子炉建屋
1 階及び 2 号機原子建屋内部の汚染状況の調査が重要であることから、原子どの入手を進めました。
「原子炉建屋内の遠隔除染技術の建屋内部の汚染状況の調査が重要であることから、原子炉建屋
5 階 ( オペレーティングフロア) でそれぞれ採取
炉建屋内で行われている各種作業に伴い発生する瓦礫な開発」における
1 号機及び 2 号機の調査に伴い発生した炉建屋内で行われている各種作業に伴い発生する瓦礫などの入手を進めました。
「原子炉建屋内の遠隔除染技術のされた表面塗膜付コンクリートコア各
試料、2 号機原5
試料から、
1 号機原子炉建屋
1 階及び 21号機原子炉建屋
どの入手を進めました。
「原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発」における
11号機及び階
オペレーティングフロア
でそれぞれ採取された表面
子炉建屋で採取されたデッキプレート切断片
5 試料を入開発」における
号機及び22号機の調査に伴い発生した号機の調査に伴い発生した試料から、11号機原子炉建屋
塗膜付コンクリートコア各
試料、2号機原子炉建屋で試料から、号機原子炉建屋111階及び階及び22号機原子炉建屋
号機原子炉建屋55
手しました。
階採取されたデッキプレート切断片5試料を入手しました。
階オペレーティングフロア
オペレーティングフロアでそれぞれ採取された表面でそれぞれ採取された表面
塗膜付コンクリートコア各
1
試料、2

塗膜付コンクリートコア各
1
試料、2号機原子炉建屋で号機原子炉建屋で2) 土壌採取されたデッキプレート切断片5試料を入手しました。
 土壌
採取されたデッキプレート切断片5試料を入手しました。
事故発生時の原位置に存在する自然物は汚染している
事故発生時の原位置に存在する自然物は汚染している
ため、将来廃棄物として取扱うことが想定されます。汚土壌
ため、将来廃棄物として取扱うことが想定されます。汚土壌
染の範囲が広く、総インベントリの算出に重要であるこ
事故発生時の原位置に存在する自然物は汚染している染の範囲が広く、総インベントリの算出に重要であるこ
事故発生時の原位置に存在する自然物は汚染しているとから、構内の各種試料の採取を進めています。敷地内
ため、将来廃棄物として取扱うことが想定されます。汚とから、構内の各種試料の採取を進めています。敷地内
ため、将来廃棄物として取扱うことが想定されます。汚
全域の土壌の評価も必要であることから、試料採取を開染の範囲が広く、総インベントリの算出に重要であるこ全域の土壌の評価も必要であることから、試料採取を開染の範囲が広く、総インベントリの算出に重要であるこ始しました。インベントリ評価でのデータ利用を考慮しとから、構内の各種試料の採取を進めています。敷地内
始しました。インベントリ評価でのデータ利用を考慮しとから、構内の各種試料の採取を進めています。敷地内て、敷地をメッシュで区分し、採取区域を設定しました。
全域の土壌の評価も必要であることから、試料採取を開て、敷地をメッシュで区分し、採取区域を設定しました。
全域の土壌の評価も必要であることから、試料採取を開採取方法は、スクレーパープレートによるすきとり法を始しました。インベントリ評価でのデータ利用を考慮し採取方法は、スクレーパープレートによるすきとり法を始しました。インベントリ評価でのデータ利用を考慮し採用し、採取深さは 10[cm] とし、5[cm] 単位で分離回て、敷地をメッシュで区分し、採取区域を設定しました。
採用し、採取深さは10 [cm]とし、5[cm]単位で分離回収て、敷地をメッシュで区分し、採取区域を設定しました。
収しました。平成 26 年度は 8 試料を採取しました。
採取方法は、スクレーパープレートによるすきとり法をしました。平成
26 年度は 8 試料を採取しました。
採取方法は、スクレーパープレートによるすきとり法を採用し、採取深さは10
採用し、採取深さは10[cm]とし、5[cm]とし、5[cm]単位で分離回収[cm]単位で分離回収
3) 多核種除去設備二次廃棄物しました。平成26 多核種除去設備二次廃棄物しました。平成
26年度は
年度は88試料を採取しました。
試料を採取しました。
多核種除去設備から発生する汚染水処理二次廃棄物の多核種除去設備から発生する汚染水処理二次廃棄物の
放射能量評価などに資するため、発生するスラリー ( 鉄多核種除去設備二次廃棄物
放射能量評価などに資するため、多核種除去設備二次廃棄物 発生するスラリー 鉄共
共沈、炭酸塩 ) について、その収納容器である高性能容
多核種除去設備から発生する汚染水処理二次廃棄物の沈、炭酸塩について、その収納容器である高性能容器
多核種除去設備から発生する汚染水処理二次廃棄物の器 (HIC) から専用治具を用いて試料を採取しました ( 図
放射能量評価などに資するため、発生するスラリー
鉄共
HIC から専用治具を用いて試料を採取しました2）。
放射能量評価などに資するため、発生するスラリー図
鉄共
2）
。採取は
HIC
にスラリーが充填され交換する時に行沈、炭酸塩採取はHICにスラリーが充填され交換する時に行い、RO
沈、炭酸塩について、その収納容器である高性能容器について、その収納容器である高性能容器
い、RO
濃縮水を処理したものから鉄共沈及び炭酸塩ス
HIC。
濃縮水を処理したものから鉄共沈及び炭酸塩スラリーをHICから専用治具を用いて試料を採取しましたから専用治具を用いて試料を採取しました図
図2）
2）。
ラリーをそれぞれ
1 試料、2
試料採取しました。
採取はHICにスラリーが充填され交換する時に行い、ROそれぞれ
1 試料、2
試料採取しました。
採取はHICにスラリーが充填され交換する時に行い、RO
濃縮水を処理したものから鉄共沈及び炭酸塩スラリーを
濃縮水を処理したものから鉄共沈及び炭酸塩スラリーをそれぞれそれぞれ11試料、2試料、2試料採取しました。
試料採取しました。

   専用治具 


採取作業中>スラリーを入れた治具の取出し@ 
図 高性能容器 +,& からの試料採取状況



採取作業中>スラリーを入れた治具の取出し@

多核種除去設備から発生する発生するスラリー
鉄共沈、炭酸採取作業中>スラリーを入れた治具の取出し@
図
塩 について、その収納容器である高性能容器+,& から専用治
図高性能容器
高性能容器+,&+,&からの試料採取状況
からの試料採取状況
多核種除去設備から発生する発生するスラリー
具を用いて試料を採取しました。
多核種除去設備から発生する発生するスラリー鉄共沈、炭酸
鉄共沈、炭酸塩塩について、その収納容器である高性能容器+,&+,&から専用治から専用治について、その収納容器である高性能容器
汚染水
具を用いて試料を採取しました。
具を用いて試料を採取しました。
汚染水処理二次廃棄物の放射能量評価などに資するた

汚染水
め、1Fで採取され、分析に供された汚染水 18 試料を入汚染水汚染水処理二次廃棄物の放射能量評価などに資するた
手しました。
汚染水処理二次廃棄物の放射能量評価などに資するた
4) 汚染水め、1F
 で採取され、分析に供された汚染水
め、1Fで採取され、分析に供された汚染水1818試料を入試料を入汚染水処理二次廃棄物の放射能量評価などに資するた
手しました。
 試料輸送
手しました。
め、1F で採取され、分析に供された汚染水 18 試料を入
分析を実施する拠点
原子力科学研究所、核燃料サイク
手しました。
試料輸送ル工学研究所
試料輸送への 27 試料の輸送を 2 回に分けて実施し分析を実施する拠点
原子力科学研究所、
核燃料サイクました。
A 型輸送物として平成26
年9 月に瓦礫、汚染水、分析を実施する拠点
原子力科学研究所、
核燃料サイク5)
試料輸送
ル工学研究所
22回に分けて実施し多核種除去設備二次廃棄物の18 試料、平成
27 年 2 月にル工学研究所へのへの27
27試料の輸送を試料の輸送を回に分けて実施し分析を実施する拠点( 原子力科学研究所、核燃料サイ
ました。
AA型輸送物として平成26
年9
汚染水、
汚染水の
9型輸送物として平成26
試料をそれぞれ輸送しました。
ました。
年9月に瓦礫、
月に瓦礫、汚染水、
クル工学研究所)への
27
試料の輸送を
2
回に分けて実多核種除去設備二次廃棄物の
18
試料、平成
27
年
輸送した試料の分析結果は、
3-1
項及び 3-3
項に示しま多核種除去設備二次廃棄物の
18
試料、平成
27
年22月に
月に
施しました。A型輸送物として平成
26
年
9
月に瓦礫、
汚染水の
した。
汚染水の99試料をそれぞれ輸送しました。
試料をそれぞれ輸送しました。
汚染水、多核種除去設備二次廃棄物の
18
試料、平成
27
輸送した試料の分析結果は、輸送した試料の分析結果は、
3-1
3-3
項に示しま
3-1項及び
項及び
3-3
項に示しま
年
2
月に汚染水の
9
試料をそれぞれ輸送しました。
した。
した。
項及び 3-3 項に示し
輸送した試料の分析結果は、3-1
今後の計画
ました。
1F で採取した廃棄物試料の分析を行い、結果を報告し 今後の計画
ていきます。
今後の計画
1F
結果を報告しまた、中長期ロードマップ[2]の中で、2017
年度に処1Fで採取した廃棄物試料の分析を行い、で採取した廃棄物試料の分析を行い、結果を報告し(3)
今後の計画ていきます。
理・処分に関する基本的な考え方を取りまとめ、2021
年ていきます。
1F で採取した廃棄物試料の分析を行い、結果を報告
また、中長期ロードマップ[2]の中で、2017
年度に処度に処理・処分における安全性の見通しを確認すること
また、中長期ロードマップ[2]の中で、2017
年度に処
していきます。
理・処分に関する基本的な考え方を取りまとめ、2021
年となっています。これらの目標の達成に寄与できるよう理・処分に関する基本的な考え方を取りまとめ、2021
年
また、中長期ロードマップ [2] の中で、2017 年度に処度に処理・処分における安全性の見通しを確認することに、技術開発を進めていきます。
度に処理・処分における安全性の見通しを確認すること
理・処分に関する基本的な考え方を取りまとめ、2021となっています。これらの目標の達成に寄与できるよう
更に、廃炉国際共同研究センターは、福島第一の廃止となっています。これらの目標の達成に寄与できるよう年度に処理・処分における安全性の見通しを確認するこに、技術開発を進めていきます。
措置を推進するため、国際的な拠点機能を発揮することに、技術開発を進めていきます。
ととなっています。これらの目標の達成に寄与できるよ
更に、廃炉国際共同研究センターは、福島第一の廃止が期待されています。このため、事故廃棄物の処理・処
更に、廃炉国際共同研究センターは、福島第一の廃止
うに、技術開発を進めていきます。
措置を推進するため、国際的な拠点機能を発揮すること
分に係る研究開発について、国際協力を今後、推進して措置を推進するため、国際的な拠点機能を発揮すること
更に、廃炉国際共同研究センターは、福島第一の廃止が期待されています。このため、事故廃棄物の処理・処いきます。
が期待されています。このため、事故廃棄物の処理・処措置を推進するため、国際的な拠点機能を発揮すること
分に係る研究開発について、国際協力を今後、推進して分に係る研究開発について、国際協力を今後、推進してが期待されています。このため、事故廃棄物の処理・処
いきます。
いきます。
分に係る研究開発について、国際協力を今後、推進していきます。


専用治具
専用治具
本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
[1] 原子力損害賠償・廃炉等支援機構、“東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン～2015 年中長期ロードマップ
本研究は、平成
本研究は、平成2525年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃の改訂に向けて～”、平成 27 年 4 月 30 日（2015）.
炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
[2] 廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議、“東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ”、平成 27 年 6 月[1]“東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン～2015[1]原子力損害賠償・廃炉等支援機構、
原子力損害賠償・廃炉等支援機構、“東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン～2015年中長期ロードマップ
年中長期ロードマップ

12 日（2015）.
の改訂に向けて～”、平成の改訂に向けて～”、平成27
27年年44月月3030日（2015）.
日（2015）.

[2]“東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ”、平成[2]廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議、廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議、“東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ”、平成2727年年66月月
本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国
1212日（2015）.
日（2015）.
際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《引用文献》 [1] 原子力損害賠償・廃炉等支援機構、" 東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン～ 2015 年

中長期ロードマップの改訂に向けて～ "、平成 27 年 4 月 30 日（2015）[2] 廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議、" 東京電力㈱福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ "、平成 27 年 6 月 12 日（2015）43 廃棄物の性状を理解する⑴
廃棄物の性状を理解する（）
3-1
 廃棄物の性状を理解する（）

―福島第一原子力発電所構内試料及び原子炉建屋内瓦礫試料の分析結果―
―
福島第一原子力発電所構内試料及び原子炉建屋内瓦礫試料の分析結果 ――福島第一原子力発電所構内試料及び原子炉建屋内瓦礫試料の分析結果―
―福島第一原子力発電所構内試料及び原子炉建屋内瓦礫試料の分析結果―
バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課 田中 究、佐藤 義行
バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課 田中 究、佐藤 義行
バックエンド技術部
バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課
放射性廃棄物管理技術課 田中
田中 究、佐藤
究、佐藤 義行
義行

S

T

SS
Q

T
T
R

Q
Q
N

R
R
P

M
M
M

L
L
K
K

1002
10
2
100
10
1002
10

Hの放射能濃度(Bq/g)
Hの放射能濃度(Bq/g)
Hの放射能濃度(Bq/g)

33H
H33の放射能濃度の放射能濃度(Bq/g)(Bq/g)(Bq/g)
3H
3の放射能濃度： >200 μSv/h K： 100-200 μSv/h： 50-100
μSv/h>200 μSv/h>200：： 100-200
20-50μSv/h
μSv/h
μSv/h
μSv/h
10-20
μSv/h
：：： 100-200
50-100μSv/h：：： 50-100
μSv/h<10 μSv/h
20-50
μSv/h
20-50μSv/h
μSv/h：： 10-20
μSv/h：： 10-20<10 μSv/h： <10 μSv/h

O
P
P
HOD
O
C
G
H D
H D
F B
C
G
G C
EF A
B
F B
E I A
E A
JI
I
J
J

S

T

S
S
Q

T
T
R

Q
Q
N

R
R
P

N
N
L
M
M
M

L
L
K
K

： >200 Bq/g K： 100-200 Bq/g
： 50-100
Bq/g>200 Bq/g>200：： 100-200
20-50Bq/g
Bq/g
Bq/g： 100-200
Bq/g
Bq/g： 10-2050-100
Bq/g：：： 50-100
Bq/g<10 Bq/g20-50
Bq/g20-50Bq/g
Bq/g：： 10-20
Bq/g：： 10-20<10 Bq/g： <10 Bq/g

O
P
P
HOD
O
C
G
H D
H D
F B
C
G
G C
EF A
B
F B
E I A
E A
JI
I
J
J

S

T

S
S
Q

T
T
R

Q
Q
N

R
R
P
O
P
P
HOD
O
C
G
H D
H D
F B
C
G
G C
EF A
B
F B
E I A
E A
JI
I
J
J

N
N
L
M
M
M

L
L
K
K

K
： >1 Bq/g： 0.5-1 Bq/g
： 0.2-0.5
Bq/g>1 Bq/g>1 Bq/g：： 0.5-1
0.1-0.2
Bq/g
Bq/g：： 0.05-0.1
0.5-1 Bq/g
0.2-0.5Bq/g
Bq/g
0.2-0.5：：： ND（<0.05
Bq/g）
0.1-0.2 Bq/g
Bq/g：： 0.05-0.1
0.1-0.2Bq/g
Bq/g：： 0.05-0.1 Bq/g
ND（<0.05 Bq/g）： ND（<0.05 Bq/g）

3H3H

90Sr
90Sr
90Sr
90Sr

S

T

S
S
Q

T
T
R

Q
Q
N

R
R
P

N
N
L
M
M
M

L
L
K
K

K
： >1 Bq/g： 0.5-1 Bq/g
： 0.2-0.5
Bq/g>1 Bq/g>1 Bq/g：： 0.5-1
0.1-0.2
Bq/g
Bq/g：： 0.05-0.1
0.5-1 Bq/g
0.2-0.5Bq/g
Bq/g
0.2-0.5：：： ND（<0.05
Bq/g）
0.1-0.2 Bq/g
Bq/g：： 0.05-0.1
0.1-0.2Bq/g
Bq/g：： 0.05-0.1 Bq/g
ND（<0.05 Bq/g）： ND（<0.05 Bq/g）

3H33H
3HH

O
P
P
HOD
O
C
G
H D
H D
F B
C
G
G C
EF A
B
F B
E I A
E A
JI
I
J
J

㻌
㻌㻌

図 立木試料の放射能濃度分布
図
図 立木試料の放射能濃度分布
立木試料の放射能濃度分布
福島第一原子力発電所構内の立木試料から検出された放射能濃度の分布を示しています。
福島第一原子力発電所構内の立木試料から検出された放射能濃度の分布を示しています。
福島第一原子力発電所構内の立木試料から検出された放射能濃度の分布を示しています。

A~H
A~H
A~H
I~J
I~J
L~M
I~J
L~M
N~T
L~M
N~T
N~T

10%
10%
10%

1002
10
100
10
1002
2
10

1%
1%
1%
0.1%
0.1%
0.1%

1010
0
10
10110

-2
0.01
10
10
-2
0.01
10
-2
10
0.01
10
0
1
10
10
10

90Sr
90Sr

137137
Cs
Cs
137137
Cs
Cs

Kエリア
Kエリア
（汚染水
Kエリア
（汚染水
タンク付近）（汚染水
タンク付近）
タンク付近）

90
90Sr
90
Sr
Sr
の放射能濃度の放射能濃度(Bq/g)(Bq/g)(Bq/g)
9090
90の放射能濃度
Srの放射能濃度(Bq/g)
Srの放射能濃度(Bq/g)
Srの放射能濃度(Bq/g)

N
N
L

137137
Cs
Cs

空間
線量
空間
空間
線量
線量

10%
10%
10%

1010
建屋周辺（ND)
10101010
南部（ND)
建屋周辺（ND)
建屋周辺（ND)
西部（ND)
南部（ND)
南部（ND)

0.01%
0.01%
0.01%

㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕
南部
建屋周辺
建屋周辺
90Sr検出下限値㻕
㻔白抜きは㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕
西部㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕
南部
-2
0.01
南部 10
㻔白抜きは90
90Sr検出下限値㻕
北部
1 0㻔白抜きは Sr検出下限値㻕10
1002
西部
-2
0.01
西部 10
10
-2
0.01
10
137Csの放射能濃度(Bq/g)
北部
1
100
0
北部
1 0 137
1002
10
10
2

㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕

3H検出下限値㻕㻔白抜きは㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕㻔白抜きは33H検出下限値㻕
㻔白抜きは H検出下限値㻕
4
10000

1002
10
10
4
10000
2
10
137Csの放射能濃度
100
10000
10
104
(Bq/g)10137

10

137Csの放射能濃度(Bq/g)
1002

137Csの放射能濃度(Bq/g)
137
Csの放射能濃度(Bq/g)
137Csの放射能濃度(Bq/g)
Csの放射能濃度(Bq/g)

0.1%
0.1%
0.1%
建屋周辺（ND)

北部（ND)
西部（ND)
西部（ND)
建屋周辺
北部（ND)
北部（ND)

0.001%
0.001%
0.001%

1%
1%
1%

A~H
A~H
A~H
I~J
I~J
I~J
L~M
L~M
N~T
L~M
N~T
N~T10000
104
10000

4
10
10
104
Csの放射能濃度(Bq/g)10000
137Csの放射能濃度(Bq/g)
137
137
Csの放射能濃度(Bq/g)
137Csの放射能濃度(Bq/g)
Csの放射能濃度(Bq/g)  図 立木試料の放射能濃度測定結果㻌

図 立木試料の放射能濃度測定結果㻌
立木試料の放射能濃度測定結果㻌



図
立木試料における &V の放射能濃度に対する + 及び 6U の放射能濃度を示しています。
&V の放射能濃度に対する + 及び 6U の放射能濃度を示しています。
立木試料における
立木試料における&V の放射能濃度に対する + 及び 6U の放射能濃度を示しています。
出された核種の例について、1F
構内の放射能濃度分布
1F、1 ～ 4 号機では、137137
Cs や 90Srなどの核種を含む
90


1F、 1～ 4 号機では、 Cs や Sr などの核種を含む
瓦礫・伐採木（瓦礫等）が大量に発生しました。原子力
1F、 1～ 4 号機では、 Cs や Sr などの核種を含む機構では瓦礫等の放射能の性状を把握するため、構内に瓦礫・伐採木（瓦礫等）が大量に発生しました。原子力
機構では瓦礫等の放射能の性状を把握するため、構内に瓦礫・伐採木（瓦礫等）が大量に発生しました。原子力
飛散した瓦礫や集積場で採取した伐採木を対象に、放射機構では瓦礫等の放射能の性状を把握するため、構内に飛散した瓦礫や集積場で採取した伐採木を対象に、放射機構では瓦礫等の放射能の性状を把握するため、構内に能分析を行ってきました。しかし、これらの瓦礫等は、飛散した瓦礫や集積場で採取した伐採木を対象に、放射能分析を行ってきました。しかし、これらの瓦礫等は、飛散した瓦礫や集積場で採取した伐採木を対象に、放射発生した位置が明確ではありませんでした。そこで、試能分析を行ってきました。しかし、これらの瓦礫等は、発生した位置が明確ではありませんでした。そこで、試能分析を行ってきました。しかし、これらの瓦礫等は、料採取場所が明確な試料として、構内に植生している立発生した位置が明確ではありませんでした。そこで、試料採取場所が明確な試料として、構内に植生している立発生した位置が明確ではありませんでした。そこで、試料採取場所が明確な試料として、構内に植生している立
木との原子炉建屋内瓦礫とを対象に、
木と1F1、1F2、1F3
1F1、1F2、1F3の原子炉建屋内瓦礫とを対象に、料採取場所が明確な試料として、構内に植生している立
木と
1F1、1F2、1F3
放射能分析を実施しました。
放射能分析を実施しました。
木と
1F1、1F2、1F3 の原子炉建屋内瓦礫とを対象に、の原子炉建屋内瓦礫とを対象に、放射能分析を実施しました。
放射能分析を実施しました。
(1)  構内の汚染状況調査
構内の汚染状況調査
1F構内における汚染状況を把握するため、空間線量
構内の汚染状況調査
1F
構内における汚染状況を把握するため、空間線量率
構内の汚染状況調査
1F
空間線量率率のデータに基づき、20エリアを設定しました（図
1A 。
のデータに基づき、20 エリアを設定しました（図
1 A～T）
1F 構内における汚染状況を把握するため、構内における汚染状況を把握するため、空間線量率のデータに基づき、20
エリアを設定しました
（図
1
A～T）
。
試料は、構内の代表的な立木である松とし、地表からの20 エリアを設定しました（図 1 A～T）。
～のデータに基づき、T）。試料は、構内の代表的な立木である松とし、地試料は、構内の代表的な立木である松とし、地表からの影響の少ない高さ4m 程度の枝葉を採取し、詳細な放射試料は、構内の代表的な立木である松とし、地表からの表からの影響の少ない高さ
4m 程度の枝葉を採取し、詳影響の少ない高さ
能分析を実施しました。
影響の少ない高さ 4m
4m 程度の枝葉を採取し、詳細な放射程度の枝葉を採取し、詳細な放射
細な放射能分析を実施しました。
能分析を実施しました。
能分析を実施しました。
放射能分析で取得した放射能濃度データのうち、検瓦礫・伐採木が大量に発生しました。原子力
137
1F、 1～（瓦礫等）
4 号機では、
137Cs や 90
90Sr などの核種を含む

44

放射能分析で取得した放射能濃度データのうち、検出された核種の例について、
1F 構内の放射能濃度分布を図
放射能分析で取得した放射能濃度データのうち、検出に示すとおり、検出された核種の放射能濃度は、原子された核種の例について、
1F
1に、放射能濃度の相関を図に示します。図 1 に示すされた核種の例について、
1F 2構内の放射能濃度分布を図
構内の放射能濃度分布を図
炉建屋周辺
（A
～
H）
が他のエリア（I ～ T）より高くな
1に、放射能濃度の相関を図21とおり、検出された核種の放射能濃度は、原子炉建屋周
1 に、放射能濃度の相関を図 2 に示します。図に示します。図1 に示すに示す
り、空間線量率と同じ傾向を示しました。また、図2でとおり、検出された核種の放射能濃度は、原子炉建屋周辺（A～H）が他のエリア（I～T）より高くなり、空間線
とおり、検出された核種の放射能濃度は、原子炉建屋周は、3Hの放射能濃度が 0.058 ～ 0.43Bq/gの範囲にな
辺（A～H）が他のエリア（I～T）より高くなり、空間線3H の放量率と同じ傾向を示しました。また、図2 では、辺（A～H）が他のエリア（I～T）より高くなり、空間線
137
90Sr にり、
Cs 濃度との相関は見られませんでした。
量率と同じ傾向を示しました。また、図2の放137Cs3
3H
射能濃度が0.058～0.43 Bq/g の範囲になり、濃度と量率と同じ傾向を示しました。また、図
2 では、
では、
H
の放
137
射能濃度が
0.058～0.43
Bq/gの範囲になり、
Cs
濃度と90
ついては、放射能濃度が0.064～
100Bq/gの範囲にな137の相関は見られませんでした。
Sr については、放射能
射能濃度が0.058～0.43 Bq/g の範囲になり、
Cs 濃度と90
137Cs 濃度と明瞭な相関関係があることが明らかとの相関は見られませんでした。
Srについては、放射能
137
90
り、濃度が 0.064～100 Bq/g の範囲になり、
Cs 濃度と明瞭の相関は見られませんでした。
Sr については、放射能
137
90Sr と 137Cs
濃度が
濃度と明瞭
137Cs
なりました。相関が見られたの放射能濃度な相関関係があることが明らかとなりました。相関が見
濃度が 0.064～100
0.064～100 Bq/g
Bq/g の範囲になり、の範囲になり、
Cs
濃度と明瞭
90Sr/
137Cs）137
な相関関係があることが明らかとなりました。相関が見
90
90
137
比
（
比は平均
0.6%
であり、1F
構内の建屋周られた
Sr と Cs の放射能濃度比（ Sr/ Cs）比は平な相関関係があることが明らかとなりました。相関が見
90
137
90
137
られた
の放射能濃度比（
90Sr
辺瓦礫や土壌、1F
均 0.6%であり、1F
構内の建屋周辺瓦礫や土壌、1F
構外
られた
Sr と
と 137Cs
Cs構外の環境土壌と同程度であることの放射能濃度比（90Sr/
Sr/137Cs）比は平Cs）比は平均
0.6%であり、1F
構内の建屋周辺瓦礫や土壌、1Fが分かりました。
の環境土壌と同程度であることが分かりました。
均 0.6%であり、1F 構内の建屋周辺瓦礫や土壌、1F 構外
構外の環境土壌と同程度であることが分かりました。
の環境土壌と同程度であることが分かりました。
を図1 に、放射能濃度の相関を図 2 に示します。図 1
放射能分析で取得した放射能濃度データのうち、検出(2)

原子炉建屋瓦礫試料の放射能性状調査

原子炉建屋の解体廃棄物の調査は、廃棄物対策を考える上で極めて重要であり、この調査を進めるためには、

南部（ND)
建屋周辺（ND)
建屋周辺（ND)
西部（ND)
南部（ND)
南部（ND)
北部（ND)
西部（ND)
西部（ND)
建屋周辺
北部（ND)
北部（ND)
南部
建屋周辺
建屋周辺
西部
南部
南部
北部
西部
西部
北部
北部



0.01%

0.1-1
10
㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕㻔白抜きは3H検出下限値㻕

10-3

0.001
100
1.0E+00

10110
1.0E+02210104
1.0E+044

Coの放射能濃度(Bq/g)

60Coの放射能濃度60
㻔Bq/g㻕

1000
103 3
10

10１
10

1号周辺
3号周辺
4号周辺
伐採木
1号建屋内
2号建屋内
3号建屋内

10

10１
10

101

0.1-1
10
10-1

㻔白抜きは60Co検出下限値㻕

0.001 100
1100

101

100
102

104

10000
104

106

1000000
106

137137Csの放射能濃度(Bq/g)
Csの放射能濃度
㻔Bq/g㻕

0.01%

10-1

㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕㻔白抜きは14C検出下限値㻕

0.001
100
1.0E+00102
1.0E+02104
1.0E+04106
1.0E+06

137Csの放射能濃度 㻔Bq/g㻕



1000
103

10１
10

1号周辺
1%
3号周辺137Csの放射能濃度(Bq/g)
0.1%
4号周辺
伐採木
0.01%
1号建屋内
2号建屋内
3号建屋内

10
0.1-1

㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕

10-3
10-3

0.1%

0.1-1
10

1%

0.01%

1%

101

10-3

6

0.1%

1号周辺
3号周辺
4号周辺
伐採木
1号建屋内
2号建屋内
3号建屋内

10-3

10
106
1.0E+06

137137Csの放射能濃度(Bq/g)
Csの放射能濃度
㻔Bq/g㻕

1000
1033

14Cの放射能濃度(Bq/g)

14Cの放射能濃度 㻔Bq/g㻕

0.1%

90Srの放射能濃度(Bq/g)

10１
10

1%

90Srの放射能濃度 㻔Bq/g㻕

1000
103

3Hの放射能濃度(Bq/g)

3Hの放射能濃度 㻔Bq/g㻕

1号周辺
3号周辺
4号周辺
伐採木
1号建屋内
2号建屋内
3号建屋内

㻔㻴㻞㻟㻚㻟㻚㻝㻝の減衰補正値㻕

10-3
0.001

㻔白抜きは90Sr検出下限値㻕

1100

10
1002

104
10000

106
1000000

Csの放射能濃度(Bq/g)
Csの放射能濃度
㻔Bq/g㻕

137 137

図 原子炉建屋内瓦礫試料の放射能濃度測定結果
原子炉建屋内瓦礫試料における &V の放射能濃度に対する +、&、&R 及び 6U の放射能濃度を示しています。

された 3H異なる可能性が示唆されました。一方、や 14C、137Cs が吸着した後、あまり拡散せず 原子炉建屋瓦礫試料の放射能性状調査
60Co や 90Sr は、建屋の内部から得られた試料の分析が必要です。そこで、にその場に留まっていることを示唆しています。このよ
原子炉建屋の解体廃棄物の調査は、廃棄物対策を考え
1F1 及び 1F3 においては、遠隔操作重機による原子炉建
建屋内瓦礫及び周辺瓦礫ともに、137Cs との相関関係がうに原子炉建屋の内部と外部では、汚染の状態が異なるる上で極めて重要であり、この調査を進めるためには、屋 1 階の障害物撤去作業の際に採取した瓦礫試料、1F2
見られ、その放射能濃度比（60Co/137Cs 及び 90Sr/137Cs）は、60Co や 90Sr は、建屋内可能性が示唆されました。一方、建屋の内部から得られた試料の分析が必要です。
そこで、では、原子炉建屋 5 階において採取したボーリングコア
建屋内瓦礫と周辺瓦礫で、ほぼ同程度の値となりました。
137Cs との相関関係が見られ、
1F1 及び 1F3 においては、遠隔操作重機による原子炉建
瓦礫及び周辺瓦礫ともに、試料を対象として、放射能分析を実施しました。
これは、60Co、90Sr 及び 137Cs が同様な経路により拡散し、
60
137
屋 1 階の障害物撤去作業の際に採取した瓦礫試料、1F23
その放射能濃度比（ Co/ Cs 及び 90Sr/137Cs）は、建屋
こ れ ら の 取 得 し た 放 射 能 デ ー タ の う ち、 H、14C、瓦礫等の汚染を引き起こしたことを示していると考えら
では、原子炉建屋
5階において採取したボーリングコア
内瓦礫と周辺瓦礫で、ほぼ同程度の値となりました。こ
60Co、90Sr 及び 137Cs の放射能データを図 3 に示します。
れます。
試料を対象として、放射能分析を実施しました。
れは、60Co、90Sr 及び 137Cs が同様な経路により拡散し、
3
14
今後も、原子炉建屋内の試料を採取、放射能分析する分析した 10 試料のうち、H と C は 8 試料から検出され、
3H、
14C、
60Co、
これらの取得した放射能データのうち、瓦礫等の汚染を引き起こしたことを示していると考えら
60Co、
90Sr 及び 137Cs は 10 試料全てから検出されました。
ことにより、より詳細な事故廃棄物の性状把握を行い、90Sr 及び 137Cs の放射能データを図 3 に示します。分析れます。
3H 及び 14C は、原子炉建屋周辺の瓦礫（周辺瓦礫）にお
廃棄物対策のみならず、事故解析の精度向上、より詳細
今後も、原子炉建屋内の試料を採取、放射能分析する
した 10 試料のうち、3H と 14C は 8 試料から検出され、137
な炉内状況把握にも繋げて行く予定です。
いて Cs 濃度との相関関係が見られませんでしたが、60Co、90Sr及び 137Csは10試料全てから検出されました。
ことにより、より詳細な事故廃棄物の性状把握を行い、原子炉建屋内瓦礫（建屋内瓦礫）では図 3 に示すように
3H 及び 14
廃棄物対策のみならず、事故解析の精度向上、より詳細
C は、原子炉建屋周辺の瓦礫（周辺瓦礫）にお相関関係が見られます。これは、揮発しやすい 3H 及び137
な炉内状況把握にも繋げて行く予定です。
いて Cs 濃度との相関関係が見られませんでしたが、原14C が、原子炉建屋外では風雨により拡散し、均一な放子炉建屋内瓦礫（建屋内瓦礫）では図3 に示すように相射能濃度となるのに対し、原子炉建屋内では、炉心から3H 及び 14C
関関係が見られます。これは、揮発しやすい
3
14
137
放出された
H
や
C、
Cs
が吸着した後、あまり拡散が、原子炉建屋外では風雨により拡散し、均一な放射能せずにその場に留まっていることを示唆しています。こ濃度となるのに対し、原子炉建屋内では、炉心から放出のように原子炉建屋の内部と外部では、汚染の状態が本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力機構が実施した「平成25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業
本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRID の一員として実施した研究成果を含むものである。
機構が実施した「平成 25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策
田中 究、上野 隆、安田麻里、島田亜佐子、星亜紀子、亀尾
裕、“福島第一原子力発電所構内で採取した立木に《参考文献》
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRID の一員として実施した研究成果を含むものである。
対する放射化学分析”、日本原子力学会
2015 年春の年会予稿集 J03 (2015).
《参考文献》
・ 田中 究、上野 隆、安田麻里、島田亜佐子、星亜紀子、亀尾裕、" 福島第一原子力発電所構内で採取した立木
経産省ＨＰ、”福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫、立木、落葉及び土壌に対する放射化学分析 "、日本原子力学会 2015 年春の年会予稿集 の放射能分析、廃炉・汚染水対策チ
J03 (2015).
ーム会合／事務局会議（第16 回）”、http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/20150326_01.html
・ 経産省ＨＰ、" 福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫、立木、落葉及び土壌 の放射能分析、廃炉・汚染水対策チー
ム会合／事務局会議（第 16 回）"、http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/20150326_01.html

45

3-2 廃棄物の性状を理解する⑵ 廃棄物の性状を理解する（２）

― インベントリ評価手法について ――インベントリ評価手法について―

廃炉国際共同研究センター 廃棄物処理処分技術開発グループ 目黒 義弘、大井 貴夫、駒 義和、芦田 敬
廃炉国際共同研究センター
廃棄物処理処分技術開発グループ
目黒 義弘、大井
貴夫、駒 哲朗、中澤義和、芦田 修
敬
環境技術開発センター
基盤技術研究開発部
廃棄物処理技術グループ
加藤 潤、榊原
環境技術開発センター 基盤技術研究開発部 廃棄物処理技術グループ 加藤 潤、榊原 哲朗、中澤 修

廃棄物は、現時点でも性状が十分に把握されてい1F1F
廃棄物は、現時点でも性状が十分に把握されていなないため、その処理処分の方法を検討するうえで、廃棄
いため、その処理処分の方法を検討するうえで、廃棄物物の性状を把握することが最も重要な研究課題のつとの性状を把握することが最も重要な研究課題の 11つとななっています。特に、廃棄物の処理処分の安全評価におっています。特に、廃棄物の処理処分の安全評価においては、安全評価の対象とする放射性核種のインベントリ
いては、安全評価の対象とする放射性核種のインベント
廃棄物中の核種の量 に関するデータセットを必要とし
リ（廃棄物中の核種の量）に関するデータセットを必要ます。そのため、これらを整備することが性状把握研究とします。そのため、これらを整備することが性状把握の重要な役割になっています。しかし、対象とする廃棄研究の重要な役割になっています。しかし、対象とする物の種類が多いこと、廃棄物の採取が難しいことなどか
廃棄物の種類が多いこと、廃棄物の採取が難しいことな
ら、廃棄物の分析結果は限られたものになります。したどから、廃棄物の分析結果は限られたものになります。
がって、上記のインベントリデータセットは、基本的にしたがって、上記のインベントリデータセットは、基本
は計算によって求めることになります。計算によってイ的には計算によって求めることになります。計算によっ
ンベントリデータセットを整備するため、解析的手法をてインベントリデータセットを整備するため、解析的整備することが重要になります。また、解析的手法で得手法を整備することが重要になります。また、解析的手られたインベントリデータセットの精度を向上させ、そ法で得られたインベントリデータセットの精度を向上さの妥当性を提示していく必要があります。このためには、せ、その妥当性を提示していく必要があります。このた
限られた分析結果を用いて、直接分析できない廃棄物やめには、限られた分析結果を用いて、直接分析できない
直接分析できない核種のインベントリを推定する方法を廃棄物や直接分析できない核種のインベントリを推定す
整備し、それらを指標として、解析的手法の校正を行っる方法を整備し、それらを指標として、解析的手法の校ていく必要があります。
正を行っていく必要があります。
本報告では、上記方針の基に開発を進めています。廃
本報告では、上記方針の基に開発を進めています。廃
棄物を直接分析することなくインベントリを評価するた
棄物を直接分析することなくインベントリを評価するた
めの 2 つの方法、「解析的手法に基づく評価方法」と「分めの 2 つの方法、「解析的手法に基づく評価方法」と「分析結果に基づく評価方法」を解説すると共に、これらの析結果に基づく評価方法」を解説すると共に、これらの手法によって評価した、セシウム吸着装置から発生した手法によって評価した、セシウム吸着装置から発生した
廃ゼオライト、第二セシウム吸着装置から発生した廃ゼ
廃ゼオライト、第二セシウム吸着装置から発生した廃ゼ
オライト、除染装置から発生したスラッジのインベント
オライト、除染装置から発生したスラッジのインベント
リ評価結果について述べます。
リ評価結果について述べます。

 解析的手法に基づく評価手法

(1) 1F
解析的手法に基づく評価手法の事故に伴い発生した廃棄物は、破損した燃料から

46

1F の事故に伴い発生した廃棄物は、破損した燃料か放出された放射性核種で汚染されていますが、その汚染ら放出された放射性核種で汚染されていますが、その汚の過程は完全には解明されていません。このことを踏ま
染の過程は完全には解明されていません。このことを踏え、事故後の放射性元素の量的な移行の全体像を俯瞰す
まえ、事故後の放射性元素の量的な移行の全体像を俯瞰ることと、内在する不確実性を明示することを特徴とした解析的手法に基づく廃棄物のインベントリ評価の考えすることと、内在する不確実性を明示することを特徴と方を構築しました。この際、1F の事故における汚染源がした解析的手法に基づく廃棄物のインベントリ評価の考
炉心 3 基分に相当する核種量であることに留意して、保え方を構築しました。この際、1Fの事故における汚染
守性が過度とならないように各パラメータの不確実性の源が炉心 3 基分に相当する核種量であることに留意し設定を行いました。
て、保守性が過度とならないように各パラメータの不確
汚染水処理二次廃棄物のインベントリ計算フローを図
実性の設定を行いました。
1汚染水処理二次廃棄物のインベントリ計算フローを図に示します。
燃焼計算により求めた燃料中の核種量から、
1 建屋外放出分の核種量を減算し、炉内構造物の核種量をに示します。燃焼計算により求めた燃料中の核種量か加算して、建屋内に残存する核種量を算出します。これら、建屋外放出分の核種量を減算し、炉内構造物の核種に滞留水への移行割合を乗じると、汚染水中の核種量を量を加算して、建屋内に残存する核種量を算出します。
算出できます。汚染水中の核種濃度から、汚染水処理工
これに滞留水への移行割合を乗じると、汚染水中の核種程の除染係数 DF を考慮して、各廃棄物のインベントリ量を算出できます。汚染水中の核種濃度から、汚染水処を算出することができます。

理工程の除染係数（DF）を考慮して、各廃棄物のインベ例として、セシウム吸着装置から発生したゼオライト
ントリを算出することができます。
のインベントリ推算結果を図 2（一部抜粋）に示します。

例として、セシウム吸着装置から発生したゼオライト
計算フローで考慮した不確実性要因の組合せにより得らのインベントリ推算結果を図2（一部抜粋）に示します。
れた推算値が幅となって表されています。不確実性要因

では、滞留水への核種の移行割合の感度が特に高かくな
計算フローで考慮した不確実性要因の組合せにより得らりました。また、処分の安全評価上重要核種となる 129I、れた推算値が幅となって表されています。不確実性要因
14C、79Se やα 核種等については、廃棄物中の核種の有では、滞留水への核種の移行割合の感度が特に高かくな

129I、
無や量が線量評価結果を左右するため、除染係数設定のりました。また、処分の安全評価上重要核種となる

不確実性の影響に注意が必要です。これらの不確実性要C、79Se やα核種等については、廃棄物中の核種の有因については、分析データの拡充によってその評価精度
無や量が線量評価結果を左右するため、除染係数設定のの向上を図ることができますが、処分の安全評価結果を
不確実性の影響に注意が必要です。これらの不確実性要適宜フィードバックすることで、重点的に低減すべき不因については、分析データの拡充によってその評価精度確実性の同定とその目標を明確にし、効率的な研究推進の向上を図ることができますが、処分の安全評価結果をにつなげることが肝要です。
適宜フィードバックすることで、重点的に低減すべき不14

確実性の同定とその目標を明確にし、効率的な研究推進 分析結果に基づく評価手法
汚染水処理装置の入口及び出口の水を採取し、これらの試料水中の放射性核種濃度を分析した結果（核種 A の(2) 分析結果に基づく評価手法
装置入口水中の濃度 CA,in、装置出口水中の濃度 CA,out）、
汚染水処理装置の入口及び出口の水を採取し、これら及び汚染水処理装置から発生した廃棄物量（W）とそのの試料水中の放射性核種濃度を分析した結果（核種 A の廃棄物が発生する間に処理した汚染水量（V）から、廃棄装置入口水中の濃度 CA,in、装置出口水中の濃度 CA,out）、
物中に含まれる放射性核種濃度（CA,w = (CA,in - CA,out) x V
及び汚染水処理装置から発生した廃棄物量（W）とその/ W）を算出しました。
につなげることが肝要です。

廃棄物が発生する間に処理した汚染水量（V）から、廃棄物中に含まれる放射性核種濃度（CA,w =（CA,in-CA,out）x V /W）を算出しました。
燃焼計算により炉内核種量を算出
炉内インベントリ解析
建屋外放出割合を減算
炉内構造物の核種を加算
建屋外放出割合
建屋内の核種総量・組成
滞留水への移行を計算

滞留水への移行割合

汚染水の核種総量・組成
吸着塔：吸着量/流出量を算出
セシウム吸着塔の核種総量・
組成

除染係数

第二セシウム吸着塔の核種総量・組成沈殿工程の沈殿量を算出
除染装置スラッジの核種総量・組成

処理水の核種総量・組成

除染係数

多核種除去装置：吸着量/流出量を算出
多核種除去装置スラリー・吸着材の核種総量・組成: 考慮する不確実性図 インベントリ―計算フロー
解析的に放射性廃棄物のインベントリ―を評価するため、事故後の放射性元素の量的な移行の全体像を設定し、内在する不確実性を組み込んだ計算フローを構築しました。

1E+09
1E+09

1E+07
1E+07
1E+05
1E+05

1E+03
1E+03
1E+01
1E+01

廃吸着塔中ゼオライトの平均核種濃度%TW

1E+11
1E+11

核種濃度 [Bq/t]

核種濃度 [Bq/t]

1E+13
1E+13

廃吸着塔中ゼオライトの平均核種濃度%TW

1E+15
1E+15

 
図
インベントリ―推算結果の一例
図 インベントリ―推算結果の一例
解析的手法に基づき、セシウム吸着装置から発生した廃吸着塔
解析的手法に基づき、セシウム吸着装置から発生した廃吸着塔

 
核種核種
図
セシウム吸着装置から発生した廃吸着塔中のゼオライ
図 セシウム吸着装置から発生した廃吸着塔中のゼオライ
トのインベントリ
トのインベントリ

中のゼオライトの平均核種濃度を評価することができました。
中のゼオライトの平均核種濃度を評価することができました。

セシウム吸着装置の入口及び出口から採取した水の分析結果
セシウム吸着装置の入口及び出口から採取した水の分析結果に基づいて、
セシウム吸着装置から発生した廃吸着塔中のゼオに基づいて、
セシウム吸着装置から発生した廃吸着塔中のゼオ

2011 年 6 月から 2014 年 8 月までの処理水から、すでに分析が終了しているセシウム吸着装置の入口水5 点及2011 年 6 月から 2014 年 8 月までの処理水から、すでライトの平均核種濃度を評価することができました。
ライトの平均核種濃度を評価することができました。

2011 年 6 月から 2014 年 8 月までの処理水から、すで物が今回の評価結果よりも高濃度とならないような評価
び出口水
3 点、第二セシウム吸着装置の入口水 35点及びに分析が終了しているセシウム吸着装置の入口水5 点及に分析が終了しているセシウム吸着装置の入口水点及を実施することができました。今後、A 群の核種は汚染
出口水43点、除染装置の入口水及び出口水各13点の分析
び出口水
3 点、第二セシウム吸着装置の入口水
3 点及び
び出口水
点、第二セシウム吸着装置の入口水点及び今回の評価結果よりも高濃度とならないような評価を実
水処理の進捗による汚染水中の核種濃度の変化を反映す
結果を計算に用いました。ここで、両方の試料水に検出
今回の評価結果よりも高濃度とならないような評価を実
出口水4 点、除染装置の入口水及び出口水各
1 点の分析
出口水
4 点、除染装置の入口水及び出口水各
1 点の分析
施することができました。今後、A群の核種は汚染水処ることによって、B群の核種は吸着材による除染係数を施することができました。今後、A群の核種は汚染水処
される核種をA 群、入口の汚染水にのみ検出される核種結果を計算に用いました。ここで、両方の試料水に検出
結果を計算に用いました。ここで、両方の試料水に検出
理の進捗による汚染水中の核種濃度の変化を反映するこ
求めることにより保守性を低減して、C群の核種は分析
理の進捗による汚染水中の核種濃度の変化を反映するこをされる核種をB 群、両方共に検出されない核種をC 群に分類しまA 群、入口の汚染水にのみ検出される核種
される核種をA 群、入口の汚染水にのみ検出される核種とによって、B群の核種は吸着材による除染係数を求め下限値の向上によって保守性を低減し、それぞれ評価結とによって、B群の核種は吸着材による除染係数を求めした。A
群の核種の評価において、入口水で検出されたをB 群、両方共に検出されない核種をC 群に分類しましをB 群、両方共に検出されない核種をC 群に分類しましることにより保守性を低減して、C群の核種は分析下限ることにより保守性を低減して、C群の核種は分析下限
果の正確度向上が図れます。
た。A
群の核種の評価において、入口水で検出された濃濃度の分析結果の中の最大値を入口濃度として、出口水
た。A
群の核種の評価において、入口水で検出された濃値の向上によって保守性を低減し、それぞれ評価結果の値の向上によって保守性を低減し、それぞれ評価結果の度の分析結果の中の最大値を入口濃度として、出口水濃濃度の分析結果の中の最小値を出口濃度として選びまし度の分析結果の中の最大値を入口濃度として、出口水濃正確度向上が図れます。
正確度向上が図れます。
度の分析結果の中の最小値を出口濃度として選びました。
(3) まとめた。B
群の核種の評価において、検出された濃度の最大度の分析結果の中の最小値を出口濃度として選びました。
B 群の核種の評価において、検出された濃度の最大値を本研究開発において、1F の汚染水処理から発生する
0 としました。C 群の核
B値を入口濃度とし、出口濃度を群の核種の評価において、検出された濃度の最大値を

まとめ

まとめ
入口濃度とし、出口濃度を0としました。C
群の核種の放射性廃棄物のインベントリを評価する
2 つの手法を構入口濃度とし、出口濃度を0 としました。C 群の核種の種の評価では、入口水における分析の検出下限値を入口
本研究開発において、
1Fの汚染水処理から発生する放本研究開発において、
1Fの汚染水処理から発生する放評価では、入口水における分析の検出下限値を入口濃度
築し、それぞれの手法で3種類の放射性廃棄物のインベ評価では、入口水における分析の検出下限値を入口濃度濃度とし、出口濃度を 0 としました。インベントリ評価
射性廃棄物のインベントリを評価する
2 つの手法を構築
射性廃棄物のインベントリを評価する
2 つの手法を構築とし、出口濃度を0 としました。インベントリ評価にお135Cs、ントリを評価することができました。評価結果は、まだとし、出口濃度を0239,240,241,242としました。インベントリ評価におにおいて、
Pu、242m,243Am（C2 群）は汚し、それぞれの手法で3種類の放射性廃棄物のインベン
135Cs、
239,240,241,242Pu、242m,243Am（C2 群）は汚染
し、それぞれの手法で3 種類の放射性廃棄物のインベン
135Cs、
239,240,241,242
いて、
いて、
Pu、242m,243
Am（C2 群）は汚染
それぞれに大きな不確実性を持っており、単純に比較す
染水中に検出されず、かつ検出下限値が高いため、今回トリを評価することができました。評価結果は、まだそトリを評価することができました。評価結果は、まだそ
水中に検出されず、かつ検出下限値が高いため、今回の水中に検出されず、かつ検出下限値が高いため、今回のることができる段階にはありませんが、これらを比較しの評価手法では、過度に保守側の評価となります。そこ
れぞれに大きな不確実性を持っており、単純に比較する
れぞれに大きな不確実性を持っており、単純に比較する評価手法では、過度に保守側の評価となります。
そこで、評価手法では、過度に保守側の評価となります。そこで、ていくことによって、それぞれの手法における課題も明で、これら核種については、炉内燃料の核種組成[1] と、ことができる段階にはありませんが、これらを比較して
137
137Cs、
炉内燃料の核種組成[1]と、Cs、 ことができる段階にはありませんが、これらを比較してこれら核種については、
炉内燃料の核種組成[1]と、137これら核種については、確になってきます。また、汚染水の分析や汚染水処理に
Cs、238Pu、241Am の評価結果を用いてインベントリ
いくことによって、それぞれの手法における課題も明確
238Pu、241Am の評価結果を用いてインベントリを評価しいくことによって、それぞれの手法における課題も明確
238Pu、
241Amの評価結果を用いてインベントリを評価し使用されている吸着材への元素の分配係数の測定などをを評価しました。
になってきます。また、汚染水の分析や汚染水処理に使になってきます。また、汚染水の分析や汚染水処理に使
ました。
ました。
進めることによって、両手法の不確実性の低減につなが
評価結果の一例として、セシウム吸着装置から発生し用されている吸着材への元素の分配係数の測定などを進用されている吸着材への元素の分配係数の測定などを進評価結果の一例として、セシウム吸着装置から発生し評価結果の一例として、セシウム吸着装置から発生しると考えています。すでにゼオライトへの元素の分配係
た廃吸着塔中のゼオライトのインベントリ評価結果を図めることによって、両手法の不確実性の低減につながるめることによって、両手法の不確実性の低減につながるた廃吸着塔中のゼオライトのインベントリ評価結果を図た廃吸着塔中のゼオライトのインベントリ評価結果を図数の測定を開始しております。また、将来的には廃棄物
3 に示します。32 核種のインベントリを評価することにと考えています。すでにゼオライトへの元素の分配係数と考えています。すでにゼオライトへの元素の分配係数
3 に示します。32
核種のインベントリを評価することに3 に示します。32
核種のインベントリを評価することにを分析することによってインベントリを評価していく予成功しました。また、第二セシウム吸着装置のゼオライの測定を開始しております。また、将来的には廃棄物をの測定を開始しております。また、将来的には廃棄物を成功しました。また、第二セシウム吸着装置のゼオライ
成功しました。また、第二セシウム吸着装置のゼオライ
定ですが、多くの廃棄物の分析を実施することは困難でトに対しては 24 核種、除染装置のスラッジに対しては分析することによってインベントリを評価していく予定
分析することによってインベントリを評価していく予定
トに対しては核種、除染装置のスラッジに対してはトに対しては
24 24
核種、除染装置のスラッジに対してはあり、その分析結果の代表性に課題が残るため、今回構
10 核種のインベントリが評価できました。今回評価対ですが、多くの廃棄物の分析を実施することは困難であですが、多くの廃棄物の分析を実施することは困難であ
核種のインベントリが評価できました。今回評価対象
10 10
核種のインベントリが評価できました。今回評価対象
137Cs の濃度が最も高くなりまし
築した
2 つの評価法と合わせ、総合的により正確なイン象としたどの廃棄物も137
り、その分析結果の代表性に課題が残るため、今回構築
137CsCsとしたどの廃棄物もの濃度が最も高くなりました。 り、その分析結果の代表性に課題が残るため、今回構築としたどの廃棄物もの濃度が最も高くなりました。
ベントリデータセットの整備を目指していきます。
た。本評価方法では、多くの核種において汚染水中に含した
2 つの評価法と合わせ、総合的により正確なインベした
2 つの評価法と合わせ、総合的により正確なインベ
本評価方法では、多くの核種において汚染水中に含まれ本評価方法では、多くの核種において汚染水中に含まれまれるすべての量が処理装置によって除去されるとしてントリデータセットの整備を目指していきます。
ントリデータセットの整備を目指していきます。
るすべての量が処理装置によって除去されるとしている
るすべての量が処理装置によって除去されるとしているいるため、保守的な評価となっていますが、実際の廃棄ため、保守的な評価となっていますが、実際の廃棄物がため、保守的な評価となっていますが、実際の廃棄物が
平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究
平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開
平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開
開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《参考文献》 ・ 大井貴夫ほか、" 福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発 (3) 評価手法開発の概要 "、日本原子力学会
 大井貴夫ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
評価手法開発の概要”、日本原子力学会《参考文献》  大井貴夫ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
(3) (3)
評価手法開発の概要”、日本原子力学会《参考文献》
2015 2015
年秋の大会
I13（2015）． ．
年秋の大会
I13（2015）
2015 年秋の大会
I13（2015）．
・ 加藤潤ほか、"
福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発(5) 汚染水処理二次廃棄物の分析結果に基づ
 加藤潤ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
汚染水処理二次廃棄物の分析結果に基づく
 加藤潤ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
(5) (5)
汚染水処理二次廃棄物の分析結果に基づくく評価手法"、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I15（2015）．
評価手法”、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I15（2015）
評価手法”、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I15（2015）．．
・ 杉山大輔ほか、"
福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発(6) 汚染水処理二次廃棄物の解析的な推定手
汚染水処理二次廃棄物の解析的な推定 杉山大輔ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
 杉山大輔ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
(6) (6)
汚染水処理二次廃棄物の解析的な推定手
手法 "、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I16（2015）．
法”、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I16（2015）．
法”、日本原子力学会 2015 年秋の大会 I16（2015）．
・ 目黒義弘ほか、"
福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発(7) 汚染水処理二次廃棄物のインベントリ評
汚染水処理二次廃棄物のインベントリ 目黒義弘ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
 目黒義弘ほか、“福島第一事故廃棄物のインベントリ評価手法の開発
(7) (7)
汚染水処理二次廃棄物のインベントリ評
評価手法の比較"、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I17（2015）．
価手法の比較”、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I17（2015）
価手法の比較”、日本原子力学会
2015
年秋の大会
I17（2015）．．
《引用文献》[1] 西原健司ほか、"
福島第一原子力発電所の燃料組成評価"、JAEA-Data/Code、2012-018(2012).
《引用文献》[1] 西原健司ほか、“福島第一原子力発電所の燃料組成評価”、 JAEA-Data/Code、2012-018(2012).

《引用文献》 [1] 西原健司ほか、“福島第一原子力発電所の燃料組成評価”、 JAEA-Data/Code、2012-018 (2012).

47

 廃棄物の性状を理解する ）
3-3廃棄物の性状を理解する⑶
廃棄物の性状を理解する）
―水処理二次廃棄物の性状把握―
―水処理二次廃棄物の性状把握―
― 水処理二次廃棄物の性状把握―

環境技術開発センター 福島技術開発試験部 研究開発第  課 比内 浩、荒井 陽一、福田 裕平


環境技術開発センター
福島技術開発試験部研究開発第
研究開発第 1課環境技術開発センター
福島技術開発試験部
課 比内
比内浩、荒井浩、荒井陽一、福田
陽一、福田裕平
裕平

1F では、汚染水中の放射性核種の除去を目的として多核種除去設備が運転されています。本設備には、既設多1F1F
では、汚染水中の放射性核種の除去を目的としてでは、汚染水中の放射性核種の除去を目的として多核種除去設備、増設多核種除去設備及び高性能多核種除核種除去設備が運転されています。本設備には、既設多多核種除去設備が運転されています。本設備には、既設去設備の 3 種類があり、前処理設備と吸着塔で構成され核種除去設備、増設多核種除去設備及び高性能多核種除
多核種除去設備、増設多核種除去設備及び高性能多核種ています。既設多核種除去設備の前処理設備では、吸着去設備の 33種類があり、前処理設備と吸着塔で構成さ種類があり、前処理設備と吸着塔で構成され除去設備の塔での阻害因子である有機物の除去及びα核種の除去をています。既設多核種除去設備の前処理設備では、吸着れています。既設多核種除去設備の前処理設備では、吸目的とした鉄共沈処理工程と、Sr 吸着を阻害するアルカ
塔での阻害因子である有機物の除去及びα核種の除去を
着塔での阻害因子である有機物の除去及びα核種の除去
リ土類金属の除去を目的とした炭酸塩沈殿処理工程があ目的とした鉄共沈処理工程と、Sr 吸着を阻害するアルカを目的とした鉄共沈処理工程と、Sr吸着を阻害するア
り、汚染水処理に伴いスラリー状の二次廃棄物が発生しリ土類金属の除去を目的とした炭酸塩沈殿処理工程があ
ルカリ土類金属の除去を目的とした炭酸塩沈殿処理工程ます。また、多核種除去設備に使用される吸着塔も同様
り、汚染水処理に伴いスラリー状の二次廃棄物が発生しがあり、汚染水処理に伴いスラリー状の二次廃棄物が発に、放射性物質を吸着した廃吸着材が二次廃棄物としてます。また、多核種除去設備に使用される吸着塔も同様生します。また、多核種除去設備に使用される吸着塔も発生します。この様な二次廃棄物は、従来の原子力発電に、放射性物質を吸着した廃吸着材が二次廃棄物として同様に、放射性物質を吸着した廃吸着材が二次廃棄物と所で発生した廃棄物と性状が異なるため、廃棄物の処発生します。この様な二次廃棄物は、従来の原子力発電して発生します。この様な二次廃棄物は、従来の原子力
理・処分の安定性の見通しを得る上で、その中に含まれ所で発生した廃棄物と性状が異なるため、廃棄物の処発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため、廃棄物のる放射性核種の種類と放射能濃度や性状を詳細に把握す
理・処分の安定性の見通しを得る上で、その中に含まれることが不可欠になります。
処理・処分の安定性の見通しを得る上で、その中に含まる放射性核種の種類と放射能濃度や性状を詳細に把握す原子力機構では、鉄共沈及び炭酸塩沈殿の二次廃棄物
れる放射性核種の種類と放射能濃度や性状を詳細に把握ることが不可欠になります。
（以下、スラリーという）の採取を行うと共に、核燃料することが不可欠になります。
原子力機構では、鉄共沈及び炭酸塩沈殿の二次廃棄物
サイクル工学研究所に輸送し、粒度分布測定や放射化学
原子力機構では、鉄共沈及び炭酸塩沈殿の二次廃棄物（以下、スラリーという）の採取を行うと共に、核燃料分析を実施しています。また、廃吸着材の分析前処理方
サイクル工学研究所に輸送し、粒度分布測定や放射化学（以下、スラリーという）の採取を行うと共に、核燃料法の検討として、模擬廃棄物を用いた溶液化検討実験を分析を実施しています。また、廃吸着材の分析前処理方
サイクル工学研究所に輸送し、粒度分布測定や放射化学行っています。
法の検討として、模擬廃棄物を用いた溶液化検討実験を分析を実施しています。また、廃吸着材の分析前処理方
行っています。
法の検討として、模擬廃棄物を用いた溶液化検討実験を
 スラリーの粒度分布測定
行っています。
 スラリーの粒度分布測定
スラリーの長期保管の前処理として固液分離による水スラリーの長期保管の前処理として固液分離による水分除去処理が予定されており、固液分離技術の一種であ(1) スラリーの粒度分布測定
分除去処理が予定されており、固液分離技術の一種であるろ過法の採用が検討されています。その適用性を検討
スラリーの長期保管の前処理として固液分離による水るろ過法の採用が検討されています。その適用性を検討する上では、スラリーの粒子径データが必要です。そこ
分除去処理が予定されており、固液分離技術の一種であする上では、スラリーの粒子径データが必要です。そこ
で、スラリー粒子をマイクロスコープにより画像撮影し、るろ過法の採用が検討されています。その適用性を検討
で、スラリー粒子をマイクロスコープにより画像撮影し、その画像を解析することによる粒度分布測定法を構築し、する上では、スラリーの粒子径データが必要です。そこ
その画像を解析することによる粒度分布測定法を構築し、スラリーの粒度分布や平均粒子径を取得しました。
で、スラリー粒子をマイクロスコープにより画像撮影し、スラリーの粒度分布や平均粒子径を取得しました。
測定方法は、スラリーを少量採取し、脱イオン水にて
その画像を解析することによる粒度分布測定法を構築
500測定方法は、スラリーを少量採取し、脱イオン水にて倍程度に希釈・分散させ、この一部を精密ろ過フィし、スラリーの粒度分布や平均粒子径を取得しました。
500
倍程度に希釈・分散させ、この一部を精密ろ過フィ
ルター上に塗布して自然乾燥させました。このフィルタ
測定方法は、スラリーを少量採取し、脱イオン水にて
ルター上に塗布して自然乾燥させました。このフィルタ
ーは、放射性物質の飛散を防ぐため、マイラー膜ホルダ
500ーは、放射性物質の飛散を防ぐため、マイラー膜ホルダ倍程度に希釈・分散させ、この一部を精密ろ過フィにて密封し、画像観察用試料としました。マイクロスコ
にて密封し、画像観察用試料としました。マイクロスコ
ルター上に塗布して自然乾燥させました。このフィループを用いてこの試料の粒子画像を撮影しました。撮影
ープを用いてこの試料の粒子画像を撮影しました。撮影
ターは、放射性物質の飛散を防ぐため、マイラー膜ホルした粒子画像を解析し、粒度分布、平均粒子径のデータした粒子画像を解析し、粒度分布、平均粒子径のデータ
ダにて密封し、画像観察用試料としました。マイクロスを取得しました。検出可能な粒子径の範囲は 1 µｍ以上でを取得しました。検出可能な粒子径の範囲は 1 µｍ以上でコープを用いてこの試料の粒子画像を撮影しました。撮あり、また、円相当径を粒子径として解析しました。
あり、また、円相当径を粒子径として解析しました。
影した粒子画像を解析し、粒度分布、平均粒子径のデー
マイクロスコープでの観察結果から、鉄共沈スラリー
マイクロスコープでの観察結果から、鉄共沈スラリー
タを取得しました。検出可能な粒子径の範囲は1μｍ以については粒子状を呈していないことが分かり、鉄共沈については粒子状を呈していないことが分かり、鉄共沈上であり、また、円相当径を粒子径として解析しました。
スラリーのろ過方法の採用には工夫が必要なことが分か
スラリーのろ過方法の採用には工夫が必要なことが分か
マイクロスコープでの観察結果から、鉄共沈スラリー
りました
図1 。
炭酸塩スラリーの粒子画像を解析した結りました 図 1 。
炭酸塩スラリーの粒子画像を解析した結については粒子状を呈していないことが分かり、鉄共沈
果、粒度分布が初めて取得でき（個数
果、粒度分布が初めて取得でき 図
図22 、、平均粒子径
平均粒子径（個数スラリーのろ過方法の採用には工夫が必要なことが分か
基準）
は
メジアン径
µm、
基準）
は3.62
3.62µm、µm、
メジアン径（個数基準）（個数基準）はは 2.362.36 µm、検出された最大粒子径は
23.2
りました
（図 1）。炭酸塩スラリーの粒子画像を解析した
検出された最大粒子径は23.2µmµmでした。
でした。

48




D 炭酸塩スラリー        E 鉄共沈スラリー図 炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの外観と粒子画像
D 炭酸塩スラリー        E 鉄共沈スラリー図 炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの外観と粒子画像
炭酸塩スラリーは白色の粒子であるため、黒色に色付けされたフィルタ
ーを用いて撮影しました。鉄共沈スラリーは褐色であるため、白色のフ炭酸塩スラリーは白色の粒子であるため、黒色に色付けされたフィルタ
ィルターを用いて撮影しましたが、粒子状では無く、粒径を求めること
ーを用いて撮影しました。鉄共沈スラリーは褐色であるため、白色のフができませんでした。なお、鉄共沈スラリーに観察されたひび割れは、
ィルターを用いて撮影しましたが、粒子状では無く、粒径を求めること
乾燥によるものと推察されます。
ができませんでした。なお、鉄共沈スラリーに観察されたひび割れは、乾燥によるものと推察されます。

 スラリーの放射能分析

(2)
スラリーの放射能分析
 二次廃棄物に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度
スラリーの放射能分析
二次廃棄物に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度
は、廃棄物の処理・処分を評価する観点で重要な分析項
二次廃棄物に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度
は、廃棄物の処理・処分を評価する観点で重要な分析項目であり、それらの結果を基に早期に二次廃棄物中のイ
は、廃棄物の処理・処分を評価する観点で重要な分析項目であり、それらの結果を基に早期に二次廃棄物中のイ
ンベントリを評価することが望まれています。そこで、目であり、それらの結果を基に早期に二次廃棄物中のイ
ンベントリを評価することが望まれています。そこで、採取された鉄共沈及び炭酸塩スラリーについて放射化学
ンベントリを評価することが望まれています。そこで、分析を行い、スラリーの性状について調査しました。
採取された鉄共沈及び炭酸塩スラリーについて放射化学採取された鉄共沈及び炭酸塩スラリーについて放射化学分析を行い、スラリーの性状について調査しました。
スラリーの溶解は、硝酸による溶解を検討しましたが、分析を行い、スラリーの性状について調査しました。
スラリーの溶解は、硝酸による溶解を検討しましたが、残渣が発生したため、鉄共沈スラリーはアルカリ融解処
スラリーの溶解は、硝酸による溶解を検討しましたが、残渣が発生したため、鉄共沈スラリーはアルカリ融解処
理で、炭酸塩スラリーは硝酸と過酸化水素との混酸によ残渣が発生したため、鉄共沈スラリーはアルカリ融解処
理で、炭酸塩スラリーは硝酸と過酸化水素との混酸により溶解しました。これらの溶解液について、施設上の制理で、炭酸塩スラリーは硝酸と過酸化水素との混酸により溶解しました。これらの溶解液について、施設上の制限により公定分析法等を基に一部改善を加えた方法で、り溶解しました。これらの溶解液について、施設上の制限により公定分析法等を基に一部改善を加えた方法で、放射化学分析を実施しました。
限により公定分析法等を基に一部改善を加えた方法で、放射化学分析を実施しました。
放射化学分析を実施しました。

図  炭酸塩スラリーの粒度分布
図  炭酸塩スラリーの粒度分布
粒子径は数µm～数10µm の範囲で広く分散していることが確認さ
粒子径は数µm～数10µm の範囲で広く分散していることが確認さ
れました。
れました。



鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーにおいて共に、
3

H, 54Mn, 90Sr, 60Co, 137Cs が検出され、90Sr が支配的で結果、粒度分布が初めて取得でき（図 2）、平均粒子径（個した（表 1）。γ核種である 54Mn, 60Co, 137Cs はほぼ同様

数基準）は 3.62μm、メジアン径（個数基準）は 2.36μm、に濃縮されていました。3H については、汚染水と同レ検出された最大粒子径は 23.2μm でした。

ベルの濃度であり、スラリーの液体分に存在したものとの分析結果を比較しますと、鉄共沈と炭酸塩における 6U の濃縮と、鉄共沈における 6E の除去が推察されました。
表 各スラリーの放射能分析結果

汚染水の代表例として、核燃料サイクル工学研究所にて測定された 6$55< 出口水を例示します 表中の 。これらの値と各スラリーの分析結果を比較しますと、鉄共沈と炭酸塩における 6U の濃縮と、鉄共沈における 6E の除去が推察されました。

（単位：%TFP）

鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーにおいて共に、3H,
54Mn, 90Sr, 60Co, 137Cs が検出され、90Sr が支配的でした
表 1 。γ核種である 54Mn, 60Co, 137Cs はほぼ同様に濃縮されていました。3H については、汚染水と同レベルの推測されます。鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーでは濃度であり、スラリーの液体分に存在したものと推測さ
鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーにおいて共に、3H,共に微量ですがα線放出核種である
Pu や Am も検出されます。鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーでは共に微54Mn, 90Sr, 60Co, 137Cs が検出され、90Sr が支配的でした
れ、鉄共沈処理工程で除去しきれなかった
Pu や Am が量ですがα線放出核種である
Pu137
やCsAm
も検出され、鉄表
1 。γ核種である 54Mn, 60Co,
はほぼ同様に濃炭酸塩沈殿処理工程でも除去されていることが確認でき
共沈処理工程で除去しきれなかった
Pu や Am が炭酸塩
3H については、汚染水と同レベルの縮されていました。
ました。これらの放射化学分析により、インベントリ評
沈殿処理工程でも除去されていることが確認できました。
濃度であり、スラリーの液体分に存在したものと推測さ価の上で重要なデータを取得できました。
これらの放射化学分析により、インベントリ評価の上でれます。鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーでは共に微重要なデータを取得できました。
量ですがα線放出核種である
Pu や Am も検出され、鉄(3) Cs 吸着材の分析前処理方法の検討
共沈処理工程で除去しきれなかった
Pu や Am が炭酸塩
 &V 吸着材の分析前処理方法の検討
多核種除去設備に用いられる吸着材についても、その沈殿処理工程でも除去されていることが確認できました。
多核種除去設備に用いられる吸着材についても、その二次廃棄物の処理・処分の安全性の評価が必要です。放これらの放射化学分析により、インベントリ評価の上で二次廃棄物の処理・処分の安全性の評価が必要です。放射性核種等の分析には、試料を完全に溶液化した後、妨重要なデータを取得できました。
射性核種等の分析には、試料を完全に溶液化した後、妨害成分の除去や分析成分の濃縮等の前処理が必要です。
Cs
吸着材として用いられている難溶解性フェロシアン
害成分の除去や分析成分の濃縮等の前処理が必要です。
&V 吸着材の分析前処理方法の検討
Cs
吸着材として用いられている難溶解性フェロシアン
化合物について、溶液化に関する基礎データの取得のた多核種除去設備に用いられる吸着材についても、その化合物について、溶液化に関する基礎データの取得のため、模擬廃棄物試料の熱分解特性と、熱分解生成物の酸
二次廃棄物の処理・処分の安全性の評価が必要です。放め、模擬廃棄物試料の熱分解特性と、熱分解生成物の酸溶解性を調査しました。
射性核種等の分析には、試料を完全に溶液化した後、妨溶解性を調査しました。
害成分の除去や分析成分の濃縮等の前処理が必要です。
模擬廃棄物には交換容量の約 50% の Cs を吸着させた
模擬廃棄物には交換容量の約 50%の Cs を吸着させた
Cs
Cs 吸着材として用いられている難溶解性フェロシアン
吸着材を用いました。模擬廃棄物を電気炉において
Cs
吸着材を用いました。模擬廃棄物を電気炉において空化合物について、溶液化に関する基礎データの取得のた
空気雰囲気中で 400℃及び 500℃にて 1 ～ 3 時間保持し気雰囲気中で400℃及び 500℃にて 1～3 時間保持しましめ、模擬廃棄物試料の熱分解特性と、熱分解生成物の酸ました。熱分解特性の把握のために熱分解処理前後の赤た。熱分解特性の把握のために熱分解処理前後の赤外線
溶解性を調査しました。
外線吸収スペクトル及び重量を測定しました。熱分解生
吸収スペクトル及び重量を測定しました。熱分解生成物
模擬廃棄物には交換容量の約50%の Cs を吸着させた成物は硝酸、硫酸及び硝酸と過酸化水素の混酸による酸は硝酸、硫酸及び硝酸と過酸化水素の混酸による酸溶解
Cs
吸着材を用いました。模擬廃棄物を電気炉において空溶解を行い、溶解率の評価のために残渣の重量と溶解液を行い、溶解率の評価のために残渣の重量と溶解液中の気雰囲気中で400℃及び500℃にて 1～3 時間保持しまし中の Cs 濃度を測定しました。
Cs
濃度を測定しました。
た。熱分解特性の把握のために熱分解処理前後の赤外線
模擬廃棄物の熱分解処理において、加熱温度や時間に模擬廃棄物の熱分解処理において、加熱温度や時間に吸収スペクトル及び重量を測定しました。熱分解生成物
よる熱分解後の重量変化に差異は認められないことを確
よる熱分解後の重量変化に差異は認められないことを確
は硝酸、硫酸及び硝酸と過酸化水素の混酸による酸溶解
認しました。赤外線吸収スペクトルの測定結果より、熱認しました。赤外線吸収スペクトルの測定結果より、熱を行い、溶解率の評価のために残渣の重量と溶解液中の-1 が消分解処理後の試料はシアノ基のピーク（2000cm-1 が消2000 cm）
Cs分解処理後の試料はシアノ基のピーク
濃度を測定しました。
失していることを確認し、フェロシアン化合物が分解さ失していることを確認し、フェロシアン化合物が分解さ
模擬廃棄物の熱分解処理において、加熱温度や時間にれていることを確認しました 図 3 。500 ℃での熱分解生成物を用いてそれぞれの酸による溶解試験の結果、硝酸に対する溶解性は、硝酸濃度が高く溶解時間が長いほ（単位：%TFP）
ど高くなる傾向が認められ、濃硝酸 約13mol/L を用いど高くなる傾向が認められ、濃硝酸（約 13mol/L）を用た
4
時間の溶解では100%に近い溶解率に達しました。
れていることを確認しました 図 3 。500 ℃での熱分解
いた
4 時間の溶解では 100% に近い溶解率に達しました。
混酸では濃硝酸と同等の溶解率を示し、硫酸による溶解
生成物を用いてそれぞれの酸による溶解試験の結果、硝混酸では濃硝酸と同等の溶解率を示し、硫酸による溶解率は約 70％と低い傾向にありました。なお、吸着した酸に対する溶解性は、硝酸濃度が高く溶解時間が長いほ率は約70％と低い傾向にありました。なお、吸着した
Cs は、酸溶解条件には依存せず、多くの残渣が確認されど高くなる傾向が認められ、濃硝酸
約 13mol/L を用い
Cs
は、酸溶解条件には依存せず、多くの残渣が確認さた条件でも約90～100％と高い回収率が得られました。
た 4 時間の溶解では 100%に近い溶解率に達しました。
れた条件でも約
90 ～ 100％と高い回収率が得られまし
よって、濃硝酸または混酸を用いた酸溶解により全量溶
混酸では濃硝酸と同等の溶解率を示し、硫酸による溶解解が可能であり、吸着した元素の回収が可能であることた。よって、濃硝酸または混酸を用いた酸溶解により全率は約70％と低い傾向にありました。なお、吸着したが分かりました。
量溶解が可能であり、吸着した元素の回収が可能である
Cs は、酸溶解条件には依存せず、多くの残渣が確認され以上より、熱分解と酸溶解法を組合せた前処理により、ことが分かりました。
た条件でも約90～100％と高い回収率が得られました。
Cs以上より、を吸着した難溶解性フェロシアン化合物の溶液化の熱分解と酸溶解法を組合せた前処理により、よって、濃硝酸または混酸を用いた酸溶解により全量溶方法として採用できる見通しが得られました。
Cs を吸着した難溶解性フェロシアン化合物の溶液化の解が可能であり、吸着した元素の回収が可能であること
引き続き、Sr 吸着材などの他の吸着材についても分析方法として採用できる見通しが得られました。
が分かりました。
前処理方法の検討を進めていきます。
引き続き、Sr
吸着材などの他の吸着材についても分
以上より、熱分解と酸溶解法を組合せた前処理により、Cs析前処理方法の検討を進めていきます。
を吸着した難溶解性フェロシアン化合物の溶液化の方法として採用できる見通しが得られました。
引き続き、Sr 吸着材などの他の吸着材についても分析
前処理方法の検討を進めていきます。


図  フェロシアン化合物の熱分解に伴う赤外線吸収スペクト
ルの変化
熱分解処理後の試料には、 ㎝ 付近に検出されるシアノ基のピークの消失を確認しました。


れていることを確認しました（図 3）。500℃での熱分解
図
フェロシアン化合物の熱分解に伴う赤外線吸収スペクト
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」及び平成 26 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」による熱分解後の重量変化に差異は認められないことを確
ルの変化
生成物を用いてそれぞれの酸による溶解試験の結果、硝係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むもので認しました。赤外線吸収スペクトルの測定結果より、熱熱分解処理後の試料には、 ㎝ 付近に検出されるシアノ基のある。
酸に対する溶解性は、硝酸濃度が高く溶解時間が長いほ-1
分解処理後の試料はシアノ基のピーク
2000 cm が消ピークの消失を確認しました。
 福田裕平ほか、“福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査(1)
多核種除去設備スラリーの粒《参考文献》
度分布測定”、日本原子力学会 2015 年秋の大会予稿集、I10 (2015)．
失していることを確認し、フェロシアン化合物が分解さ 比内浩ほか、“福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査(2)
多核種除去設備スラリーの放射本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」及び平成
26 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」及び平成
26(2015).
年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に
化学分析”、日本原子力学会 2015 年秋の大会予稿集、I11に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むも係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むもので 荒井陽一ほか、“多核種除去設備の二次廃棄物に関する分析方法の検討(1) フェロシアン化合物の分析前処理方法の
のである。
ある。
検討”
、日本原子力学会
2015 年秋の大会予稿集、I12 (2015).
《参考文献》 ・ 福田裕平ほか、" 福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査(1) 多核種除去設備スラリーの 福田裕平ほか、“福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査(1)
多核種除去設備スラリーの粒《参考文献》

廃炉・汚染水対策チーム会合/第21 回事務局会議、資料
3-4 汚染水処理二次廃棄物の放射能評価のための多核種除粒度分布測定"、日本原子力学会
2015
年秋の大会予稿集、I10(2015)．
度分布測定”、日本原子力学会
2015
年秋の大会予稿集、I10(2015)．
去設備スラリー試料分析、(2015).
・ 比内浩ほか、"
福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査 多核種除去設備スラリーの放射(2) 多核種除去設備スラリーの放 比内浩ほか、“福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査(2)http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf
射化学分析"、日本原子力学会
2015
年秋の大会予稿集、I11(2015).
化学分析”、日本原子力学会
2015
年秋の大会予稿集、I11(2015).
・ 荒井陽一ほか、"多核種除去設備の二次廃棄物に関する分析方法の検討 (1)フェロシアン化合物の分析前処理方法
 荒井陽一ほか、“多核種除去設備の二次廃棄物に関する分析方法の検討(1)フェロシアン化合物の分析前処理方法のの検討"、日本原子力学会
2015
年秋の大会予稿集、I12(2015).
検討”、日本原子力学会 2015 年秋の大会予稿集、I12 (2015).
・ 廃炉・汚染水対策チーム会合/ 第2121回事務局会議、資料回事務局会議、資料
汚染水処理二次廃棄物の放射能評価のための多核種
 廃炉・汚染水対策チーム会合/第3-43-4
汚染水処理二次廃棄物の放射能評価のための多核種除除去設備スラリー試料分析、(2015).
去設備スラリー試料分析、(2015).
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf

49 水処理二次廃棄物の安定保管に向けて⑴
水処理二次廃棄物の安定保管に向けて  
3-4―廃ゼオライトの保管対策評価―

― 廃ゼオライトの保管対策評価 ―廃炉国際共同研究センター 保管機器健全性評価グループ 山岸 功、永 石隆二、佐藤 博之
廃炉国際共同研究センター 原子力基礎工学研究センター
保管機器健全性評価グループ
山岸 功、永石 隆二、佐藤博之
防食材料技術開発グループ加藤 千明
原子力基礎工学研究センター 防食材料技術開発グループ 加藤 千明㻌㻌㻌D 過酸化水素 +2 濃度と吸収線量の関係㻌

E 定常自然浸漬電位 (VS と過酸化水素 +2 濃度の関係

図 ガンマ線照射下のゼオライト共存系における水質分析結果とステンレス鋼の電位
希釈人工海水に吸着材 ゼオライト を共存させて照射すると、水の放射線分解で生じる過酸化水素 +2 の生成が大幅に抑制されることが分かりました（図 ａ））。また、ステンレス鋼の局部腐食発生のリスクは、定常自然浸漬電位 (63 が高いほど高まりますが、+2 濃度が低いほど電位は小さな値となりました 図 ｂ 。ゼオライトが共存する水の放射線分解では酸化剤 +2 の生成が抑制され、電位の上昇が抑えられることにより、ステンレス鋼の局部腐食発生リスクが低減されると考えられます。

汚染水処理では、ゼオライト鉱物系吸着材を充填した

汚染水処理では、ゼオライト鉱物系吸着材を充填した吸着塔により、放射性セシウム（Cs）を除去しています。
吸着塔により、放射性セシウム（Cs）を除去しています。
使用済の吸着塔は強い放射線を出すため、遮へい体に入使用済の吸着塔は強い放射線を出すため、遮へい体に入れて一時保管されていますが、長期間安全に保管するた
れて一時保管されていますが、長期間安全に保管するための課題の抽出と評価が必要です。例えば、初期の汚染めの課題の抽出と評価が必要です。例えば、初期の汚染
水には海水が高濃度で混入しており、水の放射線分解に
水には海水が高濃度で混入しており、水の放射線分解による水素発生量や吸着塔容器材料の腐食への影響に関す
よる水素発生量や吸着塔容器材料の腐食への影響に関する評価が重要です。原子力機構では、汚染水処理の初期る評価が重要です。原子力機構では、汚染水処理の初期に中心的に稼働したセシウム吸着装置（KURION：ゼに中心的に稼働したセシウム吸着装置（KURION：ゼオ
オライト吸着材 Herschelite）の使用済吸着塔を対象に、
ライト吸着材 Herschelite）の使用済吸着塔を対象に、水水素発生と腐食影響の評価に取組んできました。本稿で素発生と腐食影響の評価に取組んできました。本稿では、は、第二セシウム吸着装置（SARRY：ゼオライト吸着材
第二セシウム吸着装置（SARRY：ゼオライト吸着材 IE96
IE96 及びゼオライト類似吸着材 IE911）から発生する吸及びゼオライト類似吸着材 IE911）から発生する吸着塔
着塔について得られた成果も含め、主に腐食影響評価にについて得られた成果も含め、主に腐食影響評価に関す関する研究の進展を報告します。
る研究の進展を報告します。
(1)

ゼオライトによる局部腐食抑制機構の解明

 ゼオライトによる局部腐食抑制機構の解明
セシウム吸着塔はステンレス鋼（SUS316L）製ですが、セシウム吸着塔はステンレス鋼（SUS316L）製ですが、海水に含まれる塩化物イオン（Cl-）による局部腐食（孔海水に含まれる塩化物イオン
Cl- による局部腐食（孔食・すきま腐食）の発生が懸念されます。一般的に、ス
食・すきま腐食）の発生が懸念されます。一般的に、ス
テンレス鋼の定常自然浸漬電位（E SP）が局部腐食発生電
テンレス鋼の定常自然浸漬電位
ESP が局部腐食発生電
位（VC）を上回ると、局部腐食発生リスクが存在すると
位 VC を上回ると、局部腐食発生リスクが存在すると評評価できます。使用済吸着塔内には、ゼオライトを洗浄価できます。使用済吸着塔内には、ゼオライトを洗浄しした水が残り、放射性Cs から放射線が照射される環境
た水が残り、
放射性Cs
から放射線が照射される環境になになります。これを模擬するために、ガンマ線照射試験
ります。これを模擬するために、ガンマ線照射試験を行を行っています。これまでの研究により、水の放射線分っています。これまでの研究により、水の放射線分解で解で生じる酸化剤によって
E SP が上昇するため、放射線生じる酸化剤によってEが上昇するため、放射線によSP
によって局部腐食が発生するリスクが高まることを確認って局部腐食が発生するリスクが高まることを確認しましました。一方で、ゼオライトをステンレス鋼に接触さした。一方で、ゼオライトをステンレス鋼に接触させてせて照射すると、E sp の上昇が抑制され、ゼオライトが50

存在しない場合に比べて腐食発生リスクが大きく低下す照射すると、ESP の上昇が抑制され、ゼオライトが存在しることが分かりました。しかし、この腐食抑制効果が、ない場合に比べて腐食発生リスクが大きく低下すること
どの様な機構によって起こるのかが不明でした。
が分かりました。しかし、この腐食抑制効果が、どの様照射下の E sp 上昇抑制の機構は、ゼオライトが存在な機構によって起こるのかが不明でした。
することで放射線分解によって生じる酸化剤濃度が低減
照射下の Esp 上昇抑制の機構は、ゼオライトが存在すしたためと考えて、ガンマ線照射後にゼオライト接触水ることで放射線分解によって生じる酸化剤濃度が低減しの水質分析を行いました。その結果、希釈人工海水中でたためと考えて、ガンマ線照射後にゼオライト接触水のゼオライトを接触させた場合、水の放射線分解で生じ水質分析を行いました。その結果、希釈人工海水中でゼる過酸化水素（H2O2）の生成が大幅に抑制されることがオライトを接触させた場合、水の放射線分解で生じる過明らかになりました（図 1a）。この H2O2 生成の抑制効
酸化水素 H2O2 の生成が大幅に抑制されることが明ら
果はゼオライトの種類に依存しました。また、ステンレ
かになりました 図 1a 。この H2O2 生成の抑制効果はゼ
ス鋼の E sp は、H2O2 濃度と良い相関関係があり、E sp
オライトの種類に依存しました。また、ステンレス鋼のは H2O2 濃度が低いほど小さな値となりました（図 1b）。
Esp は、H2O2 濃度と良い相関関係があり、Esp は H2O2 濃E sp が高いほどステンレス鋼の局部腐食の発生リスクが度が低いほど小さな値となりました 図 1b 。Esp が高い
高まります。ゼオライトが共存する水の放射線分解では、ほどステンレス鋼の局部腐食の発生リスクが高まります。
酸化剤（H2O2）の生成が抑制され、E sp の上昇が抑制さ
ゼオライトが共存する水の放射線分解では、酸化剤れることを確認できました。この機構によって、ステン
H2O2 の生成が抑制され、Esp の上昇が抑制されることレス鋼の局部腐食の発生リスクが低減されると考えられを確認できました。この機構によって、ステンレス鋼のます。
局部腐食の発生リスクが低減されると考えられます。
(2)

ゼオライトと海水混合物の加熱試験

 ゼオライトと海水混合物の加熱試験
吸 着 塔 の 残 留 水 の 性 状 を 調 べ る た め、 使 実 規 模 の吸着塔の残留水の性状を調べるため、使実規模のSARRY 吸着塔に NaCl 水（Cl- 濃度 :5000ppm）を充填
SARRY
吸着塔に NaCl 水（Cl-濃度:5000 ppm）を充填
後、実際の保管手順に近い洗浄排水操作を実施しました。
後、実際の保管手順に近い洗浄排水操作を実施しました。
KURION
吸着塔を用いた洗浄試験と同様に、塔内に残KURION
吸着塔を用いた洗浄試験と同様に、塔内に残留留する水量と Cl 重量から、保管開始時の残留水中
Clする水量とCl重量から、保管開始時の残留水中
Cl-濃度
濃度は数十 ppm 程度であると推定されました。この様は数十
ppm 程度であると推定されました。この様に Clに Cl 濃度が希薄である保管の初期状態では、ゼオライ
濃度が希薄である保管の初期状態では、ゼオライトによトによる照射下の腐食抑制効果もあり、腐食発生リスク
る照射下の腐食抑制効果もあり、腐食発生リスクは低減は低減されると考えられます。保管が長期に渡ると Cs

- 濃度 / -添加前Cl-濃度[-]-濃度[-]
添加後Cl
添加後Cl
濃度 / 添加前Cl

φ2.0mm1.3

測定値
Cl - が吸着材に侵入しない場合
Cl - が吸着材に侵入する場合
測定値
Cl - が吸着材に侵入しない場合
Cl - が吸着材に侵入する場合

1.2
1.3

1.1
1.2

加熱面
60℃

φ2.0mm
高
さ

加熱面
60℃

高
さ

1.0
1.1

径方向

0.9
1.0
0.8
0.9

0.00

0.05

0.35

0.40

0.00 0.05 0.10 0.15 0.20 0.25 0.30 0.35（a）IE96を添加した希釈海水のCl -濃度の変化
IE96含水率[-]

0.40

0.8

0.10

0.15 0.20 0.25
IE96含水率[-]0.30（a）IE96を添加した希釈海水のCl -濃度の変化

1.89

Cl -析出濃度（mg/g）
1.89（b）SUS容器外観

Cl -析出濃度（mg/g）-析出Cl高濃度Cl
析
径方向
出
Cl 濃
高濃度Cl-析出析度出濃（c）SUS容器外部加熱試験結果
度（b）SUS容器外観（c）SUS容器外部加熱試験結果

図 ゼオライトへの塩水吸収試験及び加熱時の塩分移動性試験の結果
）。ゼオライト細孔に水分子が浸入し、&Oイオンは乾燥したゼオライトを希釈人工海水に添加すると、&O濃度が増加しました（図 （D）
図
ゼオライトへの塩水吸収試験及び加熱時の塩分移動性試験の結果
侵入しない仮定式で実験値を整理できることから、&O イオンはゼオライト粒子の間隙水に主に存在すると推定されます。また、ゼオラ
イトと希釈人工海水をステンレス鋼製容器に充填して蓋を付け（図（E））
、容器を外部から加熱した試験では、水が蒸発する吸着材粒
乾燥したゼオライトを希釈人工海水に添加すると、&O
濃度が増加しました（図（D））
。ゼオライト細孔に水分子が浸入し、&Oイオンは

子上に、不揮発性の塩化物が多く析出しました（図 （F））
。実際の &V 崩壊熱では、ゼオライト層中心部（高温部）で水分蒸発と塩析出
侵入しない仮定式で実験値を整理できることから、&O
イオンはゼオライト粒子の間隙水に主に存在すると推定されます。また、ゼオラが起こることを示唆しています。
イトと希釈人工海水をステンレス鋼製容器に充填して蓋を付け（図（E））
、容器を外部から加熱した試験では、水が蒸発する吸着材粒
子上に、不揮発性の塩化物が多く析出しました（図 （F））
。実際の &V 崩壊熱では、ゼオライト層中心部（高温部）で水分蒸発と塩析出
オライトの粒子上に塩化物の析出が多く見られました。
崩壊熱によって残留水が蒸発し、
Cl- イオンの濃縮によっ（蓋なし）した加熱試験では、蒸発面となる上部ゼオラ
されると考えられます。
保管が長期に渡るとCs 崩壊熱にが起こることを示唆しています。
一方、孔のある蓋を付けた容器（図 2（b）の加熱試験では、て腐食のリスクが高まります。このため、ゼオライト共-イオンの濃縮によって腐食のイトの粒子上に塩化物の析出が多く見られました。
一方、よって残留水が蒸発し、Cl（蓋なし）した加熱試験では、蒸発面となる上部ゼオラ
されると考えられます。
保管が長期に渡ると Cs 崩壊熱に
下部円周部に塩化物の析出が多く見られました
（図 2
（c）。
存下での Cl- イオン濃縮挙動を調べました。
孔のある蓋を付けた容器（図2（b））の加熱試験では、リスクが高まります。このため、ゼオライト共存下での-イオンの濃縮によって腐食のイトの粒子上に塩化物の析出が多く見られました。
一方、よって残留水が蒸発し、Cl
水の蒸発と凝縮が繰り返される過程で、Clイオンが間
多孔質ゼオライト粒子層を水で満たすと、粒子間隙と下部円周部に塩化物の析出が多く見られました（図 2（c））。
Cl イオン濃縮挙動を調べました。
孔のある蓋を付けた容器（図2（b））の加熱試験では、リスクが高まります。このため、ゼオライト共存下での隙水と共に髙温の蒸発面に移動・析出したと考えられま
粒子内細孔に水が分配されますが、Clイオンがどこに水の蒸発と凝縮が繰り返される過程で、Cl イオンが間隙
多孔質ゼオライト粒子層を水で満たすと、粒子間隙と-イオン濃縮挙動を調べました。
下部円周部に塩化物の析出が多く見られました（図 2（c））。
Cl
す。同形状の石英容器を用いた試験では、蓋がない場合分配されるのかを調べました。加熱乾燥、吸湿、加水に
粒子内細孔に水が分配されますが、Cl-イオンがどこに分水と共に髙温の蒸発面に移動・析出したと考えられます。
水の蒸発と凝縮が繰り返される過程で、Cl
多孔質ゼオライト粒子層を水で満たすと、粒子間隙とイオンが間隙はゼオライトの上部から乾燥が始まり、蓋がある場合はよって含水率の異なるゼオライト（IE96）を調整し、希配されるのかを調べました。加熱乾燥、吸湿、加水によ同形状の石英容器を用いた試験では、蓋がない場合はゼ
粒子内細孔に水が分配されますが、Cl-イオンがどこに分水と共に髙温の蒸発面に移動・析出したと考えられます。
下部から乾燥が進行することも確認しました。この様な      
釈人工海水（Cl- 濃度 1200ppm）に添加・撹拌しました。
って含水率の異なるゼオライト（IE96）を調整し、希釈
オライトの上部から乾燥が始まり、蓋がある場合は下部配されるのかを調べました。加熱乾燥、吸湿、加水によ同形状の石英容器を用いた試験では、蓋がない場合はゼ析出傾向は、Herschelite 吸着材を用いても観察され、この時の Cl- 濃度の変化を図2（a）に示します。図の破人工海水(Cl-濃度
1200ppm)に添加・撹拌しました。
このから乾燥が進行することも確認しました。この様な析出
って含水率の異なるゼオライト（IE96）を調整し、希釈
オライトの上部から乾燥が始まり、蓋がある場合は下部
60℃よりも 80℃の方が、析出部位が明確になりました。     
線は水とClイオンが粒子内の細孔に浸入する場合、実時の Cl-濃度の変化を図 2（a）に示します。図の破線は
傾向は、Herschelite 吸着材を用いても観察され、60℃よ人工海水(Cl-濃度
1200ppm)に添加・撹拌しました。
このから乾燥が進行することも確認しました。この様な析出
崩壊熱によって吸着塔（吸着線は水のみが細孔に浸入する場合を仮定しています。測水とCl-イオンが粒子内の細孔に浸入する場合、実線は水りも実際の吸着塔では、Cs80℃の方が、析出部位が明確になりました。
時のCl-濃度の変化を図 2（a）に示します。図の破線は
傾向は、Herschelite 吸着材を用いても観察され、60℃よ材）の中央部が高温になると推定されます。本試験の容定値と実線の一致で示される様に、水分子は細孔に侵入
実際の吸着塔では、Cs 崩壊熱によって吸着塔（吸着材）
のみが細孔に浸入する場合を仮定しています。測定値と水とCl-イオンが粒子内の細孔に浸入する場合、りも80℃の方が、析出部位が明確になりました。
実線は水器外部加熱では壁面温度が高く、中央部の温度が低いた
しますが、Clイオンは浸入せず、主に粒子間隙水に存の中央部が高温になると推定されます。本試験の容器外
実線の一致で示される様に、水分子は細孔に侵入します
実際の吸着塔では、
Cs 崩壊熱によって吸着塔（吸着材）
のみが細孔に浸入する場合を仮定しています。測定値とめ、実際の温度分布と逆であることに留意する必要があ
在すると推定されます。これは、ゼオライトが陰電場を部加熱では壁面温度が高く、中央部の温度が低いため、が、Cl–イオンは浸入せず、主に粒子間隙水に存在するとの中央部が高温になると推定されます。本試験の容器外
実線の一致で示される様に、水分子は細孔に侵入します
ります。つまり、実際の吸着塔の塩分移動挙動では、間有する陽イオン交換体であることと関係していると考え実際の温度分布と逆であることに留意する必要がありま
推定されます。これは、ゼオライトが陰電場を有する陽–部加熱では壁面温度が高く、中央部の温度が低いため、が、Cl
イオンは浸入せず、主に粒子間隙水に存在すると
隙水の塩化物が吸着材中央部へ移動・析出し、容器壁付られます。なお、仮定式では、細孔水と間隙水の境界をす。つまり、実際の吸着塔の塩分移動挙動では、間隙水
イオン交換体であることと関係していると考えられます。
実際の温度分布と逆であることに留意する必要がありま
推定されます。これは、ゼオライトが陰電場を有する陽近の Cl- 濃度が低下する可能性を示唆しています。電力設定する必要がありますが、水蒸気吸着法によって相対の塩化物が吸着材中央部へ移動・析出し、容器壁付近のなお、仮定式では、細孔水と間隙水の境界を設定する必す。つまり、実際の吸着塔の塩分移動挙動では、間隙水
イオン交換体であることと関係していると考えられます。
中央研究所では、小型吸着塔模型内のゼオライト充填層
湿度 100％での含水率を 0.196（細孔水 19.6wt% 相当）
Cl-濃度が低下する可能性を示唆しています。電力中央研
要がありますが、水蒸気吸着法によって相対湿度 100％
中心部をヒーターで加熱する試験を実施し、塔底部の残の塩化物が吸着材中央部へ移動・析出し、容器壁付近のなお、仮定式では、細孔水と間隙水の境界を設定する必と定めました。
究所では、小型吸着塔模型内のゼオライト充填層中心部
での含水率を 0.196（細孔水 19.6wt%相当）と定めまし
留水に含まれる Cl- 濃度が加熱時間と伴に減少し、ヒー
易動性の間隙水に存在する Cl- イオンが加熱時にどのCl-濃度が低下する可能性を示唆しています。電力中央研
要がありますが、水蒸気吸着法によって相対湿度
100％をヒーターで加熱する試験を実施し、塔底部の残留水にた。
ター付近に塩化物が濃縮されることを確認しました [1]。
様に濃縮されるのか調べました。ゼオライトと希釈人
究所では、小型吸着塔模型内のゼオライト充填層中心部
での含水率を
0.196（細孔水 19.6wt%相当）と定めまし含まれる Cl-濃度が加熱時間と伴に減少し、ヒーター付近
易動性の間隙水に存在する Cl-イオンが加熱時にどの様
SUS 容器と小型吸着塔模型試験で観察された現象は、
工海水の混合物を SUS316L 製容器（内部φ 25mm ×をヒーターで加熱する試験を実施し、塔底部の残留水にた。
に濃縮されるのか調べました。ゼオライトと希釈人工海に塩化物が濃縮されることを確認しました[1]。SUS 容器
実際の吸着塔内の水の蒸発に伴って容器材付近のCl- 濃
H50mm）に、高さ40mmまで充填し、容器の側面と底含まれるCl-濃度が加熱時間と伴に減少し、ヒーター付近
易動性の間隙水に存在する Cl イオンが加熱時にどの様
水 の 混 合 物 を SUS316L 製 容 器 内 部 φ 25mm ×と小型吸着塔模型試験で観察された現象は、実際の吸着度が低下し、腐食発生リスクが低減される可能性を示し部をアルミブロックで外部から加熱しました。乾燥後のに濃縮されるのか調べました。ゼオライトと希釈人工海に塩化物が濃縮されることを確認しました[1]。
SUS 容器
H50mm に、高さ 40mm まで充填し、容器の側面と底部
塔内の水の蒸発に伴って容器材付近の Cl-濃度が低下し、ています。この現象は、保管対策検討において非常に重ゼオライトを鉛直、径方向に採取し、塩分を水洗回収し水の 混 合 物 を SUS316L 製 容 器 内 部 φ 25mm ×と小型吸着塔模型試験で観察された現象は、実際の吸着をアルミブロックで外部から加熱しました。乾燥後のゼ腐食発生リスクが低減される可能性を示しています。こ要で、実規模で検証する試験を準備しています。
て、塩化物の析出分布を測定しました。SUS
容器上部を
H50mm
に、高さ 40mm まで充填し、容器の側面と底部
塔内の水の蒸発に伴って容器材付近のCl-濃度が低下し、オライトを鉛直、径方向に採取し、塩分を水洗回収して、の現象は、保管対策検討において非常に重要で、実規模開放（蓋なし）した加熱試験では、蒸発面となる上部ゼをアルミブロックで外部から加熱しました。乾燥後のゼ腐食発生リスクが低減される可能性を示しています。こ
塩化物の析出分布を測定しました。SUS 容器上部を開放で検証する試験を準備しています。
オライトを鉛直、径方向に採取し、塩分を水洗回収して、の現象は、保管対策検討において非常に重要で、実規模本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力
塩化物の析出分布を測定しました。SUS
容器上部を開放で検証する試験を準備しています。
機構が実施した「平成 25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策

機構が実施した「平成 25 年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRID の一員として実施した研究成果を含むものである。
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRIDの一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、資源エネルギー庁からの委託事業として技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）が受託しその組合員である原子力《参考文献》
・ I. Yamagishi, et al., "Characterization andstorageof radioactive zeolite waste", J. Nucl. Sci. Technol. 51, 1044
 I.25
Yamagishi,
et al., “Characterization and storage of radioactive zeolite
waste”, J. Nucl. Sci. Technol. 51,
機構が実施した「平成年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」の成果及び平成
25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策《参考文献》(2014).
1044(2014).
事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構がIRIDの一員として実施した研究成果を含むものである。
・ 加藤千明 他 , " ガンマ線照射下における希釈海水を含むゼオライト中ステンレス鋼の局部腐食挙動 ", 日本原子力 加藤千明他,et“ガンマ線照射下における希釈海水を含むゼオライト中ステンレス鋼の局部腐食挙動”
日本原
I. Yamagishi,al., “Characterization and storage of radioactive zeolite waste”, J. Nucl. Sci. Technol.
51,《参考文献》
学会和文論文誌 , 14, 181 (2015).
子力学会和文論文誌,
14, 181 (2015).
1044 (2014).
・ C. Kato, et al., "Effects of Gamma-Ray Irradiation on Spontaneous Potential of Stainless Steel in Zeolite C.
Kato, et 他,
al.,“ガンマ線照射下における希釈海水を含むゼオライト中ステンレス鋼の局部腐食挙動”“Effects of Gamma-Ray Irradiation on Spontaneous Potential of Stainless Steel in 日本原
加藤千明
Containing Diluted Artificial Seawater", Proceeding of 17th International
Conference on Environmental
Zeolite-Containing
子力学会和文論文誌,Diluted
14, 181Artificial(2015). Seawater”, Proceeding of 17th International Conference on
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, Aug. 9-12, Ottawa, Canada (2015).
Degradationof Materials
in Nuclear
Systems,
Aug. 9-12,
Ottawa, Canada, Environmental
C. Kato, et al., “Effects
of Gamma-Ray
Irradiation
onPower
Spontaneous
Potential
of StainlessSteel in (2015).
・ 山岸功 他 , " 廃ゼオライト長期保管方策の検討 ,8; SUS 容器の外部加熱によるゼオライト乾燥試験", 日本原子力 山岸功
他, “廃ゼオライト長期保管方策の検討,8;
SUS 容器の外部加熱によるゼオライト乾燥試験”
Zeolite-Containing
Diluted Artificial Seawater”, Proceedingof 17th International Conference on , 日本原学会 2015 年秋の大会 , 予稿集 , I08 (2015).
《引用文献》
子力学会
2015 年秋の大会,
予稿集,
I08 (2015).
Environmental
Degradationof Materials
in Nuclear Power Systems, Aug. 9-12, Ottawa, Canada, (2015).
《引用文献》 [1] 宇留賀和義
他 , " 廃ゼオライト長期保管方策の検討,9; 可視化模型の内部加熱による乾燥試験", 日本原子力学会[1] 宇留賀和義
他, “廃ゼオライト長期保管方策の検討,9;
可視化模型の内部加熱による乾燥試験”, 日本原子《引用文献》

 山岸功 他, “廃ゼオライト長期保管方策の検討,8; SUS 容器の外部加熱によるゼオライト乾燥試験”, 日本原2015 力学会
年秋の大会,年秋の大会,
予稿集, I09予稿集,(2015).
2015
I09(2015).
子力学会
2015
年秋の大会,
予稿集,
I08(2015).
[1] 宇留賀和義 他, “廃ゼオライト長期保管方策の検討,9; 可視化模型の内部加熱による乾燥試験”, 日本原子力学会 2015 年秋の大会, 予稿集, I09 (2015).

51

3-5 水処理二次廃棄物の安定保管に向けて⑵― 処理技術カタログの整備と基礎試験による技術情報の拡充 ―水処理二次廃棄物の安定保管に向けて（）
水処理二次廃棄物の安定保管に向けて（）
環境技術開発センター
廃棄物処理技術グループ 佐藤 淳也、鈴木 眞司、中川 明憲、加藤 潤、榊原 哲朗、中澤 修―処理技術カタログの整備と基礎試験による技術情報の拡充――処理技術カタログの整備と基礎試験による技術情報の拡充―

環境技術開発センター 基盤技術研究開発部 目黒 義弘
環境技術開発センター
廃棄物処理技術グループ
佐藤
淳也、鈴木
眞司、中川
明憲、加藤
潤、榊原
哲朗、中澤
修修
環境技術開発センター
廃棄物処理技術グループ
佐藤
淳也、鈴木
眞司、中川
明憲、加藤
潤、榊原
哲朗、中澤
再処理技術開発センター
環境保全部
処理第２課
佐藤 史紀、山下昌昭、助川博文
環境技術開発センター
基盤技術研究開発部
目黒
義弘
環境技術開発センター
基盤技術研究開発部
目黒
義弘
再処理技術開発センター
環境保全部
処理第２課
佐藤
史紀、山下
昌昭、助川
博文
再処理技術開発センター
環境保全部
処理第２課
佐藤
史紀、山下
昌昭、助川
博文
するデータを収集し、情報をカタログに追加しています。
1F 原子炉施設内には、破損した燃料等に接触し 137Cs

1F1F
原子炉施設内には、破損した燃料等に接触し137Cs等の放射性核種で汚染された冷却水が大量に発生するた原子炉施設内には、破損した燃料等に接触し Cs137等の放射性核種で汚染された冷却水が大量に発生するため、汚染廃水の低減及び有効利用の観点から放射性核種
等の放射性核種で汚染された冷却水が大量に発生するため、汚染廃水の低減及び有効利用の観点から放射性核種を取り除いて冷却に再利用しています。この放射性核種
め、汚染廃水の低減及び有効利用の観点から放射性核種を取り除いて冷却に再利用しています。この放射性核種を取り除いて冷却に再利用しています。この放射性核種を取り除く処理工程からは、放射性核種を含んだ様々なを取り除く処理工程からは、放射性核種を含んだ様々なを取り除く処理工程からは、放射性核種を含んだ様々な廃棄物（水処理二次廃棄物）が発生していますが、将来廃棄物（水処理二次廃棄物）が発生していますが、将来廃棄物（水処理二次廃棄物）が発生していますが、将来的にはこれらの廃棄物も他の放射性廃棄物と同様に、処的にはこれらの廃棄物も他の放射性廃棄物と同様に、処的にはこれらの廃棄物も他の放射性廃棄物と同様に、処分するために固型化などの処理を行う必要があります。
分するために固型化などの処理を行う必要があります。
分するために固型化などの処理を行う必要があります。
原子力機構では、水処理二次廃棄物も含め 1F で発生
原子力機構では、
水処理二次廃棄物も含め
1F1F
で発生し
原子力機構では、
水処理二次廃棄物も含めで発生しした放射性廃棄物の将来の安全な処理を実現するため、た放射性廃棄物の将来の安全な処理を実現するため、放た放射性廃棄物の将来の安全な処理を実現するため、放放射性廃棄物を対象とする実用的な処理技術の調査を行
射性廃棄物を対象とする実用的な処理技術の調査を行い、射性廃棄物を対象とする実用的な処理技術の調査を行い、い、カタログ化を進めています。また、カタログを整備
カタログ化を進めています。また、カタログを整備する
カタログ化を進めています。また、カタログを整備するする過程で不十分な技術情報については、基礎試験を行過程で不十分な技術情報については、基礎試験を行い、過程で不十分な技術情報については、基礎試験を行い、い、カタログデータに充当する研究も進めています。
カタログデータに充当する研究も進めています。
カタログデータに充当する研究も進めています。
本報告では、これまでに作成した実用処理技術のカタ
本報告では、これまでに作成した実用処理技術のカタ
本報告では、これまでに作成した実用処理技術のカタ
ログと、多核種除去設備 ALPS から発生する廃棄物につログと、多核種除去設備
ALPSから発生する廃棄物につログと、多核種除去設備
ALPSから発生する廃棄物について実施した基礎試験の結果について紹介します。
いて実施した基礎試験の結果について紹介します。
いて実施した基礎試験の結果について紹介します。
(1) 実用処理技術カタログの整備
実用処理技術カタログの整備(1)(1) 実用処理技術カタログの整備
2013
年に国内外の処理技術を報告していますが、カ2013
年に国内外の処理技術を報告していますが、カタ2013
年に国内外の処理技術を報告していますが、カタ
タログ化を進めるため、詳細な文献調査を行いました。
ログ化を進めるため、詳細な文献調査を行いました。調
ログ化を進めるため、詳細な文献調査を行いました。調
調査には
IAEA
の文献データベース
INIS
を用い、技術査にはIAEAの文献データベース
INIS
を用い、技術概査にはIAEAの文献データベース
INIS
を用い、技術概概要、適用廃棄物、プロセスフロー、処理能力及び廃棄
要、適用廃棄物、プロセスフロー、処理能力及び廃棄体
要、適用廃棄物、プロセスフロー、処理能力及び廃棄体
体特性、安全操作性、国内外の実績などの観点でまとめ特性、安全操作性、国内外の実績などの観点でまとめま
特性、安全操作性、国内外の実績などの観点でまとめまました。整理した処理技術を表1 に示します。カタロ
した。整理した処理技術を表1 に示します。カタログのした。整理した処理技術を表1 に示します。カタログのグの項目は、水処理二次廃棄物の処理技術として比較検
項目は、水処理二次廃棄物の処理技術として比較検討す項目は、水処理二次廃棄物の処理技術として比較検討するために必要な情報ですが、例えば表1 のジオポリマー討するために必要な情報ですが、例えば表1 のジオポるために必要な情報ですが、例えば表1 のジオポリマー固化技術については固化体性能の情報が不十分であったリマー固化技術については固化体性能の情報が不十分で固化技術については固化体性能の情報が不十分であったことから、この次に述べる基礎試験において関連するデあったことから、この次に述べる基礎試験において関連ことから、この次に述べる基礎試験において関連するデ表
カタログに整理した技術の一覧
表
カタログに整理した技術の一覧
国内外で放射性廃棄物に対して実績のある処理技術について、
国内外で放射性廃棄物に対して実績のある処理技術について、文献を調査しました。
文献を調査しました。
廃棄物分類
減容技術
廃棄物分類
減容技術

廃棄体化技術
廃棄体化技術・セメント混練固化
・セメント混練固化
・ジオポリマー固化
・ジオポリマー固化
・水ガラス固化
・水ガラス固化
・アスファルト固化
・アスファルト固化・脱水処理・プラスチック固化・脱水処理・プラスチック固化
・ガラス固化
粉粒体等廃 ・乾燥処理
・ガラス固化
粉粒体等廃 ・乾燥処理
棄物
・焼却処理
・溶融固化
棄物
・焼却処理
・溶融固化
・ガス化処理 ・焼結固化
・ガス化処理 ・焼結固化
・水熱固化
・水熱固化
・HIP（Hot Isostatic
・HIP（Hot Isostatic
Pressing）固化
Pressing）固化
・ペレット成型・圧縮固化
・ペレット成型・圧縮固化
・圧縮処理
・圧縮処理
・溶融処理
・溶融処理
雑固体
・切断処理
雑固体
・切断処理 ・モルタル充填固化
・モルタル充填固化
廃棄物
・粉砕処理
廃棄物
・粉砕処理
・焼却処理
・焼却処理
・ガス化処理・ガス化処理52

ータを収集し、情報をカタログに追加しています。
また、
また、焼結固化技術などの情報にも不十分な点があるこータを収集し、情報をカタログに追加しています。
また、焼結固化技術などの情報にも不十分な点があることから、とから、次年度の基礎試験によりデータを収集し、カタ焼結固化技術などの情報にも不十分な点があることから、次年度の基礎試験によりデータを収集し、カタログの整
ログの整備をさらに進める予定です。
次年度の基礎試験によりデータを収集し、カタログの整備をさらに進める予定です。
 
備をさらに進める予定です。
(2)

基礎試験①

吸着材の前処理試験

  放射性核種を取り除くため
基礎試験①
吸着材の前処理試験
基礎試験①
吸着材の前処理試験
ALPS で使用されている材
放射性核種を取り除くためALPSで使用されている材
放射性核種を取り除くためALPSで使用されている材
料（吸着材）には、有機成分が含まれています。有機成料料
吸着材には、有機成分が含まれています。有機成分
吸着材 には、有機成分が含まれています。有機成分
分は加熱による分解が可能ですので、廃棄物の量を減らは加熱による分解が可能ですので、廃棄物の量を減らす
は加熱による分解が可能ですので、廃棄物の量を減らすすため、固める前に加熱処理することを検討しています。
ため、固める前に加熱処理することを検討しています。
ため、固める前に加熱処理することを検討しています。
そこで、今後の固化試験に向けて、加熱処理により吸着
そこで、今後の固化試験に向けて、加熱処理により吸着
そこで、今後の固化試験に向けて、加熱処理により吸着材の量がどの程度減少するか、どの程度の温度で含まれ材の量がどの程度減少するか、どの程度の温度で含まれ材の量がどの程度減少するか、どの程度の温度で含まれている有機成分が分解されるのか試験を行いました。
ている有機成分が分解されるのか試験を行いました。
ている有機成分が分解されるのか試験を行いました。
今回は、ALPS で使用されている吸着材のうち、活性
今回は、ALPSで使用されている吸着材のうち、活性
今回は、ALPSで使用されている吸着材のうち、活性炭、銀添着活性炭、キレート樹脂、イオン交換樹脂の 4
炭、銀添着活性炭、キレート樹脂、イオン交換樹脂の 
炭、銀添着活性炭、キレート樹脂、イオン交換樹脂の種類を対象に、加熱前後の重量減少やゆっくりと温度を種類を対象に、加熱前後の重量減少やゆっくりと温度を種類を対象に、加熱前後の重量減少やゆっくりと温度を上げた際の重量の変化TG（TG
分析）を測定しました。その上げた際の重量の変化
分析を測定しました。
その結上げた際の重量の変化 TG
分析を測定しました。
その結結果、活性炭と銀添着活性炭では加熱後の重量は加熱前
果、活性炭と銀添着活性炭では加熱後の重量は加熱前の果、活性炭と銀添着活性炭では加熱後の重量は加熱前のの 1% 以下となり、ほとんど残らないことが分かりまし1%以下となり、ほとんど残らないことが分かりました。
1%以下となり、ほとんど残らないことが分かりました。
た。一方、キレート樹脂とイオン交換樹脂は20% 程度一方、キレート樹脂とイオン交換樹脂は20%程度が残り
一方、キレート樹脂とイオン交換樹脂は20%程度が残りが残りましたが、元々含まれていた無機成分と考えられましたが、元々含まれていた無機成分と考えられます。
ましたが、元々含まれていた無機成分と考えられます。
ます。いずれの吸着材も600℃以上の加熱で完全に処理
いずれの吸着材も600℃以上の加熱で完全に処理できるいずれの吸着材も600℃以上の加熱で完全に処理できるできる可能性が示されました。加熱処理前後の試料外観可能性が示されました。加熱処理前後の試料外観の一例
可能性が示されました。加熱処理前後の試料外観の一例の一例を図1 に示します。今後は、加熱した際に吸着しを図1 に示します。今後は、加熱した際に吸着していたを図1 に示します。今後は、加熱した際に吸着していたていた放射性核種がどの様に移動するのかを調査し、実放射性核種がどの様に移動するのかを調査し、実際の処
放射性核種がどの様に移動するのかを調査し、実際の処際の処理に必要な情報として整理していきたいと考えて理に必要な情報として整理していきたいと考えています。
理に必要な情報として整理していきたいと考えています。
います。

 
図
焼成前後のキレート樹脂の外観
図
焼成前後のキレート樹脂の外観
加熱処理前後のキレート樹脂の外観です。左が加熱処理前、右加熱処理前後のキレート樹脂の外観です。左が加熱処理前、右が空気雰囲気で
℃、
時間の加熱処理を行ったものです。
 が空気雰囲気で
℃、
時間の加熱処理を行ったものです。

(3)

基礎試験②

模擬スラリーの固化試験 基礎試験②
模擬スラリーの固化試験
基礎試験②
模擬スラリーの固化試験
ALPS
には大きく
2 つの処理装置で構成されており、
ALPS
には大きく
2 つの処理装置で構成されており、ALPS には大きく
2 つの処理装置で構成されており、前段の処理装置では、水中に薬品を混ぜ込んで放射性核前段の処理装置では、水中に薬品を混ぜ込んで放射性核前段の処理装置では、水中に薬品を混ぜ込んで放射性核種を含む沈殿を作り、沈殿を取り除くことで汚染を除去
種を含む沈殿を作り、沈殿を取り除くことで汚染を除去
種を含む沈殿を作り、沈殿を取り除くことで汚染を除去する処理が行われています。この処理装置からは、鉄共する処理が行われています。この処理装置からは、鉄共する処理が行われています。この処理装置からは、鉄共沈スラリーと炭酸塩スラリーと呼ばれる二種類の沈殿物
沈スラリーと炭酸塩スラリーと呼ばれる二種類の沈殿物
沈スラリーと炭酸塩スラリーと呼ばれる二種類の沈殿物
が廃棄物として発生しています。スラリーは多量の放射が廃棄物として発生しています。スラリーは多量の放射が廃棄物として発生しています。スラリーは多量の放射性核種を含むと同時に水分も多く含んでいることから、性核種を含むと同時に水分も多く含んでいることから、性核種を含むと同時に水分も多く含んでいることから、吸着材に比べて保管が難しく、早く安全な状態に処理す
吸着材に比べて保管が難しく、早く安全な状態に処理す
吸着材に比べて保管が難しく、早く安全な状態に処理することが求められています。そこで、スラリーを安全にることが求められています。そこで、スラリーを安全にることが求められています。そこで、スラリーを安全に固化するために必要な技術情報を取得するための基礎試固化するために必要な技術情報を取得するための基礎試

表  固化体の配合
表  固化体の配合
表 
固化体の配合
模擬スラリーは充填率 ZWとし、固型化材は 23&%%
模擬スラリーは充填率 ZWとし、固型化材は 23&%%
模擬スラリーは充填率


ZWとし、固型化材は 23&%%
*3 の  種類を用いました。水固型化材比は予察試験により決定*3 の  種類を用いました。水固型化材比は予察試験により決定*3 の  種類を用いました。水固型化材比は予察試験により決定しました。
しました。
しました。
対象廃棄物
対象廃棄物
対象廃棄物

鉄共沈スラリー
鉄共沈スラリー
鉄共沈スラリー
炭酸塩スラリー
炭酸塩スラリー
炭酸塩スラリー

充填率
充填率
>@
充填率
>@
>@

30
30
4030
40
5040
50
3050
30
4030
40
5040
50
50

水固型化材比水固型化材比水固型化材比OPC, BBGP
OPC, BBGP
OPC, BB
GP

0.4
0.4
0.4
0.6
0.6
0.6
0.8
0.8
0.8
0.4
0.4
0.4
0.6
0.6
0.6
0.8
0.8
0.8

0.7
0.7
0.7
0.8
0.8
0.8
0.9
0.9
0.9
1.0
1.0
1.0
1.2
1.2
1.2
1.6
1.6
1.6  

水と固型化材の割合を変えたものを作製しました。セメ

ントのみ減水剤をセメント量に対し 2wt%になるようにントのみ減水剤をセメント量に対し2wt%になるようにントのみ減水剤をセメント量に対し2wt%になるように
2wt% になるようにントのみ減水剤をセメント量に対し加えました。固化体の配合は表2 に示します。硬化に要加えました。固化体の配合は表2に示します。硬化に要加えました。固化体の配合は表2 2に示します。硬化に要に示します。硬化に要加えました。固化体の配合は表する日数や膨張などの固化体の変形を観察すると共に、する日数や膨張などの固化体の変形を観察すると共に、する日数や膨張などの固化体の変形を観察すると共に、28する日数や膨張などの固化体の変形を観察すると共に、日間養生した後の固化体の一軸圧縮強度、セシウムや28
日間養生した後の固化体の一軸圧縮強度、セシウムや28日間養生した後の固化体の一軸圧縮強度、セシウムや日間養生した後の固化体の一軸圧縮強度、セシウム
28
ストロンチウムの溶出性、放射線照射時の水素ガス発生
ストロンチウムの溶出性、放射線照射時の水素ガス発生
ストロンチウムの溶出性、放射線照射時の水素ガス発生やストロンチウムの溶出性、放射線照射時の水素ガス発量を測定しました。
量を測定しました。
量を測定しました。
生量を測定しました。
作製した固化体の写真の一例を図2 に示します。全ての作製した固化体の写真の一例を図 2 に示します。全ての作製した固化体の写真の一例を図2 に示します。全ての作製した固化体の写真の一例を図2 に示します。全て
試料は 1 日で固まり、ひび割れや材料の分離等は見られ
試料は 1 日で固まり、ひび割れや材料の分離等は見られ
試料は1 日で固まり、ひび割れや材料の分離等は見られの試料は1 日で固まり、ひび割れや材料の分離等は見らず、問題なく固められることが分かりました。固めた試
ず、問題なく固められることが分かりました。固めた試
ず、問題なく固められることが分かりました。固めた試
れず、問題なく固められることが分かりました。固めた料の強度を測定した結果が図3 です。模擬スラリーを全料の強度を測定した結果が図 3 です。模擬スラリーを全料の強度を測定した結果が図3 です。模擬スラリーを全試料の強度を測定した結果が図3 です。模擬スラリーを体の30%加えた試料では、どの固形化剤を使用した場合
体の 30%加えた試料では、どの固形化剤を使用した場合
体の30%加えた試料では、どの固形化剤を使用した場合でも高い強度を持つことが分かりました。しかし、模擬全体の30% 加えた試料では、どの固形化剤を使用したでも高い強度を持つことが分かりました。しかし、模擬でも高い強度を持つことが分かりました。しかし、模擬
スラリーの量が増えるにつれて、試料の強度が急激に低場合でも高い強度を持つことが分かりました。しかし、スラリーの量が増えるにつれて、試料の強度が急激に低スラリーの量が増えるにつれて、試料の強度が急激に低くなってしまうことも分かりました。これは、脱水後の模擬スラリーの量が増えるにつれて、試料の強度が急激くなってしまうことも分かりました。これは、脱水後のくなってしまうことも分かりました。これは、脱水後の模擬スラリーにも水分が含まれており、試料中の過剰なに低くなってしまうことも分かりました。これは、脱水
模擬スラリーにも水分が含まれており、試料中の過剰な模擬スラリーにも水分が含まれており、試料中の過剰な水分が固化に悪影響を与えたものと考えています。
後の模擬スラリーにも水分が含まれており、試料中の過水分が固化に悪影響を与えたものと考えています。
水分が固化に悪影響を与えたものと考えています。
次に固化試料からセシウムとストロンチウムがどれだ
剰な水分が固化に悪影響を与えたものと考えています。
次に固化試料からセシウムとストロンチウムがどれだ
次に固化試料からセシウムとストロンチウムがどれだ
け溶出するかを調査した結果、ジオポリマーで固めた試
次に固化試料からセシウムとストロンチウムがどれだ
け溶出するかを調査した結果、ジオポリマーで固めた試
け溶出するかを調査した結果、ジオポリマーで固めた試
料ではセメントで固めた試料と比較しておよそ10 分の 1
け溶出するかを調査した結果、ジオポリマーで固めた
料ではセメントで固めた試料と比較しておよそ 10 分の 1
料ではセメントで固めた試料と比較しておよそ 10 分の 1に溶出を抑えることができました。また、放射線をあて
試料ではセメントで固めた試料と比較しておよそ 10 分に溶出を抑えることができました。また、放射線をあてに溶出を抑えることができました。また、放射線をあてた結果、鉄共沈スラリーを固めた試料では炭酸塩スラリの 1 に溶出を抑えることができました。また、放射線をた結果、鉄共沈スラリーを固めた試料では炭酸塩スラリ
た結果、鉄共沈スラリーを固めた試料では炭酸塩スラリ
ーを固めた試料と比較して、水素の発生量が小さくなる
あてた結果、鉄共沈スラリーを固めた試料では炭酸塩スーを固めた試料と比較して、水素の発生量が小さくなるーを固めた試料と比較して、水素の発生量が小さくなる
傾向が観察されました。これは、固化試料に含まれる成ラリーを固めた試料と比較して、水素の発生量が小さく傾向が観察されました。これは、固化試料に含まれる成傾向が観察されました。これは、固化試料に含まれる成分によって水素の発生量が変化することを示しており、なる傾向が観察されました。これは、固化試料に含まれ分によって水素の発生量が変化することを示しており、分によって水素の発生量が変化することを示しており、今後はどの成分が水素の発生量に影響を与えるのかを引
今後はどの成分が水素の発生量に影響を与えるのかを引る成分によって水素の発生量が変化することを示してお今後はどの成分が水素の発生量に影響を与えるのかを引続き調査していきたいと考えています。[1]
続き調査していきたいと考えています。[1]
り、今後はどの成分が水素の発生量に影響を与えるのか続き調査していきたいと考えています。[1]
を引続き調査していきたいと考えています。[1]
25

25
25
20
充填率30%
20
充填率30%
20
充填率40%
充填率30%
15
充填率40%
充填率50%
充填率40%
1515
充填率50%
10
充填率50%
10
10
5
5
5
0
0
GP/炭酸
0 OPC/鉄 OPC/炭酸 BB/鉄 BB/炭酸 GP/鉄
OPC/鉄 OPC/炭酸 BB/鉄 BB/炭酸 GP/鉄
GP/炭酸
OPC/鉄 OPC/炭酸 BB/鉄 BB/炭酸 GP/鉄
GP/炭酸 圧縮強度 [MPa]圧縮強度
圧縮強度[MPa][MPa]

固化するために必要な技術情報を取得するための基礎試

験を行いました。各スラリーは、東京電力㈱が公開して験を行いました。各スラリーは、東京電力㈱が公開して験を行いました。各スラリーは、東京電力㈱が公開して験を行いました。各スラリーは、東京電力㈱が公開している情報を基に模擬物を作製しました。今回は調査したいる情報を基に模擬物を作製しました。今回は調査したいる情報を基に模擬物を作製しました。今回は調査したいる情報を基に模擬物を作製しました。今回は調査した処理技術の中から、最も簡単な操作で処理可能なセメン処理技術の中から、最も簡単な操作で処理可能なセメン処理技術の中から、最も簡単な操作で処理可能なセメン処理技術の中から、最も簡単な操作で処理可能なセメン
ト及びジオポリマー固化について調べました。固化に際
ト及びジオポリマー固化について調べました。固化に際
ト及びジオポリマー固化について調べました。固化に際
ト及びジオポリマー固化について調べました。固化に際しては、ひび割れや材料の分離等が見られることはない
しては、ひび割れや材料の分離等が見られることはない
しては、ひび割れや材料の分離等が見られることはない
しては、ひび割れや材料の分離等が見られることはない
か、基準とする圧縮強度が得られるか、水に浸した場合、
か、基準とする圧縮強度が得られるか、水に浸した場合、
か、基準とする圧縮強度が得られるか、水に浸した場合、
か、基準とする圧縮強度が得られるか、水に浸した場合、放射性核種（実験では非放射性の同位体を使用）がどの
放射性核種（実験では非放射性の同位体を使用）がどの
放射性核種（実験では非放射性の同位体を使用）がどの放射性核種（実験では非放射性の同位体を使用）がどの程度溶け出すか、放射線を当てた時にどの程度水素ガス
程度溶け出すか、放射線を当てた時にどの程度水素ガス
程度溶け出すか、放射線を当てた時にどの程度水素ガス
程度溶け出すか、放射線を当てた時にどの程度水素ガスが発生するか等の技術情報を収集しました。
が発生するか等の技術情報を収集しました。
が発生するか等の技術情報を収集しました。
が発生するか等の技術情報を収集しました。
鉄共沈スラリーは塩化セシウムと塩化ストロンチウム
鉄共沈スラリーは塩化セシウムと塩化ストロンチウム
鉄共沈スラリーは塩化セシウムと塩化ストロンチウム
鉄共沈スラリーは塩化セシウムと塩化ストロンチウムを溶かした溶液（模擬汚染水）に塩化鉄（Ⅲ）溶液に水を溶かした溶液（模擬汚染水）に塩化鉄（Ⅲ）溶液に水を溶かした溶液（模擬汚染水）に塩化鉄（Ⅲ）溶液に水
酸化ナトリウム溶液を加えてpHに塩化鉄を調整することで作製を溶かした溶液（模擬汚染水）（Ⅲ）溶液に水酸
酸化ナトリウム溶液を加えて pH を調整することで作製
酸化ナトリウム溶液を加えてpHを調整することで作製しました。炭酸塩スラリーは、模擬汚染水にさらに塩化化ナトリウム溶液を加えて pH を調整することで作製ししました。炭酸塩スラリーは、模擬汚染水にさらに塩化しました。炭酸塩スラリーは、模擬汚染水にさらに塩化カルシウムと塩化マグネシウムを溶解させ、水酸化ナト
ました。炭酸塩スラリーは、模擬汚染水にさらに塩化カ
カルシウムと塩化マグネシウムを溶解させ、水酸化ナト
カルシウムと塩化マグネシウムを溶解させ、水酸化ナト
リウム溶液を加えてpH を調整してから炭酸ナトリウム
ルシウムと塩化マグネシウムを溶解させ、水酸化ナトリ
リウム溶液を加えて pH を調整してから炭酸ナトリウムリウム溶液を加えてpH を調整してから炭酸ナトリウムを加えることで作製しました。作製したスラリーは固化
ウム溶液を加えてpH を調整してから炭酸ナトリウムをを加えることで作製しました。作製したスラリーは固化を加えることで作製しました。作製したスラリーは固化試験で使用するには水分が多いので、ろ布によりろ過し加えることで作製しました。作製したスラリーは固化試試験で使用するには水分が多いので、ろ布によりろ過し試験で使用するには水分が多いので、ろ布によりろ過してから加圧脱水したものを固化試験に使用しました。
験で使用するには水分が多いので、ろ布によりろ過しててから加圧脱水したものを固化試験に使用しました。
てから加圧脱水したものを固化試験に使用しました。
作製した模擬スラリーをセメントとジオポリマーによから加圧脱水したものを固化試験に使用しました。
作製した模擬スラリーをセメントとジオポリマーによ作製した模擬スラリーをセメントとジオポリマーによって固める試験を行いました。セメントは身近に使用さ作製した模擬スラリーをセメントとジオポリマーにって固める試験を行いました。セメントは身近に使用さって固める試験を行いました。セメントは身近に使用されているポルトランドセメント
OPC と OPC に高炉ス
よって固める試験を行いました。セメントは身近に使用れているポルトランドセメント OPC と OPC に高炉スれているポルトランドセメント OPC と OPC に高炉ス
ラグという混ぜ物を加えて強度等の性能を高めた高炉スされているポルトランドセメント（OPC）と OPC に高ラグという混ぜ物を加えて強度等の性能を高めた高炉ス
ラグという混ぜ物を加えて強度等の性能を高めた高炉ス
ラグセメントB 種（BB）を使用しました。ジオポリマー
炉スラグという混ぜ物を加えて強度等の性能を高めた高ラグセメント B 種（BB）を使用しました。ジオポリマー
ラグセメントB 種（BB）を使用しました。ジオポリマー
GP
は粘土の1つであるカオリナイトを焼いたものを材
炉スラグセメント
B 種（BB）を使用しました。ジオポリ
GP は粘土の1つであるカオリナイトを焼いたものを材
GPは粘土の1つであるカオリナイトを焼いたものを材料に使用しました。
料に使用しました。
マー（GP）
は粘土の 1 つであるカオリナイトを焼いたも料に使用しました。
模擬スラリーと固型化材と水を混練し、直径 25 mm、模擬スラリーと固型化材と水を混練し、直径 25 mm、のを材料に使用しました。
25 mm、
高さ模擬スラリーと固型化材と水を混練し、直径50 mm の円柱状の固化体を作製しました。この際、高さ50 mm の円柱状の固化体を作製しました。この際、模擬スラリーと固型化材と水を混練し、直径
25mm、
高さ
50
mm
の円柱状の固化体を作製しました。この際、水と固型化材の割合を変えたものを作製しました。セメ
水と固型化材の割合を変えたものを作製しました。セメ
高さ
50mm の円柱状の固化体を作製しました。この際、水と固型化材の割合を変えたものを作製しました。セメ図  固化体の圧縮強度
図  固化体の圧縮強度
図  固化体の圧縮強度
固化体の養生  日目の強度を示します。模擬スラリーを添
固化体の養生  日目の強度を示します。模擬スラリーを 添
固化体の養生日目の強度を示します。模擬スラリーを添加した固化体では、放射性廃棄物の廃棄体基準03D 赤線
加した固化体では、放射性廃棄物の廃棄体基準03D 赤線
加した固化体では、放射性廃棄物の廃棄体基準
03D 赤線
を満たす強度を示しました。
しかし、模擬スラリーの量が多くなを満たす強度を示しました。しかし、模擬スラリーの量が多くなを満たす強度を示しました。
しかし、
模擬スラリーの量が多くなるにつれて、著しく強度が低下しました。横軸：固型化材模擬
るにつれて、著しく強度が低下しました。横軸：固型化材模擬
るにつれて、著しく強度が低下しました。横軸：固型化材模擬
スラリーの種類（鉄：鉄共沈スラリー、炭酸：炭酸塩スラリー）

スラリーの種類（鉄：鉄共沈スラリー、炭酸：炭酸塩スラリー）
スラリーの種類（鉄：鉄共沈スラリー、炭酸：炭酸塩スラリー）

 今後も調査及び基礎試験を継続し、水処理二次廃棄物

の処理技術として比較検討するために必要な技術情報の今後も調査及び基礎試験を継続し、水処理二次廃棄物
今後も調査及び基礎試験を継続し、水処理二次廃棄物
今後も調査及び基礎試験を継続し、水処理二次廃棄物収集およびデータ取得を進めます。特に、ALPSから発の処理技術として比較検討するために必要な技術情報のの処理技術として比較検討するために必要な技術情報のの処理技術として比較検討するために必要な技術情報の生する他の吸着材及び高性能 ALPS から発生するフィル収集およびデータ取得を進めます。特に、ALPSから発収集およびデータ取得を進めます。特に、ALPS から発
収集およびデータ取得を進めます。特に、ALPSから発
ター類については同様の基礎試験を進めます。また、溶生する他の吸着材及び高性能
ALPS から発生するフィル図  作製した 23& 固化体の外観
生する他の吸着材及び高性能 ALPS から発生するフィル
生する他の吸着材及び高性能
ALPS から発生するフィル
図  作製した 23& 固化体の外観
ター類については同様の基礎試験を進めます。また、溶融固化、焼結固化のように加熱を伴う処理方法について図 作製した 23& 固化体の外観
模擬スラリーの 23&
固化体の外観です。
いずれの固化体も  日でター類については同様の基礎試験を進めます。また、溶ター類については同様の基礎試験を進めます。また、溶模擬スラリーの 23& 固化体の外観です。いずれの固化体も  日で 融固化、焼結固化のように加熱を伴う処理方法については調査が進んでいないため、基礎試験も含めて今後実施
模擬スラリーの 23& 固化体の外観です。いずれの固化体も  日で固まり、ひび割れや材料の分離は観察されませんでした。
融固化、焼結固化のように加熱を伴う処理方法について
融固化、焼結固化のように加熱を伴う処理方法について
固まり、ひび割れや材料の分離は観察されませんでした。
は調査が進んでいないため、基礎試験も含めて今後実施していく予定です。
固まり、ひび割れや材料の分離は観察されませんでした。
$鉄共沈スラリー固化体%炭酸塩スラリー固化体
は調査が進んでいないため、基礎試験も含めて今後実施は調査が進んでいないため、基礎試験も含めて今後実施$鉄共沈スラリー固化体%炭酸塩スラリー固化体
していく予定です。
$鉄共沈スラリー固化体%炭酸塩スラリー固化体
していく予定です。
していく予定です。
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際
際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際《引用文献》[1] 佐藤淳也ほか，"
汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討（４）無機固型化材による模擬スラリーの固化試験 "，廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。

[1] 佐藤淳也ほか，“汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討
無機固型化材による模擬スラリーの固化試験”，
廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《引用文献》
2015
年秋の大会予稿集，E09，(2015). （４）[1] 佐藤淳也ほか，“汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討（４）無機固型化材による模擬スラリーの固化試験”，《引用文献》 日本原子力学会
佐藤淳也ほか，“汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討，2015 年秋の大会予稿集，E09，(2015). （４）無機固型化材による模擬スラリーの固化試験”《引用文献》 [1] 日本原子力学会

日本原子力学会 2015 年秋の大会予稿集，E09，(2015).
日本原子力学会 2015 年秋の大会予稿集，E09，(2015).

53

3-6 事故廃棄物の処分に向けて 事故廃棄物の処分に向けて
― 適切な処分概念構築と安全評価のための基盤技術整備 ――適切な処分概念構築と安全評価のための基盤技術整備―
廃炉国際共同研究センター
廃棄物処理処分技術開発グループ 小田 治恵、牧野 仁史、舘 幸男、大井 貴夫
廃炉国際共同研究センター 廃棄物処理処分技術開発グループ 小田 治恵、牧野 仁史、舘 幸男、大井 貴夫
た場合の安全性を整合的に評価するための安全評価手法
1F から発生する事故廃棄物は、破損した燃料に由来

した放射性核種を含んでいること、津波や事故直後の炉心冷却に起因する海水成分を含む可能性があること、高線量であり、汚染のレベルが多岐に渡りその物量も大き1F から発生する事故廃棄物は、破損した燃料に由来
した放射性核種を含んでいること、津波や事故直後の炉物等とは異なる特徴があります。このため、安全に事故
心冷却に起因する海水成分を含む可能性があること、高廃棄物を処分するための研究開発は、廃棄物の性状や発線量であり、汚染のレベルが多岐に渡りその物量も大き
生量等を把握する研究や廃棄物の処理方法に関する研究
いことなど、従来の原子力発電所で発生する放射性廃棄と連携しながら進めていく必要があります。2013 年度
物等とは異なる特徴があります。このため、安全に事故には、HP SW-1（2017 年）までの目標である「固体廃棄廃棄物を処分するための研究開発は、廃棄物の性状や発物の処理・処分に関する基本的な考え方の取りまとめ」
生量等を把握する研究や廃棄物の処理方法に関する研究に向けて、また HP SW-2（2021 年度）までの目標であると連携しながら進めていく必要があります。
2013 年度に「固体廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認」
は、HP SW-1 2017 年 までの目標である「固体廃棄物のを見据えて、処分概念の構築と安全性の評価に関する基処理・処分に関する基本的な考え方の取りまとめ」に向礎的検討として既往の処分概念等に関する情報整理とそ
けて、またHP SW-2 2021 年度 までの目標である「固れらの事故廃棄物処分への適用性についての概略的な調体廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認」を査を行いました。その結果、事故廃棄物に適切な処分概見据えて、処分概念の構築と安全性の評価に関する基礎念等を構築していく上では、事故廃棄物の特徴に応じて、的検討として既往の処分概念等に関する情報整理とそれ
低レベル放射性廃棄物に適した浅地中処分から高レベル
らの事故廃棄物処分への適用性についての概略的な調査
放射性廃棄物の地層処分までの幅広い処分概念を対象とを行いました。その結果、事故廃棄物に適切な処分概念
した包括的な検討が必要となること、そのような検討を等を構築していく上では、事故廃棄物の特徴に応じて、効果的に行うためには各処分概念の基盤技術を整合的に低レベル放射性廃棄物に適した浅地中処分から高レベル
放射性廃棄物の地層処分までの幅広い処分概念を対象と取り扱うための工夫が必要になることが分かりました。
した包括的な検討が必要となること、そのような検討を
そこで本年度は、幅広い既往の処分概念を対象として、効果的に行うためには各処分概念の基盤技術を整合的に個々の処分方法に特有の安全確保の仕組みを解り易く比取り扱うための工夫が必要になることが分かりました。
較できるような情報・知識の整理、事故廃棄物に適用しいことなど、従来の原子力発電所で発生する放射性廃棄の整備を進めました。

そこで本年度は、幅広い既往の処分概念を対象として、
既往の処分概念での安全確保の仕組みについての情
個々の処分方法に特有の安全確保の仕組みを解り易く比報・知識の整理較できるような情報・知識の整理、事故廃棄物に適用し原子力炉施設等で発生する廃棄物は、放射性濃度等にた場合の安全性を整合的に評価するための安全評価手法
より区分され、区分に応じて浅地中、中深度地中、深部の整備を進めました。
(1)

地層中に埋設・処分されます。このうち、浅地中埋設（トレンチ処分・ピット処分）及び中深度地中埋設（余裕深 既往の処分概念での安全確保の仕組みについて
度処分）は管理型処分であり、数十年～数百年におよびの情報・知識の整理
制度的管理がなされます。これは対象となる廃棄物に含原子力炉施設等で発生する廃棄物は、放射性濃度等にまれる放射性核種の半減期がある程度短く、制度的管理より区分され、区分に応じて浅地中、中深度地中、深部の内に十分な減衰が見込めることによるものです。埋設
地層中に埋設・処分されます。
このうち、浅地中埋設（ト深度や施設仕様は廃棄物に含まれる放射性核種の濃度やレンチ処分・ピット処分）及び中深度地中埋設（余裕深物量に応じて設計されることになります。一方、長半減
度処分）は管理型処分であり、数十年～数百年におよび期核種を多量に含む濃度の高い廃棄物については、深部
制度的管理がなされます。これは対象となる廃棄物に含地層中に閉じ込め、数百メートルにおよぶ重層な天然バまれる放射性核種の半減期がある程度短く、制度的管理
リアによって生活圏から隔離するという地層処分というの内に十分な減衰が見込めることによるものです。埋設方法が選定されています。事故廃棄物の処分概念を適切
深度や施設仕様は廃棄物に含まれる放射性核種の濃度やに構築していくためには、こうした処分概念の特徴の概物量に応じて設計されることになります。一方、長半減
念的な理解を踏まえ、各処分概念の有する安全機能とそ期核種を多量に含む濃度の高い廃棄物については、深部の効果を把握することが重要です。それらを、埋設・処地層中に閉じ込め、数百メートルにおよぶ重層な天然バリアによって生活圏から隔離するという地層処分という分深度、天然バリア、人工バリア、廃棄体、制度的管理方法が選定されています。事故廃棄物の処分概念を適切の観点から整理した結果を表 1 に示します。また、核種に構築していくためには、こうした処分概念の特徴の概毎にその閉じ込め・減衰に対する各安全機能の有効性を念的な理解を踏まえ、各処分概念の有する安全機能とそ分析し、核種の特性に応じた処分の安全確保のための要表 処分概念毎の構成要素の特徴とそれらに期待される安全機能及び効果
各処分概念の有する安全機能とその効果を、深度、天然バリア、人工バリア、廃棄体、制度的管理の観点から整理しました。
浅地中埋設（トレンチ処分）

浅地中埋設（ピット処分）

中深度地中埋設（余裕深度処分）

地層処分

・地表から数[m]程度以内の範囲 ・地表から数[m]以深・地表から50 [m]以深・地表から300 [m]以深・廃止措置以降は一般公衆が廃 ・廃止措置以降は一般公衆が廃棄物に接近す ・廃止措置以降においても一般公衆が ・廃止措置以降においても一般公衆が廃棄物に接埋設 ①
棄物に容易に接近可能となる る可能性があるが，トレンチ処分よりも接 廃棄物に接近する可能性は小さいが 近する可能性は極めて小さいがゼロではない
深度ことを考慮する必要がある
近の可能性は小さい
ゼロではない②
・廃止措置後の物理的接近の抑制
・廃止措置後の物理的接近の抑制
・廃止措置後の物理的接近の抑制
天然 ・砂又は土壌で地下水移行時間 ・砂，土壌又は岩で地下水移行時間は 10～ ・岩で地下水移行時間は100～1000年 ・岩で地下水移行時間は1000年のオーダー以上①
バリ
は１年のオーダー程度
100年のオーダー程度のオーダー程度・長期にわたる安定性，低透水性，還元性の維持
ア ② ・短半減期収着性核種の減衰
・短半減期核種，長半減期収着性核種の減衰 ・長半減期収着性核種の減衰
・長半減期核種，超長半減期収着性核種の減衰
・固体であることまたはその他 ・容器などによる飛散防止・容器などによる飛散防止・ガラス固化（低溶出性）の措置で飛散防止・固型化（収着性，低浸出性）
・固型化（収着性，低溶出性）又は容 ・オーバーパック（1000年閉じ込め）① ・放射能濃度の制限（濃度上限 ・放射能濃度の制限（濃度上限値有）器に封入（閉じ込め）・固型化（収着性，低浸出性）または容器に封入
廃棄値有）・放射化金属の低溶出性・放射化金属の低溶出性物
・放射能濃度の制限（濃度上限値有） ・還元性条件における溶解度制限
・操業中飛散による被ばくの抑 ・操業中飛散による被ばくの抑制
・操業中飛散による被ばくの抑制
・操業中飛散による被ばくの抑制②
制・全ての核種の漏出低減
・全ての核種の漏出低減
・短半減期核種の減衰 ・全ての核種の漏出低減
・期待しない・コンクリートピットなど
・人工バリア材料（充てん材，コンク ・緩衝材による力学緩衝，地下水流れの抑制（拡－浸透水量の抑制（埋設地構成材の収着性は考
リートピット，低拡散層）による放 散場の確保），放射性核種の収着－接近性の低減
人工 ① 慮）射性核種の収着，接近性の低減
・充てん材による収着，化学緩衝・充塡材による収着
バリ・低拡散層による拡散抵抗・崩壊系列核種の還元性条件における溶解度制限
ア・低透水層による地下水流れの抑制（Np-237等）
・全ての核種の漏出低減
・全ての核種の漏出低減
・全ての核種の漏出低減 ・物理的接近の抑制②
・物理的接近の抑制
・物理的接近の抑制
・低溶解度の崩壊系列核種の減衰
・50年程度の制度的管理
・300～400年程度の制度的管理
・300～400年程度の制度的管理（検討 ・土地利用制限，記録の保存などの制度的管理
①
管理
中）
（未確定）
② ・物理的接近の時間的制限
・物理的接近の時間的制限
・物理的接近の時間制限
・物理的接近の時間制限

 ①各処分概念の特徴，期待される安全機能； ②期待される効果

54表 核種の特性に応じた処分の安全確保のための要件のまとめ
表
核種の特性に応じた処分の安全確保のための要件のまとめ
一例として、半減期が  年程度で、可溶性でかつ天然バリアへの収着性が乏しい核種（&V等）に対する安全要件を記しました。

一例として、半減期が  年程度で、可溶性でかつ天然バリアへの収着性が乏しい核種（&V 等）に対する安全要件を記しました。

処分概念
要件
処分概念
要件
浅地中埋設（トレンチ処
地下水移行に対して、天然バリア中の減衰が見込めないことから、廃棄体を極めて低い核種濃度に制限する必要がある。
浅地中埋設（トレンチ処
分：人工バリアの機能を期 地下水移行に対して、天然バリア中の減衰が見込めないことから、廃棄体を極めて低い核種濃度に制限する必要がある。
地下水移行以外の物理的接近（土地利用など）による被ばくに対して、トレンチ処分では制度的管理期間中の減衰が見込め分：
人工バリアの機能を期 地下水移行以外の物理的接近（土地利用など）による被ばくに対して、トレンチ処分では制度的管理期間中の減衰が見込め
待しない）
ないような核種の濃度制限が重要となる。
待しない）
浅地中埋設（ピット処分）ないような核種の濃度制限が重要となる。
地下水流れの抑制と収着によって核種の天然バリアへの漏出を低減させる人工バリアの機能が重要となる。
浅地中埋設（ピット処分）
 地下水流れの抑制と収着によって核種の天然バリアへの漏出を低減させる人工バリアの機能が重要となる。
中深度地中埋設（余裕深度
地下水移行以外の物理的接近（浅地中での土地利用、中深度へのボーリング掘削など）による被ばくに対して、人工バリア
中深度地中埋設（余裕深度 地下水移行以外の物理的接近（浅地中での土地利用、中深度へのボーリング掘削など）による被ばくに対して、人工バリア処分）
を有するピット処分・余裕深度処分では人工バリアそのものが物理的接近の抑制に寄与し得る。
処分）
を有するピット処分・余裕深度処分では人工バリアそのものが物理的接近の抑制に寄与し得る。
地層処分
天然バリア中の地下水による移行時間が長く、天然バリア中での減衰による被ばく低減が期待できる。
地層処分

天然バリア中の地下水による移行時間が長く、天然バリア中での減衰による被ばく低減が期待できる。
地下水移行以外の物理的接近（深地層へのボーリング掘削など）による被ばくに対しては、深度が大きくなると天然の岩盤
地下水移行以外の物理的接近（深地層へのボーリング掘削など）による被ばくに対しては、深度が大きくなると天然の岩盤による物理的接近の抑制が効果的となり、さらに、隆起・侵食の穏やかな地域に処分場を立地することにより処分場の地表による物理的接近の抑制が効果的となり、さらに、隆起・侵食の穏やかな地域に処分場を立地することにより処分場の地表接近による物理的接近を抑制することができる

接近による物理的接近を抑制することができる
の効果を把握することが重要です。それらを、埋設・処件をまとめました。その一例として、半減期が30 年程の効果を把握することが重要です。それらを、埋設・処
分深度、天然バリア、人工バリア、廃棄体、制度的管理
分深度、天然バリア、人工バリア、廃棄体、制度的管理度で、可溶性でかつ天然バリアへの収着性が乏しい核種の観点から整理した結果を表 1 に示します。また、核種の観点から整理した結果を表1 に示します。また、核種（Cs-137等）に対する安全要件を表2 に示します。
毎にその閉じ込め・減衰に対する各安全機能の有効性を毎にその閉じ込め・減衰に対する各安全機能の有効性を
以上の成果は、今後、事故廃棄物に適した処分概念を分析し、核種の特性に応じた処分の安全確保のための要分析し、核種の特性に応じた処分の安全確保のための要
合理的に構築していくための基盤情報として利用するこ
件をまとめました。その一例として、半減期が 30 年程度
件をまとめました。
その一例として、半減期が 30 年程度とができます。
で、可溶性でかつ天然バリアへの収着性が乏しい核種で、可溶性でかつ天然バリアへの収着性が乏しい核種（Cs-137 等）に対する安全要件を表 2 に示します。
（Cs-137等）に対する安全要件を表 2 に示します。
(2) 以上の成果は、今後、事故廃棄物に適した処分概念を
処分の安全性を整合的に評価するための安全評価手
以上の成果は、今後、事故廃棄物に適した処分概念を合理的に構築していくための基盤情報として利用するこ法の整備
合理的に構築していくための基盤情報として利用することができます。
種々の処分概念を事故廃棄物に適用した場合の安全性とができます。
は、主に数値解析により評価されます。このような安全 処分の安全性を整合的に評価するための安全評価評価を行うためには、処分場で生起しえる事象（例えば

 処分の安全性を整合的に評価するための安全評価手法の整備
種々の処分概念を事故廃棄物に適用した場合の安全
移行メカニズム（廃棄体容器の腐食、核種の拡散・移流・種々の処分概念を事故廃棄物に適用した場合の安全性は、主に数値解析により評価されます。このような安収着等）、
地表で生活する人の被ばく様式（農作物摂取等）
性は、主に数値解析により評価されます。このような安全評価を行うためには、処分場で生起しえる事象（例えなどを想定して評価に用いるシナリオ・モデル・パラメー
全評価を行うためには、処分場で生起しえる事象（例えば隆起・侵食等）、処分施設からの放射性核種の漏えい・タ等を設定する必要があります。そこで、既往の安全評
ば隆起・侵食等）、処分施設からの放射性核種の漏えい・移行メカニズム（廃棄体容器の腐食、核種の拡散・移流・価事例等や安全評価に関する学会標準等を参考としつつ移行メカニズム（廃棄体容器の腐食、核種の拡散・移流・収着等）、地表で生活する人の被ばく様式（農作物摂取等）
一般的にあり得そうな環境条件を想定し、また、処分概
収着等）、
地表で生活する人の被ばく様式（農作物摂取等）などを想定して評価に用いるシナリオ・モデル・パラメ
念毎に固有な事柄、処分概念によらず共通的な事柄を整などを想定して評価に用いるシナリオ・モデル・パラメ
ータ等を設定する必要があります。そこで、既往の安全理して、幅広い処分概念に共通的・整合的に適用できるータ等を設定する必要があります。そこで、既往の安全評価事例等や安全評価に関する学会標準等を参考としつ
シナリオ・モデル・パラメータの整備を進めました。
評価事例等や安全評価に関する学会標準等を参考としつつ一般的にあり得そうな環境条件を想定し、また、処分
また、こうしたシナリオ・モデル・パラメータの設定
つ一般的にあり得そうな環境条件を想定し、また、処分概念毎に固有な事柄、処分概念によらず共通的な事柄をでは、事故廃棄物に特有な事柄などを適切に考慮する必概念毎に固有な事柄、処分概念によらず共通的な事柄を整理して、幅広い処分概念に共通的・整合的に適用でき
要があります。そこで、事故廃棄物に含まれる様々な成整理して、幅広い処分概念に共通的・整合的に適用できるシナリオ・モデル・パラメータの整備を進めました。
分（ゼオライト等の原廃棄物成分、海水成分などの共存るシナリオ・モデル・パラメータの整備を進めました。
また、こうしたシナリオ・モデル・パラメータの設定
物質、処理過程で加わる固形化材料など）
やその性状を
また、こうしたシナリオ・モデル・パラメータの設定
では、事故廃棄物に特有な事柄などを適切に考慮する必処分への影響因子として捉え、影響因子の推定、それら
では、事故廃棄物に特有な事柄などを適切に考慮する必要があります。そこで、事故廃棄物に含まれる様々な成の影響と伝播経路についての分析・整理を進めました。
要があります。そこで、事故廃棄物に含まれる様々な成分（ゼオライト等の原廃棄物成分、海水成分などの共存
図
1 はそのための方法論を示したものです。今後は、こ分（ゼオライト等の原廃棄物成分、海水成分などの共存
物質、処理過程で加わる固形化材料など）やその性状をの方法論で整理される影響因子と影響を受ける評価パラ
物質、処理過程で加わる固形化材料など）やその性状を処分への影響因子として捉え、影響因子の推定、それら処分への影響因子として捉え、影響因子の推定、それらメータの関係を参考に、関係する情報や科学的知見の蓄の影響と伝播経路についての分析・整理を進めました。
の影響と伝播経路についての分析・整理を進めました。
積を進めることで、評価パラメータなどが受ける影響の
図 1 はそのための方法論を示したものです。今後は、こ図
1 はそのための方法論を示したものです。今後は、こ種類や程度を具体化していく予定です。
の方法論で整理される影響因子と影響を受ける評価パラの方法論で整理される影響因子と影響を受ける評価パラ
メータの関係を参考に、関係する情報や科学的知見の蓄メータの関係を参考に、関係する情報や科学的知見の蓄積を進めることで、評価パラメータなどが受ける影響の積を進めることで、評価パラメータなどが受ける影響の種類や程度を具体化していく予定です。
種類や程度を具体化していく予定です。
手法の整備
隆起・侵食等）、処分施設からの放射性核種の漏えい・・廃棄物中の影響物質による影響の伝播経路
・処理による伝播経路の変化
・廃棄物中の影響物質による影響の伝播経路
・共存する影響物質の相互影響を考慮した伝播経路
・処理による伝播経路の変化
・共存する影響物質の相互影響を考慮した伝播経路

図 影響因子と影響の伝播の分析・整理の方法論
図 影響因子と影響の伝播の分析・整理の方法論
事故廃棄物に含まれる様々な成分やその性状を処分への影響
事故廃棄物に含まれる様々な成分やその性状を処分への影響
因子として捉え、影響因子の推定、それらの影響と伝播経路に因子として捉え、影響因子の推定、それらの影響と伝播経路についての分析・整理を進めました。
ついての分析・整理を進めました。

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国本研究は、平成25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。

研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
55

44

海水及び放射線の影響を受けた燃料集合体の保管
海
水及び放射線の影響を受けた燃料集合体の海水及び放射線の影響を受けた燃料集合体の保管
４
保管や処理に向けてや処理に向けてや処理に向けて― 燃料集合体材料の健全性評価、プール内燃料等の処理検討――燃料集合体材料の健全性評価、プール内燃料等の処理検討―
―燃料集合体材料の健全性評価、プール内燃料等の処理検討―

上部端栓
上部端栓
ロックナットロックナット

放射能分布測定用試料
放射能分布測定用試料

IP測定によるCl-36の分布
IP測定によるCl-36の分布㻌㻌㻌 㻌 㻌 腐食すきま再不動態化電位（㼂㻌㼢㼟㻚㻿㻿㻱）㻌㻌 㻌 㻌 腐食すきま再不動態化電位（㼂㻌㼢㼟㻚㻿㻿㻱）㻌

廃炉国際共同研究センター
保管機器健全性評価グループ
本岡
隆文、前田
宏治、上野
文義
廃炉国際共同研究センター
保管機器健全性評価グループ
本岡
隆文、前田
宏治、上野
文義
廃炉国際共同研究センター
保管機器健全性評価グループ
本岡
隆文、前田
宏治、上野
文義
環境技術開発センター
福島技術開発試験部
研究計画課
内田
直樹
環境技術開発センター
福島技術開発試験部
研究計画課
内田
直樹
環境技術開発センター
福島技術開発試験部
研究計画課
内田
直樹



㻌
㻌
希釈人工海水の塩化物イオン濃度（㼜㼜㼙）㻌
希釈人工海水の塩化物イオン濃度（㼜㼜㼙）㻌

図 図上部端栓部材ねじ構造部の
&O
分布
 上部端栓部材ねじ構造部の
&O
分布

図 図腐食すきま再不動態化電位と塩化物イオン濃度の関係
 腐食すきま再不動態化電位と塩化物イオン濃度の関係
（℃、
倍希釈人工海水K
浸漬後時点）㻌
（室温、ガンマ線照射条件を
、N*\K、N*\Kに変化）
（室温、ガンマ線照射条件を（℃、 倍希釈人工海水 K 浸漬後時点）㻌
、N*\K、N*\Kに変化）
 倍希釈の人工海水へ浸漬することにより、塩化物イオン等の海SSP（倍希釈海水レベル）以下の希釈
 倍希釈の人工海水へ浸漬することにより、塩化物イオン等の海塩化物イオン濃度が塩化物イオン濃度がSSP（倍希釈海水レベル）
以下の希釈
腐食すきま再不動態化電位は自然浸漬電位より高水成分が部材のねじ構造部へ移行するが、その後の水質改善によ
水成分が部材のねじ構造部へ移行するが、その後の水質改善によ人工海水中で、人工海水中で、腐食すきま再不動態化電位は自然浸漬電位より高いことから、すきま腐食は起こらないことを確認しています。
り濃度が低下することを確認しています。
り濃度が低下することを確認しています。
いことから、すきま腐食は起こらないことを確認しています。

東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の事故では、
東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の事故では、
東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の事故では、地震後の津波の影響により原子炉建屋の格納容器上部に
地震後の津波の影響により原子炉建屋の格納容器上部に
地震後の津波の影響により原子炉建屋の格納容器上部にある使用済燃料プール（SFP）の冷却機能が失われ、更ある使用済燃料プール（SFP）の冷却機能が失われ、更ある使用済燃料プール（SFP）の冷却機能が失われ、更に、水素爆発により建屋が大きく損傷し、SFP
内の燃料に、水素爆発により建屋が大きく損傷し、SFP
内の燃料に、水素爆発により建屋が大きく損傷し、SFP
内の燃料集合体が水中から露出する危惧がありました。
このため、集合体が水中から露出する危惧がありました。このため、集合体が水中から露出する危惧がありました。
このため、
1F2～4
号機では
SFPSFP内の水位を維持するために建屋の
1F2～4
号機では
内の水位を維持するために建屋の
1F2
～
4
号機では
SFP
内の水位を維持するために建屋外部から注水が行われ、その際一時的に海水が使われま
外部から注水が行われ、その際一時的に海水が使われまの外部から注水が行われ、その際一時的に海水が使われした。
その後
SFPSFP
の注水冷却系が作動し冷却水中の海水した。
その後の注水冷却系が作動し冷却水中の海水ました。その後SFPの注水冷却系が作動し冷却水中の由来の塩化物イオン濃度は大幅に低下しましたが、一旦由来の塩化物イオン濃度は大幅に低下しましたが、一旦海水由来の塩化物イオン濃度は大幅に低下しましたが、海水が注入された
SFPSFP
内では、燃料集合体の表面やすき
海水が注入された内では、燃料集合体の表面やすき
一旦海水が注入された
SFP
内では、燃料集合体の表面
ま部に海水成分が付着、残留して、燃料材料の腐食の進
ま部に海水成分が付着、残留して、燃料材料の腐食の進
やすきま部に海水成分が付着、残留して、燃料材料の腐行に影響を与える可能性も考えられます。
行に影響を与える可能性も考えられます。
食の進行に影響を与える可能性も考えられます。
今後、実施される
1F1～3
号機の燃料集合体の取出し
今後、実施される
1F1～3
号機の燃料集合体の取出し
今後、実施される
1F1～
3
号機の燃料集合体の取出作業とその後の共用プールにおける
1F41F4号機を含めた燃作業とその後の共用プールにおける号機を含めた燃し作業とその後の共用プールにおける 1F4 号機を含め料集合体の長期的な保管に係る多くの作業を安全かつ確料集合体の長期的な保管に係る多くの作業を安全かつ確た燃料集合体の長期的な保管に係る多くの作業を安全か実に実施するため、これまで経験のない海水由来の成分
実に実施するため、これまで経験のない海水由来の成分
つ確実に実施するため、これまで経験のない海水由来のを含む水環境と放射線に同時にさらされた燃料部材の劣を含む水環境と放射線に同時にさらされた燃料部材の劣成分を含む水環境と放射線に同時にさらされた燃料部材
化損傷の有無を調べる必要があります。また、SFP
内の内の化損傷の有無を調べる必要があります。また、SFPの劣化損傷の有無を調べる必要があります。また、SFP
燃料集合体は、当面は共用プールに移送・保管されます
燃料集合体は、当面は共用プールに移送・保管されます
内の燃料集合体は、当面は共用プールに移送・保管されが、その後の処理方策を検討しておく必要もあります。
が、その後の処理方策を検討しておく必要もあります。
ますが、その後の処理方策を検討しておく必要もありま
処理方策の1 つとして再処理がありますが、海水成分の処理方策の1 つとして再処理がありますが、海水成分のす。処理方策の 1 つとして再処理がありますが、海水成
付着、ガレキの同伴、損傷、構造強度の低下等の可能性
付着、ガレキの同伴、損傷、構造強度の低下等の可能性
分の付着、ガレキの同伴、損傷、構造強度の低下等の可がある使用済燃料集合体を再処理する場合の再処理工程がある使用済燃料集合体を再処理する場合の再処理工程能性がある使用済燃料集合体を再処理する場合の再処理に与える影響の検討も必要です。これらの検討を行う上に与える影響の検討も必要です。これらの検討を行う上工程に与える影響の検討も必要です。これらの検討を行で、燃料集合体における海水成分の移行・残留などの挙で、燃料集合体における海水成分の移行・残留などの挙う上で、燃料集合体における海水成分の移行・残留など
動、放射線の影響に関する基礎的な研究を実施すること
動、放射線の影響に関する基礎的な研究を実施することの挙動、放射線の影響に関する基礎的な研究を実施する
が将来の材料劣化損傷や再処理工程で起こり得る課題をが将来の材料劣化損傷や再処理工程で起こり得る課題をことが将来の材料劣化損傷や再処理工程で起こり得る課
予測し対策を講じるために重要です。
予測し対策を講じるために重要です。
題を予測し対策を講じるために重要です。
以下では、1F
燃料集合体等の健全性、保管及び処理へ
以下では、1F
燃料集合体等の健全性、保管及び処理へ
以下では、1F 燃料集合体等の健全性、保管及び処理

56の海水注入の影響に係る研究の概要を紹介します。
の海水注入の影響に係る研究の概要を紹介します。
への海水注入の影響に係る研究の概要を紹介します。

 燃料集合体の健全性評価
 燃料集合体の健全性評価
(1)
燃料集合体の健全性評価
1F41F4号機で使用された軽水炉用燃料ロッドの上部端栓号機で使用された軽水炉用燃料ロッドの上部端栓
1F4号機で使用された軽水炉用燃料ロッドの上部端栓は、Zircaloy-2
製ボルトと
SUS304L製ナットで構成さは、Zircaloy-2
製ボルトと
SUS304L製ナットで構成さは、Zircaloy-2
製ボルトと SUS304L 製ナットで構成されており、ねじ部同士のあいだですきま構造を形成してれており、ねじ部同士のあいだですきま構造を形成してれており、ねじ部同士のあいだですきま構造を形成しています。そのため、事故直後の海水注入により、このすいます。そのため、事故直後の海水注入により、このすいます。そのため、事故直後の海水注入により、このす
きま部に海水成分が残留する場合、共用プールへの移送
きま部に海水成分が残留する場合、共用プールへの移送
きま部に海水成分が残留する場合、共用プールへの移送後においてもすきま腐食が発生し、燃料集合体の構造健後においてもすきま腐食が発生し、燃料集合体の構造健後においてもすきま腐食が発生し、燃料集合体の構造健全性に影響を与える可能性があります。このことから、全性に影響を与える可能性があります。このことから、全性に影響を与える可能性があります。このことから、
Zircaloy-2
製ボルトと
SUS304L
製ナットのすきま部に
Zircaloy-2
製ボルトと
SUS304L
製ナットのすきま部に
Zircaloy-2
製ボルトと
SUS304L
製ナットのすきま部における海水成分の移行挙動（又は残留挙動）を評価する
おける海水成分の移行挙動（又は残留挙動）を評価する
おける海水成分の移行挙動（又は残留挙動）を評価する
ため、Cl-36
トレーサを用いた浸漬試験を行いました。
ため、Cl-36
トレーサを用いた浸漬試験を行いました。
ため、Cl-36
トレーサを用いた浸漬試験を行いました。
1F4
号機号機
SFPSFP内で行われた海水注入（2倍希釈海水レベ
1F4
内で行われた海水注入（2倍希釈海水レベ
1F4 号機 SFP 内で行われた海水注入（2 倍希釈海水レベル）とその後のプール水の水質改善の事象を模擬した条ル）とその後のプール水の水質改善の事象を模擬した条ル）とその後のプール水の水質改善の事象を模擬した条件（2000倍希釈海水レベルまで）で、上部端栓部材のす件（2000倍希釈海水レベルまで）で、上部端栓部材のす件（2000
倍希釈海水レベルまで）で、上部端栓部材のすきま部における海水成分移行挙動についてCl濃度を変化
きま部における海水成分移行挙動についてCl濃度を変化
きま部における海水成分移行挙動について
Cl 濃度を変させて調査した結果、2倍希釈時点では図1 に示すようさせて調査した結果、2倍希釈時点では図1 に示すよう倍希釈時点では図 1 に示すよ
な化させて調査した結果、2Cl-36の分布であったが、浸漬液中のCl 濃度が低下すな Cl-36の分布であったが、浸漬液中のCl 濃度が低下す
うな Cl-36 の分布であったが、浸漬液中の Cl 濃度が低ると、すきま部のCl-36
は残留せず、浸漬液側に移行す
ると、すきま部のCl-36
は残留せず、浸漬液側に移行す
下すると、すきま部の Cl-36 は残留せず、浸漬液側に移ることが示され、海水注入時に上部端栓部材のすきま部
ることが示され、海水注入時に上部端栓部材のすきま部
行することが示され、海水注入時に上部端栓部材のすきに一旦取り込まれた
Cl-36
は、プール水の水質の改善にに一旦取り込まれた
Cl-36
は、プール水の水質の改善に
ま部に一旦取り込まれた Cl-36 は、プール水の水質の改ともなって取り除かれることから、共用プールへの海水ともなって取り除かれることから、共用プールへの海水
善にともなって取り除かれることから、共用プールへの成分の持込み量は少ないと推測されました。
成分の持込み量は少ないと推測されました。
海水成分の持込み量は少ないと推測されました。

 放射線下における海水成分の腐食影響の評価 放射線下における海水成分の腐食影響の評価
(2) 放射線下における海水成分の腐食影響の評価
前記したように
1F 事故時には1F2〜4号機のSFPSFPに に前記したように
1F 事故時には1F2〜4号機の前記したように 1F 事故時には 1F2～4 号機の SFP に海水が注入されました。このことにより、SFP
内の燃料
海水が注入されました。このことにより、SFP 内の燃料
海水が注入されました。このことにより、SFP 内の燃料集合体は海水成分を含む通常とは異なる水質環境で保管
集合体は海水成分を含む通常とは異なる水質環境で保管
集合体は海水成分を含む通常とは異なる水質環境で保管ハンドリングへの影響

不純物の工程内挙動
清澄

せん断

溶解

分離

分配

精製

濃縮

脱硝

3X溶液
貯蔵

転換

ガラス固化

燃料貯蔵

高放射性
廃液貯蔵

不純物の廃棄体への影響

濃縮

精製

濃縮

不純物による腐食影響

：8
：3X
：)3

図  再処理工程で懸念される影響
再処理工程では燃料集合体をせん断・溶解し、溶媒抽出により有用な 8 と 3X を回収します。損傷燃料等を再処理する場合、せん断工程等でのハンドリングへの影響、不純物による腐食影響、不純物の工程内挙動、不純物の廃棄体への影響がないか確認する必要があります。

されました。今後、共用プール等で長期に渡り保管してされました。今後、共用プール等で長期に渡り保管していくためには、燃料集合体部材への海水成分の影響を評いくためには、燃料集合体部材への海水成分の影響を評価していく必要があります。そこで、海水成分を含む水
価していく必要があります。そこで、海水成分を含む水にさらされた燃料集合体を共用プール等で安全に保管でにさらされた燃料集合体を共用プール等で安全に保管できるか評価するため、実際の保管環境を想定した試験をきるか評価するため、実際の保管環境を想定した試験を行いました。
行いました。
燃料集合体すきま部を簡便に模擬したステンレス板と燃料集合体すきま部を簡便に模擬したステンレス板とジルコニウム板の合わせ材を用いて、人工海水を純水でジルコニウム板の合わせ材を用いて、人工海水を純水で希釈することで保管環境の水を模擬した溶液に放射線を希釈することで保管環境の水を模擬した溶液に放射線を照射しながら腐食すきま再不動態化電位を調べました。
照射しながら腐食すきま再不動態化電位を調べました。
室温にて、放射線の強さを室温にて、放射線の強さを 0、500、5000Gy/h と変化させました。図せました。図 22 は、腐食すきま再不動態化電位と塩化物
は、腐食すきま再不動態化電位と塩化物
イオン濃度の関係図です。
イオン濃度の関係図です。腐食すきま再不動態化電位が、材料を水溶液に漬けたときに自然に発生する電位（自然
材料を水溶液に漬けたときに自然に発生する電位（自然浸漬電位）がより高い場合は、すきま部で腐食が起き難浸漬電位）がより高い場合は、すきま部で腐食が起き難いと評価されますが、図いと評価されますが、図 22 の結果から塩化物イオン濃度の結果から塩化物イオン濃度が高い場合でもすきま部で腐食が起き難いことが示されが高い場合でもすきま部で腐食が起き難いことが示されました。したがって、SFPました。したがって、SFP や共用プールにおいて、燃料や共用プールにおいて、燃料集合体のすきま部で腐食が発生する懸念は小さいことを集合体のすきま部で腐食が発生する懸念は小さいことを確認しました。
確認しました。
(3)
プール内燃料等の処理検討
 プール内燃料等の処理検討
1F
1F 各号機各号機 SFPSFPに貯蔵されている燃料集合体のうち、に貯蔵されている燃料集合体のうち、

1F2～ 4 号機の燃料集合体は海水にさらされており、
1F2～4号機の燃料集合体は海水にさらされており、
1F1、
1F1、3、4号機の燃料集合体は落下したガレキによる変3、4 号機の燃料集合体は落下したガレキによる変形・損形・損傷や燃料集合体への海水やガレキ同伴の可能性が
傷や燃料集合体への海水やガレキ同伴の可能性がありまあります。これらの燃料集合体は、SFPから取出し、共す。これらの燃料集合体は、SFP から取出し、共用プー用プールに移送・保管しますが、今後の廃止措置に向けルに移送・保管しますが、今後の廃止措置に向けてそれ以降の取扱いを決める必要があります。
本件は、これらの変形・損傷、海水・ガレキの同伴し本件は、これらの変形・損傷、海水・ガレキの同伴した燃料集合体（損傷燃料等）の処理方策の 1 つである再た燃料集合体（損傷燃料等）の処理方策の 1 つである再処理を行った場合の再処理工程における影響の有無を把処理を行った場合の再処理工程における影響の有無を把握し、損傷燃料等の再処理が可能かを判断するための指握し、損傷燃料等の再処理が可能かを判断するための指標整備を目的としています。これらの損傷燃料等を再処
標整備を目的としています。これらの損傷燃料等を再処理する場合、再処理工程において図 3 に示す影響が考えてそれ以降の取扱いを決める必要があります。

られます。そのため、以下の試験等を実施しました。
理する場合、再処理工程において図 3 に示す影響が考え①不純物による腐食影響評価られます。そのため、以下の試験等を実施しました。
高レベル廃液濃縮缶及び高レベル廃液貯槽を対象に、①不純物による腐食影響評価
不純物、核分裂生成物（FP）等の成分を添加した模擬高レベル廃液濃縮缶及び高レベル廃液貯槽を対象
廃液による腐食試験を実施しました。その結果、腐食に、不純物、核分裂生成物（FP）等の成分を添加した形態は通常時と同じ全面腐食であり、孔食は見られま
模擬廃液による腐食試験を実施しました。その結果、せんでした。また、不純物により腐食速度が増加しな
腐食形態は通常時と同じ全面腐食であり、孔食は見られませんでした。また、不純物により腐食速度が増加
いことを確認しました。
しないことを確認しました。
②不純物の工程内挙動評価
②不純物の工程内挙動評価
不純物の U・Pu 製品系への移行や不純物による U・U・Pu 製品系への移行や不純物による
U・
Pu不純物のの抽出への影響を把握するため、不純物、FP等のPu の抽出への影響を把握するため、不純物、FP 等の成分を添加した模擬液による溶媒抽出試験を実施しま
成分を添加した模擬液による溶媒抽出試験を実施しました。
その結果、不純物成分の分配比は 10-2～10-3 オー
した。その結果、不純物成分の分配比は10-2 ～ 10-3 オー
ダーと低く、また、U・Puの分配比は不純物の影響をダーと低く、また、U・Pu の分配比は不純物の影響受けないことを確認しました。
を受けないことを確認しました。
③不純物の廃棄体への影響評価
③不純物の廃棄体への影響評価
国内再処理施設で想定される標準廃液組成に、不純国内再処理施設で想定される標準廃液組成に、不純物として海水、モルタルの主要成分を添加した粉末試物として海水、モルタルの主要成分を添加した粉末試料を調合してガラス試験片を作製し、均質性評価等を料を調合してガラス試験片を作製し、均質性評価等を実施しました。その結果、相分離物の析出はなく、ガ実施しました。その結果、相分離物の析出はなく、ガラス化しており、不純物の影響を受けないことを確認
ラス化しており、不純物の影響を受けないことを確認
しました。
しました。
④その他の影響の抽出及び整理
④その他の影響の抽出及び整理
再処理施設において想定される影響を網羅的に抽出再処理施設において想定される影響を網羅的に抽出し、必要な評価項目を整理しました。その結果、従来し、必要な評価項目を整理しました。その結果、従来からの評価項目（図3）以外に新たな評価項目がないからの評価項目（図 3）以外に新たな評価項目がない
ことを確認しました。
ことを確認しました。

これまでの評価試験等により、再処理の可否を判断す
これまでの評価試験等により、再処理の可否を判断す
るために必要な評価項目の主要なデータを取得しました。
るために必要な評価項目の主要なデータを取得しまし
ハンドリングの影響評価は、3 号機 SFP の燃料集合体
た。
の状態等を踏まえて、実施の要否を検討します。
ハンドリングの影響評価は、3 号機 SFP の燃料集合体の状態等を踏まえて、実施の要否を検討します。

本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国本研究は、平成 25 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」に係る補助事業の一環として、原子力機構が技術研究組合国際
際廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
廃炉研究開発機構（IRID）の一員として実施した研究成果を含むものである。
《参考文献》
・ 安倍弘ほか、" 再処理機器の腐食に及ぼす海水成分の影響評価 -(3) 高放射性廃液貯槽材料の腐食評価 -"、日本原子 安倍弘ほか、“再処理機器の腐食に及ぼす海水成分の影響評価-(3)高放射性廃液貯槽材料の腐食評価-”、日本原子力2015 春の年会予稿集、2015.
《参考文献》 力学会
学会 2015
・ H. Aihara,et春の年会予稿集、2015.
al.,"Inﬂuence of contaminant from spent fuel pool at Fukushima Daiichi nuclear power station
Haruka Aihara,et al.,“Influence
contaminantfrom Conference
spent fuel pool
Fukushima
nuclearpower for aon reprocessing
process",
Proc. of of
21stInternational& at
Exhibition:", Daiichi
Nuclear
Fuel Cycle
station onFuture
reprocessing
process”,GLOBAL2015,2015.
Low-Carbon(GLOBAL2015)(2015).
 飯嶋静香ほか、“使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討-平成
25、26 年度成果概要報告（受 ・ 飯嶋静香ほか、"
使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討 - 平成
25、26
年度成果概要報告
託研究）”、JAEA-Review2015-018、2015.
（受託研究）"、JAEA-Review
2015-018 (2015).

57

5-1
研究開発基盤の構築
研究開発基盤の構築

研究開発基盤の構築

研究開発基盤の構築

―楢葉遠隔技術開発センターと大熊分析・研究センター―
―楢葉遠隔技術開発センターと大熊分析・研究センター ――楢葉遠隔技術開発センターと大熊分析・研究センター―
―楢葉遠隔技術開発センターと大熊分析・研究センター―
福島研究基盤創生センター河村河村弘
福島研究基盤創生センター
弘
福島研究基盤創生センター河村弘
河村弘
福島研究基盤創生センター
福島研究基盤創生センター
事業計画課
山田知典、宇佐美博士、大岡誠
福島研究基盤創生センター
事業計画課
山田 山田知典、宇佐美博士、大岡誠
知典、宇佐美 博士、大岡 誠
福島研究基盤創生センター
事業計画課
福島研究基盤創生センター
事業計画課
山田知典、宇佐美博士、大岡誠  整備に係る経緯と計画
整備に係る経緯と計画
整備に係る経緯と計画
(1)
整備に係る経緯と計画
)の ～ 号機の廃炉等に向けた研究開発に関し、経済
)の
の
～
号機の廃炉等に向けた研究開発に関し、
経済
)
経済
1F
の～
1 ～号機の廃炉等に向けた研究開発に関し、4 号機の廃炉等に向けた研究開発に関し、産業省から原子力機構へ
年度補正予算  億円が出
産業省から原子力機構へ
年度補正予算億円が出
産業省から原子力機構へ 億円が出
経済産業省から原子力機構へ年度補正予算
2013 年度補正予算
850 億
資され、それを受けて、原子力機構は、) の廃止措置に資され、それを受けて、原子力機構は、)の廃止措置に資され、それを受けて、原子力機構は、)の廃止措置に円が出資され、それを受けて、原子力機構は、1Fの廃向けた研究開発のための研究拠点を整備するため、福島向けた研究開発のための研究拠点を整備するため、福島向けた研究開発のための研究拠点を整備するため、福島止措置に向けた研究開発のための研究拠点を整備するた廃炉技術安全研究所を年月日に発足させました。
廃炉技術安全研究所を年月日に発足させました。
廃炉技術安全研究所を年月日に発足させました。
め、福島廃炉技術安全研究所を2013 年 4 月 1 日に発足
なお、 年  月  日の廃炉国際共同研究センターの設
なお、年
年月
月日の廃炉国際共同研究センターの設
日の廃炉国際共同研究センターの設させました。なお、2015
年 4 月 1 日の廃炉国際共同研
なお、
置に伴い、福島廃炉技術安全研究所は福島研究基盤創生
置に伴い、福島廃炉技術安全研究所は福島研究基盤創生
究センターの設置に伴い、福島廃炉技術安全研究所は福置に伴い、福島廃炉技術安全研究所は福島研究基盤創生センターに改称されました。福島研究基盤創生センター
センターに改称されました。福島研究基盤創生センター
島研究基盤創生センターに改称されました。福島研究基センターに改称されました。福島研究基盤創生センター
で取り組む具体的な課題は、原子炉からの燃料デブリので取り組む具体的な課題は、原子炉からの燃料デブリの盤創生センターで取り組む具体的な課題は、原子炉からで取り組む具体的な課題は、原子炉からの燃料デブリの取出しに係る技術開発と、) の廃止措置に伴って発生す
取出しに係る技術開発と、)の廃止措置に伴って発生すの廃止措置に伴って発生すの燃料デブリの取出しに係る技術開発と、1Fの廃止措取出しに係る技術開発と、)る放射性廃棄物の処理・処分に必要な技術開発に係る研る放射性廃棄物の処理・処分に必要な技術開発に係る研置に伴って発生する放射性廃棄物の処理・処分に必要なる放射性廃棄物の処理・処分に必要な技術開発に係る研究拠点の整備です。この  つの研究拠点は、中長期ロー究拠点の整備です。このつの研究拠点は、中長期ローつの研究拠点は、中長期ロー技術開発に係る研究拠点の整備です。この2 つの研究拠究拠点の整備です。このドマップで「遠隔操作機器・装置の開発・実証試験施設」
ドマップで「遠隔操作機器・装置の開発・実証試験施設」
点は、中長期ロードマップで「遠隔操作機器・装置の開発・
ドマップで「遠隔操作機器・装置の開発・実証試験施設」（以降、楢葉遠隔技術開発センターと称す）と「放射性（以降、楢葉遠隔技術開発センターと称す）と「放射性実証試験施設」（以降、楢葉遠隔技術開発センターと称す）（以降、楢葉遠隔技術開発センターと称す）と「放射性物質の分析・研究施設」（以降、大熊分析・研究センター
物質の分析・研究施設」（以降、大熊分析・研究センターと「放射性物質の分析・研究施設」（以降、大熊分析・研物質の分析・研究施設」（以降、大熊分析・研究センターと称す）の整備として計画されています。楢葉遠隔技術と称す）の整備として計画されています。楢葉遠隔技術究センターと称す）の整備として計画されています。楢と称す）の整備として計画されています。楢葉遠隔技術
開発センターと大熊分析・研究センターの建設場所は、開発センターと大熊分析・研究センターの建設場所は、
葉遠隔技術開発センターと大熊分析・研究センターの建開発センターと大熊分析・研究センターの建設場所は、各々福島県楢葉町と同大熊町です（図 ）。
各々福島県楢葉町と同大熊町です（図））。 （図 1）。
設場所は、各々福島県楢葉町と同大熊町です
各々福島県楢葉町と同大熊町です（図。

めて、原子力災害を主目的としたロボットの実証試験施
めて、原子力災害を主目的としたロボットの実証試験施
めて、原子力災害を主目的としたロボットの実証試験施に初めて、原子力災害を主目的としたロボットの実証試設として、楢葉南工業団地内に楢葉遠隔技術開発センタ
設として、楢葉南工業団地内に楢葉遠隔技術開発センタ
設として、楢葉南工業団地内に楢葉遠隔技術開発センタ
験施設として、楢葉南工業団地内に楢葉遠隔技術開発セーを設置することになりました。本センターは、主としーを設置することになりました。本センターは、主としーを設置することになりました。本センターは、主としンターを設置することになりました。本センターは、主て事業管理機能を担う「研究管理棟」（ 階建てで ｍ×て事業管理機能を担う「研究管理棟」（階建てで階建てでｍ×て事業管理機能を担う「研究管理棟」（
ｍ×として事業管理機能を担う「研究管理棟」（4 階建てでｍ×P）と、実証試験を担う「試験棟」（ 階建てでｍ×P）と、実証試験を担う「試験棟」（階建てで
ｍ×P）と、実証試験を担う「試験棟」（階建てで35 ｍ× 25 ｍ× 20m）と、実証試験を担う「試験棟」（1
ｍ×ｍ×P）から構成されます。図  に示すように
ｍ×ｍ×P）
から構成されます。
図
に示すように階建てで 60 ｍ×から構成されます。
80 ｍ× 40m）から構成されます。図ｍ×ｍ×P）
図  に示すように 2
建屋は敷地内法面に平行する形で上段地に研究管理棟
建屋は敷地内法面に平行する形で上段地に研究管理棟に示すように建屋は敷地内法面に平行する形で上段地に建屋は敷地内法面に平行する形で上段地に研究管理棟（赤色）を、下段地に試験棟（水色）を各々配置し、外（赤色）を、下段地に試験棟（水色）を各々配置し、外研究管理棟（赤色）を、下段地に試験棟（水色）を各々配（赤色）を、下段地に試験棟（水色）を各々配置し、外周に構内道路（灰色）と法面に歩行者用階段を設けます。
周に構内道路（灰色）と法面に歩行者用階段を設けます。
置し、外周に構内道路（灰色）と法面に歩行者用階段を周に構内道路（灰色）と法面に歩行者用階段を設けます。
試験体の「組立て」
・「試験」
・「解体」のスムースな実施
試験体の「組立て」
・「試験」
・「解体」のスムースな実施設けます。試験体の
「組立て」
・
「試験」
・
「解体」のスムー
試験体の「組立て」
・「試験」
・「解体」のスムースな実施を考慮し、試験棟両側（東西）には、試験体資材の搬入を考慮し、試験棟両側（東西）には、試験体資材の搬入
スな実施を考慮し、試験棟両側（東西）には、試験体資を考慮し、試験棟両側（東西）には、試験体資材の搬入エリアと解体エリアを配置します。また、試験棟北側にエリアと解体エリアを配置します。また、試験棟北側に材の搬入エリアと解体エリアを配置します。また、試験エリアと解体エリアを配置します。また、試験棟北側には、将来、増築可能なスペースを確保しています。入構
は、将来、増築可能なスペースを確保しています。入構
棟北側には、将来、増築可能なスペースを確保していまは、将来、増築可能なスペースを確保しています。入構門は  箇所に配置し、主に上段入構門は人や一般車両の門は箇所に配置し、主に上段入構門は人や一般車両のす。入構門は2 箇所に配置し、主に上段入構門は人や一門は箇所に配置し、主に上段入構門は人や一般車両の入構を、下段入構門は大型トレーラ等の資材搬入車両の入構を、下段入構門は大型トレーラ等の資材搬入車両の般車両の入構を、下段入構門は大型トレーラ等の資材搬入構を、下段入構門は大型トレーラ等の資材搬入車両の入構のために使用します。
入構のために使用します。
入車両の入構のために使用します。
入構のために使用します。

＜概要規模＞＜概要規模＞
研究管理棟：幅35m×奥行25m×高さ20m＜概要規模＞
研究管理棟：幅35m×奥行25m×高さ20m
試験棟：幅60m×奥行80m×高さ40m
研究管理棟：幅35m×奥行25m×高さ20m
試験棟：幅60m×奥行80m×高さ40m
試験棟：幅60m×奥行80m×高さ40m

研究管理棟
研究管理棟
研究管理棟

試験棟
試験棟
試験棟
楢葉遠隔技術開発センター
楢葉遠隔技術開発センター
楢葉遠隔技術開発センター







図  施設建設地
図施設建設地
施設建設地
図楢葉遠隔技術開発センターは、福島県楢葉町に建設しており、楢葉遠隔技術開発センターは、福島県楢葉町に建設しており、楢葉遠隔技術開発センターは、福島県楢葉町に建設しており、年度に本格運用を開始します。大熊分析・研究センターは、年度に本格運用を開始します。
大熊分析・
研究センターは、年度に本格運用を開始します。
大熊分析・
研究センターは、
福島県大熊町に建設予定であり、 年度からの運用開始を目
福島県大熊町に建設予定であり、
年度からの運用開始を目
福島県大熊町に建設予定であり、 年度からの運用開始を目指します。
指します。
指します。


楢葉遠隔技術開発センター
楢葉遠隔技術開発センター
(2)
楢葉遠隔技術開発センター
楢葉遠隔技術開発センター
まず、廃炉作業のためには、燃料デブリの取出し準備
まず、廃炉作業のためには、燃料デブリの取出し準備
まず、廃炉作業のためには、燃料デブリの取出し準備
まず、廃炉作業のためには、燃料デブリの取出し準備が必要となります。この準備作業には、主として「炉室が必要となります。この準備作業には、主として「炉室が必要となります。この準備作業には、主として「炉室が必要となります。この準備作業には、主として「炉室内の状況調査」､「炉室内等の除染」及び「原子炉格納容内の状況調査」､「炉室内等の除染」及び「原子炉格納容器
内の状況調査」､「炉室内等の除染」及び「原子炉格納容内の状況調査」､「炉室内等の除染」及び「原子炉格納容器下部（以下、3&9下部）の漏洩箇所の止水」が最も重要
下部（以下、PCV下部）の漏洩箇所の止水」が最も重要
器下部（以下、3&9下部）の漏洩箇所の止水」が最も重要下部）の漏洩箇所の止水」が最も重要
器下部（以下、3&9です。これらの作業は、高放射線量率下となるため、遠です。これらの作業は、高放射線量率下となるため、遠です。これらの作業は、高放射線量率下となるため、遠です。これらの作業は、高放射線量率下となるため、遠隔操作機器（ロボット）を用いて行うことが必要となり隔操作機器（ロボット）を用いて行うことが必要となり隔操作機器（ロボット）を用いて行うことが必要となり隔操作機器（ロボット）を用いて行うことが必要となります。一方、炉室内の状況は、震災や爆発の影響を受け、ます。一方、炉室内の状況は、震災や爆発の影響を受け、ます。
一方、
炉室内の状況は、
震災や爆発の影響を受け、ます。
一方、
炉室内の状況は、
震災や爆発の影響を受け、通常の作業環境とは異なり、効果的かつ効率的なロボッ
通常の作業環境とは異なり、効果的かつ効率的なロボッ
通常の作業環境とは異なり、効果的かつ効率的なロボッ
通常の作業環境とは異なり、効果的かつ効率的なロボットの開発・実用のためには、１F炉
トの開発・実用のためには、１) とは別の場所に１Fとは別の場所に１) 炉室トの開発・実用のためには、１)とは別の場所に１)炉室
炉室
トの開発・実用のためには、１) とは別の場所に１)
室内を模擬する環境を作り出し、その模擬環境下で最終内を模擬する環境を作り出し、その模擬環境下で最終的内を模擬する環境を作り出し、その模擬環境下で最終的内を模擬する環境を作り出し、その模擬環境下で最終的的に実証試験を行った後、１F現場でその開発した技術に実証試験を行った後、１) 現場でその開発した技術を実に実証試験を行った後、
１)現場でその開発した技術を実現場でその開発した技術を実に実証試験を行った後、１)を実用することとなります。これらの理由により、日本用することとなります。これらの理由により、日本に初用することとなります。これらの理由により、日本に初用することとなります。これらの理由により、日本に初58


図  楢葉遠隔技術開発センター
図楢葉遠隔技術開発センター
楢葉遠隔技術開発センター
図
研究管理棟には、１) の現場環境・作業を模擬可能な最研究管理棟には、１Fの現場環境・作業を模擬可能な
研究管理棟には、
１) の現場環境・作業を模擬可能な最研究管理棟には、１) の現場環境・作業を模擬可能な最新式の没入型バーチャルリアリティ（95）システムを開最新式の没入型バーチャルリアリティ（VR）
システムを
新式の没入型バーチャルリアリティ（95）システムを開
新式の没入型バーチャルリアリティ（95）システムを開発・導入します。図  に示すように本システムは、
安全・開発・導入します。図3に示すように本システムは、安発・導入します。
図に示すように本システムは、に示すように本システムは、安全・発・導入します。
図
安全・確実な作業に向けて、「仮想現実空間の中で計画した作業
全・確実な作業に向けて、「仮想現実空間の中で計画し確実な作業に向けて、「仮想現実空間の中で計画した作業
確実な作業に向けて、「仮想現実空間の中で計画した作業を実施することによる、作業方法・手順等の適切性の確た作業を実施することによる、作業方法・手順等の適切を実施することによる、作業方法・手順等の適切性の確を実施することによる、作業方法・手順等の適切性の確認」や「容易に立ち入れない現場での作業を仮想現実空性の確認」
や「容易に立ち入れない現場での作業を仮想認」や「容易に立ち入れない現場での作業を仮想現実空認」や「容易に立ち入れない現場での作業を仮想現実空間で体験することによる、作業員の教育及び遠隔操作機
現実空間で体験することによる、作業員の教育及び遠隔間で体験することによる、作業員の教育及び遠隔操作機間で体験することによる、作業員の教育及び遠隔操作機
器の操作訓練の実施」が可能となります。
操作機器の操作訓練の実施」
が可能となります。
器の操作訓練の実施」が可能となります。
器の操作訓練の実施」が可能となります。図  95 システムによる安全・確実な作業に向けた取り組み図9595システムによる安全・確実な作業に向けた取り組み
システムによる安全・確実な作業に向けた取り組み図) の原子炉建屋内の環境を再現しており、廃炉に係る作業計画の原子炉建屋内の環境を再現しており、廃炉に係る作業計画))の原子炉建屋内の環境を再現しており、廃炉に係る作業計画の確認や作業者の教育・訓練、作業環境、作業方法・手順等のの確認や作業者の教育・訓練、作業環境、作業方法・手順等のの確認や作業者の教育・訓練、作業環境、作業方法・手順等の理解促進が期待できます。





止水技
等のた
施する
主な試
め、
「自
搬入設
性能実
実証試
す。


試験棟には、「3&9
下部の漏洩箇所補修のための止水技試験棟には、「PCV
下部の漏洩箇所補修のための止水試験棟には、「3&9
下部の漏洩箇所補修のための止水技術に関する実証試験」、「１)
建屋内での調査、除染等のた技術に関する実証試験」、「１F
建屋内での調査、除染等術に関する実証試験」、「１)
建屋内での調査、除染等のために必要な遠隔操作機器の開発実証試験」等を実施するのために必要な遠隔操作機器の開発実証試験」
等を実施
めに必要な遠隔操作機器の開発実証試験」等を実施する
ための各種試験設備が設置されます。図には、主な試するための各種試験設備が設置されます。図4には、主ための各種試験設備が設置されます。図  には、主な試
験設備を示します。また、各種試験を実施するため、「自な試験設備を示します。また、各種試験を実施するため、験設備を示します。また、各種試験を実施するため、「自「自由な試験設備を組める揚重設備」、「大型構造物を搬
由な試験設備を組める揚重設備」、「大型構造物を搬入設
由な試験設備を組める揚重設備」、「大型構造物を搬入設
入設置できる搬入口、搬入経路、床強度、固定設備」「性
置できる搬入口、搬入経路、床強度、固定設備」「性能実置できる搬入口、搬入経路、床強度、固定設備」「性能実
能実証に必要な空間サイズ（有効平面・有効高さ）」、「実証に必要な空間サイズ（有効平面・有効高さ）」、「実証試
証に必要な空間サイズ（有効平面・有効高さ）」、「実証試
証試験に必要な動力・照明・空調」が備えられています。
験に必要な動力・照明・空調」が備えられています。
験に必要な動力・照明・空調」が備えられています。

○同センターをイノベーションハブと位置づけ、福島
県浜通りの遠隔技術機器に係る産業拠点化のために科学技術で貢献する。
 ○国内の有識者で構成する利用委員会等からご意見を
安倍内閣総理大臣ご祝辞及び除幕式
図図
頂きながら、共用施設として更なる施設の運営・利安倍内閣総理大臣ご祝辞及び除幕式
除幕式にご参加いただいた方々：安倍内閣総理大臣、内堀福用を継続的に推進する。
除幕式にご参加いただいた方々：安倍内閣総理大臣、内堀福
なお、同センターは、研究管理棟と試験棟から構成さ
島県知事、松本楢葉町長、馳文部科学大臣、髙木復興大臣、高島県知事、松本楢葉町長、馳文部科学大臣、髙木復興大臣、高れますが、研究管理棟が完成し、一部運用開始を機に、
木経済産業副大臣、若松復興副大臣、井上環境副大臣、県立ふ
木経済産業副大臣、若松復興副大臣、井上環境副大臣、県立ふ2015
年 10 月 19 日には、総理がご出席され、開所式をたば未来学園生徒、町立あおぞらこども園園児
たば未来学園生徒、町立あおぞらこども園園児
開催しました（図 5）。
  大熊分析・研究センター
大熊分析・研究センター(3)
大熊分析・研究センター
放射性廃棄物の処理・処分に関しては、「放射性廃棄物
放射性廃棄物の処理・処分に関しては、「放射性廃棄物
放射性廃棄物の処理・処分に関しては、「放射性廃棄の性状（放射性核種の濃度や物理特性の評価等）の分析・の性状（放射性核種の濃度や物理特性の評価等）
の分析・
物の性状
（放射性核種の濃度や物理特性の評価等）の分評価」、「放射性廃棄物保管中の安全性の評価、放射性廃評価」、「放射性廃棄物保管中の安全性の評価、放射性廃
析・評価」、「放射性廃棄物保管中の安全性の評価、放射棄物の廃棄体化のための試験（放射性廃棄物を処分でき
棄物の廃棄体化のための試験（放射性廃棄物を処分でき性廃棄物の廃棄体化のための試験（放射性廃棄物を処分る形態にするための実証試験）」、「処分の安全性を評価す
る形態にするための実証試験）」、「処分の安全性を評価すできる形態にするための実証試験）」、「処分の安全性を
る技術」
る技術」
評価する技術」等が必要となります。これらの技術開発等が必要となります。これらの技術開発を行うための施等が必要となります。これらの技術開発を行うための施を行うための施設として、大熊町の１F
隣接地に大熊分
設として、大熊町の１)
隣接地に大熊分析・研究センター
設として、大熊町の１)
隣接地に大熊分析・研究センター
析・研究センターの整備を進めています（図 6）。
  の整備を進めています（図）。
の整備を進めています（図）。
図図試験棟内の配置例
試験棟内の配置例
試験棟では、止水試験エリア

セクター3&9
下部模擬試験体
試験棟では、止水試験エリア
セクター3&9
下部模擬試験体を設置、要素試験エリア
モックアップ階段、試験用水槽、モを設置、要素試験エリア
モックアップ階段、試験用水槽、モーションキャプチャ等、研究活動推進エリアに分かれています。
 ーションキャプチャ等、研究活動推進エリアに分かれています。

楢葉遠隔技術開発センターの利用拡大には、本施設に楢葉遠隔技術開発センターの利用拡大には、本施設に楢葉遠隔技術開発センターの利用拡大には、本施設にしかない機能を整備すること、1F の環境を模擬した試しかない機能を整備すること、)の環境を模擬した試験しかない機能を整備すること、)の環境を模擬した試験
験ができること、ロボットの性能評価の場の構築等につができること、ロボットの性能評価の場の構築等についができること、ロボットの性能評価の場の構築等についいて継続的に検討していくことが必要となります。また、て継続的に検討していくことが必要となります。また、て継続的に検討していくことが必要となります。また、同センターに企業や廃止措置研究を行う大学が集い、産同センターに企業や廃止措置研究を行う大学が集い、産同センターに企業や廃止措置研究を行う大学が集い、産官学が有機的に連携しあえる環境を構築することも更な官学が有機的に連携しあえる環境を構築することも更な官学が有機的に連携しあえる環境を構築することも更なる利用に向けて必要だと考えています。
る利用に向けて必要だと考えています。
る利用に向けて必要だと考えています。
現在、施設及び内装機器の整備は外構工事を除いてほ
現在、施設及び内装機器の整備は外構工事を除いてほ
現在、施設及び内装機器の整備は外構工事を除いてほぼ完了し、2016 年度からの本格運用を開始します。今ぼ完了し、
年度からの本格運用を開始します。今後ぼ完了し、
年度からの本格運用を開始します。今後
後は、下記の点に留意しながら、運営利用を行っていく
は、下記の点に留意しながら、運営利用を行っていく必は、下記の点に留意しながら、運営利用を行っていく必必要があります。
要があります。
要があります。
○東京電力、IRID、大学、NDF 等と情報交換を密に○東京電力、,5,'、大学、1')
等と情報交換を密に行○東京電力、,5,'、大学、1')
等と情報交換を密に行行い、1F 廃炉のための中核研究拠点として必要ない、)
廃炉のための中核研究拠点として必要な研究い、) 廃炉のための中核研究拠点として必要な研究
研究開発等に迅速に対応しながら、施設の利用性や開発等に迅速に対応しながら、施設の利用性や機能開発等に迅速に対応しながら、施設の利用性や機能機能の向上を図る。
の向上を図る。
の向上を図る。
○大学や産業界と積極的に共同研究や研究協力を行○大学や産業界と積極的に共同研究や研究協力を行○大学や産業界と積極的に共同研究や研究協力を行い、遠隔技術開発に係る橋渡し機能を担う。
い、遠隔技術開発に係る橋渡し機能を担う。
い、遠隔技術開発に係る橋渡し機能を担う。
○同センターをイノベーションハブと位置づけ、福島○同センターをイノベーションハブと位置づけ、福島
県浜通りの遠隔技術機器に係る産業拠点化のため
県浜通りの遠隔技術機器に係る産業拠点化のために科学技術で貢献する。
に科学技術で貢献する。
○国内の有識者で構成する利用委員会等からご意見○国内の有識者で構成する利用委員会等からご意見を頂きながら、共用施設として更なる施設の運営・を頂きながら、共用施設として更なる施設の運営・

利用を継続的に推進する。
利用を継続的に推進する。
図  安倍内閣総理大臣ご祝辞及び除幕式
なお、同センターは、研究管理棟と試験棟から構成さ
なお、同センターは、研究管理棟と試験棟から構成さ除幕式にご参加いただいた方々：安倍内閣総理大臣、内堀福れますが、研究管理棟が完成し、一部運用開始を機に、れますが、研究管理棟が完成し、一部運用開始を機に、
島県知事、松本楢葉町長、馳文部科学大臣、髙木復興大臣、高

年年

月月

日には、総理がご出席され、開所式を開
日には、総理がご出席され、開所式を開木経済産業副大臣、若松復興副大臣、井上環境副大臣、県立ふ催しました（図）。
催しました（図）。
たば未来学園生徒、町立あおぞらこども園園児
図図大熊分析・研究センター大熊分析・研究センター
大熊分析・研究センターは、施設管理棟、第
 棟、第
 棟から
大熊分析・研究センターは、施設管理棟、第
 棟、第
 棟から
構成され、低線量から高線量までの放射性物質を扱えるように構成され、低線量から高線量までの放射性物質を扱えるようにする予定です。
する予定です。


同施設は、「施設管理棟と低放射線量のガレキ類、汚同施設は、「施設管理棟と低放射線量のガレキ類、汚染
同施設は、「施設管理棟と低放射線量のガレキ類、汚染
染水二次廃棄物等を扱う棟（第 1 棟）からなる第１期施
水二次廃棄物等を扱う棟（第 棟）からなる第１期施設」
水二次廃棄物等を扱う棟（第 棟）からなる第１期施設」
設」と「高放射線量の汚染水二次廃棄物、燃料デブリ等と「高放射線量の汚染水二次廃棄物、燃料デブリ等を扱と「高放射線量の汚染水二次廃棄物、燃料デブリ等を扱を扱う棟（第 2 棟）の第 2 期施設」から構成され、2017
う棟（第 棟）の第 期施設」から構成され、
年度
う棟（第 棟）の第 期施設」から構成され、
年度
年度からの一部運用開始を目指しています。同施設を整からの一部運用開始を目指しています。同施設を整備す
からの一部運用開始を目指しています。同施設を整備す
備するにあたっては、以下の事項に留意する必要がありるにあたっては、
以下の事項に留意する必要があります。
るにあたっては、
以下の事項に留意する必要があります。
ます。
〇分析に係るルーチン業務と研究開発の同時実施
〇分析に係るルーチン業務と研究開発の同時実施
〇分析に係るルーチン業務と研究開発の同時実施〇多様な試験への柔軟性
〇多様な試験への柔軟性
〇多様な試験への柔軟性〇確実な試験の実施
〇確実な試験の実施
〇確実な試験の実施〇高稼働率の達成
〇高稼働率の達成
〇高稼働率の達成〇迅速かつ信頼性の高い測定・評価
〇迅速かつ信頼性の高い測定・評価
〇迅速かつ信頼性の高い測定・評価〇施設利用性の向上
〇施設利用性の向上
〇施設利用性の向上
現在、第期施設については詳細設計を実施中であり、現在、第期施設については詳細設計を実施中であり、現在、第1 期施設については詳細設計を実施中であり、そのうち、施設管理棟の建設工事については次年度から、
そのうち、施設管理棟の建設工事については次年度から、
そのうち、施設管理棟の建設工事については次年度から、ガレキ類等を扱う第ガレキ類等を扱う第棟については国の認可申請手続き
棟については国の認可申請手続き
ガレキ類等を扱う第 1棟については国の認可申請手続きを経て建設工事を行います。第 2期施設については詳細を経て建設工事を行います。第 期施設については詳細
期施設については詳細を経て建設工事を行います。第
設計を行うために必要な仕様検討を実施しています。
設計を行うために必要な仕様検討を実施しています。
設計を行うために必要な仕様検討を実施しています。
同施設の建設に向けた準備として、建設予定地の測量、同施設の建設に向けた準備として、建設予定地の測量、同施設の建設に向けた準備として、建設予定地の測量、環境試料サンプリング、地盤調査を実施しています。今環境試料サンプリング、地盤調査を実施しています。今環境試料サンプリング、地盤調査を実施しています。今後、建設予定地内の除染作業を行う予定です。
後、建設予定地内の除染作業を行う予定です。
後、建設予定地内の除染作業を行う予定です。

  河村弘福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組み研究拠点を整備中エネルギーレビュー《参考文献》
河村弘福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組み研究拠点を整備中エネルギーレビュー《参考文献》

巻
号
ページ

《参考文献》・ 河村弘,巻
" 福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組み- 研究拠点を整備中 ", エネルギーレビュー 35, 38号
ページ 大熊分析・研究センター
(2015).

放射性廃棄物の処理・処分に関しては、「放射性廃棄物の性状（放射性核種の濃度や物理特性の評価等）の分析・評価」、「放射性廃棄物保管中の安全性の評価、放射性廃595-2 １Ｆ廃炉対策タスクフォースの活動 １Ｆ廃炉対策タスクフォースの活動― これまでの活動実績 ― １Ｆ廃炉対策タスクフォースの活動
１Ｆ廃炉対策タスクフォースの活動―これまでの活動実績―
福島研究開発部門 企画調整室 渡辺 将久―これまでの活動実績―
福島研究開発部門 企画調整室 渡辺 将久―これまでの活動実績―

東京電力福島第一原子力発電所（以下、1F）における東京電力福島第一原子力発電所（以下、1F）における喫緊の課題に対する東京電力からの要請に速やかに対応
喫緊の課題に対する東京電力からの要請に速やかに対応
東京電力福島第一原子力発電所（以下、1F）における東京電力福島第一原子力発電所（以下、1F）におけるするとともに、日本原子力研究開発機構（以下、機構）
するとともに、日本原子力研究開発機構（以下、機構）喫緊の課題に対する東京電力からの要請に速やかに対応
喫緊の課題に対する東京電力からの要請に速やかに対応
自らが積極的に
1F
全体の状況を俯瞰し、戦略的に取り組
自らが積極的に
1F 全体の状況を俯瞰し、戦略的に取りするとともに、日本原子力研究開発機構（以下、機構）
するとともに、日本原子力研究開発機構（以下、機構）
んでいくため、平成
25 年
組んでいくため、平成
25 10
年月
101月日に機構内の関係する
1 日に機構内の関係
自らが積極的に1F
1F全体の状況を俯瞰し、全体の状況を俯瞰し、戦略的に取り組
自らが積極的に戦略的に取り組
各部門、センターから構成する「1F
汚染水対策タスクフ
する各部門、センターから構成する「1F
汚染水対策タス
んでいくため、平成
25
年
10
月
1
日に機構内の関係する
んでいくため、平成 25 年 10 月 1 日に機構内の関係するォース」を設置し、対応してきました。これまで 1F でのクフォース」
を設置し、対応してきました。これまで
1F
各部門、センターから構成する「1F
汚染水対策タスクフ
各部門、センターから構成する「1F
汚染水対策タスクフ
汚染水対策を主な課題として取り組んできましたが、平
ォース」
を設置し、
対応してきました。
これまで1F
1Fでのでのでの汚染水対策を主な課題として取り組んできました
ォース」
を設置し、
対応してきました。
これまで
成 27 年 4 月からは、原子炉内の Cs に関する分布や化学汚染水対策を主な課題として取り組んできましたが、平
が、平成
27
年
4
月からは、原子炉内のCs
に関する分
汚染水対策を主な課題として取り組んできましたが、平形態等の解析等、廃炉に関わる課題についても広く対応
成27
27年年44月からは、原子炉内の月からは、原子炉内のCs
Csに関する分布や化学に関する分布や化学
布や化学形態等の解析等、廃炉に関わる課題についても
成
していくこととし、「1F 廃炉対策タスクフォース」と名形態等の解析等、廃炉に関わる課題についても広く対応
広く対応していくこととし、「1F 廃炉対策タスクフォー
形態等の解析等、廃炉に関わる課題についても広く対応を改め、これまで活動しています。本タスクフォースのしていくこととし、「1F
廃炉対策タスクフォース」と名ス」と名を改め、これまで活動しています。本タスク
していくこととし、「1F 廃炉対策タスクフォース」と名メンバーについては、従前と同様に、機構内専門家の中を改め、これまで活動しています。本タスクフォースのフォースのメンバーについては、従前と同様に、機構内を改め、これまで活動しています。本タスクフォースのから幅広く選出し、テーマの変遷に応じて、柔軟にメンメンバーについては、従前と同様に、機構内専門家の中メンバーについては、従前と同様に、機構内専門家の中
専門家の中から幅広く選出し、テーマの変遷に応じて、バーを増減させて進めています。
から幅広く選出し、テーマの変遷に応じて、柔軟にメンから幅広く選出し、テーマの変遷に応じて、柔軟にメン
柔軟にメンバーを増減させて進めています。
バーを増減させて進めています。
バーを増減させて進めています。
(1)
 1F) の現況
の現況
タンク内の汚染水から放射性物質を除去しリスクを低
タンク内の汚染水から放射性物質を除去しリスクを低 ) の現況
タンク内の汚染水から放射性物質を除去しリスクを低
タンク内の汚染水から放射性物質を除去しリスクを低東京電力によるALPS の増設（平成の増設（平成 26
東京電力による ALPS
26 年
年 99 月から処理
月から処理減するために、多核種除去設備（以下、ALPS）に加え、減するために、多核種除去設備（以下、ALPS）に加え、開始）、国の補助事業としての高性能
ALPS
（平成
26 年
年
開始）
、国の補助事業としての高性能 ALPS（平成 26
東京電力によるALPS
ALPSの増設（平成の増設（平成26
26年年99月から処理
月から処理
東京電力による10
により、汚染水の処理を平成
10 月から処理開始）
月から処理開始）により、汚染水の処理を平成 2727
年年5
開始）
、国の補助事業としての高性能ALPS（平成ALPS（平成2626年年開始）、国の補助事業としての高性能5月に完了しました。また、建屋への地下水流入を抑制す
月に完了しました。また、建屋への地下水流入を抑制
10月から処理開始）
月から処理開始）
により、汚染水の処理を平成27
27年年5510により、汚染水の処理を平成するための凍土方式の陸側遮水壁は、既に山側の工事をるための凍土方式の陸側遮水壁は、既に山側の工事を終月に完了しました。また、建屋への地下水流入を抑制す
月に完了しました。また、建屋への地下水流入を抑制す
終了し、海側についても凍結管削孔が完了しており、試了し、海側についても凍結管削孔が完了しており、試験るための凍土方式の陸側遮水壁は、既に山側の工事を終るための凍土方式の陸側遮水壁は、既に山側の工事を終
験凍結を開始しています。海側遮水壁については、サブ凍結を開始しています。海側遮水壁については、サブド了し、海側についても凍結管削孔が完了しており、試験了し、海側についても凍結管削孔が完了しており、試験
レン処理水の排水が平成27年9月から開始されたことにドレン処理水の排水が平成
27 年 9 月から開始されたこ
凍結を開始しています。海側遮水壁については、サブド凍結を開始しています。海側遮水壁については、サブド[1][1] このように平成より、閉合されました。 このように平成
27 年度は大きとにより、閉合されました。
27 年度は
レン処理水の排水が平成27年9月から開始されたことに
レン処理水の排水が平成27年9月から開始されたことにく 1F での汚染水対策の大規模な工事が進んでいます。
大きく
1F での汚染水対策の大規模な工事が進んでいま
より、閉合されました。
このように平成27
27年度は大き年度は大き[1][1]
より、閉合されました。
このように平成す。
く1F
での汚染水対策の大規模な工事が進んでいます。
く 1F での汚染水対策の大規模な工事が進んでいます。
 ) 港湾における流動解析
1F1F港湾における放射性核種の動態を評価するために、(2)
港湾における流動解析
港湾における流動解析
 ))港湾における流動解析
海水の潮の流れや
1F 港湾へ流入した地下水の流動を可
1F
港湾における放射性核種の動態を評価するために、
1F港湾における放射性核種の動態を評価するために、港湾における放射性核種の動態を評価するために、
1F
海水の潮の流れや
1F
港湾へ流入した地下水の流動を可
海水の潮の流れや1F
1F港湾へ流入した地下水の流動を可
港湾へ流入した地下水の流動を可
海水の潮の流れや ) の現況
減するために、多核種除去設備（以下、ALPS）に加え、減するために、多核種除去設備（以下、ALPS）に加え、


図 対策工（海側遮水壁）実施後の潮の流れ 地) 港湾内の潮の流れを白矢印で潮の流れを示しています。
図
対策工（海側遮水壁）実施後の潮の流れ図 対策工（海側遮水壁）実施後の潮の流れ
下水の港湾内への流入は海側遮水壁により遮断されている。
港湾内の潮の流れを白矢印で潮の流れを示しています。
))港湾内の潮の流れを白矢印で潮の流れを示しています。
地地
下水の港湾内への流入は海側遮水壁により遮断されている。
下水の港湾内への流入は海側遮水壁により遮断されている。
60

福島研究開発部門企画調整室
企画調整室渡辺
渡辺将久
将久
視化しました。海洋へ漏洩する放射性核種の移行挙動を福島研究開発部門
視化しました。海洋へ漏洩する放射性核種の移行挙動を把握するための海洋拡散相対濃度マップと関連付けるこ
把握するための海洋拡散相対濃度マップと関連付けるこ
視化しました。海洋へ漏洩する放射性核種の移行挙動を視化しました。海洋へ漏洩する放射性核種の移行挙動をとにより、敷地内地下水→港湾→海洋と一連の解析可能とにより、敷地内地下水→港湾→海洋と一連の解析可能把握するための海洋拡散相対濃度マップと関連付けるこ
把握するための海洋拡散相対濃度マップと関連付けるこです。
その他、観測された 1F1F
港湾内海水の核種の放射能です。その他、観測された
港湾内海水の核種の放射とにより、敷地内地下水→港湾→海洋と一連の解析可能とにより、敷地内地下水→港湾→海洋と一連の解析可能濃度と満潮、干潮の潮の状態や港湾海底土被覆等の汚染能濃度と満潮、干潮の潮の状態や港湾海底土被覆等の汚です。
その他、観測された1F
1F港湾内海水の核種の放射能
港湾内海水の核種の放射能
です。
その他、
観測された
水対策工事の状況等を関連付けた解析や、
1F 港湾内海底
染水対策工事の状況等を関連付けた解析や、1F
港湾内
濃度と満潮、干潮の潮の状態や港湾海底土被覆等の汚染濃度と満潮、干潮の潮の状態や港湾海底土被覆等の汚染
土からのCs
溶出や海側遮水壁閉合後の港湾内海水の核海底土からの Cs 溶出や海側遮水壁閉合後の港湾内海水水対策工事の状況等を関連付けた解析や、
1F港湾内海底
港湾内海底水対策工事の状況等を関連付けた解析や、
1F
種濃度の変化の予測等を検討しています。
土からのCs溶出や海側遮水壁閉合後の港湾内海水の核
溶出や海側遮水壁閉合後の港湾内海水の核の核種濃度の変化の予測等を検討しています。
土からのCs
種濃度の変化の予測等を検討しています。
種濃度の変化の予測等を検討しています。
 36) での排水路監視に係る測定試験
(3) PSF での排水路監視に係る測定試験
機構では PSF（Plastic Scintillation Fiber）を用いた
36)での排水路監視に係る測定試験
での排水路監視に係る測定試験
機構ではPSF（Plastic Scintillation Fiber）を用いた
 36)
放射線分布の計測手法を開発し、ため池等の水底モニタ
機構ではPSF（Plastic
ScintillationFiber）を用いた
Fiber）を用いた
放射線分布の計測手法を開発し、ため池等の水底モニタ機構では PSF（Plastic Scintillation
リングとして等、様々なフィールドで測定してきました。
放射線分布の計測手法を開発し、ため池等の水底モニタリングとして等、様々なフィールドで測定してきました。
放射線分布の計測手法を開発し、ため池等の水底モニタ
検出器は中芯部に放射線を感じて発光するプラスチック
リングとして等、
様々なフィールドで測定してきました。
リングとして等、
様々なフィールドで測定してきました。
検出器は中芯部に放射線を感じて発光するプラスチック
シンチレータを使用した光ファイバを採用しています。
検出器は中芯部に放射線を感じて発光するプラスチック
検出器は中芯部に放射線を感じて発光するプラスチック
シンチレータを使用した光ファイバを採用しています。
シンチレータを使用した光ファイバを採用しています。
シンチレータを使用した光ファイバを採用しています。
データ
処理Box

データ処理Box

PC

データ
データ
処理Box
処理Box

データ処理Box
データ処理Box

PCPC

信号及び電源ケーブル

ファイバ

PMT

ファイバ
ファイバ

PMT
PMT
PMT

信号及び電源ケーブル
信号及び電源ケーブル
ファイバ
PMT

ファイバ
ファイバ

PMT
PMT

図  36) システムの外観とため池底測定イメージ
PMT
PMT36) システムは光電子増倍管（307）、検出部である光ファ36)システムの外観とため池底測定イメージ
システムの外観とため池底測定イメージ
図図36)
イバ、データ処理装置から構成されます。ため池の底に光フ36)システムは光電子増倍管（307）
システムは光電子増倍管（307）、検出部である光ファ36)、検出部である光ファ
ァイバを設置し、放射線分布を計測します。
イバ、データ処理装置から構成されます。ため池の底に光フ
イバ、データ処理装置から構成されます。ため池の底に光フ
ァイバを設置し、放射線分布を計測します。
ァイバを設置し、放射線分布を計測します。
これまでは、
1F 敷地内における汚染水貯蔵タンクから
これまでは、1F 敷地内における汚染水貯蔵タンクからの漏えい監視を目的に試験を実施してきました。その後、これまでは、
1F敷地内における汚染水貯蔵タンクから敷地内における汚染水貯蔵タンクから
これまでは、
1Fの漏えい監視を目的に試験を実施してきました。
その後、1F
敷地内の多数ある排水路を流れる排水の放射性物質の漏えい監視を目的に試験を実施してきました。
その後、の漏えい監視を目的に試験を実施してきました。
その後、1F 敷地内の多数ある排水路を流れる排水の放射性物質
濃度をモニタリングする簡易的なモニターを、排水路の1F敷地内の多数ある排水路を流れる排水の放射性物質
敷地内の多数ある排水路を流れる排水の放射性物質
1F
濃度をモニタリングする簡易的なモニターを、排水路の合流点前や排水路の閉止板上流部等に設置し、放射性物
濃度をモニタリングする簡易的なモニターを、排水路の濃度をモニタリングする簡易的なモニターを、排水路の合流点前や排水路の閉止板上流部等に設置し、放射性物質を含む排水が、どの排水路を流れてきたか把握するこ合流点前や排水路の閉止板上流部等に設置し、放射性物
合流点前や排水路の閉止板上流部等に設置し、放射性物質を含む排水が、どの排水路を流れてきたか把握することが望まれています。そこで、PSF
を 1F 敷地内排水路
質を含む排水が、どの排水路を流れてきたか把握するこ質を含む排水が、どの排水路を流れてきたか把握することが望まれています。そこで、PSF を 1F 敷地内排水路に設置にし、ガンマ線やベータ線を放出する放射性物質とが望まれています。そこで、PSFをを1F
1F敷地内排水路
敷地内排水路とが望まれています。そこで、PSFに設置にし、ガンマ線やベータ線を放出する放射性物質に設置にし、ガンマ線やベータ線を放出する放射性物質に設置にし、ガンマ線やベータ線を放出する放射性物質


図  排水路への 36) の設置状況

左図のように光ファイバを円筒容器に巻き付け状態で、右排水路への36)36)の設置状況
の設置状況
図図排水路への図にあるように排水路へ設置して試験を行いました。
左図のように光ファイバを円筒容器に巻き付け状態で、右左図のように光ファイバを円筒容器に巻き付け状態で、右図にあるように排水路へ設置して試験を行いました。
図にあるように排水路へ設置して試験を行いました。

のモニターとして適用するための試験を行っています。
のモニターとして適用するための試験を行っています。
のモニターとして適用するための試験を行っています。
原子力規制庁の特定原子力施設監視・評価検討会にお原子力規制庁の特定原子力施設監視・評価検討会にお原子力規制庁の特定原子力施設監視・評価検討会においいて、PSF
いて、PSF の排水路への設置が既に説明されており、平の排水路への設置が既に説明されており、平て、PSF の排水路への設置が既に説明されており、平成[2]
成27
年度内の設置を目指しています。
[2]また、
成 27 年度内の設置を目指しています。
また、PSF
PSFは環
は環
[2]
27
年度内の設置を目指しています。
また、PSFは環境回復を目的としたオフサイトで開発した技術の1F
境回復を目的としたオフサイトで開発した技術の 1F 敷敷境回復を目的としたオフサイトで開発した技術の1F
敷地内（オンサイト）へ適用した技術の一例でもあります。
地内（オンサイト）へ適用した技術の一例でもあります。
地内（オンサイト）へ適用した技術の一例でもあります。
このようにオフサイトで開発した技術のオンサイトへのこのようにオフサイトで開発した技術のオンサイトへのこのようにオフサイトで開発した技術のオンサイトへの適用を図っています。
適用を図っています。
適用を図っています。

 燃料デブリ取り出し時の線量評価
燃料デブリ取り出し時の線量評価

(4)燃料デブリ取り出し時における作業者の被ばく量低減
燃料デブリ取り出し時の線量評価
燃料デブリ取り出し時における作業者の被ばく量低減
燃料デブリ取り出し時における作業者の被ばく量低減と効率的な廃炉作業工程の検討に有用な情報を、最新技と効率的な廃炉作業工程の検討に有用な情報を、最新技と効率的な廃炉作業工程の検討に有用な情報を、最新技術を反映した解析により取得することを目的に、術を反映した解析により取得することを目的に、1F
1Fプラ
プラ術を反映した解析により取得することを目的に、1F
プ
ント内線量分布の評価を行っています。燃料デブリ、表
ント内線量分布の評価を行っています。燃料デブリ、表面汚染、放射化物等による線源モデルと放射線輸送計算
ラント内線量分布の評価を行っています。燃料デブリ、
面汚染、放射化物等による線源モデルと放射線輸送計算による評価手法を開発し、試算結果を表面汚染、放射化物等による線源モデルと放射線輸送計
による評価手法を開発し、試算結果をNDF（原子力損害
NDF（原子力損害賠償・廃炉等支援機構）に提示し、廃炉の技術戦略プラ
算による評価手法を開発し、試算結果をNDF（原子力
賠償・廃炉等支援機構）に提示し、廃炉の技術戦略プラン策定における燃料デブリ取り出し工法のリスク評価、
損害賠償・廃炉等支援機構）に提示し、廃炉の技術戦略
ン策定における燃料デブリ取り出し工法のリスク評価、実現性検討に貢献しました。
プラン策定における燃料デブリ取り出し工法のリスク評
実現性検討に貢献しました。





図
図
 炭酸塩スラリーの外観（上）と粒子の形状（下）
炭酸塩スラリーの外観（上）と粒子の形状（下）
バイアル瓶中のバイアル瓶中の $/36$/36 の炭酸塩スラリーの外観と粒子形状の炭酸塩スラリーの外観と粒子形状の一例写真を示しています。
の一例写真を示しています。

価、実現性検討に貢献しました。
Z

炭素鋼ライナー

遮蔽コンクリート＋炭素鋼ライナー

Z

炭素鋼ライナー

遮蔽コンクリート＋炭素鋼ライナー

遮蔽プラグ(コンクリート, 空気で置換)

操作室フロア
ウェル冠水
操作室フロア

ウェル冠水

遮蔽プラグ(コンクリート, 空気で置換)
PCV上部蓋(SUS, 空気で置換)

PCVヘッド
PCVヘッドPCV上部蓋(SUS, 空気で置換)

RPVヘッド上部
RPVヘッド上部

炭素鋼壁
炭素鋼壁
蒸気乾燥器 上端
蒸気乾燥器 上端

Cs-137線源3 (体積)
蒸気乾燥器
Cs-137線源3 (体積)(SS316+50%空隙)
蒸気乾燥器
Cs-137線源4 (表面)(SS316+50%空隙)

気水分離器 上端

Cs-137線源4 (表面)

気水分離器 上端

Cs-137線源2 (体積)
気水分離器
Cs-137線源2 (体積)(SS316+50%空隙)
気水分離器(SS316+50%空隙)

気水分離器 下端
気水分離器 下端

Cs-137線源5(表面)Cs-137線源5(表面)

炉心位置
炉心位置
デブリ線源3 (多群)放射化物模擬点線源(Co-60)
放射化物模擬点線源(Co-60)

デブリ線源3 (多群)

炉心有効部上端
炉心有効部上端
炉中心(Co60点源)
炉中心(Co60点源)

燃料下端
燃料下端

Cs-137線源4 (表面)Cs-137線源4 (表面)
デブリ線源2 (多群)
デブリ線源2 (多群)

RPV下端
RPV下端

Cs-137線源1 (体積)
Cs-137線源1 (体積)

原点 O

Y
Y

X

原点 O X(多群)デブリ線源1デブリ線源1 (多群)

PCV底面
PCV底面
コンクリート底面
コンクリート底面図図 炉内の線量分布の試算の例
炉内の線量分布の試算の例
左図が格納容器内の線源モデルの例で、上から蒸気発生器
左図が格納容器内の線源モデルの例で、上から蒸気発生器（橙色）や気水分離機（黄色）、デブリ（山吹色（橙色）や気水分離機（黄色）、デブリ（山吹色  ヶ所）をヶ所）を線源として配置しています。
線源として配置しています。右図は燃料デブリからの線量影
右図は燃料デブリからの線量影
響評価の例を示しており、青→黄→赤へ変化するにつれ、線響評価の例を示しており、青→黄→赤へ変化するにつれ、線量率が高くなります。
量率が高くなります。

 +,&+,&
上のたまり水発生の現象解明
(5)
HIC上のたまり水発生の現象解明
上のたまり水発生の現象解明

東京電力が増設した
東京電力が増設した
ALPSの前処理設備である炭酸塩
東京電力が増設したALPS
ALPS の前処理設備である炭酸塩の前処理設備である炭酸塩
沈殿処理において発生した廃棄物（スラリー）を収納し沈殿処理において発生した廃棄物（スラリー）を収納し沈殿処理において発生した廃棄物（スラリー）を収納している
HIC（高性能容器）
において、
溢水が平成
年 44
ている
HIC（高性能容器）
において、溢水が平成27
27ている HIC（高性能容器）において、溢水が平成
27 年
年4月に発見されました。このため、東京電力より原因究明
月に発見されました。このため、東京電力より原因究明
月に発見されました。このため、東京電力より原因究明に係る要請を受け、溢水のメカニズム解明に係る分析、に係る要請を受け、溢水のメカニズム解明に係る分析、に係る要請を受け、溢水のメカニズム解明に係る分析、試験及び評価の検討を行い、現在、現象解明に係る基礎試験及び評価の検討を行い、現在、現象解明に係る基礎試験及び評価の検討を行い、現在、現象解明に係る基礎試験を進めています。本試験については、適宜、原子力試験を進めています。本試験については、適宜、原子力試験を進めています。本試験については、適宜、原子力規制庁特定原子力施設監視・評価検討会で報告していま
規制庁特定原子力施設監視・評価検討会で報告していま

図図 炭酸塩試料のガンマ線照射の様子
炭酸塩試料のガンマ線照射の様子
照射は機構高崎研のコバルト照射は機構高崎研のコバルト  ガンマ線照射施設に実施
ガンマ線照射施設に実施しています。
しています。
[3]
す。
[3]
す。
す。[3]

1F
1F では原子炉建屋等へ流入する地下水を減少させる
では原子炉建屋等へ流入する地下水を減少させる
1F では原子炉建屋等へ流入する地下水を減少させることを目的に建屋周辺に設置されているサブドレンといことを目的に建屋周辺に設置されているサブドレンといことを目的に建屋周辺に設置されているサブドレンとう井戸から水を汲み上げ、サブドレン他浄化設備でう井戸から水を汲み上げ、サブドレン他浄化設備で Cs
Cs
いう井戸から水を汲み上げ、サブドレン他浄化設備でやSr等を除去し、
浄化処理を行っています。
この浄化をや Sr 等を除去し、浄化処理を行っています。この浄化を
Cs や Sr 等を除去し、浄化処理を行っています。この浄行った処理水の排水が、平成行った処理水の排水が、
平成26
26 年より開始された地下水
年より開始された地下水化を行った処理水の排水が、平成
26 年より開始された
バイパスの排水に続き、
平成
27
年
バイパスの排水に続き、平成 27 年99 月から行われるよう月から行われるよう地下水バイパスの排水に続き、平成
27 年 9 月から行わになりました。平成になりました。平成 27
27 年
年 10
10 月
月 22
22 日時点で、ALPS
日時点で、ALPS にに
327 年 10 その全量がれるようになりました。平成月 22 日時点で、より処理された水は、より処理された水は、約
約55
55 万
万m
m3になり、になり、その全量が1F
1F
ALPS により処理された水は、約 55 万 m3[4]になり、そのに設置されたタンク内に貯蔵されています。
に設置されたタンク内に貯蔵されています。[4]このような
このような
[4]
全量が
1F に設置されたタンク内に貯蔵されています。
1Fの現状を関係機関と密に連携しながら把握し、1F廃1Fの現状を関係機関と密に連携しながら把握し、1F廃このような 1F の現状を関係機関と密に連携しながら把炉対策タスクフォースでは、引き続き、1Fの廃炉や汚染炉対策タスクフォースでは、引き続き、1Fの廃炉や汚染握し、1F
廃炉対策タスクフォースでは、引き続き、1F
水対策等の課題に対応していきます。
水対策等の課題に対応していきます。

の廃炉や汚染水対策等の課題に対応していきます。
規制庁特定原子力施設監視・評価検討会で報告していま《引用文献》[1] 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議(第廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議(第2323回)資料回)資料2、
2、《引用文献》 [1]
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1029_2
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1029_2
a.pdf《引用文献》 [1] 廃 炉・a.pdf
汚 染 水 対 策 チ ー ム 会 合 ／ 事 務 局 会 議 ( 第 23 回 ) 資 料 2、http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/[2]
原子力規制庁
[2] 原子力規制庁 第第3636回特定原子力施設監視・評価検討会資料
回特定原子力施設監視・評価検討会資料3、3、 http://www.nsr.go.jp/data/000112691.pdf
http://www.nsr.go.jp/data/000112691.pdf
decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1029_2a.pdf[3]
原子力規制庁
第36
回特定原子力施設監視・評価検討会資料
5-1、
http://www.nsr.go.jp/data/000112690.pdf[3] 原子力規制庁
36 回特定原子力施設監視・評価検討会資料
http://www.nsr.go.jp/data/000112690.pdf[2] 原子力規制庁
第 36第回特定原子力施設監視・評価検討会資料
3、5-1、
http://www.nsr.go.jp/data/000112691.pdf[4]
廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議(第
23
回)資料
1、
[4] 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議(第23 回)資料 1、[3] 原子力規制庁
第 36 回特定原子力施設監視・評価検討会資料
5-1、http://www.nsr.go.jp/data/000112690.pdf
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1029_1[4] 廃 炉・http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1029_1
汚 染 水 対 策 チ ー ム 会 合 ／ 事 務 局 会 議 ( 第 23 回 ) 資 料 1、http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/
b.pdf
b.pdf
decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1029_1b.pdf
61 環境動態研究の全体概要
環境動態研究の全体概要
６

福島研究開発部門 福島環境安全センター 環境動態研究グループ 飯島 和毅
福島研究開発部門 福島環境安全センター 環境動態研究グループ  飯島 和毅

図  環境動態研究においてモデル予測を目指す放射性物質の移動挙動と予測結果の主な反映先山地森林に残存する放射性物質が、水流等の自然の駆動力によって我々の生活圏や海に向かって移動する挙動を予測することにより、住民の方々の帰還後の生活や産業復興に役立てることを目指しています。

原子力機構では、環境中に放出された放射性物質の移原子力機構では、環境中に放出された放射性物質の移動挙動を解明・予測することを目的とした環境動態研究
動挙動を解明・予測することを目的とした環境動態研究を進めています。福島県では、東京電力㈱福島第一原子を進めています。福島県では、東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）の事故により放出された放射性物質によ
力発電所（1F）の事故により放出された放射性物質による汚染に対し、生活圏及びその周辺の除染が進められてる汚染に対し、生活圏及びその周辺の除染が進められているところですが、現在でも山地森林には放射性物質がいるところですが、現在でも山地森林には放射性物質が残存しています。時間の経過とともに、これらの放射性残存しています。時間の経過とともに、これらの放射性物質は、水流や風などの自然の駆動力によって移動し、物質は、水流や風などの自然の駆動力によって移動し、最終的には生活圏や海に到達、生活や健康に影響を及ぼ
最終的には生活圏や海に到達、生活や健康に影響を及ぼすことが懸念されています。環境動態研究は、この懸念すことが懸念されています。環境動態研究は、この懸念に応えることにより、住民の方々の早期帰還や帰還後のに応えることにより、住民の方々の早期帰還や帰還後の産業復興に役立てることを目指しています。
産業復興に役立てることを目指しています。
(1) 環境動態研究で目指す成果と反映先(1) 環境動態研究で目指す成果と反映先
環境動態研究において予測モデルの確立を目指してい環境動態研究において予測モデルの確立を目指している放射性物質の移動挙動とその反映先は、以下の通りでる放射性物質の移動挙動とその反映先は、以下の通りです（図 1）。
す（図 1）。
① 森林内での流出・流入挙動① 森林内での流出・流入挙動
森林内において放射性物質は、樹木や地表面に存在し 森林内において放射性物質は、樹木や地表面に存在します。樹木に存在する放射性物質は林内雨、樹幹流、落葉・ます。樹木に存在する放射性物質は林内雨、樹幹流、落落枝により地表面に向かって、地表面の放射性物質は表葉・落枝により地表面に向かって、地表面の放射性物質
層流等により標高の低い方に向かって移動しますが、そは表層流等により標高の低い方に向かって移動しますが、の際、一部のものは移流・分散により深さ方向にも移動
その際、一部のものは移流・分散により深さ方向にも移すると考えられます。地表面の放射性物質の多くは土壌動すると考えられます。地表面の放射性物質の多くは土粒子等に強く吸着されていますが、水に溶けやすい状態
壌粒子等に強く吸着されていますが、水に溶けやすい状のものもわずかに存在します。このような放射性物質の態のものもわずかに存在します。このような放射性物質
存在状態（化学種）ごとに、放射性物質の森林内におけの存在状態（化学種）ごとに、放射性物質の森林内におる挙動を明らかにすることにより、林業等森林内での作ける挙動を明らかにすることにより、林業等森林内での業時の被ばく線量予測が可能になるとともに、樹木内も含めた森林内での放射性物質の循環挙動予測に役立てる
作業時の被ばく線量予測が可能になるとともに、樹木内ことができると考えています。
も含めた森林内での放射性物質の循環挙動予測に役立てることができると考えています。
② 環境水への流入挙動② 表層流により山地森林から流出した放射性物質を含む
環境水への流入挙動
土壌粒子は、やがて河川水系に流入します。その量は、表層流により山地森林から流出した放射性物質を含む
土壌粒子は、やがて河川水系に流入します。その量は、
降雨時等、表層水が顕著に流れるような条件では増加します。上流から下流に流れる過程で、ダムや堰など流速
降雨時等、表層水が顕著に流れるような条件では増加しが遅くなるような場所では、土壌粒子は湖底や河底に堆ます。上流から下流に流れる過程で、ダムや堰など流速積します。一方、河川水中の放射性物質は、土壌粒子が遅くなるような場所では、土壌粒子は湖底や河底に堆等に強く吸着された状態（懸濁態）のものがほとんどを積します。一方、河川水中の放射性物質は、土壌粒子等
占め、水に溶けた状態（溶存態）のものは極めて少ないに強く吸着された状態（懸濁態）のものがほとんどを占と考えられます。このような化学種ごとの放射性物質のめ、水に溶けた状態（溶存態）のものは極めて少ないと挙動を予測することにより、河川水を処理して飲料水と考えられます。このような化学種ごとの放射性物質の挙して摂取する場合の被ばく線量予測が可能になるととも動を予測することにより、河川水を処理して飲料水としに、ダム湖水や河川水を農業用水として利用した場合のて摂取する場合の被ばく線量予測が可能になるとともに、農作物への移行量予測に役立てることができると考えてダム湖水や河川水を農業用水として利用した場合の農作います。
物への移行量予測に役立てることができると考えていま③ 生活圏・周辺への流入挙動
す。
河川水系において、大雨の時のように河川敷まで水に③ 生活圏・周辺への流入挙動
浸かるような高水時には、より多くの土壌粒子が河川に河川水系において、大雨の時のように河川敷まで水に流入するとともに、一部のものは河川敷に繁茂する植生
浸かるような高水時には、より多くの土壌粒子が河川にに捕捉され、局所的に線量率の高い場所が生じることが流入するとともに、一部のものは河川敷に繁茂する植生あります。このような放射性物質の挙動を明らかにするに捕捉され、局所的に線量率の高い場所が生じることがことにより、これらの場所が生活圏に隣接する場合、ああります。このような放射性物質の挙動を明らかにする
るいは、河川敷の一部が生活圏となっている場合に、利ことにより、これらの場所が生活圏に隣接する場合、あ用する方々の被ばく線量予測が可能になると考えていま
るいは、河川敷の一部が生活圏となっている場合に、利す。
用する方々の被ばく線量予測が可能になると考えていま④ 海水・海底土中の分布す。
河川水系を流れる放射性物質を含む土壌粒子は、流速④
海水・海底土中の分布の遅い場所での堆積や河川敷における捕捉等により水系内に止まるものの他は、最終的に海に到達します。河川
河川水系を流れる放射性物質を含む土壌粒子は、流速の水と海水が混合する領域では、土壌粒子からの放射性物
遅い場所での堆積や河川敷における捕捉等により水系内質の脱離による溶存態の増加や土壌粒子の凝集による団62

図  請戸川水系における放射性セシウムの推定移動量と河川水中の放射性セシウム濃度．
     空間線量率分布は、放射線量等分布マップ拡大サイト（電子国土版、平成  年  月  日時点）による．
解析から得られた他の土地利用からの放射性セシウム流入量>@、調査から得られた森林からの放射性セシウムの流出率（年）及び大柿ダムからの放射性セシウムの流出率（流入量の 以下）>@を仮定して試算された河口からの流出量（7%T年）は、他の調査の観測結果（7%T年）>@と同程度で、河川水系全体の放射性セシウムの挙動を評価できつつあるといえます。

粒化等が起こり、放射性物質の化学種や土壌粒子の形態に止まるものの他は、最終的に海に到達します。河川水が河川水領域と異なるものに変化すると考えられます。
と海水が混合する領域では、土壌粒子からの放射性物質
その後、溶存態と懸濁態として安定になった放射性物質の脱離による溶存態の増加や土壌粒子の凝集による団粒は、海流等の駆動力により、海洋中を拡散していきます。
化等が起こり、放射性物質の化学種や土壌粒子の形態がこのような放射性物質の挙動を明らかにすることによ河川水領域と異なるものに変化すると考えられます。そり、海水及び海底土中の放射性物質の分布予測が可能にの後、溶存態と懸濁態として安定になった放射性物質は、なり、水産物への移行量予測に役立てることができると海流等の駆動力により、海洋中を拡散していきます。こ考えています。
のような放射性物質の挙動を明らかにすることにより、(2) 研究プロジェクト
海水及び海底土中の放射性物質の分布予測が可能になり、（1）の目標を達成するために、原子力機構では以下の水産物への移行量予測に役立てることができると考えて調査研究を進めています。
います。
① 海洋における物質動態のモデル開発（6-2 参照）(2) 研究プロジェクト
原子力科学研究部門原子力基礎工学研究センターで(1)の目標を達成するために、原子力機構では以下の調
は、福島近海域の海水中及び海底土の放射性核種濃度を査研究を進めています。
正確に評価可能な予測システムを開発し、海洋調査デー①
海洋における物質動態のモデル開発（6-2 参照）
タに基づく実態に近い汚染状況と将来予測の評価を実施
原子力科学研究部門原子力基礎工学研究センターでは、することを目指しています。これまでに、物質移行予測
福島近海域の海水中及び海底土の放射性核種濃度を正確モデルに河川流出過程を考慮するための改良を行い、海に評価可能な予測システムを開発し、海洋調査データに
洋調査による海底土中の核種移行過程に関するデータに基づく実態に近い汚染状況と将来予測の評価を実施する
基づき、海底土の汚染状況の変化を再現しています。
ことを目指しています。これまでに、物質移行予測モデ② 福島長期環境動態研究（F-TRACE）（1-2 参照）
ルに河川流出過程を考慮するための改良を行い、海洋調福島研究開発部門福島環境安全センターでは、浜通り側の 7 河川水系（太田川～木戸川）を中心に、未除染の査による海底土中の核種移行過程に関するデータに基づ
山地森林から水流や風等により移動する放射性セシウム
き、海底土の汚染状況の変化を再現しています。
の挙動を長期にわたり観測し、移動挙動を解析・予測す②
福島長期環境動態研究（F-TRACE）（1-2 参照）
るためのモデルを開発するとともに、予測結果に基づき福島研究開発部門福島環境安全センターでは、浜通り側の  河川水系（太田川～木戸川）を中心に、未除染の山地森林から水流や風等により移動する放射性セシウム《引用文献》

生活圏における被ばく線量の変化を評価し、被ばく線量の挙動を長期にわたり観測し、移動挙動を解析・予測すへの寄与が大きい経路の放射性セシウムの移動抑制等のるためのモデルを開発するとともに、予測結果に基づき対策を提案することを目的とした福島長期環境動態研究
生活圏における被ばく線量の変化を評価し、被ばく線量（F-TRACE）プロジェクトを進めています。これまでに、への寄与が大きい経路の放射性セシウムの移動抑制等の森林（6-1（1）参照）、ダム（6-1（2）参照）、河川（6-1（3）対策を提案することを目的とした福島長期環境動態研究参照）河口域における放射性セシウムの移動挙動を観測（)75$&(）プロジェクトを進めています。これまでに、し、放射性セシウムの移動量の定量的な把握のための森林（  参照）、ダム（  参照）、河川（ 
データを蓄積するとともに、土砂・セシウム移動解析モ参照）河口域における放射性セシウムの移動挙動を観測
デル、1・2・3 次元河川・河口域解析モデル等を整備（6-1し、放射性セシウムの移動量の定量的な把握のためのデ（4）参照）し、放射性セシウムの移動挙動を解析、計算ータを蓄積するとともに、土砂・セシウム移動解析モデ
結果と実測値との比較によるモデル検証を行ってきていル、・・ 次元河川・河口域解析モデル等を整備（ ます。
参照）し、放射性セシウムの移動挙動を解析、計算結果
このような観測・解析結果に基づき、請戸川水系におと実測値との比較によるモデル検証を行ってきています。

ける放射性セシウムの移動量を試算しました（図 2）。評
このような観測・解析結果に基づき、請戸川水系にお価は、請戸川本流上流域（大柿ダムより上流）、請戸川本
ける放射性セシウムの移動量を試算しました（図2）。評
流下流域、高瀬川水系の 3 つのエリアに分けて行いまし
価は、請戸川本流上流域（大柿ダムより上流）、請戸川本た。その結果、請戸川水系から河口域への放射性セシウ
流下流域、高瀬川水系の3つのエリアに分けて行いまし
ムの流出量は、年間約 0.71TBq（請戸川上流 0.07TBq、た。その結果、請戸川水系から河口域への放射性セシウ
請戸川下流 0.13TBq、高瀬川 0.51TBq）と試算されまし
ムの流出量は、年間約 0.71 TBq（請戸川上流 0.07 TBq、た。これは、請戸川下流域での観測結果に基づく流出量
請戸川下流
0.13
TBq、高瀬川
0.51 TBq）と試算されま
0.3 ～ 1.0TBq[3]と同程度の値です。
した。これは、請戸川下流域での観測結果に基づく流出
今後は、大学や関係研究機関との連携を強化し、さら量に効率的に、かつ、国際的に受容されうるように調査研
0.3～1.0 TBq[3]と同程度の値です。
究を進めるとともに、関係自治体や関係機関のニーズを
今後は、大学や関係研究機関との連携を強化し、さ的確に把握し、より効果的に福島の復興に役立つ成果のらに効率的に、かつ、国際的に受容されうるように調発信を目指してまいります。
査研究を進めるとともに、関係自治体や関係機関のニーズを的確に把握し、より効果的に福島の復興に役立
つ成果の発信を目指してまいります。

[1] A. Kitamura, et al., Anthropocene, 5, 22 (2014).

《引用文献》 [1] A. Kitamura, et al., Anthropocene 5, 22 (2014).
[2]Kurikami,
H. Kurikami,
J. Environ.
Radioact.
10 (2014).
[2] H.
et al.,etJ.al.,Environ.
Radioact.
137, 10137,(2014).
[3] 日本原子力研究開発機構,
26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発[3] 日本原子力研究開発機構, " 平成“平成26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に

電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書 ”
伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書" http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html(最終参照年月日 2015 年 11 月 12 日).
cat03/entry07.html( 最終参照年月日 2015 年 11 月 12 日 ).

63 福島長期環境動態研究（)75$&(）（1）
6-1 ⑴ 福島長期環境動態研究（F-TRACE）―森林調査―
― 森林調査 ―福島環境安全センター 環境動態研究グループ  新里 忠史、北村 哲浩

福島環境安全センター(1)

新里 忠史、北村 哲浩

はじめに はじめに
福島県内に残存する東京電力福島第一原子力発電所事
福島県内に残存する東京電力福島第一原子力発電所事故に由来する放射性物質のうち、放射性セシウム
137（
以故に由来する放射性物質のうち、放射性セシウム 137
（以
137
下、
はその半減期が約 30
下、137Cs）
Cs）はその半減期が約30年と長いことから、今年と長いことから、今後長期にわたり、環境中の分布状況とそれに伴う被ばく
後長期にわたり、環境中の分布状況とそれに伴う被ばく線量の変化に注視していく必要があります。生活圏は順
線量の変化に注視していく必要があります。生活圏は順
次除染が進められおり、住居等の近隣や人が日常的に立次除染が進められおり、住居等の近隣や人が日常的に立ち入る森林での除染が着実に進められています[1]。一ち入る森林での除染が着実に進められています[1]。一方
方で、森林からの放射性物質の流出・拡散及び林産物へ
で、森林からの放射性物質の流出・拡散及び林産物へのの放射性物質の移行等について、実態把握と対策が急が放射性物質の移行等について、実態把握と対策が急がれれます。林産物への放射性物質の移行等については、森ます。林産物への放射性物質の移行等については、森林林総合研究所との共同研究により、材及びキノコ等を対総合研究所との共同研究により、材及びキノコ等を対象として状況把握と移行抑制対策に係る調査研究を進めて象として状況把握と移行抑制対策に係る調査研究を進め
います。
ています。
本報告では、原子力機構が主体となり進めている森林
本報告では、原子力機構が主体となり進めている森林
137Cs の深度分布と経年変化に関する現地土壌における 137
土壌におけるCs の深度分布と経年変化に関する現地調査の結果とともに、それら現地調査の結果を踏まえた調査の結果とともに、それら現地調査の結果を踏まえた
137Cs の流出率に関する解析結果を報告します。
137
Cs の流出率に関する解析結果を報告します。

＜川内村 荻地区＞
 約㻠 㼗㼙四方の広がりを持つ山間盆地
 盆地の最下流部には荻ダム湖が分布
 年間降水量 㻝㻘㻡㻝㻝 㼙㼙 㻔過去㻟㻜年の平均㻘㻌㻝㻥㻤㻝㻙㻞㻜㻝㻜年） 㻔㻞㻜㻝㻟年：㻝㻘㻞㻟㻠 㼙㼙，㻞㻜㻝㻠年：㻝㻘㻠㻢㻡 㼙㼙㻕 平均気温 １月：㻙㻜㻚㻣℃、㻣月：㻞㻝㻚㻝℃
㻔過去㻟㻜年㻘㻌㻝㻥㻤㻝㻙㻞㻜㻝㻜年㻕
植 生

㻨㻌荻地区 㻯㻌㻪
 南向きの斜面
 褐色森林土 急傾斜
 堆積性土壌
針広混交林（コナラ、スギ、  尾根㻙斜面㻙谷底か  黒ボク土
アカマツ）
らなる単純な地形

土の約 70% にあたり、森林の大部分は山地に分布します。

の解析は、原子力機構が開発した SACT モデル [4] を用いました。このモデルでは、 Cs の深度分布を考慮して、
137

土 壌

㻨㻌荻地区 㻮㻌㻪
 南向きの谷地形
 褐色森林土 黒ボク土常緑針葉樹林  急傾斜（スギ林）
 尾根㻙斜面㻙谷底からなる単純な地形

福島県の森林面積は、国有林と民有林を合わせると県
福島県の森林面積は、国有林と民有林を合わせると県土の約 70%にあたり、森林の大部分は山地に分布します。
民有林のうち、針葉樹林は約 4 割程度、広葉樹林が約 5民有林のうち、針葉樹林は約 4 割程度、広葉樹林が約 5割強、残り 1 割弱は竹林等です。針葉樹林ではスギ林が割強、残り 1 割弱は竹林等です。針葉樹林ではスギ林が最も多く、次いでアカマツ・クロマツ林となり、ヒノキ
最も多く、次いでアカマツ・クロマツ林となり、ヒノキ林が非常に少ないことが特徴です[2]。また、放射性セシ林が非常に少ないことが特徴です [2]。また、放射性セ
ウムは土壌粒子に吸着しやすく、一度吸着すると非常にシウムは土壌粒子に吸着しやすく、一度吸着すると非常離れにくい性質があるため、降雨に伴い発生する表面流に離れにくい性質があるため、降雨に伴い発生する表面と土砂移動により、森林の斜面方向へ移動すると考えら
流と土砂移動により、森林の斜面方向へ移動すると考えれます。この斜面方向への移動は、斜面の傾斜や方位等られます。この斜面方向への移動は、斜面の傾斜や方位の地形特徴に関連すると考えられます。これらのことか等の地形特徴に関連すると考えられます。これらのことら、森林の調査地として、落葉広葉樹林とスギを優占種
から、森林の調査地として、落葉広葉樹林とスギを優占とする針葉樹林とともに、同じ樹種では地形の特徴が異種とする針葉樹林とともに、同じ樹種では地形の特徴がなるように調査地を選びました（図 1）。
異なるように調査地を選びました（図 1）。
現地調査では、尾根、斜面及び谷底といった地形要素
現地調査では、尾根、斜面及び谷底といった地形要素の異なる地点で試料を採取しました。土壌試料は、森林の異なる地点で試料を採取しました。土壌試料は、森林の地表面から深さ方向へスクレーパープレートにより 1の地表面から深さ方向へスクレーパープレートにより
1
cm 単位で採取し（図 2）、各深度の放射性セシウム濃度
cm
単位で採取し（図2）、各深度の放射性セシウム濃度の測定と放射性セシウム沈着量を算出しました。
137Cs は、地表面から深さ方向に向かい濃度が急減し、の測定と放射性セシウム沈着量を算出しました。
137Cs は、地表面から深さ方向に向かい濃度が急減し、指数関数で近似される分布を示すことが知られています
指数関数で近似される分布を示すことが知られています[3 など]。そのため、最小二乗法という統計手法を適用し[3など ]。そのため、最小二乗法という統計手法を適用て指数関数により深度分布を近似し、濃度分布の形状を示す係数（α値；沈着量の深度分布を示すβ値（緩衝深して指数関数により深度分布を近似し、濃度分布の形状度）とは異なる）を求めました（図3）。137Cs の流出率のを示す係数（α値；沈着量の深度分布を示すβ値（緩衝
解析は、
原子力機構が開発したモデル[4]を用いま
深度）とは異なる）を求めましたSACT（図 3）。137Cs の流出率

地 形

㻨㻌荻地区 㻭㻌㻪
 北向きの谷地形
 褐色森林土
常緑針葉樹林  中程度～急傾斜の  黒ボク土（スギ林）
斜面
 尾根㻙斜面㻙谷底からなる単純な地形

調査地と調査・解析の概要
(2) 調査地と調査・解析の概要

64

環境動態研究グループ

図 調査地の概要
荻地区の  ヶ所の調査地では、荻地区 $（写真左）と % は植生が同じで地形の特徴が異なり、荻地区 % と &（写真右）は地形が同じで植生が異なります。

図 スクレーパープレートによる土壌試料の採取
森林土壌を地表面から FP 間隔で採取し、各深度に含まれる放射性セシウムの濃度を測定します。

年間当たりの流出率を流域単位で算出することができま
137Cs の深度分布を考慮して、年した。このモデルでは、す。
間当たりの流出率を流域単位で算出することができます。

(3)

調査と解析結果の概要

2013 年 1 月の 137Cs の深度分布は（図 3 右のグラフ

 調査と解析結果の概要
2013 年 1 月の 137Cs の深度分布は（図 3 右のグラフの着量ピークのあることがわかります。また、尾根は斜面赤線）、尾根と斜面ともに、森林土壌の 0～1 cm に沈着量と比較して深度分布の形状を示すα値が大きくなってい
ピークのあることがわかります。また、尾根は斜面と比ます。α値は、値が大きいほど地表面のごく浅い部分に較して深度分布の形状を示すα値が大きくなっています。
137Cs 多く分布することを示します。このため、尾根は
α値は、値が大きいほど地表面のごく浅い部分に 137Cs
斜面と比較して、より森林土壌のごく浅い部分に 137Cs
多く分布することを示します。このため、尾根は斜面とが多く分布していると言えます。一方、2014
年 10 月の比較して、より森林土壌のごく浅い部分に 137Cs が多く分
深度分布（図 3 右のグラフの青線）を見ると、2013 年 1布していると言えます。一方、2014 年 10 月の深度分布
月と比較して、尾根では 137Cs 沈着量が減少するのに対（図 3 右のグラフの青線）を見ると、2013 年 1 月と比較して、斜面では増加していることがわかります。また、して、尾根では 137Cs 沈着量が減少するのに対して、斜面
深度分布の形状を示すα値は、程度の差はあるものの、では増加していることがわかります。また、深度分布の尾根と斜面でともに減少しています[5]。これらのこと
形状を示すα値は、程度の差はあるものの、尾根と斜面
137Cs が、は、森林土壌のごく浅い部分に分布していたでともに減少しています[5]。これらのことは、森林土壌
表面流や土砂移動に伴い移動して減少
3 右上）及びのごく浅い部分に分布していた 137Cs （図が、表面流や土砂移増加（図 3 右下）するとともに、深さ方向に移動したこ
動に伴い移動して減少（図 3 右上）及び増加（図 3 右下）とを示すと考えられます。但し、深さ
0 ～ 5cm までのするとともに、深さ方向に移動したことを示すと考えら
137Cs 沈着量は全沈着量の 84 ～ 92％であり、いまだにれます。但し、深さ 0～5 cm までの 137Cs 沈着量は全沈
137Cs の大部分が分布しています [5]。 137
地表面付近に着量の 84 ～92％であり、いまだに地表面付近にCs
137Cs の流出率の解析で使用した SACT モデル [4] での大部分が分布しています[5]。
137Cs の流出率の解析で使用したSACT モデル[4]では、は、降雨量や地形／土壌の特徴、土地利用及び放射性セ
降雨量や地形／土壌の特徴、土地利用及び放射性セシウ
シウム濃度の深度分布などを変数として、表面流と土砂ム濃度の深度分布などを変数として、表面流と土砂移動
移動に伴う流出率を年間当たりで算出することができまに伴う流出率を年間当たりで算出することができます。
す。ここでは、川内村荻地区を含む流域を事例として、
137Cs
137ここでは、川内村荻地区を含む流域を事例として、
Cs の深度分布を示すα値のみを変化させ、α値の変の深度分布を示すα値のみを変化させ、α値の変化が流化が流出率に与える影響を確認しました。特に、尾根部出率に与える影響を確認しました。特に、尾根部のようのような緩傾斜部でα値の経年変化が大きいことからな緩傾斜部でα値の経年変化が大きいことから（図3）、（図 3）、解析対象の流域全域をα＝ 1.2 とした解析ケー
解析対象の流域全域をα＝1.2ス（Case1）、緩傾斜部のみα＝ とした解析ケース（Case
0.5 とし残りをα＝ 1.2
1）、緩傾斜部のみα＝0.5とし残りをα＝1.2とした解析とした解析ケース（Case2）の 2 つの条件で解析しましケース（Case2）の 2 つの条件で解析しました（図4）。
た（図 4）。その結果、Case2 では流域全体の 137Cs の流
137
その結果、
Case2 では流域全体の Cs の流出率が Case1
出率が Case1 と比較して減少し、特に森林域では、流と比較して減少し、特に森林域では、流出率が 0.31％か
出率が 0.31％から 0.14％と約半分に減少しました [5]。
ら 0.14％と約半分に減少しました[5]。これは、Case2 で
これは、Case2 でα＝ 0.5 と設定したことにより、森林
α＝0.5 と設定したことにより、森林土壌のごく浅い部分
土壌のごく浅い部分の 137Cs 量が少なくなり、その結果、
137の Cs 量が少なくなり、その結果、流出率が減少したと流出率が減少したと考えられます。現地調査で得られた考えられます。現地調査で得られたα値は、経年変化にα値は、経年変化により減少しているため（図 3）、今後、より減少しているため（図 3）、今後、137Cs の流出率は減
137Cs の流出率は減少する傾向にあると考えられます。
少する傾向にあると考えられます。
の赤線）、尾根と斜面ともに、森林土壌の 0 ～ 1cm に沈(4)

 まとめと今後の予定
まとめと今後の予定
137
現地調査により、現地調査により、137Cs
Csは年を経るごとに深度方向へ
は年を経るごとに深度方向へ移137
移動するものの、いまだに地表面付近にの大部分動するものの、いまだに地表面付近に 137CsCsの大部分が分が分布していることがわかりました。また、現地調査を布していることがわかりました。また、現地調査を踏ま
137
踏まえての流出率の経年変化を解析した結果、流えて 137Cs Csの流出率の経年変化を解析した結果、流出率は
出率は時間の経過とともに減少する傾向が推定されまし
時間の経過とともに減少する傾向が推定されました。今た。今後、流出率の減少傾向を確認するための現地調
後、流出率の減少傾向を確認するための現地調査と予測
図  &V 深度分布の経年変化の例
（川内村荻地区 %、 年 か月間）
137Cs の深度分布は、赤線が  年  月、青線が  年  月に採取した土壌の分析結果に基づきます。

解析ケース

放射性セシウムの深度分布の形状（α 値）㻯㼍㼟㼑㻌㻝

流域の全域：α ＝ 㻝㻚㻞㻯㼍㼟㼑㻌㻞

■ 急傾斜部㻔㻝㻣°以上㻕㻦㻌
α 㻩㻝㻚㻞 㻔流域内の面積率 㻡㻤㻑㻕&V流出率>@■ 緩傾斜部㻔㻝㻣°未満㻕㻦㻌α 㻩㻜㻚㻡 㻔流域内の面積率 㻠㻞㻑㻕

0.6

&V流出率の経年変化（湖沼部を除く流域全体）
Case1
Case1
Case3
Case2

0.4

0.2

0

10
20
時 間>年@

30
図  137Cs の流出率の解析結果
流域の全域をα＝ と設定した場合と比較して、緩傾斜部にα＝ を設定した場合には流出率が減少します。

査と予測モデルの開発を進めるとともに、森林総合研究所等との共同研究等を活用し、林内に分布する林産物のモデルの開発を進めるとともに、森林総合研究所等とのCs 蓄積量の予測解析及び林内における空間線量率の共同研究等を活用し、林内に分布する林産物の 137Cs 蓄積
予測解析に係る現地調査と予測モデルの開発に取り組む
量の予測解析及び林内における空間線量率の予測解析に予定です。
係る現地調査と予測モデルの開発に取り組む予定です。

137[1] 環境省
福島環境再生事務所,“家のそばの森はどうやって除染するの？～森林除染について”,
平成26年1月第1版,《引用文献》《引用文献》[1] 環境省
福島環境再生事務所, " 家のそばの森はどうやって除染するの？～森林除染について", 平成
26 年 1 月第 1 版 ,p.22https://josen.env.go.jp/material/pdf/shinrin_20140221.pdf(2014). https://josen.env.go.jp/material/pdf/shinrin_20140221.pdf
p.22 (2014).

[2] 福島県,“平成25 年福島県森林・林業統計書（平成24 年度）”(2013).
[2] 福島県," 平成 25 年福島県森林・林業統計書（平成24 年度）"(2013).
137Cs,134
131I
H. Kato,et al.,“Depthdeistributionofof137
Cs andand 131
after
Fukushima
Dai-ichiNuclear[3] H.[3]Kato,et al.,"Depthdeistribution
Cs, 134Cs
I in
insoilsoilprofile
proﬁleafter
Fukushima
Dai-ichiNuclearPower
Plant Accident”,
J. Environ.
Radioact.
111,
59 (2012).
111, 59
Power Plant
Accident",
J. Environ.
Radioact.
(2012).

137Cs distribution in Fukushima after the Fukushima Dai-ichi
137Cs
M. Yamaguchi,al., “Predicting
long-term[4] M.[4]Yamaguchi,
et al.,et"Predicting
thethelong-term
distribution in Fukushima after the
Dai-ichinuclearplant
power
plant accident:a parameter
sensitivity
analysis”,
J. Environ.
Radioact.
(2014).
135,135,
nuclear power
accident:a parameter
sensitivity
analysis",
J. Environ.
Radioact.
135135(2014).
[5]
新里忠史ほか,“東京電力福島第一原子力発電所事故により放出された放射性セシウムの森林土壌における深度分布[5] 新里忠史ほか ," 東京電力福島第一原子力発電所事故により放出された放射性セシウムの森林土壌における深度分の経年変化”,日本地質学会第122 年学術大会（長野）講演要旨，R18-O-5(2015).
布の経年変化", 日本地質学会第 122 年学術大会（長野）講演要旨，R18-O-5(2015).
65   福島長期環境動態研究（)75$&(）
福島長期環境動態研究（)75$&(）

6-1 ⑵ 福島長期環境動態研究（F-TRACE）―ダム調査――ダム調査―
― ダム調査 ―福島研究開発部門 福島環境安全センター 環境動態研究グループ 舟木 泰智、佐久間 一幸
福島研究開発部門
福島環境安全センター
環境動態研究グループ 舟木
福島環境安全センター
環境動態研究グループ
舟木泰智、佐久間
泰智、佐久間一幸
一幸

(1)

はじめに

Cs濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）

137Cs濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）137

1.5E+05
1.5E+05
1.0E+05
1.0E+05

14/10/19～14/10/30<2<2

137Cs濃度（Bq/kg）
137

Cs濃度（Bq/kg）

2.0E+05
2.0E+05

大柿ダム
大柿ダム

<2
<2

2-4
2-4

2.0E+04
2.0E+04㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）㻝㻟㻣㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）
㻝㻟㻣

滝川ダム
滝川ダム
荻ダム
荻ダム

16-63
16-63

63-50063-50014/5/22～14/7/8
14/7/8～14/8/6
14/5/22～14/7/8
14/8/6～14/9/12
14/7/8～14/8/6
14/9/13～14/10/4
14/8/6～14/9/12
14/10/5～14/10/11
14/9/13～14/10/4
14/10/12～14/10/18
14/10/5～14/10/11
14/10/19～14/10/30
14/10/12～14/10/18

1.0E+04
1.0E+04

<2
<2

2-4
2-4

荻ダム
荻ダム

4-16
4-16

16-63
16-63

63-50063-50014/5/21～14/7/8
14/7/8～14/8/7
14/5/21～14/7/8
14/8/8～14/9/11
14/7/8～14/8/7

3.0E+04
3.0E+04

14/9/12～14/10/18
14/8/8～14/9/11
14/10/19～14/10/30
14/9/12～14/10/18
14/10/19～14/10/30

2.0E+04
2.0E+04
1.0E+04
1.0E+04

<2
<2

2-4
2-4

4-16
4-16

滝川ダム
滝川ダム

3.0E+04
3.0E+04
2.0E+04
2.0E+04

16-63
16-63

63-50063-50014/5/20～14/7/7
14/7/7～14/8/7
14/5/20～14/7/7
14/8/7～14/9/8
14/7/7～14/8/7
14/9/9～14/10/4
14/8/7～14/9/8
14/10/5～14/10/11
14/9/9～14/10/4
14/10/5～14/10/11
14/10/5～14/10/11
14/10/19～14/10/28
14/10/5～14/10/11
14/10/19～14/10/28

1.0E+04
1.0E+04
0.0E+00
0.0E+00

図  調査地点
図  調査地点

66

Cs濃度（Bq/kg）

㻝㻜㻙㻞㻜
㻨㻌㻝㻜
㻞㻜㻙㻡㻜
㻝㻜㻙㻞㻜
㻡㻜㻙㻝㻜㻜
㻞㻜㻙㻡㻜㻝㻜㻜㻙㻞㻜㻜
㻡㻜㻙㻝㻜㻜
㻞㻜㻜㻙㻡㻜㻜
㻝㻜㻜㻙㻞㻜㻜
㻡㻜㻜㻙㻝㻘㻜㻜㻜㻞㻜㻜㻙㻡㻜㻜
㻝㻘㻜㻜㻜㻙㻞㻘㻜㻜㻜㻡㻜㻜㻙㻝㻘㻜㻜㻜㻞㻘㻜㻜㻜㻙㻡㻘㻜㻜㻜㻝㻘㻜㻜㻜㻙㻞㻘㻜㻜㻜㻡㻘㻜㻜㻜㻌㻨
㻞㻘㻜㻜㻜㻙㻡㻘㻜㻜㻜㻡㻘㻜㻜㻜㻌㻨

14/5/24～14/7/10
14/7/10～14/8/5
14/5/24～14/7/10
14/8/5～14/9/9
14/7/10～14/8/5
14/9/10～14/10/4
14/8/5～14/9/9
14/10/5～14/10/27
14/9/10～14/10/4

14/10/19～14/10/30

4.0E+04
4.0E+04

137Cs濃度（Bq/kg）
137（㼗㻮㼝㻛㼙 ）㻞（㼗㻮㼝㻛㼙
㻨㻌㻝㻜 ）

4-16
4-16

坂下ダム
坂下ダム

3.0E+04
3.0E+04

0.0E+00
0.0E+00

坂下ダム
坂下ダム

63-50063-50014/10/5～14/10/27

4.0E+04
4.0E+04㻝㻟㻣㻯㼟沈着量㻝㻟㻣㻯㼟沈着量
㻞

16-63
16-63

5.0E+04
5.0E+04

0.0E+00
0.0E+00

大柿ダム
大柿ダム

4-16
4-16

1.0E+05
1.0E+05

4.0E+04
4.0E+04㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）

2-4
2-4

1.5E+05
1.5E+05

0.0E+00
0.0E+00

横川ダム
横川ダム

14/5/23～14/7/11
14/7/11～14/8/6
14/5/23～14/7/11
14/8/6～14/9/10
14/7/11～14/8/6
14/9/11～14/10/4
14/8/6～14/9/10
14/10/5～14/10/11
14/9/11～14/10/4
14/10/12～14/10/18
14/10/5～14/10/11
14/10/19～14/10/30
14/10/12～14/10/18

5.0E+04
5.0E+04
0.0E+00
0.0E+00㻝㻟㻣㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）㻝㻟㻣 はじめに
土壌粒子とともに河川に流入し、下流に向かって移動し はじめに
山地・森林域に沈着した放射性セシウム（137Cs）は、ていきます。浜通り地域の河川の中腹には下流域の灌漑
山地・森林域に沈着した放射性セシウム（137Cs）は、土壌粒子とともに河川に流入し、下流に向かって移動し用水を確保するために貯水池が分布しており、流下して土壌粒子とともに河川に流入し、下流に向かって移動していきます。浜通り地域の河川の中腹には下流域の灌漑
きた土壌粒子の一部は貯水池の底に堆積します。そのたていきます。浜通り地域の河川の中腹には下流域の灌漑用水を確保するために貯水池が分布しており、流下してめ、貯水池は上流域の 137Cs の動態を予測する上で、重用水を確保するために貯水池が分布しており、流下してきた土壌粒子の一部は貯水池の底に堆積します。そのた
要な調査地点といえます。
きた土壌粒子の一部は貯水池の底に堆積します。そのため、貯水池は上流域の 137Cs の動態を予測する上で、重要
137Cs の移動・堆積挙動
め、貯水池は上流域の 137Cs の動態を予測する上で、重要
原子力機構では、貯水池でのな調査地点といえます。
な調査地点といえます。
を把握し、予測手法を開発・検証することを目的として、原子力機構では、貯水池での 137Cs の移動・堆積挙動を
137Cs の移動・堆積挙動を原子力機構では、貯水池での浜通り地域に分布する
5 つのダム（横川、大柿、坂下、荻、
把握し、予測手法を開発・検証することを目的として、把握し、予測手法を開発・検証することを目的として、
滝川ダム）と大熊町と双葉町に分布する 9 つの小規模な浜通り地域に分布する
5 つのダム（横川、大柿、坂下、浜通り地域に分布する
つのダム（横川、大柿、坂下、
ため池において、137Cs5の動態調査を進めています。具荻、滝川ダム）と大熊町と双葉町に分布する
9 つの小規荻、滝川ダム）と大熊町と双葉町に分布する
9 つの小規137Cs の把握、池内の体的には水中の懸濁物質や池水の137
模なため池において、 Cs の動態調査を進めています。
137Cs の動態調査を進めています。
模なため池において、流速や濁度の連続観測等を実施しています。また、底質137Cs の把握、具体的には水中の懸濁物質や池水の池内の137Cs の把握、具体的には水中の懸濁物質や池水の137Cs池内のや沈降粒子を採取し、貯水池に供給されるの時間
流速や濁度の連続観測等を実施しています。また、底質
流速や濁度の連続観測等を実施しています。また、底質変化を把握するための調査も行っています。
や沈降粒子を採取し、貯水池に供給される 137Cs の時間変137Cs の時間変や沈降粒子を採取し、貯水池に供給される本報では、図 1 に示した 5 つのダムで 2014 年 5 月か化を把握するための調査も行っています。
化を把握するための調査も行っています。
ら本報では、図10 月にかけて採取した沈降粒子のCs 濃度の時間
1 に示した 5 つのダムで1372014
年 5 月か
本報では、図1に示した 5 つのダムで2014 年 5 月か137Cs を吸着する粒子径との関係について紹介し137
変化とら 10 月にかけて採取した沈降粒子の Cs 濃度の時間変ら 10 137
月にかけて採取した沈降粒子の 137Cs 濃度の時間変ます。 Cs を吸着する粒子径との関係について紹介しま
化と
137
化と Cs を吸着する粒子径との関係について紹介しま
す。
す。

横川ダム
横川ダム

2.0E+05
2.0E+05

山地・森林域に沈着した放射性セシウム（137Cs）は、

<2
<2

2-4
2-4

4-16
4-16

粒子径（μ 㼙）粒子径（μ 㼙）

16-63
16-63


図  沈降粒子の粒径と &V 濃度の時間変化
図  沈降粒子の粒径と&V 濃度の時間変化
&V
濃度は試料採取時の値
&V 濃度は試料採取時の値

63-50063-500 調査の概要
(2)
調査の概要

137Cs
浜通り地域全般の流域に適用できる可能性があります。
今後も継続的にダムに供給される粒子を捕捉し、137

今後も継続的にダムに供給される粒子を捕捉し、 Cs
137Cs を吸着する粒子径との関係を追
137Cs
濃度の時間変化と今後も継続的にダムに供給される粒子を捕捉し、濃度の時間変化と 137Cs を吸着する粒子径との関係を追137Cs の動態
137Cs を吸着する粒子径との関係を追跡して、貯水池内及び貯水池上流域における濃度の時間変化と跡して、貯水池内及び貯水池上流域における 137Cs の動態を明らかにしていく予定です。
跡して、貯水池内及び貯水池上流域における 137Cs の動を明らかにしていく予定です。

 調査の概要
沈降粒子は、ダムの底に定置したセディメントトラッ
沈降粒子は、ダムの底に定置したセディメントトラッ
プ（日油技研工業株式会社製：SMD13S-6000）（日油技研工業株式会社製：SMD13S-6000）を用いてプ
プ（日油技研工業株式会社製：SMD13S-6000）を用いて定期的に採取しました（図3）。採取した試料は、ふるい
定期的に採取しました（図 3）。採取した試料は、ふるい
定期的に採取しました（図3）。採取した試料は、ふるい及び水簸処理によって粒子径ごとに分画し（粘土：<2μ及び水簸処理によって粒子径ごとに分画し（粘土：<2μ及び水簸処理によって粒子径ごとに分画し（粘土：<2μm、2–4μm、泥：4–16μm、16–63μm、砂：63–500μm、2-4μm、泥：4-16μm、16-63μm、砂：63-500μm、m、2–4μm、泥：4–16μm、16–63μm、砂：63–500μm、500–2000μm、礫：>2000μm）、恒温乾燥炉（約500-2000μm、礫：>2000μm）、恒温乾燥炉（約 105℃）
m、500–2000μm、礫：>2000μm）、恒温乾燥炉（約105℃）で
24 時間以上乾燥した後、容器に封入し、Geで24
時間以上乾燥した後、容器に封入し、Ge
半導体検105℃）で 24 時間以上乾燥した後、容器に封入し、Ge半導体検出器により放射能濃度を測定しました。
2.0E+05出器により放射能濃度を測定しました。
半導体検出器により放射能濃度を測定しました。
2.0E+05

態を明らかにしていく予定です。

㻝㻟㻣㻝㻟㻣
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）

2.0E+05
2.0E+05

1.5E+05
1.5E+05
1.0E+05
1.0E+05(3)
主な成果 主な成果図主な成果
2 に各ダムの沈降粒子の粒径ごとのCs 濃度の時
137137
図2に各ダムの沈降粒子の粒径ごとのCs濃度の時間

図2に各ダムの沈降粒子の粒径ごとの 137Cs濃度の時間変化を示します。いずれのダムもセディメントトラップ
プで補足された粒子の大部分は粘土や泥の細粒な粒子でで補足された粒子の大部分は粘土や泥の細粒な粒子であで補足された粒子の大部分は粘土や泥の細粒な粒子でああり、砂や礫の粗粒な粒子はほとんど補足されませんでり、砂や礫の粗粒な粒子はほとんど補足されませんでし
り、砂や礫の粗粒な粒子はほとんど補足されませんでしした。また、全体として細粒な粘土粒子ほど
Cs 濃度
た。また、全体として細粒な粘土粒子ほど 137Cs137
濃度が高た。また、全体として細粒な粘土粒子ほど 137Cs 濃度が高が高い傾向にあることがわかりました。一般的に、粒径い傾向にあることがわかりました。一般的に、粒径が小い傾向にあることがわかりました。一般的に、粒径が小が小さいほど単位重量当たりの表面積（比表面積）が大
さいほど単位重量当たりの表面積（比表面積）が大きい
さいほど単位重量当たりの表面積（比表面積）が大きい
137
137
ため、 Cs は細粒な土壌粒子に吸着されやすいことが知きいため、Cs は細粒な土壌粒子に吸着されやすいこため、137Cs は細粒な土壌粒子に吸着されやすいことが知られており[1]、調査結果はこれと整合します。
とが知られており[1]、調査結果はこれと整合します。
られており[1]、調査結果はこれと整合します。
137
137Cs
Cs 濃度の時間変化をみると、横川ダム、大柿ダム、
137Cs 濃度の時間変化をみると、横川ダム、大柿ダム、濃度の時間変化をみると、横川ダム、大柿ダム、
137 濃度に坂下ダムでは、観測期間を通じて粒径ごとの 137Cs
坂下ダムでは、観測期間を通じて粒径ごとの濃度
坂下ダムでは、観測期間を通じて粒径ごとの 137CsCs
濃度に顕著な変化は認められませんでしたが、富岡川水系に位に顕著な変化は認められませんでしたが、富岡川水系に顕著な変化は認められませんでしたが、富岡川水系に位置する荻ダムと滝川ダムでは、137Cs137濃度が徐々に高くな位置する荻ダムと滝川ダムでは、Cs 濃度が徐々に高置する荻ダムと滝川ダムでは、137Cs 濃度が徐々に高くなる傾向が認められました。荻ダムや滝川ダムの上流域でくなる傾向が認められました。荻ダムや滝川ダムの上流る傾向が認められました。荻ダムや滝川ダムの上流域では、平成 25 年度に宅地や農地等の土壌の剥ぎ取りや客土
域では、平成25 年度に宅地や農地等の土壌の剥ぎ取り
は、平成 25 年度に宅地や農地等の土壌の剥ぎ取りや客土等の除染に係る作業が行われていたため、これがダムにや客土等の除染に係る作業が行われていたため、これが等の除染に係る作業が行われていたため、これがダムに供給される土砂の 137Cs 濃度に影響を与えた可能性があ
137Cs 濃度に影響を与えた可能
ダムに供給される土砂の供給される土砂の 137Cs 濃度に影響を与えた可能性があり、今後の調査結果を注視する必要があると考えていま性があり、今後の調査結果を注視する必要があると考えり、今後の調査結果を注視する必要があると考えていま
す。
ています。
す。
137Cs 平均沈着量
図 4 に各ダムの上流域における 137（第 3
図 4 に各ダムの上流域におけるCs（第3に各ダムの上流域における 137
Cs平均沈着量
平均沈着量（第次航空機モニタリングによる2011 年7 月2 日の値を使用）
次航空機モニタリングによる2011
年7年
月2
日の値を使用）
3次航空機モニタリングによる 20117月
2 日の値を137Cs 濃度の関係を示します。
と粒径ごとの 137
観測期間を通137と粒径ごとのCs 濃度の関係を示します。
観測期間を通使用）と粒径ごとのCs 濃度の関係を示します。観測
137Cs 濃度はそれぞれの流域の 137Cs 平
じて、粒径ごとの 137
137Cs 平
137
じて、
粒径ごとの
Cs
濃度はそれぞれの流域の期間を通じて、粒径ごとの Cs 濃度はそれぞれの流域
均沈着量と比較的良い相関を示します。これは、調査対137Cs 平均沈着量と比較的良い相関を示します。これ
均沈着量と比較的良い相関を示します。これは、調査対の象のダムの上流域の土地利用形態や地質・土壌の性質が象のダムの上流域の土地利用形態や地質・土壌の性質がは、調査対象のダムの上流域の土地利用形態や地質・土比較的似ているため、上記のような傾向を示した可能性
比較的似ているため、上記のような傾向を示した可能性
壌の性質が比較的似ているため、上記のような傾向を示が考えられ、本調査から導いた両者の関係は、浜通り地が考えられ、本調査から導いた両者の関係は、浜通り地した可能性が考えられ、本調査から導いた両者の関係は、域全般の流域に適用できる可能性があります。
域全般の流域に適用できる可能性があります。

0.0
0.0

㻝㻟㻣㻝㻟㻣
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）

図  セディメントトラップによる試料採取
図  セディメントトラップによる試料採取

1.0E+05
1.0E+05

1.5E+051.0
1.5E+051.0
1.0E+05
1.0E+05㻝㻟㻣㻝㻟㻣
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）

1.5E+05
1.5E+05

1.0E+05
1.0E+05

0.5
0.5

1.0
1.0

1.5
1.5

2.0
2.0

2.5
2.5

3.0
3.0

粒子径（㻞㻙㻠㻌μ 㼙）
粒子径（㻞㻙㻠㻌μ 㼙）
2.0
3.0
2.0
3.0
y=5.2E+04x-1.1E+04
y=5.2E+04x-1.1E+04
R2=0.87
R2=0.87

0.5
0.5

1.0
1.0

1.5
1.5

2.0
2.0

2.5
2.5

3.0
3.0

粒子径（㻠㻙㻝㻢㻌μ 㼙）
粒子径（㻠㻙㻝㻢㻌μ 㼙）
y=4.3E+04x-1.2E+04
y=4.3E+04x-1.2E+04
R2=0.87
R2=0.87

5.0E+04
5.0E+04

0.0E+00
0.0E+00 0.0
0.0
2.0E+05
2.0E+05㻝㻟㻣㻝㻟㻣
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）
㻯㼟濃度（㻮㼝㻛㼗㼓）

横川ダム
横川ダム
大柿ダム
大柿ダム
坂下ダム
坂下ダム
荻ダム
荻ダム
滝川ダム
滝川ダム

5.0E+04
5.0E+04

0.0E+00
0.0E+00 0.0
0.0
2.0E+05
2.0E+05

間変化を示します。いずれのダムもセディメントトラッ
変化を示します。いずれのダムもセディメントトラップ

y=6.4E+04x-1.2E+04
y=6.4E+04x-1.2E+04
R2=0.91R2=0.91

5.0E+04
5.0E+04

0.0E+00
0.0E+00 0.0
0.0
2.0E+05
2.0E+05

5.0E+04
5.0E+04

0.0E+00
0.0E+00

1.5E+05
1.5E+05

粒子径（㻨㻞㻌μ 㼙）
粒子径（㻨㻞㻌μ 㼙）

1.5E+05
1.5E+05

1.0E+05
1.0E+05

0.5
0.5

1.0
1.0

1.5
1.5

2.0
2.0

2.5
2.5

3.0
3.0

粒子径（㻝㻢㻙㻢㻟㻌μ 㼙）
粒子径（㻝㻢㻙㻢㻟㻌μ 㼙）
y=3.3E+04x-1.0E+04
y=3.3E+04x-1.0E+04
R2=0.84
R2=0.84

5.0E+04
5.0E+04

0.0E+00
0.0E+00 0.0
0.0

0.5
0.5

1.0
1.0

1.5
1.5

2.0
2.0

2.5
2.5

流域の㻝㻟㻣㻯㼟平均沈着量（㼗㻮㼝㻛㼙㻞）
流域の㻝㻟㻣㻯㼟平均沈着量（㼗㻮㼝㻛㼙㻞）

3.0
3.0

図  流域の &V 平均沈着量と粒径ごとの &V 濃度
図  流域の &V 平均沈着量と粒径ごとの &V 濃度

&V 濃度は試料採取時の値
&V 濃度は試料採取時の値

《引用文献》 [1] Q. He, D.E. Walling, "Interpreting particle size effects in the 137
adsorption of 137Cs210and unsupported 210Pb by《引用文献》 [1] Q. He, D.E. Walling, “Interpreting particle size effects in the adsorption of 137Cs and unsupported 210Pb by mineral soils and
Q. He,soils
D.E. Walling,“Interpreting
sizeRadioact.
effects in the30,
adsorptionof Cs and unsupported Pb by mineral soils andmineraland sediments"
J. particle
Environ.
117 (1996).
《引用文献》 [1]sediments” J. Environ. Radioact. 30, 117 (1996).
sediments” J. Environ. Radioact. 30, 117 (1996).

67  福島長期環境動態研究（)75$&(）
6-1 ⑶ 福島長期環境動態研究（F-TRACE）―河川調査―  福島長期環境動態研究（)75$&(）
― 河川調査 ―福島環境安全センター 環境動態研究グループ  中西 貴宏―河川調査―

福島環境安全センター

環境動態研究グループ

中西 貴宏

福島環境安全センター 環境動態研究グループ  中西 貴宏
図 自動観測装置で観測した  年  月～ 年  月の河川水位と濁度（請戸川下流域の例）
請戸川下流域に設置した観測装置 D で、 年  月～ 年  月の河川水位と濁度（懸濁物質濃度の指標）を観測しました E 。高水敷まで河川水が到達するような P 超の水位上昇は数回観測され、この時に土壌粒子が多く移動していることが分かります。
図 自動観測装置で観測した  年  月～ 年  月の河川水位と濁度（請戸川下流域の例）



請戸川下流域に設置した観測装置 D で、 年  月～ 年  月の河川水位と濁度（懸濁物質濃度の指標）を観測しました E 。高水敷まで河川水が到達するような P 超の水位上昇は数回観測され、この時に土壌粒子が多く移動していることが分かります。
 主な成果(3)
主な成果(1) はじめに山地森林に沈着した放射性セシウムの一部は、吸着しはじめに
山地森林に沈着した放射性セシウムの一部は、吸着した土壌粒子等とともに、降水によって河川に流入し、下た土壌粒子等とともに、降水によって河川に流入し、下流へと移動していきます。生活圏における被ばく線量の はじめに
流へと移動していきます。生活圏における被ばく線量の将来予測に当たっては、
山地森林から河川を通じて移動・
山地森林に沈着した放射性セシウムの一部は、吸着し将来予測に当たっては、山地森林から河川を通じて移堆積する放射性セシウムの動態を定量的に把握することた土壌粒子等とともに、降水によって河川に流入し、下動・堆積する放射性セシウムの動態を定量的に把握するが必要とされています。
流へと移動していきます。生活圏における被ばく線量のことが必要とされています。
原子力機構では、河川による放射性セシウムの移動・将来予測に当たっては、山地森林から河川を通じて移原子力機構では、河川による放射性セシウムの移動・堆積挙動の予測手法を開発・検証することを目的として、動・堆積する放射性セシウムの動態を定量的に把握する堆積挙動の予測手法を開発・検証することを目的として、
福島県浜通り地方の広域河川系における放射性セシウムことが必要とされています。
福島県浜通り地方の広域河川系における放射性セシウム
原子力機構では、河川による放射性セシウムの移動・の動態調査を進めています。
の動態調査を進めています。
堆積挙動の予測手法を開発・検証することを目的として、昨年度の報告では、河川敷において、増水した時だけ昨年度の報告では、河川敷において、増水した時だけ
福島県浜通り地方の広域河川系における放射性セシウム
水に浸かる場所（高水敷）に放射性セシウムを含む土壌
水に浸かる場所（高水敷）に放射性セシウムを含む土壌の動態調査を進めています。
粒子が堆積していることを報告しました。今年度は、そ粒子が堆積していることを報告しました。今年度は、そ昨年度の報告では、河川敷において、増水した時だけの後の継続調査によって得られた成果を報告します。
の後の継続調査によって得られた成果を報告します。
水に浸かる場所（高水敷）に放射性セシウムを含む土壌
粒子が堆積していることを報告しました。今年度は、そ
(2)
調査の概要
 調査の概要
の後の継続調査によって得られた成果を報告します。
現在のところ、調査対象として、比較的空間線量率の
現在のところ、調査対象として、比較的空間線量率の高い地域を流れる太田川・小高川・請戸川・前田川・熊川・高い地域を流れる太田川・小高川・請戸川・前田川・熊 調査の概要
富岡川・井出川・木戸川を選定しています。全河川を合川・富岡川・井出川・木戸川を選定しています。全河川
現在のところ、調査対象として、比較的空間線量率のわせると調査地点は100 地点を超えています。
を合わせると調査地点は100 地点を超えています。
高い地域を流れる太田川・小高川・請戸川・前田川・熊それぞれの調査地点において、河川水や川底・河川敷
それぞれの調査地点において、河川水や川底・河川敷
川・富岡川・井出川・木戸川を選定しています。全河川の堆積物に含まれる放射性セシウム濃度とともに、河川の堆積物に含まれる放射性セシウム濃度とともに、河川を合わせると調査地点は 100 地点を超えています。
の流量や懸濁物質濃度、河川敷における空間線量率分布の流量や懸濁物質濃度、河川敷における空間線量率分布
それぞれの調査地点において、河川水や川底・河川敷の調査等を継続的に実施しています。また、河川水位やの調査等を継続的に実施しています。また、河川水位やの堆積物に含まれる放射性セシウム濃度とともに、河川
懸濁物質濃度を連続的に観測する装置（自動観測装置）
懸濁物質濃度を連続的に観測する装置（自動観測装置）の流量や懸濁物質濃度、河川敷における空間線量率分布をそれぞれの河川に設置し、河川を移動する放射性セシをそれぞれの河川に設置し、河川を移動する放射性セシの調査等を継続的に実施しています。また、河川水位やウムの挙動に関する基礎データを蓄積しています。
ウムの挙動に関する基礎データを蓄積しています。
懸濁物質濃度を連続的に観測する装置（自動観測装置）
をそれぞれの河川に設置し、河川を移動する放射性セシ
ウムの挙動に関する基礎データを蓄積しています。
68

請戸川下流域に設置した自動観測装置で得られた、河請戸川下流域に設置した自動観測装置で得られた、河川水位と濁度（懸濁物質濃度の指標）の観測結果を図1
川水位と濁度 主な成果（懸濁物質濃度の指標）の観測結果を図に示します。
この調査地点では、2013 年 12 年月から
2014
1 に示します。この調査地点では、2013
12 月から
請戸川下流域に設置した自動観測装置で得られた、河
年
11
月までの
1
年間に、
高水敷まで河川水が到達するよ2014 年 11 月までの 1 年間に、高水敷まで河川水が到達
川水位と濁度（懸濁物質濃度の指標）の観測結果を図1
うな
1 m を超える水位の上昇が数回観測されました。濁するような
1mを超える水位の上昇が数回観測されましに示します。
この調査地点では、2013 年 12 月から 2014
度も同時期に上昇しており、このような増水時に移動す
た。濁度も同時期に上昇しており、このような増水時に年
11 月までの 1 年間に、高水敷まで河川水が到達するよる土壌粒子が、下流域の高水敷に堆積すると考えられま
移動する土壌粒子が、下流域の高水敷に堆積すると考えうな 1 m を超える水位の上昇が数回観測されました。濁す。年に十日程度しかない増水時に移動する懸濁物質のられます。年に十日程度しかない増水時に移動する懸濁度も同時期に上昇しており、このような増水時に移動す
量が、年間移動量の 50%以上を占めていることも分かり物質の量が、年間移動量の 50% 以上を占めていること
る土壌粒子が、下流域の高水敷に堆積すると考えられまました。図 1 で、増水後の水位低下が途中で緩やかになも分かりました。図 1 で、増水後の水位低下が途中で緩す。年に十日程度しかない増水時に移動する懸濁物質のるのは、上流にある大柿ダムの放流によるものです。こ量が、年間移動量の50%以上を占めていることも分かりやかになるのは、上流にある大柿ダムの放流によるものの時、濁度は平常時と同程度まで低下することから、ダました。図1 で、増水後の水位低下が途中で緩やかになです。この時、濁度は平常時と同程度まで低下すること
ムから下流への土壌粒子の流出は少ないと考えられます。
るのは、上流にある大柿ダムの放流によるものです。こから、ダムから下流への土壌粒子の流出は少ないと考え
それでは、下流域の河川敷には、放射性セシウム濃度の時、濁度は平常時と同程度まで低下することから、ダられます。
ムから下流への土壌粒子の流出は少ないと考えられます。
それでは、下流域の河川敷には、放射性セシウム濃度
それでは、下流域の河川敷には、放射性セシウム濃度の高い土壌粒子が堆積し続けるのでしょうか？ そこ図  高水敷における放射性セシウム深さ分布の時間変化（請戸川下流域の例）
 年  月～ 年  月の  年間に、放射性セシウム濃図  高水敷における放射性セシウム深さ分布の時間変化
度の低い土壌粒子が ～FP 堆積したことが分かります。
（請戸川下流域の例）
 年  月～ 年  月の  年間に、放射性セシウム濃度の低い土壌粒子が ～FP 堆積したことが分かります。

の高い土壌粒子が堆積し続けるのでしょうか？ そこで、下流域に堆積する放射性セシウムの分布が時間とともにで、下流域に堆積する放射性セシウムの分布が時間ととどのように変化していくのかを調査しました。自動観測
もにどのように変化していくのかを調査しました。自動装置を設置している請戸川下流域の調査地点近くの高水の高い土壌粒子が堆積し続けるのでしょうか？ そこで、観測装置を設置している請戸川下流域の調査地点近くの敷で、
図1 に示した観測期間の前後（2013 年12 月と2014
下流域に堆積する放射性セシウムの分布が時間とともに高水敷で、図1 に示した観測期間の前後（2013 年 12 月
年 12 月）の、同じ場所での放射性セシウムの深さ分布をどのように変化していくのかを調査しました。自動観測と2014 年 12 月）の、同じ場所での放射性セシウムの深比較してみました（図 2）。土壌表層 2～3 cm の放射性セ装置を設置している請戸川下流域の調査地点近くの高水さ分布を比較してみました（図 2）。土壌表層 2 ～ 3 cm
シウム堆積量が少なくなっていることが分かります。こ敷で、図1に示した観測期間の前後（2013
年12 月と2014の放射性セシウム堆積量が少なくなっていることが分かの結果は、土壌表層に比較的放射性セシウム濃度の低い
年
12
月）
の、
同じ場所での放射性セシウムの深さ分布をります。この結果は、土壌表層に比較的放射性セシウム
土壌粒子が堆積したため、あるいは堆積していたセシウ
比較してみました（図 2）。土壌表層 2～3 cm の放射性セ濃度の低い土壌粒子が堆積したため、あるいは堆積してム濃度の高い土壌と交換したためと考えられます。いず
シウム堆積量が少なくなっていることが分かります。こいたセシウム濃度の高い土壌と交換したためと考えられれにしても、河川敷の土壌表層に存在する放射性セシウの結果は、土壌表層に比較的放射性セシウム濃度の低います。いずれにしても、河川敷の土壌表層に存在する放ム堆積量は、時間とともに減少傾向にあると考えられま
土壌粒子が堆積したため、あるいは堆積していたセシウ
射性セシウム堆積量は、時間とともに減少傾向にあるとす。
ム濃度の高い土壌と交換したためと考えられます。いず
考えられます。
れにしても、河川敷の土壌表層に存在する放射性セシウ
ム堆積量は、時間とともに減少傾向にあると考えられます。

これまでの結果から、河川敷の空間線量率も時間とともに低下していくと考えられます。
2013 年1 月から2014
これまでの結果から、河川敷の空間線量率も時間と年 12 月までの、河川敷横断面の空間線量率分布の時間変ともに低下していくと考えられます。2013 年 1 月から化を図 4 に示します。請戸川下流域では、2011 年 3 月か
これまでの結果から、河川敷の空間線量率も時間とと2014
年 12 月までの、河川敷横断面の空間線量率分布のら 2013 年 1 月までの間に、比較的空間線量率の高い上流もに低下していくと考えられます。
2013 年1 月から2014
時間変化を図 4 に示します。請戸川下流域では、2011
側から移動してきた放射性セシウム濃度の高い土壌粒子
年
月までの、
年 12
3 月から
2013河川敷横断面の空間線量率分布の時間変
年 1 月までの間に、比較的空間線量率が堆積することによって、高水敷の空間線量率は周辺よ化を図4に示します。
請戸川下流域では、2011 年 3 月かの高い上流側から移動してきた放射性セシウム濃度の高りも高くなりました。しかし、その後の継続調査から、
ら2013 年 1 月までの間に、比較的空間線量率の高い上流
い土壌粒子が堆積することによって、高水敷の空間線量
高水敷の空間線量率は、放射性セシウムの壊変による物
側から移動してきた放射性セシウム濃度の高い土壌粒子率は周辺よりも高くなりました。しかし、その後の継続
理的減衰（2013年 1 月から 2014 年 12 月までに 27%）が堆積することによって、高水敷の空間線量率は周辺よ調査から、高水敷の空間線量率は、放射性セシウムの壊に比べて速い速度（49～60%）で低下していることが分
りも高くなりました。しかし、その後の継続調査から、変による物理的減衰（2013 年 1 月から 2014 年 12 月まかりました。これまで述べてきたように放射性セシウム
高水敷の空間線量率は、放射性セシウムの壊変による物でに 27%）に比べて速い速度（49 ～ 60%）で低下してい濃度が低い土壌粒子が堆積したため、あるいは、土壌侵理的減衰（2013 年 1 月から 2014 年 12 月までに 27%）
ることが分かりました。これまで述べてきたように放射食によって放射性セシウムを多く含む土壌粒子が流出しに比べて速い速度（49～60%）で低下していることが分性セシウム濃度が低い土壌粒子が堆積したため、あるいたためと考えられます。いずれにしても、河川敷の空間
かりました。これまで述べてきたように放射性セシウム
は、土壌侵食によって放射性セシウムを多く含む土壌粒
線量率は低下していくことが予測されます。
濃度が低い土壌粒子が堆積したため、あるいは、土壌侵子が流出したためと考えられます。いずれにしても、河食によって放射性セシウムを多く含む土壌粒子が流出し川敷の空間線量率は低下していくことが予測されます。
たためと考えられます。いずれにしても、河川敷の空間
線量率は低下していくことが予測されます。


図  河川を移動する土壌粒子（懸濁物質）に含まれる放射性セシウム濃度の時間変化（請戸川下流域の例）
 年  月から  年  月にかけて、河川を移動する土壌粒子に含まれる放射性セシウム濃度は低下する傾向にあ
図  河川を移動する土壌粒子（懸濁物質）に含まれる放射りました。
性セシウム濃度の時間変化（請戸川下流域の例）

 年 年  月にかけて、河川を移動する土
2013
年
10月から
月から現在まで、河川水位が1 m を超える
2013 年 10 月から現在まで、河川水位が 1m を超える
壌粒子に含まれる放射性セシウム濃度は低下する傾向にあ増水がある度に河川水を採取し、懸濁物質に含まれる放増水がある度に河川水を採取し、懸濁物質に含まれる放りました。
射性セシウム濃度を測定しています。請戸川下流域にお射性セシウム濃度を測定しています。請戸川下流域における懸濁物質中放射性セシウム濃度の時間変化を図 3 に2013 年 10 月から現在まで、河川水位が 1 m を超える
ける懸濁物質中放射性セシウム濃度の時間変化を図3に示します。文部科学省・原子力規制庁からの委託事業[1,2]
増水がある度に河川水を採取し、懸濁物質に含まれる放示します。文部科学省・原子力規制庁からの委託事業 [1,2]で報告されている、河川浮遊砂に含まれる放射性セシウ
射性セシウム濃度を測定しています。請戸川下流域におで報告されている、河川浮遊砂に含まれる放射性セシウ
ム濃度も併せて示しています。2012 年 10 月から 2014
ける懸濁物質中放射性セシウム濃度の時間変化を図
3に
ム濃度も併せて示しています。2012
年 10 月から 2014年
10 月にかけて、懸濁物質・浮遊砂に含まれる放射性セ示します。
文部科学省・原子力規制庁からの委託事業[1,2]年
10 月にかけて、懸濁物質・浮遊砂に含まれる放射性
シウム濃度は低下傾向にあることが分かります。この結で報告されている、河川浮遊砂に含まれる放射性セシウ
図
河川敷横断面における空間線量率分布の時間変化（請
セシウム濃度は低下傾向にあることが分かります。この果は、先に述べたように、下流域の高水敷に堆積する土
ム濃度も併せて示しています。2012 年 10 月から 2014
戸川下流域の例）
結果は、先に述べたように、下流域の高水敷に堆積する
壌粒子に含まれる放射性セシウムの量が、時間とともに
年 10 月にかけて、懸濁物質・浮遊砂に含まれる放射性セ 年  月から  年  月にかけて、河川敷の空間線量率
土壌粒子に含まれる放射性セシウムの量が、時間ととも
減少傾向にあることと一致します。このことは、流域かシウム濃度は低下傾向にあることが分かります。この結は低下傾向でした。特に高水敷で、顕著な低下を示しました。
に減少傾向にあることと一致します。このことは、流域
図
河川敷横断面における空間線量率分布の時間変化（請ら河川に流出する放射性セシウムの量も、時間とともに果は、先に述べたように、下流域の高水敷に堆積する土戸川下流域の例）
から河川に流出する放射性セシウムの量も、時間ととも減少傾向にあることを示しています。
このような傾向は、
壌粒子に含まれる放射性セシウムの量が、時間とともに
年
 月から  年  月にかけて、河川敷の空間線量率に減少傾向にあることを示しています。このような傾向
福島県浜通り地方の多くの河川でみられています。
減少傾向にあることと一致します。このことは、流域かは低下傾向でした。特に高水敷で、顕著な低下を示しました。
は、福島県浜通り地方の多くの河川でみられています。
ら河川に流出する放射性セシウムの量も、時間とともに 中西貴宏,“6-2 福島長期環境動態研究 (F-TRACE) (3) 河川調査”, 2014 年版東京電力 (株) 福島第一原子力発電《参考文献》
減少傾向にあることを示しています。
このような傾向は、所事故に係る廃止措置及び環境回復への原子力機構の取り組み,
p.76-77 (2014).
《参考文献》 ・ 中西貴宏 ,"6-2 福島長期環境動態研究 (F-TRACE) (3) 河川調査 ", 2014 年版東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所
福島県浜通り地方の多くの河川でみられています。
 中西貴宏ほか,“福島長期環境動態研究: (9) 河川敷における放射性セシウムの堆積挙動”, 日本原子力学会 2015 年

事故に係る廃止措置及び環境回復への原子力機構の取り組み , p.76-77 (2014).
秋の大会予稿集, p.559 (2014).
・ 中西貴宏ほか ," 福島長期環境動態研究 : (9) 河川敷における放射性セシウムの堆積挙動 ", 日本原子力学会 2015 年
24 年度文部科学省委託事業「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期《引用文献》 [1] 日本原子力研究開発機構,“平成中西貴宏,“6-2福島長期環境動態研究(F-TRACE) (3) 河川調査”, 2014 年版東京電力 (株) 福島第一原子力発電, p.559(2014).
《参考文献》 秋の大会予稿集
的影響把握手法の確立」成果報告書”,(2013). URL: http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry05.html
所事故に係る廃止措置及び環境回復への原子力機構の取り組み,
p.76-77 (2014).
《引用文献》 [1] 日本原子力研究開発機構," 平成 24 年度文部科学省委託事業「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期[2] 日本原子力研究開発機構,“平成26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴中西貴宏ほか,“福島長期環境動態研究:(9) 河川敷における放射性セシウムの堆積挙動”,
日本原子力学会 2015 年
的影響把握手法の確立」成果報告書", (2013).
URL: http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry05.html
う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書”(2015).
秋の大会予稿集,
p.559(2014).
[2] 日本原子力研究開発機構 ," 平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴http://radioactivity.nsr.go.jp/ja/list/560/list-1.html[1]URL:
日本原子力研究開発機構,“平成24 年度文部科学省委託事業「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期《引用文献》 う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書" (2015).

的影響把握手法の確立」成果報告書”,(2013). URL: http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry05.html
URL:
http://radioactivity.nsr.go.jp/ja/list/560/list-1.html[2] 日本原子力研究開発機構,“平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書” (2015).
URL: http://radioactivity.nsr.go.jp/ja/list/560/list-1.html

69

6-1
福島長期環境動態研究（F-TRACE）
⑷福島長期環境動態研究（)75$&(）
 
137
―
Cs の将来的な分布を予測する解析モデルの開発―
の将来的な分布を予測する解析モデルの開発 ――&V

福島環境安全センター
環境動態研究グループ
北村哲浩、操上
福島環境安全センター
環境動態研究グループ北村
哲浩、操上広志、佐久間
広志、佐久間 一幸
一幸
システム計算科学センター
シミュレーション開発室
町田昌彦、山田
システム計算科学センター
シミュレーション開発室
町田昌彦、山田進、Alex
進、Alex Malins
Malins福島の地表に沈着した放射性物質のうち、放射性半減期が 30 年と比較的長く継続監視が必要な

137

Cs の多くは

福島の地表に沈着した放射性物質のうち、放射性半減
土壌粒子に付着しており、その移動は地表面における降期が 30 年と比較的長く継続監視が必要な 137Cs の多くは
雨流出並びに河川における水流による土壌粒子の運搬・土壌粒子に付着しており、その移動は地表面における降堆積及び再移動に伴うものが主なプロセスと考えられま
雨流出並びに河川における水流による土壌粒子の運搬・す。
堆積及び再移動に伴うものが主なプロセスと考えられま
私たちの研究開発は、このような土壌粒子の動きに着す。
137Cs の移動予測モデルを開発することと、その目した
私たちの研究開発は、このような土壌粒子の動きに着移動による被ばく線量の変化を推定すること、そして被目した 137Cs の移動予測モデルを開発することと、その移ばく線量低減に有効な移動抑制等の対策を提案すること
動による被ばく線量の変化を推定すること、そして被ばを目的としています。そして現在、様々な時間スケール
く線量低減に有効な移動抑制等の対策を提案することをや空間スケールに応じて適切な解析ができるよう、複数目的としています。そして現在、様々な時間スケールやの解析ツールを開発・導入し、目的に応じた解析を進め
空間スケールに応じて適切な解析ができるよう、複数のています。例えば、経験モデルでは広域の年単位の土砂解析ツールを開発・導入し、目的に応じた解析を進めて
137Cs の侵食・流出量を予測し、物理モデルでは個及びいます。例えば、経験モデルでは広域の年単位の土砂及137Cs の侵食・移137
別の降雨事象に対する短期の土砂及びび Cs の侵食・流出量を予測し、物理モデルでは個別
行・堆積量を予測しています。
の降雨事象に対する短期の土砂及び 137Cs の侵食・移行・堆積量を予測しています。

(1)

請戸川流域を対象とした解析の例

以下に請戸川の流域を対象として、土砂や 137Cs の動 請戸川流域を対象とした解析の例
き、及びそれらの再配置に基づく空間線量率の変化を解
以下に請戸川の流域を対象として、土砂や 137Cs の動き、

析した事例を紹介します。
及びそれらの再配置に基づく空間線量率の変化を解析しまず、物理的流域解析モデル（GETFLOWS）によりた事例を紹介します。
台風通過前後の土砂及び 137Cs の移動・堆積量を解析しまず、物理的流域解析モデル（GETFLOWS）によりました。全体的に流出量は河川を通じたものが大きく、
台風通過前後の土砂及び 137Cs の移動・堆積量を解析しま
堆積量はダム湖や河口付近の河川敷において大きくなるした。全体的に流出量は河川を通じたものが大きく、堆ことが判りました。そこでダム湖や河口付近の河川敷に
積量はダム湖や河口付近の河川敷において大きくなるこ
ついて詳細な解析を進めました。
とが判りました。そこでダム湖や河口付近の河川敷につ大柿ダム湖内での土壌及び 137Cs の挙動を、3 次元のいて詳細な解析を進めました。
水・土砂・放射性物質輸送モデル
を用いて、大柿ダム湖内での土壌及び 137（FLESCOT）
Cs の挙動を、3次元の台風時のそれらの濃度変化を計算したところ（これまで
水・土砂・放射性物質輸送モデル（FLESCOT）を用いに実施した 1 次元・2 次元の解析結果と同様）実測値をて、台風時のそれらの濃度変化を計算したところ（これよく再現しました
1）。次元の解析結果と同様）実測までに実施した 1 （図次元・2河川の上流側での上記の解析結果や観測データを活用
値をよく再現しました（図1）。
し、請戸川河口付近の詳細解析を
2 次元水・土砂・放射河川の上流側での上記の解析結果や観測データを活用
し、請戸川河口付近の詳細解析を
2 次元水・土砂・放射性物質輸送モデル（Nays2D）を用いて行いました。そこ

解析用グリッド

プロットは実測値
実線は解析での計算値

全体
粘土付着

シルト付着

溶存


図  ダム湖中の土壌及び 137Cs 挙動の再現解析
 次元輸送モデル )/(6&27 を用い、 年  月の台風前時の &V 濃度の推移を算出しました。

ヘリコプターによる空間線量率測定結果（2012年12月）※ ⁓⁙⁗⁤⁫©․•‣‧‵⁠⁗⁥‡⁅⁢⁡⁦※ ⁓⁙⁗„‒‶⁛⁙⁛⁦⁓⁞‹⁞⁡⁔⁗„‾⁓⁠⁖⁥⁓⁦„‒‿⁓⁢‒⁖⁓⁦⁓©․•‣‧‹⁡⁡⁙⁞⁗„⁌‷⁀⁄※⁀‒

堆積したCs-137の量（KBq/m2）
10

600

1200

1800

2400

3000


図 大雨に伴う河川敷への &V 累積解析の例
 次元土砂輸送モデル 1D\V' を用い、 年  月の台風通過時の &V の河川敷堆積量を算出しました。同じ領域での空間線量の分布と同様に河川の曲がった部分と合流付近で大きくなる傾向が認められました。
70

性物質輸送モデル（Nays2D）を用いて行いました。そこ
では台風通過時の土砂及びCs の流出量に加え、河川敷
性物質輸送モデル（Nays2D）を用いて行いました。
そこ
137Cs
敷堆積量を算出し、高流量時に運ばれた土砂及び
137
137
堆積量を算出し、高流量時に運ばれた土砂及びCs
が河では台風通過時の土砂及びCs の流出量に加え、河川敷が河川敷に堆積する状況を再現することができました
川敷に堆積する状況を再現することができました
2）。
堆積量を算出し、高流量時に運ばれた土砂及び 137（図Cs が河（図河川敷に堆積した
2）。
137
Cs の線量率評価は、河川治水など
川敷に堆積する状況を再現することができました（図 2）。
137Cs の線量率評価は、河川治水な
河川敷に堆積した
137Cs の土壌中濃度分布から137Csの観点で重要です。
河川敷に堆積した私たちはの線量率評価は、
河川治水など137Cs の土壌中濃度分布
どの観点で重要です。私たちは線量率を解析するツールを開発し、地表から1m の高さの観点で重要です。
私たちは 137Cs の土壌中濃度分布からから線量率を解析するツールを開発し、地表から1m のの空間線量率の解析を行い、測定結果を再現することを線量率を解析するツールを開発し、地表から1m の高さ
高さの空間線量率の解析を行い、測定結果を再現するこ確認しました（図 3）。現在、河川敷での 137Cs 堆積分布の空間線量率の解析を行い、測定結果を再現することを
137Cs137とを確認しました（図3）。現在、河川敷でのCs 堆積解析結果を用いて空間線量率がどう変化したかの評価を確認しました（図3）。現在、河川敷での堆積分布
分布解析結果を用いて空間線量率がどう変化したかの評進めており、現地の調査データなども活用し、より詳細解析結果を用いて空間線量率がどう変化したかの評価を価を進めており、現地の調査データなども活用し、よりな空間線量率の解析を行っています。
進めており、現地の調査データなども活用し、より詳細
詳細な空間線量率の解析を行っています。
な空間線量率の解析を行っています。
 今後の展開 原子力機構では上記のような各種モデルを直接的・間
今後の展開
(2)
今後の展開
接的に統合した包括的総合評価システムの開発を進めて原子力機構では上記のような各種モデルを直接的・間原子力機構では上記のような各種モデルを直接的・間おり（図 4）、自治体やダム管理者などに提供し、環境回接的に統合した包括的総合評価システムの開発を進めて接的に統合した包括的総合評価システムの開発を進めて復のための対策検討に活用していただけるよう準備しており（図4）、自治体やダム管理者などに提供し、環境回
おり（図 4）、自治体やダム管理者などに提供し、環境回います。
復のための対策検討に活用していただけるよう準備して復のための対策検討に活用していただけるよう準備して
います。
います。
では台風通過時の土砂及び 137
Cs の流出量に加え、河川137
図 線量率変化解析の例


&V の土壌からの放射線線量を解析
線量評価ツールを用い、図 線量率変化解析の例

し、地表から P の高さの空間線量率について、測定結果を再線量評価ツールを用い、&V の土壌からの放射線線量を解析現することを確認しました。
し、地表からP の高さの空間線量率について、測定結果を再現することを確認しました。

農林水産業の再生

自治体復興計画立案支援

避難指示解除農林水産業の再生

自治体復興計画立案支援

避難指示解除農林水産物への影
響の将来予測農林水産物への影
響の将来予測森林・ダム・河川管理時の線量率評価
森林・ダム・河川管理時の線量率評価

個人線量の将来予測
個人線量の将来予測

包括的評価システム
様々な条件下での被ばく線量，農林水産物中の放射性包括的評価システム
セシウム濃度の出力
様々な条件下での被ばく線量，農林水産物中の放射性セシウム濃度の出力

現場調査等
現場調査等

知識ＤＢ
・現地調査結果の現象理解

福島長期環
境動態研究
福島長期環

知識ＤＢ
・予測解析結果例

境動態研究
遠隔モニタ
リング
遠隔モニタ

リング

空間線量率・
個人被ばく評
空間線量率・
価ツール（統個人被ばく評計モデル）
価ツール（統
計モデル）

マップ事業

・現地調査結果の現象理解
・参考文献・報告書・測定要領等
・予測解析結果例
・理解促進コンテンツ
・参考文献・報告書・測定要領等・理解促進コンテンツ

動態ＤＢ

・現地調査データ

放射性セシウム移動予測解放射性セシウ析ツール（物理
ム移動予測解モデル）
析ツール（物理モデル）

動態ＤＢ・予測・評価解析入力パラメータ
・現地調査データ
・予測・評価解析入力パラメータ

モニタリングＤＢ
・線量率・放射能濃度データ

モニタリングＤＢ
・分布マップ

マップ事業

・線量率・放射能濃度データ
・経時変化グラフ
・分布マップ
・経時変化グラフ

図 包括的評価システムの概念と反映先の例





現地調査等のデータを入力して、各種解析を行い様々な場所で将来的な&V 再分布や被ばく評価を行うシステムを開発して図 包括的評価システムの概念と反映先の例

います。
現地調査等のデータを入力して、各種解析を行い様々な場所で将来的な&V 再分布や被ばく評価を行うシステムを開発しています。
A. Malins, et al., “ Evaluation of ambient dose equivalent rates influenced by vertical and horizontalof radioactive
cesiumin soildose
in Fukushima Prefecture”,
J. Environ.
Radioact.
151, 38-49 (2016).
A.distribution
Malins,et al.,“ Evaluation
ambient
rates
influenced
by verticaland horizontal《参考文献》・ A. Malins,《参考文献》
et al.,"Evaluation
ofofambient
doseequivalentequivalent
rates
influenced
by verticaland horizontal
S.
Yamada, etal.,“ Sedimentand 137
Cstransport
and accumulation
in Environ.
the OgakiRadioact.
Dam of eastern
distributionofradioactive
cesiumin
soil
in
Fukushima
Prefecture”,
J.
151,
38-49
(2016).
distribution of radioactive cesium in soil in Fukushima Prefecture", J. Environ. Radioact. 151, 38(2016).
Fukushima”,
Environ.
Res.137
Lett.137
10,014013(2015).
S.
Yamada,etal.,“SedimentandCs
transport
andaccumulation
in
the
Ogaki
Dam
of
eastern・ S. Yamada, et al., "Sediment and Cs transport and accumulation in the Ogaki Dam of eastern Fukushima",
A.
Kitamura, Environ.
et al., “ Mathematicalof radioactive contaminants in the Fukushima environment”,
Fukushima”,
Res.
Lett. 10,modeling
014013 (2015).
Environ.
Res. Lett. 10,014013(2015).
Nuc.
Sci.
Eng.
179,
104-118(2015).
A. Kitamura,al., “ Mathematicalmodeling
radioactivecontaminants
contaminants inin theenvironment”,
・ A.Kitamura,et al.,et"Mathematicalmodeling
of ofradioactive
theFukushima
Fukushimaenvironment",
M.
Yamaguchi
et al.,104-118“ Predicting
the long-term
137Cs distribution in Fukushima
after the Fukushima
Nuc.
Sci.179,
Eng.104
179,(2015).
Nuc. Sci.
Eng.
(2015).
Dai-ichinuclearpower
plant
accident:aparametersensitivity
analysis”,
J.
Environ.
Radioact.
135, 135-146
M. Yamaguchial., “ Predicting
the long-term
distribution
in Fukushima
Fukushima
137Cs137Cs
・ M. Yamaguchi
et al.,et"Predicting
the long-term
distribution
in Fukushima
afterafter
the theFukushima
Dai-ichi(2014).
Dai-ichinuclearpower plant
accident:sensitivity
a parameter
sensitivity
analysis”,
J.
Environ.135,
Radioact.
135, 135-146
nuclearpower
plant
accident:aparameter
analysis",J.
Environ.
Radioact.
135(2014).
H.
Kurikami et al., “ Sediment and 137Cs behaviors in the Ogaki Dam Reservoir during a heavy rainfall(2014).
・ H. Kurikami
etJ.al.,"Sediment and 137
Cs behaviors
in the Ogaki Dam Reservoir during a heavy rainfall event",
Environ.

H.event”,
Kurikami
et al., “ Radioact.
Sediment137,
and 10-17
137Cs(2014).
behaviors in the Ogaki Dam Reservoir during a heavy rainfall
137,
J. Environ.
Radioact.
10 (2014). sediment and cesium-137 discharge from catchments in easternA.
Kitamuraetal.,“Predicting
event”, J. Environ. Radioact. 137, 10-17 (2014).
・ A. Kitamura
et al., "Predicting sedimentandcesium-137 discharge from catchments in eastern Fukushima",
22-31(2014).

A.Fukushima”,
Kitamura etAnthropocene,al., “ Predicting5,sedimentand cesium-137 discharge from catchments in eastern《参考文献》



Anthropocene 5, 22 (2014).

Fukushima”, Anthropocene, 5, 22-31 (2014).

71  海洋における物質動態のモデル開発
⑴ 海洋における物質動態のモデル開発
6-2
海洋における物質動態のモデル開発―沖合海底の海底堆積物に含まれる放射能の調査―
―沖合海底の海底堆積物に含まれる放射能の調査―

― 沖合海底の海底堆積物に含まれる放射能の調査 ―原子力基礎工学研究センター 環境動態研究グループ 乙坂 重嘉

原子力基礎工学研究センター 環境動態研究グループ 乙坂 重嘉
原子力基礎工学研究センター 環境動態研究グループ 乙坂 重嘉
河川や大気を通じて海洋に供給された物質の多くは、河川や大気を通じて海洋に供給された物質の多くは、海水に溶けた状態で海流と共に移流・拡散しますが、残海水に溶けた状態で海流と共に移流・拡散しますが、残河川や大気を通じて海洋に供給された物質の多くは、りの一部は、生物の体内に取り込まれたり、海水中に漂りの一部は、生物の体内に取り込まれたり、海水中に漂海水に溶けた状態で海流と共に移流・拡散しますが、残う懸濁物に吸着したりしながら、海底へと沈降し、堆積
う懸濁物に吸着したりしながら、海底へと沈降し、堆積りの一部は、生物の体内に取り込まれたり、海水中に漂します。この海水中を沈降移動する粒子（沈降粒子）は、は、します。この海水中を沈降移動する粒子（沈降粒子）
う懸濁物に吸着したりしながら、海底へと沈降し、堆積マリンスノーとも呼ばれ、海底に生息する生物への栄養
マリンスノーとも呼ばれ、海底に生息する生物への栄養します。
この海水中を沈降移動する粒子（沈降粒子）は、
物質を海洋表層から輸送する役割を担っています。
一方、物質を海洋表層から輸送する役割を担っています。
一方、マリンスノーとも呼ばれ、海底に生息する生物への栄養この沈降粒子が海洋表層の汚染物質を海底に運ぶ場合も
この沈降粒子が海洋表層の汚染物質を海底に運ぶ場合も物質を海洋表層から輸送する役割を担っています。一方、
あります。
あります。
この沈降粒子が海洋表層の汚染物質を海底に運ぶ場合も東京電力福島第一原子力発電所事故（以下、1F 事故）
東京電力福島第一原子力発電所事故（以下、1F
事故）
あります。
によって海洋に放出された放射性セシウムは、その多くによって海洋に放出された放射性セシウムは、その多く
東京電力福島第一原子力発電所事故（以下、1F 事故）
が海水中に溶けた状態で広い範囲に拡散した一方で、約が海水中に溶けた状態で広い範囲に拡散した一方で、約によって海洋に放出された放射性セシウムは、その多く
1~2
1~2パーセントが海底に堆積したと見積もられていますパーセントが海底に堆積したと見積もられていますが海水中に溶けた状態で広い範囲に拡散した一方で、約[1]。海底に沈着した放射性セシウムは、海水中での動き[1]。海底に沈着した放射性セシウムは、海水中での動き
1~2
パーセントが海底に堆積したと見積もられていますに比べて動きが遅く、数年~数十年の時間スケールで海底に比べて動きが遅く、数年~ 数十年の時間スケールで海[1]。海底に沈着した放射性セシウムは、海水中での動きに留まると考えられるため、継続的な監視と、正確な動底に留まると考えられるため、継続的な監視と、正確なに比べて動きが遅く、数年~数十年の時間スケールで海底態の把握が求められています。
動態の把握が求められています。
に留まると考えられるため、継続的な監視と、正確な動本研究では、福島県沖合の海底付近での放射性セシウ
本研究では、福島県沖合の海底付近での放射性セシウ
態の把握が求められています。
ムの輸送量とその時間変化を明らかにするため、海中にムの輸送量とその時間変化を明らかにするため、海中に本研究では、福島県沖合の海底付近での放射性セシウ
セジメントトラップ（沈降粒子捕集装置）を設置し、沈セジメントトラップ（沈降粒子捕集装置）を設置し、沈ムの輸送量とその時間変化を明らかにするため、海中に降粒子を約2年間にわたって捕集するとともに、得られ降粒子を約2 年間にわたって捕集するとともに、得られセジメントトラップ（沈降粒子捕集装置）を設置し、沈た粒子を分析しました。
た粒子を分析しました。
降粒子を約 2 年間にわたって捕集するとともに、得られ

(1)

実験の概要



 実験の概要
セジメントトラップは、
1F の約 100km 東方の沖合（図
セジメントトラップは、
1F の約 100 km 東方の沖合（図
実験の概要
1, 海底水深 989m）観測点の 873m 層にかけて設置しま
1,セジメントトラップは、
海底水深 989 m）
観測点の
873
m
層にかけて設置しま
1F の約 100 km 東方の沖合（図した。装置を定位置に保持するために、浮き、重錘、回した。装置を定位置に保持するために、浮き、重錘、回1, 海底水深 989 m）
観測点の 873 m 層にかけて設置しま収時に用いる切離装置とともにセジメントトラップを収時に用いる切離装置とともにセジメントトラップをロした。装置を定位置に保持するために、浮き、重錘、回ロープに繋ぎ、海水中に係留しました（図2）。セジメンープに繋ぎ、海水中に係留しました（図2）。セジメント
収時に用いる切離装置とともにセジメントトラップをロ
トトラップの試料瓶は約
1 ヶ月間隔で自動的に交換する
トラップの試料瓶は約 1 ヶ月間隔で自動的に交換するよープに繋ぎ、海水中に係留しました（図2）。セジメントように設定し、2011
8 月から6 月までのうに設定し、2011 年 81年月から20132013
年6年
月までの
2 年間2
トラップの試料瓶は約ヶ月間隔で自動的に交換するよ
年間に26
期間の沈降粒子試料を連続的に捕集しました。
に 26 期間の沈降粒子試料を連続的に捕集しました。装うに設定し、2011
年 8 月から 2013 年 6 月までの 2 年間
装置・試料の回収は
1 年ごとに行いました。
置・試料の回収は
1 年ごとに行いました。
に 26 期間の沈降粒子試料を連続的に捕集しました。装
集めた試料は、実験室に持ち帰った後、放射性セシウ
置・試料の回収は 1 年ごとに行いました。
134Cs,
137
ム
（134
Cs）
濃度の他に、沈降粒子の特性の指標とム（
Cs, 137Cs）濃度の他に、沈降粒子の特性の指標と集めた試料は、実験室に持ち帰った後、放射性セシウ
して、主要成分（生物起源ケイ酸塩、生物起源炭酸塩、して、主要成分（生物起源ケイ酸塩、生物起源炭酸塩、ム（134Cs, 137Cs）濃度の他に、沈降粒子の特性の指標と陸起源ケイ酸塩、有機物）の濃度を測定しました。これ
陸起源ケイ酸塩、有機物）の濃度を測定しました。これ
して、主要成分（生物起源ケイ酸塩、生物起源炭酸塩、までの海洋調査で沿岸から沖合にかけて採取した海底堆までの海洋調査で沿岸から沖合にかけて採取した海底堆
陸起源ケイ酸塩、有機物）の濃度を測定しました。これ
積物試料も同様に分析し、沈降粒子の分析結果と比較し積物試料も同様に分析し、沈降粒子の分析結果と比較しまでの海洋調査で沿岸から沖合にかけて採取した海底堆
ました。
ました。
積物試料も同様に分析し、沈降粒子の分析結果と比較しました。

た粒子を分析しました。

図  セジメントトラップ係留系の模式図

図  セジメントトラップ係留系の模式図
(2)  福島沖合における沈降粒子の量と特徴

は海底堆積物の採取点
印はセジメントトラップ係留系の設置点（観測点 )6）、○印

 福島沖合における沈降粒子の量と特徴
福島沖における全粒子束（1m22 当たり、1
当たり、1 日当たりの福島沖における全粒子束（1m
日当たりの 福島沖合における沈降粒子の量と特徴
粒子の沈降量）は、2012 年と2013
年のいずれも、冬季
粒子の沈降量）は、2012年と2013年のいずれも、冬季
福島沖における全粒子束（1m2 当たり、1 日当たりのから春季（1 月から
にかけて増加傾向が見られまから春季（1
月から 55月）月）にかけて増加傾向が見られま
粒子の沈降量）は、2012
年と 2013 年のいずれも、冬季した（図 3a）。全粒子束が特に高かった冬季の沈降粒子した（図3a）。全粒子束が特に高かった冬季の沈降粒子
から春季（1月から5 月）にかけて増加傾向が見られまは鉱物成分を、それ以外の比較的粒子束の低い時期には鉱物成分を、それ以外の比較的粒子束の低い時期には、した（図 3a）。全粒子束が特に高かった冬季の沈降粒子
は、生物起源ケイ酸塩や炭酸塩（プランクトンの殻の成生物起源ケイ酸塩や炭酸塩（プランクトンの殻の成分）
は鉱物成分を、それ以外の比較的粒子束の低い時期には、分）
や有機物（生体組織の成分）を多く含んでいました（図や有機物（生体組織の成分）を多く含んでいました（図生物起源ケイ酸塩や炭酸塩（プランクトンの殻の成分）3b）。このような全粒子束や沈降粒子の組成の季節変化
3b）。このような全粒子束や沈降粒子の組成の季節変化のや有機物（生体組織の成分）を多く含んでいました（図の特徴は、東日本大震災以前からこの海域で見られる典特徴は、東日本大震災以前からこの海域で見られる典型
3b）。このような全粒子束や沈降粒子の組成の季節変化の型的なものでした。
的なものでした。
特徴は、東日本大震災以前からこの海域で見られる典型
本研究の調査海域を含む北太平洋北西部では、冬季や的なものでした。
荒天時の活発な海水混合が、沿岸域の海底堆積物の再浮
荒天時の活発な海水混合が、沿岸域の海底堆積物の再浮
本研究の調査海域を含む北太平洋北西部では、冬季やは海底堆積物の採取点

遊を引き起こし、その擾乱は沖合の海底付近まで伝播す
荒天時の活発な海水混合が、沿岸域の海底堆積物の再浮

図 調査実施地点



72

図 調査実施地点
印はセジメントトラップ係留系の設置点（観測点 )6）、○印

ることが知られています。図 3a において冬季（1 月か遊を引き起こし、その擾乱は沖合の海底付近まで伝播することが知られています。図 3a において冬季（1 月から2 月）に見られた高い全粒子束は、この海底付近での2ら月）に見られた高い全粒子束は、
この海底付近での擾乱擾乱によって海底から浮遊した鉱物成分が、沈降粒子とによって海底から浮遊した鉱物成分が、沈降粒子としてして再び下方輸送されたことが原因であると推測されま
再び下方輸送されたことが原因であると推測されます。
す。

図  セジメントトラップで観測した，D全粒子束，E沈降
粒子の主成分組成，F沈降粒子中の &V 濃度，G&V 粒子束の時間変化
図 Gにおいて、○印は実測値、実線は推定値、点線は推定値の不確かさの範囲 信頼区間 を示す

春季（3 月から 5 月）には、表層（概ね水深 100m より上層）で増殖する珪藻などの植物プランクトンが急激に春季（3月から 5 月）には、表層（概ね水深 100m よ
増殖し、一部が急速に深層へと運ばれた結果、これらのり上層）で増殖する珪藻などの植物プランクトンが急激
生物の構成成分（特に珪藻の殻の成分である生物起源ケに増殖し、一部が急速に深層へと運ばれた結果、これらイ酸塩）が多く捕集されたと考えられます。この時期のの生物の構成成分（特に珪藻の殻の成分である生物起源
沈降粒子は、海水中を懸濁する鉱物粒子も効率的に取りケイ酸塩）が多く捕集されたと考えられます。この時期込みながら海底へと運ぶと推測され、珪藻類の増殖が終の沈降粒子は、海水中を懸濁する鉱物粒子も効率的に取息する 5 月末には、冬季から続いた鉱物成分の深層へのり込みながら海底へと運ぶと推測され、珪藻類の増殖が終息する
5 月末には、冬季から続いた鉱物成分の深層へ輸送も同時に鈍化することが分かりました。
の輸送も同時に鈍化することが分かりました。
夏季から秋季（6 月 ~12 月）には、全粒子束は低いも夏季から秋季（6 月~12 月）には、全粒子束は低いもののの、春季と同様に、海洋表層生物を起源とする成分がの、春季と同様に、海洋表層生物を起源とする成分が多多く見られました。
く見られました。

 沈降粒子中の放射性セシウム濃度と輸送量
沈降粒子からは、観測期間を通して 1F 事故由来の放射射性セシウムが検出され、Cs 濃度の最高値は性セシウムが検出され、137Cs137
濃度の最高値は2011 2011
年 12年
12 月の
405Bq/kg
でした（放射能は観測時の値、以下同月の405 Bq/kg
でした（放射能は観測時の値、
以下同様）
。
137
137
様）
。沈降粒子中のCs 濃度は、一時的に高い値が観測
沈降粒子中のCs 濃度は、一時的に高い値が観測されされたものの、全体として減少傾向を示しました。
たものの、全体として減少傾向を示しました。
2 当たりに沈降粒子として海洋深層
日当たり、1m
1 1日当たり、
1m2 当たりに沈降粒子として海洋深層に運137
137Cs 粒子束（全粒子束と
137Cs
137
137Cs 粒子束（全粒子束とばれる
Cs の量を表すに運ばれる
Cs の量を表す
137Cs 濃度の積
濃度の積:
図 3d :○印）
観測期間の序盤に高く、2011
図 3dは、○印）
は、観測期間の序盤に高く、2/day) となった後、2/day）となった後、冬季
年2011
9 月に最大(98 mBq/m
冬季から春
年 9 月に最大（98mBq/m
季にかけて極大を示しながら、観測終了時（2013 年6（2013月）
から春季にかけて極大を示しながら、観測終了時
2/day まで減少しました。冬季から春季の
2
には
1
mBq/m
年 6 月）には 1 mBq/m /day まで減少しました。冬季か137Cs 粒子束の極大は、に見られた
図 3a で示した全粒子
137Cs 粒子束の極大は、図ら春季のに見られた
3a で示
束の季節変動の傾向と一致しました。
した全粒子束の季節変動の傾向と一致しました。
 (4)福島沖合の海底への放射性セシウムの輸送過程
福島沖合の海底への放射性セシウムの輸送過程
137Cs の量は、表層海水中の海洋表層から運ばれる
海洋表層から運ばれる 137Cs の量は、表層海水中の137Cs 濃度、海洋表層での粒子の生産量、海水-粒子間への137Cs 濃度、海洋表層での粒子の生産量、海水 - 粒子間へ
Cs の分配係数から大まかに推定することができます（図の Cs の分配係数から大まかに推定することができます
3d 実線）。海洋表層で生産された生物の沈降が支配的で（図 3d 実線）。海洋表層で生産された生物の沈降が支配あった夏季から秋季には、実測した 137Cs 粒子束（○印）
的であった夏季から秋季には、実測した 137Cs 粒子束（○が推定値と同程度でした（図 3d）。このことは、この時印）が推定値と同程度でした（図 3d）。このことは、こ期に海洋表層で粒子に取り込まれた 137Cs が、素早く深層の時期に海洋表層で粒子に取り込まれた 137Cs が、素早に鉛直輸送されたことを意味しています。
く深層に鉛直輸送されたことを意味しています。 137
本実験を開始した 2011 年 8 月には、既に多くの Cs
本実験を開始した 2011 年 8 月には、既に多くの 137Cs
が観測点の海底に堆積していましたが、図 3d に示すよが観測点の海底に堆積していましたが、図 3d に示すよ
うに、137Cs 沈降量を 1F 事故直後（2011 年 4 月）まで遡
うに、137Cs 沈降量を 1F 事故直後
（2011 年 4 月）まで遡っ
137Cs 量の大部分は、1Fって積算すると、海底での事故
137Cs 量の大部分は、1F 事故て積算すると、海底でのから半年以内に表層から運ばれたと推定することができから半年以内に表層から運ばれたと推定することができました。上述した表層からの急速な放射性セシウムの鉛ました。上述した表層からの急速な放射性セシウムの鉛直輸送は、海洋表層での放射性セシウム濃度が高かった
1F直輸送は、海洋表層での放射性セシウム濃度が高かった
事故の直後に特に顕著だったと考えられます。
1F
事故の直後に特に顕著だったと考えられます。
一方、冬季から春季にかけての 137Cs 粒子束は、推定値
一方、冬季から春季にかけての 137Cs 粒子束は、推定に比べて約一桁高いことが分かりました。先に述べたと値に比べて約一桁高いことが分かりました。先に述べたおり、この時期には、表層からの粒子沈降に加えて、沿とおり、この時期には、表層からの粒子沈降に加えて、岸域の海底に堆積した鉱物粒子が再浮遊しながら水平的
沿岸域の海底に堆積した鉱物粒子が再浮遊しながら水に移動したと考えられます。図3d で冬季に観測された
137
137Cs
平的に移動したと考えられます。図3d で冬季に観測さ特異的に高いCs 粒子束は、一旦海底に沈着したが、鉱物粒子と共に沖合に向かって移動する様子を直接れた特異的に高い 137Cs 粒子束は、一旦海底に沈着した
137Cs が、鉱物粒子と共に沖合に向かって移動する様子捉えた結果であると言えます。
本研究で得た結果は、福島周辺海域の海底における放を直接捉えた結果であると言えます。
射性セシウム分布の成因を詳細に把握する手がかりとな本研究で得た結果は、福島周辺海域の海底における放るばかりでなく、
1F 事故由来の放射性核種による海底付
射性セシウム分布の成因を詳細に把握する手がかりとな
近の生態系への長期に亘る影響を理解するための貴重なるばかりでなく、1F 事故由来の放射性核種による海底観測例として、国内外から注目されています。上述した付近の生態系への長期に亘る影響を理解するための貴重
個別のパラメータを海洋物質移行予測モデルの基礎デーな観測例として、国内外から注目されています。上述しタとして用いることで、海水ばかりでなく、海水中でのた個別のパラメータを海洋物質移行予測モデルの基礎
粒子状物質の動きをより正確に予測できるよう、開発をデータとして用いることで、海水ばかりでなく、海水中
進めています。
での粒子状物質の動きをより正確に予測できるよう、開発を進めています。
(3) 沈降粒子中の放射性セシウム濃度と輸送量
 S. Otosaka, et al., “ Vertical and lateral transport of particulate radiocesium off Fukushima”, Env. Sci. Technol.
《参考文献》
沈降粒子からは、観測期間を通して
1F
事故由来の放48, 12595 (2014).
 K.O. Buesseler, et al., “ Tracking the fate of particle associated Fukushima Daiichi cesium in the ocean off《参考文献》 ・ S. Otosaka, et al., " Vertical and lateral transport of particulate radiocesium off Fukushima", Env. Sci.
Japan”, Env. Sci. Technol. 49, 9807 (2015).
Technol. 48, 12595 (2014).
《引用文献》 [1] S. Otosaka and Y. Kato, “Radiocesium derived from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in・ K.O. Buesseler, et al., " Tracking the fate of particle associated Fukushima Daiichi cesium in the ocean off
seabedEnv.
sediments:
Initial49,
deposition
and inventories”, Environ. Sci.: Processes & Impacts 16, 978 (2014).
Japan",
Sci. Technol.
9807 (2015).
《引用文献》 [1] S. Otosaka and Y. Kato, "Radiocesium derived from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident inseabed sediments: Initial deposition and inventories", Environ. Sci.: Processes & Impacts 16, 978 (2014).

73

6-2
⑵  海洋における物質動態のモデル開発

海洋における物質動態のモデル開発
 海洋における物質動態のモデル開発
―海洋拡散相対濃度評価マップの作成―
― 海洋拡散相対濃度評価マップの作成 ――海洋拡散相対濃度評価マップの作成―
原子力基礎工学研究センター 環境動態研究グループ 小林 卓也
原子力基礎工学研究センター
環境動態研究グループ
小林卓也
原子力基礎工学研究センター
環境動態研究グループ
小林
卓也

(1)

緒言

東日本大震災により東京電力福島第一原子力発電所（以下、1F）の原子炉建屋及び原子炉格納容器は甚大な

 緒言
損傷を受け、大量の放射性物質を大気・海洋環境へ放出

 緒言
東日本大震災により東京電力福島第一原子力発電所（以下、1F）の原子炉建屋及び原子炉格納容器は甚大な貯留している汚染水は、タービン建屋、海側トレンチ、（以下、1F）の原子炉建屋及び原子炉格納容器は甚大な損傷を受け、大量の放射性物質を大気・海洋環境へ放出
海側地下水、貯留設備、等に存在します。これらの汚染
損傷を受け、大量の放射性物質を大気・海洋環境へ放出する結果となりました。2014 年 8 月時点で 1F に滞留・水が海洋へ漏洩する可能性に備え、日本の沿岸域におけする結果となりました。2014 年 8 月時点で 1F に滞留・貯留している汚染水は、タービン建屋、海側トレンチ、る移行過程を事前に把握しておくことは、漏えいによる貯留している汚染水は、タービン建屋、海側トレンチ、
海側地下水、貯留設備、等に存在します。これらの汚染
海洋汚染範囲の予測や、迅速なモニタリング計画策定に
海側地下水、貯留設備、等に存在します。これらの汚染
水が海洋へ漏洩する可能性に備え、日本の沿岸域におけ有効です。そこで原子力機構では
1F から漏洩する汚染
水が海洋へ漏洩する可能性に備え、日本の沿岸域における移行過程を事前に把握しておくことは、漏えいによる水の拡散の概略を把握するために海洋拡散相対濃度評価
る移行過程を事前に把握しておくことは、漏えいによる
海洋汚染範囲の予測や、迅速なモニタリング計画策定にマップを作成しました。
海洋汚染範囲の予測や、迅速なモニタリング計画策定に有効です。そこで原子力機構では 1F から漏洩する汚染水有効です。そこで原子力機構では 1F から漏洩する汚染水の拡散の概略を把握するために海洋拡散相対濃度評価マ(2) の拡散の概略を把握するために海洋拡散相対濃度評価マ
計算方法
ップを作成しました。
マップの作成に当たり、1Fの沿岸域を対象とした狭ップを作成しました。



東日本大震災により東京電力福島第一原子力発電所
する結果となりました。2014
年 8 月時点で 1F に滞留・い時空間スケールでの放射性物質の移行挙動を把握する

 計算方法 マップの作成に当たり、1F の沿岸域を対象とした狭 マップの作成に当たり、1F の沿岸域を対象とした狭機構、日本海洋科学振興財団によって開発された海況再
い時空間スケールでの放射性物質の移行挙動を把握する
い時空間スケールでの放射性物質の移行挙動を把握する
解析システム（沿岸モデル）を用いました [1]。このシスため、海洋大循環モデルとして京都大学、海洋研究開発ため、海洋大循環モデルとして京都大学、海洋研究開発
テムで計算された海流場を海洋中放射性物質拡散コード機構、日本海洋科学振興財団によって開発された海況再
機構、日本海洋科学振興財団によって開発された海況再
SEA-GEARN[2]の入力とします。マップの作成には、
解析システム（沿岸モデル）を用いました[1]。このシス
解析システム（沿岸モデル）を用いました[1]。このシス
2011
年
3
月から
1 年間の再解析データを用いました。
テムで計算された海流場を海洋中放射性物質拡散コード
テムで計算された海流場を海洋中放射性物質拡散コード
放射性物質の拡散過程の季節差を確認するために四季毎
SEA-GEARN[2]の入力とします。マップの作成には、
SEA-GEARN[2]の入力とします。マップの作成には、に仮想放出計算を実行しました。各季節の計算では拡散
2011 年 3 月から 1 年間の再解析データを用いました。放2011 年 3 月から 1 年間の再解析データを用いました。放シミュレーション結果のアンサンブル平均を用いること
射性物質の拡散過程の季節差を確認するために四季毎に射性物質の拡散過程の季節差を確認するために四季毎にで特異的な海流場の低減に努め、
準気候値的な扱いとし、
仮想放出計算を実行しました。各季節の計算では拡散シ
仮想放出計算を実行しました。各季節の計算では拡散シ
一般的な季節場の作成を実施しました。放出する放射性ミュレーション結果のアンサンブル平均を用いることでミュレーション結果のアンサンブル平均を用いることで核種は溶存態を仮定しました。放出位置は
1F の前面海
特異的な海流場の低減に努め、準気候値的な扱いとし、特異的な海流場の低減に努め、準気候値的な扱いとし、域の表層としました。放出は単位放出（1 Bq/h）で与え、一般的な季節場の作成を実施しました。放出する放射性
一般的な季節場の作成を実施しました。放出する放射性連続放出としました。計算期間は30 日としました。
核種は溶存態を仮定しました。放出位置は
1F の前面海域
核種は溶存態を仮定しました。放出位置は 1F の前面海域の表層としました。放出は単位放出（1 Bq/h）で与え、の表層としました。放出は単位放出（1 Bq/h）で与え、30 日としました。
(3) 連続放出としました。計算期間は結果と検証
連続放出としました。計算期間は 30 日としました。
 計算方法ため、海洋大循環モデルとして京都大学、海洋研究開発

図 夏季の沿岸モデルによる汚染水放出  日後の図 夏季の沿岸モデルによる汚染水放出  日後の
表層濃度分布
表層濃度分布
図中の■は ) を示します。●と▲はそれぞれ ) から約 NP 
図中の■は ) を示します。●と▲はそれぞれ ) から約 NP （いわき）、約 NP（日立）離れた位置です。
（いわき）、約 NP（日立）離れた位置です。


結果の一例として夏季の沿岸モデルの計算による 30

 結果と検証
日後の結果（図 1）を示します。放出位置の計算格子の 結果と検証
結果の一例として夏季の沿岸モデルの計算による 30
日後の結果（図 1）を示します。
放出位置の計算格子の濃50 ㎞南のいわきでは約2 桁低下し、約100 ㎞南の東海
日後の結果（図 1）を示します。
放出位置の計算格子の濃度に対して約
12
㎞南の
2F
沖では約
1 桁低下し、約 50では約3桁低下しました。この結果は季節が変わっても度に対して約 12 ㎞南の 2F 沖では約 1 桁低下し、約 50㎞南のいわきでは約 2 桁低下し、約 100 ㎞南の東海では同様の傾向を示しました。
㎞南のいわきでは約 2 桁低下し、約 100 ㎞南の東海では
約 3 桁低下しました。この結果は季節が変わっても同様作成した濃度分布マップの妥当性検証のため実事象に適約 3 桁低下しました。この結果は季節が変わっても同様の傾向を示しました。
用しました。図2 に示す 1F 前面海域周辺の T-1、T-0-1,の傾向を示しました。
作成した濃度分布マップの妥当性検証のため実事象にT-0-1A,
T-0-2, T-0-3, T-0-3A の測点のモニタリング値が作成した濃度分布マップの妥当性検証のため実事象に適用しました。図 2 に示す 1F 前面海域周辺の T-1、T-0-1,
1F 適用しました。
前面海域を代表する表層濃度と仮定すると、2013年
図 2 に示す 1F 前面海域周辺の T-1、T-0-1,
T-0-1A, T-0-2,137T-0-3, T-0-3A の測点のモニタリング値が3
12 T-0-1A,
月の海洋表層Cs 濃度の月平均は約1,200 Bq/m でT-0-2, T-0-3,
T-0-3A の測点のモニタリング値が1F 前面海域を代表する表層濃度と仮定すると、2013 年
す。この濃度が1Fにおける直近の1
グリッド（1500m 年
1F 前面海域を代表する表層濃度と仮定すると、2013
137Cs 濃度の月平均は約 1,200 Bq/m3 で12 月の海洋表層 137四方、水深1m）に定常的に存在すると仮定し、今まで12 月の海洋表層
Cs 濃度の月平均は約 1,200 Bq/m3 です。この濃度が 1F における直近の 1 グリッド（1500m
137Cs
す。この濃度が
1F における直近の
1 グリッド（1500mの研究[1] から得られた漏洩係数
7.5 を用いれば、結果の一例として夏季の沿岸モデルの計算による濃度に対して約
12 ㎞南の 2F 沖では約 1 桁低下し、約 3074

図  ) 前面海域におけるモニタリング測点
図  ) 前面海域におけるモニタリング測点
■は ) の  号機の位置を示します。
■は ) の  号機の位置を示します。









放出量（1 Bq/h）の約 1×109 倍です。したがって、2013
年
12 月の平均濃度が連続して日間放出を続けたとす
漏洩量は約2.0 × 1010 Bq/day 30となります。この漏洩量れば30 日後の沿岸の表層濃度分布の予想結果は図1(d)は単位放出量（1 Bq/h）の約 1 × 109 倍です。したがって、の濃度レンジを
9 桁大きくすることで示すことができま2013 年 12 月の平均濃度が連続して30 日間放出を続けす。
この結果と図3に示す原子力規制委員会が2013 年 8たとすれば 30 日後の沿岸の表層濃度分布の予想結果は
月日、2014 年 19月
11～28 日に試料採取した海図 11～251(d) の濃度レンジを桁大きくすることで示すこと
水モニタリング結果を比較します。図
2 の T-1 におけるができます。この結果と図 3 に示す原子力規制委員会が137Cs 濃度
2012
年
10
月から
2014
年 6 月までの海洋表層
2013
年水深
8月
11 ～
25 日、2014
年 1 月 11 ～ 28今までの
日に試
四方、
1m）
に定常的に存在すると仮定し、（図4）は約 1,600 Bq/m3 です。この値は前述した 2013
料採取した海水モニタリング結果を比較します。図2の研究[1]から得られた漏洩係数 7.5 を用いれば、137Cs 漏洩
年
10
月における
1F
前面海域の濃度にほぼ一致します。
T-1
における
2012
年 10 月から2014 年 6 月までの海洋
10 Bq/day
量は約2.0×10となります。この漏洩量は単位
従って、2012
年
10
月から
2014
年
6 月の期間は、ほぼ
137
表層
Cs 濃度
（図 4）は約
1,600
Bq/m3 です。この値は9 倍です。したがって、2013
放出量（1Bq/h）の約
1×10
一定濃度の汚染水が 1F から連続して漏洩していたと考
前述した2013 年 10 月における30
1F日間放出を続けたとす
前面海域の濃度にほ
年 12 月の平均濃度が連続してえることができます。ここで、2009 年の福島沖表層 137Cs
ぼ一致します。従って、2012
年
10
月から 2014 年 61(d)月
れば 30 日後の沿岸の表層濃度分布の予想結果は図
濃度は 1.4～2.0 Bq/m3 のため、その平均の 1.7 Bq/m3 をの期間は、ほぼ一定濃度の汚染水が1F から連続して漏の濃度レンジを 9 桁大きくすることで示すことができま
海水モニタリング値から差し引いた値を比較の対象とし洩していたと考えることができます。ここで、2009
す。この結果と図 3 に示す原子力規制委員会が 2013 年年8ました。図 5 に計算値とモニタリング値の比較結果を示
137Cs 濃度は 1.4 ～ 2.0 Bq/m3 のため、その福島沖表層
月 11～25 日、2014
年 1 月 11～28 日に試料採取した海します。
モニタリング値と計算結果の比がそれぞれ2倍、水モニタリング結果を比較します。図
2 の T-1 におけるの平均の1.7 Bq/m3 を海水モニタリング値から差し引い
5 倍、10 倍以下を示す指標である FA2 (%)、FA5 (%)、
137Cs 濃度2012 年 10 月から 2014 年 6 月までの海洋表層た値を比較の対象としました。図5 に計算値とモニタリ
FA10 (%)を用いて比較したところ、2013 年 8 月の結果は（図 4）は約 1,600 Bq/m3 です。この値は前述した 2013
ング値の比較結果を示します。モニタリング値と計算結FA2=28、FA5=55、FA10=83、2014 年 1 月の結果は
年 10 月における21F
前面海域の濃度にほぼ一致します。
果の比がそれぞれ倍、5倍、10 倍以下を示す指標であFA2=47、FA5=78、FA10=84 となりました。
このように、
従って、2012
10 FA10
月から(%)
2014
年 6 月の期間は、ほぼる
FA2 (%)、
FA5年(%)、を用いて比較したところ、計算値と海水モニタリング値の比較結果は良好な一致を
一定濃度の汚染水がから連続して漏洩していたと考2013
年 8 月 の 結 果 1F
は FA2=28、FA5=55、FA10=83、示しました。本マップの実事象への適用は、施設からのえることができます。
2009 年の福島沖表層 137Cs
2014
年 1 月 の 結 果 はここで、
FA2=47、FA5=78、FA10=84と放出量や任意測点における海水中濃度を掛けることで濃濃度は 1.4～2.0 Bq/m3 のため、その平均の 1.7 Bq/m3 をなりました。このように、計算値と海水モニタリング値度分布が得られるため、容易に汚染水の拡散の概要を把
海水モニタリング値から差し引いた値を比較の対象とし握することが可能となります。
ました。図 5 に計算値とモニタリング値の比較結果を示します。
モニタリング値と計算結果の比がそれぞれ2倍、5 倍、10 倍以下を示す指標である FA2 (%)、FA5 (%)、
FA10 (%)を用いて比較したところ、2013 年 8 月の結果は
FA2=28、FA5=55、FA10=83、2014 年 1 月の結果は
FA2=47、FA5=78、FA10=84 となりました。
このように、
計算値と海水モニタリング値の比較結果は良好な一致を示しました。本マップの実事象への適用は、施設からの放出量や任意測点における海水中濃度を掛けることで濃度分布が得られるため、容易に汚染水の拡散の概要を把握することが可能となります。

の比較結果は良好な一致を示しました。本マップの実事
象への適用は、施設からの放出量や任意測点における海水中濃度を掛けることで濃度分布が得られるため、容易に汚染水の拡散の概要を把握することが可能となりま
図  図  の 7 における海洋表層 &V 濃度
す。

図  図  の 7 における海洋表層 &V 濃度

図  海洋表層 &V濃度の計算値と海水モニタリング値の比較
試料取得月はそれぞれ D  年  月、 E  年  月。

図  原子力規制委員会による海洋モニタリング測点

図  海洋表層 &V濃度の計算値と海水モニタリング値の比較

■は ) の位置を示します。

試料取得月はそれぞれ D  年  月、 E  年  月。

《参考文献》



T. Kobayashi, et al., “Development of ocean dispersion concentration maps of the contaminated water
released from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant ”, J. Nucl. Sci. Technol. 52, 769（2015）．

H. Kawamura, et al., ” Preliminary numerical experiments on oceanic dispersion of 131I and 137Cs
discharged into the ocean because of Fukushima Daiichi nuclear power plant disaster”, J. Nucl. Sci.
Technol. 48, 1349 (2011).
《参考文献》 ・ T.[2]Kobayashi,
et al.,et"Developmentof oceandispersion concentration
mapsof the contaminatedwaterandreleased
T. Kobayashi,al., “Developmentof a nonconservative
radionuclides
dispersion
model in the ocean
its52,
from theFukushima
Dai-ichiNuclear
Power
Plant
",
J.
Nucl.
Sci.
Technol.
769（2015）．
application to surface cesium-137 dispersion in the Irish Sea”, J. Nucl. Sci. Technol. 44, 238 (2007).
《引用文献》 [1] H. Kawamura, et al., "Preliminary numerical experiments on oceanic dispersion of 131I and 137Cs discharged
into the ocean because of Fukushima Daiichi nuclear power plant disaster", J. Nucl. Sci. Technol. 48, 1349
(2011).
[2] T. Kobayashi, et al., "Development of a nonconservative radionuclides dispersion model in the ocean and its
図  原子力規制委員会による海洋モニタリング測点
application to surface cesium-137 dispersion in the Irish Sea", J. Nucl. Sci. Technol. 44, 238 (2007).
《引用文献》[1]■は ) の位置を示します。

《参考文献》



T. Kobayashi, et al., “Development of ocean dispersion concentration maps of the contaminated water75

7 環境モニタリング・マッピングの技術開発の概要
７ 環 境モニタリング・マッピングの技術開発の概要

福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 志風 義明

福島環境安全センター
放射線監視技術開発グループ 志風
質濃度を現地で直接測定できる手法の開発を行っていま
2011年3月の東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）
福島環境安全センター
放射線監視技術開発グループ
志風義明
義明
す。開発は適用場所に応じて、①ため池等の小規模な水事故発生以降、原子力機構では災害対策基本法の指定公底の測定にはプラスチックシンチレーションファイバ
共機関として放射線測定（モニタリング）など様々な対ます。開発は適用場所に応じて、①ため池等の小規模な2011
年 3 月の東京電力㈱福島第一原子力発電所（1F）（1F）
質濃度を現地で直接測定できる手法の開発を行っていま
2011年3月の東京電力㈱福島第一原子力発電所（PSF）をコア技術とした測定手法、②ダムや湖等の中応をしてきました。現在も福島の環境回復に向けて、主水底の測定にはプラスチックシンチレーションファイバ
事故発生以降、原子力機構では災害対策基本法の指定公す。開発は適用場所に応じて、①ため池等の小規模な水事故発生以降、原子力機構では災害対策基本法の指定公規模な水底の測定には潜水艇式ロボット（ROV：に、生活圏のモニタリング、個人線量評価技術の提供を（PSF）をコア技術とした測定手法、②ダムや湖等の中規共機関として放射線測定（モニタリング）など様々な対底の測定にはプラスチックシンチレーションファイバ
共機関として放射線測定（モニタリング）など様々な対
Remotely operation vehicle）、③大規模である海底の測行うとともに、未除染の森林、河川、沿岸海域等の線量
模な水底の測定には潜水艇式ロボット（ROV：Remotely
応をしてきました。現在も福島の環境回復に向けて、主（PSF）をコア技術とした測定手法、②ダムや湖等の中応をしてきました。現在も福島の環境回復に向けて、主定には無人観測船、の 3 つに分けて実施しています（7-1
評価手法の確立を目指し環境モニタリング・マッピング
operation vehicle）、③大規模である海底の測定には無に、生活圏のモニタリング、個人線量評価技術の提供を
規模な水底の測定には潜水艇式ロボット（ROV：に、生活圏のモニタリング、個人線量評価技術の提供を(3)）
。
技術開発を行っています。
人観測船、の3 つに分けて実施しています（7-1（3））。
行うとともに、未除染の森林、河川、沿岸海域等の線量
Remotely
operation
vehicle）、③大規模である海底の測行うとともに、未除染の森林、河川、沿岸海域等の線量評価手法の確立を目指し環境モニタリング・マッピング
定には無人観測船、の 3 つに分けて実施しています（7-1
評価手法の確立を目指し環境モニタリング・マッピング
 環境モニタリング
技術開発を行っています。
(3)）
。
1F 事故によって拡散した放射性物質による汚染状況
や空間線量率の推移を明らかにするために、事故直後か
 環境モニタリング(1)
環境モニタリングら文部科学省及び平成 25 年度から原子力規制庁より委
1F 事故によって拡散した放射性物質による汚染状況
事故によって拡散した放射性物質による汚染状況
託を受けて継続している有人ヘリを用いた航空機モニタ
や空間線量率の推移を明らかにするために、事故直後かや空間線量率の推移を明らかにするために、事故直後か
リングを福島県を含む近隣地域において実施しました。
ら文部科学省及び平成 25
年度から原子力規制庁より委ら文部科学省及び平成
25 年度から原子力規制庁より委
平成 26 年度の測定結果を平成
25 年度の第 4 次モニタリ
託を受けて継続している有人ヘリを用いた航空機モニタ
託を受けて継続している有人ヘリを用いた航空機モニタ
ングで得られた線量率の結果を基準として比べたところ、リングを福島県を含む近隣地域において実施しました。
リングを福島県を含む近隣地域において実施しました。
セシウムの物理的半減期から計算される値よりも減少が平成 26
4 次モニタリ
平成
26 年度の測定結果を平成年度の測定結果を平成2525年度の第年度の第4 次モニタ
大きく、セシウムの土壌への浸透具合の経時変化を考慮
ングで得られた線量率の結果を基準として比べたところ、

リングで得られた線量率の結果を基準として比べたとこ
した場合の減少に一致しました（7-1 (1)）
。
図
水底の放射線測定システムの概要図
セシウムの物理的半減期から計算される値よりも減少がろ、セシウムの物理的半減期から計算される値よりも減
また、原子力機構と JAXA との共同研究により小型無左36) による測定システム、右水中用スぺクトロメータによ
大きく、セシウムの土壌への浸透具合の経時変化を考慮
少が大きく、セシウムの土壌への浸透具合の経時変化を人航空機を用いた放射線モニタリングシステム
る測定システム。
した場合の減少に一致しました（7-1 (1)）
。
考慮した場合の減少に一致しました（1））
。 System:（Unmanned Airplane Radiation（7-1Monitoring
図  水底の放射線測定システムの概要図
また、原子力機構と JAXA との共同研究により小型無
ま た、 原 子 力 機 構 と JAXA と の 共 同 研 究 の特徴は長により小UARMS）の開発を行っています。UARMS
左36) による測定システム、右水中用スぺクトロメータによ
人航空機を用いた放射線モニタリングシステム
型距離通信での無人飛行が可能（最大無人航空機を用いた放射線モニタ
リングシステム
100km）及び航行時
る測定システム。
（Unmanned Airplane Radiation Monitoring System:
間が長い（最大約6 時間）ことが挙げられ、将来的に原（Unmanned
AirplaneRadiation Monitoring System:
UARMS）の開発を行っています。UARMS の特徴は長子力防災への適用が可能と考えています。これまで開発
UARMS）の開発を行っています。UARMS の特徴は長距離通信での無人飛行が可能（最大 100km）及び航行時してきたベース機を基に機能向上機を開発し、さらなる距離通信での無人飛行が可能（最大 100km）及び航行時間が長い（最大約 6 時間）ことが挙げられ、将来的に原安全性の向上を目指して機能を付加するとともに、長距間が長い（最大約 6 時間）ことが挙げられ、将来的に原子力防災への適用が可能と考えています。これまで開発＜ベース車両＞＜車外で使用する資器材＞
離通信機器の装備による長距離プログラム飛行、山間地
子力防災への適用が可能と考えています。これまで開発
一般的なバン :' を採用した。
ポンプ、発電機、ホース等を荷室後部へしてきたベース機を基に機能向上機を開発し、さらなるトラック等と比較すると、より近く 積載している。リフターで荷卸し可能。
での飛行を想定して対地高度をほぼ一定に保つように地の測定場所まで接近して測定が可能。
してきたベース機を基に機能向上機を開発し、さらなる安全性の向上を目指して機能を付加するとともに、長距形追随機能を持たせました。実際のフライト試験により安全性の向上を目指して機能を付加するとともに、長距＜ベース車両＞＜車外で使用する資器材＞
離通信機器の装備による長距離プログラム飛行、山間地
一般的なバン :' を採用した。
ポンプ、発電機、ホース等を荷室後部へ
地形追随の機能を確認することができました（7-1 (2)）
。 トラック等と比較すると、より近く積載している。リフターで荷卸し可能。
離通信機器の装備による長距離プログラム飛行、山間地での飛行を想定して対地高度をほぼ一定に保つように地の測定場所まで接近して測定が可能。
での飛行を想定して対地高度をほぼ一定に保つように地形追随機能を持たせました。実際のフライト試験により形追随機能を持たせました。実際のフライト試験により地形追随の機能を確認することができました（7-1 (2)）
。

地形追随の機能を確認することができました（7-1
（2）
）
。


図  8$506 の外観+ 年度より、福島県内の空港や沿岸域でフライトを実施中。


また、池・湖・ダム等の水底の放射性物質による汚染
図  8$506 の外観
状況が懸念されており、放射線モニタリング用サンプル+ 年度より、福島県内の空港や沿岸域でフライトを実施中。
を廃棄物にせず、一度に幅広い範囲を直接測定する手法
また、池・湖・ダム等の水底の放射性物質による汚染
また、池・湖・ダム等の水底の放射性物質による汚染状が求められていました。そこで私たちは水底の放射性物状況が懸念されており、放射線モニタリング用サンプル
況が懸念されており、放射線モニタリング用サンプルをを廃棄物にせず、一度に幅広い範囲を直接測定する手法
廃棄物にせず、一度に幅広い範囲を直接測定する手法がが求められていました。そこで私たちは水底の放射性物求められていました。そこで私たちは水底の放射性物

質濃度を現地で直接測定できる手法の開発を行ってい76＜マリネリ容器形状の測定容器＞
鉛遮へい体内部の*H検出器エンドキャップ
周囲にマリネリ型の測定容器が通水路として設置されている（この写真は遮へい体＜*H半導体検出器＞から測定容器を取り出した様子である）。
荷室全部に搭載し、荷室後部の資器
以前のガラス製チューブ（約PO）
材置き場とは隔壁で仕切られているから容量を増大 約/ 。
＜マリネリ容器形状の測定容器＞（汚染防止）。

鉛遮へい体内部の*H検出器エンドキャップ
周囲にマリネリ型の測定容器が通水路として設置されている（この写真は遮へい体＜*H半導体検出器＞
図  水モニタリング車の車内外の外観図
から測定容器を取り出した様子である）。
荷室全部に搭載し、荷室後部の資器
以前のガラス製チューブ（約PO）
材置き場とは隔壁で仕切られているから容量を増大 約/ 。
水専用測定として遮へい体をコンパクトにして、遮へい体、波高（汚染防止）。


分析器、液体窒素の容器を含む *H 半導体検出器一式で約 NJ と図  水モニタリング車の車内外の外観図したため、ワンボックス車に搭載することが可能となりました。
水専用測定として遮へい体をコンパクトにして、遮へい体、波高

また、生活用水や農業用水についても放射性セシウム
分析器、液体窒素の容器を含む *H 半導体検出器一式で約 NJ とまた、生活用水や農業用水についても放射性セシウムの汚染が懸念され、それらの安全性を確認することは福したため、ワンボックス車に搭載することが可能となりました。
の汚染が懸念され、それらの安全性を確認することは福島の復興に向けた課題の 1 つになっています。これまで
また、生活用水や農業用水についても放射性セシウム
島の復興に向けた課題の
1 つになっています。これまは測定サンプルの測定機関への運搬の手間や測定結果がの汚染が懸念され、それらの安全性を確認することは福では測定サンプルの測定機関への運搬の手間や測定結果公表されるまでの時間を要するという課題がありました。
島の復興に向けた課題の 1 つになっています。これまでが公表されるまでの時間を要するという課題がありましは測定サンプルの測定機関への運搬の手間や測定結果がた。そこで現地にてリアルタイムに水中の放射性セシウ
公表されるまでの時間を要するという課題がありました。
ム濃度を測定し、迅速に測定結果を掲示できる水モニタ
リング車を開発しました。この水モニタリング車は水専

そこで現地にてリアルタイムに水中の放射性セシウム濃用として遮へい体をコンパクトにして装置1 式で 600kg

るためには、現状分布及び時間変化の傾向を詳細に把握るためには、現状分布及び時間変化の傾向を詳細に把握としたため、ワンボックス車に搭載することが可能となすることが重要です。原子力機構では、福島県空間線量度を測定し、迅速に測定結果を掲示できる水モニタリン
グ車を開発しました。この水モニタリング車は水専用とりました。これにより、大型車両が進入できない狭い道
して遮へい体をコンパクトにして装置 1 式で 600kg としや山間部等でも測定場所に出向いて、現地にて高精度にたため、ワンボックス車に搭載することが可能となりま
連続測定をすることができます（7-1（4））
。
した。これにより、大型車両が進入できない狭い道や山
また、無人ヘリは有人ヘリに比べて低高度で飛行が可間部等でも測定場所に出向いて、現地にて高精度に連続能であり軌跡幅も細かく設定できるため、放射線分布の測定をすることができます（7-1 (4)）
。
位置分解能が高いという特徴があります。平成 24 年度
また、無人ヘリは有人ヘリに比べて低高度で飛行が可から開始した 1F 近傍における無人ヘリを用いた詳細な能であり軌跡幅も細かく設定できるため、放射線分布の放射線モニタリングを平成 26 年度までに 6 回実施しま
位置分解能が高いという特徴があります。平成 24 年度した。発電所周囲は比較的高い空間線量率が、北西、西から開始した 1F 近傍における無人ヘリを用いた詳細な
北西、西、南方向に広がっていること、モニタリングの放射線モニタリングを平成 26 年度までに 6 回実施しま
時期ごとに線量率が減少していることが分かりました。
した。発電所周囲は比較的高い空間線量率が、北西、西
第北西、西、南方向に広がっていること、モニタリングの
1 回モニタリングを基準に減少率を評価したところ、セシウムの物理的減衰以上の減少を示しており、土壌へ
時期ごとに線量率が減少していることが分かりました。
の浸透を考慮した計算値とよく一致しました。さらに、
第 1 回モニタリングを基準に減少率を評価したところ、
134Cs/137Cs 比についても、初期の第原子炉により異なる
セシウムの物理的減衰以上の減少を示しており、土壌へ
1 回モニタリングの測定データを詳細に解析することでの浸透を考慮した計算値とよく一致しました。さらに、
134Cs/137Cs 比の分布図を作成しました
（7-1
（5）
）
。
原子炉により異なる 134Cs/137Cs 比についても、初期の第1 回モニタリングの測定データを詳細に解析することで137Cs 比の分布図を作成しました（7-1 (5)）(2)134Cs/
マッピング。

することが重要です。原子力機構では、福島県空間線量率情報発信事業において、地域住民の方々が居住する地
率情報発信事業において、地域住民の方々が居住する地
域を毎日運航している路線バスに搭載した KURAMA-II
域を毎日運航している路線バスに搭載した KURAMA-IIによる測定、また、ネットワーク技術、データ処理技術
による測定、また、ネットワーク技術、データ処理技術を用いて、路線バスで測定された結果を集約、解析、可を用いて、路線バスで測定された結果を集約、解析、可視化する処理を自動化することで、測定結果を迅速に提視化する処理を自動化することで、測定結果を迅速に提供できるようにしました。
供できるようにしました。
また、環境モニタリングデータベースの構築を行い、また、環境モニタリングデータベースの構築を行い、これまで、関係省庁や地方自治体により各々独自の形式
これまで、関係省庁や地方自治体により各々独自の形式で公開されていた環境モニタリングデータを自動的に収で公開されていた環境モニタリングデータを自動的に収集するツールを開発して、散在したデータを一元的に集集するツールを開発して、散在したデータを一元的に集約するとともに、表示形式やデータ精度を統一して相互約するとともに、表示形式やデータ精度を統一して相互比較を可能としました。さらに、このデータベースと連比較を可能としました。さらに、このデータベースと連携し、独自マップの容易な作成を支援するツールや、福携し、独自マップの容易な作成を支援するツールや、福島県の土地利用状況データや植生データ等、関連する地
島県の土地利用状況データや植生データ等、関連する地
理空間情報の公開も開始しました（7-2 (3)）
。
理空間情報の公開も開始しました（7-2（3））
。

原子力機構では文部科学省や原子力規制庁の委託調査

 マッピング 事故後に大量に放出されて広範囲にの一環として、１F
原子力機構では文部科学省や原子力規制庁の委託調査沈着した放射性物質による空間線量率及び土壌沈着量のの一環として、１F 事故後に大量に放出されて広範囲に詳細な分布を測定し、その変化の特徴を明らかにしてき沈着した放射性物質による空間線量率及び土壌沈着量のました。
詳細な分布を測定し、その変化の特徴を明らかにしてき
空間線量率については、以下の 3 方法で測定を行いまました。
した。まず、人為的なかく乱の少ない平坦な開かれた場
空間線量率については、以下の 3 方法で測定を行いま所においてサーベイメータを用いて定点で地上1m の空した。まず、人為的なかく乱の少ない平坦な開かれた場
間線量率を測定しました。また、京都大学原子炉実験所
所においてサーベイメータを用いて定点で地上
1m の空
が開発した
KURAMA-II システムを搭載した自動車に間線量率を測定しました。また、京都大学原子炉実験所
よる走行サーベイと KURAMA-II システムを測定者がが開発したKURAMA-II システムを搭載した自動車によ背負って生活経路を歩きながら測定する歩行サーベイもる走行サーベイとKURAMA-II システムを測定者が背負行いました。2011 年 6 月と 2014 年 11 月の空間線量率って生活経路を歩きながら測定する歩行サーベイも行いの平均の比較から空間線量率の減衰率は 70％で、このました。
2011 年 6 月と 2014 年 11 月の空間線量率の平均
期間の物理減衰率の 49％を差し引いた残りの 21% の減の比較から空間線量率の減衰率は 70％で、この期間の物
衰の要因が物理減衰や除染とは異なる要因によることが
理減衰率の 49％を差し引いた残りの 21%の減衰の要因
分かります。これは放射性セシウムが地中へ浸透してガが物理減衰や除染とは異なる要因によることが分かりまンマ線に対する遮へい効果が増えたためと考えられます
す。これは放射性セシウムが地中へ浸透してガンマ線に
（7-2
（1））。
対する遮へい効果が増えたためと考えられます（7-2 (1)）
。
次に、放射性核種の土壌への沈着量分布については、
次に、放射性核種の土壌への沈着量分布については、
第 2 次調査以降はポータブル Ge 検出器を環境中に持ち第 2 次調査以降はポータブル Ge 検出器を環境中に持ち出して行う
in-situ 測定でエネルギースペクトルを解析出して行うin-situ測定でエネルギースペクトルを解析しして土壌沈着量を定量しています。空間線量率と放射性て土壌沈着量を定量しています。空間線量率と放射性セセシウムの沈着量の相関関係を基に、空間線量率のみのシウムの沈着量の相関関係を基に、空間線量率のみの測測定が実施された約6,600 箇所について空間線量率から評箇所について空間線量率から定が実施された約 6,600
評価した放射性セシウムの沈着量を評価し、in-situ
測定
価した放射性セシウムの沈着量を評価し、in-situ 測定及及び土壌採取により直接求めた沈着量に加えて土壌濃度
び土壌採取により直接求めた沈着量に加えて土壌濃度マ
マップを作成しました。2014
年度の上期と下期の137137
Cs及ップを作成しました。2014 年度の上期と下期の
Cs
134
134
及び
Cs の比較から、の比較から、上期と下期の間でウェザリング
び Cs
上期と下期の間でウェザリング効果
効果による沈着量の減少はほとんど観察されませんでしによる沈着量の減少はほとんど観察されませんでした
（7-2
。
た（7-2
（(2)）
2））
また、放射性物質の影響を評価して適切な対策を講じ
また、放射性物質の影響を評価して適切な対策を講じ図  空間線量率分布情報の発信事例
避難指示区域内の国道 号を運行している浜通り交通路線バスに搭載された空間線量率測定器の情報表示システム画面。

(3)

分析技術の高度化

福島では、広範囲に亘って分析技術の高度化
1 Ｆ事故由来の放射性核種
福島では、広範囲に亘って 1Ｆ事故由来の放射性核種がが沈着したことから、その濃度を迅速に測定すること、沈着したことから、その濃度を迅速に測定すること、土
土壌・水・食品等の多種多様の試料を多数分析すること
壌・水・食品等の多種多様の試料を多数分析することがが求められています。このためには、複雑な操作なしに求められています。このためには、複雑な操作なしに正
正確、簡便に分析できる方法の開発及び高度化が求めら
確、簡便に分析できる方法の開発及び高度化が求められれます。そこで Ge 半導体検出器を用いたガンマ線放出ます。そこでＧe 半導体検出器を用いたガンマ線放出核種
核種濃度定量の信頼性向上に取り組み、検出下限低減の濃度定量の信頼性向上に取り組み、検出下限低減のためための技術開発、サム効果補正技術の向上、充填高さのの技術開発、サム効果補正技術の向上、充填高さの異な異なる試料の効率補正法の検討、電気冷却式 Ge 検出器
る試料の効率補正法の検討、電気冷却式Ｇe 検出器の温度の温度特性の確認を行いました。更に Ge 検出器を用い特性の確認を行いました。更にＧe 検出器を用いた試料測
た試料測定に関して、ISO／ IEC17025:2005
規格を取定に関して、ISO／IEC17025:2005
規格を取り入れた品
り入れた品質管理体系を整備し、認定を取得しました。
質管理体系を整備し、認定を取得しました。
また、放射性トリチウム及びストロンチウム分析技術
また、
放射性トリチウム及びストロンチウム分析技術のの高度化にも取り組みました。海洋生物の濃度、特に組高度化にも取り組みました。海洋生物の濃度、特に組織織の一部となった有機結合トリチウム（OBT）の分析は、の一部となった有機結合トリチウム（OBT）の分析は、高度な技術と通常数か月の時間を要します。この分析期
高度な技術と通常数か月の時間を要します。この分析期間の迅速化に取り組んでいます。また、従来の分析方法
間の迅速化に取り組んでいます。また、従来の分析方法
では一か月程度の時間を要するストロンチウムに対しでは一か月程度の時間を要するストロンチウムに対して、て、誘導結合プラズマー質量分析器（ICP-MS）を用いて、誘導結合プラズマｰ質量分析器（ICP-MS）を用いて、放射能ではなく質量を直接測定することで放射能を求める
放射能ではなく質量を直接測定することで放射能を求め検討を行っています（7-3）
。
る検討を行っています
（7-3）
。
77

   環境モニタリング
7-1 ⑴ 環境モニタリング―平成  年度福島第  原子力発電所周辺における航空機モニタリング―
― 平成 26 年度福島第 1 原子力発電所周辺における航空機モニタリング ―安全研究センター 放射線安全・防災研究グループ 眞田 幸尚
安全研究センター 放射線安全・防災研究グループ 眞田 幸尚

図  航空機モニタリング結果 （左地上 P 高さにおける線量率、右放射性セシウムの沈着量）
本データは、第  次モニタリングと東日本第  次モニタリング結果を示す。データは、測定の最終日である  年  月  日現在の数値に減衰補正を実施した（背景地図は、$UF*,6 データコレクションスタンダードパック (65,&R/WG を使用 。

(1)

航空機モニタリングの経緯

有人ヘリを用いた航空機モニタリングは、東京電力福
航空機モニタリングの経緯
有人ヘリを用いた航空機モニタリングは、東京電力福
島第一原子力発電所事故（1F 事故）後 2011 年 4 月 6 日
島第一原子力発電所事故（) 事故）後  年
 月  日かから米国エネルギー省 (DOE)と文部科学省（文科省）にら米国エネルギー省
'2(
と文部科学省（文科省）によ
よって、発電所から 80 km 圏内 ( 第 1 次モニタリング )って、発電所から圏内 第
 次モニタリング及び及び 2011 年 5 月 
18 NP
日からは
80-100km 圏内が実施さ

年
月

日からは
NP圏内が実施されまし
れました ( 第 2 次モニタリング )。その後、文科省が中た 第  次モニタリング 。その後、文科省が中心となり、心となり、原子力機構が加わって、2011 年 5 年 31 日に原子力機構が加わって、 年  年  日に「第  次モニ「第 3 次モニタリング」を実施しました。また、100 km
タリング」を実施しました。また、NP 圏外にも放射圏外にも放射性物質が拡散していることが予想されたた性物質が拡散していることが予想されたため、 年 め、2011 年 6 月 22 日から福島周辺県の宮城県、栃木県、
月  日から福島周辺県の宮城県、栃木県、茨城県を実施
茨城県を実施した後、2011 年 8 月 9 日から、文科省委した後、 年  月  日から、文科省委託事業 広域環
託事業 ( 広域環境モニタリングのための航空機を用いた境モニタリングのための航空機を用いた放射性物質拡散
放射性物質拡散状況調査 ) として原子力機構が主体とな状況調査 として原子力機構が主体となり東日本全域のり東日本全域の航空機モニタリング ( 東日本 1 次モニタ
航空機モニタリング 東日本次モニタリング を実施しリング ) を実施しました。その後、2011 年 10 月 25 日ました。その後、 年  月  日から行われた「第 から行われた「第 4 次モニタリング」を実施しています。
次モニタリング」を実施しています。また、本委託事業
また、本委託事業を拡大する形で、2012
年北海道から沖1 月 30 日かを拡大する形で、 年  月  日からは、らは、北海道から沖縄までの残りの地域における航空機
モニタリングを実施しました [1]。
78

縄までの残りの地域における航空機モニタリングを実施
2012 年度 ( 平成 24 年度 ) は、それまでのデータに基しました>@。
づき、1F 事故の影響が見られる地域に限定し、モニタ 年度 平成  年度 は、リングを継続した。2012
年 4それまでのデータに基づ
月 2 日から「東日本 2 次き、)
事故の影響が見られる地域に限定し、モニタリン
モニタリング」が、2012 年 6 月 22 日及び 2012 年 10 月
グを継続した。
年  月6次モニタリング」
日から「東日本 をそれぞれ
次モニタ
31 日からは「第 5 次、第リング」が、
年月 年
 月  日か実施しました。2012
年 
10日及び
月 31 日には
「東日本第
3次
らは「第

次、第

次モニタリング」をそれぞれ実施しモニタリング」を実施しています。
ました。 年  月  日には「東日本第  次モニタリ
2013 年度 ( 平成 25 年度 ) は、事業が原子力規制庁にング」を実施しています。
移管され、80 km 圏内について 2013 年 8 月 27 日及び 年度 平成  年度 は、事業が原子力規制庁に移2013 年 11 月 2 日に「第 7 次及び第 8 次モニタリング」
管され、NP 圏内について  年  月  日及び を実施し、2013 年 9 月 3 日には「東日本 4 次モニタリ
年  月  日に「第  次及び第  次モニタリング」を実施
ング」を実施しています [2]。
し、 年  月  日には「東日本  次モニタリング」を2014 年 度 ( 平 成 26 年 度 ) は、80 km 圏 内 に つ い て
実施しています>@。
2014 年 9 月 1 日から「第 9 次モニタリング」を 2014 年
 年度 平成  年度 は、NP 圏内について 9 月 21 日からは「東日本第 5 次モニタリング」を実施し
年  月  日から「第  次モニタリング」を  年  月 ました。ここでは、航空機モニタリングの概要及び平成日からは「東日本第  次モニタリング」を実施しました。
26 年度の結果を示します。
ここでは、航空機モニタリングの概要及び平成  年度の結果を示します。
(2)

航空機モニタリング手法

航空機モニタリングでは、大型のγ線用の検出器 (NaI 航空機モニタリング手法
航空機モニタリング手法
航空機モニタリングでは、大型のγ線用の検出器
大型のγ線用の検出器 1D,
1D,
航空機モニタリングでは、航空機モニタリング手法
高度情報とγ線の計数率を同期させたデータを取得しま
検出器
をヘリコプターに搭載し、*36で測定した位置・検出器
をヘリコプターに搭載し、*36で測定した位置・
航空機モニタリングでは、大型のγ線用の検出器 1D,
す。測線の間隔は、過去のモニタリングで得られた測定
高度情報とγ線の計数率を同期させたデータを取得しま
高度情報とγ線の計数率を同期させたデータを取得しま
検出器 をヘリコプターに搭載し、*36 で測定した位置・値を参考とし、80 km 圏内の避難指示区域は
0.6 km メッ
す。測線の間隔は、過去のモニタリングで得られた測定
す。測線の間隔は、過去のモニタリングで得られた測定
高度情報とγ線の計数率を同期させたデータを取得しま
シュ、0.2μSv/h
以上の地域を
0.9
km
メッシュ、その他
値を参考とし、NP
圏内の避難指示区域は値を参考とし、NP
圏内の避難指示区域はNP
NPメッ
メッ
す。測線の間隔は、過去のモニタリングで得られた測定
の地域を
1.8
km
メッシュとし、80km圏外については、シュ、μ6YK
以上の地域を
NP
メッシュ、その他
シュ、μ6YK
以上の地域を
NP メッシュ、その他
値を参考とし、NP
圏内の避難指示区域は
NP メッ
0.2μSv/h
以上の地域を
1.0 km メッシュそれ以外の地域の地域を
NP
メッシュとし、NP
圏外については、の地域をNP
メッシュとし、NP
圏外については、シュ、μ6YK 以上の地域を NP メッシュ、その他
を
3.0 km メッシュとしています。取得したデータは、
μ6YK
以上の地域を
NP
μ6YK
以上の地域を
NPメッシュそれ以外の地域
メッシュそれ以外の地域の地域を NP
メッシュとし、NP
圏外については、
地上で測定したデータと比較し、高度などの影響を補正
を

NP
メッシュとしています。取得したデータは、地
を

NP
メッシュとしています。取得したデータは、地μ6YK 以上の地域を NP メッシュそれ以外の地域
して地上1 ｍでの線量率に換算した。換算した線量率は、上で測定したデータと比較し、高度などの影響を補正し上で測定したデータと比較し、高度などの影響を補正しを NP メッシュとしています。取得したデータは、地同時に測定していたγ線のエネルギースペクトルから天て地上換算した線量率は、同て地上ｍでの線量率に換算した。
ｍでの線量率に換算した。
換算した線量率は、同上で測定したデータと比較し、高度などの影響を補正し時に測定していたγ線のエネルギースペクトルから天然
然の放射性核種の影響を差し引き、放射性セシウムの沈時に測定していたγ線のエネルギースペクトルから天然て地上 ｍでの線量率に換算した。換算した線量率は、同の放射性核種の影響を差し引き、放射性セシウムの沈着
着量(Bq/m2) に換算します。これらの測定結果は、市販の放射性核種の影響を差し引き、放射性セシウムの沈着時に測定していたγ線のエネルギースペクトルから天然 に換算します。これらの測定結果は、市販の
量
%TP
の
GIS
( 地理情報システム) ソフトウエアを使用して分量%TPに換算します。これらの測定結果は、市販のの放射性核種の影響を差し引き、放射性セシウムの沈着*,6
地理情報システム
ソフトウエアを使用して分布マ
布マップとして公開しています。
*,6%TP
地理情報システム
ソフトウエアを使用して分布マ
量に換算します。これらの測定結果は、市販のップとして公開しています。
ップとして公開しています。
*,6 地理情報システム ソフトウエアを使用して分布マ(3)
平成 26 年度の結果及び過去との比較
ップとして公開しています。
今年度の測定結果の例として、第平成
9 次モニタリング及平成年度の結果及び過去との比較
年度の結果及び過去との比較
今年度の測定結果の例として、第 次モニタリング及び東日本
5次モニタリングの測定結果を図1 に示します。
今年度の測定結果の例として、第次モニタリング及 平成  年度の結果及び過去との比較
び東日本
次モニタリングの測定結果を図に示します。
び東日本
次モニタリングの測定結果を図に示します。
マップは、測定の最終日である
2014 年11月
7 日現在
今年度の測定結果の例として、第次モニタリング及
マップは、測定の最終日である

年

月

日現在の
マップは、測定の最終日である
 年  月に示します。
 日現在のの値に減衰補正しています。
び東日本
次モニタリングの測定結果を図値に減衰補正しています。
値に減衰補正しています。
全体的な傾向を把握するために、図
2 に、第
次モニ
マップは、測定の最終日である
 年
 月  4日現在の
全体的な傾向を把握するために、図
に、第
次モニ
全体的な傾向を把握するために、図に、第次モニタリングで得られた線量率の結果を基準とし、各々のモ値に減衰補正しています。
タリングで得られた線量率の結果を基準とし、各々のモタリングで得られた線量率の結果を基準とし、各々のモニタリングで得られた線量率の比を示します。比較方法
全体的な傾向を把握するために、図  に、第  次モニ
ニタリングで得られた線量率の比を示します。比較方法
ニタリングで得られた線量率の比を示します。比較方法
は、各マップを
250 m メッシュのデータに区切り、中タリングで得られた線量率の結果を基準とし、各々のモ
は、各マップを
P
は、各マップを
P メッシュのデータに区切り、中心
メッシュのデータに区切り、中心
ニタリングで得られた線量率の比を示します。比較方法
心点の測定結果を抽出し、同一カ所の抽出したデータの点の測定結果を抽出し、同一カ所の抽出したデータの比点の測定結果を抽出し、同一カ所の抽出したデータの比は、各マップを P メッシュのデータに区切り、中心比の平均値をプロットしています。また、誤差線は比のの平均値をプロットしています。また、誤差線は比の標の平均値をプロットしています。また、誤差線は比の標
点の測定結果を抽出し、同一カ所の抽出したデータの比
標準偏差を示しています。図中には半減期による放射性準偏差を示しています。図中には半減期による放射性セ準偏差を示しています。図中には半減期による放射性セの平均値をプロットしています。また、誤差線は比の標
セシウムの減衰を起因とした理論的な線量率減衰を計算

シウムの減衰を起因とした理論的な線量率減衰を計算しシウムの減衰を起因とした理論的な線量率減衰を計算しの放射性セシウムの浸透具合を表すパラメータである緩た結果を示しました。赤実線は、攪乱のない土壌中へのた結果を示しました。赤実線は、攪乱のない土壌中へのシウムの減衰を起因とした理論的な線量率減衰を計算し衝深度 ( β : g/cm2) を 1 と仮定した場合、青実線では他
放射性セシウムの浸透具合を表すパラメータである緩衝
放射性セシウムの浸透具合を表すパラメータである緩衝た結果を示しました。赤実線は、攪乱のない土壌中へののプロジェクトで得られた緩衝深度の実測結果を考慮し深度
βJFP
深度
βJFP を
をと仮定した場合、青実線では他のと仮定した場合、青実線では他の放射性セシウムの浸透具合を表すパラメータである緩衝て、線量率の減衰を計算しています。航空機モニタリン
プロジェクトで得られた緩衝深度の実測結果を考慮して、

プロジェクトで得られた緩衝深度の実測結果を考慮して、
深度
βJFP を  と仮定した場合、青実線では他のグの結果は、緩衝深度の変化を考慮した青実線に近い結線量率の減衰を計算しています。航空機モニタリングの線量率の減衰を計算しています。航空機モニタリングのプロジェクトで得られた緩衝深度の実測結果を考慮して、果を示しており、土壌への浸透が放射線量の減少に寄与
結果は、緩衝深度の変化を考慮した青実線に近い結果を
結果は、緩衝深度の変化を考慮した青実線に近い結果を
線量率の減衰を計算しています。航空機モニタリングのしていることを示唆していると考えられます。
示しており、土壌への浸透が放射線量の減少に寄与して示しており、土壌への浸透が放射線量の減少に寄与して結果は、緩衝深度の変化を考慮した青実線に近い結果をいることを示唆していると考えられます。
いることを示唆していると考えられます。
示しており、土壌への浸透が放射線量の減少に寄与して(4) 国際比較
いることを示唆していると考えられます。
 本手法は、事故後、米国のエネルギー省の手法を参考
国際比較
 国際比較
事故から 4 年以上経過した現にして構築しました。1F
本手法は、事故後、米国のエネルギー省の手法を参考
本手法は、事故後、米国のエネルギー省の手法を参考
国際比較
にして構築しました。)事故から在では、更なる手法の高度化及び信頼性の担保を目的にして構築しました。)事故から年以上経過した現在
年以上経過した現在
 本手法は、事故後、米国のエネルギー省の手法を参考
では、更なる手法の高度化及び信頼性の担保を目的とし、とし、航空機モニタリングの先進国である英国と共同研
では、更なる手法の高度化及び信頼性の担保を目的とし、にして構築しました。)事故から  年以上経過した現在
航空機モニタリングの先進国である英国と共同研究を行究を行っています。図 3 には、英国スコットランドの航空機モニタリングの先進国である英国と共同研究を行では、更なる手法の高度化及び信頼性の担保を目的とし、っています。図には、英国スコットランドの
SUERC ( スコットランド大学連合環境研究センターっています。図には、英国スコットランドの68(5&
68(5&ス
ス)
航空機モニタリングの先進国である英国と共同研究を行
コットランド大学連合環境研究センター
の機器と原子の機器と原子力機構の機器で同一の地域をモニタリング
コットランド大学連合環境研究センター
の機器と原子っています。図 には、英国スコットランドの68(5& ス
力機構の機器で同一の地域をモニタリングした結果を示した結果を示しました。使用している
GIS
ソフトウエ
力機構の機器で同一の地域をモニタリングした結果を示
コットランド大学連合環境研究センター の機器と原子しました。使用している*,6
アの違いやパラメータの違いがあるものの、概ね同様なしました。使用している*,6 ソフトウエアの違いやパラ
ソフトウエアの違いやパラ力機構の機器で同一の地域をモニタリングした結果を示
メータの違いがあるものの、概ね同様な結果が得られて結果が得られています。
メータの違いがあるものの、概ね同様な結果が得られてしました。使用している *,6 ソフトウエアの違いやパラ
います。
います。
メータの違いがあるものの、概ね同様な結果が得られて(5) まとめいます。
 まとめ
1Fまとめ
事故以来、航空機モニタリングが日本で実施され)
事故以来、航空機モニタリングが日本で実施されて、
)
事故以来、航空機モニタリングが日本で実施されて、て、4年目となりました。事故当時、定まっていなかっ まとめ年目となりました。
事故当時、定まっていなかった手法
年目となりました。
事故当時、定まっていなかった手法
た手法については確立し、パラメータの精度や機器の定) 事故以来、航空機モニタリングが日本で実施されて、については確立し、パラメータの精度や機器の定期的なについては確立し、パラメータの精度や機器の定期的な期的な保守及び軽微なトラブルへの対応経験により、作年目となりました。事故当時、定まっていなかった手法
保守及び軽微なトラブルへの対応経験により、作成する
保守及び軽微なトラブルへの対応経験により、作成する成する放射線量率マップの精度は高まってきていると言については確立し、パラメータの精度や機器の定期的な放射線量率マップの精度は高まってきていると言えます。
放射線量率マップの精度は高まってきていると言えます。
保守及び軽微なトラブルへの対応経験により、作成するえます。今後、さらなる手法の高度化を目指し、技術開
今後、さらなる手法の高度化を目指し、技術開発を行っ
今後、さらなる手法の高度化を目指し、技術開発を行っ
放射線量率マップの精度は高まってきていると言えます。
発を行っていく予定です。
ていく予定です。
ていく予定です。
今後、さらなる手法の高度化を目指し、技術開発を行っ

準偏差を示しています。図中には半減期による放射性セした結果を示しました。赤実線は、攪乱のない土壌中へていく予定です。

検出器 ) をヘリコプターに搭載し、GPS で測定した位置・

第4次モニタリングを基準とした相対減衰率
第4次モニタリングを基準とした相対減衰率
第4次モニタリングを基準とした相対減衰率

120
120

航空機モニタリング
航空機モニタリング
β=1で評価した計算値
β=1で評価した計算値
βの変化を考慮した計算値
βの変化を考慮した計算値
航空機モニタリング
β=1で評価した計算値
βの変化を考慮した計算値

100
100

100
120
100

100 90
90

80
100
80

90

60
80
60

79
79
79

62
62
62

40
60
40

59 53
59 53

55
55
55

20
40
20

0

0

300
300

0

300

20

600
900
600
900
事故後の経過日数 （日)事故後の経過日数 （日)
600

900

㻌

SUERC
SUERC

JAEA
JAEA

Dose rate (μSv/h)

SUERC

JAEA

㻌

45
45

59 53

Dose rate (μSv/h)Dose㻌 rate (μSv/h)

137Cs (kBq/m 2)
137Cs (kBq/m 2)

45
1200
1200

1500
1500

1200

1500

137Cs (kBq/m 2)

事故後の経過日数 （日)㻌㻌図図 避難指示区域内における避難指示区域内の放射線量率
避難指示区域内における避難指示区域内の放射線量率
㻌の変化傾向
の変化傾向
図 避難指示区域内における避難指示区域内の放射線量率
第メッシュで区切った放第次モニタリングを基準とし、P
次モニタリングを基準とし、P
メッシュで区切った放の変化傾向
射線マップの同一メッシュの比の平均値をプロット。誤差線
射線マップの同一メッシュの比の平均値をプロット。誤差線
第  次モニタリングを基準とし、P メッシュで区切った放は、それらの標準偏差を示している。
は、それらの標準偏差を示している。
射線マップの同一メッシュの比の平均値をプロット。誤差線
は、それらの標準偏差を示している。

図
図 68(5&68(5& と原子力機構の同一地域におけるモニタリングと原子力機構の同一地域におけるモニタリングの結果比較
の結果比較
図 68(5& と原子力機構の同一地域におけるモニタリング
両者の機器を対地高度 P に保ち同じ測線をフライトさせ両者の機器を対地高度の結果比較  P に保ち同じ測線をフライトさせ解析したデータ。概ね同様の傾向が得られている。
解析したデータ。概ね同様の傾向が得られている。
両者の機器を対地高度  P に保ち同じ測線をフライトさせ解析したデータ。概ね同様の傾向が得られている。

・眞田幸尚ほか、“平成26
年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、《参考文献》
平成
26 26
年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）"、《参考文献》
・ 眞田幸尚ほか、"・眞田幸尚ほか、“平成年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、 《参考文献》
 JAEA-Research JAEA-Research
2015-006(2015).
p81
2015-006(2015).
p81
JAEA-Research
2015-006(2015).
p81
 鳥居建男ほか、"・眞田幸尚ほか、“平成
26 年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、
[1]“広域環境モニタリングのための航空機を用いた放射性物質拡散状況調査”、JAEA-Technology《参考文献》《引用文献》《引用文献》[1]
広域環境モニタリングのための航空機を用いた放射性物質拡散状況調査"、JAEA-Technology[1] 鳥居建男ほか、
鳥居建男ほか、“広域環境モニタリングのための航空機を用いた放射性物質拡散状況調査”、JAEA-Technology《引用文献》
 2012-036
 JAEA-Research
2015-006(2015).
p81
2012-036(2012).
p182(2012).
p182
2012-036 (2012). p182
[1]
鳥居建男ほか、“広域環境モニタリングのための航空機を用いた放射性物質拡散状況調査”、JAEA-Technology
[2]
“平成
25
”
、
《引用文献》[2] 眞田幸尚ほか、"
平成
25 年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）"、[2] 眞田幸尚ほか、
眞田幸尚ほか、“平成
25年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）
年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、 JAEA2012-036(2012).
p182
JAEA-Research
2014-012(2014).
p109
Research
2014-012 (2014).
p109 (2014). p109
JAEA-Research
2014-012[2]
眞田幸尚ほか、“平成
25 年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、D.
nuclidespecific
dose
rate
based
methodsforairborne
andground[3] D.[3]Sanderson,
et al.,et"Integrating
nuclidespeciﬁcandand
dose
rate
based
methodsforairborne
based[3]
D.Sanderson,
Sanderson,
etal.,
al.,“Integrating“Integrating
nuclidespecific
and
dose
rate
based
methodsforairborneandandgroundground
JAEA-Research
2014-012(2014).
p109
based
gamma
spectrometry”,
ProceedingsofInternational
SymposiumonRadiologicalissuesfor
gamma spectrometry”,
Proceedingsof International
Symposiumon Radiologicalissuesgammabased
spectrometry",
Proceedingsof International
Symposiumon Radiologicalissuesfor forFukushima's[3] Fukushima's
D.
Sanderson,revitalixed
et al., “Integrating
nuclide specificandMaydose30-31,
rate based
methods
for airborne
and groundfuture,2015,
A2-1
Fukushima's
revitalixed
future,Fukushima,
Japan,
May
30-31,
2015,(CD-ROM).,
A2-1(2015).
(2015).
revitalixed
future, Fukushima,
Japan,Fukushima,
May 30-31,Japan,
2015, (CD-ROM).,
A2-1(CD-ROM).,(2015).

based gamma spectrometry”, Proceedings of International Symposium on Radiological issues for
Fukushima's revitalixed future, Fukushima, Japan, May 30-31, 2015, (CD-ROM)., A2-1 (2015).

79   環境モニタリング
7-1
環境モニタリング⑵ ―小型無人機放射線モニタリングシステム
環境モニタリング
8$506 の開発―
福島環境安全センター
放射線計測技術グループ
眞田 幸尚― 小型無人機放射線モニタリングシステム(UARMS)の開発 ――小型無人機放射線モニタリングシステム
8$506
の開発―
福島環境安全センター放射線計測技術グループ
放射線計測技術グループ 眞田
福島環境安全センター
眞田幸尚
幸尚




図  8$506 の外観と試験風景









+ 年より、福島県内の空港や沿岸域でフライト試験を実施中。中央は、+ 年に行ったふくしまスカイパークでのフライト風景。
図  8$506 の外観と試験風景
右は、遠隔操縦のための基地局。
+ 年より、福島県内の空港や沿岸域でフライト試験を実施中。中央は、+ 年に行ったふくしまスカイパークでのフライト風景。
右は、遠隔操縦のための基地局。

 8$506 の開発経緯

(1)
UARMS の開発経緯
原子力機構と宇宙航空研究開発機構
-$;$ は共同で

原子力機構と宇宙航空研究開発機構
8$506 の開発経緯
(JAXA)
は共同
無人航空機を用いた放射線測定システム
8QPDQQHG
原子力機構と宇宙航空研究開発機構
-$;$
は共同で
で無人航空機を用いた放射線測定システム (Unmanned$LUSODQH5DGLDWLRQ0RQLWRULQJ6\VWHP8$506
の開発
無人航空機を用いた放射線測定システム
8QPDQQHG
を行っています。
8$506の特徴は、System:
長距離通信での無人飛AirplaneRadiation
Monitoring
UARMS)の開$LUSODQH5DGLDWLRQ0RQLWRULQJ6\VWHP8$506
の開発
行が可能
最大約 NP 及び航続距離が長い
最大約発を行っています。UARMSの特徴は、長距離通信でのを行っています。
8$506
の特徴は、
長距離通信での無人飛無人飛行が可能
時間 ことが挙げられ、( 最大約将来的には原子力防災への適用
100 km) 及び航続距離が長い
行が可能 最大約 NP 及び航続距離が長い 最大約が可能と考えています。
( 最大約 6 時間 ) ことが挙げられ、将来的には原子力防 無人飛行機は東京電力福島第一原子力発電所事故以前
時間 ことが挙げられ、将来的には原子力防災への適用
災への適用が可能と考えています。
が可能と考えています。
より-$;$ と民間企業の間で研究開発が進められており、
無人飛行機は東京電力福島第一原子力発電所事故以前
無人飛行機は東京電力福島第一原子力発電所事故以前
低燃費化及びシステムの信頼性向上の結果、これまで連より JAXA と民間企業の間で研究開発が進められておより -$;$と民間企業の間で研究開発が進められており、
続滞空
 時間以上の飛行性能が実証されていました。
本り、低燃費化及びシステムの信頼性向上の結果、これま
低燃費化及びシステムの信頼性向上の結果、これまで連機体は、離着陸時のマニュアル操縦を除いて、プログラで連続滞空 20 時間以上の飛行性能が実証されていまし
続滞空  時間以上の飛行性能が実証されていました。
本ムによる自動飛行が可能です。
8$506 はこの機体技術をベた。本機体は、離着陸時のマニュアル操縦を除いて、プ
機体は、離着陸時のマニュアル操縦を除いて、プログラースとし、ベース機と機能向上機の 段階で現在開発しログラムによる自動飛行が可能です。UARMS はこの機
ムによる自動飛行が可能です。
8$506
はこの機体技術をベています。ベース機では、放射線検出器を搭載した状態
体技術をベースとし、ベース機と機能向上機の 2 段階でースとし、ベース機と機能向上機の  段階で現在開発しで無人飛行機と放射線検出器の基本性能を調査し、機能現在開発しています。ベース機では、放射線検出器を搭ています。ベース機では、放射線検出器を搭載した状態向上機ではさらに安全性の向上を目指して機能を付加す載した状態で無人飛行機と放射線検出器の基本性能を調で無人飛行機と放射線検出器の基本性能を調査し、機能るとともに、長距離通信機器の装備による長距離プログ
査し、機能向上機ではさらに安全性の向上を目指して機向上機ではさらに安全性の向上を目指して機能を付加す
ラム飛行、山間地での飛行を想定して対地高度をほぼ一能を付加するとともに、長距離通信機器の装備による長るとともに、長距離通信機器の装備による長距離プログ
定に保つように地形追従機能を持たせたものとして開発
距離プログラム飛行、山間地での飛行を想定して対地高ラム飛行、山間地での飛行を想定して対地高度をほぼ一しています。図に 8$506 の外観及び遠隔操縦用の基地
度をほぼ一定に保つように地形追従機能を持たせたもの
定に保つように地形追従機能を持たせたものとして開発
局の写真を示します。
として開発しています。図
1 に UARMS の外観及び遠しています。図 に 8$506 の外観及び遠隔操縦用の基地
隔操縦用の基地局の写真を示します。
局の写真を示します。
 機体の性能
飛行機部の寸法や仕様について表 に示します。機体

(2)
機体の性能
 機体の性能
形式は、高翼双胴単発機で、エンジン及びプロペラを胴

飛行機部の寸法や仕様について表 に示します。機体
1 に示します。機体
体後方に配置するプッシャ方式を採用しています。主翼
形式は、高翼双胴単発機で、エンジン及びプロペラを胴構造は、主桁ボックスに&)53 炭素繊維強化プラスチッ
体後方に配置するプッシャ方式を採用しています。主翼
クを用いた発泡スチロールコア・バルサプランクを用い構造は、主桁ボックスに
&)53
構造は、
主桁ボックスに
CFRP( 炭素繊維強化プラスチッており、胴体構造には*)53
ガラス繊維強化プラスチッ
ク を採用しています。
ク)を用いた発泡スチロールコア・バルサプランクを用いを用いた発泡スチロールコア・バルサプランクを用クており、胴体構造には*)53
ガラス繊維強化プラスチッ
いており、胴体構造には
GFRP( ガラス繊維強化プラス
機上のシステムは、センサ類（対気速度、気圧高度、クを採用しています。
チック ) を採用しています。 、自動操縦装置（*36,16、
対地高度及び外気温等を計測）機上のシステムは、センサ類（対気速度、気圧高度、
機上のシステムは、センサ類（対気速度、気圧高度、
操縦信号処理装置、サーボ）、通信装置（データダウンリ
対地高度及び外気温等を計測）、
自動操縦装置（*36,16、対地高度及び外気温等を計測）、自動操縦装置（GPS/
操縦信号処理装置、サーボ）、通信装置（データダウンリ
INS、操縦信号処理装置、サーボ）、通信装置（データダ80ンク）、推進装置、電源装置及び緊急回収用パラシュート
等で構成されています。また、主要機器は、耐故障性をンク）、推進装置、電源装置及び緊急回収用パラシュート
ウンリンク）、推進装置、電源装置及び緊急回収用パラ向上させるため、冗長方式を採用しており、例えば、操等で構成されています。また、主要機器は、耐故障性をシュート等で構成されています。また、主要機器は、耐縦舵面である昇降舵を
 分割、補助翼を  分割し、舵面向上させるため、冗長方式を採用しており、例えば、操故障性を向上させるため、冗長方式を採用しており、例
当たり
 台のサーボを取り付け単一故障による機体制御
縦舵面である昇降舵を
 分割、補助翼を
 分割し、舵面
えば、操縦舵面である昇降舵を3 分割、補助翼を2 分割
への影響を小さくしています。
当たり

台のサーボを取り付け単一故障による機体制御
地上のシステムは、パイロットが使用するプロポ、自し、舵面当たり
1 台のサーボを取り付け単一故障によるへの影響を小さくしています。
動操縦オペレータの使用する操作卓及びデータリンク・
機体制御への影響を小さくしています。
地上のシステムは、パイロットが使用するプロポ、自システム等で構成され、自動操縦は、専用の飛行運用管
地上のシステムは、パイロットが使用するプロポ、自動操縦オペレータの使用する操作卓及びデータリンク・
理ソフトウエア8)206 8$9)OLJKW2SHUDUWLRQDQG
動操縦オペレータの使用する操作卓及びデータリンク・システム等で構成され、自動操縦は、専用の飛行運用管
0DQDJHPHQW
V\VWHPにより、表示される地図上で飛行計システム等で構成され、自動操縦は、専用の飛行運用管理ソフトウエア 8)206 8$9)OLJKW2SHUDUWLRQDQG
画を作成できるだけでなく、フライト中の機体の情報や理ソフトウエア (UFOMS: UAV Flight Operartion and
0DQDJHPHQWV\VWHP により、表示される地図上で飛行計健全性を確認することができます。また、速度、高度及Management system) により、表示される地図上で飛行画を作成できるだけでなく、フライト中の機体の情報やび飛行経路の変更や57% 5HWXUQWREDVH 等のコマンド
計画を作成できるだけでなく、フライト中の機体の情報
健全性を確認することができます。また、速度、高度及送信も行えます。
や健全性を確認することができます。また、速度、高度
び飛行経路の変更や 57% 5HWXUQWREDVH 等のコマンド
及び飛行経路の変更や RTB (Return to base) 等のコマ送信も行えます。
 放射線検出器
ンド送信も行えます。

8$506 に搭載する放射線検出器は、飛行機の機体の制御
 放射線検出器
に機体の傾きを利用するため、放射線の検出器は方向依(3)放射線検出器
8$506に搭載する放射線検出器は、飛行機の機体の制御存性が小さいことが望ましいと言えます。そのようなUARMSに搭載する放射線検出器は、飛行機の機体のに機体の傾きを利用するため、放射線の検出器は方向依
8$506の特性を考慮し、システム開発を実施しました。基
制御に機体の傾きを利用するため、放射線の検出器は方存性が小さいことが望ましいと言えます。そのような本的な要求事項は以下のとおりです。
向依存性が小さいことが望ましいと言えます。そのよう
8$506の特性を考慮し、システム開発を実施しました。基 方向依存性が小さな形状であること。
な UARMS の特性を考慮し、システム開発を実施しま
本的な要求事項は以下のとおりです。
 γ線の測定ができること γ線スペクトル含む 。
した。基本的な要求事項は以下のとおりです。
方向依存性が小さな形状であること。 *36 。
 測定位置の位置情報が取得できること
1)
方向依存性が小さな形状であること。
 γ線の測定ができること
γ線スペクトル含む 。
 測定位置の位置情報が取得できること *36 。
㻌

㻌

機体の長さ

2,700 mm

機体の幅
機体の長さ
機体の高さ
機体の幅
最大航行時間
機体の高さ
離陸最大重量
最大航行時間エンジン出力
離陸最大重量
最大ペイロード
エンジン出力4,200 mm2,700 mm
1,315 mm4,200 mm6 hour
1,315 mm
50 kg
6 hour100 cc
50 kg
10 kg
100 cc最大ペイロード
表  8$506 の主な仕様

10 kg2) γ線の測定ができること ( γ線スペクトル含む )。
表  8$506 の主な仕様
3) 測定位置の位置情報が取得できること (GPS)。

 設定した時間の間隔で上記のデータが保存できるこ 設定した時間の間隔で上記のデータが保存できること
設定した時間の間隔で上記のデータが保存できるこ
4)と最小  秒間隔 。

最小
 秒間隔
(上記のデータがリアルタイムに確認できること。
最小
1 秒間隔
)。。
と
上記のデータがリアルタイムに確認できること。
5)
上記のデータがリアルタイムに確認できること。
 検出器の写真と構成を図 に示します。検出器は、ハ

検出器の写真と構成を図に示します。検出器は、ハ
検出器の写真と構成を図 2方向特性を小さくすることに示します。検出器は、ハ
ウジングを円柱状に設計し、ウジングを円柱状に設計し、方向特性を小さくすること
ウジングを円柱状に設計し、方向特性を小さくすることを実現しました。また、プラスチックシンチレーションを実現しました。また、プラスチックシンチレーションを実現しました。また、プラスチックシンチレーション
検出器
PPφ×PP と 1D, シンチレーション検出検出器
PPφ×PP と 1D,
シンチレーション検出器 PPφ×PP 種類
検出器(76 mm φ× 76インチmm) との感度の異なる
NaI シンチレーション器 PPφ×PP インチ の感度の異なる
 種類の検出器を配置することにより、測定レンジを広くする
検出器(50 mm φ× 50 mm: 2 インチ) の感度の異なるの検出器を配置することにより、測定レンジを広くする
2ことを実現しました。
種類の検出器を配置することにより、測定レンジを広ことを実現しました。

地上値換算のためのパラメータ取得には、福島県内にくすることを実現しました。

地上値換算のためのパラメータ取得には、福島県内にある空港において（ふくしまスカイパーク）行いました。
地上値換算のためのパラメータ取得には、福島県内にある空港において（ふくしまスカイパーク）
行いました。
試験では、上空での検出器のデータを取得し、地上におある空港において（ふくしまスカイパーク）行いました。
試験では、上空での検出器のデータを取得し、地上においてはフライト地点の真下となる滑走路上を1D,サーベ
試験では、上空での検出器のデータを取得し、地上においてはフライト地点の真下となる滑走路上を1D,サーベ
イメータによって
P メッシュに  点地上から
Pサーベ
地点
いてはフライト地点の真下となる滑走路上を
NaI
イメータによって P メッシュに
 点地上から P 地点の線量率データを取得しました。
これらのデータを比較
イメータによって 10 m メッシュに 1 点地上から 1m 地の線量率データを取得しました。
これらのデータを比較して、上空から地上のデータを補正する係数を求めまし
点の線量率データを取得しました。これらのデータを比して、上空から地上のデータを補正する係数を求めました。また、高度を変化させたフライトを行い、放射線の較して、上空から地上のデータを補正する係数を求めまた。また、高度を変化させたフライトを行い、放射線の計数率の減衰から高度を補正する係数を求めました。
こした。また、高度を変化させたフライトを行い、放射線
計数率の減衰から高度を補正する係数を求めました。
この係数は検出器に固有のものであり、これを用いることの計数率の減衰から高度を補正する係数を求めました。
の係数は検出器に固有のものであり、これを用いることにより、本システムでのフライトデータを地上値に換算
この係数は検出器に固有のものであり、これを用いるこ
により、本システムでのフライトデータを地上値に換算することができます。
とにより、本システムでのフライトデータを地上値に換することができます。
算することができます。

 地形追従機能 地形追従機能
 一般的に放射線は距離により減衰し、上空から測る場(4)一般的に放射線は距離により減衰し、上空から測る場
地形追従機能合は高度により地上の放射線を測定する範囲が変化しま
一般的に放射線は距離により減衰し、上空から測る場
合は高度により地上の放射線を測定する範囲が変化します。そのような高度による減衰効果の補正には、あらか
合は高度により地上の放射線を測定する範囲が変化します。そのような高度による減衰効果の補正には、あらか

じめ取得したパラメータを使って補正を行ことが可能でじめ取得したパラメータを使って補正を行ことが可能です。そのような高度による減衰効果の補正には、あらか
すが、対地高度を一定にフライトすることでより正確な
すが、対地高度を一定にフライトすることでより正確なじめ取得したパラメータを使って補正を行ことが可能で測定が可能になります。そこで、地上の'(0 数値標高モ
測定が可能になります。そこで、地上の'(0 数値標高モ
すが、対地高度を一定にフライトすることでより正確な
デル'LVLWDO(OHYDWLRQ0RGHO
データを基に、自動的
デル'LVLWDO(OHYDWLRQ0RGHO
データを基に、自動的測定が可能になります。そこで、地上のDEM ( 数値標に高度を調整する機能
地形追従機能を開発しました。
に高度を調整する機能
地形追従機能高モデル : Disital Elevation Model) を開発しました。
データを基に、自実際には、飛行プログラムの設定時、高度変更のコマン
実際には、飛行プログラムの設定時、高度変更のコマン
動的に高度を調整する機能 ( 地形追従機能 ) を開発しま
ドを自動的にプログラム内に含める処理を行っています。
ドを自動的にプログラム内に含める処理を行っています。
また、本機能は、放射線を正確に計測するためだけでなした。実際には、飛行プログラムの設定時、高度変更のまた、本機能は、放射線を正確に計測するためだけでな
く、地上からの距離を一定に保てるため、安全上の効果
コマンドを自動的にプログラム内に含める処理を行ってく、地上からの距離を一定に保てるため、安全上の効果もあると考えられます。
います。また、本機能は、放射線を正確に計測するためもあると考えられます。
本機能を実際のフライトで確認した結果を示します。
だけでなく、地上からの距離を一定に保てるため、安全本機能を実際のフライトで確認した結果を示します。
海抜高度を一定に設定した「高度一定プログラム」及び上の効果もあると考えられます。
海抜高度を一定に設定した「高度一定プログラム」及び「'(0本機能を実際のフライトで確認した結果を示します。
データを基に対地高度P とした地形追従プログ「'(0 データを基に対地高度P とした地形追従プログラム」の 回実施し、実際のフライト高度を比較しまし
海抜高度を一定に設定した「高度一定プログラム」及びラム」の 回実施し、実際のフライト高度を比較しました。
フライト時の高度と'(0 について、図とした地形追従プ
 に示します。
「DEM
データを基に対地高度200 mた。
フライト時の高度と'(0 について、図  に示します。
このように、地形追従プログラムによるフライトデータ
ログラム」の 2 回実施し、実際のフライト高度を比較しこのように、地形追従プログラムによるフライトデータ
は、定性的に地形に追従していることが分かります。こました。フライト時の高度と DEM について、図 3 に示
は、定性的に地形に追従していることが分かります。この結果から、実際にフライト試験により、地形追従の機します。このように、地形追従プログラムによるフライの結果から、実際にフライト試験により、地形追従の機能を確認することができました。今後、放射線の情報とトデータは、定性的に地形に追従していることが分かり能を確認することができました。今後、放射線の情報と比較し、放射線測定の面からの効果を定量的に評価してます。この結果から、実際にフライト試験により、地形比較し、放射線測定の面からの効果を定量的に評価していく予定です。
追従の機能を確認することができました。今後、放射線いく予定です。
の情報と比較し、放射線測定の面からの効果を定量的に まとめ
評価していく予定です。
今年度、実用機を完成させ、避難指示区域内や福島県
まとめ
今年度、実用機を完成させ、避難指示区域内や福島県
内でフライト試験を行いました。今後、運用の研究を進(5) まとめ内でフライト試験を行いました。今後、運用の研究を進め、発電所周辺のモニタリングや森林の詳細なモニタリ
今年度、実用機を完成させ、避難指示区域内や福島県
め、発電所周辺のモニタリングや森林の詳細なモニタリ
ングに活用していく予定です。
内でフライト試験を行いました。今後、運用の研究を進ングに活用していく予定です。
め、発電所周辺のモニタリングや森林の詳細なモニタリ

㻌Data processing Unit
Data processing Unit㻌

ングに活用していく予定です。
800
800

DEM
㻌
Flight
DEM altitude㻌above the sea
Flight altitude above the sea

PMT

PMT

PMT

PMT

ﾌﾟﾗｼﾝ
76
mmφ ×76 mmH
ﾌﾟﾗｼﾝ
76 mmφ ×76 mmH

NaI
50 mmφ ×50 mmH
NaI
50 mmφ ×50 mmH

図 放射線検出器
図 放射線検出器
円柱状の形状にして方向特性がないように設計した。感度の円柱状の形状にして方向特性がないように設計した。感度の異なる
 種類の検出器を配置することにより、測定レンジを異なる  種類の検出器を配置することにより、測定レンジを広くすることを実現しました。
広くすることを実現しました。

400
400

200
200 0
0

100
100

800
800

DEM
DEM altitude above the ground level
FlightFlight altitude above the ground level

200
Flight 200
time (s)Flight time (s)

300
300

200
Flight 200
time (s)Flight time (s)

300
300

400
400

600
600

Altitude
Altitude(m)(m)

Detector
Detector

Altitude
Altitude(m)(m)

600
600

400
400
200
200 0
0

100
100

400
400

図 上 高度を一定とした従来のフライト軌跡、図
上 高度を一定とした従来のフライト軌跡、
（下）開発した地形追従機能を用いたフライト軌跡（下）開発した地形追従機能を用いたフライト軌跡
実線で示した地形に沿うようにフライトできていることが実線で示した地形に沿うようにフライトできていることが
分かる。
分かる。

・佐藤昌之他、“平成 26 年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、JAEA-Research《参考文献》
 ・ 佐藤昌之他、"・佐藤昌之他、“平成
26 年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）"、年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング（受託研究）”、JAEA-Research《参考文献》
平成
JAEA2015-006(2015).
p8126《参考文献》
2015-006(2015).
p81
Research
2015-006(2015).
p81[1] 鳥居建男他, “無人飛行機による放射線モニタリングシステムの開発”, Isotope News 727, 30 (2014).
《引用文献》《引用文献》[1] 鳥居建男他, " 無人飛行機による放射線モニタリングシステムの開発", Isotope(2014).
[1] 眞田幸尚他,
鳥居建男他,“無人飛行機による放射線モニタリングシステムの開発”,
IsotopeNews
News727,
727, 30 (2014).
《引用文献》[2]“無人飛行機モニタリングシステムUARMS
用放射線検出器の開発と適用試験”,
第57 回制御連合[2] 眞田幸尚他, " 無人飛行機モニタリングシステム
UARMS 用放射線検出器の開発と適用試験", 第57 回制御連合
回制御連合講[2] 講演会論文集,
眞田幸尚他,“無人飛行機モニタリングシステムUARMS
用放射線検出器の開発と適用試験”,
第571C08-2, 695-698 (2014).
講演会論文集,
演会論文集, 1C08-2,1C08-2,
695-698695-698(2014).(2014).
81   環境モニタリング
7-1 ⑶―水底の放射性物質濃度分布を可視化―  環境モニタリング
環境モニタリング
福島環境安全センター 放射線監視技術グループ
佐々木 美雪、眞田 幸尚― 水底の放射性物質濃度分布を可視化――水底の放射性物質濃度分布を可視化―

福島環境安全センター 放射線監視技術グループ 佐々木 美雪、眞田 幸尚
福島環境安全センター 放射線監視技術グループ 佐々木 美雪、眞田 幸尚図  水底の放射線測定システムの概要
左：36) による測定システム、右：水中用スペクトロメータによ

図 浚渫前後の測定例（左：浚渫前、右：浚渫後）

る測定システム
図  水底の放射線測定システムの概要

36) により P 間隔で測定したデータをもとに、市販の *,6（地左：36) による測定システム、右：水中用スペクトロメータによ理情報システム）ソフトウエアによりマップ化。
図 浚渫前後の測定例（左：浚渫前、右：浚渫後）

（１）はじめに① によりため池等の小規模な水底の測定にはプラスチックシ(1)
はじめに 
る測定システム
36)
P 間隔で測定したデータをもとに、市販の *,6（地しています。
東京電力福島第一原子力発電所事故 )(1F
事故
以来、
放射
ンチレーションファイバ(PSF: Plastic S cintillation
東京電力福島第一原子力発電所事故
事故) 以来、
理情報システム）ソフトウエアによりマップ化。
① ため池等の小規模な水底の測定にはプラスチックシ
性セシウムによる池・湖・ダム等の水底汚染状況が懸念さ
ﬁber)による測定手法
放射性セシウムによる池・湖・ダム等の水底汚染状況が（１）はじめに
ンチレーションファイバ36)3ODVWLF6
しています。
れています。水底の土壌の放射性セシウムの濃度を測定す
東京電力福島第一原子力発電所事故 ) 事故 以来、放射②
ダムや湖等の中規模な水底の測定には潜水艇式ロ懸念されています。水底の土壌の放射性セシウムの濃度
FLQWLOODWLRQILEHUによる測定手法
① ため池等の小規模な水底の測定にはプラスチックシ
るには、土壌をサンプリングし実験室で放射能を測定する性セシウムによる池・湖・ダム等の水底汚染状況が懸念さ(ROV: Remotely operation
vehicle) による測を測定するには、土壌をサンプリングし実験室で放射能②ボット
ダムや湖等の中規模な水底の測定には潜水艇式ロボ
ンチレーションファイバ36)3ODVWLF6
手法が一般的ですが、測定後のサンプルの取扱に手間がかれています。水底の土壌の放射性セシウムの濃度を測定す
定手法
を測定する手法が一般的ですが、測定後のサンプルの取ット 5295HPRWHO\RSHUDWLRQYHKLFOHFLQWLOODWLRQILEHUによる測定手法 による測定
かるのと、対象全体の分布をみることは難しいことから、るには、土壌をサンプリングし実験室で放射能を測定する③
大規模である海底の測定には無人観測船による測定
扱に手間がかかるのと、対象全体の分布をみることは手法
② ダムや湖等の中規模な水底の測定には潜水艇式ロボ
一度に幅広い範囲を直接測定する手法が求められています。
手法が一般的ですが、測定後のサンプルの取扱に手間がか難しいことから、一度に幅広い範囲を直接測定する手法③手法
大規模である海底の測定には無人観測船による測定
ット
5295HPRWHO\RSHUDWLRQYHKLFOH による測定
また、水中において放射性セシウムから放出されるガンマ
かるのと、対象全体の分布をみることは難しいことから、
手法
以下、開発の現状について報告します。
が求められています。また、水中において放射性セシウ
手法
線は空気中よりも飛程が短いため、測定するには検出器と一度に幅広い範囲を直接測定する手法が求められています。

以下、開発の現状について報告します。
ムから放出されるガンマ線は空気中よりも飛程が短いた③ 大規模である海底の測定には無人観測船による測定
線源の距離を密着させなければならないという技術的課題
また、水中において放射性セシウムから放出されるガンマ
め、測定するには検出器と線源の距離を密着させなけれ(2) 手法
ため池底の測定手法があります。
線は空気中よりも飛程が短いため、測定するには検出器と（２）ため池底の測定手法

福島県には農業用のため池が3,700 か所あり、営農再ばならないという技術的課題があります。
 以下、開発の現状について報告します。
このようなニーズに答えるため、原子力機構では水底の放線源の距離を密着させなければならないという技術的課題
開のためにため池水底の放射性セシウムの濃度分布を明
福島県には農業用のため池が  か所あり、営農再このようなニーズに答えるため、原子力機構では水底
射性物質濃度を現地で直接測定できる手法の開発を行ってがあります。
開のためにため池水底の放射性セシウムの濃度分布を明（２）ため池底の測定手法
らかにすることが求められています。PSF
は、検出部の放射性物質濃度を現地で直接測定できる手法の開発をいます。開発は適用場所に従って以下の
 つに分けて実施
このようなニーズに答えるため、原子力機構では水底の放らかにすることが求められています。36)
は、検出部がが
福島県には農業用のため池が か所あり、営農再20 m あり、一度に広い範囲の放射線の分布が測定で行っています。開発は適用場所に従って以下の 3 つに分射性物質濃度を現地で直接測定できる手法の開発を行ってPあり、一度に広い範囲の放射線の分布が測定できる開のためにため池水底の放射性セシウムの濃度分布を明きること及び検出部が耐水性に優れていることから、水けて実施しています。
います。開発は適用場所に従って以下の  つに分けて実施
こと及び検出部が耐水性に優れていることから、水底のらかにすることが求められています。36)
は、検出部が底の放射線分布を迅速に測定することが可能です。ま放射線分布を迅速に測定することが可能です。また、検Pあり、一度に広い範囲の放射線の分布が測定できる
た、検出部が紐状であることからは測定対象物の形状に出部が紐状であることからは測定対象物の形状に応じてこと及び検出部が耐水性に優れていることから、水底の応じて形が変えられ、水底との距離も一定に保つことが
形が変えられ、水底との距離も一定に保つことが可能で
放射線分布を迅速に測定することが可能です。また、検可能です。PSF による測定システムの構成について図す。36) による測定システムの構成について図  に示しま
出部が紐状であることからは測定対象物の形状に応じて1 に示します。PSF 検出部には、コア（中芯部）に放射す。36) 検出部には、コア（中芯部）に放射線を感じて発形が変えられ、水底との距離も一定に保つことが可能で線を感じて発光するプラスチックシンチレータを使用し光するプラスチックシンチレータを使用した光ファイバ
す。
36) による測定システムの構成について図  に示しまた光ファイバを採用し、両端に備えた光電子増倍管の放を採用し、両端に備えた光電子増倍管の放射線の入射にす。36) 検出部には、コア（中芯部）に放射線を感じて発射線の入射による発光を検知する時間差により、検出部
よる発光を検知する時間差により、検出部の発光位置（放光するプラスチックシンチレータを使用した光ファイバの発光位置（放射線の入射位置を特定することができま
射線の入射位置を特定することができます。36) で計測しを採用し、両端に備えた光電子増倍管の放射線の入射にす。PSF で計測した放射線の計数率は、モンテカルロ計
た放射線の計数率は、モンテカルロ計算コードにより値よる発光を検知する時間差により、検出部の発光位置（放図  36) で計測した水底土壌中における放射性セシウムの算コードにより値付けをした水中用ガンマ線スペクトロ付けをした水中用ガンマ線スペクトロメータと比較する
射線の入射位置を特定することができます。
36) で計測し濃度と *H 半導体検出器で測定した水底土壌中におけメータと比較することにより換算することができます。
ことにより換算することができます。
た放射線の計数率は、モンテカルロ計算コードにより値る放射性セシウムの濃度の比較
図  36)で計測した水底土壌中における放射性セシウムの本手法による放射能への換算結果と柱状採取した水底の本手法による放射能への換算結果と柱状採取した水底付けをした水中用ガンマ線スペクトロメータと比較する
散布図のプロットが\ [ から \ [ の中に概ね分布し
濃度と *H 半導体検出器で測定した水底土壌中におけ
土壌試料を分析した結果の比較を図の土壌試料を分析した結果の比較を図2に示します。比較に示します。比ことにより換算することができます。
よい相関関係が認められる。
プロットの色分けは 36) の型式。
る放射性セシウムの濃度の比較
は土壌の表層 10cmまでの濃度と PSFの換算濃度とを
較は土壌の表層
FPまでの濃度と36)の換算濃度とを比本手法による放射能への換算結果と柱状採取した水底
散布図のプロットが \ [ から \ [ の中に概ね分布し

よい相関関係が認められる。
プロットの色分けは 36) の型式。
82

比較しています。このように、両者は概ね一致し、本手の土壌試料を分析した結果の比較を図  に示します。比法の妥当性を確認できています。
較は土壌の表層FP までの濃度と36) の換算濃度とを比較しています。このように、両者は概ね一致し、本手法
本手法は、1,000 m2 程度の標準的な大きさのため池を較しています。このように、両者は概ね一致し、本手法較しています。このように、両者は概ね一致し、本手法
4の妥当性を確認できています。
日間程度 (1 チーム 5 人として ) で測定することができの妥当性を確認できています。
の妥当性を確認できています。
本手法は、P 程度の標準的な大きさのため池をます。また、測定した結果は、市販のGIS（地理情報シ 
本手法は、
P
程度の標準的な大きさのため池を本手法は、
P
程度の標準的な大きさのため池を
 
日間程度
 チーム  人として で測定することができまステム）
ソフトウエアで補間し、放射能分布マップとし
日間程度

チーム

人として
で測定することができま日間程度 チーム  人として で測定することができます。また、測定した結果は、市販の*,6（地理情報システて表示することもできます。図3 に浚渫前後で測定したす。また、測定した結果は、市販の*,6（地理情報システ
す。また、測定した結果は、市販の*,6（地理情報システム）ソフトウエアで補間し、放射能分布マップとして表結果を示します。このように、ため池底の土壌の浚渫しム）ソフトウエアで補間し、放射能分布マップとして表ム）ソフトウエアで補間し、放射能分布マップとして表示することもできます。図  に浚渫前後で測定した結果た前後で測定結果を比較すると視覚的に浚渫による放射示することもできます。図 に浚渫前後で測定した結果
示することもできます。図 に浚渫前後で測定した結果を示します。このように、ため池底の土壌の浚渫した前性物質の除去効果を確認することができます。このようを示します。このように、ため池底の土壌の浚渫した前を示します。このように、ため池底の土壌の浚渫した前
後で測定結果を比較すると視覚的に浚渫による放射性物な測定結果は、放射性物質対策の計画や効果の確認に有後で測定結果を比較すると視覚的に浚渫による放射性物
後で測定結果を比較すると視覚的に浚渫による放射性物
質の除去効果を確認することができます。このような測用と考えます。
質の除去効果を確認することができます。このような測質の除去効果を確認することができます。このような測定結果は、放射性物質対策の計画や効果の確認に有用と本手法は、原子力機構と水土里ネット福島との間で技定結果は、放射性物質対策の計画や効果の確認に有用と定結果は、放射性物質対策の計画や効果の確認に有用と考えます。
術指導契約を締結し、技術の民間移転を行っています。
考えます。
考えます。
本手法は、原子力機構と水土里ネット福島との間で技
今後、福島県内のため池の放射性物質対策における本手
本手法は、原子力機構と水土里ネット福島との間で技本手法は、原子力機構と水土里ネット福島との間で技術指導契約を締結し、技術の民間移転を行っています。
法の利用について、必要な技術開発及びサポートを行っ
術指導契約を締結し、技術の民間移転を行っています。
術指導契約を締結し、技術の民間移転を行っています。
今後、福島県内のため池の放射性物質対策における本手ていく予定です。
今後、福島県内のため池の放射性物質対策における本手
今後、福島県内のため池の放射性物質対策における本手法の利用について、必要な技術開発及びサポートを行っ法の利用について、必要な技術開発及びサポートを行っ法の利用について、必要な技術開発及びサポートを行っていく予定です。
ていく予定です。
(3)ていく予定です。
湖やダムの測定手法
湖やダム等、ため池よりも広くて (＞5,000 m2) 深い（３）湖やダムの測定手法
（３）湖やダムの測定手法
（３）湖やダムの測定手法
水底(＞10 m) には、人間の手で測定するには限界があ 湖やダム等、ため池よりも広くて!P深い水 
湖やダム等、ため池よりも広くて!P深い水
るため、ROV
湖やダム等、ため池よりも広くて!P深い水を適用することを検討しています。
、図底 !P には、人間の手で測定するには限界があるた
底
!
P
には、人間の手で測定するには限界があるた
底
!
P
には、人間の手で測定するには限界があるた
4め、529は ROVを適用することを検討しています。
システムの概要を示します。放射線検出器に、図  は 529
め、529を適用することを検討しています。
、図
は
め、529
を適用することを検討しています。
、図は529529は
LaBr3 シンチレーション検出器を使用しており、有システムの概要を示します。
放射線検出器には /D%U シンシステムの概要を示します。
放射線検出器には/D%U
システムの概要を示します。
放射線検出器には/D%Uシン  シン
線で制御ボックスから信号及び電源の供給を行っていま
チレーション検出器を使用しており、有線で制御ボック
チレーション検出器を使用しており、有線で制御ボック
チレーション検出器を使用しており、有線で制御ボックす。図5 には ROV システムの運用イメージを示します。
スから信号及び電源の供給を行っています。
図には529
スから信号及び電源の供給を行っています。
図には529
スから信号及び電源の供給を行っています。
図には529
ROVの位置は、トランスポンダーシステムにより特定システムの運用イメージを示します。
529 の位置は、トラシステムの運用イメージを示します。
の位置は、
トラ
システムの運用イメージを示します。
529529の位置は、
トラ
され、あらかじめ定めた測定箇所へは船上のコントロー
ンスポンダーシステムにより特定され、あらかじめ定め
ンスポンダーシステムにより特定され、あらかじめ定め
ンスポンダーシステムにより特定され、あらかじめ定め
ルシステムから移動させ、水底に着底させることによりた測定箇所へは船上のコントロールシステムから移動さた測定箇所へは船上のコントロールシステムから移動さた測定箇所へは船上のコントロールシステムから移動さ測定を行います。
せ、水底に着底させることにより測定を行います。
せ、水底に着底させることにより測定を行います。
せ、水底に着底させることにより測定を行います。
すでにシステム構築は完成しており、現場投入へ向け
すでにシステム構築は完成しており、現場投入へ向け
すでにシステム構築は完成しており、現場投入へ向け
すでにシステム構築は完成しており、現場投入へ向けて福島県内のダム等で適用試験を実施しています。
て福島県内のダム等で適用試験を実施しています。

図  529 を用いた水底の放射線測定システム（船上）
を用いた水底の放射線測定システム（船上）
図 
図 
529529を用いた水底の放射線測定システム（船上）
529 は基地局とケーブルで接続され、このケーブルを通じて
は基地局とケーブルで接続され、このケーブルを通じて
529529は基地局とケーブルで接続され、このケーブルを通じて529 への給電や 529 との情報のやり取りを行う。
への給電やとの情報のやり取りを行う。
529529への給電や529529との情報のやり取りを行う。
1998 年－ 2003 年にかけて、外洋域における海洋表層大－
年にかけて、外洋域における海洋表層大気エアロゾ
気エアロゾルを観測することを目的として開発されたも－
年にかけて、外洋域における海洋表層大気エアロゾ－
年にかけて、外洋域における海洋表層大気エアロゾ
ルを観測することを目的として開発されたものを使用してのを使用しています( 図 6)。本機は、ディーゼルエンジ
ルを観測することを目的として開発されたものを使用してルを観測することを目的として開発されたものを使用しています 図  。本機は、ディーゼルエンジン発電機を搭載
ン発電機を搭載し、その電力で直流モータに直結したスいます 。本機は、ディーゼルエンジン発電機を搭載います
図図
 。本機は、ディーゼルエンジン発電機を搭載し、その電力で直流モータに直結したスクリューを駆動す
クリューを駆動する電気推進船で、船底部両舷には水温・し、その電力で直流モータに直結したスクリューを駆動すし、その電力で直流モータに直結したスクリューを駆動する電気推進船で、船底部両舷には水温・塩分センサーと濁塩分センサーと濁度・植物プランクトン蛍光センサーをる電気推進船で、船底部両舷には水温・塩分センサーと濁る電気推進船で、船底部両舷には水温・塩分センサーと濁度・植物プランクトン蛍光センサーを装備しています。放度・植物プランクトン蛍光センサーを装備しています。放装備しています。放射線検出器は、船底キール部に搭載
度・植物プランクトン蛍光センサーを装備しています。放
射線検出器は、船底キール部に搭載しており、水深 ｍ
射線検出器は、船底キール部に搭載しており、水深ｍ
しており、水深100 ｍまでの昇降観測が可能です。船の射線検出器は、船底キール部に搭載しており、水深ｍまでの昇降観測が可能です。船の操縦及び検出器の操作は、までの昇降観測が可能です。
船の操縦及び検出器の操作は、までの昇降観測が可能です。
船の操縦及び検出器の操作は、操縦及び検出器の操作は、リモートコントロールによりリモートコントロールにより陸地で実施可能であり、定点
リモートコントロールにより陸地で実施可能であり、定点
リモートコントロールにより陸地で実施可能であり、定点陸地で実施可能であり、定点に維持しながら電動ウインに維持しながら電動ウインチにより検出器を昇降し、海底に維持しながら電動ウインチにより検出器を昇降し、海底に維持しながら電動ウインチにより検出器を昇降し、海底チにより検出器を昇降し、海底の放射能を測定します。
の放射能を測定します。
の放射能を測定します。
の放射能を測定します。
今年度は静岡県内沖にて試験を終え、現在、福島県内
今年度は静岡県内沖にて試験を終え、現在、福島県内沖
今年度は静岡県内沖にて試験を終え、現在、福島県内沖
今年度は静岡県内沖にて試験を終え、現在、福島県内沖
沖にて海底放射能の測定を実施しています。今後更なるにて海底放射能の測定を実施しています。今後更なる測定にて海底放射能の測定を実施しています。今後更なる測定にて海底放射能の測定を実施しています。今後更なる測定
測定手法の向上・技術開発を進めていきたいと考えてい手法の向上・技術開発を進めていきたいと考えています。
手法の向上・技術開発を進めていきたいと考えています。
手法の向上・技術開発を進めていきたいと考えています。
ます。

（５）まとめ（５）まとめ（５）まとめ（5）
まとめ
このように、様々なツールを駆使して、水底の放射性物
このように、様々なツールを駆使して、水底の放射性物
このように、様々なツールを駆使して、水底の放射性物（４）無人観測船による測定手法の開発
(4)（４）無人観測船による測定手法の開発
無人観測船による測定手法の開発
このように、様々なツールを駆使して、水底の放射性物
質濃度の分布測定を行うための技術開発を行っています。
（４）無人観測船による測定手法の開発
質濃度の分布測定を行うための技術開発を行っています。
 海底における放射線分布を迅速に計測する手法として海底における放射線分布を迅速に計測する手法として無 質濃度の分布測定を行うための技術開発を行っています。
質濃度の分布測定を行うための技術開発を行っています。
得られたデータは、自治体に提供するとともに、ホームペ 海底における放射線分布を迅速に計測する手法として無 海底における放射線分布を迅速に計測する手法として無得られたデータは、自治体に提供するとともに、ホームペ得られたデータは、自治体に提供するとともに、ホームペ
人観測船による測定手法の開発を行っています。無人観測無人観測船による測定手法の開発を行っています。無人
得られたデータは、自治体に提供するとともに、ホームペー
ージや学会発表を通じて随時公開していく予定です。

人観測船による測定手法の開発を行っています。無人観測人観測船による測定手法の開発を行っています。無人観測
ージや学会発表を通じて随時公開していく予定です。
ージや学会発表を通じて随時公開していく予定です。
 
船のベースは、元々、東海大学の海洋学部により、
年
観測船のベースは、元々、東海大学の海洋学部により、ジや学会発表を通じて随時公開していく予定です。
船のベースは、元々、東海大学の海洋学部により、
年
船のベースは、元々、東海大学の海洋学部により、 年て福島県内のダム等で適用試験を実施しています。
て福島県内のダム等で適用試験を実施しています。

遠隔操作小型無人潜水艦
529
の概要
図
遠隔操作小型無人潜水艦
529
の概要
図図

遠隔操作小型無人潜水艦
529
の概要
検出器は
LQφ×LQ+の/D%U
シンチレータを搭載。

検出器は
LQφ×LQ+の /D%U
シンチレータを搭載。
検出器は
LQφ×LQ+の /D%U
シンチレータを搭載。


無人観測船の外観
図

無人観測船の外観
図図
無人観測船の外観
検出器は
LQφ×LQ+の1D,
シンチレータをウインチで水底まで下す。
検出器は
LQφ×LQ+の1D,
シンチレータをウインチで水底まで下す。
検出器は LQφ×LQ+ の 1D, シンチレータをウインチで水底まで下す。

《参考文献》 ・ 眞田幸尚ほか , " 水底の in-situ 放射線分布測定手の開発 ", JAEA-Research 2014-005 (2014). p69
・眞田幸尚ほか,“水底のin-situ
放射線分布測定手の開発”,
JAEA-Research
2014-005(2014).
《参考文献》
・眞田幸尚ほか,“水底のin-situ
放射線分布測定手の開発”,
JAEA-Research
2014-005
p69 ponds
・眞田幸尚ほか,
in-situ
放射線分布測定手の開発”,
JAEA-Research
2014-005(2014).
p69p69《参考文献》
《参考文献》
・ Y.
Sanadaet al., “水底の"In-situ
easurementof radiation distribution
in bottom sedimentsof (2014).
irrigation
・Y.
Sanadaetal.,“In-situ
easurementofradiation
distributioninbottomsedimentsofirrigation
ponds
using
・Y.
Sanadaetal.,“In-situ
easurementofradiation
distributioninbottomsedimentsofirrigation
ponds
using
・Y.
Sanadaetal.,“In-situ
easurementofradiation
distributioninbottomsedimentsofirrigation
ponds
using
using
plastic
scintillationﬁber",
Proceedings ofICONE-23,
ICONE-23, Chiba,
Japan,
May
17-21,
2015,2015,(CD-ROM).
plastic
scintillation
fiber”,
Proceedings
Chiba,
Japan,
May
17-21,(CD-ROM).
plasticscintillation
scintillationfiber”,
fiber”,Proceedings
Proceedingsof ofofICONE-23,
ICONE-23,Chiba,
Chiba,Japan,
Japan,May
May17-21,
17-21,2015,
2015,(CD-ROM).
(CD-ROM).
plastic
ICONE23-2120(2015).
ICONE23-2120(2015).p4p4

ICONE23-2120(2015).
ICONE23-2120(2015).
p4 p4

83

7-1 ⑷

環境モニタリング福島環境安全センター 環境回復推進グループ 萩野谷 仁、梅澤 克洋、加藤 貢、関山 富男
表層水の高感度水モニタリング車の開発― 表層水の高感度水モニタリング車の開発 ―福島環境安全センター

環境回復推進グループ

萩野谷 仁、梅澤 克洋、加藤 貢、関山 富男

日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という）
日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という）では、井戸水、湧水、沢水等の生活用水、農業用ため池
では、井戸水、湧水、沢水等の生活用水、農業用ため池
等の農業用水などの水中放射性物質濃度を現地でリアル
等の農業用水などの水中放射性物質濃度を現地でリアル
タイムに測定する車両積載型の装置「水モニタリング車」の開発に取り組んできました。設計・製作を2013 年 11
タイムに測定する車両積載型の装置「水モニタリング車」
月に開始し、
2014
年6
月に装置が完成しました。
の開発に取り組んできました。設計・製作を その後、2013 年 11装置の改良に係る開発を継続的に進め、現在は依頼先の月に開始し、2014 年 6 月に装置が完成しました。その後、現場での測定を行っています。
装置の改良に係る開発を継続的に進め、現在は依頼先の現場での測定を行っています。

 研究開発の背景と目的
福島県内では、井戸水、湧水、沢水等が生活用水とし(1)
研究開発の背景と目的て、又、農業用のため池の水が農業用水として広範囲で
福島県内では、井戸水、湧水、沢水等が生活用水として、使用されています。東京電力福島第一原子力発電所の事
又、農業用のため池の水が農業用水として広範囲で使用
故以来、井戸水、湧水、沢水、農業用のため池等についされています。東京電力福島第一原子力発電所の事故以ても放射性セシウムによる汚染の影響が懸念され、生活
来、井戸水、湧水、沢水、農業用のため池等についても
用水や農業用水の安全性を確認することは福島の復興に
放射性セシウムによる汚染の影響が懸念され、生活用水
向けた課題の一つとなっています。
や農業用水の安全性を確認することは福島の復興に向け
これまで、このような生活用水等の放射性セシウム濃た課題の一つとなっています。
度を測定するには、試料をサンプリングし専用の測定室
これまで、このような生活用水等の放射性セシウム濃まで運んで放射性セシウム濃度を測定する手法が一般的度を測定するには、試料をサンプリングし専用の測定室でしたが、個人が直接測定機関等に持ち込む場合は測定まで運んで放射性セシウム濃度を測定する手法が一般的場所までの試料運搬が必要なため時間と労力を要していでしたが、個人が直接測定機関等に持ち込む場合は測定ます。又、公的機関における試料採取・測定においては、場所までの試料運搬が必要なため時間と労力を要してい多数の試料を集中して測定できる一方で、測定結果が公ます。又、公的機関における試料採取・測定においては、表されるまで時間を要しています。そのため、現地にて多数の試料を集中して測定できる一方で、測定結果が公リアルタイムに水中の放射性セシウム濃度を測定し、測表されるまで時間を要しています。そのため、現地にて定結果を迅速に提示できる手法が求められていました。
リアルタイムに水中の放射性セシウム濃度を測定し、測原子力機構では、水中の放射性セシウム濃度を現地で定結果を迅速に提示できる手法が求められていました。
測定する技術開発に取り組み、測定対象を生活用水・農原子力機構では、水中の放射性セシウム濃度を現地で業用水等に特化して装置設計を行いました。


図 水モニタリング車の平面図・立面図

測定する技術開発に取り組み、測定対象を生活用水・農業用水等に特化して装置設計を行いました。
装置の概要・特徴
水モニタリング車の検出部には、Ge（ゲルマニウム）(2) 装置の概要・特徴
半導体検出器を採用しています。水モニタリング車の車
水モニタリング車の検出部には、Ge（ゲルマニウム）
内外の平面図・立面図を図
1 に、車内外の外観を図2に示します。
半導体検出器を採用しています。水モニタリング車の車据え置き型の Ge 半導体検出器の重量が遮へい体を含内外の平面図・立面図を図
1 に、車内外の外観を図 2 にむ一式で1500kg～2000kg [1]なのに対して、水モニタリ示します。
ング車の場合は水測定専用として遮へい体をコンパクト
据え置き型の Ge 半導体検出器の重量が遮へい体を含にして、遮へい体、波高分析器、液体窒素の容器を含む
む一式で 1500kg ～ 2000kg [1] なのに対して、水モニタ
Ge
半導体検出器一式で約 600kg としたため、ワンボッ
リング車の場合は水測定専用として遮へい体をコンパク
クス車に搭載することが可能となりました。
これにより、
トにして、遮へい体、波高分析器、液体窒素の容器を含大型車両が進入できない狭隘路や山間部等でも機動力をむ Ge 半導体検出器一式で約 600kg としたため、ワンボッ
発揮でき、測定場所近くに寄れるという特長を生かし、クス車に搭載することが可能となりました。これにより、高精度に連続測定できる可搬型高感度水モニタリングシ
大型車両が進入できない狭隘路や山間部等でも機動力をステムとしての活躍が期待されます。
発揮でき、測定場所近くに寄れるという特長を生かし、高精度に連続測定できる可搬型高感度水モニタリングシ
ステムとしての活躍が期待されます。

図 水モニタリング車の車内外の外観図

なお、測定を行う地域としては、空間線量率でおおよそ 5μSv/h までの地域を想定しています。
Ge 半導体検出器の円柱状センサー部分（エンドキャップ）に被せられる形状（マリネリ容器形状）の測定容器図
3 を配置し、検出器全体で効率良く測定します。

84

μSv/hまでの地域を想定しています。 （エンドキャッ
Ge 半導体検出器の円柱状センサー部分
μSv/h
までの地域を想定しています。 （エンドキャッ
Ge 半導体検出器の円柱状センサー部分
Ge 半導体検出器の円柱状センサー部分（エンドキャップ）に被せられる形状（マリネリ容器形状）の測定容器
Ge
半導体検出器の円柱状センサー部分（エンドキャップ）に被せられる形状（マリネリ容器形状）の測定容器
測定容器には水を通水できるパイプを取り付けておプ）に被せられる形状（マリネリ容器形状）の測定容器
図 3 を配置し、検出器全体で効率良く測定します。
プ）に被せられる形状（マリネリ容器形状）の測定容器
図 3 を配置し、検出器全体で効率良く測定します。
り、取水・排水用のホースに接続します。現地（測定対
図測定容器には水を通水できるパイプを取り付けており、3 を配置し、検出器全体で効率良く測定します。
図
3を配置し、検出器全体で効率良く測定します。
測定容器には水を通水できるパイプを取り付けており、
象：沢水等の生活用水、農業用水等）
から水をポンプ、
測定容器には水を通水できるパイプを取り付けており、取水・排水用のホースに接続します。現地（測定対象：
測定容器には水を通水できるパイプを取り付けており、取水・排水用のホースに接続します。現地（測定対象：
ホースを用いて測定容器内に引き込み、排水しながら連取水・排水用のホースに接続します。現地（測定対象：
沢水等の生活用水、農業用水等）から水をポンプ、ホー
取水・排水用のホースに接続します。現地（測定対象：
沢水等の生活用水、農業用水等）から水をポンプ、ホー
続測定が可能な構造となっています。通水量は最大
7L/
沢水等の生活用水、農業用水等）から水をポンプ、ホースを用いて測定容器内に引き込み、排水しながら連続測
沢水等の生活用水、農業用水等）から水をポンプ、ホースを用いて測定容器内に引き込み、排水しながら連続測分であり、測定環境に応じて調節が可能です。従来の測スを用いて測定容器内に引き込み、排水しながら連続測定が可能な構造となっています。通水量は最大 7L/分であスを用いて測定容器内に引き込み、排水しながら連続測定が可能な構造となっています。
通水量は最大 7L/分であ定室に設置されたGe 半導体検出器による測定方法では、定が可能な構造となっています。
通水量は最大 7L/分であり、測定環境に応じて調節が可能です。従来の測定室に定が可能な構造となっています。
通水量は最大 7L/分であり、測定環境に応じて調節が可能です。従来の測定室に水源から採取して測定容器に入れた水量（供試量）のみり、測定環境に応じて調節が可能です。従来の測定室に設置された Ge 半導体検出器による測定方法では、
水源かり、測定環境に応じて調節が可能です。従来の測定室に設置された Ge 半導体検出器による測定方法では、水源かが測定対象となるので、その水量は一般的に10ml～設置された Ge 半導体検出器による測定方法では、水源から採取して測定容器に入れた水量（供試量）のみが測定設置された
Ge 半導体検出器による測定方法では、水源から採取して測定容器に入れた水量（供試量）のみが測定
2L[1]です。一方、水モニタリング車においては、例えら採取して測定容器に入れた水量（供試量）のみが測定対象となるので、その水量は一般的に 10ml～2L[1]です。
ら採取して測定容器に入れた水量（供試量）のみが測定対象となるので、その水量は一般的に 10ml～2L[1]です。
ば
5L/ 分の通水で30 分測定すると通水量は計150L に対象となるので、その水量は一般的に10ml～2L[1]です。
一方、
水モニタリング車においては、
例えば
5L/分の通水対象となるので、その水量は一般的に 例えば10ml～2L[1]です。
一方、水モニタリング車においては、
5L/分の通水なり、より多くの試料が測定容器を通過しながら測定さ一方、水モニタリング車においては、
例えば
5L/分の通水で 30 分測定すると通水量は計 150L になり、より多くの一方、5L/分の通水
で 30水モニタリング車においては、分測定すると通水量は計 150L例えば
になり、
より多くの
で
30 分測定すると通水量は計 150L
になり、
より多くの
れることが可能であるため、採取（測定）
試料の代表性試料が測定容器を通過しながら測定されることが可能で
で30 分測定すると通水量は計 150L になり、より多くの試料が測定容器を通過しながら測定されることが可能で試料が測定容器を通過しながら測定されることが可能であるため、採取（測定）試料の代表性が向上します。
又、が向上します。又、据え置き型
Ge 半導体検出器におい試料が測定容器を通過しながら測定されることが可能であるため、採取（測定）試料の代表性が向上します。又、
あるため、
採取
（測定）
試料の代表性が向上します。
又、
据え置き型
Ge
半導体検出器において土壌粒子を多く含て土壌粒子を多く含む試料を測定する場合は、測定時に
あるため、
採取
（測定）
試料の代表性が向上します。又、据え置き型
Ge
半導体検出器において土壌粒子を多く含据え置き型 Ge 半導体検出器において土壌粒子を多く含む試料を測定する場合は、測定時に試料を静置すること
試料を静置することにより土壌粒子が沈殿し、その沈殿
据え置き型
Ge 半導体検出器において土壌粒子を多く含む試料を測定する場合は、測定時に試料を静置すること
む試料を測定する場合は、測定時に試料を静置すること
により土壌粒子が沈殿し、その沈殿物に放射性セシウム
物に放射性セシウムが多く含まれる場合に測定誤差が発む試料を測定する場合は、測定時に試料を静置すること
により土壌粒子が沈殿し、その沈殿物に放射性セシウム
により土壌粒子が沈殿し、その沈殿物に放射性セシウムが多く含まれる場合に測定誤差が発生することがありま
生することがあります図
4 参照。本測定容器に連続的ににより土壌粒子が沈殿し、その沈殿物に放射性セシウムが多く含まれる場合に測定誤差が発生することがありま
が多く含まれる場合に測定誤差が発生することがあります図 4 参照。本測定容器に連続的に通水し測定する場合
通水し測定する場合は沈殿の発生が抑制されるため、容が多く含まれる場合に測定誤差が発生することがあります図 4 参照。本測定容器に連続的に通水し測定する場合
す図 4 参照。本測定容器に連続的に通水し測定する場合
は沈殿の発生が抑制されるため、容器内で静置して測定器内で静置して測定する場合に比べて測定誤差を小さくす図
4 参照。本測定容器に連続的に通水し測定する場合
は沈殿の発生が抑制されるため、容器内で静置して測定は沈殿の発生が抑制されるため、容器内で静置して測定する場合に比べて測定誤差を小さくすることができます。
することができます。
は沈殿の発生が抑制されるため、容器内で静置して測定する場合に比べて測定誤差を小さくすることができます。
する場合に比べて測定誤差を小さくすることができます。
する場合に比べて測定誤差を小さくすることができます。

クグラウンドの測定と試料の測定をそれぞれ 30 分間で行う場合）で行うことができます。現地測定の概念図をクグラウンドの測定と試料の測定をそれぞれ
30 分間で行う場合）で行うことができます。現地測定の概念図を行う場合）で行うことができます。現地測定の概念図を
図5 に示します。
行う場合）で行うことができます。現地測定の概念図を
図5 に示します。
う場合）で行うことができます。現地測定の概念図を図
図 5 に示します。
図5 5に示します。
に示します。

図 現地測定の概念図
図 現地測定の概念図
図 現地測定の概念図
図 現地測定の概念図

 適用試験の結果
 適用試験の結果
空間線量率が異なる測定地点
適用試験の結果
（0.1～4.9μSv/h）におい
適用試験の結果（0.1～4.9μSv/h）におい(3)空間線量率が異なる測定地点
適用試験の結果
空間線量率が異なる測定地点（0.1～4.9μSv/h）において原位置測定した際の検出下限値を図に示します。
空間線量率が異なる測定地点（0.1 6～
4.9μSv/h）にお空間線量率が異なる測定地点（0.1～4.9μSv/h）において原位置測定した際の検出下限値を図6 に示します。
て原位置測定した際の検出下限値を図6 に示します。
いて原位置測定した際の検出下限値を図6に示します。
て原位置測定した際の検出下限値を図 6 に示します。
㻔㻮㼝㻛㻸㻕

㻔㻮㼝㻛㻸㻕

3.0
㻔㻮㼝㻛㻸㻕

3.0
㻔㻮㼝㻛㻸㻕

137Cs
137Cs
134Cs
137Cs
134Cs
137Cs
134Cs
134Cs

3.0
2.5
㻔㻮㼝㻛㻸㻕

3.0
2.5
㻔㻮㼝㻛㻸㻕
2.0
3.02.52.0
1.5
2.52.01.5
1.0
2.01.51.0
0.5
1.51.00.5
0.0㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕

1.00.50.0
0.50.0㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕

検出下限値（30分測定）
0.0
線量率（μSv/h） 検出下限値（30分測定）
ᵎᵌᵏ
ᵏᵌᵑ
ᵏᵌᵓ
ᵐᵌᵕ
ᵒᵌᵏ
137Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵕᵖ
ᵎᵌᵗᵏ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵕᵔ
線量率（μSv/h） 検出下限値（30分測定）
ᵎᵌᵏ
ᵏᵌᵑ
ᵏᵌᵓ
ᵐᵌᵕ
ᵒᵌᵏ
134Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵖᵑ
ᵎᵌᵕᵔ
ᵎᵌᵗᵖ
ᵏᵌᵎᵓ
ᵏᵌᵎᵎ
137Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵕᵖ
ᵎᵌᵗᵏ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵕᵔ
線量率（μSv/h）
ᵎᵌᵏ
ᵏᵌᵑ
ᵏᵌᵓ
ᵐᵌᵕ
ᵒᵌᵏ
134Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵖᵑ
ᵎᵌᵕᵔ
ᵎᵌᵗᵖ
ᵏᵌᵎᵓ
ᵏᵌᵎᵎ
検出下限値（30分測定）㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕
㻔μᵒᵌᵗ
㻿㼢㻛ｈ㻕

ᵏᵌᵎᵒ
ᵒᵌᵗ
ᵏᵌᵏᵐ
ᵏᵌᵎᵒ
ᵒᵌᵗ
ᵏᵌᵏᵐ
137Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵕᵖ
ᵎᵌᵗᵏ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵕᵔ
ᵏᵌᵎᵒ
線量率（μSv/h）
134Cs（Bq/L） ᵎᵌᵏᵎᵌᵖᵑ ᵏᵌᵑᵎᵌᵕᵔ ᵏᵌᵓᵎᵌᵗᵖ ᵐᵌᵕᵏᵌᵎᵓ ᵒᵌᵏᵏᵌᵎᵎ ᵒᵌᵗᵏᵌᵏᵐ
137Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵕᵖ
ᵎᵌᵗᵏ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵗᵔ
ᵎᵌᵕᵔ
ᵏᵌᵎᵒ
134Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵖᵑ
ᵎᵌᵕᵔ
ᵎᵌᵗᵖ
ᵏᵌᵎᵓ
ᵏᵌᵎᵎ
ᵏᵌᵏᵐ

3.0

2.5
㻔㻮㼝㻛㻸㻕
3.0

2.5
㻔㻮㼝㻛㻸㻕
2.0
3.0
2.5
2.0
1.5
2.5
2.0
1.5
1.0
2.0
1.5
1.0
0.5

137Cs
137Cs
134Cs
137Cs
134Cs
137Cs
134Cs
134Cs

1.5
1.0
0.5
0.0
1.0
0.5
0.0
0.5
0.0

㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕

検出下限値（60分測定）㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕
0.0 線量率（μSv/h）
検出下限値（60分測定）
ᵎᵌᵏ
ᵏᵌᵑ
ᵏᵌᵓ
ᵐ
ᵐᵌᵕ
ᵒᵌᵏ
ᵒᵌᵗ
㻔μ 㻿㼢㻛ｈ㻕
137Cs（Bq/L） ᵎᵌᵖᵓ ᵎᵌᵖᵔ ᵏᵌᵎᵑ ᵎᵌᵒᵗ ᵎᵌᵓᵖ ᵏᵌᵐᵓ ᵏᵌᵎᵓ
線量率（μSv/h）
ᵎᵌᵏ
ᵏᵌᵑ
ᵏᵌᵓ
ᵐ
ᵐᵌᵕ
ᵒᵌᵏ
ᵒᵌᵗ
134Cs（Bq/L）検出下限値（60分測定）
ᵎᵌᵓᵖ ᵎᵌᵓᵑ ᵎᵌᵔᵖ ᵎᵌᵓᵏ ᵎᵌᵔᵒ ᵏᵌᵎᵕ ᵎᵌᵔᵏ
137Cs（Bq/L） ᵎᵌᵖᵓ ᵎᵌᵖᵔ ᵏᵌᵎᵑ ᵎᵌᵒᵗ ᵎᵌᵓᵖ ᵏᵌᵐᵓ ᵏᵌᵎᵓ
線量率（μSv/h）
ᵎᵌᵏ
ᵏᵌᵑ
ᵏᵌᵓ
ᵐ
ᵐᵌᵕ
ᵒᵌᵏ
ᵒᵌᵗ
134Cs（Bq/L）
ᵎᵌᵓᵖ
ᵎᵌᵓᵑ
ᵎᵌᵔᵖ
ᵎᵌᵓᵏ
ᵎᵌᵔᵒ
ᵏᵌᵎᵕ
ᵎᵌᵔᵏ
検出下限値（60分測定）
137Cs（Bq/L） ᵎᵌᵖᵓ ᵎᵌᵖᵔ ᵏᵌᵎᵑ ᵎᵌᵒᵗ ᵎᵌᵓᵖ ᵏᵌᵐᵓ ᵏᵌᵎᵓ
線量率（μSv/h）
134Cs（Bq/L） ᵎᵌᵏᵎᵌᵓᵖ ᵏᵌᵑᵎᵌᵓᵑ ᵏᵌᵓᵎᵌᵔᵖ ᵐᵎᵌᵓᵏ ᵐᵌᵕᵎᵌᵔᵒ ᵒᵌᵏᵏᵌᵎᵕ ᵒᵌᵗᵎᵌᵔᵏ
137Cs（Bq/L） ᵎᵌᵖᵓ ᵎᵌᵖᵔ ᵏᵌᵎᵑ ᵎᵌᵒᵗ ᵎᵌᵓᵖ ᵏᵌᵐᵓ ᵏᵌᵎᵓ
134Cs（Bq/L） ᵎᵌᵓᵖ ᵎᵌᵓᵑ ᵎᵌᵔᵖ ᵎᵌᵓᵏ ᵎᵌᵔᵒ ᵏᵌᵎᵕ ᵎᵌᵔᵏ図 空間線量率が異なる測定地点での検出下限値
図 空間線量率が異なる測定地点での検出下限値
図 空間線量率が異なる測定地点での検出下限値

図 空間線量率が異なる測定地点での検出下限値

測定環境により検出下限値は変動しますが、空間線量
測定環境により検出下限値は変動しますが、空間線量測定環境により検出下限値は変動しますが、空間線量率が約5μSv/h までを想定した測定試験においては、
測定環境により検出下限値は変動しますが、空間線量率が約5μSv/h までを想定した測定試験においては、
測定環境により検出下限値は変動しますが、空間線量

図 測定容器外観と水の流れ図 測定容器外観と水の流れ
図
測定容器外観と水の流れ図
測定容器外観と水の流れ
静置した状態での測定㻌
静置した状態での測定㻌
静置した状態での測定㻌
静置した状態での測定㻌
測定容器に放射性セシウムを多く含む土測定容器に放射性セシウムを多く含む土 
測定容器に放射性セシウムを多く含む土壌粒子が沈殿すると、測定値の誤差が発生
 
測定容器に放射性セシウムを多く含む土壌粒子が沈殿すると、測定値の誤差が発生
 
壌粒子が沈殿すると、することがあります。測定値の誤差が発生㻌  沈殿㻌することがあります。
㻌壌粒子が沈殿すると、測定値の誤差が発生
沈殿㻌
することがあります。㻌
沈殿㻌
測定容器
沈殿㻌 㻌 することがあります。㻌
測定容器㻌
測定容器
㻌
図
据え付け型*H
半導体検出器における測定時の沈殿発生
測定容器
㻌
図
据え付け型*H
半導体検出器における測定時の沈殿発生図 据え付け型*H 半導体検出器における測定時の沈殿発生図 据え付け型*H 半導体検出器における測定時の沈殿発生

車両にはポンプ用及び Ge 半導体検出器用の発電機を車両にはポンプ用及び Ge 半導体検出器用の発電機を車両にはポンプ用及び半導体検出器用の発電機を車両にはポンプ用及び Ge
半導体検出器用の発電機を積載しており、最長で約8Ge時間の使用が可能です。又、車両にはポンプ用及び Ge
半導体検出器用の発電機を積載しており、最長で約8 時間の使用が可能です。又、積載しており、最長で約時間の使用が可能です。又、積載しており、最長で約8 時間の使用が可能です。又、
Ge
半導体検出器の解析用PC
は遠隔操作機能も有してお積載しており、最長で約8 時間の使用が可能です。又、Ge 半導体検出器の解析用PC
は遠隔操作機能も有しておGe半導体検出器の解析用
半導体検出器の解析用PC
り、現地から離れた場所において測定状況の監視及びデGe
PCは遠隔操作機能も有しておは遠隔操作機能も有してGe
半導体検出器の解析用PC は遠隔操作機能も有しており、現地から離れた場所において測定状況の監視及びデり、現地から離れた場所において測定状況の監視及びデータ取得等をリアルタイムで行うことも可能です。
おり、現地から離れた場所において測定状況の監視及びり、現地から離れた場所において測定状況の監視及びデータ取得等をリアルタイムで行うことも可能です。
ータ取得等をリアルタイムで行うことも可能です。
本手法は、周囲の環境によりバックグランドが変動す
データ取得等をリアルタイムで行うことも可能です。
ータ取得等をリアルタイムで行うことも可能です。
本手法は、周囲の環境によりバックグランドが変動す
本手法は、周囲の環境によりバックグランドが変動す
本手法は、周囲の環境によりバックグランドが変動する
本手法は、周囲の環境によりバックグランドが変動す

137
134Cs を合算しても約率が約までを想定した測定試験においては、
Cs と5μSv/h
2Bq/L 以下であり、飲料水
137Cs と134Cs を合算しても約率が約2Bq/L 以下であり、飲料水
率が約5μSv/h5134
μ Sv/hまでを想定した測定試験においては、までを想定した測定試験においては、
137
Cs と134 Cs を合算しても約2Bq/L 以下であり、飲料水
基準値である
10Bq/L を十分に判定できる結果となって
137
137
134
Cs と Cs を合算しても約2Bq/L 以下であり、飲料水
基準値である
10Bq/L を十分に判定できる結果となってCs とCs を合算しても約 2Bq/L 以下であり、飲料基準値である
10Bq/L を十分に判定できる結果となっています。なお、国により実施されているモニタリング結基準値である
10Bq/Lを十分に判定できる結果となっています。なお、国により実施されているモニタリング結
水基準値である
10Bq/Lを十分に判定できる結果となっいます。なお、国により実施されているモニタリング結果（福島県内の公共用水域（河川、湖沼・水源地）[2]及います。なお、国により実施されているモニタリング結果（福島県内の公共用水域（河川、湖沼・水源地）[2]及ています。なお、国により実施されているモニタリング
果（福島県内の公共用水域（河川、湖沼・水源地）[2]及び住民が飲用する沢水[3]）においては、137
Cs と 134Cs の137Cs と 134Cs の果（福島県内の公共用水域（河川、湖沼・水源地）[2]及び住民が飲用する沢水[3]）においては、結果（福島県内の公共用水域（河川、湖沼・水源地）[2]
137Cs と 134Cs のび住民が飲用する沢水[3]）においては、
検出下限値がそれぞれ 1Bq/Lとなっていますが、これと137Cs と 134Cs のび住民が飲用する沢水[3]）においては、
検出下限値がそれぞれ
1Bq/Lとなっていますが、これと137
134
及び住民が飲用する沢水[3]）においては、 Cs と Cs
検出下限値がそれぞれ
1Bq/Lとなっていますが、これとおおよそ同レベルの値を得られるものとなっています。
検出下限値がそれぞれ
1Bq/Lとなっていますが、これとおおよそ同レベルの値を得られるものとなっています。
の検出下限値がそれぞれ 1Bq/L となっていますが、こ
おおよそ同レベルの値を得られるものとなっています。
おおよそ同レベルの値を得られるものとなっています。
れとおおよそ同レベルの値を得られるものとなっていま 活動実績及び今後の予定 活動実績及び今後の予定
す。
現在は、自治体のご依頼を受けて現場に赴き、防火水
活動実績及び今後の予定 現在は、自治体のご依頼を受けて現場に赴き、防火水
活動実績及び今後の予定
現在は、自治体のご依頼を受けて現場に赴き、防火水
槽の水の測定を実施しています。
現在は、自治体のご依頼を受けて現場に赴き、防火水
槽の水の測定を実施しています。
(4)今後も引き続き、活動実績及び今後の予定
槽の水の測定を実施しています。
各自治体・住民等のご要望に応じて、槽の水の測定を実施しています。
今後も引き続き、各自治体・住民等のご要望に応じて、
現在は、自治体のご依頼を受けて現場に赴き、防火水
今後も引き続き、各自治体・住民等のご要望に応じて、迅速な測定やため池等の放射性物質処置対策・除染活動
今後も引き続き、各自治体・住民等のご要望に応じて、迅速な測定やため池等の放射性物質処置対策・除染活動
槽の水の測定を実施しています。
迅速な測定やため池等の放射性物質処置対策・除染活動支援に活用していきます。又、測定場所において、モニ
迅速な測定やため池等の放射性物質処置対策・除染活動支援に活用していきます。又、測定場所において、モニ支援に活用していきます。又、測定場所において、モニ
今後も引き続き、各自治体・住民等のご要望に応じて、タリングによる安全性の維持・確認の観点から、幾つか支援に活用していきます。又、測定場所において、モニタリングによる安全性の維持・確認の観点から、幾つか
タリングによる安全性の維持・確認の観点から、幾つか定点を決めて環境中の水中放射性セシウム濃度を継続し迅速な測定やため池等の放射性物質処置対策・除染活動
タリングによる安全性の維持・確認の観点から、幾つか定点を決めて環境中の水中放射性セシウム濃度を継続し定点を決めて環境中の水中放射性セシウム濃度を継続して測定していく予定です。
支援に活用していきます。又、測定場所において、モニ定点を決めて環境中の水中放射性セシウム濃度を継続して測定していく予定です。
て測定していく予定です。
タリングによる安全性の維持・確認の観点から、幾つかて測定していく予定です。

定点を決めて環境中の水中放射性セシウム濃度を継続し
農林水産省
HP「ガンマ核種を測定するための機器」http://www.maff.go.jp/j/syouan/pdf/p22-23.pdf《引用文献》 [1]
こともありますが、1か所での測定を約3
時間（バックて測定していく予定です。
[1]
農林水産省 HP「ガンマ核種を測定するための機器」http://www.maff.go.jp/j/syouan/pdf/p22-23.pdf《引用文献》 [2]
環境省
HP「東日本大震災の被災地における放射性物質関連の環境モニタリング調査：公共用水域」
[1]
農林水産省
HP「ガンマ核種を測定するための機器」http://www.maff.go.jp/j/syouan/pdf/p22-23.pdf《引用文献》[2] 農林水産省
環境省 HP「東日本大震災の被災地における放射性物質関連の環境モニタリング調査：公共用水域」
グラウンドの測定と試料の測定をそれぞれ
30 分間で行
HP「ガンマ核種を測定するための機器」http://www.maff.go.jp/j/syouan/pdf/p22-23.pdf《引用文献》 [1][2] http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-pw.html
環境省 HP「東日本大震災の被災地における放射性物質関連の環境モニタリング調査：公共用水域」
http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-pw.html[2]
環境省
HP「東日本大震災の被災地における放射性物質関連の環境モニタリング調査：公共用水域」[3] http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-pw.html
環境省 HP「沢水モニタリングの測定結果」http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-mr.html[3]http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-pw.html
環境省 HP「沢水モニタリングの測定結果」http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-mr.html《引用文献》 [1] 農林水産省
HP「ガンマ核種を測定するための機器」http://www.maff.go.jp/j/syouan/pdf/p22-23.pdf[3]
環境省
HP「沢水モニタリングの測定結果」http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-mr.html
HP「沢水モニタリングの測定結果」http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-mr.html[2] [3]
環境省環境省HP「東日本大震災の被災地における放射性物質関連の環境モニタリング調査：公共用水域」
http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-pw.html[3] 環境省 HP「沢水モニタリングの測定結果」http://www.env.go.jp/jishin/monitoring/results_r-mr.html
85

7-1⑸ 環境モニタリン
環境モニタリング
― 無人ヘリを用いた発電所近傍の調査 ――無人ヘリを用いた発電所近傍の調査―

福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 佐々木 美雪、西澤 幸康、眞田 幸尚
福島環境安全センター 放射線監視技術開発グループ 佐々木美雪、西澤幸康、眞田幸尚

1回目: 2012年10月20日

2回目: 2013年1月20日

3回目: 2013年7月31日

4回目: 2014年1月7日

5回目: 2014年7月22日

6回目: 2015年1月15日

図  無人ヘリモニタリングシステムと無人ヘリによるモニタリング結果の比較
左無人ヘリモニタリングシステム右無人ヘリモニタリングの結果、線量率はそれぞれの測定日の最終の日付に半減期補正を行っている（背景地図は、$UF*,6 データコレクションスタンダードパック (65,&R/WG を使用 。

(1)（１）
はじめにはじめに
原子力機構では、東京電力福島第一原子力発電所事故
原子力機構では、東京電力福島第一原子力発電所事故
直後から農薬散布で使用されているヘリコプターにプ
直後から農薬散布で使用されているヘリコプターにプロ

ログラム飛行の機能を備えた
YAMAHA発動機社製のグラム飛行の機能を備えた <$0$+$
発動機社製の50$;
R-MAX
G1(無人ヘリ
以下、無人ヘリ) に放射線測定用システム* 以下、
に放射線測定用システムを搭載したを搭載した遠隔放射線モニタリングシステムを構築し、遠隔放射線モニタリングシステムを構築し、様々な場所
様々な場所で測定を行ってきました。
で測定を行ってきました。
特に、有人での飛行が制限されていた福島第一原発周
特に、有人での飛行が制限されていた福島第一原発周辺について、定期的に測定を実施しています。無人ヘリ
辺について、定期的に測定を実施しています。無人ヘリ

は有人ヘリコプターと比較して低高度で飛行が可能であは有人ヘリコプターと比較して低高度で飛行が可能であり、軌跡幅
測線間隔) も細かく設定できるため、放射も細かく設定できるため、放射線り、軌跡幅( 測線間隔分布の位置分解能は高いことが特徴として挙げられます。
線分布の位置分解能は高いことが特徴として挙げられま
また、操作員は遠隔で操縦できるため、被ばくを小さくす。また、操作員は遠隔で操縦できるため、被ばくを小することができる他、人が入ることのできない森林や田
さくすることができる他、人が入ることのできない森林
畑等の測定を行うことができます。
や田畑等の測定を行うことができます。
ここでは、これまで得られた発電所近傍の無人ヘリに
ここでは、これまで得られた発電所近傍の無人ヘリによる測定結果の推移と得られたデータを詳細解析するこよる測定結果の推移と得られたデータを詳細解析することにより明らかになった放射性セシウムの比の分布状況とにより明らかになった放射性セシウムの比の分布状況についてまとめます。
についてまとめます。

（２） モニタリング結果

(2)

モニタリング結果

無人ヘリによる福島第一原発周辺のモニタリングは86

無人ヘリによる福島第一原発周辺のモニタリングは2012まで合計 6 回実施しています。
回実施しています。
から開始し、2015から開始し、 まで合計（株）
測定に当たっては、ヤマハ発動機
測定に当たっては、ヤマハ発動機
株 自律飛行型無自律飛行型無人ヘリ
RMAX
G1を使用し、地上からの直達ガンマ線及人ヘリ 50$;* を使用し、地上からの直達ガンマ線及びび空気による散乱線の全計数率とエネルギースペクトル
空気による散乱線の全計数率とエネルギースペクトルをを 1
秒間に
1 回連続測定しています。また、放射線検出
秒間に
 回連続測定しています。
また、放射線検出器は器はLaBr3(Ce)(
ランタンブロマイド) シンチレーショ/D%U &H ランタンブロマイド シンチレーション検出
ン検出器(38mm Φ× 38mm
× 3 本 ) を用いています
器 PPΦ×PP×
本 を用いています
図  左 。( 図
1 左無人ヘリの飛行高度は、安全面及びデータの信頼性を)。
無人ヘリの飛行高度は、安全面及びデータの信頼性を考慮し、対地高度で P としています。この場合、上空考慮し、対地高度で80 m としています。この場合、上で測定される放射線は、無人ヘリ下部の地上において半径 P 程度の円内のガンマ線量を平均化したものと言え空で測定される放射線は、無人ヘリ下部の地上においてます。無人ヘリの軌跡幅（測線間隔）は
P、無人ヘリ
半径80 m 程度の円内のガンマ線量を平均化したものとの飛行速度は PV NPK
程度としています。
言えます。無人ヘリの軌跡幅（測線間隔）
は 80 m、無人
取得したデータは、放射線検出器で測定される
 秒毎のヘリの飛行速度は
8 m/s (= 28.8 km/h) 程度としていまガンマ線のデータ（計数率）とエネルギースペクトル及す。
びそれに対応する'*36（差分全地球測位システム：
取得したデータは、放射線検出器で測定される
1 秒毎'LIIHUHQWLDO*OREDO3RVLWLRQLQJ6\VWHP）による位置のガンマ線のデータ（計数率）とエネルギースペクトル情報が対となったデータになります。
取得したデータは、及びそれに対応する
DGPS（差分全地球測位システム：
地上で測定したデータと比較し、高度などの影響を補正
Differential
Global Positioning System）による位置情
して地上 ｍでの線量率に換算します。これらの測定結果
報が対となったデータになります。取得したデータは、は、市販の *,6 地理情報システム ソフトウエアを使用
地上で測定したデータと比較し、高度などの影響を補正
してマップとして表示できます。
して地上 1 ｍでの線量率に換算します。これらの測定結したシミュレーション結果を組み合わせることで地表面た。
に沈着した &V と &V 濃度を求めました。
図 3 に原子力発電所周辺における 134Cs/137Cs 比の分布
図に原子力発電所周辺における &V&V比の分布図
134
137Cs 比が図を示します。北西方向のプルーム跡でを示します。
北西方向のプルーム跡で &VCs/&V 比が他のしたシミュレーション結果を組み合わせることで地表面
他の地域より約一割低いことが分かります。原子力機構
地域より約一割低いことが分かります。原子力機構の西に沈着した &V と &V 濃度を求めました。
の西原らは、核種崩壊生成計算コード
ORIGEN2
を用
原らは、核種崩壊生成計算コード25,*(1を用いて計算図に原子力発電所周辺における &V&V比の分布図134137

いて計算した事故直後の
Cs/ Cs 比が炉心の燃焼度のした事故直後の&V&V 比が炉心の燃焼度の違いによを示します。北西方向のプルーム跡で&V&V 比が他の違いにより
2、3、4 号機に比べて号機で約 1 割低いり、、 号機に比べて 号機で約 1割低いことを報告
地域より約一割低いことが分かります。原子力機構の西ことを報告しており、無人ヘリの結果と一致します。こ
しており、無人ヘリの結果と一致します。これにより北原らは、核種崩壊生成計算コード25,*(1 を用いて計算
れにより北西方向のプルーム跡は
1 号機からの寄与割合
西方向のプルーム跡は
 号機からの寄与割合が大きいこした事故直後の &V&V 比が炉心の燃焼度の違いによが大きいことが推定でき、シミュレーションの精度向上とが推定でき、シミュレーションの精度向上などの利用
り 、、 号機に比べて  号機で約  割低いことを報告などの利用に期待されます[1]。
に期待されます>@。
しており、無人ヘリの結果と一致します。これにより北図 無人ヘリモニタリングによる地上P の線量率の変化率
（黒点は実測値、赤い実線は物理的半減期を考慮した計算値、青い点線は緩衝深度を考慮した計算値。
）㻌図 無人ヘリモニタリングによる地上P の線量率の変化率

果は、市販のGIS ( 地理情報システム ) ソフトウエアを（黒点は実測値、赤い実線は物理的半減期を考慮した計算値、青い点線は緩衝深度を考慮した計算値。
）㻌
使用してマップとして表示できます。

図 1 にこれまでのモニタリングにおける空間線量率

図  にこれまでのモニタリングにおける空間線量率マップを示します。発電所周辺の線量分布は、比較的高い
い空間放射線量率が、北西、西北西、西、南方向に広がっ空間放射線量率が、北西、西北西、西、南方向に広がっていることが分かります。また、モニタリングごとに線ていることが分かります。また、モニタリングごとに線
図  にこれまでのモニタリングにおける空間線量率マ
量率が減少していることも視覚的に見ることができま
量率が減少していることも視覚的に見ることができます。
ップを示します。発電所周辺の線量分布は、比較的高いす。これらの変化を定量的に評価するため、モニタリン
これらの変化を定量的に評価するため、モニタリングし空間放射線量率が、北西、西北西、西、南方向に広がっグした場所を 5 m メッシュに分割し、第 1 回モニタリた場所をP メッシュに分割し、第  回モニタリングを ていることが分かります。また、モニタリングごとに線
ングを 1 として相対的な変化率を算出し、図 2 に示しまとして相対的な変化率を算出し、図 に示します。この量率が減少していることも視覚的に見ることができます。
す。このように、土壌への浸透度合い（緩衝深度β）をように、土壌への浸透度合い
緩衝深度βを固定した場
これらの変化を定量的に評価するため、モニタリングし固定した場合よりも、土壌への浸透を考慮した計算値と合よりも、土壌への浸透を考慮した計算値とよく一致した場所を P メッシュに分割し、第  回モニタリングを 
よく一致しています。この結果から線量率の変化は、放ています。この結果から線量率の変化は、放射性セシウ
として相対的な変化率を算出し、図  に示します。この
射性セシウムの土壌への浸透度合いに大きく依存するこムの土壌への浸透度合いに大きく依存することを示してように、土壌への浸透度合い 緩衝深度β を固定した場とを示していると考えられます。
いると考えられます。
合よりも、土壌への浸透を考慮した計算値とよく一致しマップを示します。発電所周辺の線量分布は、比較的高西方向のプルーム跡は  号機からの寄与割合が大きいこ
(4)
まとめ
（４）
まとめ
とが推定でき、シミュレーションの精度向上などの利用
 に期待されます>@。
無人ヘリコプターを用いて、発電所周辺約5NPkmまでの無人ヘリコプターを用いて、発電所周辺約まで範囲について、モニタリングを実施しました。この結果の範囲について、モニタリングを実施しました。この結は、周辺で実施されている地上における測定結果等と総果は、周辺で実施されている地上における測定結果等と（４） まとめ合的に考察し、環境中の線量の変動予測に利用できると総合的に考察し、環境中の線量の変動予測に利用できる
 無人ヘリコプターを用いて、発電所周辺約 NP までの考えています。今後も、継続的にデータを取得していく
範囲について、モニタリングを実施しました。この結果と考えています。今後も、継続的にデータを取得してい予定です。また、今まで明らかでなかった発電所近傍のは、周辺で実施されている地上における測定結果等と総く予定です。また、今まで明らかでなかった発電所近傍


&V
&V137
比を調査し、北西方向に
 号機からの影響と考134Cs/
合的に考察し、環境中の線量の変動予測に利用できるとのCs 比を調査し、北西方向に
1 号機からの影響えられる他の地域と異なる比のエリアがあることが分か考えています。今後も、継続的にデータを取得していくと考えられる他の地域と異なる比のエリアがあることが予定です。また、今まで明らかでなかった発電所近傍の分かりました。今後とも、モニタリングを継続的に実施




&V &V 比を調査し、北西方向に  号機からの影響と考するとともに手法の高精度化を目指し研究開発を行ってえられる他の地域と異なる比のエリアがあることが分かいきます。

ています。この結果から線量率の変化は、放射性セシウ

134
137

(3)
発電所近傍のCs/
Cs 比（３）
発電所近傍の&V&V 比
ムの土壌への浸透度合いに大きく依存することを示して原子力発電所の事故により放出された放射性物質はそ
原子力発電所の事故により放出された放射性物質はそいると考えられます。

134Cs/の原子炉により放射能比が異なり、比もわずの原子炉により放射能比が異なり、&V137&VCs比もわずか

かに異なることが分かっています。無人ヘリを用いたに異なることが分かっています。無人ヘリを用いたデー（３） 発電所近傍の &V&V 比

タからもその影響が確認できれば、放射性物質の放出原データからもその影響が確認できれば、放射性物質の放原子力発電所の事故により放出された放射性物質はそ
子炉を特定するための貴重な情報源になると考えられま
出原子炉を特定するための貴重な情報源になると考えらの原子炉により放射能比が異なり、&V&V 比もわずかす。図 に示した無人ヘリによる測定データを詳細に解れます。図1 に示した無人ヘリによる測定データを詳細に異なることが分かっています。無人ヘリを用いたデー
137Cs 比の析することによって、発電所周辺の &V134&Vに解析することによって、発電所周辺のCs/比の分布図
タからもその影響が確認できれば、放射性物質の放出原





の作成を試みました。
子炉を特定するための貴重な情報源になると考えられま
分布図の作成を試みました。
前述のとおり、原子力機構では事故直後から無人ヘリす。図 に示した無人ヘリによる測定データを詳細に解
前述のとおり、原子力機構では事故直後から無人ヘリ
コプターを用いて原子力発電所周辺を測定しており、最析することによって、発電所周辺の &V&V 比の分布図
コプターを用いて原子力発電所周辺を測定しており、最も事故からの経過時間の少ない、第 1回モニタリングの作成を試みました。
も事故からの経過時間の少ない、第回モニタリング年月
のデータを使用しました。
前述のとおり、原子力機構では事故直後から無人ヘリ(2012 年 10 月 ) のデータを使用しました。
手法は、無人ヘリに搭載した /D%U検出器で得られ &H
コプターを用いて原子力発電所周辺を測定しており、最手法は、無人ヘリに搭載した
LaBr
3(Ce) 検出器で得
たも事故からの経過時間の少ない、第&V134と &V のエネルギーピークをそれぞれ区別し、
 回モニタリングさられた
Cs と 137Cs のエネルギーピークをそれぞれ区らに電磁カスケードモンテカルロ計算コード(*6
で計算 年  月 のデータを使用しました。
別し、さらに電磁カスケードモンテカルロ計算コード

図  福島第一原発周辺の無人ヘリモニタリングによる &Vと &V の比率の分布㻌 背景地図は、国土地理院の地図を使用。各格子は P 長さ。




&V
&V
比は物理的半減期により  年  月  日の値へ換
図
福島第一原発周辺の無人ヘリモニタリングによる
&V

算㻌
と &V の比率の分布㻌 背景地図は、国土地理院の地図を使用。各格子は P 長さ。
手法は、
無人ヘリに搭載した /D%U &H 検出器で得られEGS5で計算したシミュレーション結果を組み合わせる&V&V 比は物理的半減期により  年  月  日の値へ換《参考文献》た &V と&Vのエネルギーピークをそれぞれ区別し、さ
Y. Sanada,andT. Torii,
radiation monitoringaround the Fukushima Dai-ichi nuclear power plant using an
134Cs
ことで地表面に沈着したと 137“Aerial
Cs 濃度を求めまし算㻌らに電磁カスケードモンテカルロ計算コード(*6で計算
unmanned helicopter”, J. Environ. Radioact.
51, 1059 (2014).

《引用文献》・ Y. Sanada, and T. Torii, "Aerial radiation monitoring《参考文献》
aroundthe Fukushima
Dai-ichinuclearpower
plant
Nishizawa, et al., “Distribution of the 134Cs/137Cs ratioaroundthe Fukushima
Daiichinuclearpower
plant《参考文献》 [1]Y.Y.
Sanada,and T. Torii,“Aerial radiation
monitoringaroundFukushima
51, theusing
an unmanned
helicopter",J. Environ.
Radioact.
1059(2014). Dai-ichi nuclear power plant using anusing an unmanned helicopter radiation monitoring
system”
J.
Nucl.
Sci.
Tech.,
Publishedonline:
05
Aug
2015,
137Cs ratio around the Fukushima Daiichi nuclear power plant《引用文献》 [1] Y.
Nishizawa,
et al., "Distributionof the 13451,
Cs/1059
unmannedhelicopter”,
J. Environ. Radioact.
(2014).

DOI:
using10.1080/00223131.2015.1071721.
an unmanned helicopter radiation monitoring system", J. Nucl. Sci. Tech., Published online: 05 Aug《引用文献》 2015, DOI: 10.1080/00223131.2015.1071721.
134
137[1] Y. Nishizawa, et al., “Distribution of theCs/ Cs ratio around the Fukushima Daiichi nuclear power plantusing an unmanned helicopter radiation monitoring system” J. Nucl. Sci. Tech., Published online: 05 Aug 2015,
DOI: 10.1080/00223131.2015.1071721.

87

7-2
⑴ マッピング
マッピング ―
空間線量率分布の推移 ――空間線量率分布の推移―
福島環境安全センター
環境動態研究グループ
山本 英明
英明
福島環境安全センター
環境動態研究グループ 山本

図 空間線量率の測定結果を記したマップ
サーベイメータを使って地表面から P 高さの空間線量率を測定しました。左図が  年  月から  月にかけて測定したもの、
右図は  年  月から  月にかけて測定したものです。


東京電力福島第一原子力発電所事故では、
大量の放射性東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射物質が大気中に放出され、広い範囲の土地に放射性物質
性物質が大気中に放出され、広い範囲の土地に放射性物の沈着が起きました。沈着した放射性物質により空間線質の沈着が起きました。沈着した放射性物質により空間量率が上昇しましたが、沈着から時間が経過するにつれ線量率が上昇しましたが、沈着から時間が経過するにつ
空間線量率も減少してきました。原子力機構では、当初
れ空間線量率も減少してきました。原子力機構では、当は文部科学省、現在は原子力規制庁からの委託調査の一
初は文部科学省、現在は原子力規制庁からの委託調査の環として空間線量率の詳細な分布を時間を追って測定し、一環として空間線量率の詳細な分布を時間を追って測定
その変化の特徴を明らかにしてきました。
し、その変化の特徴を明らかにしてきました。
空間線量率の測定は 3 種類の手法を用いて実施しまし空間線量率の測定は 3 種類の手法を用いて実施しま
た。まず、1F から 80km 圏内で人為的なかく乱の少ないした。まず、1F から 80km 圏内で人為的なかく乱の少
平坦な開かれた場所を数千箇所選び、サーベイメータをない平坦な開かれた場所を数千箇所選び、サーベイメー
使用して定点で地上 1m の空間線量率を測定しました。
タを使用して定点で地上
1m の空間線量率を測定しましまた、京都大学原子炉実験所が開発した
KURAMA-II シ
た。また、京都大学原子炉実験所が開発した
KURAMAステムを搭載して、自動車で走行サーベイを行い、より
II
搭空
載間
し線
て、
サた
ー。
ベま
イた
を、
行
広シ
域ス
のテ
詳ム細をな
量自
率動
を車
調で
べ走ま行し
い、より広域の詳細な空間線量率を調べました。また、
KURAMA-II システムを背負った測定者が住民の生活に
KURAMA-II
システムを背負った測定者が住民の生活に密接した経路を歩きながら連続的に測定する歩行サーベ
密接した経路を歩きながら連続的に測定する歩行サーベ
イも行いました。
イも行いました。
 サーベイメータによる測定
図 1 は平坦地上 1m における空間線量率分布を 201188

年
6 月調査と 2014 年 11 月調査との間で比較したもので(1) サーベイメータによる測定
す。全体として空間線量率が減少していることがわかり
図 1 は平坦地上 1m における空間線量率分布を 2011ます。年 6 月調査と 2014 年 11 月調査との間で比較したもの
2011 年6 月調査と2014 年11 月調査においてサーベイです。全体として空間線量率が減少していることがわかメータで測定した空間線量率の合計値を算出しました。
ります。
空間線量率の合計値を測定箇所数で割ると平均空間線量
2011 年 6 月調査と 2014 年 11 月調査においてサーベ率になるため、空間線量率の合計値の比較は平均空間線
イメータで測定した空間線量率の合計値を算出しまし
量率の比較と同じ意味を持っています。2011 年 6 月調査た。空間線量率の合計値を測定箇所数で割ると平均空間における空間線量率の合計値に対する 2014 年 11 月調査
線量率になるため、空間線量率の合計値の比較は平均空
における空間線量率の合計値の比率は0.30 となりました。
間線量率の比較と同じ意味を持っています。2011 年 6
約 38 ヶ月の時間が経過することで、空間線量率は 70％
月調査における空間線量率の合計値に対する 2014 年 11
減衰していたことがわかります。この期間における放射
月調査における空間線量率の合計値の比率は 0.30 とな性セシウムの半減期による物理減衰のみを考慮した空間
りました。約 38 ヶ月の時間が経過することで、空間線線量率の変化率は49％程度と評価されるので、物理減衰
量率は70％減衰していたことがわかります。この期間
及び除染等以外の要因により空間線量率が 21％減衰してにおける放射性セシウムの半減期による物理減衰のみをいたことがわかります。これは放射性セシウムが地中へ考慮した空間線量率の変化率は 49％程度と評価される
浸透することにより、ガンマ線に対する遮蔽効果が増えので、物理減衰及び除染等以外の要因により空間線量率たためと考えられます。
が21％減衰していたことがわかります。これは放射性 走行サーベイ
セシウムが地中へ浸透することにより、ガンマ線に対す
走行サーベイについても時間変化の傾向を調査しまし㻌㻌㻌図 走行サーベイ結果の時間変化の傾向 年 月調査の走行サーベイで得た空間線量率の積算値に対するその後の 回の走行サーベイによる空間線量率の積算値の比率（積
算線量率比）の変化を示したものです。平坦地上でサーベイメータにより測定した空間線量率の積算線量率比も併せて示しました。

る遮蔽効果が増えたためと考えられます。

地上 1m 高さの空間線量率値の走行サーベイ結果に対する大きさは、空間線量率の合計値の比較で、最新の(2)走行サーベイた。図 2 に、2011 年 6 月調査で実施した走行サーベイで走行サーベイについても時間変化の傾向を調査しまし得られた空間線量率の合計値に対するその後の 8 回の走た。図 2 に、2011 年 6 月調査で実施した走行サーベイ
行サーベイによる空間線量率の合計値の比率（合計線量で得られた空間線量率の合計値に対するその後の 8 回の率比）の変化を示します。
走行サーベイによる空間線量率の合計値の比率（合計線
走行サーベイによって測定された道路及びその近傍に量率比）の変化を示します。
おける空間線量率の減少率は放射性セシウムの物理減衰
走行サーベイによって測定された道路及びその近傍にによる減少率よりもかなり大きくなっています。
おける空間線量率の減少率は放射性セシウムの物理減衰 異なる手法による測定の結果比較
による減少率よりもかなり大きくなっています。
 種類の手法による空間線量率測定結果を比較しました。走行サーベイの測定結果は 100m×100m の区画ごと(3) 異なる手法による測定の結果比較にその区画内を走行中に3 秒ごとに得られた一連の空間
3
種類の手法による空間線量率測定結果を比較しまし
線量率測定値の平均値ですが、その区画内に同時期にサた。走行サーベイの測定結果は 100m × 100m の区画ごーベイメータを用いて測定した平坦地の地上P高さの空とにその区画内を走行中に 3 秒ごとに得られた一連の空間線量率測定データが存在する場合に、両者の空間線量
間線量率測定値の平均値ですが、その区画内に同時期に率測定結果を比較しました。さらに、同じ時期にその区
サーベイメータを用いて測定した平坦地の地上 1m 高さ
画内を歩いた歩行サーベイによる空間線量率の測定デー
タとの比較を行いました。
の空間線量率測定データが存在する場合に、両者の空間
地上 1m 高さの空間線量率値の走行サーベイ結果に対線量率測定結果を比較しました。さらに、同じ時期にそする大きさは、空間線量率の合計値の比較で、最新のの区画内を歩いた歩行サーベイによる空間線量率の測定

2014 年 11 月調査では 1.5 倍程度と評価されました。一

2014 年 11 月調査では 1.5 倍程度と評価されました。一
方、歩行サーベイによる空間線量率値の走行サーベイ
方、歩行サーベイによる空間線量率値の走行サーベイ結結果に対する大きさは、空間線量率の合計値の比較で、果に対する大きさは、
空間線量率の合計値の比較で、20142014 年 11 月調査では 1.2 倍程度と評価されました。
年 11 月調査では 1.2 倍程度と評価されました。
このように、空間線量率測定値の大小関係は、平坦地
このように、空間線量率測定値の大小関係は、平坦地上の測定値が最も大きく、続いて歩行サーベイの測定値、上の測定値が最も大きく、続いて歩行サーベイの測定値、走行サーベイの測定値の順になっていることがわかりま
走行サーベイの測定値の順になっていることがわかりました。平坦地上は空間線量率の変化が小さく空間線量率
した。平坦地上は空間線量率の変化が小さく空間線量率が高い地点の代表とみなせるのに対し、道路上は空間線が高い地点の代表とみなせるのに対し、道路上は空間線量率の変化が大きく空間線量率が低い地点の代表とみな量率の変化が大きく空間線量率が低い地点の代表とみなせます。歩行サーベイの経路である生活環境に密接したせます。歩行サーベイの経路である生活環境に密接した地点は、これらの中間になっていることがわかりました。
地点は、これらの中間になっていることがわかりました。

原子力機構では引き続き空間線量率測定を継続し、空原子力機構では引き続き空間線量率測定を継続し、空間線量率分布の変化の特徴を解明していく予定です。
間線量率分布の変化の特徴を解明していく予定です。
本事業は、平成26
26 年度原子力規制庁委託事業「東年度原子力規制庁委託事業「東京 本事業は、平成
電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物
京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」の
質の分布データの集約及び移行モデルの開発」の成果の成果の一部です。
一部です。

データとの比較を行いました。

日本原子力研究開発機構、平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う《参考文献》
放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書、2015 年、
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html《参考文献》 ・ 日本原子力研究開発機構、" 平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書 "、2015 年、
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html

89

7-2
マッピング 
⑵マッピング
― 放射性核種の土壌沈着量分布の特徴 ――放射性核種の土壌沈着量分布の特徴―
福島環境安全センター
環境動態研究グループ
山本英明
英明
福島環境安全センター
環境動態研究グループ 山本㻌㻌㻌図 &V の沈着量を記した土壌濃度マップ
直接に測定した沈着量（LQVLWX 測定を□、土壌採取による測定を△）に空間線量率と放射性セシウムの沈着量の相関関係を基に評価した &V の沈着量の評価値（○）を追加したものです。左図が  年上期調査、右図が同年下期調査です。

現在、空間線量率に寄与している人工放射性核種のほ
東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射
とんどが放射性セシウムであり、これまでに実施した調性物質が大気中に放出され、広い範囲の土地に放射性物

東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性質の沈着が起きました。どのような種類の放射性核種が物質が大気中に放出され、広い範囲の土地に放射性物質
どのくらい土壌に沈着したのかを知ることは、事故の影の沈着が起きました。どのような種類の放射性核種がど響を評価し適切な対策を講じるために基本的な情報となのくらい土壌に沈着したのかを知ることは、事故の影響ります。原子力機構では、当初は文部科学省、現在は原を評価し適切な対策を講じるために基本的な情報となり
子力規制庁からの委託調査の一環として放射性核種の土ます。原子力機構では、当初は文部科学省、現在は原子壌沈着量を測定してマップを作成してきました。経時的力規制庁からの委託調査の一環として放射性核種の土壌に行った調査より、放射性核種の沈着量分布やその経時沈着量を測定してマップを作成してきました。経時的に変化の特徴が明らかになりつつあります。
行った調査より、放射性核種の沈着量分布やその経時変化の特徴が明らかになりつつあります。
(1)
in-situ 測定による沈着量分布評価
測定による沈着量分布評価
 LQVLWX
2011 年
2011
年 66月に実施した第１回目の環境調査では、約月に実施した第１回目の環境調査では、約11,000個の土壌試料を採取して持ち帰り、Ge
検出器を
11,000 個の土壌試料を採取して持ち帰り、Ge 検出器を用用いたスペクトル測定により試料中に含まれる放射性核
いたスペクトル測定により試料中に含まれる放射性核種
種毎の濃度を測定し、沈着量分布マップを作成しました。
毎の濃度を測定し、沈着量分布マップを作成しました。
次調査以降は、土壌試料を2011 年 12 月に開始した第 22 次調査以降は、土壌試料を採取するかわりに、ポータブルの検出器を環境中に採取するかわりに、
ポータブルの GeGe
検出器を環境中に持ち出して行うin-situ
測定で、エネルギースペクトルを解持ち出して行う
in-situ
測定で、エネルギースペクトル
析して土壌沈着量を定量しています。
を解析して土壌沈着量を定量しています。
90

現在、空間線量率に寄与している人工放射性核種のほ査においても、撹乱のない平坦地では土壌への放射性セ
とんどが放射性セシウムであり、これまでに実施した調シウムの沈着量と空間線量率が非常に良い相関を示すこ査においても、撹乱のない平坦地では土壌への放射性セとが確認されています。そこで、in-situ 測定を行った
シウムの沈着量と空間線量率が非常に良い相関を示すこ箇所で空間線量率の測定を同時に行い、調査時点におけとが確認されています。そこで、in-situ 測定を行った箇
る空間線量率と放射性セシウム沈着量との相関関係を求所で空間線量率の測定を同時に行い、調査時点におけるめ、この関係を用いることで、放射性セシウムの沈着量
空間線量率と放射性セシウム沈着量との相関関係を求め、を直接に測定していない箇所における放射性セシウムのこの関係を用いることで、放射性セシウムの沈着量を直沈着量を空間線量率から評価しました。
接に測定していない箇所における放射性セシウムの沈着
空間線量率と放射性セシウムの沈着量の相関関係を基
量を空間線量率から評価しました。
に、空間線量率のみの測定が実施された約6,600 箇所に
空間線量率と放射性セシウムの沈着量の相関関係を基ついて空間線量率から評価した放射性セシウムの沈着量に、空間線量率のみの測定が実施された約6,600 箇所にを評価し、in-situ
測定及び土壌採取により直接に求めたついて空間線量率から評価した放射性セシウムの沈着量
沈着量に加えて記した土壌濃度マップを作成しました。
を評価し、in-situ
測定及び土壌採取により直接に求めた
134Cs の詳細な土壌濃度マップを図 1 に、137Cs の土壌濃沈着量に加えて記した土壌濃度マップを作成しました。
134
137Cs
度マップを図2 にそれぞれ示します。
2014
年上期調査
（6
Cs の詳細な土壌濃度マップを図
1 に、
の土壌濃
月 23 日～ 9 2月にそれぞれ示します。
5 日）の結果を左図に、下期調査（10度マップを図2014 年上期調査（6月
月2723日～日～9日）の結果を左図に、下期調査（10月
12 月 55 日）の結果を右図に示します。
27 日～12 月 5 日）の結果を右図に示します。

㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌

㻌
㻌
㻌
㻌
㻌

㻌
㻌
㻌
㻌

㻌
図 &Vの沈着量を記した土壌濃度マップ
図 &V の沈着量を記した土壌濃度マップ
直接に測定した沈着量（LQVLWX 測定を□、土壌採取による測定を△）に空間線量率と放射性セシウムの沈着量の相関関係を基に評直接に測定した沈着量（LQVLWX
測定を□、土壌採取による測定を△）に空間線量率と放射性セシウムの沈着量の相関関係を基に評価した &Vの沈着量の評価値（○）を追加したものです。左図が  年上期調査、右図が同年下期調査です。
価した &V の沈着量の評価値（○）を追加したものです。左図が  年上期調査、右図が同年下期調査です。
㻌㻌
原子力機構は同様の沈着量測定を継続し、沈着量分布(2) 沈着量分布の時間変化

2014 年上期調査と下期調査とにおいて、in-situ 測定 沈着量分布の時間変化
 沈着量分布の時間変化
による放射性セシウムの沈着量の合計値による比較を行
2014 年上期調査と下期調査とにおいて、in-situ 測定に2014 年上期調査と下期調査とにおいて、in-situ 測定にいました。沈着量の合計値を測定箇所数で割ると平均沈よる放射性セシウムの沈着量の合計値による比較を行い
よる放射性セシウムの沈着量の合計値による比較を行いました。沈着量の合計値を測定箇所数で割ると平均沈着着量になるため、沈着量合計値の比較は平均沈着量の比ました。沈着量の合計値を測定箇所数で割ると平均沈着量になるため、沈着量合計値の比較は平均沈着量の比較
較と同じ意味を持っています。
量になるため、沈着量合計値の比較は平均沈着量の比較と同じ意味を持っています。
2014 年上期調査の沈着量に対する下期調査の沈着量と同じ意味を持っています。
134Cs に関しては 0.85 と評価されました。こ2014
年上期調査の沈着量に対する下期調査の沈着量の比率は、2014 年上期調査の沈着量に対する下期調査の沈着量
134
の比率は、
Cs に関しては 0.85 と評価されました。この期間の物理減衰により予想される比率は0.87 でした。
の比率は、134Cs に関しては 0.85 と評価されました。この期間の物理減衰により予想される比率は0.87 0.97
でした。
137Cs 沈着量のふたつの時期での比率は同じくと評の期間の物理減衰により予想される比率は 0.87 でした。
137Cs 沈着量のふたつの時期での比率は 0.97 と評同じく価されました。物理減衰は0.99 でした。これらの結果
同じく 137Cs 沈着量のふたつの時期での比率は0.97 と評価されました。物理減衰は0.99でした。これらの結果かから、上期と下期の間で風雨等により放射性セシウムが価されました。物理減衰は 0.99 でした。これらの結果か
ら、上期と下期の間で風雨等により放射性セシウムが除除去されるウェザリング効果による沈着量の減少はほとら、上期と下期の間で風雨等により放射性セシウムが除去されるウェザリング効果による沈着量の減少はほとん
んど観察されませんでした。
去されるウェザリング効果による沈着量の減少はほとん
ど観察されませんでした。
137Cs の沈着量の長期的な変化に関しては 240 箇所でど観察されませんでした。
137Csの沈着量の長期的な変化に関しては240箇所で比137Csの沈着量の長期的な変化に関しては240箇所で比比較をすることができ、合計値の比率を計算しました。
較をすることができ、合計値の比率を計算しました。そその結果2012 年 3 月調査から 2014 年下期調査までの較をすることができ、合計値の比率を計算しました。その結果 2012 年 3 月調査から 2014 年下期調査までの約2012 年 3 月調査から 2014 年下期調査までの約
約の結果
33 ヶ月間で、物理減衰により予想される比率が0.94
33 ヶ月間で、物理減衰により予想される比率が 0.94 であ
33 ヶ月間で、物理減衰により予想される比率がであであるのに対し、ふたつの時期での比率は0.900.94
でした。
るのに対し、ふたつの時期での比率は 0.90 でした。地面るのに対し、ふたつの時期での比率は0.90でした。地面
地面の状況が変化していない箇所では、このように、長の状況が変化していない箇所では、このように、長期のの状況が変化していない箇所では、このように、長期の期の変化においても、沈着量のウェザリング効果による変化においても、沈着量のウェザリング効果による減少
変化においても、沈着量のウェザリング効果による減少
減少は小さいことがわかりました。
は小さいことがわかりました。
は小さいことがわかりました。

の変化の特徴を解明していく予定です。
原子力機構は同様の沈着量測定を継続し、沈着量分布
原子力機構は同様の沈着量測定を継続し、沈着量分布
本事業は、平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京の変化の特徴を解明していく予定です。
の変化の特徴を解明していく予定です。
電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物
本事業は、平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電本事業は、平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質
質の分布データの集約及び移行モデルの開発」の成果の力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」の成果の一一部です。
の分布データの集約及び移行モデルの開発」の成果の一
部です。
部です。

図  ,QVLWX 測定
図  ,QVLWX 測定
ポータブルの *H 検出器を環境中に持ち出して行う LQVLWX 測定
ポータブルの *H 検出器を環境中に持ち出して行う LQVLWX 測定
で、エネルギースペクトルを解析して土壌沈着量を定量します。
で、エネルギースペクトルを解析して土壌沈着量を定量します。
《参考文献》 ・ 日本原子力研究開発機構、" 平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に
 日本原子力研究開発機構、平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴《参考文献》
 日本原子力研究開発機構、平成 26 年度原子力規制庁委託事業「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴"、2015 年、《参考文献》 伴う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書
う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書、2015 年、
う放射性物質の分布データの集約及び移行モデルの開発」成果報告書、2015 年、
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html

http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html

91

7-2
 ⑶
  マッピング
マッピング   マッピング
― 環境モニタリングデータ情報発信システムの構築 ――環境モニタリングデータ情報発信システムの構築―
システム計算科学センター 高度計算機技術開発室 武宮 博
―環境モニタリングデータ情報発信システムの構築―
システム計算科学センター 高度計算機技術開発室 武宮 博
システム計算科学センター 高度計算機技術開発室 武宮 博

図  福島県空間線量率測定情報発信事業
路線バスを活用することで、地域住民の方々の生活圏に密着した線量率情報を継続的に発信可能としました。
図  福島県空間線量率測定情報発信事業
路線バスを活用することで、地域住民の方々の生活圏に密着した線量率情報を継続的に発信可能としました。
福島県空間線量率測定情報の発信(1) 福島県空間線量率測定情報の発信

東京電力福島第一原子力発電所(1F)から放出された放から放出された
東京電力福島第一原子力発電所
1F
 福島県空間線量率測定情報の発信

放射性物質の影響に関し、適切な対策を講じるためには、
射性物質の影響に関し、適切な対策を講じるためには、
東京電力福島第一原子力発電所
1F から放出された放現状分布及び時間変化の傾向を詳細に把握することが重現状分布及び時間変化の傾向を詳細に把握することが重射性物質の影響に関し、適切な対策を講じるためには、要です。我々は、これらの把握に必要な環境モニタリン
要です。我々は、これらの把握に必要な環境モニタリン
現状分布及び時間変化の傾向を詳細に把握することが重グデータを広く一般に公開する事業を進めています。
グデータを広く一般に公開する事業を進めています。
要です。我々は、これらの把握に必要な環境モニタリン
その事業の一つが、福島県空間線量率情報発信事業
その事業の一つが、福島県空間線量率情報発信事業でグデータを広く一般に公開する事業を進めています。
です。この事業では、福島県及び京都大学と協力し、す。この事業では、福島県及び京都大学と協力し、福島その事業の一つが、福島県空間線量率情報発信事業で
福
島
走す
行る
す路
る線
路線
KURAMA-II (Kyoto
県す。この事業では、福島県及び京都大学と協力し、福島
下県
を下走を行
ババ
スス
ににKURAMA-II.\RWR

Universityと呼ばれる車8QLYHUVLW\5$GLDWLRQ0$SSLQJV\VWHP
と呼ばれる車載
県 下 を 走RAdiation
行 す る 路MApping
線 バ ス にsystem)
KURAMA-II.\RWR
載型空間線量率測定器を搭載し、空間線量率を継続的に型空間線量率測定器を搭載し、空間線量率を継続的に測8QLYHUVLW\5$GLDWLRQ0$SSLQJV\VWHP と呼ばれる車載
測定、迅速に公開するものです。KURAMA-IIは、京定、迅速に公開するものです。KURAMA-IIは、京都大型空間線量率測定器を搭載し、空間線量率を継続的に測都大学原子炉実験所により開発された小型で堅牢な測定
学原子炉実験所により開発された小型で堅牢な測定器で、定、迅速に公開するものです。KURAMA-II は、京都大器で、電源を入れるだけで自動的に空間線量率や測定位
電源を入れるだけで自動的に空間線量率や測定位置に関学原子炉実験所により開発された小型で堅牢な測定器で、置に関する情報を取得し、携帯回線を利用してインターする情報を取得し、携帯回線を利用してインターネット
電源を入れるだけで自動的に空間線量率や測定位置に関ネット上のサーバに送信することが可能なシステムで上のサーバに送信することが可能なシステムです。車にする情報を取得し、携帯回線を利用してインターネット
す。車に搭載することにより、移動しながら連続的に空搭載することにより、移動しながら連続的に空間線量率
上のサーバに送信することが可能なシステムです。車に間線量率を測定することができるため、広範囲の地域にを測定することができるため、広範囲の地域における空搭載することにより、移動しながら連続的に空間線量率
おける空間線量率の測定に適しています。
間線量率の測定に適しています。
を測定することができるため、広範囲の地域における空
我々は、地域住民の方々が居住する地域を毎日運行し
我々は、地域住民の方々が居住する地域を毎日運行し間線量率の測定に適しています。
我々は、地域住民の方々が居住する地域を毎日運行しことで、地域住民の方々の生活圏に密着した空間線量率とで、地域住民の方々の生活圏に密着した空間線量率のている路線バスに KURAMA-II を搭載し、測定を行うこの変化を継続的かつ高頻度に測定することを可能にしま
変化を継続的かつ高頻度に測定することを可能にしましとで、地域住民の方々の生活圏に密着した空間線量率のした。また、路線バスで測定された結果を集約、解析、た。また、路線バスで測定された結果を集約、解析、可変化を継続的かつ高頻度に測定することを可能にしまし可視化する処理を自動化することで、測定結果を迅速に視化する処理を自動化することで、測定結果を迅速に提た。また、路線バスで測定された結果を集約、解析、可提供できるようにしました。
供できるようにしました。
視化する処理を自動化することで、測定結果を迅速に提本事業により測定、集約、解析された情報は、福島駅
供できるようにしました。

ている路線バスにKURAMA-IIを搭載し、を搭載し、測定を行うている路線バスに KURAMA-II測定を行うこ92

図  避難指示区域内の国道  号、常磐道沿線における空間線量

図 率分布情報の発信事例
避難指示区域内の国道  号、常磐道沿線における空間線量



浜通り交通路線バスに登載された空間線量率測定情報表示システ
率分布情報の発信事例
ム画面（上図）、1(;&2 東日本の +3 より公開されている常磐道沿浜通り交通路線バスに登載された空間線量率測定情報表示システ
線における空間線量率測定情報（下図）。
ム画面（上図）、1(;&2 東日本の +3 より公開されている常磐道沿線における空間線量率測定情報（下図）。図  環境モニタリングデータベース
図  環境モニタリングデータベース
関係省庁、地方自治体が独自に公開していた環境モニタリングデータを一元的に集約、比較可能な形式で公開しました。
関係省庁、地方自治体が独自に公開していた環境モニタリングデータを一元的に集約、比較可能な形式で公開しました。

本事業により測定、集約、解析された情報は、福島駅本事業により測定、集約、解析された情報は、福島駅前に所在するユニックスビルに設置された大型ディスプ
レイを通じてリアルタイムに公開されています。現在、前に所在するユニックスビルに設置された大型ディスプ
レイを通じてリアルタイムに公開されています。現在、
このシステムにより福島県全域における空間線量率に関レイを通じてリアルタイムに公開されています。現在、
このシステムにより福島県全域における空間線量率に関する最新の分布状況を確認することができます ( 図 1 右このシステムにより福島県全域における空間線量率に関する最新の分布状況を確認することができます
図右上上参照 )。
する最新の分布状況を確認することができます
図右上
参照
。
また、2015 年 3 月から避難指示区域内の国道 6 号及
参照
。
また、
2015 年 3 月から避難指示区域内の国道 6 号及びび常磐道の通行が再開されましたが、通行者の不安が大また、
2015 年 3 月から避難指示区域内の国道 6 号及び常磐道の通行が再開されましたが、通行者の不安が大き
きいことから、両路線における空間線量率分布情報を発
常磐道の通行が再開されましたが、通行者の不安が大きいことから、両路線における空間線量率分布情報を発信信する事業を開始いたしました。
いことから、両路線における空間線量率分布情報を発信する事業を開始いたしました。
国道
6 号沿線の空間線量率分布状況に関しては、福する事業を開始いたしました。
国道 6 東日本、浜通り交通と協力し、竜田駅－原号沿線の空間線量率分布状況に関しては、福島
島県、JR
国道
6 号沿線の空間線量率分布状況に関しては、福島
県、JR
東日本、浜通り交通と協力し、竜田駅－原ノ町駅
ノ町駅間を走行する
JR 代行バス ( 浜通り交通運行 ) に県、JR
東日本、浜通り交通と協力し、竜田駅－原ノ町駅
間
を走
行
すを搭載して測定した結果を、バス内に登載
る JR 代 行 バ ス ( 浜 通 り 交 通 運 行 ) に
KURAMA-II間を走行す
る JR 代 行 バ ス ( 浜 通 り 交 通 運 行 ) に
KURAMA-II
を搭載して測定した結果を、バス内に登載
した空間線量率表示システムを用いて乗客の方々に提供
KURAMA-II
した空間線量率表示システムを用いて乗客の方々に提供しています（図 2 を搭載して測定した結果を、バス内に登載
上図参照）。
した空間線量率表示システムを用いて乗客の方々に提供しています（図2
上図参照）。
常磐道沿線の空間線量率分布状況に関しては、
福島県、しています（図2 上図参照）。
常磐道沿線の空間線量率分布状況に関しては、
福島県、
NEXCO
東日本と協力し、広野IC －南相馬 IC 間を走行
常磐道沿線の空間線量率分布状況に関しては、
福島県、
NEXCO
東日本と協力し、広野
IC－南相馬
IC間を走行する NEXCO 東日本の巡回車に KURAMA-II を搭載しNEXCO
東日本と協力し、広野
IC－南相馬
IC
間を走行
する
NEXCO
東日本の巡回車に
KURAMA-IIを搭載して測定した結果を、NEXCO
東日本のHP から公開してする
NEXCO
東日本の巡回車に
KURAMA-IIを搭載して測定した結果を、NEXCO
東日本の HP から公開しています（図 2 下図参照）。
て測定した結果を、NEXCO
東日本の HP から公開しています（図2 下図参照）。
これまでに測定した結果から、両線の避難指示区域
います（図2 下図参照）。
これまでに測定した結果から、両線の避難指示区域をを１回走行した場合に通行者が受ける被ばく線量は、
これまでに測定した結果から、両線の避難指示区域を１回走行した場合に通行者が受ける被ばく線量は、0.0002 ～ 0.0005mSv 程度と低いことが分かりました。
１回走行した場合に通行者が受ける被ばく線量は、0.0002～0.0005mSv
程度と低いことが分かりました。
0.0002～0.0005mSv
程度と低いことが分かりました。
環境モニタリングデータベースの構築
(2) 環境モニタリングデータベースの構築 環境モニタリングデータベースの構築
情報発信に関するもう一つの事業は、環境モニタリン
情報発信に関するもう一つの事業は、環境モニタリン
情報発信に関するもう一つの事業は、環境モニタリン
グデータベースの構築です。これまで、関係省庁や地方
グデータベースの構築です。これまで、関係省庁や地方
グデータベースの構築です。これまで、関係省庁や地方
自治体により数多くの環境モニタリングが実施されてき自治体により数多くの環境モニタリングが実施されてきました。それらのデータは実施機関により各々独自の形
自治体により数多くの環境モニタリングが実施されてきました。それらのデータは実施機関により各々独自の形式で取り纏られ、個々のサイトで公開されていました。
ました。それらのデータは実施機関により各々独自の形式で取り纏られ、個々のサイトで公開されていました。
そのため、地域住民の方や行政担当者、原子力分野の研式で取り纏られ、個々のサイトで公開されていました。
そのため、地域住民の方や行政担当者、原子力分野の研究者等、データを必要とする方々は、どのサイトに目的
そのため、地域住民の方や行政担当者、原子力分野の研究者等、データを必要とする方々は、どのサイトに目的とするデータがあるのかが分からず、各サイトにアクセ
究者等、データを必要とする方々は、どのサイトに目的とするデータがあるのかが分からず、各サイトにアクセ
スして検索する必要がありました。また、独自形式で纏とするデータがあるのかが分からず、各サイトにアクセ
スして検索する必要がありました。また、独自形式で纏められていることから、関連するデータの相互比較が困スして検索する必要がありました。また、独自形式で纏められていることから、関連するデータの相互比較が困難であるという問題もありました。
められていることから、関連するデータの相互比較が困難であるという問題もありました。
そこで我々は、関係省庁や地方自治体により独自に公難であるという問題もありました。
そこで我々は、関係省庁や地方自治体により独自に公開されたデータを自動的に収集するツールを開発して、そこで我々は、関係省庁や地方自治体により独自に公開されたデータを自動的に収集するツールを開発して、開されたデータを自動的に収集するツールを開発して、前に所在するユニックスビルに設置された大型ディスプ

散在したデータを一元的に集約するとともに、表示形式
散在したデータを一元的に集約するとともに、表示形式
散在したデータを一元的に集約するとともに、表示形式
やデータ精度を統一して相互比較を可能としました。
やデータ精度を統一して相互比較を可能としました。
やデータ精度を統一して相互比較を可能としました。
また、全県規模、全国規模のマップだけではなく、市
また、全県規模、全国規模のマップだけではなく、市
また、全県規模、全国規模のマップだけではなく、市町村規模の独自マップを作成し、復興計画や除染計画の
町村規模の独自マップを作成し、復興計画や除染計画の
町村規模の独自マップを作成し、復興計画や除染計画の立案に利用したいという要望や、市街地、山林、田畑な立案に利用したいという要望や、市街地、山林、田畑など、立案に利用したいという要望や、市街地、山林、田畑など、土地利用状況に応じた汚染状況の変化傾向を知りた
土地利用状況に応じた汚染状況の変化傾向を知りたいと
ど、土地利用状況に応じた汚染状況の変化傾向を知りた
いという要望に応えるため、
年から、環境モニタリ
いう要望に応えるため、2015 年から、環境モニタリン
いという要望に応えるため、
年から、環境モニタリ
ングデータベースと連携し、独自マップの容易なマップ
グデータベースと連携し、独自マップの容易なマップ作
ングデータベースと連携し、独自マップの容易なマップ作成を支援するツールや、福島県を対象とした土地利用成を支援するツールや、福島県を対象とした土地利用状作成を支援するツールや、福島県を対象とした土地利用状況データや植生データ等、関連する地理空間情報の公況データや植生データ等、関連する地理空間情報の公開
状況データや植生データ等、関連する地理空間情報の公開も開始しました。
も開始しました。
開も開始しました。
環
境 モ ニ タ リ ン グ デ ー タ ベ ー (http://emdb.
スサイト
環境モニタリングデータベースサイト
環
境
モ
ニ
タ
リ
ン
グ
デ
ー
タ
ベ
ー
イト
KWWSHPGEMDHDJRMS
では、
機関から公開されてjaea.go.jp) では、21 機関から公開されているス3 サ
億超のKWWSHPGEMDHDJRMS
では、 機関から公開されている 億超の環境モニタリングデータをはじめ、土地利環境モニタリングデータをはじめ、土地利用状況等の地いる
億超の環境モニタリングデータをはじめ、土地利用状況等の地理空間データが集約、公開されています。
理空間データが集約、公開されています。
用状況等の地理空間データが集約、公開されています。
これら事業の一部は、
原子力規制庁からの受託事業「平
これら事業の一部は、
原子力規制庁からの受託事業「平
これら事業の一部は、
原子力規制庁からの受託事業「平成25
年度東京電力福島第一原子力発電所事故による環成 25
年度東京電力福島第一原子力発電所事故による環成 25 年度東京電力福島第一原子力発電所事故による環境モニタリング等データベース構築」及び福島県空間線
境モニタリング等データベース構築」
及び福島県空間線
境モニタリング等データベース構築」及び福島県空間線
量率測定システムの一部は、福島県からの受託事業「広量率測定システムの一部は、福島県からの受託事業「広量率測定システムの一部は、福島県からの受託事業「広域線量率分布測定用装置 (KURAMA-II)
KURAMA-II データ解析・補データ解析・補域線量率分布測定用装置
KURAMA-II データ解析・補正」の成果です。
正」の成果です。
正」の成果です。

図  環境モニタリングデータベースの提供情報
図  環境モニタリングデータベースの提供情報
マップ支援ツールを用いて作成した独自マップ例（上図）。土地マップ支援ツールを用いて作成した独自マップ例（上図）。土地利用状況マップ（下図）
利用状況マップ（下図）

《参考文献》・ A.
Seki,
Takemiya,"Developmentof radionuclide
distribution
databasesystemon Fukushimathe《参考文献》
・A.
Seki,
H.H.
Takemiya,
et etal.,al.,“Developmentof radionuclide
distribution
database
and andmapmapsystemon the4, 47 (2014).
Fukushima
nuclearaccident",
Progressin Nucl.
Technol.
nuclearaccident”,
Progress
Nucl.
Sci. Technol.
47Sci.
(2014).
《参考文献》・A.
Seki,
H. Takemiya,etinal.,“Developmentof4,radionuclide
distribution
database and map system on the Fukushima
・
武宮博、斉藤公明、水野哲、谷垣実、"
東京電力㈱福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握
・武宮博、斉藤公明、水野哲、谷垣実、
nuclearaccident”, Progress in Nucl. “東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手
Sci. Technol.
4, 47 (2014).
手法の確立福島県空間線量率測定結果速報システムの構築”(10) 福島県空間線量率測定結果速報システムの構築"、日本原子力学会
2013 年秋の大会予稿集法の確立(10)、日本原子力学会
2013 年秋の大会予稿集(2013). (2013).
・武宮博、斉藤公明、水野哲、谷垣実、“東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立(10) 福島県空間線量率測定結果速報システムの構築”、日本原子力学会 2013 年秋の大会予稿集 (2013).

93

7-3 分析技術の高度化
分析技術の高度化
㻣㻙㻟㻌― 東京電力福島第一原子力発電所から放出された放射性核種の分析技術の高度化 ―－東京電力福島第一原子力発電所から放出された放射性核種の分析技術の高度化－
福島環境安全センター
放射線計測技術グループ
武石 稔、三枝
純、江尻
明、依田
朋之、前田
智史、
福島環境安全センター
放射線計測技術グループ
武石 稔、三枝
純、江尻
明、依田
朋之、前田
智史、
岡崎
勤、大谷
周一、山口
敏夫、波澄
篤、栗田
義幸、柴道
勝、内海
あずさ、眞鍋早知、柳澤華代
岡崎 勤、大谷 周一、山口 敏夫、波澄 篤、栗田 義幸、柴道 勝、内海 あずさ、眞鍋 早知、柳澤 華代

東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い、事故直後

東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い、事故直後ににおいて放射性キセノンやクリプトンなどの希ガス、揮おいて放射性キセノンやクリプトンなどの希ガス、揮発発性のヨウ素、テルル、セシウムなどの放射性核種が環性のヨウ素、テルル、セシウムなどの放射性核種が環境境中に多量に放出されました。大部分の放射性核種は半中に多量に放出されました。大部分の放射性核種は半減減期が短く、既に減衰していますが [1]、事故から4年期が短く、既に減衰していますが>@、事故から
 年半を
134

半を経過した2015 年現在でも、半減期約
年の 
Cs
経過した
 年現在でも、半減期約 年の 2&ｓと約137

と約 30&V年のCs が陸上環境に存在しています。また、が陸上環境に存在しています。また、参考文献
年の
参考文献
[2]
によりますと、内部被ばく評価上重要な核>@によりますと、内部被ばく評価上重要な核種である半種である半減期約29 年の 90Sr や長寿命の放射性プルト
同減期約 年の 6U や長寿命の放射性プルトニウムは、
ニウムは、同位体比等の調査を通して、今回の事故によ
位体比等の調査を通して、今回の事故により放出された

90Sr は事故発生
り放出されたことが確認されたものの、
6U は事故発生前の全国で観測ことが確認されたものの、）に入るレベル、されている測定範囲（～%TP
前の全国で観測されている測定範囲（2.3～ 950Bq/m2）
239+240Pu についても同様に事故発生前に3X についても同様に事故発生前に全国で観測されたに入るレベル、
測定範囲（過去の大気圏内核実験の影響範囲）に入るレ
全国で観測された測定範囲（過去の大気圏内核実験の影ベルであったと報告されています>@。したがって、環響範囲）に入るレベルであったと報告されています [2]。
境回復のためには、放射性セシウムを正確、迅速に測定したがって、環境回復のためには、放射性セシウムを正することが最も重要です。
確、迅速に測定することが最も重要です。
一方、事故に伴う汚染水には主にトリチウムが含まれて一方、事故に伴う汚染水には主にトリチウムが含まれいます。特にトリチウムは水素の同位体で、主に水分子ています。特にトリチウムは水素の同位体で、主に水分として存在することから化学的処理による分離が困難で子として存在することから化学的処理による分離が困難す。両者ともガンマ線を放出しないため、生物試料等のです。両者ともガンマ線を放出しないため、生物試料等
環境試料の分析には熟練した技術と期間を必要とします。
の環境試料の分析には熟練した技術と期間を必要としま
また、これまでの平常時分析法は、バックグラウンドます。また、これまでの平常時分析法は、バックグラウン
でのレベルを測定するため、乾燥、灰化などの前処理やドまでのレベルを測定するため、乾燥、灰化などの前処
分離、精製などの物理・化学的な処理を行う方法が定め
理や分離、精製などの物理・化学的な処理を行う方法がられていました。
定められていました。
しかし、福島では、広範囲に渡って事故由来の放射性核
しかし、福島では、広範囲に渡って事故由来の放射性種が沈着したことから、レベルに応じてその濃度を迅速核種が沈着したことから、レベルに応じてその濃度を迅に測定することが必要になりました。また、土壌、水、速に測定することが必要になりました。また、土壌、水、農産物、畜産物、海産物、食品等、多種多様な試料を多農産物、畜産物、海産物、食品等、多種多様な試料を多数分析することが求められています。これらのニーズに数分析することが求められています。これらのニーズに沿うためには、複雑な操作なしに正確、簡便に分析でき沿うためには、複雑な操作なしに正確、簡便に分析できる方法の開発及び高度化が求められています。
る方法の開発及び高度化が求められています。

 *H 半導体検出器を用いたガンマ線放出核種濃度(1) 定量の信頼性向上Ge 半導体検出器を用いたガンマ線放出核種濃度定
量の信頼性向上① 検出下限低減（測定時間短縮）のための技術開発㻌
①

検出下限低減（測定時間短縮）のための技術開発
福島市内に分析所を設置し、*H
検出器  台を  階

福島市内に分析所を設置し、Ge
検出器 5 台を 2 階の測定室に設置しましたが、バックグラウンド放の測定室に設置しましたが、バックグラウンド放射
射線分布の中に放射性セシウムのピークが観測さ線分布の中に放射性セシウムのピークが観測され、れ、低レベルの試料の放射能定量に長時間を要し
低レベルの試料の放射能定量に長時間を要していまていました。原因を調査した結果、測定室が  階にあるが故に生じる放射線の混入（ストリーミンした。原因を調査した結果、測定室が2 階にあるがグ）が原因であることを特定しました。そこで検故に生じる放射線の混入（ストリーミング）が原因
出器の遮蔽体配置方法について検討、最適化するであることを特定しました。そこで検出器の遮蔽体ことにより、検出下限値の低減及び測定時間の大配置方法について検討、最適化することにより、検幅な短縮を図りました（図 ）。
出下限値の低減及び測定時間の大幅な短縮を図りま94

図  土壌試料測定時の測定時間と検出下限との関係
補助遮蔽体を設置することにより、要求された検出下限を担保す
るための測定時間を大幅に短縮することが可能となりました。


㻝㻟㻠 （図 1）。
㻯㼟 測定精度向上に係るサム効果補正技術の向
② した
② 134
Cs
測定精度向上に係るサム効果補正技術の向上
上㻌

134
Cs
605
&V は１回のベータ崩壊に伴いエネルギーがは１回のベータ崩壊に伴いエネルギーが keV,
796 keV 等、複数のガンマ線をほぼ同時に放出
NH9NH9等、複数のガンマ線をほぼ同時に放出します。これらの放射線が共に検出器に入射すします。
これらの放射線が共に検出器に入射すると、ると、ガンマ線のエネルギーが積算され
 本のガ
ガンマ線のエネルギーが積算され1 本のガンマ線とンマ線と区別がつかなくなります。これをサム効
区別がつかなくなります。これをサム効果と呼びま
134Cs を過少に評価&V を果と呼びます。サム効果の補正をしないとす。サム効果の補正をしないと
137Cs との放射能比を&V との過少に評価することになります。また、することになります。また、放射能比を評価する際にも大きな影響を与えます。
評価する際にも大きな影響を与えます。補正量は、
補正量は、検出器の効率のみならず線源形状、検検出器の効率のみならず線源形状、検出器との距離、出器との距離、遮蔽体のサイズ等に依存します。
遮蔽体のサイズ等に依存します。この影響を標準線
この影響を標準線源を用いた実測及び計算シミュ源を用いた実測及び計算シミュレーションにて検討
レーションにて検討し、放射能定量の信頼性を向し、放射能定量の信頼性を向上させました。
上させました。
③ 充填高さの異なる試料の効率補正法の検討③ 充填高さの異なる試料の効率補正法の検討㻌
福島では、多様な試料の分析依頼がありますが、量
福島では、多様な試料の分析依頼がありますが、が十分に確保できない場合（地中深さ方向の濃度プ
量が十分に確保できない場合（地中深さ方向の濃ロファイルを求める場合等）も多く、様々な容器に度プロファイルを求める場合等）も多く、様々な対応した標準体積線源を整備するなど、前処理に負容器に対応した標準体積線源を整備するなど、前担をかけない測定体制を整えてきました。しかし、処理に負担をかけない測定体制を整えてきました。
あらゆる高さに対する補正を標準線源で行うことは
しかし、あらゆる高さに対する補正を標準線源で困難です。複数の標準体積線源の測定結果を補完す行うことは困難です。複数の標準体積線源の測定
る方法とともに、計算コード（MCNP-6）を用いて結果を補完する方法とともに、計算コード（0&13）
高さ補正する方法を検討しました。その結果、U-8を用いて高さ補正する方法を検討しました。その容器、V-1 容器においては３％程度の不確かさで高結果、8 容器、9 容器においては３％程度の不さ補正が可能であることを確認しました。
確かさで高さ補正が可能であることを確認しまし④ 電気冷却式
Ge 検出器の温度特性の確認た。
Ge 検出器の日常
電気冷却式 㻳㼑 検出器の温度特性の確認㻌
④ グループで用いている電気冷却式
管理において、ガンマ線波高分布中のピークエネル
グループで用いている電気冷却式 *H 検出器の日ギーが一定の範囲で変動することを確認しました。
常管理において、ガンマ線波高分布中のピークエ
その原因を調査したところ、室温1℃の変動に対応
ネルギーが一定の範囲で変動することを確認しましてGe 半導体の温度が 0.3 ～ 0.5ch の割合でエネした。その原因を調査したところ、室温
℃の変
ルギー変動することや、電気冷却器の冷却性能に関動に対応して *H 半導体の温度が ～FK の割

の基礎データを基に、日常点検等の品質管理を継合でエネルギー変動することや、電気冷却器の冷続して実施することで、検出器異常の予知や予防するデータと知見を得ました。これらの基礎データ
却性能に関するデータと知見を得ました。これら的対策が可能になった例もあります。引き続き、を基に、日常点検等の品質管理を継続して実施するの基礎データを基に、日常点検等の品質管理を継機器の安定した維持管理と運用に努めていきます。

ことで、検出器異常の予知や予防的対策が可能に続して実施することで、検出器異常の予知や予防
試験所の能力に係る 㻵㻿㻻㻛㻵㻱㻯㻝㻣㻜㻞㻡 認定の取得㻌
⑤なった例もあります。引き続き、機器の安定した維的対策が可能になった例もあります。引き続き、*H検出器を用いた試料測定に関して、試料の受入、
持管理と運用に努めていきます。
機器の安定した維持管理と運用に努めていきます。

測定、データ管理、
報告、記録等に関する,62,(&⑤
試験所の能力に係る
ISO/IEC17025
認定の取得⑤ 試験所の能力に係る 㻵㻿㻻㻛㻵㻱㻯㻝㻣㻜㻞㻡 認定の取得㻌
（試験所及び校正機関の能力に関するGe
検出器を用いた試料測定に関して、試料の受入、*H 検出器を用いた試料測定に関して、試料の受入、
一般要求事項）規格を取り入れた品質管理体系を測定、データ管理、報告、記録等に関する
ISO/IEC
測定、データ管理、報告、記録等に関する ,62,(&
整備し、日本適合性認定協会（-$%）に認定申請、
17025:
2005（試験所及び校正機関の能力に関する一（試験所及び校正機関の能力に関する審査を受検し、平成  年  月  付で認定を受け般要求事項）規格を取り入れた品質管理体系を整備
一般要求事項）規格を取り入れた品質管理体系をました（図 ）。また、産業技術総合研究所等が主し、日本適合性認定協会（JAB）に認定申請、審査
整備し、日本適合性認定協会（-$%）に認定申請、催する技能試験（比較測定試験）にも積極的に参を受検し、平成
27年
年
10月
月
20付で認定を受け付で認定を受けまし審査を受検し、平成 
加し、測定能力の客観的検証に努めています。
た（図 2）。また、産業技術総合研究所等が主催するました（図）。また、産業技術総合研究所等が主催する技能試験（比較測定試験）にも積極的に参技能試験（比較測定試験）にも積極的に参加し、測 放射性トリチウム及びストロンチウム分析技術の加し、測定能力の客観的検証に努めています。
定能力の客観的検証に努めています。

 放射性トリチウム及びストロンチウム分析技術の時に燃焼する方法等に関する試験を進めていますの回収法としてフリーズドライと加温乾燥を組み（図 ）。これまでに、組織自由水の回収及びその燥を組み合わせる方法や、試料と酸素を高圧容器に合わせる方法や、試料と酸素を高圧容器に入れ瞬後の加温乾燥により前処理工程を最短  日程度に入れ瞬時に燃焼する方法等に関する試験を進めてい時に燃焼する方法等に関する試験を進めています
短縮できる見通しを得ました。また、燃焼におい（図 3）。これまでに、組織自由水の回収及びそ（図 ます）。これまでに、組織自由水の回収及びそのて最適な試料形状などの条件を調査しました。
の後の加温乾燥により前処理工程を最短
3 日程度に後の加温乾燥により前処理工程を最短
 日程度に短縮できる見通しを得ました。また、燃焼において短縮できる見通しを得ました。また、燃焼におい最適な試料形状などの条件を調査しました。
て最適な試料形状などの条件を調査しました。

図  有機結合トリチウム（2%7）分析の流れ
これらの前処理を行うことにより、組織自由水トリチウムと2%7（交換型、非交換型）を分離して測定する。
図  有機結合トリチウム（2%7）分析の流れ

環境試料中 6U 分析法の高度化
②
これらの前処理を行うことにより、
組織自由水トリチウムと現状、6U の分析は、魚など試料を乾燥、灰化し2%7（交換型、非交換型）を分離して測定する。

た後、酸等で分解、その後、ストロンチウムを沈
6U
分析法の高度化② 環境試料中
90② 環境試料中Sr 分析法の高度化
殿やイオン交換等の化学分離で精製、
週間程度

6U
の分析は、魚など試料を乾燥、灰化し
現状、
90


Sr
の分析は、魚など試料を乾燥、灰化した
現状、
静置、 6U の崩壊生成物である < と放射平衡状態
図  試験所の品質マニュアル等（左）と認定証（右）
た後、酸等で分解、その後、ストロンチウムを沈後、酸等で分解、その後、ストロンチウムを沈殿やにします。さらに、< を分離し、ガスフローカウ
本認定の取得により放射線計測技術グループ（笹木野分析所）
殿やイオン交換等の化学分離で精製、
週間程度


イオン交換等の化学分離で精製、2週間程度静置、< のベータ線を測定することで、
6U
ンタなどで


で発行した試験報告書は、国際相互承認制度（,/$&05$）に則6U の崩壊生成物である90 < と放射平衡状態
静置、90Srの崩壊生成物である Y と放射平衡状態にしま
図  試験所の品質マニュアル等（左）と認定証（右）
の放射能を推定します。この方法はミルキング法り、公式に国際的に通用するようになりました。
< を分離し、ガスフローカウにします。さらに、
90Y を分離し、ガスフローカウンタなす。さらに、
本認定の取得により放射線計測技術グループ（笹木野分析所）と呼ばれます。分析には１か月程度を有するとと< のベータ線を測定することで、6U
ンタなどで90Y のベータ線を測定することで、90Sr の放射で発行した試験報告書は、国際相互承認制度（,/$&05$）に則
どでもに、熟練した分析技術者が必要です。
の放射能を推定します。この方法はミルキング法
り、公式に国際的に通用するようになりました。
能を推定します。この方法はミルキング法と呼ばれ(2) 高度化放射性トリチウム及びストロンチウム分析技術の高そこで 7DNDJDL ら>@等の方法を参考に、誘導結合と呼ばれます。分析には１か月程度を有するとと①
環境試料中有機結合トリチウム
（2%7）
分析法の迅

プラズマ質量分析器（,&306）を用いて、放射能ます。分析には１か月程度を有するとともに、熟練
度化
もに、熟練した分析技術者が必要です。
速化
ではなく直接 6U の質量数を測定することで放射した分析技術者が必要です。
① 環 境試料中有機結合トリチウム（OBT）分析法の迅
高度化
そこで
7DNDJDL ら>@等の方法を参考に、誘導結合
トリチウムは、半減期約  年、天然にも存在し弱能を求める検討を行っています。このために、試
そこでTakagai ら [3] 等の方法を参考に、誘導結合
速化① 環境試料中有機結合トリチウム（2%7）分析法の迅プラズマ質量分析器（,&306）を用いて、放射能
いベータ線しか放出せず、通常は、水素の同位体
料を酸等で有機物分解した後、6U
レジンなどで精トリチウムは、半減期約 12 年、天然にも存在し弱プラズマ- 質量分析器（ICP-MS）を用いて、放射能速化
ではなく直接 6U の質量数を測定することで放射（三重水素）として水分子の形で存在します。&V
90
製、,&306
で測定しますが、精製後残った同重体
いベータ線しか放出せず、通常は、水素の同位体（三ではなく直接 Sr の質量数を測定することで放射トリチウムは、半減期約  年、
天然にも存在し弱能を求める検討を行っています。このために、試等に比べ内部被ばくへの影響は、水分子の形で約137Cs 等にとして妨害となる =U を酸素原子と反応させ見か
重水素）
として水分子の形で存在します。
能を求める検討を行っています。このために、試料
いベータ線しか放出せず、通常は、水素の同位体
料を酸等で有機物分解した後、6U
レジンなどで精 分の１と小さく、水分子の形であれば生物濃けの質量数を  から変えて測定する必要があるを酸等で有機物分解した後、Sr
レジンなどで精製、比べ内部被ばくへの影響は、水分子の形で約（三重水素）
として水分子の形で存在します。&V700 分
製、,&306
で測定しますが、精製後残った同重体
縮はしませんが、同位体交換や植物による光合成など、検討課題が多くあります。平成
 年度は、
ICP-MS で測定しますが、精製後残った同重体としの１と小さく、水分子の形であれば生物濃縮はしま等に比べ内部被ばくへの影響は、水分子の形で約=U を酸素原子と反応させ見かとして妨害となる
で有機物に変わると、エサとして食物連鎖を通じ環境試料、特に海産生物試料に適用するための妨
90Zr を酸素原子と反応させ見かけの質 せんが、同位体交換や植物による光合成で有機物に分の１と小さく、水分子の形であれば生物濃て妨害となるけの質量数を から変えて測定する必要があるて生物組織に取り込まれるおそれがあります。水
害元素の除去や検出下限値の改善に向けて、6U
レ
縮はしませんが、同位体交換や植物による光合成
変わると、エサとして食物連鎖を通じて生物組織に量数を 90 から変えて測定する必要があるなど、検など、検討課題が多くあります。平成
 年度は、分子として存在するトリチウムを水から除くこと
ジンによる精製法の検討を進めています。
で有機物に変わると、エサとして食物連鎖を通じ取り込まれるおそれがあります。水分子として存在
討課題が多くあります。平成 27 年度は、環境試料、
環境試料、特に海産生物試料に適用するための妨は極めて困難ですから、海洋環境でのトリチウム
まとめ
て生物組織に取り込まれるおそれがあります。水するトリチウムを水から除くことは極めて困難です
特に海産生物試料に適用するための妨害元素の除去
害元素の除去や検出下限値の改善に向けて、6U
レのモニタリングは重要です。しかし、海洋生物の
福島のニーズに則した正確で迅速、かつ容易に多種、多分子として存在するトリチウムを水から除くこと
から、海洋環境でのトリチウムのモニタリングは重や検出下限値の改善に向けて、Sr レジンによる精ジンによる精製法の検討を進めています。
濃度、特に組織の一部となった有機結合トリチウ数の分析ができる分析技術に関して一定の改善を図ることは極めて困難ですから、海洋環境でのトリチウム
要です。しかし、海洋生物の濃度、特に組織の一部
製法の検討を進めています。
まとめ
ム（2%7）の分析は、フリーズドライによる乾燥、ができました。今後は、さらにスピードを速めモニタリンのモニタリングは重要です。しかし、海洋生物のとなった有機結合トリチウム（OBT）の分析は、フ
乾燥物の燃焼と燃焼水の回収、混入する有機物の 福島のニーズに則した正確で迅速、かつ容易に多種、多グ、除染、環境動態等の調査、研究に貢献していきます。
濃度、特に組織の一部となった有機結合トリチウ
リーズドライによる乾燥、乾燥物の燃焼と燃焼水の数の分析ができる分析技術に関して一定の改善を図ること
まとめ
分解と蒸留、液体シンチレーションカウンタによム（2%7）の分析は、フリーズドライによる乾燥、ができました。今後は、さらにスピードを速めモニタリン
回収、混入する有機物の分解と蒸留、
液体シンチレー
福島のニーズに則した正確で迅速、かつ容易に多種、るベータ線の測定と、高度な技術と時間（通常数
乾燥物の燃焼と燃焼水の回収、混入する有機物のグ、除染、環境動態等の調査、研究に貢献していきます。
ションカウンタによるベータ線の測定と、高度な技
多数の分析ができる分析技術に関して一定の改善を図る
か月）を要します。平成  年度は、この分析期間
分解と蒸留、液体シンチレーションカウンタによ術と時間（通常数か月）を要します。平成 27 年度は、ことができました。今後は、さらにスピードを速めモニを短縮するため、試料からの水分（組織自由水）
るベータ線の測定と、高度な技術と時間（通常数
この分析期間を短縮するため、試料からの水分（組"UNSCEAR
タリング、除染、環境動態等の調査、研究に貢献してい[1] 原子放射線の影響に関する国連科学委員会,
2013 年報告書”, 第 I 巻, pp. 17-23 (2014).
《引用文献》
か月）を要します。平成
 年度は、この分析期間[2]
文部科学省
報道発表 http://radioactivity.nsr.go.jp/ja/contents/6000/5048/24/5600_110930_rev130701.pdf.
織自由水）の回収法としてフリーズドライと加温乾きます。
を短縮するため、試料からの水分（組織自由水）[3] Y. Takagai, et al., “Sequential inductively coupled plasma quadrupole mass-spectrometric quantification ofradioactive strontium-90 incorporatingcascade separation
steps forcontamination
rapid survey”,"UNSCEAR2013 年報告書”,
第 Iradioactive
巻, pp. 17-23(2014).
《引用文献》 [1] 原子放射線の影響に関する国連科学委員会,《引用文献》 [1] 原子放射線の影響に関する国連科学委員会, "UNSCEAR 2013 年報告書 ", 第 I 巻 , pp. 17-23 (2014).
Anal. Meth.
6, 355(2014).
[2] 文部科学省
報道発表
http://radioactivity.nsr.go.jp/ja/contents/6000/5048/24/5600_110930_rev130701.pdf.
[2] 文部科学省 報道発表 http://radioactivity.nsr.go.jp/ja/contents/6000/5048/24/5600_110930_rev130701.pdf.
[3] Y.
Takagai, et al., “Sequential inductively coupled plasma quadrupole mass-spectrometric quantification of[3] Y. Takagai,
et al., "Sequential
coupled steps
plasmaquadrupolecontamination
mass-spectrometricquantiﬁcation ofradioactive
strontium-90
incorporatinginductively
cascade separation
for radioactive
rapid survey”,
radioactive
strontium-90
incorporatingcascadeseparation
steps
for
radioactive
contamination
rapid survey",
Anal. Meth. 6, 355 (2014).
Anal. Meth. 6, 355 (2014).

95 焼却時の放射性セシウム挙動評価について
焼却時の放射性セシウム挙動評価について  
8-1―焼却施設での放射性セシウム挙動シミュレーション―

― 焼却施設での放射性セシウム挙動シミュレーション ―人形峠環境技術センター 環境保全技術開発部 研究開発推進課 高橋 信雄、横山 薫、石森 有
人形峠環境技術センター 環境保全技術開発部 研究開発推進課
高橋信雄、横山
環境技術開発課小原義之   薫、石森    有


人形峠環境技術センター
環境保全技術開発部
環境技術開発課 小原義之
人形峠環境技術センター
環境研究実証試験準備室
杉杖
典岳        
人形峠環境技術センター 環境研究実証試験準備室 杉杖 典岳①燃焼シミュレーション②㻯㼟凝集・付着モデル③㻯㼟挙動解析モデル

凝集



付着

灰粒子
Cs凝集粒子㻔㼍㻕㻌㻯㼟 に汚染された廃棄物焼却時の 㻯㼟解析方法②㻯㼟・灰粒子と温度の関係性①分子動力学法によるシミュレーション㼀㻳：㻯㼟粒子
㼀㼃：灰粒子

付着確率

d 2 ri  1 N ij ri  rj
dt 2
m j 1( i  j )温度㻔㼎㻕㻌㻯㼟 粒子の灰粒子への付着確率評価

図 &V 挙動解析コードの構成
D 排ガス中の &V 挙動の解析は、①焼却に伴い発生する排ガスの温度や流速、焼却灰（主灰、飛灰）の分布を計算します。②&V 粒
子同士の凝集と &V 粒子と灰粒子の付着による粒子数変化、付着確率をモデル化したものです。③&V 挙動は、燃焼シミュレーション
で後処理的に &V の凝集・付着を計算することで解析します。
E &V 粒子の灰粒子の付着確率は、分子動力学法で評価しました。①量子化学計算ソフトにより得られた &V 粒子と灰粒子間の/HQQDUG-RQHV ポテンシャルに基づき、衝突時にトラップされる &V 粒子の割合を評価します。②粒子の速度（温度）をパラメー
タに付着確率を評価した結果、特に灰粒子の温度（排ガス温度）変化と付着確率との間に相関が確認されることから、付着確率はこの評価結果に基づき設定しています。

放射性セシウム (Cs) が付着した都市ごみ等（8,000Bq/

放 射 性 セ シ ウ ム &V が 付 着 し た 都 市 ご み 等
kg 以下）の一部は焼却施設で処理されており、排ガス（%TNJの一部は焼却施設で処理されており、に含まれる Cs 以下）の濃度は規制値を下回っていると報告さ排ガスに含まれる&Vの濃度は規制値を下回っていると報れています [1]。しかし Cs の詳細な捕集メカニズムや、告されています>@。しかし &V の詳細な捕集メカニズム
Cs 濃度が高い場合（8,000Bq/kg 以上）でも同様である
や、&V 濃度が高い場合（%TNJ 以上）でも同様であのか等については十分な知見が得られていません。焼却
るのか等については十分な知見が得られていません。焼は廃棄物を減容する有力な方法であるため、安全・安心
却は廃棄物を減容する有力な方法であるため、安全・安の観点から、様々な条件で焼却炉内の Cs の動き（挙動）
心の観点から、
様々な条件で焼却炉内の&Vの動き（挙動）を理解することが重要です。また、焼却施設の運転員やを理解することが重要です。また、焼却施設の運転員やメンテナンス作業員が被ばくするのではないかとの懸念
メンテナンス作業員が被ばくするのではないかとの懸念もあります。Cs が付着した主灰や飛灰の炉内壁面等へもあります。&V が付着した主灰や飛灰の炉内壁面等へのの付着を評価することで、焼却施設のメンテナンスを安付着を評価することで、焼却施設のメンテナンスを安全全に実施するための情報を提供することが必要です。

96

そこで排ガスに含まれる Cs の挙動や捕集メカニズムに実施するための情報を提供することが必要です。
を物理的モデルとして構築し、Csの主灰と飛灰への付そこで排ガスに含まれる&Vの挙動や捕集メカニズムを着を評価するCs 挙動解析コードの開発を進めています。

物理的モデルとして構築し、&V の主灰と飛灰への付着を評価する &V 挙動解析コードの開発を進めています。
(1) 焼却炉内 Cs 挙動解析コードの構成
Cs は CsOH 等の化学形態でエアロゾルに付着した状
 焼却炉内 &V 挙動解析コードの構成
態で大気中を輸送されたと考えられます。一般廃棄物に&V は &V2+ 等の化学形態でエアロゾルに付着した状態
混じって焼却されると、一般廃棄物中に含まれる塩素とで大気中を輸送されたと考えられます。一般廃棄物に混反応し、炉内で気体になりやすい CsCl（ 融点：646℃、じって焼却されると、一般廃棄物中に含まれる塩素と反沸点：1,290℃）になることがあると、平衡計算から推定
応し、炉内で気体になりやすい &V&O（融点：℃、沸点：
されています [1]。そのため、炉内の Cs の化学形態とし℃）になることがあると、平衡計算から推定されてて、Cs 挙動解析コードの開発では CsCl を想定します。
います>@。そのため、炉内の &V の化学形態として、&V
Cs の挙動解析は、図１(a) に示すように①燃焼シミュ①㻯㼟粒子を含む焼却灰の壁面への衝突頻度②壁面への付着・再飛散現象の概念図図  施設壁面への付着評価
&V が付着した主灰や飛灰の焼却炉本体の壁面等への付着を評価します。微粒子の壁面への付着は、ガス流速と微粒子の粒子径により、微粒子が付着しない相から膜状に付着層が形成される相へ遷移することが知られています>@。このため、燃焼シミュレーシ
ョンで炉内のガス流速と主灰や飛灰の粒径分布を計算し、焼却灰の付着を評価します。①ガス流速と粒子濃度から算出される &V
粒子や焼却灰の焼却炉本体への衝突頻度の分布です。再飛散、再付着については燃焼シミュレーションで算出されるデータに②付
着・再飛散現象相図を用いて壁面での &V 付着状態を評価します。

挙動解析コードの開発では&V&O を想定します。
レーション、②
Cs 凝集・付着モデル、③
Cs 挙動解析&V の挙動解析は、
図１ D に示すように①燃焼シミュレ
モデルの3 段階で進めています。
ーション、②&V
凝集・付着モデル、③&V 挙動解析モデル①燃焼シミュレーションモデル
の廃棄物は燃焼に伴う熱分解により微粒子
 段階で進めています。
（固相）と排①燃焼シミュレーションモデル
ガス（気相）を生成します。気相は乱流状態にあるとし廃棄物は燃焼に伴う熱分解により微粒子（固相）と排て連続の式、及びNavier-Stokes 方程式等で支配方程式
ガス（気相）を生成します。気相は乱流状態にあるとしを構成しました。固相は焼却灰等の微粒子を扱うため、て連続の式、及び 1DYLHU6WRNHV 方程式等で支配方程式
各粒子と粒子、及び気体との相互作用（伝熱、熱分解、を構成しました。固相は焼却灰等の微粒子を扱うため、付着）の解析に適した離散要素法（DEM）を採用しまし
各粒子と粒子、及び気体との相互作用（伝熱、熱分解、た。計算範囲は通常の都市ごみ焼却施設（ストーカ式焼付着）の解析に適した離散要素法（'(0）を採用しました。
却システム）の設計に基づき燃焼室からバグフィルタま
計算範囲は通常の都市ごみ焼却施設（ストーカ式焼却シ
でとし、運転情報である炉内への燃焼空気温度や流量、ステム）の設計に基づき燃焼室からバグフィルタまでと廃棄物の投入量を計算条件としました。また廃棄物は水し、運転情報である炉内への燃焼空気温度や流量、廃棄分、可燃分、灰分で構成されるとし、灰分の組成は元素物の投入量を計算条件としました。また廃棄物は水分、分析結果を反映しました。
可燃分、灰分で構成されるとし、灰分の組成は元素分析② Cs 凝集・付着モデル
結果を反映しました。
凝集は、炉内で、CsCl が液滴の形態で存在し、CsCl②&V 凝集・付着モデル
同士がブラウン凝集モデルに従い凝集するとしました。
凝集は、炉内で、&V&O が液滴の形態で存在し、&V&O 同
粒子個数の変化は個数濃度収支式で記述しています。灰士がブラウン凝集モデルに従い凝集するとしました。粒
への付着は、CsCl
粒子の速度（温度）により、灰粒子へ
子個数の変化は個数濃度収支式で記述しています。灰への付着確率を変化させる簡便なモデルとしています。付の付着は、&V&O 粒子の速度（温度）により、灰粒子への着確率は図１(b)に示すように、分子動力学法を用い、付着確率を変化させる簡便なモデルとしています。付着
CsCl
を
Lennard-Jones
ポテンシャルを持つ単原子分子
確率は図１ E に示すように、分子動力学法を用い、&V&O
として近似し、灰粒子（鉄原子層）に入射して、トラッ
を /HQQDUG-RQHV ポテンシャルを持つ単原子分子としてプされた割合から設定しました。壁面への付着について近似し、灰粒子（鉄原子層）に入射して、トラップされは、図2 ①に示したように、燃焼シミュレーションで得た割合から設定しました。
壁面への付着については、図 られた、炉内の速度分布と排ガス中の灰粒子及びCsCl①に示したように、燃焼シミュレーションで得られた、粒子の濃度から衝突頻度の分布を文献[2] に従って評価
炉内の速度分布と排ガス中の灰粒子及び&V&O粒子の濃度します。再飛散、再付着を含む付着層の形成パターンはから衝突頻度の分布を文献>@に従って評価します。再飛散、再付着を含む付着層の形成パターンは図 ②に示したように、
 つに大別できますが、今年度はこのモデル化
図 2 ②に示したように、3つに大別できますが、今年度を検討しています。
はこのモデル化を検討しています。
③&V③ Cs挙動解析モデル
挙動解析モデル燃焼シミュレーションモデルから出力される燃焼室か燃焼シミュレーションモデルから出力される燃焼室からバグフィルタまでのらバグフィルタまでの&V
Csと灰濃度、温度分布等を、計算と灰濃度、温度分布等を、計
ステップ毎に&V
凝集・付着モデルで後処理的に計算し、算ステップ毎に Cs 凝集・付着モデルで後処理的に計算炉内環境が定常状態に達するまで計算を繰り返します。
し、炉内環境が定常状態に達するまで計算を繰り返しま運転開始直後は、燃焼温度の変化が大きく、炉内の温度す。運転開始直後は、燃焼温度の変化が大きく、炉内の分布、流速分布が乱れるため、定常状態での計算結果（主温度分布、流速分布が乱れるため、定常状態での計算結灰・飛灰の発生量、焼却灰中の &V 濃度、&V&O 粒子の炉内
果（主灰・飛灰の発生量、焼却灰中の Cs 濃度、CsCl 粒分布等）を利用します。
子の炉内分布 等）を利用します。
 予察的解析結果
(2) 予察的解析結果
福島県内にある焼却施設の運転情報に基づく条件での福島県内にある焼却施設の運転情報に基づく条件での予察的な挙動解析では、温度分布は焼却施設の運転実績
予察的な挙動解析では、温度分布は焼却施設の運転実績とよく一致しており、燃焼シミュレーションモデルが炉とよく一致しており、燃焼シミュレーションモデルが炉内環境をよく再現していることを確認しました。&V&O 粒
内環境をよく再現していることを確認しました。CsCl
子の炉内分布から高次に凝集した &V&O 粒子の多く（約粒子の炉内分布から高次に凝集した CsCl 粒子の多く（約程度）は、燃焼室内で凝集・付着し、バグフィルタ前
94% 程度）は、燃焼室内で凝集・付着し、バグフィルタ
での単体&V&O 粒子の存在割合は約 程度でした。焼却
前での単体 CsCl 粒子の存在割合は約 0.3% 程度でした。
灰の発生量と&V濃度の解析結果と既存の焼却施設で採取
焼却灰の発生量と Cs 濃度の解析結果と既存の焼却施設
した焼却灰の調査結果を比較した結果、焼却処理によりで採取した焼却灰の調査結果を比較した結果、焼却処理
発生する主灰と飛灰の質量割合や&V濃度比等が一致してにより発生する主灰と飛灰の質量割合やCs 濃度比等がおり、排ガス中の &V 挙動が物理的なモデルで説明可能な
一致しており、排ガス中の Cs 挙動が物理的なモデルでことが示唆されました。
説明可能なことが示唆されました。
今後、壁面付着のモデル化に係る各モデルの調整や機今後、壁面付着のモデル化に係る各モデルの調整や機能拡張を行い、また、自治体やプラントメーカーに運転
能拡張を行い、また、自治体やプラントメーカーに運転
記録の情報提供などの協力を頂き、運転条件（焼却温度）
記録の情報提供などの協力を頂き、運転条件を変えた場合の&V の挙動を解析します。 （焼却温度）を変えた場合の Cs の挙動を解析します。

《引用文献》 [1] 国立環境研究所, " 放射性物質の挙動からみた適正な廃棄物処理処分", 技術資料. 第４版．
 国立環境研究所,“放射性物質の挙動からみた適正な廃棄物処理処分”,
技術資料.
第４版,, 196（2014）
196（2014）．

《参考文献》

http://www.nies.go.jp/shinsai/techrepo_r4_140414_all.pdf
http://www.nies.go.jp/shinsai/techrepo_r4_140414_all.pdf[2] D.D.
T.J.
Hanratty,"Rate
Depositionof Dropletsin AnnularTwo-phase
Flow"
Int.Int.
J. Multiphase McCoy
McCoy,andD. D.
andHanratty,
T. J.,ofRate
of Depositionof Dropletsin AnnularTwo-phase
Flow,
J.

Flow 3,Multiphase319 (1977).
Flow, 3, (1977), 319-331.

[3] W. Theerachaisupakij
al. "Effectsof No.
wall3,vibrationon (2002).
particle deposition and reentrainment in aerosol
Advanced PowderetTechnol.,
Wol. 13,
pp. 287- 300

ﬂow", Advanced Powder Technol. 13, 287 (2002).

97   粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明
－土壌廃棄物の減容化に向けた取り組み－
8-2 ⑴ 粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明
量子ビーム応用研究センター  矢板 毅、松村 大樹、辻 卓也、池田 隆司、鈴木 伸一、下山 巌、本田 充紀
   粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明
― 土壌廃棄物の減容化に向けた取り組み ―－土壌廃棄物の減容化に向けた取り組み－

量子ビーム応用研究センター 矢板 毅、松村 大樹、辻 卓也、池田 隆司、鈴木 伸一、下山 巌、本田 充紀
量子ビーム応用研究センター  矢板 毅、松村 大樹、辻 卓也、池田 隆司、鈴木 伸一、下山 巌、本田 充紀

東京電力福島第一原子力発電所事故で放出された放射東京電力福島第一原子力発電所事故で放出された放射性セシウムにより汚染した大量の廃棄物の処理処分に関性セシウムにより汚染した大量の廃棄物の処理処分に関する問題解決は極めて重要な課題となりつつあります。
する問題解決は極めて重要な課題となりつつあります。
汚染した廃棄物に含まれるものは、土壌、植物、産廃な汚染した廃棄物に含まれるものは、土壌、植物、産廃な
東京電力福島第一原子力発電所事故で放出された放射

ど多岐に渡っていますので、それぞれの物質に対する処性セシウムにより汚染した大量の廃棄物の処理処分に関ど多岐に渡っていますので、それぞれの物質に対する処理法の検討が必要であると考えられます。その中で特にする問題解決は極めて重要な課題となりつつあります。
理法の検討が必要であると考えられます。その中で特に大きなボリュームをもっているものが汚染土壌であり、汚染した廃棄物に含まれるものは、土壌、植物、産廃な
大きなボリュームをもっているものが汚染土壌であり、この研究の進展が廃棄物の処理処分の問題を解決する大ど多岐に渡っていますので、それぞれの物質に対する処この研究の進展が廃棄物の処理処分の問題を解決する大きな鍵になるといっても過言ではありません。本研究で理法の検討が必要であると考えられます。その中で特にきな鍵になるといっても過言ではありません。本研究では、主に土壌の処理法についての検討を進めるため、土大きなボリュームをもっているものが汚染土壌であり、は、主に土壌の処理法についての検討を進めるため、土壌を構成する粒子の中で特にセシウムを捕捉する微粒子
この研究の進展が廃棄物の処理処分の問題を解決する大壌を構成する粒子の中で特にセシウムを捕捉する微粒子の特定、この粒子への吸着メカニズム及び特性の解明、
きな鍵になるといっても過言ではありません。本研究での特定、この粒子への吸着メカニズム及び特性の解明、並びにその処理法の開発に関する研究を実施しています。
は、主に土壌の処理法についての検討を進めるため、土図  イメージングプレートを用いた土壌中鉱物に対する極微量放射性セシウム吸着実験
水溶液中に以下の鉱物を共存させ、 時間吸着を試みた。
図 黒雲母風化黒雲母カオリナイトハロサイト
イメージングプレートを用いた土壌中鉱物に対する極微並びにその処理法の開発に関する研究を実施しています。



壌を構成する粒子の中で特にセシウムを捕捉する微粒子 福島土壌でセシウムを特異的に捕捉する粒子
の特定、この粒子への吸着メカニズム及び特性の解明、(1) 福島土壌でセシウムを特異的に捕捉する粒子事故により放出された放射性セシウムは、大きく分け
並びにその処理法の開発に関する研究を実施しています。
事故により放出された放射性セシウムは、大きく分けて 2 種類の状態、すなわち水に溶けやすい状態と溶けにて 2 種類の状態、すなわち水に溶けやすい状態と溶けに
くい状態のものであったことが推定されており、多くの福島土壌でセシウムを特異的に捕捉する粒子
くい状態のものであったことが推定されており、多くの部分は水に溶けやすい状態であったことが指摘されてい事故により放出された放射性セシウムは、大きく分け部分は水に溶けやすい状態であったことが指摘されていてます。そこで本報告では、多くの部分を占める水に溶け
2 種類の状態、すなわち水に溶けやすい状態と溶けにます。そこで本報告では、多くの部分を占める水に溶けやすいセシウムについての最近の結果について紹介しま
くい状態のものであったことが推定されており、多くのやすいセシウムについての最近の結果について紹介します。水に溶けやすいセシウムは、一端は水に溶け、僅か部分は水に溶けやすい状態であったことが指摘されていす。水に溶けやすいセシウムは、一端は水に溶け、僅かに移動し、土壌に速やかに収着したものと推定されています。そこで本報告では、多くの部分を占める水に溶けに移動し、土壌に速やかに収着したものと推定されています。その根拠としては、放射性セシウムは、地表数セ
やすいセシウムについての最近の結果について紹介しまます。その根拠としては、放射性セシウムは、地表数センチから 10 センチ程度のところに留まり、殆ど移動してす。水に溶けやすいセシウムは、一端は水に溶け、僅かンチから10 センチ程度のところに留まり、殆ど移動しいないということから考えられています。そこで、我々に移動し、土壌に速やかに収着したものと推定されていていないということから考えられています。
そこで、我々
グループでは、この土壌のどのような粒子に吸着しています。その根拠としては、放射性セシウムは、地表数セるのかを明らかにするために、福島県飯舘村のリター層グループでは、この土壌のどのような粒子に吸着していンチから 10 センチ程度のところに留まり、殆ど移動してより土壌を採取、粒子を分別し、特に高濃度にセシウムるのかを明らかにするために、福島県飯舘村のリター層
いないということから考えられています。そこで、我々が濃集している分画をイメージングプレートという放射より土壌を採取、粒子を分別し、特に高濃度にセシウムグループでは、この土壌のどのような粒子に吸着してい線を直接検出できるシートの上に載せ、放射性セシウムが濃集している分画をイメージングプレートという放射るのかを明らかにするために、福島県飯舘村のリター層の分布を確認しました。その結果、約  万粒の土壌粒子線を直接検出できるシートの上に載せ、放射性セシウム
より土壌を採取、粒子を分別し、特に高濃度にセシウムの内、たった  粒に放射性セシウムが存在していることの分布を確認しました。その結果、約2 万粒の土壌粒子が濃集している分画をイメージングプレートという放射が分かりました。その微粒子の一部の写真が図 です。
の内、たった 15 粒に放射性セシウムが存在しているこ線を直接検出できるシートの上に載せ、放射性セシウム

量放射性セシウム吸着実験イライトモンモリロナイトアロフェンイモゴ
ライトであり、上記線量は、吸着実験に使用した溶液中の初水溶液中に以下の鉱物を共存させ、
時間吸着を試みた。
期放射性セシウム量を示します。
黒雲母風化黒雲母カオリナイトハロサイトイライトモンモリロナイトアロフェンイモゴ
この知見は、極めて大量の土壌廃棄物の処分を考える上減容化が可能であるということを示唆しています。限ら㻌
ライトであり、
上記線量は、吸着実験に使用した溶液中の初で重要なもので、原理的にこの土壌では約／ の減れた微粒子に放射性セシウムが濃縮しているという結果
期放射性セシウム量を示します。
容化が可能であるということを示唆しています。限られは、見方を変えれば放射性セシウムが不溶性のまとまった量のエアロゾルとして放出されたという可能性も考えこの知見は、極めて大量の土壌廃棄物の処分を考える上㻌た微粒子に放射性セシウムが濃縮しているという結果は、
見方を変えれば放射性セシウムが不溶性のまとまった量で重要なもので、原理的にこの土壌では約／ の減られますが、電子顕微鏡による詳細な観察結果から、いのエアロゾルとして放出されたという可能性も考えられ容化が可能であるということを示唆しています。限られずれも一部風化が認められる黒雲母に濃集している事がますが、電子顕微鏡による詳細な観察結果から、いずれた微粒子に放射性セシウムが濃縮しているという結果は、明らかとなりました [1]。黒雲母は、福島の地殻を構成も一部風化が認められる黒雲母に濃集している事が明ら見方を変えれば放射性セシウムが不溶性のまとまった量する花崗岩に多く含まれている鉱物で、原子炉内には存
かとなりました>@。黒雲母は、福島の地殻を構成する花のエアロゾルとして放出されたという可能性も考えられ在せず、殆どのセシウムが環境中に放出されてから改め崗岩に多く含まれている鉱物で、原子炉内には存在せず、
ますが、電子顕微鏡による詳細な観察結果から、いずれて吸着し、濃集したものであると判断できます。図 2 に殆どのセシウムが環境中に放出されてから改めて吸着し、も一部風化が認められる黒雲母に濃集している事が明ら示したように、他の土壌に含まれる鉱物と共存させた吸濃集したものであると判断できます。図  に示したよう
かとなりました>@。黒雲母は、福島の地殻を構成する花
着実験の結果、明らかに風化黒雲母に特異的に集まってに、他の土壌に含まれる鉱物と共存させた吸着実験の結崗岩に多く含まれている鉱物で、原子炉内には存在せず、いることが分かります [2]。この結果は、風化黒雲母に果、明らかに風化黒雲母に特異的に集まっていることが殆どのセシウムが環境中に放出されてから改めて吸着し、着目し、風化黒雲母に特化した粒子除去法の開発、ある
分かります>@。この結果は、風化黒雲母に着目し、風化濃集したものであると判断できます。図 に示したよういはセシウムの剥離を考えるということで、土壌廃棄物
黒雲母に特化した粒子除去法の開発、あるいはセシウムに、他の土壌に含まれる鉱物と共存させた吸着実験の結の減容化対策を大きく前進させる可能性があることを示の剥離を考えるということで、土壌廃棄物の減容化対策
果、明らかに風化黒雲母に特異的に集まっていることが唆しています。
を大きく前進させる可能性があることを示唆しています。

分かります>@。この結果は、風化黒雲母に着目し、風化

黒雲母に特化した粒子除去法の開発、あるいはセシウムとが分かりました。その微粒子の一部の写真が図1 です。Simple�(2)風化黒雲母への選択的吸着メカニズムの分布を確認しました。その結果、約 万粒の土壌粒子
rumb�Structure�Cray� Mineral�
風化黒雲母への選択的吸着メカニズム
の剥離を考えるということで、土壌廃棄物の減容化対策の内、たった  粒に放射性セシウムが存在していること �
黒雲母は、福島の地盤を形成する花崗岩に多く含まれこの知見は、極めて大量の土壌廃棄物の処分を考える上黒雲母は、福島の地盤を形成する花崗岩に多く含まれを大きく前進させる可能性があることを示唆しています。
が分かりました。その微粒子の一部の写真が図です。
る鉱物であり、四面体あるいは八面体の基本骨格を持っで重要なもので、原理的にこの土壌では約 1 ／ 1000の�る鉱物であり、四面体あるいは八面体の基本骨格を持った 22つのタイプのシートが2:1 の比で形成された層が、つのタイプのシートが 2:1の比で形成された層が、Simple�Cray�
たMineral�
風化黒雲母への選択的吸着メカニズム
いくつにも折り重なった構造を持つものです。この層といくつにも折り重なった構造を持つものです。この層と�
黒雲母は、福島の地盤を形成する花崗岩に多く含まれ
図  放射性セシウムを多く含むを微粒子㻌
層の間にはカリウムなどが存在し、ぴったりと隙間なく
�
層の間にはカリウムなどが存在し、ぴったりと隙間なくる鉱物であり、四面体あるいは八面体の基本骨格を持っ㻌
折り重なっています。この風化していない黒雲母そのもた折り重なっています。この風化していない黒雲母そのも
2 つのタイプのシートが 2:1 の比で形成された層が、
福島県飯舘村で採取された微粒子であり、左から 7\SHⅠ 無のは、図のは、図22の結果のように、セシウムに対する吸着能力の結果のように、セシウムに対する吸着能力
いくつにも折り重なった構造を持つものです。この層と機成分のみの団粒構造､
7\SHⅡ
有機成分を含む団粒構はあまり強くありません。一方、問題となる風化黒雲母はあまり強くありません。一方、問題となる風化黒雲母KGMs㻌
図  放射性セシウムを多く含むを微粒子
Organic(matrix層の間にはカリウムなどが存在し、ぴったりと隙間なくKGMs
は黒雲母が一部バーミキュライト化したものであり、閉は黒雲母が一部バーミキュライト化したものであり、閉㻌造 ､ 7\SHⅢ（一部風化した黒雲母）となる。風化黒雲母の折り重なっています。この風化していない黒雲母そのも部分に放射性セシウムが濃縮しています。
㻌
じている層間が、水を多く含むアルカリ土類金属などでじている層間が、水を多く含むアルカリ土類金属などで福島県飯舘村で採取された微粒子であり、左から 7\SHⅠ 無のは、図2 の結果のように、セシウムに対する吸着能力mb�Structure�

㻚

㻌

㻞 㻟

㻜㻝

㻔

㻟㻌

㻞 㻟

機成分のみの団粒構造､ 7\SHⅡ 有機成分を含む団粒構
KGMs

㻌

Organic(matrix

KGMs
造 ､ 7\SHⅢ（一部風化した黒雲母）となる。風化黒雲母の㻌㻌㻚 㻜㻝 㻔
㻟㻌
部分に放射性セシウムが濃縮しています。
㻌
㻞 㻟

98
㻌

㻌

µXRD@ Pring-8

㻞 㻟㻌

置換された構造をしていることが、X 線回折などによっはあまり強くありません。一方、問題となる風化黒雲母て明らかにされています [1]。このことを参考に、このは黒雲母が一部バーミキュライト化したものであり、閉
バーミキュライト化した黒雲母にセシウムを吸着させたじている層間が、水を多く含むアルカリ土類金属などで置換された構造をしていることが、X 線回折などによって明らかにされています[1]。このことを参考に、このバ
ところ、ある程度まとまった量のセシウムがこの層に侵ーミキュライト化した黒雲母にセシウムを吸着させたと入したときに層間を閉じて固定化されることが X 線小角
ころ、ある程度まとまった量のセシウムがこの層に侵入
散乱及び時間分解
X 線吸収微細構造法により明らかにさしたときに層間を閉じて固定化されることがX 線小角散れています [3]。これらは、セシウムが、水を多く含む
乱及び時間分解X
線吸収微細構造法により明らかにされ層で他のイオンに比べ自由に動き回れるという性質と黒ています[3]。これらは、セシウムが、水を多く含む層で雲母との相互作用において安定な結合を作るという性質
他のイオンに比べ自由に動き回れるという性質と黒雲母が重なったときに特異的かつ集団的に、安定化するものとの相互作用において安定な結合を作るという性質が重であることが分かります。図 2 に示した実験では、非常なったときに特異的かつ集団的に、安定化するものであに薄い 3 つの濃度条件下で様々な鉱物と共存した状態でることが分かります。図 2 に示した実験では、非常に薄も特に風化黒雲母に濃集することからみても、ある程度
い 3 つの濃度条件下で様々な鉱物と共存した状態でも特まとまるまで平衡的に吸脱着を繰り返し、最終的に風化に風化黒雲母に濃集することからみても、ある程度まと
黒雲母に収斂するというメカニズムがあることが分かり
まるまで平衡的に吸脱着を繰り返し、最終的に風化黒雲ます。さらに、風化黒雲母とセシウムとの間には、プラ母に収斂するというメカニズムがあることが分かります。
スとマイナスが引き合うことにより結合するという単純
さらに、風化黒雲母とセシウムとの間には、プラスとマな吸着様式だけでなく、お互いの電子を共有することでイナスが引き合うことにより結合するという単純な吸着安定化する共有結合という吸着様式もカリウムなど他の様式だけでなく、お互いの電子を共有することで安定化
アルカリ金属においてはみられない大きな特徴であるこする共有結合という吸着様式もカリウムなど他のアルカとがX 線吸収微細構造、X 線顕微鏡、分子軌道法などのリ金属においてはみられない大きな特徴であることがX
理論計算によって明らかにされており[4]、福島におい
線吸収微細構造、X 線顕微鏡、分子軌道法などの理論計ては極めて安定に風化黒雲母などの土壌微粒子に捕捉さ算によって明らかにされており[4]、福島においては極めれているということが分かります。最後に、水に不溶なて安定に風化黒雲母などの土壌微粒子に捕捉されている
セシウム微粒子は、事故時に放出されたセシウムの全体ということが分かります。最後に、水に不溶なセシウムから見れば少ない量であることが推定されていますが、微粒子は、事故時に放出されたセシウムの全体から見れ
土壌に吸着しているというより、ガラスのようなもののば少ない量であることが推定されていますが、土壌に吸着しているというより、ガラスのようなものの中に含ま中に含まれている可能性が指摘されており、実際に環境れている可能性が指摘されており、実際に環境中にどの中にどのくらいの量存在するのか、さらには拡散の可能くらいの量存在するのか、さらには拡散の可能性、処分性、処分の方法など、現在様々な詳細な研究を続けていの方法など、現在様々な詳細な研究を続けています。
ます。

知見を活かした新しい減容化技術の開発
(3) 知見を活かした新しい減容化技術の開発

本研究プロジェクトでは、30 年後での放射性セシウム
本研究プロジェクトでは、30年後での放射性セシウの減衰を考慮し、得られた知見を基に減容化のための新ムの減衰を考慮し、得られた知見を基に減容化のためのしい技術開発も検討しています。図 3 3は、減容化法を考新しい技術開発も検討しています。図は、減容化法をえる上でのスキームの例です。風化黒雲母など粘土が主考える上でのスキームの例です。風化黒雲母など粘土がな吸着種である指定廃棄物の減容化を考えたとき、その粒径は１ミクロン以下である事が多く、粒度別に分画すの粒径は１ミクロン以下である事が多く、粒度別に分画ることが極めて有効であると考えられます（図 3 A.）。例
することが極めて有効であると考えられます（図 3A.）。
えば、特に風化黒雲母の性質（粒度、比重、磁性など）
例えば、特に風化黒雲母の性質（粒度、比重、磁性など）を利用して取り出すことで、放射性セシウムは粒子に吸を利用して取り出すことで、放射性セシウムは粒子に吸着したままで、効果的な減容を期待することができます。
着したままで、効果的な減容を期待することができます。
ただし、細粒の風化黒雲母がもっと大きな粒径の物質に
ただし、細粒の風化黒雲母がもっと大きな粒径の物質に取り込まれ、別の分画に取り込まれている可能性も実際取り込まれ、別の分画に取り込まれている可能性も実際の分離作業で確認されており、これについては現在検討の分離作業で確認されており、これについては現在検討が必要であると考えています。次に、さらに減容化が必が必要であると考えています。次に、さらに減容化が必
要な場合、化学的な方法による除染から減容化を行う事
要な場合、化学的な方法による除染から減容化を行う事などが考えられます。それには、風化黒雲母など粘土の主な吸着種である指定廃棄物の減容化を考えたとき、そ図  風化黒雲母など粘土除去を想定した減容化に向けた判断スキーム（注）廃棄物には様々な成分が含まれており、様々な減容化が考えられるが、本スキームは、粘土などが主な吸着種である土壌系での減容化を想定したものである。
㻌

吸着サイトを想定した方法で検討が有効であると考えて吸着サイトを想定した方法で検討が有効であると考えています。まず、図B.として、2．の水洗浄、3.
います。まず、図33B.
として、2. の水洗浄、3.のセシのセシ
ウムと類似したカリウムなどを用いるイオン交換法など
ウムと類似したカリウムなどを用いるイオン交換法などが考えられます。これらの方法は、土壌などに優しい方が考えられます。これらの方法は、土壌などに優しい方
法で、材料を変質させることもなく、除染がうまくいけ
法で、材料を変質させることもなく、除染がうまくいけ
ば、原理的には元の場所に戻すような再利用も考えられば、原理的には元の場所に戻すような再利用も考えられます。しかしながら、これらの方法は、事故から数年がます。しかしながら、これらの方法は、事故から数年が経過した土壌においては、効果が薄いことも知られてお経過した土壌においては、効果が薄いことも知られております。そこで、4．の酸や濃度の高い塩を用いる化学処
ります。そこで、4. の酸や濃度の高い塩を用いる化学処
理法が次に考えられます。特に我々のグループでは、濃理法が次に考えられます。特に我々のグループでは、濃度の濃い塩を用いる方法で、(2)で紹介した層を閉じるこ
度の濃い塩を用いる方法で、（2）で紹介した層を閉じるとで安定化したときと逆の反応を利用して、層を開くこことで安定化したときと逆の反応を利用して、層を開くとで放射性セシウムを取り出すという新しい方法を開発ことで放射性セシウムを取り出すという新しい方法を開しています。これによれば、これまで酸による方法でも発しています。これによれば、これまで酸による方法で30％程度の除染効率しかなかったものが、80% 近い効率
も 30％程度の除染効率しかなかったものが、80% 近いで除染が可能になることが分かっています。この方法で効率で除染が可能になることが分かっています。この方も難しい場合は、熱をかけて粘土などを溶かす方法が考法でも難しい場合は、熱をかけて粘土などを溶かす方法
えられます。この方法は、非常にコストのかかる方法でが考えられます。この方法は、非常にコストのかかる方はあり、実現にはまだ障害がありますが、そのコストの法ではあり、実現にはまだ障害がありますが、そのコス一番の問題である加熱温度を劇的に下げる新しい技術開
トの一番の問題である加熱温度を劇的に下げる新しい技発を実施しており、これまでの報告されている温度の半術開発を実施しており、これまでの報告されている温度
分程度の温度で100% 近い除染効率が得られつつありまの半分程度の温度で 100% 近い除染効率が得られつつあす。

などが考えられます。それには、風化黒雲母など粘土のります。
in the Fukushima contaminated area by IP《参考文献》 [1] H. Mukai et al., " Speciation of radioactive soil particles
autoradiography and microanalyses ", Environ. Sci. Technol. 87, 13053 (2014).
Mukaietet al.,
al., ""Speciation
Cesium adsorption/desorption
behaviorof clayinmineralsconsideringcontaminatedactual contamination《参考文献》 [1] [2]
H.H.
Mukai
of radioactive soil
particles
the Fukushima
area by IP
condition in Fukushima,
submitted. (2015).
autoradiography
and microanalyses",
Environ. Sci. Technol. 87, 13053 (2014).
Motokawa" Mesoscopic
structures of vermiculite
weatheredbiotiteclays in suspension
with and[2] [3]H. R.
Mukai
et al.,et" al.,Cesiumadsorption/desorption
behaviorandof claymineralsconsidering
actual contamination
withoutincesiumions”, Langmuir,
30,(2015).
15127 (2014).
condition
Fukushima,
submitted.
T. Yaita et al.,Cesiumsorptionstructures
mechanismofonvermiculite
clay minerals
on the materials
sciencesusing the with and[3] [4]
R. Motokawa
et “al.," Mesoscopic
andbased
weatheredbiotite clays
in suspension
synchrotron
and the first
calculation”, Jpn. Soc. Syn. Rad. Res., 27, 315 (2014) in Japanese.
30, principle
without
cesiumradiation
ions", Langmuir
15127 (2014).
[4] T. Yaita et al., " Cesium sorption mechanism on clay minerals based on the materials sciences using thesynchrotron radiation and the ﬁrst principle calculation", Jpn. Soc. Syn. Rad. Res. 27, 315 (2014) in Japanese.
998-2 ⑵ 粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明
  粘土鉱物へのセシウム吸脱着機構解明  ― 計算科学によるセシウム吸着機構解明への取組み ――計算科学によるセシウム吸着機構解明への取組み―
システム計算科学センター シミュレーション技術開発室 町田 昌彦
システム計算科学センター シミュレーション技術開発室 町田 昌彦

図 層状構造を持つ雲母類粘土鉱物と水に溶けたセシウムイオンのイオン交換反応
雲母類粘土鉱物はシリコン、アルミ、酸素、水素から構成される層の間にカリウムイオンなどが挟まった層状の構造を取ります。環境中の水に溶けたセシウムイオンは、雲母類粘土鉱物のカリウムイオンとイオン交換反応を起こし、放射性セシウムが粘土鉱物に吸着されると考えられています。

図 雲母類粘土鉱物（白雲母、鉄雲母、金雲母）によるセシウム吸着エネルギーと吸着過程の例
 D 雲母類粘土鉱物のうち、白雲母、鉄雲母、金雲母について、第一原理計算手法を用いて、セシウムの吸着エネルギーを評価した結果です。セシウムの吸着数が増えるほど吸着エネルギーが減少していることがわかります（減少するとより吸着しやすくなることを意味します。詳しくは本文参照。
）。 E 評価した吸着過程の例（左図（D）にて吸着セシウム個数が  個の場合）です。

2011 年 3 月に起こった東京電力（株）福島第一原子力

下した放射性セシウムは主にイオンとして水に溶けた形

発電所の事故により、放射性元素が環境中に放出されま 2011 年 3 月に起こった東京電力（株）福島第一原子力として、粘土鉱物に本来存在していたカリウムイオンな下した放射性セシウムは主にイオンとして水に溶けた形
どとイオン交換反応を起こすことによって吸着したと考として、粘土鉱物に本来存在していたカリウムイオンな
えられていますが（図 1）、効率的かつ経済的な減容化手
どとイオン交換反応を起こすことによって吸着したと考法の開発のためには、原子レベルの確かな知見が求めらえられていますが（図1）、効率的かつ経済的な減容化手れています。
法の開発のためには、原子レベルの確かな知見が求めら
これまで、地表に降下した放射性セシウムは広く一様れています。
に薄く分布するものと考えられ、土壌中の様々な粘土粒
これまで、地表に降下した放射性セシウムは広く一様子に吸着しているものと考えられてきました。しかし、に薄く分布するものと考えられ、土壌中の様々な粘土粒
最近の研究によると、放射性セシウムは特定の雲母類粘子に吸着しているものと考えられてきました。しかし、
土鉱物に集中して吸着していることが分かってきました
最近の研究によると、放射性セシウムは特定の雲母類粘[2]。また、最近の実験によると、水中でのセシウム濃度
土鉱物に集中して吸着していることが分かってきましたが高い場合、雲母類粘土鉱物は、特異な吸着挙動を示す[2]。また、最近の実験によると、水中でのセシウム濃度ことが報告されています [3]。雲母類粘土鉱物は、層状が高い場合、雲母類粘土鉱物は、特異な吸着挙動を示す構造を有しており、層と層の間にセシウムが吸着するこことが報告されています[3]。雲母類粘土鉱物は、層状構とが知られていますが（図 1）、全ての層間に広く均一に造を有しており、層と層の間にセシウムが吸着すること吸着するのではなく、幾つかの層を選んで連続して吸着が知られていますが（図 1）、全ての層間に広く均一に吸することが分かってきました（図 3）。実験は、実際の福着するのではなく、幾つかの層を選んで連続して吸着す
島土壌に含まれている放射性セシウムの濃度よりも高濃ることが分かってきました（図 3）。実験は、実際の福島度な条件の下で実施されましたが、特異な吸着挙動を示土壌に含まれている放射性セシウムの濃度よりも高濃度した。放出された放射性元素の中でも、放射性セシウム発電所の事故により、放射性元素が環境中に放出されま
134Cs と 137Cs）は地表に広範囲に降下しましたが、（主にした。放出された放射性元素の中でも、放射性セシウム

134Cs と 137Cs）
Cs の半減期は約
30 は地表に広範囲に降下しましたが、年と長く、土壌粒子に強く吸着さ（主に
137Cs の半減期は約 30 年と長く、土壌粒子に強く吸着されるという性質から、環境への影響が将来どうなるかについて懸念されています。事実、事故から約4 年経ったれるという性質から、環境への影響が将来どうなるかに
137Cs の殆どは地表から 10cm 以内に留まっ
現在でも、ついて懸念されています。事実、事故から約 4 年経ったていることが知られており、住民の被ばくを低減するた
現在でも、137Cs の殆どは地表から 10cm 以内に留まってめ、表土を剥ぐ方法等の除染によって実際に空間線量率いることが知られており、住民の被ばくを低減するため、の低下に成功しています。しかし、除染により発生した表土を剥ぐ方法等の除染によって実際に空間線量率の低除去土壌は膨大な量となり、2,200
万 m3 にも上ると試下に成功しています。しかし、除染により発生した除去
算され[1]、除去土壌の減容化が新たな取り組むべき課
土壌は膨大な量となり、2,200万㎥にも上ると試算され[1]、
題としてクローズアップされています。
除去土壌の減容化が新たな取り組むべき課題としてクローズアップされています。
(1)
粘土鉱物へのセシウム吸着過程
 粘土鉱物へのセシウム吸着過程
これまでの研究により、放射性セシウムは土壌中の粘これまでの研究により、放射性セシウムは土壌中の粘土鉱物に吸着していることが知られていますが、より詳
土鉱物に吸着していることが知られていますが、より詳
細に、粘土鉱物のどこにどのように吸着しているのか、
細に、粘土鉱物のどこにどのように吸着しているのか、
原子レベルの詳細な知見は得られていません。地表に降
原子レベルの詳細な知見は得られていません。地表に降
137

100


図 特異な吸着挙動の機構とその結果起こること
計算結果（図２）から、実験で観測された特異な吸着挙動はセシウムとカリウムのイオン半径の違いに起因することがわかりました。
セシウムのイオン半径はカリウムのものより大きいため、連続的吸着により雲母類粘土鉱物の層間が広がり、セシウムに丁度良い大きさとなるために、同一層への集中的な吸着が実現すると考えられます。

す雲母類粘土鉱物の一つの重要な実験事実として注目さな条件の下で実施されましたが、特異な吸着挙動を示す
れ、その吸着のメカニズムの解明が求められていました。
雲母類粘土鉱物の一つの重要な実験事実として注目され、そこで、私たちは雲母類粘土鉱物をスーパーコンピュー
その吸着のメカニズムの解明が求められていました。そター上でモデル化し、特異な吸着挙動を示した実験条件
こで、私たちは雲母類粘土鉱物をスーパーコンピュータを模擬し、セシウムの層間における連続する吸着挙動にー上でモデル化し、特異な吸着挙動を示した実験条件を対して、第一原理計算手法と呼ばれる高精度な計算手法
模擬し、セシウムの層間における連続する吸着挙動に対を用いて、セシウムの吸着エネルギーを評価しました。
して、第一原理計算手法と呼ばれる高精度な計算手法を用いて、セシウムの吸着エネルギーを評価しました。
(2) 吸着挙動の解析評価結果 吸着挙動の解析評価結果
図 2 に吸着エネルギーの計算結果を示します。雲母類
図 2 に吸着エネルギーの計算結果を示します。雲母類
粘土鉱物としては、白雲母、鉄雲母、金雲母に対し、各々、粘土鉱物としては、白雲母、鉄雲母、金雲母に対し、各々、吸着エネルギーを評価し、図 2（b）に吸着セシウム個数
吸着エネルギーを評価し、図 2（b）に吸着セシウム個数とイオン交換反応の関係を示しました。図 2（a）から、とイオン交換反応の関係を示しました。図 2（a）から、イオン交換によって吸着されたセシウムの個数が増えれイオン交換によって吸着されたセシウムの個数が増えれば増えるほど、イオン交換に必要なエネルギーが低くな
ば増えるほど、イオン交換に必要なエネルギーが低くな
ることがわかります。吸着エネルギーが低いほど吸着しることがわかります。吸着エネルギーが低いほど吸着しやすいことを表しますので、雲母類粘土鉱物はセシウムやすいことを表しますので、雲母類粘土鉱物はセシウムを吸着すればするほど、更にセシウムを吸着しやすくなを吸着すればするほど,更にセシウムを吸着しやすくなる
ることが分かります。
ことが分かります。
では、なぜ、このような傾向が表れるのでしょうか。
では、なぜ、このような傾向が表れるのでしょうか。
私たちは、イオンと雲母類粘土鉱物の簡単なモデルを構
私たちは、イオンと雲母類粘土鉱物の簡単なモデルを構築し、その原因がイオン半径と層間距離の関係にあるこ築し、その原因がイオン半径と層間距離の関係にあることを明らかにしました（詳細は参考文献を参照）。図 3とを明らかにしました（詳細は参考文献を参照）。図
にに示したように、セシウムのイオン半径は、本来、雲母示したように、セシウムのイオン半径は、本来、雲母類
類粘土鉱物に存在していたカリウムのイオン半径よりも粘土鉱物に存在していたカリウムのイオン半径よりも大大きいため、最初は層間に入り込むために余分なエネル
きいため、最初は層間に入り込むために余分なエネルギ
ギーが必要です。しかし、次々とセシウムが層間に入りーが必要です。しかし、次々とセシウムが層間に入り込込んでいくと、層間距離がセシウムのイオン半径に適した長さになっていきます。このような過程を経ると、そんでいくと、層間距離がセシウムのイオン半径に適したの層はセシウムを吸着しやすい層になると考えられま長さになっていきます。このような過程を経ると、そのす。このような吸着機構によって、観察や実験で見られ層はセシウムを吸着しやすい層になると考えられます。
たように、雲母類粘土鉱物では、複数の層に跨り、均一
このような吸着機構によって、観察や実験で見られたよに吸着するのではなく、一部の層にのみまとまって吸着
うに、雲母類粘土鉱物では、複数の層に跨り、均一に吸する理由が分かったのです。
着するのではなく、一部の層にのみまとまって吸着する
理由が分かったのです。
(3) まとめと今後の課題 まとめと今後の課題
このように、粘土鉱物とセシウムイオンのイオン交換
このように、粘土鉱物とセシウムイオンのイオン交換
反応をスーパーコンピューター上でモデル化し、第一原反応をスーパーコンピューター上でモデル化し、第一原
理計算手法を用いて吸着エネルギーを評価することによ
理計算手法を用いて吸着エネルギーを評価することにより、実験で観測されたセシウムの特異な吸着挙動を説明
り、実験で観測されたセシウムの特異な吸着挙動を説明することができました。この結果は、未だ謎の多い放射することができました。この結果は、未だ謎の多い放射性セシウムの土壌による吸着現象の一端を明らかにした性セシウムの土壌による吸着現象の一端を明らかにしたものですが、このような知見を積み重ねることによって、ものですが、このような知見を積み重ねることによって、福島土壌における放射性セシウムの吸着の全容を明らか
福島土壌における放射性セシウムの吸着の全容を明らかにできるものと期待されます。福島で現在問題となってにできるものと期待されます。福島で現在問題となっている多量の除去土壌の貯蔵管理や減容化処理に関わる研いる多量の除去土壌の貯蔵管理や減容化処理に関わる研究開発は喫緊の課題です。しかし、これらの課題に取り究開発は喫緊の課題です。しかし、これらの課題に取り組むためには、基礎的な研究を積み重ね、放射性セシウ
組むためには、基礎的な研究を積み重ね、放射性セシウ
ムの吸着状態を根本から明らかにすることが有用である
ムの吸着状態を根本から明らかにすることが有用であると考えられます。特に、観察や実験だけでは明らかにすと考えられます。特に、観察や実験だけでは明らかにすることが難しい吸着の機構などについては、最新の計算ることが難しい吸着の機構などについては、最新の計算科学を援用することにより、理解が深まると考えていま
科学を援用することにより、理解が深まると考えています。今後は、より現実的な状況をモデル化し、福島土壌す。今後は、より現実的な状況をモデル化し、福島土壌における放射性セシウム吸着の謎を解明していくことをにおける放射性セシウム吸着の謎を解明していくことを目標にします。
目標にします。

 M. Okumura, H. Nakamura, M. Machida, “Energetics of Atomic Level Serial Ion Exchange for Cesium in
Micaceous Clay
Minerals”, M.
Clay
Science, "Energetics
18, 53 (2014).of Atomic Level Serial Ion Exchange for Cesium in《参考文献》 ・ M. Okumura,
H. Nakamura,
Machida,
中間貯蔵施設環境安全委員会（第1 回）資料,《引用文献》 [1]
18, 53 (2014).
Micaceous
Clay Minerals", Clay Sci.
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/action/safety_commission/pdf/safety_commission_01_150413.pdf.
《引用文献》 [1] 中間貯蔵施設環境安全委員会（第1 回）資料 ,[2] H. Mukai et al., “Speciation of Radioactive Soil Particles in the Fukushima Contaminated Area by IP
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/action/safety_commission/pdf/safety_commission_01_150413.pdf.
and Microanalysis”,
Environmental
Science &48, 13053(2014).
[2] H. Autoradiography
Mukai et al., "Speciationof Radioactive
Soil Particles
in Technology,
the Fukushima
ContaminatedArea by IP[3] T. Okumura etandal., “Direct
observantionof cesium
the interlayer
regionin phlogopite mica”, Microscopy, 63,
48, 13053
Autoradiography
Microanalysis",
Environ.
Sci. atTechnol.
(2014).
65 (2014).et al., "Direct observantion of cesium at the interlayer region in phlogopite mica", Microscopy 63,[3] T. Okumura
65 (2014).
《参考文献》101   被ばく評価  
9-1 ⑴ 被ばく評価―個人線量評価に関する研究への取り組みについて―
福島環境安全センター
斎藤 公明
― 個人線量評価に関する研究への取り組みについて―

福島環境安全センター

す。

 統計的な被ばく線量評価
統計的な被ばく線量評価
 (1) 空間線量率に基づきより正確な線量評価を行うため
空間線量率に基づきより正確な線量評価を行うために、個人の生活行動パターンを詳細に調査しこれを線量に、個人の生活行動パターンを詳細に調査しこれを線量評価に活かす取り組みを行ってきました。
年  月ま評価に活かす取り組みを行ってきました。2015年8月
でに福島県の  市町村に在住の延べ約  名の方の協力
までに福島県の 9 市町村に在住の延べ約 500 名の方の協をいただき、生活習慣データを聞き取り調査した結果を力をいただき、生活習慣データを聞き取り調査した結果
参考に空間線量率データから被ばく線量率を推定するとを参考に空間線量率データから被ばく線量率を推定する
ともに、個人にポケット線量計を所持していただき測定
した個人線量の値と推定値との比較を行いました。
とともに、個人にポケット線量計を所持していただき測 福島市内での測定対象者を、福島市役所、福島市老人
定した個人線量の値と推定値との比較を行いました。
クラブ、福島県建設業協会、-$
ふくしまの４グループに福島市内での測定対象者を、福島市役所、福島市老人
分類し、それぞれのグループ毎に解析を行いました。屋
クラブ、福島県建設業協会、JA ふくしまの４グループ
外の滞在時間は市役所や老人クラブでは少なく、特に市に分類し、それぞれのグループ毎に解析を行いました。
役所では平均で１日
 時間以下でした。老人クラブは平屋外の滞在時間は市役所や老人クラブでは少なく、特に均で１日２時間屋外に滞在していました。一方、建設業
市役所では平均で 1 日 1 時間以下でした。老人クラブは者及び-$に属する住民の屋外での平均生活時間はそれぞ
平均で 1 日 2 時間屋外に滞在していました。一方、建設れ業者及び 年 JA
月から 年  月まで１年間の調査で に属する住民の屋外での平均生活時間はそ時間と2012時間でした。グループ毎に推定した個人線量
れぞれ
年 2 月から 2013 年 1 月まで 1 年間の調査の分布は対数正規分布に近い形を示しました。屋外でので 7.6 時間と 6.9 時間でした。グループ毎に推定した個
生活時間を反映して、建設業者及び -$ の被ばく線量は高人線量の分布は対数正規分布に近い形を示しました。屋
めの値を示しました。
外での生活時間を反映して、建設業者及び JA の被ばく
 個人線量計を用いた線量測定結果との比較によれば、線量は高めの値を示しました。
屋内での活動が中心となる市役所等の協力者の個人線量
個人線量計を用いた線量測定結果との比較によれば、分布はうまく再現することができましたが、屋外で活動
屋内での活動が中心となる市役所等の協力者の個人線量するグループ特に建設業協会の個人線量分布に関しては
分布はうまく再現することができましたが、屋外で活動傾向の違いが見られました（図１）。屋外作業者の被ばくするグループ特に建設業協会の個人線量分布に関しては状況についてはより詳細な調査が必要であることが示唆
傾向の違いが見られました（図 1）。屋外作業者の被ばくされました。
状況についてはより詳細な調査が必要であることが示唆されました。
102

1

1

市役所

建設業

0.8

0.8

0.6

0.6

累積度数

被ばく線量は住民の避難や帰還、除染等の放射線防に関する対策の判断基準として用いられると共に、住民護に関する対策の判断基準として用いられると共に、住の方々が将来の生活を計画するための基本となる重要な民の方々が将来の生活を計画するための基本となる重要情報です。東京電力福島第一原子力発電所事故（1F 事な情報です。東京電力福島第一原子力発電所事故
) 事故）においては、食品等に関する規制が迅速にとられた故ことから、内部被ばくに比べて外部被ばくが重要であるにおいては、食品等に関する規制が迅速にとられたことから、内部被ばくに比べて外部被ばくが重要であるとと考えられてきました。外部被ばく線量評価法は（a）空考えられてきました。外部被ばく線量評価法は D 空間
間線量率（あるいはその元となる放射性核種沈着量）か線量率（あるいはその元となる放射性核種沈着量）から
ら推定する方法、（b）個人線量計を用いた測定による方
推定する方法、 E 個人線量計を用いた測定による方法、法、に大別されます。
（a）により得られる線量は一般的に大別されます。 D により得られる線量は一般的に精度に精度が高くないことから、国では（b）により得られるが高くないことから、国では E により得られるデータに
データに重点を置く方針を提示してきました。一方、（b）
重点を置く方針を提示してきました。一方、 E では将来
では将来を見越した被ばく線量評価に使えない等の問題を見越した被ばく線量評価に使えない等の問題点もあり、点もあり、（a）もふくめて総合的に被ばく線量評価の研D もふくめて総合的に被ばく線量評価の研究を進める
究を進める必要があります。原子力機構は、被ばく線量必要があります。原子力機構は、被ばく線量評価に関わ
評価に関わる様々な研究を実施してきました。ここでは、る様々な研究を実施してきました。ここでは、外部被ば外部被ばくに関連した研究についてまとめて紹介しまくに関連した研究についてまとめて紹介します。
 このように生活行動パターンを詳細に調査し、対応
このように生活行動パターンを詳細に調査し、対応しした場所に対応する空間線量率データを適切に使用してた場所に対応する空間線量率データを適切に使用して評評価を行うことで、空間線量率に基づいて推定した被ば価を行うことで、空間線量率に基づいて推定した被ばく
く線量分布の精度を大きく改善できることがわかりまし
線量分布の精度を大きく改善できることがわかりまし
た。た。

累積度数

被ばく線量は住民の避難や帰還、除染等の放射線防護

斎藤 公明

0.4

実測値

0.2
0

評価値
0

2

4

6

8 10 12 14 16 18 20

1日あたりの個人線量（μSv）

0.4

実測値

0.2
0

評価値
0

2

4

6

8 10 12 14 16 18 20

1日あたりの個人線量（μSv）

図 統計的に推定した被ばく線量の分布と実測値との比較の例
(2)

生活行動経路に着目した被ばく線量評価

帰還を予定している個々の住民の被ばく線量を現実的 生活行動経路に着目した被ばく線量評価
に推定するために、個人線量計による測定と空間線量率
帰還を予定している個々の住民の被ばく線量を現実的に基づく推定の中間に位置する新たな試みを始めましに推定するために、個人線量計による測定と空間線量率
た。
に基づく推定の中間に位置する新たな試みを始めました。

まず評価対象となる各住民に対して、帰還した時に予 まず評価対象となる各住民に対して、帰還した時に予想される生活行動パターンを具体的に聞き取り調査しま
想される生活行動パターンを具体的に聞き取り調査します。この聞き取り調査では、自宅の寝室に何時間、居間す。この聞き取り調査では、自宅の寝室に何時間、居間に何時間滞在するか、職場へ向かう時にどのような手段に何時間滞在するか、職場へ向かう時にどのような手段
で（自動車か徒歩か等）どの道を通るか、職場のどこでで（自動車か徒歩か等）どの道を通るか、職場のどこで何時間働くか等、具体的な生活行動経路と滞在時間の聞
何時間働くか等、具体的な生活行動経路と滞在時間の聞き取り調査を行います。一人の人間に対して平日と休日
き取り調査を行います。一人の人間に対して平日と休日を分ける等、数パターンの生活行動経路の聞き取りを行を分ける等、数パターンの生活行動経路の聞き取りを行
います。
います。
次に、聞き取り調査を行った全ての場所をカバーする
 次に、聞き取り調査を行った全ての場所をカバーする
ように、生活行動経路に沿って移動サーベイシステム
ように、生活行動経路に沿って移動サーベイシステム
KURAMAを用いた空間線量率の測定を行います。家屋.85$0$を用いた空間線量率の測定を行います。家屋内、内、その周辺、移動経路、職場、屋外での作業がある場
その周辺、移動経路、職場、屋外での作業がある場合に合にはその場所等、生活行動の対象となる場所全てをカはその場所等、生活行動の対象となる場所全てをカバー
バーするように測定を行います。ただし、個人線量計とするように測定を行います。ただし、個人線量計と異な異なり、想定される住民の生活時間と同じ長さ滞在する
り、想定される住民の生活時間と同じ長さ滞在する必要はないので、個人線量計を使用した測定と比べて測定時必要はないので、個人線量計を使用した測定と比べて測間が大幅に縮小されることになります。
定時間が大幅に縮小されることになります。
 図２に生活行動経路に沿った空間線量率の変化の測定
図 2 に生活行動経路に沿った空間線量率の変化の測定
例を示します。測定した空間線量率と滞在時間を掛け合
例を示します。測定した空間線量率と滞在時間を掛け合
わせて時間にわたって積算することで１日の被ばく線
わせて 24 時間にわたって積算することで 1 日の被ばく量を推定します。平日と休日の日数を考え、年間の被ば線量を推定します。平日と休日の日数を考え、年間の被く線量を評価します。実測される周辺線量当量から成人
ばく線量を評価します。実測される周辺線量当量から成の実効線量を評価するのには後述する線量換算係数を用人の実効線量を評価するのには後述する線量換算係数を用います。
26 年度に実施した解析結果によれば、家屋周辺の空  年度に実施した解析結果によれば、家屋周辺の空間線量率が 
6YK よりも高い場合でも、被ばく線量は間線量率が0.23μSv/hよりも高い場合でも、被ばく線量
P6Y程度に収まるケースが複数あることが示されましは 1mSv 程度に収まるケースが複数あることが示されまた。また、どの場所でどれくらい被ばくしたのか、被ばした。また、どの場所でどれくらい被ばくしたのか、被くの内容についても詳細に知ることが可能となりました。
 
ばくの内容についても詳細に知ることが可能となりまし複数の個人線量計に対して実証されました。このことにより、事故以降行われてきた多数の個人線量測定が適切
線量を適切に安全側に評価することが、広く使用されてな結果を与えてきたことが確認された意義は大きいと考いる複数の個人線量計に対して実証されました。このこえられます。
とにより、事故以降行われてきた多数の個人線量測定がⅲ) 家屋の線量低減効果の解明
適切な結果を与えてきたことが確認された意義は大きい
家屋による線量低減効果は被ばく線量評価における重と考えられます。

た。

います。
  年度に実施した解析結果によれば、家屋周辺の空間線量率が 6YK よりも高い場合でも、被ばく線量は
P6Y 程度に収まるケースが複数あることが示されました。また、どの場所でどれくらい被ばくしたのか、被ばくの内容についても詳細に知ることが可能となりました。
 を適切に安全側に評価することが、広く使用されているⅲ）家屋の線量低減効果の解明
複数の個人線量計に対して実証されました。このことに家屋による線量低減効果は被ばく線量評価における重より、事故以降行われてきた多数の個人線量測定が適切
要な基礎データです。0.4 という値が線量低減係数としな結果を与えてきたことが確認された意義は大きいと考て用いられていますが、この値の持つ意味については十えられます。
分な議論が行われてきませんでした。原子力機構では、
ⅲ) 家屋の線量低減効果の解明
福島県内の多数の一般家屋を対象として屋内と屋外の線
家屋による線量低減効果は被ばく線量評価における重量率を測定し、その線量低減効果の特徴を調査しました。


図２ 生活行動経路に沿った空間線量率の測定例
(3) 線量評価のための基礎データ
線量評価のための基礎データ
ⅰ）ⅰ)線量換算係数の開発
線量換算係数の開発

環境中での被ばく線量（実効線量）を、空間線量率や 環境中での被ばく線量（実効線量）を、空間線量率
図２ 生活行動経路に沿った空間線量率の測定結果の例
や放射性核種沈着量から計算するための線量換算係数を放射性核種沈着量から計算するための線量換算係数をシ

シミュレーションにより開発する研究を行ってきました。
ミュレーションにより開発する研究を行ってきました。
図２ 生活行動経路に沿った空間線量率の測定例
事故等により環境中に広く放射性核種が分布した状況を事故等により環境中に広く放射性核種が分布した状況を

想定し、線源から放出されたガンマ線が環境中を移動す想定し、線源から放出されたガンマ線が環境中を移動す
る過程で受ける吸収・散乱の結果生じる、環境ガンマ線
線量評価のための基礎データ
る過程で受ける吸収・散乱の結果生じる、環境ガンマ線
のエネルギー分布や方向分布を詳細に考慮した被ばく計のエネルギー分布や方向分布を詳細に考慮した被ばく計
ⅰ) 線量換算係数の開発
算を行っています。
最近、国際放射線防護委員会（ICRP）
算を行っています。最近、国際放射線防護委員会（ICRP）
 環境中での被ばく線量（実効線量）を、空間線量率
図２ 生活行動経路に沿った空間線量率の測定結果の例
が公表した年齢別の人体モデルを用い、年齢別の線量換や放射性核種沈着量から計算するための線量換算係数をが公表した年齢別の人体モデルを用い、年齢別の線量換

図３ 福島県の比較的空間線量率が低い地域に位置する家屋における家屋内外の空間線量率の関係

要な基礎データです。0.4 という値が線量低減係数として用いられていますが、この値の持つ意味については十分な議論が行われてきませんでした。原子力機構では、

福島県内の多数の一般家屋を対象として屋内と屋外の線
図 統計的に推定した被ばく線量の分布と実測値との比較の例
量率を測定し、その線量低減効果の特徴を調査しました。

図３ 福島県の比較的空間線量率が低い地域に位置する家屋にお図３にその結果を示しますが、低線量率地域では自然ける家屋内外の空間線量率の関係
放射線の影響を分離して考える必要があること、自然放射線の影響を除くと線量低減係数の平均値は0.4 に近い
図 3 にその結果を示しますが、低線量率地域では自然
要な基礎データです。0.4という値が線量低減係数とし値となること、ただし個々の線量低減係数は状況により放射線の影響を分離して考える必要があること、自然放て用いられていますが、この値の持つ意味については十広い範囲で変動することが明らかになりました。
射線の影響を除くと線量低減係数の平均値は0.4 に近い分な議論が行われてきませんでした。原子力機構では、

算係数を開発しました。現在この結果をICRPICRPの報告書の報告書
シミュレーションにより開発する研究を行ってきました。
算係数を開発しました。現在この結果をの中に集約するための作業が進行中であり、今後標準的事故等により環境中に広く放射性核種が分布した状況をの中に集約するための作業が進行中であり、今後標準的な換算係数として使われていくことが期待されます。
想定し、線源から放出されたガンマ線が環境中を移動す な換算係数として使われていくことが期待されます。
ⅱ) 個人線量計の応答の研究る過程で受ける吸収・散乱の結果生じる、環境ガンマ線
ⅱ）個人線量計の応答の研究
放射線医学総合研究所と協力し、環境中で個人線量計のエネルギー分布や方向分布を詳細に考慮した被ばく計
放射線医学総合研究所と協力し、環境中で個人線量計
を用いて測定した値と空間線量率との関係を明らかにし算を行っています。
最近、国際放射線防護委員会（ICRP）
値となること、ただし個々の線量低減係数は状況によりを用いて測定した値と空間線量率との関係を明らかにし福島県内の多数の一般家屋を対象として屋内と屋外の線
図 統計的に推定した被ばく線量の分布と実測値との比較の例
ました。1F 事故以降の個人線量測定に用いられてきた線本研究は、内閣府からの受託事業及び原子力規制庁かが公表した年齢別の人体モデルを用い、年齢別の線量換量率を測定し、その線量低減効果の特徴を調査しました。
広い範囲で変動することが明らかになりました。
ました。1F 事故以降の個人線量測定に用いられてきた

量計は、本来施設内での被ばく線量評価のための線量計
らの受託事業の成果の一部を含みます。
算係数を開発しました。現在この結果を
ICRP
の報告書
図３にその結果を示しますが、低線量率地域では自然
線量計は、本来施設内での被ばく線量評価のための線量であり、環境中の被ばくに対してどのような応答を示すの中に集約するための作業が進行中であり、今後標準的放射線の影響を分離して考える必要があること、自然放本研究は、内閣府からの受託事業及び原子力規制庁か計であり、環境中の被ばくに対してどのような応答を示のか明らかではありませんでした。福島の実環境での実な換算係数として使われていくことが期待されます。
射線の影響を除くと線量低減係数の平均値は0.4 に近いらの受託事業の成果の一部を含みます。
すのか明らかではありませんでした。福島の実環境での測並びに環境を模擬した校正線源場での実測の結果から、ⅱ) 個人線量計の応答の研究値となること、ただし個々の線量低減係数は状況により実測並びに環境を模擬した校正線源場での実測の結果か
個人線量計を用いた測定値が環境中においても実効線量
放射線医学総合研究所と協力し、環境中で個人線量計
広い範囲で変動することが明らかになりました。
ら、個人線量計を用いた測定値が環境中においても実効 高原省五, 他, “福島第一原子力発電所事故後の汚染地域における外部被ばく線量の決定論的評価手法の開発”,《参考文献》
を用いて測定した値と空間線量率との関係を明らかにし
JAEA-Research 2014-024 (2014).
ました。1F 事故以降の個人線量測定に用いられてきた線本研究は、内閣府からの受託事業及び原子力規制庁か
http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Research-2014-024.pdf《参考文献》 ・ 高原省五, 他 , " 福島第一原子力発電所事故後の汚染地域における外部被ばく線量の決定論的評価手法の開発",
量計は、本来施設内での被ばく線量評価のための線量計
日本原子力研究開発機構,
原子力規制庁委託事業,“平成
26 年度東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴う放JAEA-Research 2014-024 (2014).
らの受託事業の成果の一部を含みます。
射性物質の長期的影響把握手法の確立事業成果報告書”, (2015).
http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Research-2014-024.pdf
であり、環境中の被ばくに対してどのような応答を示す
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html
・ 日本原子力研究開発機構, 原子力規制庁委託事業 , " 平成 26 年度東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴うのか明らかではありませんでした。福島の実環境での実 D. Satoh, et al., “ Age-dependent dose conversion coefficientsfor external exposure to radioactive cesium in
放射性物質の長期的影響把握手法の確立事業成果報告書", (2015).
測並びに環境を模擬した校正線源場での実測の結果から、
soil”, J. Nucl. Sci. Technol. DOI:10.1080/00223131.2015.1021286 (2015).
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html
http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2015.1021286
個人線量計を用いた測定値が環境中においても実効線量
・ D. Satoh,
et al., " Age-dependent dose conversion coefﬁcients for external exposure to radioactive cesium in《参考文献》

 K.J.
Saito,
et al., “Technol.
Effective DOI:10.1080/00223131.2015.1021286
dose conversion coefficients for radionuclides
Nucl.
(2015).exponentially distributed in thesoil",
高原省五,他,Sci.
“福島第一原子力発電所事故後の汚染地域における外部被ばく線量の決定論的評価手法の開発”,
ground”,
Radiat.
Env.
Biophys.
51,
411(2012).
http://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2015.1021286
JAEA-Research 2014-024 (2014).
 放射線医学総合研究所, 日本原子力研究開発機構, “東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の特性
・ K.http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Research-2014-024.pdf
Saito, et al., " Effective dose conversion coefﬁcients for radionuclides exponentially distributed in theに関する調査」の追加調査—児童に対する個人線量の推計手法等に関する検討” (2015).
51, 411 (2012). “平成 26 年度東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴う放Radiat. Env. Biophys.
ground",日本原子力研究開発機構,
原子力規制庁委託事業,
http://www.nirs.go.jp/information/event/report/2015/03_16/houkokusho5.pdf
・ 放射線医学総合研究所, 日本原子力研究開発機構 , " 東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の射性物質の長期的影響把握手法の確立事業成果報告書”,(2015).
 日本原子力研究開発機構, 原子力規制庁委託事業「平成 25 年度東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴うhttp://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry07.html
特性に関する調査」の追加調査- 児童に対する個人線量の推計手法等に関する検討 " (2015).
放射性物質の長期的影響把握手法の確立事業」成果報告 (2014).
http://www.nirs.go.jp/information/event/report/2015/03_16/houkokusho5.pdf
D. Satoh, et al., “ Age-dependent dose conversion coefficients for external exposure to radioactive cesium in
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry06.html
soil”, J. Nucl. Sci. Technol.
DOI:10.1080/00223131.2015.1021286(2015).
・ 日本原子力研究開発機構, 原子力規制庁委託事業「平成25 年度東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に伴うhttp://www.tandfonline.com/doi/pdf/10.1080/00223131.2015.1021286
放射性物質の長期的影響把握手法の確立事業」成果報告 (2014).
http://fukushima.jaea.go.jp/initiatives/cat03/entry06.html
K. Saito, et al., “ Effective dose conversion coefficients for radionuclides exponentially distributed in the
ground”, Radiat. Env. Biophys. 51, 411 (2012).
 放射線医学総合研究所, 日本原子力研究開発機構, “東京電力（株）福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の特性に関する調査」の追加調査—児童に対する個人線量の推計手法等に関する検討” (2015).

103

9-1 ⑵


被ばく
評価

 &V 汚染土壌の摂取による被ばく線量の評価
― 137Cs 汚染土壌の摂取による被ばく線量の評価 ――砂場で遊ぶとどのくらい内部被ばくを受ける可能性があるのか―
安全研究センター 放射線安全・防災研究グループ 高原 省五、石﨑 梓、飯島 正史
安全研究センター 放射線安全・防災研究グループ 高原 省五、石﨑 梓、飯島 正史
京都大学大学院 池上 麻衣子、米田 稔、近藤 均、島田 洋子、松井 康人
京都大学大学院 池上 麻衣子、米田 稔、近藤 均、島田 洋子、松井 康人
放射性物質の経口摂取を通じて生じる内部被ばくは、

液比）が重要になります。ここでは、PBET で標準的な

 放射性物質の経口摂取を通じて生じる内部被ばくは、
社会的関心の高い被ばく経路の一つとなっています。こ値として固液比を1%PBETにして実験を行いました。
なります。
ここでは、
で標準的な値として固液比を1%にして実験を行いました。
また、実験には、福島県伊達市霊山こども村内の未除
また、実験には、福島県伊達市霊山こども村内の未除
染地点において、2014
年 9 月に採取した土壌試料を用
染地点において、2014
年 9 月に採取した土壌試料を用いいました。表面土壌をおよそ
1-5 cm の深さで採取してました。
表面土壌をおよそ
1–5cmの深さで採取して十分十分に乾燥させた後、100μm のふるいで
6 時間振とうに乾燥させた後、100 μm のふるいで6 時間振とうして100して 100μm 未満の土壌試料としました。これは、手にμm未満の土壌試料としました。
これは、手に付着する土
付着する土壌粒子の大きさが100μm未満で支配的であ壌粒子の大きさが100μm未満で支配的であるとの報告にるとの報告に基づいています[4]。土壌試料中に含まれ137
基づいています>@。
土壌試料中に含まれる
Cs 濃度の137
る Cs 濃度の測定結果を表 1 に示します。分級によっ測定結果を表1に示します。分級によって粒径の小さなて粒径の小さな粒子が集まることで、質量当たりの放射粒子が集まることで、質量当たりの放射能が高くなるの能が高くなるので、線量評価においてはこの濃度の上昇
で、線量評価においてはこの濃度の上昇を考慮する必要を考慮する必要があります。
があります。
生理学的抽出実験の結果を図 1 に示します。胃での吸生理学的抽出実験の結果を図 1 に示します。胃での吸収率は 7.8% ± 0.7%、小腸での吸収率は 5.4% ± 1.0%
収率は 7.8% ± 0.7%、小腸での吸収率は 5.4% ± 1.0%となとなりました。過去に、他国の土壌試料に対して、他のりました。過去に、他国の土壌試料に対して、他の生体生体内実験又は生体外実験が行われた結果によると、人内実験又は生体外実験が行われた結果によると、人体で体での吸収はおよそ数 % から十数 % の範囲となっておの吸収はおよそ数%から十数%の範囲となっており、本研り、本研究に近い結果となっていました。
究に近い結果となっていました。

社会的関心の高い被ばく経路の一つとなっています。この経路からの被ばくは、放射性物質で汚染された飲食物の経路からの被ばくは、放射性物質で汚染された飲食物の摂取のほかに、土壌の摂取によっても生ずる可能性がの摂取のほかに、土壌の摂取によっても生ずる可能性があります。特に、屋外で子供が遊ぶ場合など、不注意にあります。特に、屋外で子供が遊ぶ場合など、不注意によって土壌を摂取することが考えられることから、子供
よって土壌を摂取することが考えられることから、子供を持つ住民の不安感を払拭するためにもこのような被ばを持つ住民の不安感を払拭するためにもこのような被ばく経路からの線量について情報提供することが求められく経路からの線量について情報提供することが求められ
ています。
ています。
土壌の直接摂取による被ばく線量を評価するために土壌の直接摂取による被ばく線量を評価するためには、
は、（i）どのくらい土壌を摂取するのか（摂取量）、（ii）（i）どのくらい土壌を摂取するのか（摂取量）、（ii）どのどのくらいの頻度で摂取するのか（摂取頻度）、そして最くらいの頻度で摂取するのか（摂取頻度）、そして最後に、
後に、（iii）摂取した放射性物質のうち人体に吸収される（iii）摂取した放射性物質のうち人体に吸収される割合は
割合はどのくらいなのか（吸収率）を明らかにしなけれどのくらいなのか（吸収率）を明らかにしなければなりばなりません。これらのうち、土壌の摂食量及び摂食頻ません。これらのうち、土壌の摂食量及び摂食頻度につ度については、重金属等で汚染された土壌から公衆を防いては、重金属等で汚染された土壌から公衆を防護する
護するために定められた国の報告書 [1] に勧告値が記載ために定められた国の報告書>@に勧告値が記載されてされています。しかし、放射性セシウム汚染土壌からのいます。しかし、放射性セシウム汚染土壌からの吸収率
吸収率について、日本の土壌を用いてこれを評価した事について、日本の土壌を用いてこれを評価した事例は知例は知られていませんでした。
られていませんでした。
そこで、本研究では、土壌の直接摂取による被ばくのそこで、本研究では、土壌の直接摂取による被ばくの程度を明らかにするために、2 つのことを実施しました。
程度を明らかにするために、2 つのことを実施しました。
第一に、消化器系を模擬した実験を行い、放射性セシウ
第一に、消化器系を模擬した実験を行い、放射性セシウ
ム汚染土壌からの人体における吸収率を評価しました。
ム汚染土壌からの人体における吸収率を評価しました。
第二に、この吸収率と国の勧告をもとに、不注意により第二に、この吸収率と国の勧告をもとに、不注意により子供が放射性セシウムで汚染された土壌を摂取したこと
子供が放射性セシウムで汚染された土壌を摂取したことを想定して被ばく線量を評価しました。
を想定して被ばく線量を評価しました。

表  土壌試料中の &V 濃度の測定結果
土壌粒子をふるいに掛けて粒径の小さな粒子を集めると、土壌質量当たりの表面積が大きくなるので、セシウムの吸着面が大きくなることによって、分級前（$）よりも分級後（%）の方が試料中の濃度が高くなります。
試料㻌番号(1) 人体を模擬した抽出実験
人体を模擬した抽出実験

㻌㻌 㻔㻮㼝㻛㻌㼗㼓㻕㻔㻞㻕㻌

㻭㻌

㻮㻌

分級前㻌

分級後㻔㻟㻕㻌

㼜㻴㻌

有機物㻌
含有量㻌

㻮㻛㻭㻌

本研究では、胃及び小腸を模擬した抽出実験の一つ
本研究では、胃及び小腸を模擬した抽出実験の一つで㻝㻌㻡㻝㻘㻤㻜㻜㻌

㻝㻡㻢㻘㻜㻜㻜㻌

㻡㻚㻟㻌

㻝㻟㻑㻌

㻟㻚㻜㻌

である生理学的抽出実験（PBET）を行いました [2,3]。
ある生理学的抽出実験（PBET）を行いました>@。

㻞㻌㻣㻝㻘㻢㻜㻜㻌

㻝㻤㻝㻘㻜㻜㻜㻌

㻡㻚㻝㻌

㻝㻠㻑㻌

㻞㻚㻡㻌

PBET では、胃と小腸での消化・吸収を再現するために、では、胃と小腸での消化・吸収を再現するために、PBET酵素等を用いて胃と小腸の模擬消化液を作成します。人
酵素等を用いて胃と小腸の模擬消化液を作成します。人
工胃液は、純水11LLにペプシンにペプシン1.25
1.25 g、g、
クエン酸水和物0.5
0.5
工胃液は、
純水
クエン酸水和物
g、リンゴ酸
0.5
g、乳酸
0.42
ml、酢酸
0.5
ml
を加えて作
g、リンゴ酸 0.5
0.42 ml、酢酸 0.5 ml を加えて成しました。ここで、人工胃液の pH が低くなるほど吸収作成しました。ここで、人工胃液のpH が低くなるほど率は高くなると報告されているので、保守的な評価とな
吸収率は高くなると報告されているので、保守的な評価るように胃液のpH は1.3に調整しました。
となるように胃液のpH （は空腹時想定）1.3（空腹時想定）に調整しま
人工胃液を加えた試料を37℃で1
時間、100rpm で振とした。人工胃液を加えた試料を 37℃で 1 時間、100rpm
うした後、小腸での消化を模擬するため、透析膜セルロ
で振とうした後、小腸での消化を模擬するため、透析膜
ースチューブに炭酸水素ナトリウムと脱イオン水を加えセルロースチューブに炭酸水素ナトリウムと脱イオンて pH を 7 に調整し、胆汁末 1.75 mg/mL とパンクレアチ
水を加えて pH を 7 に調整し、胆汁末 1.75 mg/mL とパン 0.5 mg/mL を加えて 4 時間静置しました。その後、3000
ンクレアチン 0.5 mg/mL を加えて 4 時間静置しました。
rpmで10分間遠心分離し、シリンジフィルター
（0.45 μm）
その後、3000 rpm で 10 分間遠心分離し、シリンジフィで濾過して PBET 抽出液としました。また、抽出実験でルター（0.45 μ m）で濾過して PBET 抽出液としました。
は、消化液とそこに入れる試料の比（固液比）が重要に㻟㻌㻢㻣㻘㻟㻜㻜㻌

㻝㻣㻠㻘㻜㻜㻜㻌

㻡㻚㻜㻌

㻝㻟㻑㻌

㻞㻚㻢㻌

㻠㻌

㻡㻣㻘㻟㻜㻜㻌

㻝㻡㻡㻘㻜㻜㻜㻌

㻡㻚㻝㻌

㻝㻟㻑㻌

㻞㻚㻣㻌

㻡㻌

㻟㻣㻘㻠㻜㻜㻌

㻥㻤㻘㻢㻜㻜㻌

㻡㻚㻝㻌

㻝㻡㻑㻌

㻞㻚㻢㻌

㻢㻌

㻟㻞㻘㻡㻜㻜㻌

㻢㻢㻘㻣㻜㻜㻌

㻡㻚㻞㻌

㻝㻠㻑㻌

㻞㻚㻝㻌

また、抽出実験では、消化液とそこに入れる試料の比（固

104

㻔１㻕

土壌中 㻝㻟㻣㻯㼟 濃度㻌

㻔㻝㻕㻌 試料は全て未除染地点で採取した。㻔㻞㻕㻌 乾土に対する濃度、なお、測定結果は土壌採取日時（㻞㻜㻝㻠年㻥月㻝㻝日）の値に補正してあります。㻘㻌㻔㻞㻕㻌㻝㻜㻜㻌 μm のふるいで分級した後の値。

 汚染土壌の直接摂取による被ばく線量の評価
(2)
汚染土壌の直接摂取による被ばく線量の評価

本研究によって得られた吸収率を用いて、子供（1
本研究によって得られた吸収率を用いて、
子供
（1歳児）
歳児）
に対する汚染土壌の直接摂取による被ばく線量を評価しに対する汚染土壌の直接摂取による被ばく線量を評価しました。汚染土壌を摂取して被ばくに至るシナリオとしました。汚染土壌を摂取して被ばくに至るシナリオとして、子供の手に付着した汚染土壌を不注意によりそのまて、子供の手に付着した汚染土壌を不注意によりそのま
ま経口摂取するというシナリオを想定しました。
ま経口摂取するというシナリオを想定しました。

東京電力福島第一原子力発電所事故（以下、1F 事故）

に対して 1.6×10-8（Sv/Bq）であり 137Cs とほぼ同程度でばく線量 Dsoil は次の式で評価できます：
10%
10%㻝㻜㻜㻝㻜㻜
小腸での吸収率
小腸での吸収率

胃での吸収率小腸での吸収率㻝㻜㻜

吸収率（μSv/年）
吸収率（μSv/年）
吸収率（μSv/年）

10%
8% 8%

胃での吸収率胃での吸収率

㻝㻜 㻝㻜

8%
6% 6%

吸収率
吸収率
吸収率

㻝㻜

㻝 㻝

6%
4% 4%

㻝

4%
2% 2%

㻜㻚㻝 㻜㻚㻝
㻜㻚㻝

2%
0% 0%
0%

㻝 㻝

㻞 㻞

㻝

㻞

㻟 㻟 㻠 㻠試料番号
㻟 試料番号
㻠

㻡 㻡

㻢 㻢

㻡

㻢

試料番号
図
図
胃及び小腸での生理学的抽出実験の結果
胃及び小腸での生理学的抽出実験の結果 㻜㻚㻜㻝㻜㻚㻜㻝
0 0
㻜㻚㻜㻝
0

10 10

20 20

30 30

40 40

10 2011年からの経過年数
203040
2011年からの経過年数

50 50
50

2011年からの経過年数

 

図 
汚染土壌の直接摂取による被ばく線量評価の結果
汚染土壌の直接摂取による被ばく線量評価の結果
図 

胃と小腸を模擬した消化液での汚染土壌からの抽出実験
胃と小腸を模擬した消化液での汚染土壌からの抽出実験（生理 子供の手に付着した汚染土壌を誤ってそのまま摂取することを子供の手に付着した汚染土壌を誤ってそのまま摂取することを図 胃及び小腸での生理学的抽出実験の結果（生理図  汚染土壌の直接摂取による被ばく線量評価の結果
学的抽出実験）の結果。
胃での吸収率は±、小腸で 子供の手に付着した汚染土壌を誤ってそのまま摂取することを学的抽出実験）の結果。
胃での吸収率は±、小腸で想定した評価結果です。
伊達市の平均的な汚染濃度の土壌を、想定した評価結果です。
伊達市の平均的な汚染濃度の土壌を、毎毎胃と小腸を模擬した消化液での汚染土壌からの抽出実験
（生理
の吸収率は
の吸収率は
±となりました。
±となりました。
この結果からもわかる
日 PJ
ずつ摂取した場合の線量を評価しました。評価では土日PJずつ摂取した場合の線量を評価しました。評価では土学的抽出実験）の結果。胃での吸収率は この結果からもわかる±、小腸で想定した評価結果です。
伊達市の平均的な汚染濃度の土壌を、毎ように、汚染土壌を摂取しても、その土壌に付着している放射
ように、汚染土壌を摂取しても、その土壌に付着している放射壌の細粒化に伴う高濃度化と人体での吸収率を考慮しました。
壌の細粒化に伴う高濃度化と人体での吸収率を考慮しました。
の吸収率は±となりました。この結果からもわかる
日PJずつ摂取した場合の線量を評価しました。評価では土性セシウムが全て吸収されるわけではありません。
性セシウムが全て吸収されるわけではありません。
ように、汚染土壌を摂取しても、その土壌に付着している放射壌の細粒化に伴う高濃度化と人体での吸収率を考慮しました。

性セシウムが全て吸収されるわけではありません。
134 134

137 137

134Cs の寄与が考えられる点に
Cs Cs
が がCs Csと同濃度で土壌中に存在する場合、と同濃度で土壌中に存在する場合、
あるので、
あるので、
間は他の短半減期核種や後の経過時間を t とした場合に、期間 t
1 から t2 における134 134
137 137134Cs
図
図2 のおよそ2 のおよそ
倍程度が
2137
倍程度が
と
と
Cs Cs
を合計した被ばくを合計した被ばく
Cs2がCs と同濃度で土壌中に存在する場合、あるので、注意が必要となります。
CsCsの線量換算係数は子供
（一
134
137
-8
137Cs とほぼ同線量となります。
線量となります。
=∫=𝑡𝑡∫𝑆𝑆𝑆𝑆 𝑆𝑆𝑆𝑆
∙ 𝐴𝐴(𝑡𝑡)∙ 𝐴𝐴(𝑡𝑡)∙ 𝑓𝑓 ∙∙ 𝑓𝑓𝐵𝐵𝐵𝐵∙ 𝐵𝐵𝐵𝐵∙ 𝑘𝑘 ∙∙ 𝑘𝑘𝑑𝑑𝑑𝑑∙ 𝑑𝑑𝑑𝑑
𝐷𝐷𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠
𝐷𝐷𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠
図
2 のおよそ2 倍程度がCs と Csを合計した被ばく
歳児）
に対して
1.6
×
10
（Sv/Bq）
であり
2
𝑡𝑡 𝑡𝑡1
本評価は線量を実際よりも低く評価することのないよ
本評価は線量を実際よりも低く評価することのないよ
134Cs が 137Cs と同濃度で土壌中に存在線量となります。
∙ 𝐴𝐴(𝑡𝑡) ∙ 𝑓𝑓 ∙ 𝐵𝐵𝐵𝐵 ∙ 𝑘𝑘 ∙ 𝑑𝑑𝑑𝑑
𝐷𝐷𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠 = ∫1 𝑆𝑆𝑆𝑆程度であるので、
𝑡𝑡1
うに、以下のような仮定のもとで評価しています：
うに、以下のような仮定のもとで評価しています：（1）（1）
本評価は線量を実際よりも低く評価することのないよする場合、図を合2 のおよそ 2 倍程度が 134Cs と 137Cs
ここで、SI
ここで、SI
はは
1 日当たりの土壌摂食量（kg/日）、A(t)は
1 日当たりの土壌摂食量（kg/日）、A(t)は土壌摂食量は日本で行われた調査結果の土壌摂食量は日本で行われた調査結果の95%値に基づい95%値に基づいうに、以下のような仮定のもとで評価しています：（1）
計した被ばく線量となります。
ここで、S
日）
、A（t
）は
137（kg/137
I は 1 日当たりの土壌摂食量
Cs
Cs
濃度（Bq/kg）、濃度（Bq/kg）、
事故後の経過時間
事故後の経過時間t における土壌中
t における土壌中
ここで、SIは 1 日当たりの土壌摂食量（kg/日）、A(t)はて定められていること、て定められていること、（2）土壌摂食頻度を毎日と仮定（2）土壌摂食頻度を毎日と仮定
土壌摂食量は日本で行われた調査結果の95%値に基づい137
本評価は線量を実際よりも低く評価することのないよ、
事故後の経過時間における土壌中
t
137 Cs 濃度（Bq/kg）
f は細粒化に係る濃縮係数、
f は細粒化に係る濃縮係数、
BABA
は吸収率、
は吸収率、
k は摂取量を実
k は摂取量を実
事故後の経過時間t における土壌中
Cs 濃度（Bq/kg）、
していること、していること、（3）吸収率の評価において空腹時を想定（3）吸収率の評価において空腹時を想定て定められていること、（2）土壌摂食頻度を毎日と仮定
うに、以下のような仮定のもとで評価しています：（1）は細粒化に係る濃縮係数、Bは吸収率、k は摂取量をf f効線量に換算する係数（Sv/Bq）とします。
A は吸収率、
効線量に換算する係数（Sv/Bq）とします。
は細粒化に係る濃縮係数、BA
k は摂取量を実
して胃の
して胃の
pHpH
を設定していること。
を設定していること。
したがって、
したがって、実際の被実際の被していること、（3）吸収率の評価において空腹時を想定
土壌摂食量は日本で行われた調査結果の95% 値に基づ
実効線量に換算する係数（Sv/Bq）とします。
土壌摂食量は、土壌汚染リスク評価に関する技術的事
土壌摂食量は、土壌汚染リスク評価に関する技術的事
効線量に換算する係数（Sv/Bq）とします。
ばく線量よりも高めの評価結果になっていることに注意
ばく線量よりも高めの評価結果になっていることに注意
して胃のpH を設定していること。したがって、実際の被土壌摂食量は、土壌汚染リスク評価に関する技術的事
項を定めた
項を定めた
「土壌汚染対策法に係る技術的事項について」「土壌汚染対策法に係る技術的事項について」 いて定められていること、（2）土壌摂食頻度を毎日と仮土壌摂食量は、土壌汚染リスク評価に関する技術的事
してください。これらの保守的な仮定に基づく今回の評
してください。これらの保守的な仮定に基づく今回の評
ばく線量よりも高めの評価結果になっていることに注意
項を定めた「土壌汚染対策法に係る技術的事項について」>@をもとに子供に対する値として>@をもとに子供に対する値として200200mg/日としました。
mg/日としました。 定していること、（3）吸収率の評価において空腹時を想項を定めた「土壌汚染対策法に係る技術的事項について」価結果を踏まえると、結論として、子供が砂遊びをする
価結果を踏まえると、結論として、子供が砂遊びをする
してください。これらの保守的な仮定に基づく今回の評
137 137
定して胃の pH を設定していること。したがって、実際[1]をもとに子供に対する値として200mg/日としました。
mg/ 日としまし
土壌中
土壌中
Cs Cs
濃度は、
濃度は、
航空機モニタリングの結果をもとに航空機モニタリングの結果をもとに>@をもとに子供に対する値として200などして土壌を摂取したとしても、一年間での被ばく線などして土壌を摂取したとしても、一年間での被ばく線
価結果を踏まえると、結論として、子供が砂遊びをする
2 2
137Cs 濃度は、航空機モニタリングの結果をの被ばく線量よりも高めの評価結果になっていることに
た。土壌中
2013
2013
年137
年
11Cs11
月時点での伊達市の平均値で月時点での伊達市の平均値で8.66×10
8.66×10
Bq/kg
Bq/kg
土壌中
濃度は、
航空機モニタリングの結果をもとに量は量は1 μSv/年未満になると考えられます。
1 μSv/年未満になると考えられます。
などして土壌を摂取したとしても、一年間での被ばく線
28.66 ×
注意してください。これらの保守的な仮定に基づく今回
もとに年 11 月時点での伊達市の平均値でとしました。細粒化に伴う高濃度化の係数としました。細粒化に伴う高濃度化の係数
f には、本研
f には、本研
2013
年2013
11 月時点での伊達市の平均値で8.66×10
Bq/kg
なお、今回の評価では、
なお、今回の評価では、（1）吸収率が土壌の質によっ（1）吸収率が土壌の質によっ
量は1 μSv/年未満になると考えられます。
2 Bq/kg としました。細粒化に伴う高濃度化の係数の評価結果を踏まえると、結論として、子供が砂遊びを10究での調査結果から究での調査結果から
2.62.6を用いました。
を用いました。
吸収率については、
吸収率については、としました。細粒化に伴う高濃度化の係数
f には、本研fて変動すること、て変動すること、（2）吸収率が土壌と汚染物質の結合状（2）吸収率が土壌と汚染物質の結合状
なお、今回の評価では、（1）吸収率が土壌の質によっ
人体における吸収の大部分が小腸を通じて行われるため、人体における吸収の大部分が小腸を通じて行われるため、するなどして土壌を摂取したとしても、一年間での被ばには、本研究での調査結果から
2.6 を用いました。吸収究での調査結果から
2.6 を用いました。
吸収率については、態の長期的な変化により変動する可能性があること、態の長期的な変化により変動する可能性があること、（3）（3）て変動すること、（2）吸収率が土壌と汚染物質の結合状本研究で得られた結果のうち、小腸での平均値
本研究で得られた結果のうち、小腸での平均値
5.4%を利
5.4%を利く線量は 1μSv/ 年未満になると考えられます。
率については、人体における吸収の大部分が小腸を通じ人体における吸収の大部分が小腸を通じて行われるため、土壌の汚染濃度は空間的に変動が見られること、土壌の汚染濃度は空間的に変動が見られること、
（4）ウ
（4）ウ
態の長期的な変化により変動する可能性があること、（3）用しました。摂食量を実効線量に換算する係数には国際用しました。摂食量を実効線量に換算する係数には国際
なお、今回の評価では、（1）吸収率が土壌の質によっ本研究で得られた結果のうち、小腸での平均値
5.4%を利て行われるため、本研究で得られた結果のうち、小腸でェザリングや地中方向への拡散などの核種移行による濃ェザリングや地中方向への拡散などの核種移行による濃土壌の汚染濃度は空間的に変動が見られること、（4）ウ
放射線防護委員会（ICRP）の放射線防護委員会（ICRP）の
Publ.
Publ.
72 >@を参照して子供
72 >@を参照して子供用しました。摂食量を実効線量に換算する係数には国際て変動すること、（2）吸収率が土壌と汚染物質の結合状の平均値
5.4% を利用しました。摂食量を実効線量に換
度の減衰を考慮していないことから、評価には多くの不度の減衰を考慮していないことから、評価には多くの不ェザリングや地中方向への拡散などの核種移行による濃-8 -8（一歳児）に対して（一歳児）に対して
1.2×101.2×10（Sv/Bq）を用いました。
（Sv/Bq）を用いました。
放射線防護委員会（ICRP）のPubl.
72 >@を参照して子供態の長期的な変化により変動する可能性があること、（3）算する係数には国際放射線防護委員会（ICRP）の Publ.
確実な点があると考えられます。これらの不確実な点を確実な点があると考えられます。これらの不確実な点を度の減衰を考慮していないことから、評価には多くの不-8
（一歳児）に対して1F
[5]1F
事故後の各一年間に対して
事故後の各一年間に対して
DsoilDを評価した結果を図
1.2×10（Sv/Bq）を用いました。
soil を評価した結果を図
土壌の汚染濃度は空間的に変動が見られること、
（
4）
ウェ
72
を参照して子供（一歳児）
に対して
1.2 × 10-8（Sv/
解明するためには、今後も調査と研究を継続して多様な解明するためには、今後も調査と研究を継続して多様な確実な点があると考えられます。これらの不確実な点を
137 1372に示します。1F
2に示します。1F
事故後の長期にわたって、事故後の長期にわたって、
Cs
Cs
で汚染
で汚染
 1Fを用いました。
事故後の各一年間に対して Dsoil を評価した結果を図
ザリングや地中方向への拡散などの核種移行による濃度
Bq）
土壌を用いて実験を行っていく必要があります。
土壌を用いて実験を行っていく必要があります。
解明するためには、今後も調査と研究を継続して多様な137された土壌の直接摂取による被ばく線量は
1
年当たり
1
年当たり
1
1
2された土壌の直接摂取による被ばく線量はに示します。1F
事故後の長期にわたって、
Cs
で汚染の減衰を考慮していないことから、評価には多くの不確
1F 事故後の各一年間に対して D soil を評価した結果を土壌を用いて実験を行っていく必要があります。
μSv2μSv
未満となりました。ただし、事故直後及び数年間は未満となりました。ただし、事故直後及び数年間はされた土壌の直接摂取による被ばく線量は
1 年当たり1
137Cs で実な点があると考えられます。これらの不確実な点を解図に示します。1F
事故後の長期にわたって、
μSv
未満となりました。ただし、事故直後及び数年間は明するためには、今後も調査と研究を継続して多様な土汚染された土壌の直接摂取による被ばく線量は
1
年当た《参考文献》《参考文献》

被ばく線量 D soil は次の式で評価できます：
𝑡𝑡2 𝑡𝑡2134

 高原省五ほか,“放射性セシウム汚染土壌からの消化器系吸収率について”,
 高原省五ほか,“放射性セシウム汚染土壌からの消化器系吸収率について”,
第 21
第回
21 回
地下水・土壌汚染とその防止
地下水・土壌汚染とその防止対策に関する研究集会講演集,対策に関する研究集会講演集,
505–510505–510(2015).
(2015). 壌を用いて実験を行っていく必要があります。
り《参考文献》
1μSv 未満となりました。ただし、事故直後及び数年
 高原省五ほか,“放射性セシウム汚染土壌からの消化器系吸収率について”, 第 21 回 地下水・土壌汚染とその防止
中央環境審議会,
中央環境審議会,
土壌汚染対策法に係る技術的事項について(答申),
土壌汚染対策法に係る技術的事項について(答申),
平成
平成
14 年
14 9年月9 20
月 日.
20 日.
対策に関する研究集会講演集,
505–510 (2015).
《引用文献》《引用文献》>@>@
>@
>@
Ruby
Ruby
M.V.,
M.V.,
et
al..
et
al..
Estimation
Estimation
of
Lead
of
Lead
and
and
Arsenic
Arsenic
Bioavailability
Bioavailability
Using
Using
a
PhysiologicallyaPhysiologically
Based
Based
Extraction
Extraction《参考文献》 ・ 高原省五ほか,"
放射性セシウム汚染土壌からの消化器系吸収率について
",
第
21
回
地下水・土壌汚染とその防止《引用文献》 >@ 中央環境審議会, 土壌汚染対策法に係る技術的事項について(答申), 平成 14 年 9 月 20 日.
対策に関する研究集会講演集,
505-510(2015).
Test.
Test.
EnvironEnvironSci
Sci
Technol,Technol,
1996;
1996;
30(2):
30(2):
422–430.
422–430.
>@ Ruby M.V., et al.. Estimation of Lead and Arsenic Bioavailability Using a Physiologically Based Extraction《引用文献》 [1] 中央環境審議会( 答申),in平成14
年
9
月Environment
20 日 . Agency;>@>@
Cave
Cave
M.R.
M.R.
et, 土壌汚染対策法に係る技術的事項についてal.,
et al.,
Measurement
Measurement
theof theBioaccessibility
Bioaccessibilityof Arsenicof
Arsenic
UK
in UK
Soils,
Soils,
Environment
Agency;2003.
2003.
108108
Test.
EnvironSci
Technol,
1996;of30(2):422–430.
[2] M.V.p.Ruby,etal.,"Estimationof
Lead and Arsenic Bioavailability Using a Physiologically Based Extraction
R&D
p.
R&D
Technical
Technical
ReportReport
P5-062/TR02.
P5-062/TR02.
>@ Cave M.R. et al., Measurement of the Bioaccessibility of Arsenic in UK Soils, Environment Agency; 2003. 108
130,
Test"
.Technol.
422 (1996).
>@>@
IkegamiIkegamiM.Sci
M.
et al.,
et al.,
EffectEffectofParticleof Particle
SizeSize
on Risk
on Risk
AnalysisAnalysisof Directof Direct
SoilSoilIngestion
Ingestion
andandMetals
MetalsAdheredAdheredto top.Environ.
R&D
Technical
Report
P5-062/TR02.
[3] M.R.Children’s
Cave,
et
al.,
"Measurementof theBioaccessibilityof 1677–1687/
Arsenic
in UK Soils", Environment Agency; 108 p.
Children’s
Hands
Hands
at
Playgrounds,
at
Playgrounds,
Risk
Risk
Anal,
Anal,
2014;
2014;
34(9):
34(9):
1677–1687/>@ Ikegami M. et al., Effect of Particle Size on Risk Analysis of Direct Soil Ingestion and Metals Adhered to
R&D
Technical
Report P5-062/TR02(2003).
.
>@>@ICRP,
ICRP,
Age-dependentAge-dependent
Doses
Doses
to theto theMembers
Members
theof thePublicPublicfromfrom
IntakeIntakeof Radionuclidesof Radionuclides- Part- Part5 Compilation
5 Compilationof ofChildren’s
Hands at Playgrounds,
Risk
Anal,of2014;
34(9):
1677–1687/[4] M. Ikegami,etal.,"Effect
ofCoefficients,
Particle
Size
onPublication
Risk
AnalysisofAnn.
DirectSoil
Ingestionand Metals Adhered toIngestion
IngestionandandInhalation
Inhalation
Coefficients,
ICRP
ICRP
Publication
72,
72,
Ann.
ICRP
ICRP
26
(1),
26
(1),
1995.
1995.
>@ ICRP, Age-dependent Doses to the Members of the Public from Intake of Radionuclides - Part 5 Compilation ofChildren's Hands at Playgrounds" Risk Anal. 34, 1677 (2014).
Ingestion and Inhalation Coefficients, ICRP Publication 72, Ann. ICRP 26 (1), 1995.
[5] ICRP, "Age-dependent Doses to the Members of the Public from Intake of Radionuclides - Part 5 Compilationof Ingestion and Inhalation Coefﬁcients", ICRP Publication 72, Ann. ICRP 26 (1) (1995).

105

㻌

㻥㻙㻝㻌
(3)
9-1
⑶ 被ばく評価
被ばく評価
㻥㻙㻝㻌 被ばく評価－全身カウンタ（:%&）による測定と結果の評価－
(3)
㻌㻌― 全身カウンタ（WBC）による測定と結果の評価―－全身カウンタ（:%&）による測定と結果の評価－

福島環境安全センター 放射線計測技術グループ 武石 稔、三枝 純、江尻 明、山崎 巧、－全身カウンタ（:%&）による測定と結果の評価－

福島環境安全センター
放射線計測技術グループ
武石稔、三枝
稔、三枝
純、江尻
明、山崎
吉田 直昭、冨田
剛、本多 英次、小沼武石
良一、永作
克彦、廣原
武臣、塩谷
崇巧、
福島環境安全センター
放射線計測技術グループ
純、江尻
明、山崎
巧、
福島環境安全センター
放射線計測技術グループ
武石 稔、三枝
純、江尻
明、山崎
巧、
吉田
英次、小沼
良一、永作
克彦、廣原
武臣、塩谷
吉田直昭、冨田
直昭、冨田剛、本多
剛、本多 英次、小沼
英次、小沼 良一、永作
良一、永作
克彦、廣原
武臣、塩谷
崇 崇
吉田
直昭、冨田
剛、本多
克彦、廣原
武臣、塩谷
崇

東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う住民の方々
東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う住民の方々の内部被ばく検査は、
事故直後の 2011の内部被ばく検査は、事故直後の2011 年年 33 月下旬に原子
月下旬に原東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う住民の方々
東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う住民の方々
力災害対策本部が実施した甲状腺への放射性ヨウ素蓄積
子力災害対策本部が実施した甲状腺への放射性ヨウ素蓄の内部被ばく検査は、
事故直後の20112011年
年33月下旬に原子
月下旬に原子の内部被ばく検査は、事故直後の量に関するスクリーニング検査に始まりました。
その後､積量に関するスクリーニング検査に始まりました。その力災害対策本部が実施した甲状腺への放射性ヨウ素蓄積
力災害対策本部が実施した甲状腺への放射性ヨウ素蓄積
福島県が中心となり､住民を対象とした全身カウンタ（ホ
後､ 福島県が中心となり ､ 住民を対象とした全身カウン
量に関するスクリーニング検査に始まりました。
その後､量に関するスクリーニング検査に始まりました。
その後､ールボディカウンタ；以下 WBCWBCと呼びます。
）を用いたタ（ホールボディカウンタ；以下と呼びます。
）を
福島県が中心となり､住民を対象とした全身カウンタ（ホ
福島県が中心となり､住民を対象とした全身カウンタ（ホ
体内放射能の測定（以下､この業務を「県民WBC調査」
ールボディカウンタ；以下
WBCと呼びます。
）を用いた用いた体内放射能の測定（以下､ この業務を「県民
WBC
ールボディカウンタ；以下
WBCと呼びます。
）を用いたと呼びます。
）が実施され、2015年度も継続した検査を体内放射能の測定（以下､この業務を「県民WBC 調査」
調査」
調査」と呼びます。
）が実施され、2015年度も継続した
体内放射能の測定（以下､この業務を「県民WBC行っています。その状況を報告致しますと呼びます。
）が実施され、2015 年度も継続した検査を年度も継続した検査を検査を行っています。その状況を報告致します。
と呼びます。
）が実施され、2015
 原子力機構における「県民 :%& 調査」行っています。その状況を報告致します
行っています。その状況を報告致します
原子力機構における「県民WBC調査」は､ 2011 年 7
原子力機構における「県民:%&調査」
調査」
 原子力機構における「県民:%&(1)
原子力機構における「県民 WBC調査」
月から開始され､2015
年
9月末までに延べ約
82011
万 5年
千人
原子力機構における「県民WBC調査」は､
調査」は､
原子力機構における「県民年 77
原子力機構における「県民 WBC調査」
は ､ 2011の方々の測定を終えています（表 1）。この測定において､月から開始され､2015
年月末までに延べ約万千人
月から開始され､2015
88万55千人
月から開始され､2015年年999月末までに延べ約月末までに延べ約8万
5千
当初は東海村の拠点に設置されている据置型
WBCや緊の方々の測定を終えています（表1）。
この測定において､の方々の測定を終えています（表1）。
この測定において､人の方々の測定を終えています（表 1）。この測定におい
急時用
WBC
車を用いましたが､2013
年
3
月からは、福
当初は東海村の拠点に設置されている据置型
WBCWBCや緊
当初は東海村の拠点に設置されている据置型
WBCや緊て､ 当初は東海村の拠点に設置されている据置型
島の環境回復活動に係る職員等のために新たに整備した
急時用WBCWBC
車を用いましたが､2013
年33年月からは、福
急時用車を用いましたが､2013
年
月からは、福や緊急時用WBC車を用いましたが ､2013
3 月からは、WBC 車２台を投入しました(図 1) [1] [2]。
島の環境回復活動に係る職員等のために新たに整備した島の環境回復活動に係る職員等のために新たに整備した
福島の環境回復活動に係る職員等のために新たに整備しWBC車２台を投入しました(図車２台を投入しました(図1)1)[1][1][2]。
[2]。
WBCた WBC 車２台を投入しました ( 図 1) [1] [2]。

図  :%& 車

WBC 車での測定には、WBC㻌  :%& 車 の他、衣服等に付着した
図
図
 :%& 車
放射性セシウムが体内に摂取されたものであるとの誤っWBC車での測定には、WBC車での測定には、WBCの他、衣服等に付着した
㻌WBC㻌WBC 車での測定には、WBCの他、衣服等に付着したの他、衣服等に付着した測定を防止するため、専用の体表面モニタも装備して放射性セシウムが体内に摂取されたものであるとの誤っ
放射性セシウムが体内に摂取されたものであるとの誤った放射性セシウムが体内に摂取されたものであるとのおります(図 2)。このモニタにて身体に汚染が付着していた測定を防止するため、専用の体表面モニタも装備してた測定を防止するため、専用の体表面モニタも装備して誤った測定を防止するため、専用の体表面モニタも装備ないことをアルファ線、ベータ線の測定により確認しま
おります(図2)。このモニタにて身体に汚染が付着していこのモニタにて身体に汚染が付着していおります(図2)。
しております( 図 2)。このモニタにて身体に汚染が付着す。その後、立位型
WBC にて体内から放射されるガンないことをアルファ線、ベータ線の測定により確認しま
ないことをアルファ線、ベータ線の測定により確認しま
していないことをアルファ線、ベータ線の測定により確マ線を測定します（図3）。㻌
す。その後、立位型
WBC
にて体内から放射されるガンす。その後、立位型
WBC
にて体内から放射されるガン認します。その後、立位型 WBC にて体内から放射されマ線を測定します（図3）。㻌
マ線を測定します（図 3）。㻌るガンマ線を測定します（図 3）。

106

図  体表面モニタ

図  立位型 :%&㻌  体表面モニタ
図図 体表面モニタ㻌㻌㻌  立位型 :%&図
図 立位型 :%&
㻌
㻌




図  :%& によるガンマ線スペクトル（測定例）
㻌
図
 :%&:%&によるガンマ線スペクトル（測定例）
によるガンマ線スペクトル（測定例）
図
測定結果は、図
測定結果は、図44に示すようなガンマ線スペクトルがに示すようなガンマ線スペクトルが㻌㻌得られます。なお、NaI（Tl）シンチレータ検出器を用い得られます。
なお、NaI（Tl）シンチレータ検出器を用い測定結果は、図4 に示すようなガンマ線スペクトルが測定結果は、図 4 に示すようなガンマ線スペクトルが得られます。なお、NaI（Tl）シンチレータ検出器を用い
この山形のピークの位置が放射性核種から放射された
この山形のピークの位置が放射性核種から放射されたていますので幅の広い山形のピークとなります。
ていますので幅の広い山形のピークとなります。
ガンマ線のエネルギーを示します。図
の赤色の○印はガンマ線のエネルギーを示します。図44 の赤色の○印はこの山形のピークの位置が放射性核種から放射された
この山形のピークの位置が放射性核種から放射された
134Cs と137
137Cs が検出された有意検出者の例を示します。
134
Cs と Cs が検出された有意検出者の例を示します。
ガンマ線のエネルギーを示します。図
の赤色の○印はガンマ線のエネルギーを示します。図44 の赤色の○印は
134
137
134
137
これに対して未検出者では
Cs
と
Cs
134
137
これに対して未検出者では
Cs と Csのピークが見らのピークが見134
Csとと137CsCsが検出された有意検出者の例を示します。
が検出された有意検出者の例を示します。
Cs
40K
れません。ただし、未検出者であっても
のピークが
40K
134
137
られません。ただし、未検出者であっても
のピーク
134
137
これに対して未検出者では Cs
Csとと Cs
Csのピークが見らのピークが見ら
これに対して未検出者では見られますが、これは体内に存在する天然の放射性カリ
40K のピークが40が見られますが、これは体内に存在する天然の放射性カれません。ただし、未検出者であってもれません。ただし、未検出者であってもK のピークがウムによるもので、概ね3000～6000Bq
見られますが、これは体内に存在する天然の放射性カリリウムによるもので、概ね 3000 ～ 6000Bqの範囲でした。
の範囲でした。
見られますが、これは体内に存在する天然の放射性カリ
なお、2015 年度は、福島県内
年度は、福島県内
11台、東海村原子力機構
ウムによるもので、概ね3000～6000Bqの範囲でした。
なお、2015台、東海村原子力機
ウムによるもので、概ね 3000～6000Bq の範囲でした。
展示館前1
台のWBC
車を用いて検査を実施しています。
なお、2015
年度は、福島県内
台、東海村原子力機構
構展示館前
1 年度は、福島県内
台のWBC 車を用いて検査を実施していま
なお、2015
11台、東海村原子力機構

内部被ばく評価及び結果
展示館前1
台のWBC車を用いて検査を実施しています。
車を用いて検査を実施しています。
す。
展示館前1
台のWBC
事故直後に検出下限値を超えて測定された主な原因は、

内部被ばく評価及び結果
 内部被ばく評価及び結果
放射性物質を含む空気を呼吸したことによる吸入摂取に
事故直後に検出下限値を超えて測定された主な原因は、事故直後に検出下限値を超えて測定された主な原因は、(2)
内部被ばく評価及び結果よるものと推定されました。
そこで2011年7 月から2012
放射性物質を含む空気を呼吸したことによる吸入摂取に放射性物質を含む空気を呼吸したことによる吸入摂取に
事故直後に検出下限値を超えて測定された主な原因
年 1 月までの検査は､「WBCで測定された体内の放射性よるものと推定されました。
そこで2011年7月から2012よるものと推定されました。
そこで2011年7月から2012は、放射性物質を含む空気を呼吸したことによる吸入摂物質は、放出が始まった
2011
年
3
月
12
日に吸入摂取し年月までの検査は､「WBCで測定された体内の放射性で測定された体内の放射性年11月までの検査は､「WBC取によるものと推定されました。そこで2011 年 7 月かたものが時間の経過とともに物理的に減衰したものや人物質は、放出が始まった
2011
月12
12
日に吸入摂取し物質は、放出が始まった
2011 年
33月日に吸入摂取しら 2012 年 1 月までの検査は､年「WBCで測定された体内
体の代謝にともない生物学的に減少したものとする保守たものが時間の経過とともに物理的に減衰したものや人たものが時間の経過とともに物理的に減衰したものや人の放射性物質は、放出が始まった 2011年 3 月 12 日に的（過大）な仮定」のもとで実効線量注）を評価しました。
体の代謝にともない生物学的に減少したものとする保守
体の代謝にともない生物学的に減少したものとする保守
吸入摂取したものが時間の経過とともに物理的に減衰し注）
2011
年度に原子力機構が実施した「県民WBC 調査」に
的
（過大）
な仮定」
のもとで実効線量注）を評価しました。
的
（過大）
な仮定」
のもとで実効線量を評価しました。
たものや人体の代謝にともない生物学的に減少したものて測定を受けられた方は約１万4千5 百人ですが､このう
2011
年度に原子力機構が実施した「県民WBC調査」に
調査」に
2011
年度に原子力機構が実施した「県民WBC
注）を評とする保守的（過大）な仮定」のもとで実効線量
ち99.8％の方の内部被ばくに係る実効線量は1
mSv未満て測定を受けられた方は約１万4千5百人ですが､このうて測定を受けられた方は約１万4 千5 百人ですが､このう価しました。2011
年度に原子力機構が実施した「県民でした。1 mSv を超えた方が0.2％おりましたが、最大のち99.8％の方の内部被ばくに係る実効線量は1
mSv未満
ち99.8％の方の内部被ばくに係る実効線量は1
mSv未満
WBC
調査」にて測定を受けられた方は約１万
4 千 5 百1方の実効線量でも
3
mSv
でした。
また、
2012
年度以降
でした。
mSvを超えた方がを超えた方が0.2％おりましたが、0.2％おりましたが、
最大の
でした。
11mSv
最大の
人ですが
､ このうち 99.8％の方の内部被ばくに係る実
mSv
を超える方は見られなくなりました（表1）。
方の実効線量でも33mSv
mSvでした。
でした。また、また、20122012年度以降
年度以降11方の実効線量でも効線量は 1 mSv 未満でした。1 mSv を超えた方が 0.2％
mSvを超える方は見られなくなりました（表を超える方は見られなくなりました（表1）
1）
。
mSv
。
おりましたが、最大の方の実効線量でも3 mSv でした。
 なお、代謝により体内の放射性セシウムが半分になる
また、2012年度以降 1 mSv を超える方は見られなくなまでの時間を生物学的半減期と呼びますが、成人で約３
なお、代謝により体内の放射性セシウムが半分になる なお、代謝により体内の放射性セシウムが半分になる
りました
（表 1）
。
カ月、子供で約１～２カ月と言われています。2012
年初
までの時間を生物学的半減期と呼びますが、成人で約３までの時間を生物学的半減期と呼びますが、成人で約３
なお、代謝により体内の放射性セシウムが半分になる
カ月、子供で約１～２カ月と言われています。2012
年初
カ月、子供で約１～２カ月と言われています。2012
年初ていますので幅の広い山形のピークとなります。
ていますので幅の広い山形のピークとなります。
得られます。
なお、NaI（Tl）シンチレータ検出器を用いまでの時間を生物学的半減期と呼びますが、成人で約３カ月、子供で約１～２カ月と言われています。2012 年ていたことから、当初は４歳児未満の幼児の測定は困難

初めには測定結果の殆どが検出下限値を下回るようになでした。このため幼児を模擬したファントム（ブロックり、事故直後に吸入摂取したとする評価は実態にそぐわ
めには測定結果の殆どが検出下限値を下回るようになり、状の線源を組み合わせ人型にした線源）
での特性試験をした。このため幼児を模擬したファントム（ブロック状

なくなりました。わずかに検出下限値を上回った方に
事故直後に吸入摂取したとする評価は実態にそぐわなく実施し、その結果から専用の椅子を用いて幼児を検出器の線源を組み合わせ人型にした線源）での特性試験を実お伺いすると､ 食品を通した経口摂取の可能性が推察さなりました。わずかに検出下限値を上回った方にお伺いの測定視野に入れるなどにより測定を可能にしました。
施し、その結果から専用の椅子を用いて幼児を検出器のれました。そこで2012 年 2 月以降の評価は ､ 日常的なすると､食品を通した経口摂取の可能性が推察されまし

また、検出器として NaI（Tl）シンチレータ検出器を測定視野に入れるなどにより測定を可能にしました。
134Cs の 605 keV のエネルギーに近用いていますので、

また、検出器としてNaI（Tl）シンチレータ検出器を用
い 609
keV
のガンマ線を放出する天然放射性核種（214Bi）
134
134Cs が存在いていますので、 Cs の 605 keV のエネルギーに近いが、空気中などから衣服や身体へ付着し、214Bi）
609keVのガンマ線を放出する天然放射性核種（
しないにも関わらず誤って検出される事例が見受けられ
134
が、空気中などから衣服や身体へ付着し、 Cs が存在しました。これを判定するため天然核種の影響を調査するないにも関わらず誤って検出される事例が見受けられまとともに判定のアルゴリズムを整備したり、湿度を調整した。これを判定するため天然核種の影響を調査するとし静電気の発生による衣服、身体等への付着を低減化す
ともに判定のアルゴリズムを整備したり、湿度を調整しるなど、測定結果の信頼性向上に努めました[3]。
静電気の発生による衣服、身体等への付着を低減化するなど、測定結果の信頼性向上に努めました[3]。
(5) 結果の報告と公開
 結果の報告と公開「県民 WBC 調査」での測定結果はご本人へ通知するほ 「県民 WBC 調査」での測定結果はご本人へ通知する
か ､ 福島県へも報告しています。福島県は、原子力機構
ほか､福島県へも報告しています。福島県は、原子力機構
が実施した結果も含めて、全体の結果を取りまとめ、ホーが実施した結果も含めて、全体の結果を取りまとめ、ホムページ等で定期的に公開しています [4]。
ームページ等で定期的に公開しています[4]。

た。そこで 2012 年 2 月以降の評価は､日常的な経口摂取
経口摂取を仮定した方法に切り替えました。すなわち、を仮定した方法に切り替えました。すなわち、2011
年32011
年 3 月 12 日から測定日前日まで、毎日放射性セシ
月 12 日から測定日前日まで、毎日放射性セシウムを同量ず
ウムを同量ずつ経口摂取したと仮定した場合の当該１年つ経口摂取したと仮定した場合の当該１年間の実効線量を間の実効線量を評価しています。現在、市場に流通して評価しています。現在、市場に流通している食品は事前いる食品は事前に検査されておりますので、検出下限値に検査されておりますので、検出下限値をわずかに上回をわずかに上回る程度の測定結果が得られた場合は、市る程度の測定結果が得られた場合は、市場を通さない経場を通さない経路での摂取の可能性が高く、一時的な摂路での摂取の可能性が高く、一時的な摂取と考えられま取と考えられますが、保守的な評価方法として日常的摂すが、保守的な評価方法として日常的摂取での評価が採取での評価が採用されました。現在もこの評価方法を継用されました。現在もこの評価方法を継続しています。
 分かりやすい説明
原子力機構は､この「県民 WBC 調査」において､実際に(3) 分かりやすい説明
県民の皆様の体内放射能を測定するだけではなく､「内部原子力機構は ､ この「県民 WBC 調査」において ､ 実
被ばく検査における Q&A」集の作成、受検者等を対象と際に県民の皆様の体内放射能を測定するだけではなく ､したコールセンターを設け電話相談を行ってきました。
「内部被ばく検査における Q&A」集の作成、受検者等をまた、福島県内の市町村、保健所等の WBC 検査技師の対象としたコールセンターを設け電話相談を行ってきま
方々から寄せられる測定方法、装置の維持管理、測定結した。また、福島県内の市町村、保健所等の WBC 検査
果の評価、通知・記録等に関する質問に対して技術的助技師の方々から寄せられる測定方法、装置の維持管理、言を行っています。
測定結果の評価、通知・記録等に関する質問に対して技
 測定技術の向上
術的助言を行っています。
また、原子力機構では、WBC 検査の信頼性を向上させるため種々の検討を実施してきました。原子力機構が所(4)有している
測定技術の向上WBC は、職業人として成人用に整備されてまた、原子力機構では、WBC検査の信頼性を向上さいたことから、当初は４歳児未満の幼児の測定は困難で続しています。

本研究には ､ 福島県保健福祉部からの受託研究「ホールボディカウンター（WBC）検査による福島県民健康調

本研究には､福島県保健福祉部からの受託研究「ホールボディカウンター（WBC）検査による福島県民健康調査支援業務」の成果の一部が含まれます。
注）一般公衆の方の内部被ばく線量は、成人については 50 年間、子供や幼児については 70 歳までの間に受け
注 一般公衆の方の内部被ばく線量は、成人についてる線量を総計した預託実効線量にて評価しますが，本項は  年間、子供や幼児については  歳までの間に受けでは単に「実効線量」と表記しました。
る線量を総計した預託実効線量にて評価しますが，本項では単に「実効線量」と表記しました。
査支援業務」の成果の一部が含まれます。

せるため種々の検討を実施してきました。原子力機構が所有している WBC は、職業人として成人用に整備され
表  原子力機構におけるホールボディカウンタ（:%&）による県民健康調査における測定結果

㻌㻌㻌㻌㻌㻞㻜㻝㻝 年度（㻞㻜㻝㻝 年 㻣 月～）㻌㻞㻜㻝㻞 年度㻌㻞㻜㻝㻟 年度㻌㻞㻜㻝㻠 年度㻌㻞㻜㻝㻡 年度 㻥 月末まで㻌
合計㻌

受検者数㻌
㻝㻤 歳未満㻌㻝㻤 歳以上㻌㻥㻘㻣㻟㻤㻌 㻌㻠㻘㻤㻝㻜㻌 㻌㻞㻜㻘㻥㻡㻡㻌 㻌㻡㻘㻡㻠㻜㻌 㻌㻝㻠㻘㻤㻢㻡㻌 㻌㻡㻘㻤㻤㻤㻌 㻌㻞㻝㻘㻟㻝㻜㻌 㻌㻠㻞㻝㻌 㻌㻣㻡㻞㻌㻥㻢㻝㻌㻢㻣㻘㻢㻞㻜㻌

㻝㻣㻘㻢㻞㻜㻌

実効線量㻌
総数㻌
㻝㻠㻘㻡㻠㻤㻌 㻌㻞㻢㻘㻠㻥㻡㻌 㻌㻞㻜㻘㻣㻡㻟㻌 㻌㻞㻝㻘㻣㻟㻝㻌 㻌㻝㻘㻣㻝㻟㻌

＜㻝㼙㻿㼢㻌
㻝㻠㻘㻡㻞㻡㻌 㻌㻞㻢㻘㻠㻥㻡㻌 㻌㻞㻜㻘㻣㻡㻟㻌 㻌㻞㻝㻘㻣㻟㻝㻌 㻌㻝㻘㻣㻝㻟㻌

≧㻝㼙㻿㼢㻌
㻞㻟㻌
㻜㻌
㻜㻌
㻜㻌
㻜㻌

㻤㻡㻘㻞㻠㻜㻌

㻤㻡㻘㻞㻝㻣㻌

㻞㻟㻌《参考文献》>@&7DNDGDHWDOO(YDOXDWLRQRI,QWHUQDO([SRVXUHRIWKH:RUNHUVDQGWKH5HVLGHQWV&DXVHGE\WKH)XNXVKLPD

1XFOHDU$FFLGHQW3URFHHGLQJVRI7KHWK,QWHUQDWLRQDO&RQJUHVVRIWKH,QWHUQDWLRQDO5DGLDWLRQ3URWHFWLRQ$VVRFLDWLRQ  KWWSZZZLUSDJODVJRZFRPLQIRUPDWLRQGRZQORDGV )LOH3GRF 《引用文献》 [1] >@70RPRVHHWDOO:KROHERG\&RXQWLQJRQ)XNXVKLPD5HVLGHQWVDIWHUWKH7(3&2)XNXVKLPD'DLLFKL1XFOHDU3RZHU
C. Takada, et.al., "Evaluation of Internal Exposure of the Workers and the Residents Caused by the

Fukushima Nuclear Accident", Proceedings of The 13th International Congress of the International Radiation
6WDWLRQ$FFLGHQW1,560  S
Protection Association, (2012). http://www.irpa13glasgow.com/information/downloads/ (File P12.22.doc).
測定における天然放射性核種の影響日本保健物理学会第４７回研究発表会要旨集、S（）
[2] >@寺門義則他、:%&
T. Momose, et. al.,"Whole-body Counting on Fukushima Residents after the TEPCO Fukushima Daiichi
Nuclear
StationAccident",>@
福 島 Power
県  「ホール
ボ デ ィNIRS-M-252
カ ウ ン タ ー(2012).
に よ p67-82
る内部被ばく検査 検査の結果について」：[3] 寺門義則
他、"WBC
測定における天然放射性核種の影響", 日本保健物理学会第４７回研究発表会要旨集、p125
KWWSVZZZSUHIIXNXVKLPDOJMSVHFEZEFNHQVDNHNNDKWP
 年  月閲覧（2014）.
[4] 福島県 ,「ホールボディカウンターによる内部被ばく検査 検査の結果について」：
https://www.pref.fukushima.lg.jp/sec/21045b/wbc-kensa-kekka.htm (2015 年 11 月閲覧 )107 福島県除染推進活動  
9-2 福島県除染推進活動
⑴ 福島県除染推進活動 ―平成  年度 国等への支援実績：概要・実績―
― 平成
26 年度
国等への支援：概要・実績――平成 年度
国等への支援実績：概要・実績―  福島環境安全センター 環境回復推進グループ         
川瀬 啓一、吉村 修一、北野
光昭、渡邊 雅範、寺川友斗、菊池 福島環境安全センター
環境回復推進グループ   友斗、菊池     四朗
環境回復推進グループ 川瀬
啓一、吉村
修一、北野
光昭、渡邊
雅範、寺川
四朗
川瀬 啓一、吉村 修一、北野 光昭、渡邊 雅範、寺川 友斗、菊池 四朗

福島環境安全センター

えられます。また、飯舘村いいたてホーム・いちばん館、ばん館、飯舘村菊池製作所及び葛尾村役場周辺でも線量
飯舘村菊池製作所及び葛尾村役場周辺でも線量率の低下
えられます。また、飯舘村いいたてホーム・いちばん館、率の低下割合が第5 回調査以降に大きくなっており、同除染活動に対する様々な技術支援を行っています。その割合が第 回調査以降に大きくなっており、同様に本格除除染活動に対する様々な技術支援を行っています。その
飯舘村菊池製作所及び葛尾村役場周辺でも線量率の低下
福島環境安全センターにおいて、環境省などが進める様に本格除染の効果が現れていると考えられます。
活動内容について紹介します。
染の効果が現れていると考えられます。
活動内容について紹介します。
割合が第 回調査以降に大きくなっており、同様に本格除除染活動に対する様々な技術支援を行っています。その染の効果が現れていると考えられます。
活動内容について紹介します。
(1) 除染効果の維持確認調査
除染効果の維持確認調査

環境省の要請により、除染作業後に除染の効果が維持
環境省の要請により、除染作業後に除染の効果が維持さ 除染効果の維持確認調査
されているかどうかを調べるため、平成
23 年度に除染れているかどうかを調べるため、
平成
年度に除染モデル
環境省の要請により、除染作業後に除染の効果が維持さ
モデル実証事業を実施した地区のうち、14地区を対象
実証事業を実施した地区のうち、地区を対象として空間
れているかどうかを調べるため、
平成年度に除染モデル
として空間線量率の追跡調査を行いました。平成26
年
線量率の追跡調査を行いました。平成 年度は、 回の調
実証事業を実施した地区のうち、
 地区を対象として空間度は、4回の調査を実施（第6
回調査：平成
26
年
3
月
査を実施
（第

回調査
：
平成

年

月～
月、
第

回調査：

線量率の追跡調査を行いました。平成  年度は、 回の調
平成
（第年 7月～
月、
第 26
回調査
平成7
年第
 月～
月、
～
4 月、
第
回調査
：
平成
年
月～
月、
第
8回調査：
回調査
：

査を実施
回調査
：
平成

年6：
月～
月、
第

回調査：平成年月～
月）し、除染直後及び平平成269 月～月、
10第月、第9 回調査：平成
26 年 11
月
 
平成
年年
 月～
 回調査
：平成  年  月～
月、
第  回調査（ 年  月  日測定）
成
月）
年 
月に実施した第 回調査の測定結果との比較をし、除染直後及び平成
24 年 10 月に実施した

第～
 12
回調査：平成 年  月～月）し、除染直後及び平第  回調査（ 年  月  日測定）
行いました。なお、第 回調査では、対象地区を
 地区追回調査の測定結果との比較を行いました。なお、第

成第
1 年
 月に実施した第 回調査の測定結果との比較を地区の調査を実施しました。
9加し、
回調査では、対象地区を1 地区追加し、15 地区の調査
行いました。なお、第 回調査では、対象地区を
 地区追
調査は、
事前に設定した定点での空間線量率の測定と歩を実施しました。
加し、
地区の調査を実施しました。
行モニタリング・
マッピング測定装置（ガンマプロッタＨ）
調査は、事前に設定した定点での空間線量率の測定と
調査は、事前に設定した定点での空間線量率の測定と歩による歩行サーベイの つの方法で実施しました。
行モニタリング・マッピング測定装置（ガンマプロッタＨ）
歩行モニタリング・マッピング測定装置（ガンマプロッ
定点測定の結果、第 つの方法で実施しました。
回の調査時点で平均の空間線量率

による歩行サーベイのタＨ）
による歩行サーベイの2 つの方法で実施しました。
が最も高かったのは大熊町夫沢地区でμSv/h、最も
定点測定の結果、第 9 回の調査時点で平均の空間線量率
定点測定の結果、第回の調査時点で平均の空間線量率低かったのは楢葉町南工業団地の μSv/h でした。図 が最も高かったのは大熊町夫沢地区でが最も高かったのは大熊町夫沢地区でμSv/h、最も12.8μSv/h、最も
第  回調査（ 年  月  日測定）

に示す通り、第回調査の空間線量率を基準としたとき低かったのは楢葉町南工業団地の低かったのは楢葉町南工業団地のμSv/h
0.15μSv/hでした。図
でした。図
●<0.5μSv/h 㻌●1.5～2.0μSv/h 㻌の各地区の平均の空間線量率の推移は、
 地区全てで第 
第  回調査（ 年  月  日測定）

 1に示す通り、第 回調査の空間線量率を基準としたときに示す通り、第1 回調査の空間線量率を基準としたと
凡例㻌 ●0.5～1.0μSv/h 㻌 ●2.0～2.5μSv/h 㻌
回の調査以降連続して低下しており、除染の効果が維持さ●<0.5μSv/h㻌
●1.0～1.5μSv/h㻌 ●1.5～2.0μSv/h
の各地区の平均の空間線量率の推移は、
 地区全てで第● 2.5μSv/h< 㻌㻌
きの各地区の平均の空間線量率の推移は、14
地区全て
凡例㻌 ●0.5～1.0μSv/h 㻌 ●2.0～2.5μSv/h 㻌
れていることが確認できました。
図

除染効果の維持確認調査

回の調査以降連続して低下しており、除染の効果が維持さ●1.0～1.5μSv/h 㻌● 2.5μSv/h< 㻌で第 1 回の調査以降連続して低下しており、除染の効果（ガンマプロッタＨの結果の例）


れていることが確認できました。
図

除染効果の維持確認調査
が維持されていることが確認できました。
 に示すように、
ガンマプロッタＨによる測定結果に（ガンマプロッタＨの結果の例）
図
図 2 に示すように、ガンマプロッタＨによる測定結果
おいても、
第  回調査時と比べ、
第  回調査の空間線量率
図  に示すように、
ガンマプロッタＨによる測定結果ににおいても、第 1 回調査時と比べ、第 9 回調査の空間線が面的に低くなっていることが確認できました。
おいても、
第  回調査時と比べ、第  回調査の空間線量率

量率が面的に低くなっていることが確認できました。

これらの調査の結果、各地区の空間線量率の平均値は、が面的に低くなっていることが確認できました。

これらの調査の結果、各地区の空間線量率の平均値は、

第 回調査から継続して低下しており、除染の効果は概ね
これらの調査の結果、各地区の空間線量率の平均値は、

第1 回調査から継続して低下しており、除染の効果は概維持されていることが確認できました。また、第 回調査
第  回調査から継続して低下しており、除染の効果は概ね
ね維持されていることが確認できました。また、第1回の空間線量率を ％としたときの第  回調査時の線量比維持されていることが確認できました。また、第 回調査

調査の空間線量率を100％としたときの第％であるのに
9 回調査時のは、
放射性セシウムの物理減衰計算値が約の空間線量率を％としたときの第  回調査時の線量比

線量比は、放射性セシウムの物理減衰計算値が約
65％
対し、
地区の平均値は約 ％となっていました。一方、は、放射性セシウムの物理減衰計算値が約％であるのにであるのに対し、14
地区の平均値は約 60％となってい第 回調査で初めて調査を行った川俣町坂下地区では除染
対し、地区の平均値は約 ％となっていました。一方、
ました。一方、第9 回調査で初めて調査を行った川俣 回調査間の放射性セシウムの物理減衰を考慮
図 除染効果の維持確認調査（定点測定の結果）

第直後から第 回調査で初めて調査を行った川俣町坂下地区では除染
町坂下地区では除染直後から第9調査結果では約回調査間の放射性セシした値が約％であるのに対し、
％であ
直後から第
 回調査間の放射性セシウムの物理減衰を考慮
  図 除染効果の維持確認調査（定点測定の結果）
ウムの物理減衰を考慮した値が約55％であるのに対し、り、物理減衰より線量比の低下が少ない結果でした。この
％であるのに対し、調査結果では約 ％であ また、第  回調査から第  回調査の空間線量率（平均値） した値が約調査結果では約60％であり、物理減衰より線量比の低また、
第1回調査から第9回調査の空間線量率（平均値）の変化割合（以下、「線量比」という。）を同期間の放射要因としては、
この地区の除染直後の線量率測定が平成

り、物理減衰より線量比の低下が少ない結果でした。この
また、第  回調査から第  回調査の空間線量率（平均値）
下が少ない結果でした。この要因としては、この地区の
の変化割合
（以下、
「線量比」（ウエザリング効果なしで計という。
）を同期間の放射性性セシウムの物理減衰計算値
年
 月に行われており積雪の影響で除染直後の線量率を低要因としては、
この地区の除染直後の線量率測定が平成 の変化割合（以下、「線量比」という。）を同期間の放射算）と比較すると、後者が約％に低下するのに対し、めに評価している可能性や、比較した測定点の地目や位置
除染直後の線量率測定が平成
24 年 2 月に行われており
セシウムの物理減衰計算値（ウエザリング効果なしで計年  月に行われており積雪の影響で除染直後の線量率を低性セシウムの物理減衰計算値（ウエザリング効果なしで計
各地区の線量比はそれよりも低い値を示していました。
線の違い（例：道路中央と路側帯）が影響していると考えら
積雪の影響で除染直後の線量率を低めに評価している可算）と比較すると、後者が約％に低下するのに対し、65％に低下するのに対し、めに評価している可能性や、比較した測定点の地目や位置算）と比較すると、後者が約
量比が特に大きい飯舘村ハヤシ製作所、楢葉町南工業団地、れます。
能性や、比較した測定点の地目や位置の違い（例：道路各地区の線量比はそれよりも低い値を示していました。
の違い（例：道路中央と路側帯）が影響していると考えら各地区の線量比はそれよりも低い値を示していました。
線
川内村貝の坂地区の地区では調査地区及びその周辺で中央と路側帯）が影響していると考えられます。
線量比が特に大きい飯舘村ハヤシ製作所、楢葉町南工業
量比が特に大きい飯舘村ハヤシ製作所、
楢葉町南工業団地、 れます。
これまでに実施された本格除染の効果が現れていると考
団地、川内村貝の坂地区の3
地区では調査地区及びその川内村貝の坂地区の  地区では調査地区及びその周辺で
福島環境安全センターにおいて、環境省などが進める
福島環境安全センターにおいて、環境省などが進める

300.0
（
除 空
染 間 250.0
直 線
後 量
200.0
の 率
値 の
を 平 150.0１ 均
０ 値 100.0
０ のと 比
し （ 50.0
％
て ）
）
0.0

除染直前の測定結果（H23.11月、12月）

除染直後の測定結果（H23.12月～H24.4月）

第１回調査結果（H24.10月）

第２回調査結果（H25.3月）

第３回調査結果（H25.5月～7月）

第５回調査結果（H25.12月）

第６回調査結果（H26.3月、4月）

第７回調査結果（H26.6月、7月）

第８回調査結果（H26.9月）

第９回調査結果（H26.11月、12月）

第４回調査結果（H25.9月、10月）

約㻠㻢㻜％㻌

大
熊
町
夫
沢
地
区

大
熊
町
役
場
周
辺

浪
江
町
津
島
地
区
＊

富
岡
町
夜
の
森
公
園

富
岡
町
富
岡
第
二
中
学
校

浪
江
町
権
現
堂
地
区

飯
舘
村
草
野
地
区
＊

飯
舘
村
ハ
ヤ
シ
製
作
所
＊

飯
舘
・
村
い
い
ち
い
ば
た
ん
て
館
ホ
＊ ー
ム

飯
舘
村
菊
池
製
作
所
＊

川
内
村
貝
の
坂
地
区

葛
尾
村
役
場
周
辺

金
房
南
小
相
学
馬
校
市
周
辺

楢
葉
町
南
工
業
団
地

１
４
地
区
の
平
均
値

川
俣
町
坂
下
地
区
＊

＊：浪江町津島地区、飯舘村及び川俣町坂下地区の除染直後の測定結果については、積雪の影響を受けて測定値が低めとなっている可能性があります。㻌
㻌

注１）測定値は、降雨／降雪、気温などの気象条件、地面の湿潤状態や草木の繁茂状態などの環境条件により変動することがあります。㻌
注２）除染直後の測定から第９回の追跡調査までは２年９ケ月程度経過しており、その間に放射性セシウムに起因する線量率は物理減衰により㻠㻡％程度㻌㻌 㻌 㻌 の低減が見込まれます。㻌

周辺でこれまでに実施された本格除染の効果が現れていこれまでに実施された本格除染の効果が現れていると考ると考えられます。また、飯舘村いいたてホーム・いち
108



(

350.0
除
染 空 300.0
直 間
線
後 400.0
除 の 量 250.0
350.0
染 空
値 率
の 200.0
直 間
を 300.0
前 線
１ 平
均 150.0の 量
０ 250.0率
値 ０ 値の 100.0
を の％ 200.0
１ 平
と 比
（
０ 均
し 150.0
％
50.0
０ 値
て ）
％ の
） 100.0
0.0
と 比
（
除染直後㻌
し ％ 50.0
第㻝回追跡調査㻌
て ）
0.0
）
(

除染直前の測定結果㻌
（㻴㻞㻡㻚㻥月～㻝㻝月）㻌

除染直後の測定結果㻌

㻝㻜㻜㻌㻌
㻤㻝㻌㻌
浪
江
町
赤
宇
木
地
区

㻝㻜㻜㻌㻌
㻤㻢㻌㻌
浪
江
町
大
堀
地
区

㻝㻜㻜㻌㻌
㻥㻝㻌㻌
浪
江
町
井
手
地
区
＊

㻝㻜㻜㻌㻌
㻣㻤㻌㻌
双
葉
厚
生
病
院
一
帯

㻝㻜㻜㻌㻌
㻣㻜㻌㻌
ふ
た
ば
幼
稚
園

㻝㻜㻜㻌㻌
㻣㻤㻌㻌
双
葉
町
農
村
広
場

㻝㻜㻜㻌㻌
㻤㻝㻌㻌
６
地
区
の
平
均

除染直前の測定結果㻌
（㻴㻞㻡㻚㻝㻝月～㻴㻞㻢㻚㻠月）㻌
（㻴㻞㻡㻚㻥月～㻝㻝月）㻌
除染直後の測定結果㻌
（㻴㻞㻡㻚㻝㻝月～㻴㻞㻢㻚㻠月）㻌
第１回調査結果
第１回調査結果㻌
（H26.11月、12月）（㻴㻞㻢㻚㻝㻝月、㻝㻞月）㻌

除染範囲

注１）測定値は、降雨／降雪、気温などの気象条件、地面の湿潤状態や草木の繁茂状態などの環境条件により変動することがある。㻌
注２）除染直後の測定から第１回の追跡調査までは１年程度経過しており、その間に放射性セシウムに起因する線量率は物理減衰により㻌㻌 㻌 㻌 １５％程度の低減が見込まれる。㻌
注３）除染直後と第１回調査とでは、測定位置等の測定条件が異なることから、測定点ごとの単純な比較はできませんが、全体的な傾向につ㻌㻌 㻌 㻌 いては平均値から確認できます。㻌
＊㻌 井手地区の農地では、通常の本格除染と同様に土壌を㻡㼏㼙削り取った後にそのまま客土・耕起を行った場所と、予備的なデータを取得するために地権者の同意を得てさらに㻡㼏㼙（合計㻝㻜㼏㼙）削り取ってから客土・耕起を行った場所があります。除染直後の測定結果は、農地に係るそれらの全作業が終了した状態で（道路上を）測定したものです。㻌©㻞㻜㻝㻟㼆㻱㻺㻾㻵㻺㻌 㻌 Image©2013 㻰㼕㼓㼕㼠㼍㼘㻳㼘㼛㼎㼑㻌 㻳㼛㼛㼓㼘㼑㻌㼑㼍㼞㼠㼔㻌㻔㻝㻕㻌 定点測定の結果㻌㻔㻞㻕㻌 ガンマプロッタＨでの測定結果例㻌

図 帰還困難区域における除染モデル実証事業エリア継続モニタリング調査結果

評価を行いました（図）。これらの評価結果については、
4）。これらの評価結果については、(2)  帰還困難区域における除染モデル実証事業エリア継価を行いました（図帰還困難区域における除染モデル実証事業エリア
図
帰還困難区域における除染モデル実証事業エリア継続モニタリング調査結果
適宜環境省への報告を行い、受注者の測定結果と合わせ続モニタリング調査

継続モニタリング調査

環境省の要請により、平成25年度に帰還困難区域におけ
年度に帰還困難区域に環境省の要請により、平成 

適宜環境省への報告を行い、受注者の測定結果と合わせて本格除染工事における施工条件の決定に活用されまして本格除染工事における施工条件の決定に活用されまし

価を行いました（図）。これらの評価結果については、
 帰還困難区域における除染モデル実証事業エリア
た。
た。
適宜環境省への報告を行い、受注者の測定結果と合わせ継続モニタリング調査
6 を対象として、除染の効果が維持されていることを確認す
地区を対象として、除染の効果が維持されていること
て本格除染工事における施工条件の決定に活用されまし
環境省の要請により、平成  年度に帰還困難区域におけを確認するために空間線量率を調査し、除染直後測定結(4)
その他の除染試験等の技術支援るために空間線量率を調査し、除染直後測定結果との比較
 その他の除染試験等の技術支援
た。
る除染モデル実証事業を実施した浪江町、双葉町の  地区
1）
除染技術実証事業に係る技術支援
果との比較を行いました。この調査は、第9 回の除染効を行いました。この調査は、第  回の除染効果の維持確認
 除染技術実証事業に係る技術支援
を対象として、除染の効果が維持されていることを確認す
今後の除染や汚染廃棄物の処理、中間貯蔵等の事業に果の維持確認調査
26月）に並行して、事前に設定し年 11 月～ 12 月）に並行し調査 平成  年 ( 平成月～
今後の除染や汚染廃棄物の処理、中間貯蔵等の事業に役るために空間線量率を調査し、除染直後測定結果との比較
 その他の除染試験等の技術支援
役立てることを目的とした新しい除染技術の確立に向けて、事前に設定した定点での空間線量率の測定とガンマた定点での空間線量率の測定とガンマプロッタＨによる歩立てることを目的とした新しい除染技術の確立に向けた環を行いました。この調査は、第  回の除染効果の維持確認
 除染技術実証事業に係る技術支援
行サーベイの  つの方法で実施しました。
境省の除染技術実証事業が、平成  年度も実施されました。
た環境省の除染技術実証事業が、平成
26 年度も実施さ
プロッタＨによる歩行サーベイの2 つの方法で実施しま
調査 平成  年  月～ 月）に並行して、事前に設定し今後の除染や汚染廃棄物の処理、中間貯蔵等の事業に役
今回の第  回調査時点で空間線量率（平均値）が最も高
この実証事業に対して、環境省の要請に基づき、中立的・れました。この実証事業に対して、環境省の要請に基づした。
た定点での空間線量率の測定とガンマプロッタＨによる歩立てることを目的とした新しい除染技術の確立に向けた環かった地区は、双葉町農村広場でμ6YK、最も低かっ
公平的かつ除染技術に関して高い知見を有した立場から、き、中立的・公平的かつ除染技術に関して高い知見を有
今回の第 1 回調査時点で空間線量率（平均値）が最も行サーベイの  つの方法で実施しました。
境省の除染技術実証事業が、平成  年度も実施されました。
たのはふたば幼稚園のμ6YKでした。
図に示す通り、 した立場から、新技術の選定に係る技術的な支援、実証
新技術の選定に係る技術的な支援、実証試験の実施に係る高かった地区は、双葉町農村広場で
4.99μSv/h、最も低
今回の第  回調査時点で空間線量率（平均値）が最も高
この実証事業に対して、環境省の要請に基づき、中立的・除染直後の平均の空間線量率を％としたときの空間線
技術的な助言、実証試験への立会いなどを行いました。ま
試験の実施に係る技術的な助言、実証試験への立会いなかったのはふたば幼稚園の2.23μSv/hでした。図 2 に示かった地区は、双葉町農村広場でμ6YK、最も低かっ
公平的かつ除染技術に関して高い知見を有した立場から、
量率（平均値）の推移を比較すると、除染直後と第回調た、実証試験の結果に対して、除染効果や減容率、除去物
どを行いました。また、実証試験の結果に対して、除染
す通り、除染直後の平均の空間線量率を図に示す通り、100％としたとたのはふたば幼稚園のμ6YKでした。
新技術の選定に係る技術的な支援、実証試験の実施に係る査間の線量比は約％で、同期間の放射性セシウムの物理
発生量、実用化の課題等などの評価の妥当性の確認を行う
効果や減容率、除去物発生量、実用化の課題等などの評
きの空間線量率（平均値）の推移を比較すると、除染直除染直後の平均の空間線量率を％としたときの空間線
技術的な助言、実証試験への立会いなどを行いました。ま
減衰を考慮した値の約％より低い値でした。また、ガンなど、評価の取りまとめに関する技術的な支援を実施しま
価の妥当性の確認を行うなど、評価の取りまとめに関す
後と第 1 回調査間の線量比は約 80％で、同期間の放射量率（平均値）の推移を比較すると、除染直後と第 回調た、実証試験の結果に対して、除染効果や減容率、除去物
マプロッタＨによる測定でも、未除染エリアに比べて空間した。
る技術的な支援を実施しました。
性セシウムの物理減衰を考慮した値の約85％より低い
査間の線量比は約％で、同期間の放射性セシウムの物理
発生量、実用化の課題等などの評価の妥当性の確認を行う
線量率が低いことを示す結果が得られました。
 福島県市町村除染技術支援事業対応
福島県市町村除染技術支援事業対応2)
値でした。また、ガンマプロッタＨによる測定でも、未減衰を考慮した値の約％より低い値でした。また、ガンなど、評価の取りまとめに関する技術的な支援を実施しま
これらの結果から、除染の効果が概ね維持されているこ
福島県が、県内の市町村が実施する除染作業の推進に資福島県が、県内の市町村が実施する除染作業の推進に
除染エリアに比べて空間線量率が低いことを示す結果がマプロッタＨによる測定でも、未除染エリアに比べて空間した。
とが確認されました。
することを目的として実施した「平成  年度福島県市町「平成 26 年度福島県得られました。
線量率が低いことを示す結果が得られました。
 資することを目的として実施した
福島県市町村除染技術支援事業対応
村除染技術支援事業」のうち、「住宅除染等における効果
市町村除染技術支援事業」のうち、「住宅除染等におけ
これらの結果から、除染の効果が概ね維持されている
これらの結果から、除染の効果が概ね維持されているこ
福島県が、県内の市町村が実施する除染作業の推進に資的な測定技術の検証」に機構が開発したガンマプロッタＨ
 国直轄除染工事に係る技術支援
る効果的な測定技術の検証」に機構が開発したガンマプ
ことが確認されました。
とが確認されました。
することを目的として実施した「平成 年度福島県市町を提供して参加し、検証試験への協力を行いました。
本格除染事業においては、実際の除染作業の前に各除
村ロッタＨを提供して参加し、検証試験への協力を行いま除染技術支援事業」のうち、「住宅除染等における効果
検証試験の結果、歩行速度が PV の場合、線量の高染対象（農地、住宅、森林等）に適した除染方法（表土的な測定技術の検証」に機構が開発したガンマプロッタＨ
 国直轄除染工事に係る技術支援
した。
(3)
国直轄除染工事に係る技術支援
低に追従したことから、高線量箇所がおおまかにどの辺りの剥ぎ取り、拭き取り、高圧洗浄等）を決定するためのを提供して参加し、検証試験への協力を行いました。
本格除染事業においては、実際の除染作業の前に各除検証試験の結果、歩行速度が 1.0 m/s の場合、線量の本格除染事業においては、実際の除染作業の前に各除に分布しているかの一次スクリーニングに適しているとの試験施工が行われています。
検証試験の結果、歩行速度がPV の場合、線量の高染対象（農地、住宅、森林等）に適した除染方法（表土
高低に追従したことから、高線量箇所がおおまかにどの染対象（農地、住宅、森林等）に適した除染方法（表土の検証結果となりました。一方で、歩行速度 PV 以下の機構は、環境省の要請に基づき、平成  年度に富岡町
低に追従したことから、高線量箇所がおおまかにどの辺りの剥ぎ取り、拭き取り、高圧洗浄等）を決定するための辺りに分布しているかの一次スクリーニングに適してい
剥ぎ取り、拭き取り、高圧洗浄等）を決定するための試
場合、線量の高低と位置ともに除染関係ガイドラインに示で実施された  回の試験施工への立会いを行い、機構独に分布しているかの一次スクリーニングに適しているとの試験施工が行われています。
るとの検証結果となりました。一方で、歩行速度 0.5 m/
験施工が行われています。
されたサーベイメータを用いた測定法に非常によく追従す
自の放射線測定（β線成分の測定）により表面に存在す
検証結果となりました。一方で、歩行速度
PV 以下の機構は、環境省の要請に基づき、平成 年度に富岡町s以下の場合、線量の高低と位置ともに除染関係ガイド
機構は、環境省の要請に基づき、平成26
年度に富岡るとの検証結果となりました。この結果については、福島
る放射性セシウムの有無を確認することで除染効果の評
場合、線量の高低と位置ともに除染関係ガイドラインに示で実施された 回の試験施工への立会いを行い、機構独ラインに示されたサーベイメータを用いた測定法に非常
町で実施された6 回の試験施工への立会いを行い、機構
県のホームページにおいて公表されています。
されたサーベイメータを用いた測定法に非常によく追従す
自の放射線測定（β線成分の測定）により表面に存在すによく追従するとの検証結果となりました。この結果に独自の放射線測定（β線成分の測定）により表面に存在 その他の除染効果評価に係る技術支援
るとの検証結果となりました。この結果については、福島
る放射性セシウムの有無を確認することで除染効果の評
ついては、福島県のホームページにおいて公表されていする放射性セシウムの有無を確認することで除染効果の国による本格除染が終了した大熊町でのフォローアップ
県のホームページにおいて公表されています。
ます。
モニタリングの結果について、環境省が行う除染効果の評
 その他の除染効果評価に係る技術支援
3)
その他の除染効果評価に係る技術支援
価や除染直後のモニタリング値に比べて上昇しているよう
国による本格除染が終了した大熊町でのフォローアップ
国による本格除染が終了した大熊町でのフォローアッ
な地点についての現地調査や、対応策の検討などの技術的モニタリングの結果について、環境省が行う除染効果の評
プモニタリングの結果について、環境省が行う除染効果な助言を行うなどの支援を行いました。
価や除染直後のモニタリング値に比べて上昇しているよう
図  試験施工の評価結果の例
の評価や除染直後のモニタリング値に比べて上昇してい な地点についての現地調査や、対応策の検討などの技術的るような地点についての現地調査や、対応策の検討などな助言を行うなどの支援を行いました。
おける除染モデル実証事業を実施した浪江町、双葉町のる除染モデル実証事業を実施した浪江町、双葉町の  地区

農地（田）の試験施工結果

1,800

100%

1,600

80%

1,400
1,200

表面汚染㻔γ成分㻕㻌

1,000

60%

表面汚染㻔β成分㻕㻌

800

低減率㻔β成分㻕㻌40%

低減率(β成分+γ成分㻕㻌

㻕

600

400

低
減
率
㻑
㻌

㻔 㻕

㻔

表
面
汚
染
㼏
㼜
㼙
㻌

20%

200
0

0%

除染前

表土削り取り
（５cm）

覆土

耕起
（２回実施）図  試験施工の評価結果の例

の技術的な助言を行うなどの支援を行いました。

109

9-2 ⑵ 福島県除染推進活動    福島県除染推進活動

― 自治体への支援：概要・実績 ――自治体への支援：概要・実績―
福島環境安全センター

環境回復推進グループ

山下 卓哉、青木 勲、浅妻 新一郎

福島環境安全センター 環境回復推進グループ 山下 卓哉、青木 勲、浅妻 新一郎【除染推進専門家チームの発足と役割】㻌
○ᴾ ᵦᵐᵑᵌᵗᵌᵐᵖᴾ ：ᴾ 各拠点から専門分野に精通した技術者・研究者が集結、『除染推進専門家チーム』が発足㻌
○ᴾ 福島県内の除染活動の円滑な推進のため自治体を支援㻌）福島県内各市町村における除染実施計画の策定協力
ᴾ

汚染状況重点調査地域ᴾ

汚染状況重点調査地域ᴾ
福島県内ᴾ 対象 ᵒᵏ 市町村ᴾ

ᵆᵖ 県 ᵏᵎᵒ 市町村ᵇᴾ


実施計画策定済みᴾ   （ᵑᵒ 市町村）ᴾ
実施計画未策定ᴾ（ᵕ 市町村）ᴾᴾ
ᴾ
ᴾ

汚染状況重点調査地域の市町村数はチーム発足当時（平成２３年度）のもの

ᴾᴾ 除染に係る技術指導・支援等
ᴾ
ᴾ②講習会講師対応㻌

①「除染活動」支援協力、技術相談・指導㻌

ᴾ
ᴾᴾ
モデル住宅除染試験（ブラシ除染）㻌

ᴾ
ᴾ 小学校再開に向けた線量測定㻌
ᴾ
ᴾ
ᴾ
樹木からの影響調査ᴾ

ᴾ
ᴾ
ᴾ
ᴾ

馬事公苑の馬場の線量測定㻌

住宅除染フォローアップモニタリング㻌

除染現場での技術指導、除染方法の助言㻌

③仮置場設置に係る技術指導、現地調査㻌

④住民説明会における説明支援㻌

人材育成に係る座学対応㻌
⑤ワンストップ窓口対応㻌

ᴾ
ᴾ
ᴾ
ᴾ
ᴾ

地形・地質条件等の観点から技術指導、住民説明会にて技術的な説明・助言㻌・専門家派遣 除染現場、仮置場等 
・電話相談 健康相談、環境影響等 （ 件）

図  除染推進専門家チームの自治体活動の概要
㻌

汚染状況重点調査地域に指定された市町村における除汚染状況重点調査地域に指定された市町村における除

2) 除染に係る技術指導・支援等（1628 件）
除染に係る技術指導・支援等（件）

により平成23
 年
年 9 月に「除染推進専門家チーム」を設置
により平成月に「除染推進専門家チーム」を設置①「除染活動」支援・協力、技術相談・指導（件）
①「除染活動」支援・協力、技術相談・指導（603 件）②除染講習会開催、監督者等育成（件）
②除染講習会開催、監督者等育成（80 件）③仮置場設置に係る技術指導、現地調査（件）
③仮置場設置に係る技術指導、現地調査（251 件）④住民説明会における説明支援（件）
④住民説明会における説明支援（118 件）⑤ワンストップ窓口対応電話相談等!（件）
⑤ワンストップ窓口対応 < 電話相談等 >（576 件）
 除染に係る技術指導・支援等においては、福島県以除染に係る技術指導・支援等においては、福島県以外
外の７県（岩手県、宮城県、茨城県、千葉県、埼玉県、の７県（岩手県、宮城県、茨城県、千葉県、埼玉県、群馬県、群馬県、栃木県）からの支援要請にも対応しています。

し、各自治体等に対する支援活動を行って来ました。
し、各自治体等に対する支援活動を行って来ました。
 除染推進専門家チームの自治体支援活動の概要・実績
(1) 除染推進専門家チームの自治体支援活動の概要・実
除染推進専門家チームの自治体支援活動の概要を図１
績に示します。これまでの主な活動の実績は以下のとおり
除染推進専門家チームの自治体支援活動の概要を図１です（括弧内は平成  年  月末時点の対応件数）。
に示します。これまでの主な活動の実績は以下のとおり
 福島県内各市町村の除染実施計画の策定協力（件）です（括弧内は平成 27 年 9 月末時点の対応件数）。

1) 福島県内各市町村の除染実施計画の策定協力（116 件）
110①各市町村を訪問し、技術的内容を説明（116 件）①各市町村を訪問し、技術的内容を説明（件）

染活動の円滑な推進のため、内閣府・環境省からの要請
染活動の円滑な推進のため、内閣府・環境省からの要請栃木県）からの支援要請にも対応しています。



①ガンマプロッタによる線量測定

②1D, シンチレーション式サーベイメータ

③積算線量計による線量測定

河川敷公園

④調査を実施した河川公園の範囲

⑤ガンマプロッタによる線量測定結果

⑥5(6(7 で求めた線量率マップ（+ 時点）⑦5(6(7 による３年後（+）の予測結果

図  河川敷公園の現地調査と 5(6(7 による空間線量率の予測値結果

各自治体が進める除染活動への技術指導や支援の内
容は、除染効果の予測評価を支援するなど、年々高度各自治体が進める除染活動への技術指導や支援の内容
かつ専門的になってきています。以下では、ガンマプ
は、除染効果の予測評価を支援するなど、年々高度かつロッタ及び 5(6(7（除染活動支援システム）を用いて実専門的になってきています。以下では、ガンマプロッタ
施した、福島県内の河川敷公園の除染技術指導の例を
及びRESET（除染活動支援システム）を用いて実施した、紹介します。
福島県内の河川敷公園の除染技術指導の例を紹介しま 河川敷公園の除染技術指導
 除染指導の概要
す。
福島県の除染対策課の依頼を受け、平成  年  月に実施した河川敷公園の除染技術指導の例を紹介しま(2)
河川敷公園の除染技術指導す。この依頼に応えるために現地調査を行い、歩行式
1）
除染指導の概要のガンマプロッタを用いた面的な空間線量率の測定
福島県の除染対策課の依頼を受け、平成 26 年 11 月に（図２①）、1D, シンチレーション式サーベイメータに実施した河川敷公園の除染技術指導の例を紹介します。
よる詳細な空間線量率測定（図２②）、積算線量計を用
この依頼に応えるために現地調査を行い、歩行式のガンいた個人被ばく線量測定（図２③）を実施しました。
マプロッタを用いた面的な空間線量率の測定（図２①）、
また、除染活動支援システム「5(6(7」による放射線量
NaI シンチレーション式サーベイメータによる詳細な空の可視化と自然減衰評価を行いました。
間線量率測定（図２②）、積算線量計を用いた個人被ばく ガンマプロッタ及び 1D, シンチレーション式サーベ
線量測定（図２③）を実施しました。また、除染活動支
イメータによる測定結果

ガンマプロッタ（図２④～⑤）及び 1D, シンチレー
ション式サーベイメータの測定により、線量率の高い
ン式サーベイメータの測定により、線量率の高い場所は、場所は、法面の下、草地と道路や通路の境など雨水が法面の下、草地と道路や通路の境など雨水が滞留し易い
滞留し易い所であることが分かりました。            
所であることが分かりました。
 5(6(7 による予測
3)RESETによる予測 ガンマプロッタの測定結果を基に、5(6(7 を用いて現ガンマプロッタの測定結果を基に、RESET を用いて地調査時点の線量率マップを作成しました（図２⑥）。
この結果、現地調査時点の河川敷公園内の線量率は、
現地調査時点の線量率マップを作成しました（図２⑥）。
最大
μ6YK、最小μ6YK、平均μ6YK
この結果、現地調査時点の河川敷公園内の線量率は、最であることが分かりました。また、セシウムの自然減
大0.45μSv/h、最小 0.07μSv/h、平均 0.25μSv/h である
衰により、
年後の平均の線量率はμ6YK に低減
ことが分かりました。また、セシウムの自然減衰により、することが分かりました（図２⑦）。に低減することが分
1
年後の平均の線量率は 0.22μSv/h
 調査結果
かりました（図２⑦）。
以上の結果を取りまとめ、河川敷公園の線量率と滞4) 調査結果
在時間を考慮すると、除染の必要はないこと、また除以上の結果を取りまとめ、河川敷公園の線量率と滞在染を行う場合も面的な除染は必要なくホットスポット
時間を考慮すると、除染の必要はないこと、また除染を除染で良いこと、除染の方法としては除去土壌を発生行う場合も面的な除染は必要なくホットスポット除染でさせない「天地返し」が推奨されること等を、福島県
良いこと、除染の方法としては除去土壌を発生させないの除染対策課にお伝えしました。

援システム「RESET」による放射線量の可視化と自然減「天地返し」が推奨されること等を、福島県の除染対策課

衰評価を行いました。

にお伝えしました。

2) ガンマプロッタ及び NaI シンチレーション式サーベ
イメータによる測定結果
ガンマプロッタ（図２④～⑤）及び NaI シンチレーショ
111

㻥㻙㻞
㻥㻙㻞 福島県除染推進活動
福島県除染推進活動  
9-2 ―「平成年度最終処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果―
⑶ 福島県除染推進活動―「平成年度最終処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果―

福島環境安全センター・環境回復推進グループ 加藤 貢、岡田 尚、浅妻―「平成 27 年度最終処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果― 新一郎

福島環境安全センター・環境回復推進グループ 加藤 貢、岡田 尚、浅妻 新一郎㻥㻙㻞 福島県除染推進活動
  安全研究センター
環境影響評価研究グループ 武田聖司
安全研究センター 環境影響評価研究グループ 武田聖司

福島環境安全センター

環境回復推進グループ

加藤 貢、岡田 尚、浅妻 新一郎

安全研究センター 環境影響評価研究グループ 武田 聖司―「平成年度最終処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果―

放射能濃度法を検討します。また、焼却灰では燃やした後に残った
東京電力福島第一原子力発電所事故により、放射性物法を検討します。また、焼却灰では燃やした後に残った
東京電力福島第一原子力発電所事故により、放射性物
福島環境安全センター・環境回復推進グループ加藤 貢、岡田 尚、浅妻 新一郎
主灰（燃えがら）及び飛灰（燃焼ガスと共に巻き上がる
質が広範囲に飛散したため、各地域で除染作業が進めら
主灰（燃えがら）及び飛灰（燃焼ガスと共に巻き上がる
質が広範囲に飛散したため、各地域で除染作業が進めら
主灰（燃えがら）及び飛灰（燃焼ガスと共に巻き上がるば
東京電力福島第一原子力発電所事故により、放射性物
安全研究センター
環境影響評価研究グループ
武田聖司
ばいじん）
とに分けて処理方法を検討します。
（図[1]
れています。国は福島県内の除染作業で発生する土壌等
ばいじん）とに分けて処理方法を検討します。
（図2）
2）
[1]
れています。国は福島県内の除染作業で発生する土壌等いじん）とに分けて処理方法を検討します。（図 2）[1]
質が広範囲に飛散したため、各地域で除染作業が進めらを約2,000
万㎥と推計し（図1）[1]、中間貯蔵施設へ除を約 2,000 万㎥と推計し（図 1）[1]、中間貯蔵施設へ除土壌㻭： 放射能濃度が低く、用途先の高
れています。国は福島県内の除染作業で発生する土壌等
土壌A：
放射能濃度が低く、用途先の土壌㻭：
放射能濃度が低く、用途先の高去土壌等のパイロット輸送が平成
27
年
33月
13
日から始
法を検討します。また、焼却灰では燃やした後に残った
東京電力福島第一原子力発電所事故により、放射性物
放射能濃度に関するレベル(※)
土壌㻰
去土壌等のパイロット輸送が平成
27
年
月
13
日から始
放射能濃度に関するレベル(※)
放射能濃度に関するレベル(※)
土壌Dを満たし再生資源として使用で3 と推計し（図 1）
土壌㻰
放
土壌㻯
を約
2,000
万
m
[1]、中間貯蔵施設へ除を満たし再生資源として使用でを満たし再生資源として使用で土壌C
土壌㻯
きる粘性土及び砂質土
射放まっています。また、中間貯蔵施設に保管した除去土壌
主灰（燃えがら）及び飛灰（燃焼ガスと共に巻き上がる
質が広範囲に飛散したため、各地域で除染作業が進めらきる粘性土及び砂質土
きる粘性土及び砂質土
まっています。また、中間貯蔵施設に保管した除去土壌
能射
土壌㻮： 放射能濃度が土壌㻭よりも高い
放射能濃度が土壌Aよりも高い
放射能濃度が土壌㻭よりも高い
去土壌等のパイロット輸送が平成
27
年
3
月
13
日から
土壌B：
土壌㻮：
濃能
土壌㻮
が、放射能減衰を待って再生資等は、中間貯蔵開始後
30
年以内に福島県外での最終処分
ばいじん）とに分けて処理方法を検討します。
（図 2）[1]
れています。国は福島県内の除染作業で発生する土壌等
濃
土壌㻮
土壌B
度
が、放射能減衰を待って再生資
が、放射能減衰を待って再生資等は、中間貯蔵開始後 30 年以内に福島県外での最終処分源化できる粘性土及び砂質土度源化できる粘性土及び砂質土源化できる粘性土及び砂質土
土壌㻭
始まっています。また、中間貯蔵施設に保管した除去土
放射能濃度が中レベルの砂質土
土壌㻯：を完了することになっています。
土壌㻭
を約
2,000 万㎥と推計し（図 1）[1]、中間貯蔵施設へ除土壌A
低放射能濃度が中レベルの砂質土
土壌㻯：
放射能濃度が中レベルの砂質土
土壌C：
土壌㻰：
放射能濃度が高い砂質土、及びを完了することになっています。
低土壌㻰：
放射能濃度が高い砂質土、及び土壌D：
放射能濃度が高い砂質土、及び粘土
レキ 土壌㻭：シルト
放射能濃度が低く、用途先の砂
高放射能
濃度が中レベル以上の
壌等は、中間貯蔵開始後
30 年以内に福島県外での最終
レキ
シルト
粘土
砂
レキ
日本原子力研究開発機構は、安全性を確保した上で最砂
放射能
濃度が中レベル以上の放射能
濃度が中レベル以上の去土壌等のパイロット輸送が平成
27
年
3
月
13
日から始
粘性土
放射能濃度に関するレベル(※)
土壌㻰
日本原子力研究開発機構は、安全性を確保した上で最
農地系土壌
粘性土
粘性土
を満たし再生資源として使用で（※） 用途先の放射能濃度レベルは、
放土壌㻯
農地系土壌 宅地系土壌処分を完了することになっています。
（※）
用途先の放射能濃度レベルは、終処分する廃棄物量の低減及び処理処分コストに係る負用途先の放射能濃度レベルは、（※）
きる粘性土及び砂質土
射
まっています。また、中間貯蔵施設に保管した除去土壌
宅地系土壌
用途に応じた遮へいの方法等に
宅地系土壌
グランド表土終処分する廃棄物量の低減及び処理処分コストに係る負用途に応じた遮へいの方法等に能用途に応じた遮へいの方法等に
放射能濃度が土壌㻭よりも高い
土壌㻮：よって異なる。
グランド表土
道路・砂利小石濃土壌㻮 グランド表土
日本原子力研究開発機構は、安全性を確保した上で最よって異なる。
よって異なる。
が、放射能減衰を待って再生資担を軽減することが重要であると考え、除去土壌等の効等は、中間貯蔵開始後 30 年以内に福島県外での最終処分
道路・砂利小石
道路・砂利小石度（左図は放射能濃度・性状別の模式図、物量は今後精査する）
担を軽減することが重要であると考え、除去土壌等の効源化できる粘性土及び砂質土
発生場所（左図は放射能濃度・性状別の模式図、物量は今後精査する）（左図は放射能濃度・性状別の模式図、物量は今後精査する）

発生場所
土壌㻭
土壌㻯： 放射能濃度が中レベルの砂質土終処分する廃棄物量の低減及び処理処分コストに係る負
果的な減容処理の技術開発戦略の策定や、また、放射能を完了することになっています。
低果的な減容処理の技術開発戦略の策定や、また、放射能
土壌㻰：
放射能濃度が高い砂質土、及び
除去土壌
除去土壌
粘土
レキ
シルト
砂
放射能 濃度が中レベル以上の除去土壌
担を軽減することが重要であると考え、除去土壌等の効濃度が低い土壌等については、再生利用するための安全
日本原子力研究開発機構は、安全性を確保した上で最粘性土
濃度が低い土壌等については、再生利用するための安全
農地系土壌
高
（※）
用途先の放射能濃度レベルは、焼却灰㻭：放射能濃度レベルが
高
宅地系土壌
飛灰㻮
果的な減容処理の技術開発戦略の策定や、また、放射能
性評価や技術開発に取り組んでいます。
高焼却灰㻭：放射能濃度レベルが終処分する廃棄物量の低減及び処理処分コストに係る負用途に応じた遮へいの方法等に
飛灰㻮
焼却灰A：放射能濃度レベルが低く、再生 資源化で性評価や技術開発に取り組んでいます。
グランド表土飛灰B
低く、再生資源化で資源化でよって異なる。
放低く、再生きる主灰及び飛灰
道路・砂利小石
本研究は、環境省からの受託研究「平成27
年度最終
濃度が低い土壌等については、再生利用するための安全担を軽減することが重要であると考え、除去土壌等の効主灰㻮
きる主灰及び飛灰
射放きる主灰及び飛灰本研究は、環境省からの受託研究「平成 27 年度最終
主灰㻮
：放射能濃度レベルが（左図は放射能濃度・性状別の模式図、物量は今後精査する）
主灰㻮
射
発生場所
能
主灰B
主灰㻮 ：放射能濃度レベルが：放射能濃度レベルが

主灰B
高い主灰
濃能
処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果（の一
性評価や技術開発に取り組んでいます。
果的な減容処理の技術開発戦略の策定や、また、放射能
高い主灰
高い主灰
度濃
処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果（の一飛灰㻮 ：放射能濃度レベルが除去土壌
度
飛灰㻮 ：放射能濃度レベルが：放射能濃度レベルが
飛灰B
高い飛灰
部）です。
濃度が低い土壌等については、再生利用するための安全
本研究は、環境省からの受託研究「平成 27 年度最終
高い飛灰
焼却灰Ａ
部）です。
高い飛灰
放射能濃度

高低
低

性評価や技術開発に取り組んでいます。
処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果（の一 です。
除去土壌等の放射能濃度と性状別物量の把握
本研究は、環境省からの受託研究「平成27 年度最終部）
除去土壌等の放射能濃度と性状別物量の把握
除去土壌は、空間線量率が高い地域と比較的低い地域
処分に向けた技術開発戦略策定調査業務」の成果（の一除去土壌は、空間線量率が高い地域と比較的低い地域
では放射能濃度に大きな違いがあり、また、田畑の土壌
部）です。
(1)
除去土壌等の放射能濃度と性状別物量の把握
では放射能濃度に大きな違いがあり、また、田畑の土壌とグラウンド等によっても性状や粒径の分布割合が違い
除去土壌は、空間線量率が高い地域と比較的低い地域とグラウンド等によっても性状や粒径の分布割合が違います。中間貯蔵施設に搬入した草木類の可燃物は焼却
では放射能濃度に大きな違いがあり、また、田畑の土壌除去土壌等の放射能濃度と性状別物量の把握
ます。中間貯蔵施設に搬入した草木類の可燃物は焼却
処理を行って減容します。
また、市町村で焼却して除去土壌は、空間線量率が高い地域と比較的低い地域とグラウンド等によっても性状や粒径の分布割合が違い処理を行って減容します。
また、市町村で焼却して10
10万
万
Bq/kg
超の対策地域内廃棄物などの焼却灰も中間貯蔵
では放射能濃度に大きな違いがあり、また、田畑の土壌
Bq/kg 超の対策地域内廃棄物などの焼却灰も中間貯蔵
ます。中間貯蔵施設に搬入した草木類の可燃物は焼却処
施設に搬入されます。
とグラウンド等によっても性状や粒径の分布割合が違い
施設に搬入されます。
理を行って減容します。また、市町村で焼却して10 万これら除去土壌や焼却灰の放射能濃度別発生量や放射ます。中間貯蔵施設に搬入した草木類の可燃物は焼却
これら除去土壌や焼却灰の放射能濃度別発生量や放射Bq/kg
超の対策地域内廃棄物などの焼却灰も中間貯蔵施性セシウムの物理減衰、また、性状の特徴を把握し処理を行って減容します。
また、市町村で焼却して（図10 万1）性セシウムの物理減衰、また、性状の特徴を把握し（図
1）設に搬入されます。
[1]、処理処分コストに係る負担を軽減するために安全性
Bq/kg
超の対策地域内廃棄物などの焼却灰も中間貯蔵
[1]、処理処分コストに係る負担を軽減するために安全性
これら除去土壌や焼却灰の放射能濃度別発生量や放射の確保を大前提として減容処理を行い、最終処分量を施設に搬入されます。
の確保を大前提として減容処理を行い、最終処分量を
性セシウムの物理減衰、また、性状の特徴を把握し（図 1）
低減していく必要があります。
これら除去土壌や焼却灰の放射能濃度別発生量や放射低減していく必要があります。

放
射
能
濃
度

減容技術は環境省や福島県等で公募し、様々な技術が提案・報告されています。これらの技術を調査収集して提案・報告されています。これらの技術を調査収集して提案・報告されています。これらの技術を調査収集して技術別に分類し、除染率の程度や課題及び対応案をまと技術別に分類し、除染率の程度や課題及び対応案をまと技術別に分類し、除染率の程度や課題及び対応案をまと（図
めました。
減容技術の現状と減容処理ケースめました。
（図3）[1]3）[1]めました。（図 3）[1]

減容技術は環境省や福島県等で公募し、様々な技術が提案・報告されています。これらの技術を調査収集してレ キレやキ砂やの砂表の面表に面
レに
キレ
やキ
砂や
の砂
表の
面表
に面
固に
着固
し着
たし た
キ
や
砂た
の
面
に
レ セシウムを効果的に剥離させキや砂の表面に固着した
固レ
着固
し着
たし
セ
シ
ウ表
ムウ
のム
セシウムを効果的に剥離させ
セ
シ
の
固除去
着したセシウムのセシウムを効果的に剥離させ除去
る研磨等の技術評価・選定
る研磨等の技術評価・選定
技術別に分類し、除染率の程度や課題及び対応案をまと除去
る研磨等の技術評価・選定
粘土分の割合が高い
粘土分の割合が高い
セ シセ
ウシ
ムウ
がム固が着固し着たし粘た土粘を土 を《分級処理に必要な付帯技術》《分級処理に必要な付帯技術》
土粘土分の割合が高い
壌土は壌濃は縮濃物縮量物が量 が
シ的ウ
ム
が
固
着
しす技
たる粘
をの
《分級処理に必要な付帯技術》
選セ
択選
術技土
の術
択に
的分
に離
分す
離る
土
壌
は
濃
縮
物
量
が
多くなるため効果的な
めました。
（図
3）[1]
多くなるため効果的な● 付帯技術● 付帯技術選開発
択的に分離する技術の開発多くなるため効果的な
※1

1年
5年
10年 15年 20年 30年
評価時 1年
5年
10年 15年 20年 30年
経過年数

00

10万超
10万超
8000超～10万以下
8000超～10万以下
8000以下8000以下
評価時 1年
1年
評価時

5年
5年

10年 15年
15年 20年
20年 30年
30年
10年

経過年数
経過年数

出典：豊原治彦、佐藤敦政「放射性物質を含む汚染土壌等の洗浄と減容」㻔生物工学会誌第㻥㻞巻㻡号㻕

出典：豊原治彦、佐藤敦政「放射性物質を含む汚染土壌等の洗浄と減容」㻔生物工学会誌第㻥㻞巻㻡号㻕

図 減容・再生利用する対象物の把握
図 減容・再生利用する対象物の把握
放射性セシウムは時間とともに減衰し、中間貯蔵開始  年
放射性セシウムは時間とともに減衰し、中間貯蔵開始  年
後には約  割が %TNJ 以下に、残りの約  割が ～
後には約  割が %TNJ 以下に、残りの約  割が ～ 万 %TNJ の放射能濃度になります グラフ右上 。また、粒径
 万 %TNJ の放射能濃度になります グラフ右上 。また、粒径が小さい粘土などにセシウムが多く吸着します グラフ右下 。
が小さい粘土などにセシウムが多く吸着します
グラフ右下 。図 減容・再生利用する対象物の把握
出典：豊原治彦、佐藤敦政「放射性物質を含む汚染土壌等の洗浄と減容」(生物工学会誌第92巻5号)
出典：豊原治彦、佐藤敦政「放射性物質を含む汚染土壌等の洗浄と減容」㻔生物工学会誌第㻥㻞巻㻡号㻕

放射性セシウムは時間とともに減衰し、中間貯蔵開始  年
除去土壌では放射能濃度別に分類し、合理的な処理方
除去土壌では放射能濃度別に分類し、合理的な処理方
後には約 割が %TNJ 以下に、残りの約  割が ～ 万 %TNJ の放射能濃度になります グラフ右上 。また、粒径が小さい粘土などにセシウムが多く吸着します グラフ右下 。
112

除去土壌では放射能濃度別に分類し、合理的な処理方

対応案
対応案
対応案

分級が難しい分級が難しい
•●
超音波
開発
•付帯技術
超音波
処理コスト
㻙
㻙
• 超音波
処理コスト分級が難しい
水や溶剤を振動させ洗浄する
水や溶剤を振動させ洗浄する
処理コスト
添加物
㻙 㻙 㻙 㻙 水や溶剤を振動させ洗浄する
添加物• ジェット水流• ジェット水流
添加物
㻙
㻙
環境側面
㻙
㻙
•高圧水等により洗浄する
ジェット水流環境側面
課 題
対応案
高圧水等により洗浄する
平均処理コスト※3
環境側面
㻙㻙
平均除染率※1
平均濃縮率※2
100 100
高圧水等により洗浄する
レキや
砂 の 表 面 にレ キ や 砂 の 表 面 に 固 着 し た【万円㻛㼠㻌】㻔範囲㻕㻨件数㻪【％】㻔範囲㻕㻨件数㻪
【倍】㻔範囲㻕㻨件数㻪• スクラビングフローテーション• スクラビングフローテーション
90100 90
固
着
し
た
セ
シ
ウ
ム
の
セシウムを効果的に剥離させ•スクラビングフローテーション
80 90 80㻣㻡（㻝㻜～㻥㻤）㻨㻟㻞㻪㻢㻚㻣（㻝㻚㻟～㻟㻠）㻨㻝㻟㻪 㻝㻚㻞㻌（㻜㻚㻠～㻟）㻨㻝㻥㻪
擦り洗いで汚染物質を剥離させ、浮擦り洗いで汚染物質を剥離させ、浮除去 70 80 70
る研磨等の技術評価・選定
擦り洗いで汚染物質を剥離させ、浮上泡で回収する
上泡で回収する
60 70 60
除染効果 粘土分の割合が高い
上泡で回収する• ナノバブル（マイクロバブル）• ナノバブル（マイクロバブル）
セシウムが固着した粘土を50 60 50
《分級処理に必要な付帯技術》
土壌は
濃縮物量が
• ナノバブル（マイクロバブル）
40 50 40
極微小気泡を含む水により洗浄する
選択的に分離する技術の
極微小気泡を含む水により洗浄する
多くなるため効果的な● 付帯技術30 40 30
極微小気泡を含む水により洗浄する
粘土分の割合が低い土壌
粘土分の割合が低い土壌開発
20
30
分級が難しい粘土分の割合が高い土壌※1
除染率（％）＝（㻝㻙
浄化物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度）×㻝㻜㻜20
粘土分の割合が低い土壌
粘土分の割合が高い土壌※1 除染率（％） ＝ （1- 浄化物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度）×100
• 超音波
※2※1
濃縮率（倍）＝
分離濃縮物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度
土質不明
10
※2
濃縮率（倍）＝
分離濃縮物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度20
土質不明
粘土分の割合が高い土壌
除染率（％） ＝ （㻝㻙 浄化物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度）×㻝㻜㻜
処理コスト
㻙10
㻙
除染率及び濃縮率は、各試験に用いた試料（土壌、焼却灰）の放射能濃度
水や溶剤を振動させ洗浄する
除染率及び濃縮率は、各試験に用いた試料（土壌、焼却灰）の放射能濃度※2
濃縮率（倍）＝ 分離濃縮物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度
土質不明
0 10 0及び性状等が異なるため参考値
及び性状等が異なるため参考値
除染率及び濃縮率は、各試験に用いた試料（土壌、焼却灰）の放射能濃度
添加物
㻙
㻙
100
1,000
10,000100
1,000
10,000 100,000
100,000 1,000,000
1,000,000
0• ジェット水流※3
処理コストは、排水処理等付帯設備の範囲やコスト評価項目（設備費、運転費、※3
処理コストは、排水処理等付帯設備の範囲やコスト評価項目（設備費、運転費、及び性状等が異なるため参考値
処理土壌中初期放射性㻯㼟濃度
処理土壌中初期放射性Cs濃度(Bq/kg) 1,000,000
100
1,000
10,000100,000
資材費、労務費等）が異なるため参考値
環境側面㻙㻙 㻔㻮㼝㻛㼗㼓㻕
資材費、労務費等）が異なるため参考値※3
処理コストは、排水処理等付帯設備の範囲やコスト評価項目（設備費、運転費、高圧水等により洗浄する
処理土壌中初期放射性㻯㼟濃度 㻔㻮㼝㻛㼗㼓㻕
以下、化学処理、熱処理、洗浄処理についても同様。また多件数の場合、平均値とした土壌の性状及び放射性セシウム濃度に着目した除染率の調査事例
以下、化学処理、熱処理、洗浄処理についても同様。また多件数の場合、平均値とした土壌の性状及び放射性セシウム濃度に着目した除染率の調査事例
資材費、労務費等）が異なるため参考値
100
土壌の性状及び放射性セシウム濃度に着目した除染率の調査事例• 以下、化学処理、熱処理、洗浄処理についても同様。また多件数の場合、平均値とした
スクラビングフローテーション
90
出典：平成２３～２６年度除染技術実証事業（内閣府、環境省）、平成２６年度除去土壌等の最終処分に向けた減容化等に関する技術調査業務報告書（環境省）等より作成
出典：平成２３～２６年度除染技術実証事業（内閣府、環境省）、平成２６年度除去土壌等の最終処分に向けた減容化等に関する技術調査業務報告書（環境省）等より作成
80
出典：平成２３～２６年度除染技術実証事業（内閣府、環境省）、平成２６年度除去土壌等の最終処分に向けた減容化等に関する技術調査業務報告書（環境省）等より作成
擦り洗いで汚染物質を剥離させ、浮70
上泡で回収する60• ナノバブル（マイクロバブル）
5040
極微小気泡を含む水により洗浄する
除染率 (%)
除染率 (%)
除染率 (%)

放射能レベル区分（Bq/kg）（Bq/kg）

土壌の性状別による放射性セシウムの付着特性
土壌の性状別による放射性セシウムの付着特性

題
課 題
課 題




除染率 (%)

2000

課

※3

除染効果
除染効果
除染効果

放射能濃度毎の経時変化
経過年数
放射能濃度毎の経時変化
土壌の性状別による放射性セシウムの付着特性（万ｍ33）
土壌の性状別による放射性セシウムの付着特性（万ｍ2000 ）
放射能レベル区分
除除去去土 1000土 1000
壌
壌
量
量

※2

平均除染率
平均処理コスト※3
平均除染率※1平均濃縮率
平均濃縮率※2平均処理コスト※3【％】㻔範囲㻕㻨件数㻪
【倍】㻔範囲㻕㻨件数㻪
【万円/t 】(範囲)<件数>※1※2 【万円㻛㼠㻌】㻔範囲㻕㻨件数㻪【％】(範囲)<件数>【倍】(範囲)<件数>
平均処理コスト
平均除染率
平均濃縮率【万円㻛㼠㻌】㻔範囲㻕㻨件数㻪【％】㻔範囲㻕㻨件数㻪
【倍】㻔範囲㻕㻨件数㻪㻣㻡（㻝㻜～㻥㻤）㻨㻟㻞㻪㻢㻚㻣（㻝㻚㻟～㻟㻠）㻨㻝㻟㻪㻝㻚㻞㻌（㻜㻚㻠～㻟）㻨㻝㻥㻪75（10～98）<32>
6.7（1.3～34）<13>
1.2 （0.4～3）<19>㻣㻡（㻝㻜～㻥㻤）㻨㻟㻞㻪㻢㻚㻣（㻝㻚㻟～㻟㻠）㻨㻝㻟㻪 㻝㻚㻞㻌（㻜㻚㻠～㻟）㻨㻝㻥㻪0評価時

除去土壌などの発生量推計
除去土壌などの発生量推計

きる主灰及び飛灰：放射能濃度レベルが高い主灰：放射能濃度レベルが高い飛灰

減容技術は環境省や福島県等で公募し、様々な技術がそれぞれに適した減容技術の適用を検討します。
減容技術は環境省や福島県等で公募し、様々な技術が法を検討します。また、焼却灰では燃やした後に残った
0

可燃物は焼却処理することで減容され、放射能 主灰㻮
可燃物は焼却処理することで減容され、放射能
可燃物は焼却処理することで減容され、放射能が濃縮した焼却灰（残った燃えがらの主灰及びが濃縮した焼却灰（残った燃えがらの主灰及びが濃縮した焼却灰（残った燃えがらの主灰及び飛灰）となる。
飛灰㻮飛灰）となる。
飛灰）となる。

図 減容・再生利用する対象物の分類イメージ
 減容技術の現状と減容処理ケース
減容技術の現状と減容処理ケース
(2)
減容技術の現状と減容処理ケース
放射能濃度、土壌性状、焼却灰の特徴を踏まえて分類し、

放射能レベル区分（Bq/kg）
放射能レベル区分（Bq/kg）
10万超
10万超
8000超～10万以下
8000超～10万以下
8000以下8000以下2000

主灰㻮

焼却灰㻭：放射能濃度レベルが低く、再生 資源化で
（左図は性状別の模式図、物量は今後精査する）（左図は性状別の模式図、物量は今後精査する）（左図は性状別の模式図、物量は今後精査する）

が濃縮した焼却灰（残った燃えがらの主灰及び飛灰）となる。

性セシウムの物理減衰、また、性状の特徴を把握し（図 1）
放射能濃度毎の経時変化の確保を大前提として減容処理を行い、最終処分量を低除去土壌などの発生量推計
放射能濃度毎の経時変化除去土壌などの発生量推計[1]、処理処分コストに係る負担を軽減するために安全性減していく必要があります。
の確保を大前提として減容処理を行い、最終処分量を除去土壌では放射能濃度別に分類し、合理的な処理方低減していく必要があります。
除
去除
土去
1000
壌土
1000
量壌
量

焼却灰
焼却灰
焼却灰



焼却灰Ａ
図
減容・再生利用する対象物の分類イメージ
低図 減容・再生利用する対象物の分類イメージ 1（左図は性状別の模式図、物量は今後精査する）
放射能濃度、土壌性状、焼却灰の特徴を踏まえて分類し、

焼却灰

放射能濃度、土壌性状、焼却灰の特徴を踏まえて分類し、それぞれに適した減容技術の適用を検討します。
可燃物は焼却処理することで減容され、放射能それぞれに適した減容技術の適用を検討します。

[1]、処理処分コストに係る負担を軽減するために安全性
（万ｍ3）
2000
（万ｍ3）

焼却灰Ａ
焼却灰Ａ
飛灰㻮

図 除去土壌の減容技術～分級処理～ 例 図 除去土壌の減容技術～分級処理～ 例 
分級処理の他に熱処理と化学処理等についても除染率、 
分級処理の他に熱処理と化学処理等についても除染率、 
課題、対応案をまとめ、現状技術のメリット・デメリットを 
課題、対応案をまとめ、現状技術のメリット・デメリットを 
整理しました。

整理しました。

30
粘土分の割合が低い土壌
20
粘土分の割合が高い土壌※1 除染率（％） ＝ （㻝㻙 浄化物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度）×㻝㻜㻜
※2 濃縮率（倍） ＝ 分離濃縮物の放射能濃度÷処理対象物の放射能濃度
土質不明
10
除染率及び濃縮率は、各試験に用いた試料（土壌、焼却灰）の放射能濃度
0及び性状等が異なるため参考値
100
1,000
10,000100,000
1,000,000※3 処理コストは、排水処理等付帯設備の範囲やコスト評価項目（設備費、運転費、処理土壌中初期放射性㻯㼟濃度 㻔㻮㼝㻛㼗㼓㻕
資材費、労務費等）が異なるため参考値
以下、化学処理、熱処理、洗浄処理についても同様。また多件数の場合、平均値とした 土壌の性状及び放射性セシウム濃度に着目した除染率の調査事例
出典：平成２３～２６年度除染技術実証事業（内閣府、環境省）、平成２６年度除去土壌等の最終処分に向けた減容化等に関する技術調査業務報告書（環境省）等より作成

図 除去土壌の減容技術～分級処理～ 例 除去土壌等の把握及び減容技術の整理を基に、減容再除去土壌等の把握及び減容技術の整理を基に、減容再除去土壌等の把握及び減容技術の整理を基に、減容再分級処理の他に熱処理と化学処理等についても除染率、 
生利用をしないで最終処分するケースゼロから各減容処
生利用をしないで最終処分するケースゼロから各減容処
生利用をしないで最終処分するケースゼロから各減容処
課題、対応案をまとめ、現状技術のメリット・デメリットを 
理技術のメリットを組合せて最終処分量をできるだけ低整理しました。
減するケースⅣまでを設定し（図 4）[2]、ケース別に最除去土壌等の把握及び減容技術の整理を基に、減容再生利用をしないで最終処分するケースゼロから各減容処

減するケースⅣまでを設定し（図減するケースⅣまでを設定し（図4）[2]、ケース別に最4）[2]、ケース別に最終処分量と再生資源化量の物質収支の試算と減容効果の終処分量と再生資源化量の物質収支の試算と減容効果の終処分量と再生資源化量の物質収支の試算と減容効果の相対的な評価を行いました。
（図相対的な評価を行いました。
（図5）[2]
5）[2]
相対的な評価を行いました。
（図 5）
[2]

：再生資源化対象：再生資源化対象

ケース
ケース ケースゼロ
ケースゼロ ケースⅠ
ケースⅠ

ケースⅡ
ケースⅡ

ケースⅢ
ケースⅢ

ケースⅣ
ケースⅣ

・異物除去 ×
・異物除去
○ ○
・異物除去
○ ○
・異物除去
○ ○
・異物除去
○ ○
減容等技術
・異物除去
・異物除去
・異物除去
・異物除去
減容等技術 ・異物除去 ×・分級㻛高度分級
× × ・分級㻛高度分級
× × ・分級㻛高度分級○ ○ ・分級㻛高度分級○ ○ ・分級㻛高度分級○ ○・分級㻛高度分級
・分級㻛高度分級
・分級㻛高度分級
・分級㻛高度分級
・分級㻛高度分級
・高度処理
× ×
・高度処理
× ×
・高度処理
× ×
・高度処理
○ ○
・高度処理
○ ○
・高度処理
・高度処理
・高度処理
・高度処理
・高度処理
・焼却灰洗浄・熱処理
×・焼却灰洗浄・熱処理
×・焼却灰洗浄・熱処理
×・焼却灰洗浄・熱処理
×・焼却灰洗浄・熱処理
○ ○
土壌等分類
・焼却灰洗浄・熱処理 × ・焼却灰洗浄・熱処理 × ・焼却灰洗浄・熱処理 × ・焼却灰洗浄・熱処理 × ・焼却灰洗浄・熱処理
土壌等分類

土壌Ａ
土壌Ａ
異物除去
異物除去

異物除去
異物除去

異物除去
異物除去

異物除去
異物除去

土壌Ｂ
土壌Ｂ

土壌Ｃ
土壌Ｃ

現在検討している再生利用用途先としては、公共事業
現在検討している再生利用用途先としては、公共事業
等の土木・建築資材等に活用されることを想定し、用途等の土木・建築資材等に活用されることを想定し、用途等の土木・建築資材等に活用されることを想定し、用途に適した品質調整及び設計仕様に関する考え方等を明確に適した品質調整及び設計仕様に関する考え方等を明確に適した品質調整及び設計仕様に関する考え方等を明確
化します。
（図
化します。
（図7）[2]7）[2]化します。（図 7）[2]

再生利用の手引き（製造者向け）（案）
再生利用の手引き（製造者向け）（案） 再生利用の手引き（利用者向け）（案）
再生利用の手引き（利用者向け）（案）
再生利用の手引き（製造者向け）（案）
再生利用の手引き（利用者向け）（案）
１．総則

１．総則
１．総則
（１）目的

（１）目的
（１）目的
（２）基本的な考え方（２）基本的な考え方（２）基本的な考え方（３）再生資材とは（３）再生資材とは（３）再生資材とは（４）適用範囲（用途、部材）、責任分担（４）適用範囲（用途、部材）、責任分担（４）適用範囲（用途、部材）、責任分担（５）用語の定義（５）用語の定義（５）用語の定義（６）関連する法令や指針（６）関連する法令や指針（６）関連する法令や指針

２．再生資材の製造・運搬
２．再生資材の製造・運搬

２．再生資材の製造・運搬（１）資材検査方法

分級/
分級/
高度分級
高度分級

最終
最終
処分
処分
最終
最終
処分
処分

土壌Ｄ
土壌Ｄ

最終
最終
処分
処分

分級/
分級/
高度分級
高度分級

分級/
分級/
高度分級
高度分級

高度処理
高度処理
※1※1

高度処理
高度処理
※1※1

最終処分
最終処分

洗浄・熱処理洗浄・熱処理

最終処分
最終処分

焼却灰
焼却灰

（用途ごとに記載）（用途ごとに記載）（用途ごとに記載）（１）構造物の設計方法（１）構造物の設計方法（１）構造物の設計方法（２）品質調整時の注意事項（２）品質調整時の注意事項（２）品質調整時の注意事項（３）施工上の注意事項（３）施工上の注意事項（３）施工上の注意事項（４）記録管理の引き渡し（４）記録管理の引き渡し（４）記録管理の引き渡し（１）被ばく線量評価に基づく放射能（１）被ばく線量評価に基づく放射能
３．放射線管理の考え方（１）利用記録の保管方法（１）利用記録の保管方法（１）利用記録の保管方法（２）構造物の管理方法（２）構造物の管理方法（２）構造物の管理方法（３）補修、破損等への対応（３）補修、破損等への対応（３）補修、破損等への対応

３．放射線管理の考え方
３．放射線管理の考え方

濃度の考え方濃度の考え方（１） 被（２）用途ごとの作業者及び利用者のばく線量評価に基づく放射能（２）用途ごとの作業者及び利用者の追加被ばく線量評価
濃度の考え方追加被ばく線量評価（３）用途ごとの放射能濃度（２）用途ごとの作業者及び利用者の（３）用途ごとの放射能濃度
追加被ばく線量評価（３）用途ごとの放射能濃度

最終処分
最終処分

〈最終処分物の凡例〉

未処理の除去土壌（8,000Bq/kg以下）
未処理の除去土壌
未処理の除去土壌（㻤㻘㻜㻜㻜㻮㼝㻛㼗㼓以下）（㻤㻘㻜㻜㻜㻮㼝㻛㼗㼓以下）■ 焼却灰の処理濃縮物〈最終処分物の凡例〉〈最終処分物の凡例〉■
高度処理濃縮物■ 焼却灰の処理濃縮物■ 焼却灰の処理濃縮物■ 濃縮粘性土

未処理の除去土壌 (8,000Bq/kg超）
濃縮粘性土
未処理の除去土壌 㻔㻤㻘㻜㻜㻜㻮㼝㻛㼗㼓超）
未処理の除去土壌 㻔㻤㻘㻜㻜㻜㻮㼝㻛㼗㼓超）未 処 理 の 除 去 土 壌（30,000Bq/kg超）
濃縮粘性土
濃縮粘性土
理 去の土 焼灰（数万Bq/kg）
未 処未 理 処の 除壌 却（㻟㻜㻘㻜㻜㻜㻮㼝㻛㼗㼓超）未 処 理 の 除 去 土 壌（㻟㻜㻘㻜㻜㻜㻮㼝㻛㼗㼓超）未 処 理 の 焼 却 灰（数万Bq/kg）
未 処 理 の 焼 却 灰（数万Bq/kg）■ 高度処理濃縮物■ 高度処理濃縮物■ ■未処理の除去土壌等
濃縮粘性土■ 濃縮粘性土■ 未処理の除去土壌等

２．再生資材の利用
２．再生資材の利用
２．再生資材の利用（１）資材検査方法（２）資材保管方法（１）資材検査方法（２）資材保管方法（３）作業者の被ばく管理（２）資材保管方法（３）作業者の被ばく管理（４）運搬方法（３）作業者の被ばく管理（４）運搬方法（５）記録の保管方法（４）運搬方法（５）記録の保管方法（５）記録の保管方法※1：高度処理とは、化学処理、熱処理、及び新技術を指す※1：高度処理とは、化学処理、熱処理、及び新技術を指す

図
図減容処理ケースの設定
減容処理ケースの設定

１．総則
１．総則
１．総則

（１）目的
（１）目的
（１）目的
（２）基本的な考え方（２）基本的な考え方（２）基本的な考え方（３）再生資材とは（３）再生資材とは（３）再生資材とは（４）適用範囲（用途、部材）、責任分担（４）適用範囲（用途、部材）、責任分担（４）適用範囲（用途、部材）、責任分担（５）用語の定義（５）用語の定義（５）用語の定義（６）関連する法令や指針（６）関連する法令や指針（６）関連する法令や指針

３．供用中の管理
３．供用中の管理
３．供用中の管理

参考資料
参考資料
参考資料
放射線管理の考え方
放射線管理の考え方
放射線管理の考え方（１）被ばく線量評価に基づく放射能（ １ （１）被ばく線量評価に基づく放射能）被ばく線量評価に基づく放射能
濃度の考え方濃度の考え方濃度の考え方（２）用途ごとの作業者及び利用者の（２）用途ごとの作業者及び利用者の（２）用途ごとの作業者及び利用者の追加被ばく線量評価
追加被ばく線量評価
追加被ばく線量評価（３）用途ごとの放射能濃度（３）用途ごとの放射能濃度（３）用途ごとの放射能濃度

 構造物の設計方法については既存の
 構造物の設計方法については既存のガイドラインやマニュアルを参照
ガイドラインやマニュアルを参照
 構造物の設計方法については既存のガイド 放射線影響に関する安全確保に関わ ラインやマニュアルを参照
放射線影響に関する安全確保に関わる事項（再生資材の構造（形状、寸法、
 放射線影響に関する安全性確保に係る事る事項（再生資材の構造（形状、寸法、使用部位）や遮へい厚さなど）の留意点
項（再生資材の構造（形状、寸法、使用部
使用部位）や遮へい厚さなど）の留意点
を明記
位）や遮へい厚さなど）の留意点を明記
を明記
 除去土壌等由来の再生資材を使用す
除去土壌等由来の再生資材を使用するに
 除去土壌等由来の再生資材を使用す
る に当たり、用途、部材に合わせた品質調整の
当
た
りた
、用
途用
、途
部、
材部
に材
合に
わ合
せわ
たせ た
るに当
り、
品質調整の留意点を明記
留意点を明記
品質調整の留意点を明記
 構造物としての維持管理については既存の
 構
造ガイドラインやマニュアルを参照
物造
と物
して
のて
維の
持維
管持
理管
に理
つに
いつ
てい
はて は
構
とし
既存のガイドラインやマニュアルを参照
 再生資材利用の記録方法、記録の保管方法
既存のガイドラインやマニュアルを参照
 再生資材利用の記録方法、記録の保管
 について明記
再生資材利用の記録方法、記録の保管方法について明記
 構造物の維持管理・改修等における特別な方法について明記
 構
造留意事項を明記
物造
の物
維の
持維
管持
理管
・改
等修
に等
おに
けお
るけ る
構
理修
・改
特別な
留意事項を明記
特別な留意事項を明記 再生利用時の放射能濃度の考え方について明記
 再生利用時の放射能濃度の考え方に
 再生利用時の放射能濃度の考え方に
 用途ごとの被ばく評価を明記
ついて明記
ついて明記
 用途ごとの放射能濃度を明記
 用途ごとの被ばく評価を明記
 用途ごとの被ばく評価を明記
 用途ごとの放射能濃度を明記
 用途ごとの放射能濃度を明記



図
図再生利用の手引きの構成案
再生利用の手引きの構成案
減容処理して放射能濃度が低くなった土壌減容処理して放射能濃度が低くなった土壌浄化物
浄化物を資源を資源化する製造者向けの手引きと、再生利用する利用者向けの化する製造者向けの手引きと、再生利用する利用者向けの
手引きを検討しています。特に利用者向けでは、放射線影響
手引きを検討しています。特に利用者向けでは、放射線影響に関する安全確保に特別な知識や現場判断が不要になるように関する安全確保に特別な知識や現場判断が不要になるよう配慮することとしています。
配慮することとしています。

■ 未処理の除去土壌等〈再生資材の凡例〉
876
㻤㻣㻢

〈再生資材の凡例〉〈再生資材の凡例〉

㻤㻣㻢■ 再生土壌

分級浄化物
■ ■
分級浄化物
■ 分級浄化物

452

㻠㻡㻞

■ ■
再生土壌
再生土壌

㻠㻡㻞

高度処理浄化物■ 高度処理浄化物■ ■高度処理浄化物■ 焼却灰の処理浄化物■ 焼却灰の処理浄化物

440

㻠㻠㻜
330

㻠㻠㻜

㻟㻟㻜

㻟㻟㻜

■ 焼却灰の処理浄化物

用途先の例
用途先の例

部材の例
部材の例

・需要や利用可能性を考慮し、用途先及び部材を設定
・需要や利用可能性を考慮し、用途先及び部材を設定
・用途先の設計仕様に適した部材ごとの要求品質の調査
・用途先の設計仕様に適した部材ごとの要求品質の調査

廃棄物処分場（最終処分場）
廃棄物処分場（最終処分場）
土堰堤
土堰堤

最終覆土材
最終覆土材
（上部覆土材）（上部覆土材）
中間覆土材
中間覆土材

*異物焼却による減容分や反応促進剤による再生資材の嵩増し分があるため、最終処分量と再生資材量の合計は一致しない。
*異物焼却による減容分や反応促進剤による再生資材の嵩増し分があるため、最終処分量と再生資材量の合計は一致しない。
*異物焼却による減容分や反応促進剤による再生資材の嵩増し分があるため、最終処分量と再生資材量の合計は一致しない。
また、上記ケースⅢ、Ⅳの検討では、土壌の熱処理データ数が少ないため反応促進剤等の物量は見込んでいない。
また、上記ケースⅢ、Ⅳの検討では、土壌の熱処理データ数が少ないため反応促進剤等の物量は見込んでいない。


図
図物質収支の試算結果と減容効果の相対的な評価
物質収支の試算結果と減容効果の相対的な評価
減容処理を出来るだけ行うケースでは、減容処理を行わな
減容処理を出来るだけ行うケースでは、減容処理を行わないケースに比べ、最終処分量が分の 程度に低減できるいケースに比べ、最終処分量が分の 程度に低減できる
可能性があります。
可能性があります。

道路・鉄道盛土
道路・鉄道盛土

盛土材
盛土材
上層路盤材
上層路盤材

海岸防災林
海岸防災林

下層路盤材
下層路盤材
盛土材
盛土材
（路床、路体）（路床、路体）防潮堤
防潮堤
土地造成・水面埋立て
土地造成・水面埋立て
その他、再生利用事業者のニーズに応じ検討
その他、再生利用事業者のニーズに応じ検討

盛土材
盛土材（構造基盤）（構造基盤）
盛土材
盛土材
盛土材ᵍ埋立材
盛土材ᵍ埋立材

再生資材
再生資材

主な課題
主な課題
・課題について整理
・課題について整理
・実際の現場での適用試験を実施
・実際の現場での適用試験を実施

除去土壌等由来の再生資材
除去土壌等由来の再生資材

適切な用途先、適切な用途先、資材としての利用資材としての利用
資材調達、供給とのタイミング、
資材調達、供給とのタイミング、
マッチング
マッチング

再生土壌（レキ・砂）再生土壌（レキ・砂）

品質調整
品質調整
添加物
ᵑ
～ ᵏᵊᵐᵎᵎ万ᶋ
品質調整方法添加物 ᵖᵎᵎ ᵖᵎᵎ～ ᵏᵊᵐᵎᵎ万ᶋᵑ
品質調整方法
新材 新材
品質検査
品質検査
品質検査方法‚項目„‒ロット„‒頻度‛
品質検査方法‚項目„‒ロット„‒頻度‛
利用促進方策
利用促進方策

インセンティブ
インセンティブ
二次製品化
二次製品化
ブロック化、
ブロック化、骨材化など骨材化など

焼成物・スラグ
焼成物・スラグ
新材 新材

ᵑ
ᵒᵎᵎᴾ～
ᵓᵓᵎ万ᶋ
ᵒᵎᵎᴾ～
ᵓᵓᵎ万ᶋᵑ

セメント
セメント



図
用途に適した品質調整及び設計仕様に関する考え方
図用途に適した品質調整及び設計仕様に関する考え方 公共事業等の土木・建築資材等に活用する際の品質調整方法
公共事業等の土木・建築資材等に活用する際の品質調整方法
減容処理を行うケースでは処理後に放射能濃度の高い減容処理を行うケースでは処理後に放射能濃度の高い 及び品質確認方法の確立、二次製品化における懸念事項等の課題
濃縮物と放射能濃度が低くなった浄化物に分かれます。
及び品質確認方法の確立、二次製品化における懸念事項等の課題
濃縮物と放射能濃度が低くなった浄化物に分かれます。
濃縮物と放射能濃度が低くなった浄化物に分かれます。 を抽出し、また、対応案を整理して用途先及び資材品質確保のを抽出し、また、対応案を整理して用途先及び資材品質確保の
濃縮物は処理を重ねることにより更に高濃度になるた
濃縮物は処理を重ねることにより更に高濃度になるため、濃縮物は処理を重ねることにより更に高濃度になるため、 考え方を明確化します。
考え方を明確化します。
め、取扱いや最終処分に当たって、作業員の放射線管理

減容処理を行うケースでは処理後に放射能濃度の高い取扱いや最終処分に当たって、作業員の放射線管理が必
取扱いや最終処分に当たって、作業員の放射線管理が必要となり、浄化物は再生資源化して再生利用を図るため
要となり、浄化物は再生資源化して再生利用を図るため
ために用途先の開拓をしていく必要があります。
に用途先の開拓をしていく必要があります。
に用途先の開拓をしていく必要があります。
が必要となり、浄化物は再生資源化して再生利用を図る(3)

再生利用の促進の実施

  再生利用の促進の実施
再生利用の促進の実施
再生利用の促進では、再生資材等の利用動向の調査、再生利用の促進では、再生資材等の利用動向の調査、再生利用の促進では、再生資材等の利用動向の調査、放射性物質を含む再生資材の再生利用に係る事例の調査
放射性物質を含む再生資材の再生利用に係る事例の調査
放射性物質を含む再生資材の再生利用に係る事例の調査を行っています。また、最も重要なことは社会的に受けを行っています。また、最も重要なことは社会的に受けを行っています。また、最も重要なことは社会的に受け入れられることです。このため、再生資材の再生利用を入れられることです。このため、再生資材の再生利用を入れられることです。このため、再生資材の再生利用を実現するために、放射線安全の確保を大前提として、利実現するために、放射線安全の確保を大前提として、利実現するために、放射線安全の確保を大前提として、利用先の開拓及び社会的受容性の確保に向けて取組を進め用先の開拓及び社会的受容性の確保に向けて取組を進め用先の開拓及び社会的受容性の確保に向けて取組を進めています。具体的な取組では、利用先構造物に係る周辺ています。具体的な取組では、利用先構造物に係る周辺ています。具体的な取組では、利用先構造物に係る周辺住民の方や施工作業者の放射線安全を担保する年間の追住民の方や施工作業者の放射線安全を担保する年間の追住民の方や施工作業者の放射線安全を担保する年間の追加被ばくの安全性評価を行い、その結果を公開して国民加被ばくの安全性評価を行い、その結果を公開して国民加被ばくの安全性評価を行い、その結果を公開して国民の方への啓発活動を行います。
の方への啓発活動を行います。
の方への啓発活動を行います。
また、再生利用しようとする場合に利用者（施工事業
また、再生利用しようとする場合に利用者（施工事業
また、再生利用しようとする場合に利用者（施工事業者、利用者等）が参照できる「再生利用の手引き」を作成者、利用者等）が参照できる「再生利用の手引き」を作者、利用者等）が参照できる「再生利用の手引き」を作

(4)

今後の予定

  今後の予定
今後の予定
減容処理の技術開発については、減容・再生利用に係減容処理の技術開発については、減容・再生利用に
減容処理の技術開発については、減容・再生利用に 
る課題と対応案から開発目標等を設定し、技術開発及び係る課題と対応案から開発目標等を設定し、技術開発
係る課題と対応案から開発目標等を設定し、技術開発
実証試験等の取組を進めるとともに、国の直轄事業（分及び実証試験等の取組を進めるとともに、国の直轄事業及び実証試験等の取組を進めるとともに、国の直轄事業
級システム実証事業）として実施する大量かつ安価に処㻔分級システム実証事業㻕として実施する大量かつ安価に
㻔分級システム実証事業㻕として実施する大量かつ安価に理が可能な分級処理の実証試験について、技術的評価や処理が可能な分級処理の実証試験について、技術的評価処理が可能な分級処理の実証試験について、技術的評価支援を行います。
や支援を行います。
や支援を行います。
再生利用の促進については、除去土壌等の再生利用に再生利用の促進については、除去土壌等の再生利用に再生利用の促進については、除去土壌等の再生利用に関する情報発信及びセミナーやシンポジウムなどを開催
関する情報発信及びセミナーやシンポジウムなどを開催
関する情報発信及びセミナーやシンポジウムなどを開催
し、啓発活動を積極的に実施して社会的受容性の向上にし、啓発活動を積極的に実施して社会的受容性の向上にし、啓発活動を積極的に実施して社会的受容性の向上に努めていきます。また、利用者（事業者、施工業者等）
努めていきます。また、利用者（事業者、施工業者等）
努めていきます。また、利用者（事業者、施工業者等）のご意見を取り入れながら再生利用の考え方を整理しのご意見を取り入れながら再生利用の考え方を整理しのご意見を取り入れながら再生利用の考え方を整理し「再生利用の手引き」
を作成して再生利用の促進を図りま「再生利用の手引き」を作成して再生利用の促進を図り「再生利用の手引き」を作成して再生利用の促進を図り
す。
ます。
ます。

中です。
（図 6）
[2]
[1][1] 中間貯蔵除去土壌等の減容・再生利用技術開発戦略検討会（第１回）《引用文献》
中間貯蔵除去土壌等の減容・再生利用技術開発戦略検討会（第１回）(2015.7.21)(2015.7.21)《引用文献》
現在検討している再生利用用途先としては、公共事業
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/facility/effort/investigative_commission/proceedings_150721.html
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/facility/effort/investigative_commission/proceedings_150721.html[2][2] 中間貯蔵除去土壌等の減容・再生利用技術開発戦略検討会（第2 回）(2015..12.21)
中間貯蔵除去土壌等の減容・再生利用技術開発戦略検討会（第2 回）(2015..12.21)
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/facility/effort/investigative_commission/proceedings_151221.html《引用文献》 [1] 環境省中間貯蔵除去土壌等の減容・再生利用技術開発戦略検討会（第１回）(2015.7.21)
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/facility/effort/investigative_commission/proceedings_151221.html
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/facility/effort/investigative_commission/proceedings_150721.html.
[2] 環境省中間貯蔵除去土壌等の減容・再生利用技術開発戦略検討会（第 2 回）(2015..12.21)
http://josen.env.go.jp/chukanchozou/facility/effort/investigative_commission/proceedings_151221.html
113 研究成果の発信・普及活動
10-1
研究成果の発信・普及活動 ―福島原子力事故関連情報アーカイブと今後の成果発信について―
研究成果の発信・普及活動
―福島原子力事故関連情報アーカイブと今後の成果発信について ――福島原子力事故関連情報アーカイブと今後の成果発信について―

研究連携成果展開部 研究成果管理課 野澤 隆
研究連携成果展開部 研究成果管理課 野澤 隆
研究連携成果展開部 研究成果管理課 野澤 隆図  福島原子力事故関連情報アーカイブ
発表情報も収録しています。
原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所事故対
図  福島原子力事故関連情報アーカイブ
難なことがあります。このアーカイブには、最新の調査・
原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所事故対
平成 27 年 10 月末現在の収録件数は表 1 及び表 2 の応の研究開発支援のため、関連情報の収集・整理・提供

応の研究開発支援のため、関連情報の収集・整理・提供を実施しています。恒久的なアクセスが確保されていな応の研究開発支援のため、関連情報の収集・整理・提供
いインターネット情報と、入手に制約のある学会等においインターネット情報と、入手に制約のある学会等におを実施しています。恒久的なアクセスが確保されていな
ける口頭発表情報を収録対象とし、平成26 年 6 月に「福ける口頭発表情報を収録対象とし、平成 26 年 6 月に「福いインターネット情報と、入手に制約のある学会等にお島原子力事故関連情報アーカイブ」
を公開しました（図島原子力事故関連情報アーカイブ」
を公開しました（図 1）。
ける口頭発表情報を収録対象とし、
平成 26 年 6 月に「福1）。その取り組みに加え、原子力機構が創出した研究開
その取り組みに加え、原子力機構が創出した研究開発成発成果を報知・普及する情報サービスを紹介します。
島原子力事故関連情報アーカイブ」
を公開しました（図 1）。
果を報知・普及する情報サービスを紹介します。
その取り組みに加え、原子力機構が創出した研究開発成(1)
福島原子力事故関連情報アーカイブ
果を報知・普及する情報サービスを紹介します。
 福島原子力事故関連情報アーカイブ
東日本大震災以降、国や東京電力等の公的機関が、東
東日本大震災以降、国や東京電力等の公的機関が、東京電力福島第一原子力発電所事故に関連する情報を、イ 福島原子力事故関連情報アーカイブ
京電力福島第一原子力発電所事故に関連する情報を、イ
ンターネットホームページを通じて公表してきました。
東日本大震災以降、国や東京電力等の公的機関が、東
ンターネットホームページを通じて公表してきました。
しかし、インターネットは重要な情報が速報性高く提供
京電力福島第一原子力発電所事故に関連する情報を、イ
しかし、インターネットは重要な情報が速報性高く提供される一方、発信元の都合等でリンク切れが発生した
ンターネットホームページを通じて公表してきました。
される一方、発信元の都合等でリンク切れが発生したり、り、更新されて昨日と異なる内容に変わっていたりする
しかし、インターネットは重要な情報が速報性高く提供
更新されて昨日と異なる内容に変わっていたりするなど、など、恒久的なアクセスが確保できない懸念があります。
される一方、発信元の都合等でリンク切れが発生したり、恒久的なアクセスが確保できない懸念があります。国立
国立国会図書館の調査によると、国の機関のウェブサイ
更新されて昨日と異なる内容に変わっていたりするなど、
国会図書館の調査によると、国の機関のウェブサイトのトのうち、5
年前の URL の 60% がなくなっているそう
恒久的なアクセスが確保できない懸念があります。国立
うち、5 年前のURL の 60%がなくなっているそうです[1]。
です[1]。
国会図書館の調査によると、国の機関のウェブサイトの
このため、国立国会図書館が実施しているインターネ
このため、国立国会図書館が実施しているインター
うち、
5 年前のURL の 60%がなくなっているそうです[1]。
ット資料収集保存事業（WARP）と連携・リンクさせる
ネット資料収集保存事業（WARP）と連携・リンクさせ
このため、国立国会図書館が実施しているインターネ
ことで公的機関が公表した原発事故関連のインターネッ
ることで公的機関が公表した原発事故関連のインターット資料収集保存事業（WARP）と連携・リンクさせる
ト情報への恒久的なアクセスを確保し、検索利便性向上
ネット情報への恒久的なアクセスを確保し、検索利便性
ことで公的機関が公表した原発事故関連のインターネッのため原子力機構がメタデータを作成・情報整理して「福向上のため原子力機構がメタデータを作成・情報整理しト情報への恒久的なアクセスを確保し、検索利便性向上
島原子力事故関連情報アーカイブ」として発信を開始して「福島原子力事故関連情報アーカイブ」
として発信をのため原子力機構がメタデータを作成
・情報整理して「福ました（http://f-archive.jaea.go.jp/index.php）。
開始しました（http://f-archive.jaea.go.jp/index.php）。
島原子力事故関連情報アーカイブ」として発信を開始しまた、学協会が開催する研究発表会等における口頭発
また、学協会が開催する研究発表会等における口頭発ました（http://f-archive.jaea.go.jp/index.php）。
表は、最新の調査・研究結果が議論される場ですが、そ
表は、最新の調査・研究結果が議論される場ですが、そまた、学協会が開催する研究発表会等における口頭発の要旨が記されている予稿集は、一般の方には入手が困の要旨が記されている予稿集は、一般の方には入手が困
表は、最新の調査・研究結果が議論される場ですが、そ難なことがあります。このアーカイブには、最新の調査・の要旨が記されている予稿集は、一般の方には入手が困
原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所事故対を実施しています。恒久的なアクセスが確保されていな研究結果が含まれる学協会の研究発表会等における口頭114

研究結果が含まれる学協会の研究発表会等における口頭難なことがあります。
このアーカイブには、最新の調査・とおりです。
発表情報も収録しています。
研究結果が含まれる学協会の研究発表会等における口頭
メタデータ作成にあたっては、IAEA（国際原子力機関）
平成 27 年 10 月末現在の収録件数は表 1 及び表 2 のと発表情報も収録しています。
が原子力重大事故の知識保存のために作成した「タクソおりです。
平成 27という分類
年 10 月末現在の収録件数は表
1 及び表 2 のとノミー」
（表 3）を用いて体系的に情報を整理
表  福島原子力事故関連情報アーカイブの収録内容
しています。IAEAのタクソノミー体系の中には、福島おりです。
（インターネット情報）
表  福島原子力事故関連情報アーカイブの収録内容
（インターネット情報）

表  福島原子力事故関連情報アーカイブの収録内容
（口頭発表情報）
表  福島原子力事故関連情報アーカイブの収録内容
（口頭発表情報）

が原子力重大事故の知識保存のために作成した「タクソしています。IAEAのタクソノミー体系の中には、福島
ノミー」
という分類
（表
3）
を用いて体系的に情報を整理
第一原発事故関連情報を取り扱うために原子力機構が提
ノミー」
という分類
（表
3）
を用いて体系的に情報を整理
第一原発事故関連情報を取り扱うために原子力機構が提しています。IAEAのタクソノミー体系の中には、福島のタクソノミー体系の中には、福島案して採用された分類項目もあります。これにより、キ
第一原発事故関連情報を取り扱うために原子力機構が提しています。IAEA
案して採用された分類項目もあります。これにより、キ
第一原発事故関連情報を取り扱うために原子力機構が提ーワードだけでなく分類体系を使った検索・絞り込みも案して採用された分類項目もあります。
これにより、キー
第一原発事故関連情報を取り扱うために原子力機構が提ーワードだけでなく分類体系を使った検索・絞り込みも案して採用された分類項目もあります。これにより、キ可能です。
ワードだけでなく分類体系を使った検索・絞り込みも可
案して採用された分類項目もあります。これにより、キ可能です。
ーワードだけでなく分類体系を使った検索・絞り込みも
また、検索結果では当該インターネット情報へのリン能です。
ーワードだけでなく分類体系を使った検索・絞り込みも
また、検索結果では当該インターネット情報へのリン
可能です。
クに加え、
上位階層サイトの URL も示してどのような文
また、検索結果では当該インターネット情報へのリン
可能です。
クに加え、
上位階層サイトの URL
また、検索結果では当該インターネット情報へのリンクに加え、上位階層サイトのURLも示してどのような文も示してどのような脈で当該情報が公表されたのか理解促進に役立つように
また、検索結果では当該インターネット情報へのリン脈で当該情報が公表されたのか理解促進に役立つように
クに加え、上位階層サイトのURLも示してどのような文
文脈で当該情報が公表されたのか理解促進に役立つようするなど、他のデータベースにはない機能も備えていま
クに加え、上位階層サイトのURLも示してどのような文するなど、他のデータベースにはない機能も備えていま
脈で当該情報が公表されたのか理解促進に役立つようににするなど、他のデータベースにはない機能も備えていす。
脈で当該情報が公表されたのか理解促進に役立つようにす。
するなど、他のデータベースにはない機能も備えていまます。
するなど、他のデータベースにはない機能も備えています。
す。

表  ,$($ のタクソノミー（抜粋）
表  ,$($ のタクソノミー（抜粋）

,$($のタクソノミー（抜粋）
表表,$($のタクソノミー（抜粋）

(http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/search/servlet/i
nterSearch)。
nterSearch)。

図  研究開発成果検索・閲覧システム（-2366）
図  研究開発成果検索・閲覧システム（-2366）

また、その中から代表的な成果をわかりやすくするた
図 
研究開発成果検索・閲覧システム（-2366）
図 
研究開発成果検索・閲覧システム（-2366）
また、その中から代表的な成果をわかりやすくするため、原子力機構が発表した論文等について解説する「成め、原子力機構が発表した論文等について解説する「成また、その中から代表的な成果をわかりやすくするた
また、その中から代表的な成果をわかりやすくするた果普及情報誌」と、特許等の知的財産を紹介する「技術また、その中から代表的な成果をわかりやすくするた果普及情報誌」と、特許等の知的財産を紹介する「技術め、原子力機構が発表した論文等について解説する「成め、原子力機構が発表した論文等について解説する「成め、原子力機構が発表した論文等について解説する「成シーズ集」を刊行しています（図4）。成果普及情報誌でシーズ集」を刊行しています（図4）。成果普及情報誌で
果普及情報誌」と、特許等の知的財産を紹介する「技術
果普及情報誌」と、特許等の知的財産を紹介する「技術果普及情報誌」と、特許等の知的財産を紹介する「技術は、福島第一原発事故対応に関する研究開発成果を第
1
は、福島第一原発事故対応に関する研究開発成果を第1
シーズ集」を刊行しています（図4）4）。成果普及情報誌では、シーズ集」を刊行しています（図4）。成果普及情報誌でシーズ集」を刊行しています（図。成果普及情報誌で章に特集として掲載しています。
章に特集として掲載しています。
福島第一原発事故対応に関する研究開発成果を第 11章には、福島第一原発事故対応に関する研究開発成果を第は、福島第一原発事故対応に関する研究開発成果を第1
特集として掲載しています。
章に特集として掲載しています。
章に特集として掲載しています。

  
  
これに加え、アーカイブの構築以前から取り組んできこれに加え、アーカイブの構築以前から取り組んでき
これに加え、アーカイブの構築以前から取り組んでき  た、冷却材喪失事故や環境回復に関する参考文献をテーた、冷却材喪失事故や環境回復に関する参考文献をテーた、冷却材喪失事故や環境回復に関する参考文献をテー
これに加え、アーカイブの構築以前から取り組んでき
これに加え、アーカイブの構築以前から取り組んできマ別に整理・提供した「3.11
原子力事故参考文献情報」
マ別に整理・提供した「3.11
原子力事故参考文献情報」
マ別に整理・提供した「3.11
原子力事故参考文献情報」
た、冷却材喪失事故や環境回復に関する参考文献をテーた、冷却材喪失事故や環境回復に関する参考文献をテー
サイト（図 2）は、現在も提供を継続しています
サイト
（図
2）
は、現在も提供を継続しています（http://
サイト（図2）は、現在も提供を継続しています
マ別に整理・提供した「3.11
原子力事故参考文献情報」
マ別に整理・提供した「3.11 原子力事故参考文献情報」(http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/ird/sanko/fukushim
jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/ird/sanko/fukushima_
サイト（図(http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/ird/sanko/fukushim
サイト（図2）は、現在も提供を継続しています
2）は、現在も提供を継続しています
a_sanko-top.html)。
sanko-top.html）。
(http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/ird/sanko/fukushim
a_sanko-top.html)。
(http://jolisfukyu.tokai-sc.jaea.go.jp/ird/sanko/fukushim
a_sanko-top.html)。
a_sanko-top.html)。

図  成果普及情報誌（左）と技術シーズ集（右）
図  成果普及情報誌（左）と技術シーズ集（右）
 

図 
成果普及情報誌（左）と技術シーズ集（右）
 今後の成果発信
図 
成果普及情報誌（左）と技術シーズ集（右）

今後の成果発信
以上のように、原子力機構は福島第一原発事故関連情 以上のように、原子力機構は福島第一原発事故関連情
今後の成果発信
今後の成果発信報のアーカイブと研究開発成果の普及・発信に取り組ん(3)
今後の成果発信以上のように、原子力機構は福島第一原発事故関連情報のアーカイブと研究開発成果の普及・発信に取り組ん
以上のように、原子力機構は福島第一原発事故関連情でいます。
以上のように、原子力機構は福島第一原発事故関連情報のアーカイブと研究開発成果の普及・発信に取り組んでいます。
報のアーカイブと研究開発成果の普及・発信に取り組ん
福島原発事故関連情報アーカイブでは、インターネッ
報のアーカイブと研究開発成果の普及・発信に取り組んでいます。
福島原発事故関連情報アーカイブでは、インターネッ
でいます。
ト情報の収録件数と収録対象機関を段階的に拡充していでいます。
福島原発事故関連情報アーカイブでは、インターネッ
ト情報の収録件数と収録対象機関を段階的に拡充してい福島原発事故関連情報アーカイブでは、インターネッ
く計画です。しかし、WARP
収録対象以外にもアーカイ
福島原発事故関連情報アーカイブでは、インターネッ
ト情報の収録件数と収録対象機関を段階的に拡充していく計画です。しかし、WARP
収録対象以外にもアーカイ
ト情報の収録件数と収録対象機関を段階的に拡充していブすべき情報は種類・媒体を問わず様々あり、様々なユト情報の収録件数と収録対象機関を段階的に拡充していく計画です。しかし、WARP
収録対象以外にもアーカイ
ブすべき情報は種類・媒体を問わず様々あり、様々なユく計画です。しかし、WARP 収録対象以外にもアーカイーザーニーズに応えるには原子力機構だけでは実施不可
く計画です。しかし、WARP 収録対象以外にもアーカイ
ブすべき情報は種類・媒体を問わず様々あり、様々なユーザーニーズに応えるには原子力機構だけでは実施不可
ブすべき情報は種類・媒体を問わず様々あり、様々なユ
能な部分もあるため、関係各所や同様の取り組みを実施
ブすべき情報は種類・媒体を問わず様々あり、様々なユーーザーニーズに応えるには原子力機構だけでは実施不可
図   原子力事故参考文献情報
能な部分もあるため、関係各所や同様の取り組みを実施
ーザーニーズに応えるには原子力機構だけでは実施不可
している機関との密接な協力・連携を図っていきます。
図   原子力事故参考文献情報
ザーニーズに応えるには原子力機構だけでは実施不可能
能な部分もあるため、関係各所や同様の取り組みを実施している機関との密接な協力・連携を図っていきます。
能な部分もあるため、関係各所や同様の取り組みを実施
図   原子力事故参考文献情報
また、研究開発成果検索・閲覧システム（JOPSS）は、
 研究開発成果の発信ツール
な部分もあるため、関係各所や同様の取り組みを実施し図   原子力事故参考文献情報
(2)
研究開発成果の発信ツール
している機関との密接な協力・連携を図っていきます。
また、研究開発成果検索・閲覧システム（JOPSS）は、
 研究開発成果の発信ツール
している機関との密接な協力・連携を図っていきます。
論文情報に特許や研究施設等の情報を関連づけて一体的
原子力機構の研究開発成果は、機構の研究開発報告書、ている機関との密接な協力・連携を図っていきます。
また、研究開発成果検索・閲覧システム（JOPSS）は、
 原子力機構の研究開発成果は、機構の研究開発報告
研究開発成果の発信ツール
論文情報に特許や研究施設等の情報を関連づけて一体的機構の研究開発報告書、
また、研究開発成果検索・閲覧システム（JOPSS）は、
原子力機構の研究開発成果は、研究開発成果の発信ツール
に提供できるような仕組みを構築すべく検討を重ねてい学術誌掲載の論文、学協会の研究発表会等で発表されま
また、研究開発成果検索・閲覧システム（JOPSS）は、書、学術誌掲載の論文、学協会の研究発表会等で発表さ論文情報に特許や研究施設等の情報を関連づけて一体的
原子力機構の研究開発成果は、機構の研究開発報告書、に提供できるような仕組みを構築すべく検討を重ねてい学術誌掲載の論文、学協会の研究発表会等で発表されま
論文情報に特許や研究施設等の情報を関連づけて一体的
原子力機構の研究開発成果は、機構の研究開発報告書、 ます。
す。平成27 年 10 月末現在、原子力機構は福島第一原発
論文情報に特許や研究施設等の情報を関連づけて一体的れます。平成 27 年 10 月末現在、原子力機構は福島第に提供できるような仕組みを構築すべく検討を重ねてい学術誌掲載の論文、学協会の研究発表会等で発表されま
ます。
す。平成
27
年
10
月末現在、原子力機構は福島第一原発に提供できるような仕組みを構築すべく検討を重ねてい学術誌掲載の論文、学協会の研究発表会等で発表されま
さらに、これから福島地区に開設される施設において事故対応に関する約2,000 件の研究開発成果を発表してに提供できるような仕組みを構築すべく検討を重ねています。
す。平成27 年 10 月末現在、原子力機構は福島第一原発
一原発事故対応に関する約2,000 件の研究開発成果を発
さらに、これから福島地区に開設される施設において事故対応に関する約2,000
件の研究開発成果を発表して
ます。
す。平成
27
年
10
月末現在、原子力機構は福島第一原発も情報提供・成果発信に取り組み、東京電力福島第一原
きました。これらは「研究開発成果検索・閲覧システム
ます。
さらに、これから福島地区に開設される施設において事故対応に関する約2,000 件の研究開発成果を発表して表してきました。これらは「研究開発成果検索・閲覧シも情報提供・成果発信に取り組み、東京電力福島第一原
きました。これらは「研究開発成果検索・閲覧システム
さらに、これから福島地区に開設される施設において事故対応に関する約2,000 件の研究開発成果を発表して
子力発電所事故対応活動をされる方々を支援していきた（JOPSS）」（図 3）で調べることができ、機構が刊行しも情報提供・成果発信に取り組み、東京電力福島第一原
きました。これらは「研究開発成果検索・閲覧システム
さらに、これから福島地区に開設される施設においてステム（JOPSS）」（図 3）で調べることができ、機構が子力発電所事故対応活動をされる方々を支援していきた（JOPSS）」（図
3）で調べることができ、機構が刊行しも情報提供・成果発信に取り組み、東京電力福島第一原
きました。これらは「研究開発成果検索・閲覧システム
いと考えています。
ている研究開発報告書類は全文PDFを、学術誌掲載論文
子力発電所事故対応活動をされる方々を支援していきた（JOPSS）」（図 3）で調べることができ、機構が刊行しも情報提供・成果発信に取り組み、東京電力福島第一原
刊行している研究開発報告書類は全文
PDF を、学術誌
いと考えています。
ている研究開発報告書類は全文
PDF を、学術誌掲載論文
子力発電所事故対応活動をされる方々を支援していきた（JOPSS）」（図
3）で調べることができ、機構が刊行し 米澤稔.,“東京電力福島第一原子力事故関連情報アーカイブ化への取組について”,
専門図書館, 273, 23 (2015).
いと考えています。
ている研究開発報告書類は全文
PDF を、学術誌掲載論文《参考文献》
子力発電所事故対応活動をされる方々を支援していきた
掲載論文は電子ジャーナルへのリンクを提供しています米澤稔., “東京電力福島第一原子力事故関連情報アーカイブ化への取組について”,
専門図書館, 273, 23 (2015).
いと考えています。
ている研究開発報告書類は全文
PDF を、学術誌掲載論文
 權田真幸ほか,“日本原子力研究開発機構図書館における福島原子力事故関連情報アーカイブ化への道のり”,
情報《参考文献》
いと考えています。
（http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/search/servlet/
 の科学と技術,
米澤稔.,“東京電力福島第一原子力事故関連情報アーカイブ化への取組について”,
専門図書館, 273, 23 (2015). 情報《参考文献》
權田真幸ほか,“日本原子力研究開発機構図書館における福島原子力事故関連情報アーカイブ化への道のり”,
64,
357 (2014).
米澤稔., “東京電力福島第一原子力事故関連情報アーカイブ化への取組について”,
専門図書館, 273, 23 (2015).
 權田真幸ほか,“日本原子力研究開発機構図書館における福島原子力事故関連情報アーカイブ化への道のり”,
情報《参考文献》 。
interSearch）の科学と技術,64,357(2014).
[1]
国立国会図書館,“国の機関サイトの残存率”,(2015).
《引用文献》
の科学と技術,權田真幸ほか,“日本原子力研究開発機構図書館における福島原子力事故関連情報アーカイブ化への道のり”,
情報
64,
357
(2014).
国立国会図書館, “国の機関サイトの残存率”, (2015).
http://warp.da.ndl.go.jp/contents/reccommend/collection/linkrot.html《引用文献》 [1] の科学と技術,
64,“国の機関サイトの残存率”,
357 (2014).
国立国会図書館,(2015).
273,《引用文献》 ・[1]《参考文献》
米澤稔,"
東京電力福島第一原子力事故関連情報アーカイブ化への取組について
",
専門図書館
23
(2015).
http://warp.da.ndl.go.jp/contents/reccommend/collection/linkrot.html[1] http://warp.da.ndl.go.jp/contents/reccommend/collection/linkrot.html
国立国会図書館,“国の機関サイトの残存率”, (2015).
《引用文献》・ 權田真幸ほか, " 日本原子力研究開発機構図書館における福島原子力事故関連情報アーカイブ化への道のり", 情報
http://warp.da.ndl.go.jp/contents/reccommend/collection/linkrot.htmlの科学と技術 64, 357 (2014).
《引用文献》 [1] 国立国会図書館 , " 国の機関サイトの残存率 ", (2015).
http://warp.da.ndl.go.jp/contents/reccommend/collection/linkrot.html

115

10-2
 コミュニケーション活動と人材育成活動
コミュニケーション活動と人材育成活動
― 福島環境回復における具体的な取組の状況 ――福島環境回復における具体的な取組の状況―
福島環境安全センター 時澤 孝之、植頭 康裕、板橋 靖、米谷 雅之
福島環境安全センター  時澤 孝之、植頭 康裕、板橋 靖、米谷 雅之

１．コミュニケーション活動
１．コミュニケーション活動㻌

(1)
コミュニケーション活動の基本方針㻔㻝㻕㻌 コミュニケーション活動の基本方針㻌
コミュニケーションとは社会生活を営む人間が互い
コミュニケーションとは社会生活を営む人間が互いに、に、意思や感情、思考などを伝達し合うことと定義され意思や感情、思考などを伝達し合うことと定義されておており、これを具体化するものがコミュニケーション活り、これを具体化するものがコミュニケーション活動で動です。コミュニケーション活動の基本方針は、社会とす。コミュニケーション活動の基本方針は、社会との信の信頼確保のために様々な活動を進めることであり、直頼確保のために様々な活動を進めることであり、直接対接対話活動もその一つです。
話活動もその一つです。
平成 23年
年 3月
月 11日に発生した東京電力福島第一原子平成
日に発生した東京電力福島第一原子力
力発電所事故（１F
事故）
では放射性物質が環境中に放発電所事故（１)事故）
では放射性物質が環境中に放出さ出され、福島県で、園児、児童の健康に対する影響を心れ、福島県で、園児、児童の健康に対する影響を心配す
配する声が強かったことから、放射線について正しく理る声が強かったことから、放射線について正しく理解し解し不安を和らげることを目的に同年7 月に、直接対話
不安を和らげることを目的に同年  月に、直接対話活動
である「放射線に関するご質問に答える会」（以下、答え活動である「放射線に関するご質問に答える会」（以下、る会）の活動を開始しました。
答える会）の活動を開始しました。
㻔㻞㻕㻌 答える会の進め方㻌
(2)
答える会の進め方
 機構では、従前より立地市町村等の自治体住民に対し機構では、従前より立地市町村等の自治体住民に対して放射線について理解を進める活動を行っていました。
て放射線について理解を進める活動を行っていました。
その成果などを活用して、答える会は以下のように取組
その成果などを活用して、答える会は以下のように取組
むことにしました。
むことにしました。
①㻌
① 参加者の質問回答へ重点を置いた説明㻌
参加者の質問回答へ重点を置いた説明
放射線という一般に馴染みがない事柄について専放射線という一般に馴染みがない事柄について専門的な知識を持たない方に理解していただくため、事門的な知識を持たない方に理解していただくため、前に参加者の質問を集め、それらに丁寧に回答するこ
事前に参加者の質問を集め、それらに丁寧に回答すとによって必要な知識を理解していただくことにしることによって必要な知識を理解していただくことました。このため、答える会の実施前に実施要請団体にしました。このため、答える会の実施前に実施要に参加者の質問を集めて機構に送付いただくようお請団体に参加者の質問を集めて機構に送付いただく
願いすることにしました。
ようお願いすることにしました。
②㻌
② コミュニケーションを通じた理解㻌
コミュニケーションを通じた理解
放射線に関する質問は多岐に渡ることが想定され、放射線に関する質問は多岐に渡ることが想定さ異なる分野の専門家が参加することでそれらの質問
れ、異なる分野の専門家が参加することでそれらのに対して対応するために、説明は複数名で行うことと質問に対して対応するために、説明は複数名で行うしました。
こととしました。
③㻌
③ イラストや例を用いた分りやすい説明資料㻌
イラストや例を用いた分りやすい説明資料
 イラストや比喩を用いて放射線に関する専門的な知イラストや比喩を用いて放射線に関する専門的な識のない方にも判りやすいよう配慮しました。
その他、知識のない方にも判りやすいよう配慮しました。そ自然界の放射線を測定器を用いて測定することで、放の他、自然界の放射線を測定器を用いて測定するこ
射線の理解を得る説明活動も行いました。
とで、放射線の理解を得る説明活動も行いました。
④㻌
④ アンケートによる理解度等の確認㻌
アンケートによる理解度等の確認
 答える会終了後に、参加者の協力を得て、アンケート答える会終了後に、参加者の協力を得て、アンケーによる理解度や不安に思うことなどについて確認しトによる理解度や不安に思うことなどについて確認
ました。
しました。
⑤㻌
⑤ 答える会の実施主体は要請団体㻌
答える会の実施主体は要請団体
不安を抱き質問の回答を聴聞する人々の参集を呼不安を抱き質問の回答を聴聞する人々の参集を呼びかけている開催要請団体が、当日の答える会の進行
びかけている開催要請団体が、当日の答える会の進を担うことで、機構の一方的な説明にならないように行を担うことで、機構の一方的な説明にならないよ
し、機構は専門的な立場から放射線についての説明をうにし、機構は専門的な立場から放射線についての行うこととしました。
説明を行うこととしました。
116(3) 答える会の実績㻌
答える会の実績
㻔㻟㻕㻌
平成
27 年
年 
10月末までに
月末までに
246回の
回の
平成 23
 年
年 7 月から平成 
答える会を実施し、約万人の方が参加しました。実施
答える会を実施し、約 2 万人の方が参加しました。
実施
状況を福島県内の参加者数を地域別に示すと図状況を福島県内の参加者数を地域別に示すと図 1のようのよになり、事故の影響から発災元の浜通りの住民が県内各うになり、事故の影響から発災元の浜通りの住民が県内地に避難していることもあり、中通りを中心に開催が多各地に避難していることもあり、中通りを中心に開催がい傾向を示しました。
多い傾向を示しました。


図１㻌 地域別実施状況（平成 㻞㻣 年 㻝㻜 月末時点）㻌


㻞㻚．㻌
人材育成活動㻌
２．人材育成活動㻔㻝㻕㻌
人材育成の基本方針㻌
(1) 人材育成の基本方針
国が進める「原子力人材育成ネットワーク」
において、
国が進める
「原子力人材育成ネットワーク」
において、
原子力エネルギー基盤及び今後の原子力ビジネスを支
原子力エネルギー基盤及び今後の原子力ビジネスを支ええる人材の育成に積極的に取り組む必要があるとされる人材の育成に積極的に取り組む必要があるとされていています。これらを踏まえ、機構は、現中期計画に、「原ます。これらを踏まえ、機構は、現中期計画に、「原子子力の研究、開発及び利用の推進に当たっては、～（中
力の研究、開発及び利用の推進に当たっては、～（中略）略）～
原子力分野の人材育成が必要である。
」と明記～
原子力分野の人材育成が必要である。
」と明記し、機し、機構の重要なミッションと位置付け人材育成に取り構の重要なミッションと位置付け人材育成に取り組んで組んでいます。
います。
（㻞）㻌 人材育成活動の進め方㻌（2）
人材育成活動の進め方
体験型の学習を人材育成に利用することとし、学生で体験型の学習を人材育成に利用することとし、学生である育成対象者自ら、放射線測定器を利用して、除染現ある育成対象者自ら、放射線測定器を利用して、除染現場や仮置き場で放射線の測定を行いました。これにより場や仮置き場で放射線の測定を行いました。これにより) 事故の環境回復のために行われた除染や除染後に発事故の環境回復のために行われた除染や除染後に発1F生する廃棄物の仮置き場の設計や安全管理の現状を理生する廃棄物の仮置き場の設計や安全管理の現状を理解解することができました。 することができました。
さらには、各々の学生が自治体担当者役と住民役とにさらには、各々の学生が自治体担当者役と住民役とに分かれ、除染作業を開始する前に自治体が行う住民説明
分かれ、除染作業を開始する前に自治体が行う住民説明会を模擬的に行い、住民説明会を体験しました。これに会を模擬的に行い、住民説明会を体験しました。これにより学生は、除染の実施には技術面以外に、行政的な対より学生は、除染の実施には技術面以外に、行政的な対応や住民の理解と協力が不可欠であり、環境回復活動の応や住民の理解と協力が不可欠であり、環境回復活動の
社会的な意義を把握しました。体験型の研修をさらに展
社会的な意義を把握しました。体験型の研修をさらに展開する試みとして、体験学習や放射線測定により学んだ開する試みとして、体験学習や放射線測定により学んだ
学生自らが、説明者となり、学園祭などで訪れる一般参学生自らが、説明者となり、学園祭などで訪れる一般参加者の方へ放射線に関する説明を行うことも実施しま
加者の方へ放射線に関する説明を行うことも実施しましした。ここでは、自分以外の他者への説明の難しさを学た。ここでは、自分以外の他者への説明の難しさを学生

自らが体験することで、コミュニケーションの困難性や重要性を把握することができました。これらにより、机上検討のみではない、実践に即した社会的活動としての生自らが体験することで、コミュニケーションの困難性業務を進める人材の育成が可能になると思われます。
や重要性を把握することができました。これらにより、
以上のような、福島の環境回復に係る機構の活動を通
机上検討のみではない、
実践に即した社会的活動としてじて実施した人材育成活動を表１にまとめました。これの業務を進める人材の育成が可能になると思われます。
らの内、効果的な体験型の人材育成活動の具体例を以下
以上のような、福島の環境回復に係る機構の活動を通に示します。
じて実施した人材育成活動を表１にまとめました。
これらの内、効果的な体験型の人材育成活動の具体例を以下
表 1 人材育成活動実施例
開催時期
おもな教育内容に示します。 対 象
霧箱による放射線観察、水素爆鳴
表１ 人材育成活動実施例
いわき明星大学
2月20-21日
気実験で水素爆発のメカニズム把（教員も含む）握など② 現場体験型による放射線測定研修（H27 年福長岡
科技大研修にて実施）

放射線計測の基礎や放射線測定器の原理などにつ施しました。学習
いて講義を受けたのを通じ「エネルギ
ち、実際の除染現場
ー分野に関心があや除染後に発生するる。」「エネルギー
廃棄物の仮置き場で、や原子力の分野に放射線量を測定する
進みたい。
」という
体験学習を実施しま思いを示す学生もした。学習を通じ「エ多く、効果的な研ネルギー分野に関心
修を行うことができました。
がある。」「エネルギー
や原子力の分野に進みたい。
」という思いを示 す 学 生 も 多 く、
効果的な研修を行う

ことができました。

H25 開催時期

対象
おもな教育内容
ゲルマニウム半導体検出器によるいわき明星大全国８高専から
土壌や飲用水の放射能測定、ホー㻌 霧箱による放射線観察、水素爆鳴気実験で8月28日㻞 月 㻞㻜㻙㻞㻝 日 13 学
人参加
ルボディカウンタによる内部被ば水素爆発のメカニズム把握など（教員も含む） く測定など㻴㻞㻡㻌 ゲルマニウム半導体検出器による土壌や飲全国８高専から 野外における NaI サーベイメー
用水の放射能測定、ホールボディカウンタに㻝㻟 人参加タ、GM サーベイメータ、γプロッ
3月3-5日
長岡科技大 よる内部被ばく測定など
タによる空間線量率測定、遮蔽効
㻌 野外における 㻺㼍㻵㻌 サーベイメータ、㻳㻹㻌 サ
果の測定実習㻟 月 㻟㻙㻡 日 長岡科技大 ーベイメータ、γプロッタによる空間線量率測定、遮蔽効果の測定実習
霧箱による放射線の観察、環境放10月4-5日
郡山女子大
射能測定、γプロッタ測定など
㻌 霧箱による放射線の観察、環境放射能測
㻝㻜 月 㻠㻙㻡 日 郡山女子大
定、γプロッタ測定など
霧箱による放射線観察、スパーク㻤 月 㻞㻤 日㻙

11月3日

㻌 霧箱による放射線観察、スパークチェンバ
チェンバーによる宇宙線の観察なーによる宇宙線の観察など
ど㻝㻝 月 㻟 日

H26
㻴㻞㻢㻝㻝 月 㻤 日㻌
11月8日
㻔㻝㻕
(1)
㻝㻞 月 㻢 日㻌

12月6日
㻔㻞㻕
(2)

㻌 放射線の基礎知識の習得と放射線の測定な放射線の基礎知識の習得と放射線
ど の測定など
福島高専 㻌 除染に関する講義、遠隔モニタリング技術、除染に関する講義、遠隔モニタリ
福島高専 仮置場での環境放射能測定、γプロッタ測定などング技術、仮置場での環境放射能測定、γプロッタ測定など

㻌 リスクコミュニケーション：学生らが子どもさ
リスクコミュニケーション：学生んを抱える住民、行政側の職員、放射線の専らが子どもさんを抱える住民、行門家等に扮して模擬住民説明会

㻝㻞 月 㻝㻟 日㻌㻔㻟㻕

12月13日(3)福島高専

2月25-27日

霧箱による放射線の観察、環境放放射線測定開発の現状把握（座学）、霧箱に
福島高専
射能測定、γプロッタ測定など
長岡科技大 よる放射線の観察、環境放射能測定、γプロ㻟 月 㻟㻙㻠 日

㻴㻞㻣 3月3-4日
㻤 月 㻡㻙㻣 日
H27

政側の職員、放射線の専門家等に霧箱による放射線の観察、環境放射能測
扮して模擬住民説明会
定、γプロッタ測定など

㻞 月 㻞㻡㻙㻞㻣 日

ッタ測定など放 射 線 測 定 開 発 の 現 状 把 握（ 座学）、 霧 箱 に よ る 放 射 線 の 観 察、 測
環境放射能測定、γプロッタ測定、㼃㻮㻯
長岡科技大
福島高専
環境放射能測定、γプロッタ測定
定、などなど
㻤 月 㻢、㻥 月 㻤
放射線の基礎知識、内部被ばく教育、㼃㻮㻯日、㻝㻜 月 㻞㻙㻠 郡山女子大㻌
環境放射能測定、γプロッタ測定、測定など㻌
8月5-7日福島高専
日㻌WBC 測定、など
㻝㻝8月6、月 㻢㻙㻣 日㻌 福島高専㻌
内部被ばく教育、㼃㻮㻯 測定など㻌
9月8日、

郡山女子大

放射線の基礎知識、内部被ばく教
育、WBC 測定など

㻌 10月2-4日①㻌11月6-7日
疑似体験型による研修㻌（㻴㻞㻢 年福島高専研修等にて
福島高専
内部被ばく教育、WBC
測定など
実施）㻌
① 実習を通して学んだ放射線の知識を、疑似体験型による研修 （H26 年福島高専研修等
放射線にあまり詳にて実施）
しくない人たちへ、分りやすく伝えるにはどうしたらよ
実習を通して学んだ放射線の知識を、放射線にあいかということに着目して受講者同士で話し合い、受講まり詳しくない人たちへ、分りやすく伝えるにはど
者が先生役と生徒役に分かれて霧箱やサーベイメータをうしたらよいかということに着目して受講者同士で使った模擬授業を行いました。さらに、学園祭などのイ
話し合い、受講者が先生役と生徒役に分かれて霧箱
ベントでは、一般の方々に研修で学んだ内容を伝え、放射線に関する知識を他者へ伝えることの難しさが理解さやサーベイメータを使った模擬授業を行いました。
れました。
さらに、学園祭などのイベントでは、一般の方々に自治体が除染を進める場合、住民説明会を開催し、事前研修で学んだ内容を伝え、放射線に関する知識を他了解を得ることを前提としており、「対話の場」を学生に者へ伝えることの難しさが理解されました。
体験してもらうために、模擬住民説明会の体験学習を行
自治体が除染を進める場合、住民説明会を開催し、いました。これにより、住民対話の必要性や重要性が理
事前了解を得ることを前提としており、「対話の場」
解されました。
を学生に体験してもらうために、模擬住民説明会の②㻌 現場体験型による放射線測定研修（㻴㻞㻣 年福長岡科技
体験学習を行いました。これにより、住民対話の必大研修にて実施）㻌
要性や重要性が理解されました。
放射線計測の基礎や放射線測定器の原理などについて講義を受けたのち、実際の除染現場や除染後に発生する廃棄物の仮置き場で、放射線量を測定する体験学習を実図  仮置き場での放射線測定実習㻌㻌（3） 関係機関との連携に支えられた人材育成（㻟）㻌 関係機関との連携に支えられた人材育成㻌
研修実施に当たり、育成対象となる若手の方々に呼び研修実施に当たり、育成対象となる若手の方々に呼びかけるとともに、研修の場が必要となることから、若手
かけるとともに、研修の場が必要となることから、若手の教育を進める大学等の教育機関と協力協定を締結し、の教育を進める大学等の教育機関と協力協定を締結し、これら機関による呼びかけや研修場の提供の協力を得
これら機関による呼びかけや研修場の提供の協力を得て、人材育成活動を進めました
2 参照）て、人材育成活動を進めました （表表  参照。。
表 
表2 連携協定一覧
連携協定一覧
協定締結先㻌
協定締結先協定の内容、締結時期㻌
協定の内容、締結時期

福島県との連携協力協定㻌

除染に関する知識の普及及び理解
除染に関する知識の普及及び理解の促進など㻌
（Ｈ㻞㻠㻘㻟
月締結）㻌
の促進など（Ｈ24,3
月締結）

福島県との連携協力協定

福島県、国立環境研究所との環

福島県、国立環境研究所との環境
境創造センター連携基本協定㻌
創造センター連携基本協定

情報収集・発信、教育・研修・交流㻌
情報収集・発信、教育・研修・交（㻴㻞㻣㻘㻠 月締結）㻌
流（H27,4 月締結）

福島県環境創造センターにおけ成果発信と成果利用促進（㻴㻞㻣㻘㻠 月

福島大学との連携協力協定㻌

人材の交流と育成、共同研究など㻌
人材の交流と育成、共同研究など（Ｈ㻞㻟㻘㻣月締結）㻌

福島県環境創造センターにおける成果発信と成果利用促進
る連携協力に関する実施協定㻌
締結）㻌
連携協力に関する実施協定（H27,4 月締結）
福島大学との連携協力協定

高専機構、福島工業高等専門学
校との連携協力協定㻌
高専機構、福島工業高等専門学校
㻌 との連携協力協定（Ｈ
23,7 月締結）
人材育成・人材交流の相互支援など㻌

（Ｈ㻞㻠㻘㻟月締結）㻌
人材育成・人材交流の相互支援など（Ｈ 24,3 月締結）

３．環境創造センターを拠点とした今後の取組㻌
３．環境創造センターを拠点とした今後の取組
平成  年度から本格的に活動を開始する環境創造平成28 年度から本格的に活動を開始する環境創造セセンターでは、福島県、国立環境研究所、原子力機構
が、三位一体となって復興に向けた活動を行います。
ンターでは、福島県、国立環境研究所、原子力機構が、専門家で構成される運営戦略会議にて策定した「中長三位一体となって復興に向けた活動を行います。専門家
期取組方針」では、モニタリング、調査研究、情報収で構成される運営戦略会議にて策定した「中長期取組方
集・発信及び教育・研修・交流の４つの事業を推進す
針」では、モニタリング、調査研究、情報収集・発信及ることとしており、この中の「教育・研修・交流」事
び教育・研修・交流の４つの事業を推進することとして
業は、ふくしまの未来を創造する力を育むため進める
おり、この中の「教育・研修・交流」事業は、ふくしま事業です。機構はこの方針に基づき、福島県及び国立の未来を創造する力を育むため進める事業です。機構は環境研究所、その他国内外関係機関と連携し、今後もこの方針に基づき、福島県及び国立環境研究所、その他
コミュニケーション活動と人材育成活動に取り組み
国内外関係機関と連携し、今後もコミュニケーション活ます。地域の方々の不安等を少しでも解消していくた
動と人材育成活動に取り組みます。地域の方々の不安等
めの理解促進活動などを継続します。さらに、環境回を少しでも解消していくための理解促進活動などを継続
復に係る研究開発を通じて得た、これまでの研究者やします。さらに、
環境回復に係る研究開発を通じて得た、若手の人材育成の実績をもとに、より一般の方を対象
これまでの研究者や若手の人材育成の実績をもとに、よとして進める福島県の人材育成にも貢献していきまり一般の方を対象として進める福島県の人材育成にも貢す。
献していきます。
㻌117