第6回福島第一廃炉国際フォーラム
2022年8月29日（月）1F廃棄物処理・デブリ取出しの分析に取り組む困難さ
オールジャパンとしての取り組み

放射性廃棄物・燃料デブリ分析に係るJAEAの取り組み

小山 真一
⽇本原⼦⼒研究開発機構
廃炉環境国際共同研究センター（JAEA/CLADS）

本資料には、「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発）」、「廃炉・汚染水対策事業費補助金 (固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発)」に係る成果が含まれます。本資料を断りなく二次使用することを禁じます。

1

報告内容

I.

放射性廃棄物・燃料デブリ分析に係るJAEAのミッション

II. 放射性廃棄物の分析
III. 燃料デブリの分析
IV. 課題と展望

V. まとめ2

I. 放射性廃棄物・燃料デブリ分析に係るJAEAのミッション
JAEA は、未踏峰を目指す山岳隊の一員である。最良のルートは未だ見つかっておらず、メンバーの知識、経験を結集して、これに立ち向かっていく。

JAEAは専門家として、シェルパをめざす。分析に係る研究とその実践を通じ、安全・リスク評価を行うことのできる知識と技術の構築により、東電HDが行う廃炉作業をサポートしていく。
放射性廃棄物・燃料デブリの分析に係るJAEAの貢献
・分析技術開発/研究開発の知見と分析技術者
・放射性廃棄物、照射済燃料、TMI-2デブリ分析の経験・実績
・1Fサンプル分析（廃棄物、堆積物等）の実績
・大熊分析・研究センターの設計、建設、運営

3

I. JAEAの放射性廃棄物・燃料デブリ分析施設と人材育成
・ 茨城地区分析施設において、内部調査で取得した試料、水処理二次廃棄物などの試料分析を実施。
人材育成拠点として若手技術者のOJT、外部技術者の研修・OJTを実施。大学との連携ラボを設置し、クロスアポイントメント制度や学生のOJTを実施。
燃料デブリの分析・研究開発
放射性物質分析・研究施設

x
福島県

廃棄物の分析・研究技術

茨城県
x
x
Google mapより

・放射性物質分析・研究施設は第１棟が竣工、第２棟を建設中。
4

I. 放射性物質分析・研究施設の整備•1Fにおける廃棄物、燃料デブリ等の分析を行う放射性物質分析・研究施設を整備中。

•第1棟では、中低線量の固体廃棄物分析により、合理的な保管・管理や処理・処分方法の検討や新たな手法開発のための性状把握に貢献する。また、ALPS処理水の第三者としての分析を行うことで、その客観性・透明性確保に資する。

•第2棟では、燃料デブリ等の分析によりその性状を把握することで、燃料デブリの取り出しの各工程の検討などの技術開発に資する。

放射性物質分析・研究施設 完成イメージ図① 施設管理棟【2018年3月運用開始済】：遠隔操作装置の操作訓練、分析マニュアルの整備等を実施中。

② 第1棟※【2022/6/24竣工。2022年度内の分析着手予定】：中低線量(≧1Sv/h)の固体廃棄物試料の分析及びALPS処理水の第三者分析を実施予定。

N注)赤破線内側は東電敷地
黄色塗部分が分析・研究施設③ 第2棟※【実施計画変更認可申請中】：燃料デブリ等の高線量のサンプルの分析を実施予定。
建設工事体制の構築に時間を要し、また2021年2月福島県沖地震を受けた耐震評価見直しを行っているため、スケジュール見直し中。
現在実施計画変更認可申請審査及び事業者選定プロセス中。

※ 特定原⼦⼒施設の一部として東電が実施計画申請し保安を統括。JAEAが設計・建設、運営（分析実務及び施設運転）を担当。

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II. 放射性廃棄物の分析 1F分析で求められる情報と分析技術
放射性廃棄物管理の安全・リスク評価に求められる情報と分析項目
漏洩・飛散（閉じ込め）、変質（安定性）、環境保全

安全・リスク評価項目

公衆被ばく、変質（安定性）

被ばく、臨界、火災爆発
廃棄物の発生

一次分類

一時保管

減容・安定化処理
二次分類

保管

三次分類

廃棄体処理

埋設処分

分析結果例をP7,8に明示

分析のニーズ
保管のルールへの適合性を示すために必要な性状を把握
・表面線量率・核物質量
・水分量、放射能量
早期での廃棄物分類設定・廃棄確認方法整備、廃棄体確認の実施に反映

処理（安定化）に必要な性状を把握→対象廃棄物と処理方法に依存
例：ALPSスラリー・粒径分布：フィルタプレス適用性評価に必要・粘性：乾燥装置の適用性評価に必要
・放射能濃度：設備設計
・化学形態
無害化処理に必要な性状を把握

処理（廃棄体化）に必要な性状を把握→対象廃棄物と処理方法に依存
処分方法（廃棄体確認方法含む）を検討する上で必要な性状を把握

・材質
・物量
・核種濃度
・収着性能に係る有害物質種類、量・環境有害物質

分析・評価結果✓ 現在の分析は、一次～三次分類で共通する廃棄物中の放射性物質濃度の把握を主として実施✓ 一方で、1F廃棄物は、• 非管理下で汚染したため組成推定が困難• 物量が多く、全体像が不明• 高線量廃棄物が多い（難測定核種多い）•••

合理的なインベントリ評価手法開発
合理的な分析計画法開発
難測定核種の分析技術開発

検討内容をP9に明示

分析結果を反映

検討内容をP10に明示

6

II. 放射性廃棄物の分析

放射性物質濃度に係る分析実績

2011年度から廃棄物・汚染物の分析を継続して実施し、これまでに約 500 点の試料を分析した。
大量に発生する瓦礫類は主要な廃棄物であり、これとともに、主要なリスク源とされる汚染水処理二次廃棄物（除染装置スラッジ、ALPS スラリー、ゼオライト土嚢、濃縮廃液等）の分析を優先して取り組んだ。
取得した放射性物質濃度の分析結果より、核種の相関性を評価(1)するとともに、廃棄物の分類に関する検討(2)を実施している。
これら取得した分析データについては、開発したデータベースにより公開している (3)。
✓ https://frandli-db.jaea.go.jp/FRAnDLi/

••

•
•

1号機
1号機
2号機
2号機

90Srの放射能濃度(Bq/g)

1000
103

3号機
3号機

10101

-1
10
0.1

10-2

10-4

（白抜きは検出下限値）

0.001
10-3
1010102
100

104
10000

1061000000

137Csの放射能濃度(Bq/g)(1) 原⼦炉建屋内瓦礫の分析データ（137Cs と90Sr
濃度の相関）*1(2) 1/2号機の排気筒コア、 SGTS配管
内拭き取りスミア試料及び廃棄等ドレン水の輸送比の違い(3) データベース“FRAnDLi” トップページ*1：https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2017/05/3-04-03.pdf

7II. 放射性廃棄物の分析•

その他の分析実績と1F廃炉へのデータの提供

保管管理におけるリスクを低減するために、処置方策を検討・実施しており、放射能分析の他に廃棄物の物理・化学的性状などの分析を実施している。これら分析データは以下の通り1F廃炉の検討に利用されている。
除染装置
スラッジ

滞留水スラッジ

東京電⼒ホールディングス株式会社, “α核種除去に向けた検討状況について,”
廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第86回）, 令和3年1月28⽇.

ALPS
スラリー

東京電⼒ホールディングス株式会社, “スラリー安定化処理に向けた設計について,” 特定原⼦⼒施
設監視・評価検討会（第88回）, 資料1-2-1, 2021年2月22⽇.

東京電⼒ホールディングス株式会社, “除染装置スラッジ、ALPSスラリーの安定化処理にむけた検討状況,”
特定原⼦⼒施設放射性廃棄物規制検討会 (第7回), 資料2, 2018年7月23⽇.

ゼオライト
土嚢

東京電⼒ホールディングス株式会社, “プロセス主建屋における地下階環境調査の結果について,”
廃炉・汚染水・処理水対策チーム会合／事務局会議（第93回）, 令和3年8月26⽇.

8II. 放射性廃棄物の分析 合理的なインベントリ評価手法と分析計画法の開発••

廃棄物の放射能インベントリを推定するため、「解析的インベントリ推算手法」の開発に取り組んできた。
推算のモデルでは、核種移行のパラメータ（空気や水への移行割合など）を導入しており、分析データを反映して決定する。移行割合をベイズ統計により処理して、確率密度分布として表現し、不確実性を定量的に評価する方法を開発した（図1）。
全体像が不明な1F廃棄物を対象に、合理的な分析点数や廃棄物分類を明らかにするために、環境復旧分野で標準的な方法とされるDQOプロセスにベイズ統計を組み合わせた分析計画法を開発している。

図1 解析的インベントリ推算手法のモデル*1（上）とベイズ統計に基づき設定した核種移行率推定の例*2（右）*1：https://irid.or.jp/wp-content/uploads/2021/12/2020010kotaihaikibuturev2.pdf 一部改変
*2：https://irid.or.jp/wp-content/uploads/2021/01/2019011kotaihaikibutsu_02.pdf

図2 廃棄物を対象とした DQO プロセス
9

II. 放射性廃棄物の分析 難測定核種等の合理的な分析技術開発
大量で複雑な汚染パターンを有する1F廃棄物の廃棄体確認を念頭に、長寿命核種の検出効率向上、分析時間の合理化等を目指した個々の分析技術開発に合わせ、取得した分析値の信頼性を担保するような品質保証体系の検討に取り組んでいる。
これまでに、ICP-MSを用いた同重体の簡易分離・測定技術や、合理的な核種の化学分離手法、バルク試料から代表性を確保した分析試料採取技術などを開発するとともに、これら技術をインテグレイトした分析技術の標準化に係る検討を進めている。

図 分析方法の改良を図る対象とその方策*1*1：https://irid.or.jp/wp-content/uploads/2021/12/2020010kotaihaikibuturev2.pdf

10II. 放射性廃棄物の分析 三次分類設定に向けた検討から処分具現化に向けた分析へ•••

これまでの分析については、廃炉工程の進展に伴い図のように目的が推移するものと捉え、「インベントリ評価の精度向上」を中心に取り組んできた。
今後は、「廃棄物分類の設定」を分析の目的の軸にしつつ、廃棄物によっては、「廃棄体確認方法の整備」にも対応するよう進めていく。
なお、発生の状況、分析データの蓄積の程度、放射能濃度のばらつき具合などが廃棄物ごとに異なるため、廃棄物の管理状況に応じて分析を進める。
現状

図 廃炉工程の進展に伴う分析目的の推移
11III. 燃料デブリの分析 求められる情報と分析技術
燃料デブリの安全・リスク評価に必要な情報と分析項目
A 燃料デブリ取出し、保管・管理までの作業における安全・リスク評価＜取出し、収納＞作業員被ばく、飛散（αダスト、FP、ガス発生）、臨界、発熱

安全・リスク評価項目

作業員被ばく、飛散（αダスト、FP、ガス発生）、臨界、発熱＜移送、収納＞＜一時保管＞

臨界、発熱、デブリ量

分析施設（大熊、茨城地区）

分析のニーズ・外観、重量・表面線量率
フィードバック・外観・重量・表面線量率
・核燃料物質等の非破壊分析（放射性廃棄物との仕分け）**) 仕分け技術は未確立

・表面線量率、寸法（粒径）、密度、硬さ
・核種インベントリ、組成・化学形態、表面状態・含水率、有機物含有量、水素・FP放出挙動、熱特性

検討内容をP17に明示

フィードバック

取り組み例をP15,16に明示

分析・評価結果
12

III. 燃料デブリの分析 求められる情報と分析技術
燃料デブリの安全・リスク評価に必要な情報と分析技術項目

B 燃料デブリ処理における安全・リスク評価
・一時保管に適用される項目に加え、放射性廃棄物と同様の分析項目を適用（核種インベントリ評価：38核種分析等）

C 炉内に残存する燃料デブリの状態に係る安全・リスク評価
現 状図 炉内状況（デブリ分布推定図）

安全・リスク評価項目
発熱、臨界、微粒⼦の飛散、放射性物質の漏洩、ガス（水素発生）

分析のニーズ・表面線量率、寸法（粒径）、密度、硬さ
・核種インベントリ、組成・化学形態、表面状態・含水率、有機物含有量、水素・FP放出挙動、熱特性

評 価・プラント情報・内部調査結果（線量測定、映像、堆積物等の分析）
・熱挙動等計算コードによる解析・取り出した燃料デブリの分析分析施設（大熊、茨城地区）

分析・評価結果

フィードバック

検討内容をP14に明示

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III. 燃料デブリの分析 安全・リスク評価に必要なデータ・情報を統合する仕組みの構築【廃炉研究基盤データベース（debrisWiki）開発】【JAEA報告書】
原⼦⼒機構がこれまでに実施した技術開発の知見・経験を集約し、ニーズ、課題及び分析手法について系統的にまとめた。

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◼
◼
◼

ユーザー（デブリ分析・評価者、取り出し装置設計者等）が必要とする情報のハブ。
常に最新で、技術レビューを受けた正しい情報をユーザに提供。
各分野の専門家で作り上げる知識の集大成。
現場作業者の作業ツールとして活用。

デブリ分布図（2号機の例）

図 燃料デブリ取出しから処理処分、事故全体像解明など、全体を網羅した構成

広く知られている
Wikipediaと同じ構成

炉内状況・・・炉内全体のデブリ等の分布の推定情報
現場情報・・・福島第一発電所事故に関する資料を一元的に検索
事故進展・・・最新の知見に基づく事故進展の検討結果
分析データ・・・分析結果の生データ、分析結果の総合的な解釈
既往知見・・・過去のSA事故や1F廃炉に資する研究情報14III. 燃料デブリの分析 1Fサンプルの分析（組成が未知の試料に対するアプローチ）
1F内部調査で得られた汚染物サンプルを用いた燃料デブリ分析技術開発と性状推定に向けた取組み例）サンプル：1/2u-SGTS配管スミア（2020年度）[1]

3cm3cm

外観IP

標準線源（10分露光）（約48kBq）◆ 液調整／放射線／ICP-MS◆ 外観・IP• スケール、暴露時間、コンター、標準線源等の情報を記載• 高線量部位を同定、サンプル分取• 8N硝酸+フッ酸で液調製、残渣をγ測定し、137Csの放射能量が、100分の1以下となることを確認• 測定⽇の情報を記入（放射線測定）• 定性分析、及び検量線濃度範囲での定量
分析・同位体比評価（ICP-MS）• 不確かさの評価

定性分析結果◆ SEM/WDX• 定性分析、特性X線ピーク同定、特性X線像取得◆ TEM• EDXチャートにより、同定根拠および定量分析範囲を記載（元素オーバーラップの評価を含む）• 必要に応じて、極薄膜加工・ゼータ因⼦法による酸素分析の高精度化（金属or酸化物の判別）

Uの元素マップ

主な元素の組成比(at%)（Agの信号の影響が含まれる）◆ SEM/EDX• 同定根拠、オーバーラップを記載• TEM分析対象領域の選定根拠を記載

①③②

U粒⼦の例

④OMgAlSiCrFe

NiZn

Zr

Ag

U

①

約700.2

0.3

0.2

0.1

3.0

0.0

0.3

0.1

0.7

24.7②

約700.1

0.3

0.2

0.2

8.5

0.0

0.3

0.1

0.7

21.1

③

約700.0

0.4

0.0

0.1

3.0

0.0

0.2

0.1

0.7

23.1

④

約700.1

0.3

0.0

0.2

12.1

0.0

0.2

0.0

0.5

14.7

Uを含む粒⼦の物性、元素量を分析することで、燃料デブリの化学特性に関する知見の推定、事故シナリオの推定評価が可能となることを明らかにするほか、炉内状況推定図への基礎的な知見を提供する。
https://irid.or.jp/wp-content/uploads/2021/09/2020004seijyouhaaku.pdf

15

III. 燃料デブリの分析 分析体制の整備・分析データの品質の向上
組成が未知の試料に対するアプローチとして、燃料デブリの特徴を評価できる技術・体制を構築する。
我が国の代表的な分析機関に対し、それとは独立した機関によって調製された模擬燃料デブリを支給し、各分析機関が保有する設備、溶解法及び分析技術を用いてその模擬燃料デブリの元素組成を評価する。
分析機関

模擬燃料デブリ（均一組成）
・Uを含む
・1F組成を模擬

NDC

JAEA大洗研

溶解法

重量
溶解率

硝酸～60%

硝酸+微量フッ酸～90%

特徴・簡便な溶解法・ウランやホウ素化合物は溶解・溶けない成分を分析して全体の元素組成を補完
・微量フッ酸の添加で溶解率向上

東北大学
NFD

JAEA原科研

セル内遠隔操作で実施（実デブリを想定）

・ほぼ完全溶解・高い精度で元素の定量が可能
・フッ化物沈殿生成の可能性

王水+フッ酸98%

アルカリ融解・完全溶解100% ・高い精度で元素の定量が可能
・アルカリ試薬成分の混入
・アルカリ融解るつぼ成分の混入

分析対象元素、各分析操作ごとに精度・誤差を検証

燃料デブリ分析項目として重要な4つの基本的な評価項目（分析試料の形態、核種・元素量、相状態・分布、密度等）に対する分析技術を定義し、関係者間の共通認識とする。
https://dccc-program.jp/files/202108jaea.pdf

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III. 燃料デブリの分析 非破壊分析（放射性廃棄物との仕分け）技術
将来の燃料デブリと放射性廃棄物と仕分けに反映するため、破壊分析では対応が困難な、容器に収納されたキログラムオーダーまでのPCVからの回収物を非破壊で計測し、核燃料物質量に応じて燃料デブリと放射性廃棄物を仕分けする技術を開発する。
IRID（仕分けのための非破壊計測技術開発PJ: MHI,東芝ESS,日立GE,JAEAによる協働）で現在検討されている候補手法：①アクティブ中性⼦法、②パッシブ中性⼦法、③ミュオン散乱法、④X線CT法、⑤パッシブガンマ線法

JAEAでは、既存の核燃料使用施設と非破壊計測装置を利用して、主に①,②,⑤の要素技術確認試験を2023年度から開始することを目指し、3拠点4センターによる協⼒体制を構築し、試験準備（試験方法の検討、模擬体製作、許認可変更等）を進めている。

原⼦⼒科学研究所/NUCEF/BECKYにあるアクティブ中性⼦法装置(JAWAS-T)

核燃料サイクル工学研究所/プルトニウム燃料技術
開発センターにあるパッシブ中性⼦法装置(PSMC)

原⼦⼒科学研究所/燃料試験施設(RFEF)：軽水炉使用済み燃料やTMI-2燃料デブリに対するパッシブガンマ線測定等への利用を検討中

非破壊計測法の要素技術確認試験(2023年度～)を計画しているJAEAの施設・装置
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IV. 課題と展望

分析の継続的な実施と次のステップへの準備→放射性廃棄物ごとに分析目的を明確化し、その成果は、インベントリ推算などの方法論とその裏付けとなるデータベースの組合わせとして取りまとめ、1F廃炉現場での廃棄物分類、確認方法の整備に反映する。
→茨城地区の分析施設において蓄積した知見を第1棟、第2棟の運用に反映する。

分析技術開発→分析技術の高度化（簡易・迅速な分析技術の開発）や、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに向けた非破壊分析技術開発を進める。

人材育成と国際協⼒→核燃料・放射線の専門家による指導と施設群における実務経験を通して、継続的な人材の育成を行う（OJT）。
JAEA職員の育成に加え、外部人材の育成を図る（研修、共同研究、英知事業など）→OECD/NEAのプロジェクトや共同研究を通じて、国外関係機関との連携を図る。

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V. まとめ・JAEAは、引き続き、NDF、東京電⼒とのオールジャパンでの取り組みとして、安全・リスク評価を行うことのできる知識と技術の構築のため1F廃炉での分析とサンプリング作業をサポートしていく。
・放射性廃棄物については、間もなく大熊分析・研究センター第1棟における分析が開始される。既存施設における分析も継続しつつ、廃棄物管理におけるリスク低減や、廃棄物処分を念頭においた廃棄物分類の策定などを目指した取り組みを進め、1F廃炉の着実な推進への貢献を図る。

・燃料デブリ分析の準備（分析技術開発、精度や手法の評価、体制整備）と、作業者やユーザが利用できる廃炉研究基盤データベースの整備を進めており、今後の分析に適切に対応し、また運用を図る。
・今後の運転開始が予定されている大熊分析・研究センター第2棟や東京電⼒HD総合分析施設の建設・運営に向け、人材育成の場としての活用を図っていく。

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