JAEA-Technology

研究施設等から発生する均質・均一固化体に対する放射能濃度評価方法の検討
Study on the Evaluation Method to Determine the Radioactivity Concentration in the
Bituminized Products Generated from Research Facilities
辻 智之

亀尾 裕

坂井 章浩

天澤 弘也

高橋 邦明
Tomoyuki TSUJI, Yutaka KAMEO, Akihiro SAKAI, Hiroya AMAZAWA
and Kuniaki TAKAHASHI

バックエンド推進部門
バックエンド技術開発ユニット
Nuclear Cycle Backend Technology Development Unit
Nuclear Cycle Backend Directorate

November 2011
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

JAEA-Technology

2011-028

JAEA-Technology 2011-028
研究施設等から発生する均質・均一固化体に対する放射能濃度評価方法の検討

日本原子力研究開発機構
バックエンド推進部門 バックエンド技術開発ユニット
辻 智之、亀尾 裕、坂井 章浩＋、天澤 弘也＋、高橋 邦明(2011 年 8 月 26 日受理)

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物について、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、放射性廃棄物の合理的な埋設処分を実施していくとの観点から、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで平成 10 年度から平成 19 年度にかけて原子力科学研究所において作製されたアスファルト固化体に対して、スケーリングファクタ法や平均放射能濃度法のような統計的手法に基づく放射能濃度評価方法の適用性について検討した。また、原子力科学研究所のアスファルト固化体に対し、放射能濃度評価方法を構築する上で課題となる点について整理した。

原子力科学研究所（駐在）：〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2-4＋埋設事業推進センターi

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Study on the Evaluation Method to Determine the Radioactivity Concentration in the
Bituminized Products Generated from Research Facilities
Tomoyuki TSUJI, Yutaka KAMEO, Akihiro SAKAI＋,
Hiroya AMAZAWA＋ and Kuniaki TAKAHASHI
Nuclear Cycle Backend Technology Development Unit
Nuclear Cycle Backend Directorate
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken(Received August 26, 2011)

In order to dispose of low-level radioactive wastes generated from various nuclear facilities in
JAEA, it is necessary to establish practical evaluation methods to determine radioactivity concentrationsof the important nuclides for safety assessment on disposal of radioactive wastes. In this report, fordisposal of the bituminized products generated at Nuclear Science Research Institute, the practicalevaluation methods such as the scaling factor method have been studied and the subjects forestablishment of the practical evaluation methods also have been summarized.

Keywords: Disposal of Low-level Radioactive Wastes, Scaling Factor Method, Important Nuclide,
Bituminized Products＋Low-level Radioactive Wastes Disposal Project Centerii

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目

次

1.

はじめに

2.

アスファルト固化処理の概要

3.

検討手順

............................................................................................................................................. 3

4.

調査結果

............................................................................................................................................. 4............................................................................................................................................. 1......................................................................................................... 2

4.1 廃液の主要な発生施設の調査...................................................................................................... 4

4.2 核種の生成起源や廃液への移行挙動の調査.............................................................................. 4

4.3 核種の生成機構や蒸発・濃縮処理中の挙動の調査

放射能濃度評価方法の検討

5.

.................................................................. 7............................................................................................................. 9

5.1 放射能濃度または核種組成比が一定と予想される期間の特定
5.2 相関関係の確認............................................................................................................................ 10

5.3 放射能濃度評価方法の検討........................................................................................................ 11

放射能濃度評価方法の構築に係る課題

6.

....................................................................................... 15

6.1 アスファルト固化体中の核種の残存率の評価に係る課題
6.2 放射能濃度評価方法構築に係る課題

7.

謝辞

まとめ

.............................................. 9.................................................... 15........................................................................................ 15............................................................................................................................................... 16........................................................................................................................................................... 17

参考文献................................................................................................................................................... 18iii

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Contents

1.

Introduction......................................................................................................................................... 1

2.

Outline of the bituminization

3.

Procedure

4.

Results.............................................................................................................. 2............................................................................................................................................ 3................................................................................................................................................. 4

4.1 Investigation on the main facilities generating radioactive liquid waste........................................... 4

4.2 Investigation on the sources of nuclides and the migration behavior to radioactive liquid waste
4.3 Investigation on the formation of nuclides and the migration behavior in waste treatment

5.

Study on the evaluation method to determine the radioactivity concentration
5.1 Study on the consideration period.............. 7................................... 9..................................................................................................... 9

5.2 Study on the correlations of the radioactivity concentrations......................................................... 10

5.3 Study on the evaluation method to determine the radioactivity concentration

6.

Subjects to establish the evaluation methods................................ 11.................................................................................... 15

6.1 Evaluation of the residual rate of the nuclides in the bituminized products.................................... 15

6.2 Evaluation method to determine the radioactivity concentration in the bituminized products7.

..... 4..... 15

Conclusion........................................................................................................................................ 16

Acknowledgments..................................................................................................................................... 17

References................................................................................................................................................. 18iv

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図表一覧
表 4.1 発生施設ごとの廃液の放射能量............................................................................................. 20

表 4.2 燃料試験施設において行われた主な照射後試験................................................................. 23

表 4.3 ホットラボ施設において行われた主な照射後試験............................................................. 24

表 5.1 処理バッチごとの発生施設区分............................................................................................. 25

表 5.2

137Cs との相関関係の成立性の判定結果（平成 15 年度から平成 19 年度）.................. 28

表 5.3

137Cs との相関関係の成立性の判定結果（平成 10 年度から平成 14 年度）.................. 28

表 5.4 放射能濃度上限値に対する裕度

図 2.1 アスファルト固化処理フロー............................................................................................. 29................................................................................................. 30

図 3.1 放射能濃度評価方法構築の検討フロー................................................................................. 31

図 4.1 発生施設ごとの廃液の放射能量の割合................................................................................. 31

図 4.2 湿式再処理試験のフロー図
図 4.3..................................................................................................... 32

FP 含有廃液の処理系統図........................................................................................................ 33

図 4.4 燃料試験施設の排水系統図..................................................................................................... 34

図 4.5 ホットラボ施設の排水系統図................................................................................................. 35

図 4.6 廃液の蒸発・濃縮処理の系統図............................................................................................. 36

図 4.7 第 2 廃棄物処理棟の排水系統図............................................................................................. 37

図 4.8 アスファルト固化処理の系統図............................................................................................. 38

図 5.1 処理バッチごとの発生施設の放射能量割合......................................................................... 39

図 5.2

3

H と 60Co の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）............................................... 41

図 5.3

3

H と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）.............................................. 42

図 5.4

14

C と 60Co の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）.............................................. 43

図 5.5

14

C と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）............................................. 44

図 5.6

90

Sr と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）............................................ 45

図 5.7

99

Tc と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）............................................ 46

図 5.8

129

I と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）v............................................. 47

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図 5.9

154

Eu と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）.......................................... 48

図 5.10238

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）

図 5.11

239+240

図 5.12

241

Am と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）...................................... 51

図 5.13244

Cm と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）...................................... 52

図 5.143

H と 14C の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）............................................... 53

図 5.15

3

H と 60Co の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）............................................. 54

図 5.163

H と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）............................................ 55

図 5.1714............................................ 56

図 5.1814........................................... 57

図 5.1990

図 5.2099

図 5.21

129

I と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）........................................... 60

図 5.22154

Eu と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）........................................ 61

図 5.23238

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）........................................ 62

図 5.24

239+240

図 5.25241

Am と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）...................................... 64

図 5.26244

Cm と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）...................................... 65

図 5.273........................................ 49

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）

C と 60Co の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）
C と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）................................... 50

Sr と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）.......................................... 58

Tc と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）.......................................... 59

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）

H と 14C の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）

vi.................................. 63............................................... 66

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1．はじめに廃棄物埋設事業者は、放射性廃棄物の埋設処分に当たり処分対象となる廃棄体一体ごとに、法令で定められている技術上の基準に適合していることについて、規制当局による確認を受けなければならないことが核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 51 条の 6 第2 項に規定されている。廃棄体に係る技術上の基準には廃棄体性能及び放射性物質の濃度（以下「放射能濃度」という。
）に係る項目があり、放射能濃度に係る項目は、埋設処分対象の廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度が埋設事業許可申請書に記載された最大放射能濃度（以下「放射能濃度上限値」という。）を超えないこととされている。埋設処分を先行して実施している原子力発電所では、ピット処分対象の廃棄体一体ごとに、スケーリングファクタ法（以下「SF 法」という。）や平均放射能濃度法のような統計的手法に基づく放射能濃度評価方法 1）により、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度を評価し、法令で定められている技術上の基準に適合していることについて確認を受けている 2）。
日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）の研究施設から発生する放射性廃棄物（以下「研究施設等廃棄物」という。）についても、近い将来にトレンチ処分またはピット処分の実施が予定されており、合理的な埋設処分を実施していくとの観点から、原子力発電所と同様に簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。この取り組みの一環として、平成 10 年度から平成 19 年度にかけて、原子力機構の原子力科学研究所（以下「原科研」という。
）でセメントまたはアスファルトにより均質・均一に固化された低レベル放射性廃液の固化処理前の濃縮廃液から採取した分析用試料について放射化学分析を実施し、取得した
18 核種（3H、14C、59Ni、60Co、63Ni、79Se、90Sr、99Tc、129I、137Cs、154Eu、237Np、238Pu、239+240Pu、
241

Am、243Am、244Cm）の放射能濃度データについてとりまとめている 3）。

本検討では、この放射能濃度データをもとに、平成 10 年度から平成 19 年度にかけて原科研で作製されたアスファルト固化体に対して、原子力発電所から発生した廃棄体（以下「発電所廃棄体」という。）の放射能濃度評価で採用されている SF 法や平均放射能濃度法のような統計的手法に基づく放射能濃度評価方法の適用性について検討した。また、原科研のアスファルト
固化体に対し、放射能濃度評価方法を構築する上で課題となる点について整理した。

-1-

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2．アスファルト固化処理の概要 3,4）
原科研にある研究施設は主に原子炉施設、核燃料使用施設、RI 使用施設に分類され、これらの施設から発生する廃液には、施設の運転状況や使用状況等によりさまざまな放射性核種が含まれている。原科研ではこれらの施設から発生した廃液について、廃液の放射能濃度レベルに応じて、区分 A 未満（3.7×10-1Bq/cm3 未満）、区分 A（3.7×10-1 Bq/cm3 以上 3.7×101 Bq/cm3 未満）、
区分 B-1（3.7×101 Bq/cm3 以上 3.7×104 Bq/cm3 未満）、区分 B-2（3.7×104 Bq/cm3 以上 3.7×105 Bq/cm3未満）に分類している。このうち区分 B-1 の一部（3.7×102 Bq/cm3 以上 3.7×104 Bq/cm3 未満）及び区分 B-2 に分類される廃液がアスファルト固化処理されている。
原科研におけるアスファルト固化処理の概要を図 2.1 に示す。原科研にある第 2 廃棄物処理棟
では、廃液貯槽に受け入れた廃液の放射能濃度、核種、pH、塩濃度、含有イオン濃度、電導率等を測定し、必要に応じて廃液の油分分離、中和等の前処理を行う。前処理を終えた廃液はポンプにより蒸発処理装置・Ⅱの供給槽に移送後、供給槽より一定水頭で蒸発缶に供給され、加熱蒸気により水分を蒸発、廃液中の塩分、固形成分等が濃縮される。
蒸発・濃縮処理を終えた廃液は濃縮液貯槽に回収され、ポンプによりアスファルト固化装置の供給槽に移送後、供給槽より混和蒸発器に供給される。分析用試料は蒸発・濃縮処理作業（処理バッチ）ごとに供給槽から採取した。混和蒸発器では溶融したアスファルトと濃縮廃液を混合、固形成分等をアスファルト相に均一に分散させた溶融混合物をコンクリート内張りドラム
缶に充填し、上部にコンクリートの後打ちを行いアスファルト固化体として保管廃棄施設に保管している。
なお、蒸発・濃縮処理の過程で発生する凝縮液は、凝縮液貯槽に回収された後、放射能濃度のレベルに応じて、一般排水溝に排水、第 3 廃棄物処理棟に送液してセメント固化処理、もしくは蒸発処理装置・Ⅱにおいて再び蒸発・濃縮処理が行われる。また、アスファルト固化処理の際に発生する蒸発水についても、蒸発水復水器で冷却され、復水は復水貯槽に回収された後、蒸発処理装置・Ⅱにおいて再び蒸発・濃縮処理が行われる。

-2-

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3．検討手順
本検討では、平成 10 年度から平成 19 年度（以下「本検討対象期間」という。）にかけて原科研で作製されたアスファルト固化体に対して、発電所廃棄体に対する放射能濃度評価方法適用の基本手順を参考に、図 3.1 に示す検討フローに従って SF 法や平均放射能濃度法（以下「SF法等」という。）の適用性について確認した。
SF 法は、難測定核種と Key となる核種＊（以下「Key 核種」という。）の放射能濃度に相関関係が成立する場合に、あらかじめ放射化学分析データに基づいて求めた相関比（スケーリング
ファクタ。以下「SF」という。）に廃棄体外部から非破壊で測定した Key 核種の放射能濃度をかけ合わせることで、間接的に難測定核種の放射能濃度を評価する方法である 1,5）。このため SF
法は、「難測定核種と生成機構や移行挙動が類似する Key 核種が存在し、両者の放射能濃度間に相関関係が成立する場合」、すなわち難測定核種と Key 核種の核種組成比が一定とみなせる場合に適用できる評価方法であると考えられる。一方、平均放射能濃度法は、「核種の生成機構や移行挙動を考慮しても難測定核種と Key 核種の放射能濃度間に相関関係が成立せず、かつ放射化学分析により得られた難測定核種の放射能濃度データが一定範囲内にあり、放射能濃度上限値に対して裕度が見込まれる場合」に適用できる評価方法であって、これらのデータの平均値を
当該難測定核種の放射能濃度とする評価方法である 1）。
いずれの放射能濃度評価方法も、原子力発電所から定常的に発生する廃液のように、放射能濃度または核種組成比が一定であることが明らかな場合に適用できる評価方法である。しかし、原科研で作製されたアスファルト固化体は、様々な研究施設から発生した廃液が固化処理されたものであり、廃液に含まれる核種の生成起源や廃液への移行挙動が発生施設ごとに異なるため、本検討対象期間全体に対して放射能濃度または核種組成比が一定とみなせず、SF 法等の一様な適用は困難であると考えられる。そこで、本検討対象期間にアスファルト固化処理された廃液の放射能濃度または核種組成比が一定と予想される処理バッチの期間を特定し、この期間のアスファルト固化体に対して SF 法等の適用性について検討することとした。
検討するにあたり、まずアスファルト固化処理された廃液の主要な発生施設を特定するために、本検討対象期間に第 2 廃棄物処理棟で廃液を受け入れた際に記録していた「液体廃棄物受入記録」から、廃液の発生施設ごとの放射能量を調査し、放射能量が多い廃液が発生した施設
を廃液の主要な発生施設とした。次にこれらの発生施設の年次報告書等の他、発生施設への聞き取りにより、施設から発生した廃液に含まれる核種の生成機構や廃液への移行挙動を調査し、廃液の放射能濃度または核種組成比が一定と予想される処理バッチの期間を特定した。特に SF法の適用性については、核種の生成機構や廃液への移行挙動が類似すると考えられる核種同士の組合せについて、相関図及び統計的手法により相関関係の成立性を確認した。

＊ Key 核種は廃棄体外部から非破壊測定が可能な γ 線を放出する核種で、原子力発電所の SF 法においては、60Co または 137Cs とされている。

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4．調査結果4.1 廃液の主要な発生施設の調査
本検討対象期間にアスファルト固化処理された廃液の発生施設の内訳は、原科研にあるホットラボ施設（ホットラボ）、再処理特別研究棟（再処理）、燃料試験施設（燃試）、第 3 廃棄物処理棟（処理 3）、圧縮処理装置建家（圧縮）、第 2 廃棄物処理棟（処理 2）、液体廃棄物処理場（液処理）、国際原子力総合技術センター（研修）、JRR-1、JRR-2、第 3 研究棟（研究 3）、核燃料サ
イクル安全工学研究施設（NUCEF）、科学技術庁電源開発促進対策特別会計施設（電源）、放射線標準施設（FRS）及び日本アイソトープ協会（JRIA）であった 3）。これらの施設から発生した廃液は、発生元の施設で代表的な核種の放射能濃度を測定した後に、タンクローリーによって第 2 廃棄物処理棟に輸送され、蒸発・濃縮処理後にアスファルトにより固化処理された。
廃液の主要な発生施設を特定するために、「液体廃棄物受入記録」から、処理対象廃液の発生
施設ごとの放射能量を調査し、本検討対象期間全体における発生施設ごとの廃液の放射能量の割合を算出した。表 4.1 に廃液の発生施設ごとの放射能量を、図 4.1 に発生施設ごとの廃液の放射能量の割合を示す。この結果から、放射能量が多い廃液が発生した再処理特別研究棟（再処理）、燃料試験施設（燃試）、ホットラボ施設（ホットラボ）、日本アイソトープ協会（JRIA）及び第 2 廃棄物処理棟（処理 2）を廃液の主要な発生施設とし、これ以外の発生施設をその他とした。
4.2 核種の生成起源や廃液への移行挙動の調査
本検討対象期間にアスファルト固化処理された廃液について、主要な発生施設の廃液に含まれる核種の生成起源や廃液への移行挙動等の廃液の性状について調査した。なお、本調査は発生施設の年次報告書 4,6～15,17）等の他、発生施設への聞き取りにより行った。主要な発生施設の廃液に含まれる核種の生成起源や廃液への移行挙動について調査した結果を以下に示す。ただし、燃料試験施設及びホットラボ施設から発生した廃液は、それぞれ施設内の貯蔵タンクに一度集められた後にタンクローリーで第 2 廃棄物処理棟に輸送されていることから、照射後試験ごとに廃液に含まれる核種の移行挙動の調査はできなかった。
(1) 再処理特別研究棟から発生した廃液
本検討対象期間に再処理特別研究棟から発生した廃液は、JRR-3 の使用済燃料（燃焼度600MWD/t）の湿式再処理試験の共除染工程から発生した TRU 核種を含みかつ β・γ 放射能
濃度が比較的高い廃液（以下「FP 含有廃液」という。）の処理実証試験に伴って発生した。
再処理特別研究棟において行われた湿式再処理試験のフローを図 4.2 に、FP 含有廃液の処理
系統図を図 4.3 に示す。FP 含有廃液の処理実証試験は平成 9 年度から平成 10 年度にかけて行い、FP 含有廃液に含まれる Pu、Cs 及び Sr を無機系吸着材によって選択的に除去し、B-1-4-

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レベル（3.7×104 Bq/cm3 未満）の液体廃棄物としてタンクローリーで第 2 廃棄物処理棟へ搬出した。処理実証試験における無機吸着材の除染係数は、Pu：10、Cs,Sr：103~104 であった。
また pH 調整に伴って発生したスラッジを除去した際に α 核種（主に 241Am）も除去され、除染係数は、102~103 であった。
(2) 燃料試験施設から発生した廃液
本検討対象期間に燃料試験施設から発生した廃液は、主に発電用原子炉の燃料集合体（燃焼度 55GWD/t）や原子炉材料等を対象とした安全性研究として、引張試験、シャルピー衝撃試験、金相試験、電子顕微鏡検査等の破壊検査に伴う切断・研磨作業等によって発生した 6~15）。
本検討対象期間に燃料試験施設において行われた主な照射後試験のうち、破壊検査を伴う照射後試験を表 4.2 にまとめた。他に燃料集合体を受け入れた際の洗浄作業に伴う洗浄水の他、中レベル廃液タンク及び配管の除染作業（平成 10 年度）に伴う洗浄水や廃液貯槽及びセル系ホット排水管の高圧ジェット水による除染作業（平成 18 年度から平成 19 年度）に伴う洗浄水等を含め、燃料試験施設からは比較的大量の廃液が発生した。図 4.4 に燃料試験施設の排水系統図を示す。燃料試験施設から発生した廃液は、第 2 廃棄物処理棟へ搬出されるまでの間に、再処理特別研究棟で行われたような化学的処理等の核種組成比に影響を与えるような操作は行われていなかった。
(3) ホットラボ施設から発生した廃液
本検討対象期間にホットラボ施設から発生した廃液は、主に原子炉材料を対象とした安全性研究として、引張試験、シャルピー衝撃試験、金相試験、電子顕微鏡検査等の破壊検査に伴う切断・研磨作業等によって発生した 6~10）。本検討対象期間にホットラボ施設において行
われた主な照射後試験のうち、破壊検査を伴う照射後試験を表 4.3 にまとめた。他にもホットラボ施設からはセルやケーブの除染作業に伴う洗浄水も廃液として発生した。図 4.5 にホットラボ施設の排水系統図を示す。ホットラボ施設から発生した廃液は、第 2 廃棄物処理棟へ搬出されるまでの間に、再処理特別研究棟で行われたような化学的処理等の核種組成比に影響を与えるような操作は行われていなかった。
なお、ホットラボ施設は平成 15 年度から廃止措置計画に基づき設備・機器の撤去が行われており、平成 15 年度以降に廃液の搬出は行われていない 11~15）。
(4) 日本アイソトープ協会から発生した廃液
本検討対象期間に日本アイソトープ協会から発生した廃液は、精製 RI、有機標識 RI、線
源 RI 等を使用している日本全国の RI 使用施設から、日本アイソトープ協会が回収した放射性廃液、非密封 RI 線源等であり 16）、主に 3H、14C、60Co、137Cs が含まれていたことが記録されていた。

-5-

JAEA-Technology 2011-028(5) 第 2 廃棄物処理棟から発生した廃液
本検討対象期間に第 2 廃棄物処理棟から発生した廃液は、平成 14 年度から平成 19 年度にかけて定期的に行われた蒸発処理装置・Ⅱ及び排水系統の保守点検作業に伴って発生した貯槽、設備・機器類の付着物や堆積物を除去した際の洗浄水である 4,17）。図 4.6 に第 2 廃棄物処理棟で行われている廃液の蒸発・濃縮処理系統図を、図 4.7 に第 2 廃棄物処理棟の排水系
統図を示す。また、図 4.8 にアスファルト固化処理系統図を示す。ただし、アスファルト固化処理装置の保守点検作業（濃廃供給槽等の貯槽、復水器、混和蒸発器等の機器類の開放点検）に伴って発生した洗浄水は再びアスファルト固化処理装置で処理され、蒸発処理装置・Ⅱによって蒸発・濃縮されることはない。
当該期間に第 2 廃棄物処理棟で行われた保守点検作業を以下に示す。
(i)

A 用排水槽の開放点検（3 年に 1 回の頻度で実施）
A 用排水槽に貯留される廃液は区分 A に分類される排水（床ドレン等）であり、一般排水が可能なレベルである。A 用排水槽の開放点検に伴い発生した洗浄水は、排水槽の付着物や堆積物を除去した際に発生した。貯留されている廃液の放射能濃度が一般排水可能なレベルであることからこの点検によって発生した洗浄水の放射能濃度も低いと考えられる。
(ii) 第一種圧力容器開放点検（1 年に 1 回の頻度で実施）
第一種圧力容器開放点検に伴い発生した洗浄水は、蒸発缶、凝縮器、蒸気ドレン冷却器
等の設備・機器類の付着物や堆積物を除去した際に発生した。特に蒸発缶を洗浄した際に発生した洗浄水の放射能濃度は比較的高いと考えられる。
(iii) 凝縮液貯槽、濃縮液貯槽、廃液供給槽、廃液貯槽及び B 用排水槽の開放点検（3 年に 1回の頻度で実施）
凝縮液貯槽、濃縮液貯槽、廃液供給槽、廃液貯槽及び B 用排水槽の開放点検に伴い発生した洗浄水は、これらの設備・機器類の付着物や堆積物を除去した際に発生した。凝縮液
貯槽に貯留される廃液は一般排水が可能なレベルであることから、凝縮液貯槽を洗浄した際に発生した洗浄水の放射能濃度は低いと考えられる。濃縮液貯槽に貯留される廃液は蒸発・濃縮処理後の廃液であることから、濃縮液貯槽を洗浄した際に発生した洗浄水の放射能濃度は比較的高いと考えられる。廃液貯槽及び廃液供給槽に貯留される廃液は、第 2 廃棄物処理棟で受入れた際の蒸発・濃縮処理前の廃液であることから、これらの貯槽を洗浄した際に発生した洗浄水の放射能濃度は比較的高いと考えられる。B 用排水槽に貯留される廃液は区分 B-1 に分類される排水（機器ドレン等）であることから、B 用排水槽を洗浄した際に発生した洗浄水の放射能濃度は比較的高いと考えられる。

-6-

JAEA-Technology 2011-028(iv) その他
平成 18 年 3 月に濃縮液貯槽及び配管のスチーム洗浄が行われ、その洗浄の際に発生した洗浄水の放射能濃度は比較的高いと考えられる。

表 4.1 に示すように、平成 14 年度から平成 19 年度にアスファルト固化処理が行われていたのは、主に日本アイソトープ協会（JRIA）または燃料試験施設（燃試）から発生した廃液であったため、第 2 廃棄物処理棟から発生した廃液は、直前に処理されていたこれらの施設から発生した廃液の核種組成比と同一であると考えられる。

4.3 核種の生成機構や蒸発・濃縮処理中の挙動の調査
4.2 項の調査により、本検討対象期間にアスファルト固化処理された廃液に含まれる核種は、照射済原子炉燃料または照射済原子炉材料を起源とすることがわかった。ただし、日本アイソ
トープ協会から発生した廃液に含まれていた核種は、非密封 RI 線源等であり、照射済原子炉燃料または照射済原子炉材料を起源とするものではない。以下に、これまでに放射能濃度データを取得した 3H、14C、59Ni、60Co、63Ni、79Se、90Sr、99Tc、129I、137Cs、154Eu、237Np、238Pu、239+240Pu、
241

Am、243Am、244Cm の生成機構及び廃液の蒸発・濃縮処理の過程におけるこれらの核種の挙動について整理した。
3

(1)
3

H

H の主要な生成機構は原子炉燃料である U の三体核分裂または原子炉材料中の 6Li の熱中性子捕獲であり以下に示す核反応によって生成する。
63Li（n, α）3H

H は廃液中ではトリチウム水として水と同様の挙動を示し、廃液の蒸発・濃縮処理過程において一部は排気系に移行する可能性があると考えられる。
14

(2)

C

14

C の主要な生成機構は原子炉材料中の 17O、14N の熱中性子捕獲であり以下に示す核反応によって生成する。
17

O（n, α）14C

14N（n, p）14C

14

C は廃液中における化学形によって、廃液の蒸発・濃縮処理過程において一部は排気系に移行する可能性があると考えられる。

-7-

JAEA-Technology 2011-028

59

(3)

Ni、63Ni、60Co

これらの核種の主要な生成機構はそれぞれ原子炉材料中の 58Ni、62Ni、59Co の熱中性子捕獲であり以下に示す核反応によって生成する。
58

Ni（n, γ）59Ni

62

Ni（n, γ）63Ni

59

Co（n, γ）60Co

廃液の蒸発・濃縮処理過程においても、これらの核種は液中に残存し、同様の挙動を示すと考えられる。
79(4)

Se、90Sr、137Cs

これらの核種の主要な生成機構は原子炉燃料である U の核分裂である。廃液の蒸発・濃縮
処理過程においても、これらの核種は液中に残存し、同様の挙動を示すと考えられる。
129

(5)
129

I

I の主要な生成機構は原子炉燃料である U の核分裂である。129I は廃液中の化学形や廃液の性状によって、廃液の蒸発・濃縮処理過程において一部は排気系に移行する可能性があると考えられる。
99

(6)

Tc

99

Tc の主要な生成機構は原子炉燃料である U の核分裂または原子炉材料中の 98Mo の熱中

性子捕獲であり以下に示す核反応によって生成する。
99mTc

98 Mo（n, γ） 99 Mo

β（87%）β（13%）

99 Tc

廃液の蒸発・濃縮処理の過程においても、99Tc は液中に残存すると考えられる。
(7)
154

154

Eu

Eu の主要な生成機構は原子炉燃料である U の核分裂で生成した 153Eu の熱中性子捕獲であり以下に示す核反応によって生成する。
153

Eu（n, γ）154Eu

廃液の蒸発・濃縮処理の過程においても、154Eu は液中に残存すると考えられる。
(8)

237

Np、238Pu、239+240Pu、241Am、243Am、244Cm

これらの核種の主要な生成機構は U の逐次的な熱中性子捕獲及びその壊変である。廃液の蒸発・濃縮処理の過程においても、これらの核種は液中に残存すると考えられる。

-8-

JAEA-Technology 2011-028

5．放射能濃度評価方法の検討
5.1 放射能濃度または核種組成比が一定と予想される期間の特定原科研で作製されたアスファルト固化体は、様々な施設から発生した廃液が固化処理されたものであり、3 章で述べたように本検討対象期間全体に対して放射能濃度または核種組成比が一定とみなせない要因として、廃液に含まれる核種の生成起源や廃液への移行挙動がそもそも発生施設ごとに異なることが考えられた。そこで、本検討対象期間にアスファルト固化処理された廃液の主要な発生施設に着目して、発生施設が同じ処理バッチの期間を廃液の放射能濃度または核種組成比が一定と予想される期間として特定し、この期間のアスファルト固化体に対する SF 法等の適用性について検討することとした。
まず、廃液の放射能濃度または核種組成比が一定と予想される期間を特定するため、表 4.1
から処理バッチごとに、固化処理された廃液の総放射能量とそれに占める発生施設の放射能量の割合を算出した。次にこの割合に応じて、処理バッチを主要な発生施設ごとにグループ分類
した。ここで、いくつかの処理バッチについては、1 回のアスファルト固化処理において 2 つ以上の施設から発生した廃液を混合して処理しており、その混合割合が 10%以上である場合は、その処理バッチはそれぞれの発生施設の混合としてグループ分類した。表 5.1 にグループ分類した処理バッチごとの発生施設区分を示す。また、図 5.1 に処理バッチごとの発生施設の放射能量割合を示す。なお、主要な発生施設である第 2 廃棄物処理棟（処理 2）について、グループ分類
としては処理場と表記する。

5.1.1 平成 10 年度から平成 14 年度
表 5.1 に示すように、平成 10 年度の H10-01 処理バッチから平成 15 年度の H15-01 処理バッ
チは、再処理特別研究棟（再処理）、燃料試験施設（燃試）、ホットラボ施設（ホットラボ）、日本アイソトープ協会（JRIA）、第 2 廃棄物処理棟（処理場）または各々の混合としてグループ分類された。廃液に含まれる核種の生成起源や廃液への移行挙動はそもそも発生施設ごとに異なると考えられるため、当該期間全体のアスファルト固化体に対して放射能濃度または核種組成比は一定とはみなせない。特に、4.2 項で述べたように、日本アイソトープ協会から発生した廃液には、非密封 RI 線源として 3H、14C、60Co、137Cs が含まれており、そもそも廃液の放射能濃度または核種組成比は一定とみなせない。平成 15 年度の H15-01 処理バッチについては、平成
14 年度に発生した廃液が処理されたものであり、当該期間において検討することとした。

5.1.2 平成 15 年度から平成 19 年度
平成 15 年度の H15-02 処理バッチから平成 19 年度の H19-06 処理バッチは、燃料試験施設（燃試）、第 2 廃棄物処理棟（処理場）または両者の混合としてグループ分類された。4.2 項で述べ

-9-

JAEA-Technology 2011-028

たように、当該期間に第 2 廃棄物処理棟では、燃料試験施設から発生した廃液のみを受入れてアスファルト固化処理を行っていた。このことから、第 2 廃棄物処理棟から発生した廃液には燃料試験施設と同様の核種が含まれ、同じグループとみなせると考えられるため、当該期間全体のアスファルト固化体に対して放射能濃度または核種組成比は一定と予想した。

5.2 相関関係の確認
本検討においては、核種の放射能濃度間の相関関係は相関図及び統計的手法である t 検定により確認することとしたため、比較的多数の放射能濃度データを取得している 3H、14C、90Sr、99Tc、
129

I、154Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm を検討対象とした。

3

H、14C については、4.3 項で述べたように、廃液の蒸発・濃縮処理過程で一部が排気系に移行すると考えられ、同様の挙動を示す他の核種、すなわち SF 法における Key 核種、が存在しないことから SF 法の適用は困難であると考えられる。従って、3H、14C については、60Co 及び 137Csの放射能濃度との間に相関傾向が見られないこと、及び 3H、14C の放射能濃度データの分布について確認した。FP 核種である 90Sr、99Tc、129I、154Eu 及び α 核種である 238Pu、239+240Pu、241Am、244

Cm については、原子炉燃料を生成起源とし生成機構や廃液中の挙動を共にすると考えられる

137

Cs の放射能濃度との関係を確認した。129I については、廃液中の化学形や廃液の性状によって、一部は排気系に移行する可能性があると考えられるが、廃液の蒸発・濃縮処理過程において液性をアルカリ性（pH8～10）に保っていることから、ここでは大部分の 129I が液中に残存すると考え 137Cs の放射能濃度との関係を確認した。今後、廃液の蒸発・濃縮処理過程における 129Iの挙動についても調査する必要があると考えられる。
5.1 項で述べたように、平成 15 年度から平成 19 年度のアスファルト固化体は、当該期間全体に対して放射能濃度または核種組成比は一定と予想されたため、放射能濃度間の相関関係は相
関図及び統計的手法である t 検定により確認することとした。平成 10 年度から平成 14 年度のア
スファルト固化体については、そもそも固化処理された廃液の放射能濃度または核種組成比は一定とみなせないと考えられるが、グループごとの核種の放射能濃度間の傾向を把握するために相関関係を確認することとした。

5.2.1 平成 15 年度から平成 19 年度
3

H、14C については、図 5.2 から図 5.5 に示すように 60Co 及び 137Cs の放射能濃度との間に相関傾向は見られなかった。当該期間において、核種組成比が一定と予想された 90Sr、99Tc、129I、
154

Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm についても、図 5.6 から図 5.13 に示すように、137Cs の放射能濃度との間に明確な相関傾向は見られなかった。90Sr、99Tc、129I、154Eu、238Pu、239+240Pu、
241

Am、244Cm については、さらに t 検定により相関関係の成立性を判定したが、表 5.2 に示すようにいずれの難測定核種についても相関関係は成立しなかった。また、当該期間の 14C につい- 10 -

JAEA-Technology 2011-028て 3H の放射能濃度との関係を確認したところ、図 5.14 に示すように相関傾向が見られた。4.3
項で述べたように、3H は廃液中ではトリチウム水として水と同様の挙動を示し、廃液の蒸発・濃縮処理過程において一部は排気系に移行すると考えられる。このことから、3H と同様に 14Cについても蒸発・濃縮処理過程において一部は排気系に移行すると考えられる。

5.2.2 平成 10 年度から平成 14 年度
3

H、14C については、図 5.15 から図 5.18 に示すように 60Co 及び 137Cs の放射能濃度との間に相関傾向は見られなかった。90Sr についても、図 5.19 に示すように 137Cs の放射能濃度との間に明確な相関傾向は見られなかった。一方、99Tc、129I、154Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm につ
いては、図 5.20 から図 5.26 に示すように、当該期間全体において 137Cs の放射能濃度との間に相関傾向が見られた。そこで、当該期間の 90Sr、99Tc、129I、154Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm
についても、t 検定により相関関係の成立性を判定したところ、表 5.3 に示すように相関図から相関傾向が見られた 99Tc、129I、154Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm については相関関係が成立した。さらに当該期間の処理バッチを発生施設ごとにグループ分類したところ、放射能濃度
データが少数になってしまい、グループごとの核種の放射能濃度間の傾向を把握することは困難であった。また、当該期間の 14C について 3H の放射能濃度との関係を確認したところ、図 5.27に示すように相関傾向が見られたことから、3H と同様に 14C についても蒸発・濃縮処理過程において一部は排気系に移行すると考えられる。
なお、図 5.23 及び図 5.24 に示すように、日本アイソトープ協会（JRIA）から発生した廃液のみを処理したバッチ（H12-08、H12-10、H13-05）から核燃料物質である 238Pu、239+240Pu が検出された。4.2 項で述べたように、RI 使用施設である日本アイソトープ協会から発生した廃液には、RI 廃棄物として 3H、14C、60Co、137Cs が含まれていた。この廃液を処理したバッチから 238Pu、
239+240

Pu が検出された理由としては、廃液貯槽内に前の処理バッチの廃液が少量残っていた可能性があり、日本アイソトープ協会から発生した廃液を受け入れた際に、これらの廃液が混合されたためと考えられる。

5.3 放射能濃度評価方法の検討
5.3.1 平成 15 年度から平成 19 年度
当該期間の検討対象核種のうち、3H、14C について、図 5.2 から図 5.5 に示すように 60Co 及び137

Cs の放射能濃度との間に相関傾向が見られないこと、放射能濃度データが 1～2 桁という一定範囲内に分布していることから、平均放射能濃度法を適用できる可能性があると考えられる。
一方、90Sr、99Tc、129I、154Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm について、5.1.2 項で述べたように、当該期間全体のアスファルト固化体に対して核種組成比が比較的一定と予想されたにもかかわらず、相関図及び t 検定から 137Cs との相関関係の成立性を確認できなかった。この理由と- 11 -

JAEA-Technology 2011-028

して、原科研においてアスファルト固化処理される廃液の受入基準が、区分 B-1 の一部（3.7×102
Bq/cm3 以上 3.7×104 Bq/cm3 未満）及び区分 B-2（3.7×104 Bq/cm3 以上 3.7×105 Bq/cm3 未満）に分類される廃液であり、検討対象核種及び Key 核種である 137Cs の放射能濃度データが 1～2 桁という狭い範囲に分布したことが考えられる。発電所廃棄体に対する放射能濃度評価方法適用の基本手順において、放射化学分析等の結果が有するデータのバラツキは 1~2 桁であるとされているが 1）、当該期間の検討対象核種の放射能濃度データのバラツキも同程度である。原子力発
電所から発生する雑固体廃棄物に対する評価における放射能濃度データの分布を見ると、データが 1~2 桁以上バラつく検討対象核種についても、Key 核種である 137Cs の放射能濃度が 5~6 桁の範囲で放射能濃度データが取得されているため、相関図及び t 検定から相関関係の成立性が確認されている 18）。しかし、原科研におけるアスファルト固化処理では、上述のように廃液の受入基準があり、放射能濃度データの蓄積を進めても 137Cs の放射能濃度データが狭い範囲（2 桁程度）に分布し相関関係が成立しないと考えられることから、本検討では発電所廃棄体に対する放射能濃度評価方法適用の基本手順を参考にし、3H、14C とともに 90Sr、99Tc、129I、154Eu、238Pu、
239+240

Pu、241Am、244Cm についても、平均放射能濃度法の適用性について検討することとした。

表 4.2 に示すように、当該期間に燃料試験施設では様々な照射後試験が行われていたが、図5.2 から図 5.13 に示すように、当該期間の検討対象核種の放射能濃度データは 1～2 桁の範囲内にある。発電所廃棄体の埋設処分において平均放射能濃度法を適用している均質・均一固化体の 3H についても、2～3 桁の範囲内の放射能濃度データのバラツキから平均放射能濃度を算出している 18）ことから、当該期間の検討対象核種の放射能濃度データについても一定範囲内にあると判断することができる。
次に原子力安全委員会の報告書 19）で試算されたピット処分における基準線量相当濃度を放射
能濃度上限値とし、このピット処分の放射能濃度上限値の試算値に対し、当該期間の検討対象
核種の平均放射能濃度はどの程度の裕度が見込まれるか評価した。ここで、検討対象核種の放射能濃度は実際の原科研におけるアスファルト固化処理を想定し、1 処理バッチ分の濃縮廃液（500 リットル）が 180 リットルのアスファルト（比重 1.0）に濃縮・固化されるとした。また、
3

H、14C は、アスファルト固化体中の残存率が現在のところ不明であるため、保守的に 100%残存すると仮定して平均放射能濃度を算出した。
なお、平均放射能濃度は、以下に示す一般的な算術平均を用い 1）、これまでにとりまとめた
当該期間の 3H、14C、90Sr、99Tc、129I、154Eu、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm の放射能濃度デー
タ 3）から算出した。表 5.4 に当該期間の検討対象核種の平均放射能濃度を示す。
nCav = ∑ yi ⁄ni=1

ここで、Cav：平均放射能濃度、yi：核種の放射能濃度（i=1,2…,n）、
n：サンプル数- 12 -

JAEA-Technology 2011-028

この結果、90Sr、99Tc、239+240Pu、241Am については、取得した放射能濃度データのうち最大となるデータにおいてもピット処分の放射能濃度上限値を超えることはなかったが、放射能濃度
上限値に対する平均放射能濃度の裕度が 1 桁であり十分な裕度は見込まれないことがわかった。
3

H、14C、129I、154Eu、238Pu、244Cm については、放射能濃度上限値に対する平均放射能濃度の裕度が 2～8 桁であることが分かった。発電所廃棄体の埋設処分において平均放射能濃度法を適用している均質・均一固化体の 3H または 99Tc の平均放射能濃度は、放射能濃度上限値に対して 2桁以上の裕度を見込んでいる 2）。このため、当該期間の検討対象核種についても 2 桁以上の裕度を見込んで平均放射能濃度法の適用性を検討すると、3H、14C、129I、154Eu、238Pu、244Cm に対しては、ピット処分において平均放射能濃度法が適用できる可能性があると考えられる。また、
3

H、14C はアスファルト固化処理の際にも一部が排気系に移行すると考えられ、実際のアスファ

ルト固化体の 3H、14C の平均放射能濃度は表 5.4 に示す結果よりも低くなり、ピット処分の放射能濃度上限値に対してさらに裕度が見込まれる。
研究施設等廃棄物の埋設処分場の立地場所については、現在立地基準及び立地手順の策定が検討されているところであり、本検討における放射能濃度上限値はあくまでも原子力安全委員会の試算に基づくものである。今後、研究施設等廃棄物の埋設処分場の立地場所が選定され、廃棄物埋設事業許可申請の安全審査の中で放射能濃度上限値が決定するので、放射能濃度上限値に対する裕度を再評価し、平均放射能濃度法が適用できる可能性について確認する必要がある。
参考までに、現在、発電所廃棄体の埋設処分が行われている青森県六ヶ所村にある日本原燃株式会社のピット処分場に受け入れ可能な放射性核種として申請されている 3H、14C、60Co、
59,60

Ni、90Sr、94Nb、99Tc、129I、137Cs、全 α のうち 3H、14C、90Sr、99Tc、129I、全 α の放射能濃度

上限値 20）に対し、当該期間の検討対象核種の平均放射能濃度はどの程度の裕度が見込まれるか評価した。ここで、α 線を放出する 238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm の放射能濃度の合計を全 αの放射能濃度とした。この結果、表 5.4 に示すように、90Sr、全 α についてはピット処分の放射能濃度上限値に対する平均放射能濃度の裕度が 1 桁未満、99Tc、129I については裕度が 1 桁であり十分な裕度は見込まれないことがわかった。一方、3H、14C については、2～3 桁の裕度が見込まれることが分かった。

5.3.2 平成 10 年度から平成 14 年度
当該期間の検討対象核種のうち、4.2 項で述べたように、日本アイソトープ協会から発生した廃液には RI 廃棄物として 3H、14C が含まれており、図 5.15 から図 5.18 に示すようにこの廃液を含む処理バッチの 3H、14C の放射能濃度が比較的高く、当該期間全体のアスファルト固化体に対して放射能濃度が一定範囲内にあると判断することはできない。また、99Tc、129I、154Eu、238

Pu、239+240Pu、241Am、244Cm について、放射能濃度データ上は当該期間全体において 137Cs と- 13 -

JAEA-Technology 2011-028の放射能濃度間について相関関係が成立したものの、5.1.1 項で述べたように、当該期間全体のアスファルト固化体に対して核種組成比は一定とはみなせないため、SF 法の適用は困難であると考えられる。
これらのことから、当該期間のように様々な施設から発生した廃液が固化処理された期間全体のアスファルト固化体に対して、SF 法等の一様な適用は困難であると考えられ、濃縮廃液から分析用試料を採取して放射化学分析を行う原廃棄物分析法、または直接アスファルト固化体
から分析用試料を採取して放射化学分析を行う廃棄体破壊分析法により放射能濃度を評価する必要があると考えられる。

- 14 -

JAEA-Technology 2011-028

6.

放射能濃度評価方法の構築に係る課題

6.1 アスファルト固化体中の核種の残存率の評価に係る課題
発電所廃棄体の放射能濃度評価においては、濃縮廃液の放射能濃度をアスファルト固化体の放射能濃度に換算し平均放射能濃度を算出しており 21)、本検討でも実際の原科研で行われているアスファルト固化処理を想定して、濃縮廃液試料の放射能濃度をアスファルト固化体の放射能濃度に換算して平均放射能濃度を評価した。その際に 3H や 14C のように実際のアスファルト
固化処理の際に一部が排気系に移行する可能性がある核種については、アスファルト固化体中に 100%残存すると仮定して、保守的に放射能濃度を評価した。より正確な評価のためには、あらかじめアスファルト固化体の放射化学分析を行って、実際のアスファルト固化体中での検討
対象核種の残存率を評価する必要がある。

6.2 放射能濃度評価方法構築に係る課題
廃液に含まれる核種の生成起源や廃液への移行挙動は発生施設ごとに異なると考えられるため、様々な施設から発生した廃液が固化処理された期間のアスファルト固化体に対しては、基本的には原廃棄物分析法または廃棄体破壊分析法の適用が考えられる。しかし、このような期間のアスファルト固化体に対しても、発生施設グループごとに SF 法等の適用性について検討し、各々のグループの放射能濃度データの母集団に差異がないことを統計的手法である F 検定により確認し、いくつかの発生施設の放射能濃度データを統合することで、共通的な SF 値または平均放射能濃度を設定することができると考えられる 1）。本検討では、平成 10 年度から平成 14
年度の放射能濃度データを表 5.1 に示す発生施設グループに分類したところ、グループごとの放射能濃度データが少数になってしまい、統計的手法により SF 法等の適用性について検討することができなかった。今後グループごとに放射能濃度データの蓄積を進め、いくつかの発生施設の放射能濃度データを統合することで、様々な施設から発生した廃液が固化処理された期間のアスファルト固化体に対しても SF 法等が適用できると考えられる。なお、グループを統合するにあたっては、2 つ以上の施設から発生した廃液が混合され固化処理された場合の発生施設ごとの混合割合についても考慮する必要がある。

- 15 -

JAEA-Technology 2011-028

7.

まとめ

本検討では、平成 10 年度から平成 19 年度にかけて原科研で作製されたアスファルト固化体に対して、発電所廃棄体の放射能濃度評価で採用されている SF 法等のような統計的手法に基づ
く放射能濃度評価方法の構築について検討した。SF 法等の放射能濃度評価方法は、原子力発電所から定常的に発生する廃液のように、放射能濃度または核種組成比が一定であることが明らかな場合に適用できる評価方法である。しかし、原科研のアスファルト固化体は、様々な研究施設から発生した廃液が固化処理されたものであり、本検討対象期間全体のアスファルト固化体に対して放射能濃度または核種組成比が一定とみなせず、SF 法等の一様な適用は困難であると考えられた。そこで、アスファルト固化処理された廃液に含まれる核種の生成機構や廃液への移行挙動を調査し、放射能濃度または核種組成比が一定と予想される期間を特定し、その期間のアスファルト固化体に対して SF 法等の適用性について検討した。
検討の結果、放射能濃度または核種組成比が一定と予想された平成 15 年度から平成 19 年度のアスファルト固化体の 3H、14C、129I、154Eu、238Pu、244Cm に対して、ピット処分においては
平均放射能濃度法が適用できる可能性があると考えられた。ただし、研究施設等廃棄物の埋設処分場の立地場所については、まだ立地基準及び立地手順の策定が検討されているところであり、今後、放射能濃度上限値が決定してから平均放射能濃度法の適用性について再検討する必要がある。一方、平成 10 年度から平成 14 年度のアスファルト固化体に対しては、当該期間全体に対して廃液の放射能濃度または核種組成比は一定とはみなせず、原廃棄物分析法または廃棄体破壊分析法により放射能濃度を評価する必要があると考えられた。また、これまでに十分な数の放射能濃度データを取得していない 59Ni、63Ni、79Se、237Np、243Am については、今後放射能濃度データの蓄積が進んだ段階で、SF 法等の適用性について検討する必要がある。

- 16 -

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謝辞
本報告書を執筆するに当たり、燃料試験施設及びホットラボ施設に関する情報を提供していただいた三田尚亮氏（安全統括部技術調整室）、佐藤篤司氏（原科研保安管理部施設安全課）、
再処理特別研究棟に関する情報を提供していただいた根本浩一氏（原科研バックエンド技術部
廃止措置課）、アスファルト固化処理に関する情報及び第 2 廃棄物処理棟に関する情報を提供していただいた松本潤子氏（原科研保安管理部施設安全課）、木下淳一氏（原科研バックエンド技
術部放射性廃棄物管理第 2 課）に感謝の意を表する。

- 17 -

JAEA-Technology 2011-028

参考文献
1）日本原子力学会：日本原子力学会標準 放射性廃棄物の放射能濃度決定方法－原子力発電所から発生する低レベル放射性廃棄物の放射能濃度決定方法に関する基本手順：2007－浅地中
ピット処分廃棄物について－, AESJ-SC-F010:2007, 日本原子力学会（2008）
2）原子力安全基盤機構 規格基準部：均質・均一固化体及び充填固化体の廃棄のための確認方
法について（一部改正）, JNES-SS-0801, 原子力安全基盤機構（2008）3）星 亜紀子, 亀尾 裕, 片山 淳, 他：研究施設等から発生する均質・均一固化体に対する放射化学分析, JAEA-Data/Code 2009-023, 日本原子力研究開発機構（2009）4）バックエンド技術部：バックエンド技術部年報（2006 年度）, JAEA-Review 2007-056, 日本
原子力研究開発機構（2008）5）ISO/TC85/SC5, Nuclear energy -Nuclear fuel technology -Scaling factor method to determine theradioactivity of low- and intermediate-level radioactive waste packages generated at nuclear power
plants, ISO, ISO 21238:2007（2007）6）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 10 年度）, JAERI-Review 99-026, 日本原子力研究所（1999）
7）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 11 年度）, JAERI-Review 2000-015, 日本原子力研究所（2000）
8）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 12 年度）, JAERI-Review 2001-044, 日本原子力研究所（2001）
9）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 13 年度）, JAERI-Review 2002-039, 日本原子力研究所（2003）
10）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 14 年度）, JAERI-Review 2003-038, 日本原子力研究所（2003）
11）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 15 年度）, JAERI-Review 2005-003, 日本原子力研究所（2005）
12）ホット試験室：施設の運転と技術開発（平成 16 年度）, JAERI-Review 2005-047, 日本原子力研究所（2005）
13）ホット試験施設管理部：施設の運転管理（平成 17 年度）, JAEA-Review 2007-006, 日本原子力研究開発機構（2007）14）ホット試験施設管理部：施設の運転管理（平成 18 年度）, JAEA-Review 2007-059, 日本原子力研究開発機構（2008）15）ホット試験施設管理部：施設の運転管理（平成 19 年度）, JAEA-Review 2008-069, 日本原子力研究開発機構（2009）- 18 -

JAEA-Technology 2011-028

16）坂井 章浩, 吉森 道郎, 阿部 昌義：研究施設等廃棄物の埋設処分における安全評価上重要核種の選定(その 1) －主要放射性廃棄物発生施設別の核種組成比の評価－, JAERI-Tech
2000-012, 日本原子力研究所（2000）
17）バックエンド技術部：バックエンド技術部年報（2007 年度）, JAEA-Review 2009-007, 日本
原子力研究開発機構（2009）18）原子力安全技術センター：平成 8 年度 放射性廃棄物の処理処分対策調査研究調査報告書 雑固体廃棄物の確認方法に関する調査研究（資料編）（平成 9 年 3 月）, 原子力安全技術センター（1997）
19）原子力安全委員会：低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分に係る放射能濃度上限値について（平成 19 年 5 月 21 日）, 原子力安全委員会（2007）20）日本原燃株式会社：六ヶ所低レベル放射性廃棄物埋設センター廃棄物埋設事業変更許可申請書（平成 9 年 1 月）, 日本原燃株式会社（1997）
21）原子力安全基盤機構 規格基準部：平成 10 年度以降に発生する充填固化体に対するスケー
リングファクタ等の継続使用について, JNES-SS-0403, 原子力安全基盤機構（2005）22）日本原子力研究開発機構：東海研究開発センター 原子力科学研究所 核燃料物質使用変更
許可申請書（平成 23 年 3 月）, 日本原子力研究開発機構（2011）- 19 -

- 20 -

1.9E+09

4.3E+07

JRR-1

3.4E+08

JRR-2

2.7E+06

研究3

5.4E+07

電源

1.6E+07

FRS

6.4E+088.5E+088.1E+08

4.3E+08

JRIA

6.9E+08

H13-087.7E+09

1.2E+07

6.4E+08
4.5E+08

H13-07

H13-06

1.3E+105.8E+072.8E+08

H13-05

H13-04

H13-03

7.3E+08

H13-02

3.2E+08

1.1E+09

1.4E+08

1.9E+06

NUCEF

1.3E+09

4.6E+08

研修H13-01

1.4E+08

液処理

H12-11

処理2

1.5E+09

2.5E+09圧縮

H12-10

H12-09H12-083.8E+08

1.1E+08

H12-06

H12-07

6.6E+08

H12-05

3.2E+08

2.4E+08

H12-04

1.6E+08処理3

H12-03

3.5E+09

2.8E+08

3.5E+09

9.2E+09

6.4E+08

燃試

H12-022.6E+09

H12-01

6.2E+08

1.7E+09

2.1E+09

2.6E+09

H10-06

H10-07

2.6E+09

1.8E+09

H10-05

6.6E+08

H10-03

1.6E+09

2.5E+09

3.0E+09

H10-02

7.7E+08

再処理

H10-04

3.2E+09

ホットラボ

H10-01

処理ﾊﾞｯﾁNo.

発生施設

表 4.1 発生施設ごとの廃液の放射能量（1/3）

8.4E+09

4.5E+08

7.8E+08

5.8E+07

1.3E+10

3.4E+08

1.1E+09

1.1E+09

1.9E+09

1.5E+09

2.3E+09

6.4E+08

3.3E+09

9.2E+08

6.6E+08

3.2E+08

3.7E+09

5.9E+08

3.2E+09

1.7E+09

4.7E+09

2.6E+09

2.8E+09

6.0E+09

1.4E+10

4.6E+09

計（単位：Bq）

JAEA-Technology 2011-028

- 21 -

8.2E+09

7.6E+08

1.9E+10

1.3E+10

3.4E+09

H16-01

H16-02

H16-03

H16-04

H17-01

1.0E+10

1.5E+10

1.1E+10

H17-03

H17-04

H17-05

H17-02

6.0E+09

9.0E+06

2.3E+07

5.6E+09

7.2E+09

2.6E+09

1.1E+09

1.2E+10

4.8E+09

1.1E+10

1.6E+10

H15-04

1.0E+09

1.0E+07

H15-06

5.6E+09

H15-032.0E+08

H15-055.1E+08

H15-02

6.5E+072.9E+08

H15-01

1.6E+08

2.2E+08

6.2E+08

5.5E+08

6.2E+088.8E+08

1.2E+09

1.2E+098.9E+08

JRIA

H14-094.2E+07

4.0E+06

FRS

H14-08電源

4.0E+07

2.2E+08

NUCEF

H14-07研究3

7.3E+08

1.6E+09

JRR-2

7.0E+08

9.4E+05

JRR-1

1.3E+08

3.0E+07

4.9E+06

研修H14-06

7.4E+07

液処理

H14-05

1.8E+09

H14-04

処理2

1.7E+08圧縮

2.5E+09

処理3

H14-03燃試

H14-02

再処理

1.2E+09

ホットラボ

H14-01

処理ﾊﾞｯﾁNo.

発生施設

表 4.1 発生施設ごとの廃液の放射能量（2/3）

1.1E+10

1.5E+101.0E+10

2.3E+079.0E+09

2.0E+102.2E+10

7.6E+08

9.3E+09

1.7E+10

1.2E+102.0E+10

6.6E+09

5.2E+08

1.0E+09

1.4E+09

2.3E+09

1.3E+098.6E+08

7.0E+08

2.1E+09

1.8E+08

3.4E+09

2.8E+09

計（単位：Bq）

JAEA-Technology 2011-028

2.4E+09
2.3E+09
1.8E+07
5.4E+06
4.9E+06

H19-03

H19-04

H19-05

H19-06

1.8E+10

H19-02

H19-01

7.5E+09

6.7E+09

H18-05

H18-06

6.0E+09

2.3E+10処理2

7.9E+09

圧縮

1.4E+10処理3

H18-04

7.1E+09

燃試

H18-03

再処理

4.7E+06

ホットラボ

H18-02

H18-01

処理ﾊﾞｯﾁNo.

発生施設

液処理

研修

JRR-1

JRR-2

表 4.1 発生施設ごとの廃液の放射能量（3/3）

研究3

NUCEF

電源

FRS

JRIA

4.9E+06

5.4E+06

1.8E+07

2.3E+09

2.4E+09

1.8E+10

7.5E+09

6.7E+09

7.9E+09

2.0E+10

4.7E+06

3.0E+10

計（単位：Bq）

JAEA-Technology 2011-028- 22 -

JAEA-Technology 2011-028

表 4.2 燃料試験施設において行われた主な照射後試験 6～15）（1/2）
年度

照射後試験

平成 10 年度

・高燃焼度等燃料確証試験（PWR48GWd/t 実用燃料（B 型）3 サイクル照射後試験、48GWd/t 実用燃料（B 型）燃料集合体制御棒案内シンブル管照射後試験）
・NSRR パルス照射実験用燃料加工及び照射後試験

平成 11 年度

・K5 材料照射試験片照射後試験
・NSRR パルス照射実験用、JMTR 再照射用燃料加工及び照射後試験

平成 12 年度

・NSRR パルス照射実験用燃料加工及び照射後試験

平成 13 年度

・燃料集合体信頼性実証試験（BWR9×9B 型燃料照射実証試験）
・NSRR パルス照射実験用燃料加工及び照射後試験
・U-ROX 燃料の照射後試験
・燃料集合体信頼性実証試験（BWR9×9B 型燃料照射実証試験）
・PWR55GWd/t B 型先行照射燃料の照射後試験

平成 14 年度

・大幅高燃焼度用材料照射後試験・照射用ガドリニア燃料集合体の照射後試験
・東北電力女川原子力発電所配管材料検査
・NSRR パルス照射実験用燃料加工及び照射後試験
・燃料集合体信頼性実証試験（BWR9×9B 型燃料照射実証試験）
・大幅高燃焼度用材料照射後試験

平成 15 年度

・照射用ガドリニア燃料集合体の照射後試験
・NSRR 実験燃料のパルス照射後試験
・NUCEF 実験用試料作製
・燃料集合体信頼性実証試験（BWR9×9B 型燃料照射実証試験）

平成 16 年度

・PWR55GWd/t B 型先行照射燃料の照射後試験
・NSRR 実験燃料のパルス照射後試験
・U-ROX 燃料の照射後試験
・燃料集合体信頼性実証試験（BWR9×9B 型燃料照射実証試験）
・燃料等安全高度化対策事業に係る照射後試験

平成 17 年度

・照射・高線量領域の材料挙動制御のための新しいエンジニアリング（新クロスオーバー研究）
・NSRR 実験燃料のパルス照射後試験
・Pu 窒化物燃料の照射後試験
・燃料集合体信頼性実証試験（BWR9×9B 型燃料照射実証試験）
・使用済燃料の機械的特性等に関する試験

平成 18 年度

・燃料等安全高度化対策事業に係る照射後試験
・照射・高線量領域の材料挙動制御のための新しいエンジニアリング（新クロスオーバー研究）- 23 -

JAEA-Technology 2011-028

表 4.2 燃料試験施設において行われた主な照射後試験 6～15）（2/2）
年度
平成 19 年度

照射後試験
・55GWd/t 先行照射燃料を用いた中温引張試験
・BWR 燃料のクラッド除去方法の確認
・高燃焼度燃料に係る照射後試験（PWR55GWd/t 国内先行照射燃料）・燃料等安全高度化対策事業に係る照射後試験
・照射・高線量領域の材料挙動制御のための新しいエンジニアリング（新クロスオーバー研究）表 4.3 ホットラボ施設において行われた主な照射後試験 6～10）
年度
平成 10 年度

照射後試験
・NSRR バーンアップ燃料関係の照射後試験・軽水炉用超高燃焼度燃料の照射後試験
・核融合炉用材料の照射後試験・軽水炉用材料の照射後試験
・研究炉用構造材料の検査

平成 11 年度

・原電東海発電所圧力容器鋼材モニタリング試験片の返還
・NSRR バーンアップ燃料関係の照射後試験
・核融合炉用材料の照射後試験・軽水炉用材料の照射後試験

平成 12 年度

・核融合炉用材料の照射後試験・軽水炉用材料の照射後試験

平成 13 年度

・大幅高燃焼度用材料照射後試験
・照射材料照射後試験・軽水炉用材料の照射後試験
・核融合炉用材料の照射後試験
・大幅高燃焼度用材料照射後試験

平成 14 年度

・核融合炉用材料の照射後試験
・大強度陽子加速器ターゲット容器材料の照射後試験
・東北電力女川原子力発電所配管材料検査＊なお、ホットラボ施設は平成 15 年度から廃止措置計画に基づき設備・機器の撤去が行われて
おり、平成 15 年度以降に廃液の搬出は行われていない 11～15）。

- 24 -

JAEA-Technology 2011-028

表 5.1 処理バッチごとの発生施設区分（1/3）
処理
年度

平
成
1
0
年
度

平
成
1
2
年
度

平
成
1
3
年
度

主な発生施設*処理バッチNo.

グループ分類

H10-01

再処理、燃試、ホットラボ 混合

再+燃+HL

H10-02

再処理、燃試、ホットラボ 混合

再+燃+HL

H10-03

再処理、燃試、ホットラボ 混合

再+燃+HL

H10-04

再処理、燃試 混合

再+燃

H10-05

再処理

再処理

H10-06

再処理、ホットラボ 混合

再+HL

H10-07

再処理

再処理

H12-01

再処理、ホットラボ 混合

再+HL

H12-02

JRIA、処理3 混合

J+その他

H12-03

再処理

再処理

H12-04

処理3

その他

H12-05

ホットラボ

HL

H12-06

JRIA、ホットラボ 混合

J+HL

H12-07

JRIA、圧縮 混合

H12-08JRIA

JRIA

H12-09燃試、ホットラボ 混合

燃+HL

H12-10JRIA

JRIA

H12-11

JRIA、燃試 混合J+燃H13-01JRIA

JRIA

H13-02

JRIA、燃試 混合J+燃H13-03

JRR-2

その他

H13-04燃試

燃試

H13-05JRIA

JRIA

H13-06

JRIA、NUCEF、電源 混合

J+その他

H13-07

JRR-2

その他

H13-08燃試

燃試- 25 -J+その他

JAEA-Technology 2011-028

表 5.1 処理バッチごとの発生施設区分（2/3）
処理
年度

平
成
1
4
年
度

平
成
1
5
年
度

平
成
1
6
年
度

平
成
1
7
年
度

主な発生施設*処理バッチNo.

グループ分類

H14-01

処理2、JRR-2 混合

処+その他

H14-02

JRIA、処理2 混合

J+処

H14-03

処理2

処理場

H14-04

処理2、NUCEF 混合

H14-05JRIA

JRIA

H14-06

JRIA、処理2 混合

J+処

H14-07

JRIA

JRIA

H14-08

JRIA、燃試、処理2 混合

J+燃+処

H14-09

JRIA、燃試、処理2 混合

J+燃+処

H15-01

JRIA、燃試、処理2 混合

J+燃+処

H15-02

燃試

燃試

H15-03

燃試、処理2 混合

燃+処

H15-04

燃試、処理2 混合

燃+処

H15-05

処理2

処理場

H15-06

燃試、処理2 混合

燃+処

H16-01

燃試、処理2 混合

燃+処

H16-02

燃試

燃試

H16-03

燃試、処理2 混合

燃+処

H16-04

燃試、処理2 混合

燃+処

H17-01

燃試、処理2 混合

燃+処

H17-02

処理2

処理場

H17-03

燃試

燃試

H17-04燃試

燃試

H17-05燃試

燃試- 26 -

処+その他

JAEA-Technology 2011-028

表 5.1 処理バッチごとの発生施設区分（3/3）
処理
年度

平
成
1
8
年
度

平
成
1
9
年
度

主な発生施設*処理バッチNo.

グループ分類

H18-01

燃試、処理2 混合

燃+処

H18-02

処理2

処理場

H18-03

燃試、処理2 混合

燃+処

H18-04燃試

燃試

H18-05燃試

燃試

H18-06

処理2

処理場

H19-01

燃試

燃試

H19-02

処理2

処理場

H19-03

処理2

処理場

H19-04

処理2

処理場

H19-05

処理2

処理場

H19-06

処理2

処理場*主な発生施設は、再処理特研（再処理）、燃料試験施設（燃試）、ホットラボ施設（ホットラボ）、RI協会（JRIA）、 第2廃棄物処理棟（処理2）とし、それ以外の発生施設はその他とした。2つ以上の施設から発生した廃液を処理した場合で、放射能量の割合が10%以上である場合
は、その処理バッチはそれぞれの発生施設の混合として区分した。

- 27 -

JAEA-Technology 2011-028

137

表 5.2

Cs との相関関係の成立性の判定結果（平成 15 年度から平成 19 年度）
核種

データ数

相関図＊1

t 検定＊2

相関係数

90

Sr

26

0.05

99

Tc

9

-0.02

129

24

0.41

I

154

Eu

137

Cs

238

Pu

18

×

14

×

0.31
0.11

239+240

Pu

14

0.15

241

Am

9

0.21

244

Cm

26

0.25

＊1 相関図から、○：相関傾向が見られた、×：相関傾向が見られなかった。
＊2t 検定により、○：相関関係が成立、×：相関関係が不成立。

137

表 5.3

Cs との相関関係の成立性の判定結果（平成 10 年度から平成 14 年度）
データ数

相関図＊1

t 検定＊2

相関係数

90

Sr

20

×

×

0.48

99

Tc

14

0.80

129

19

0.80

17

0.63

核種

I

154

Eu

238

Pu

137

Cs

20

○

○

0.82

239+240

Pu

20

0.85

241

Am

15

0.85

244

Cm

20

0.76

＊1 相関図から、○：相関傾向が見られた、×：相関傾向が見られなかった。
＊2t 検定により、○：相関関係が成立、×：相関関係が不成立。

- 28 -

- 29 -

2.3×102

全 α＊5

8.6×102

4.3×102

1.5×102

5.7×101

2.2×1022.5×102

5.8×10-2

2.9×100

1.1×104

5.5×101

3.7×102―2.3×105

1.3×103

6.3×102

7.9×103

1.6×107

1.4×101

2.4×101

9.0×104

2.8×103

2.8×1010―

3.1×103

3.2×101

3.3×101

1.0×102

3.0×105

1.1×103

2.0×101

3.7×101

2.8×102

7.1×108

ピット処分
濃度上限値＊3
平均放射能濃度との裕度（Bq/g）

5.55×102

―

―

―

―

―

2.78×10-1

1.85×101

1.67×104

8.51×103

3.07×105

2.4×100

―

―

―

―

―

2.3×101

1.6×101

6.9×100

8.7×102

7.8×1031 号廃棄物埋設施設
濃度上限値＊4
平均放射能濃度との裕度（Bq/g）

について平均した。また、最大放射能濃度は H15-02～H16-04 の全 α の放射能濃度のうち最大となる処理バッチの放射能濃度とした。

したデータのうち、238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm のいずれも分析が終了している処理バッチは H15-02～H16-04 のみであり、これら＊5 α 線を放出する 238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm の処理バッチごとの放射能濃度の合計。ただし、平成 15 年度から平成 19 年度に取得＊4 六ヶ所低レベル放射性廃棄物埋設センター廃棄物埋設事業変更許可申請書 20）による。

＊3 原子力安全委員会の報告書 19）で試算されたピット処分における基準線量相当濃度を放射能濃度上限値とした。

評価した。

＊2 取得した各核種の放射能濃度データのうち最大となる値。原科研におけるアスファルト固化処理を想定した残存率を用いて保守的に残存すると仮定した。

＊1 原科研におけるアスファルト固化処理を想定した残存率を用いて保守的に評価した。ただし、3H、14C はアスファルト固化体中に 100%

7.4×101

4.0×101

1.9×101

7.3×101

5.2×101

1.2×10-2

1.2×100

2.4×103

9.8×100

3.9×101

Cm

244

Am

241

Pu

239+240

Pu

238

Eu

154

I

129

Tc

99

Sr

90

C

14

H

3

核種

平均放射能
最大放射能
濃度＊1（Bq/g） 濃度＊2（Bq/g）

表 5.4 放射能濃度上限値に対する裕度

JAEA-Technology 2011-028

図 2.1 アスファルト固化処理フロー4）

JAEA-Technology 2011-028- 30 -

JAEA-Technology 2011-028

生成機構及び廃棄物への移行挙動に関する検討

相関図の観察難測定核種とKeｙ核種の相関関係確認

相関関係の有無なし

あり

放射能濃度が一定濃度範囲にあることの確認

スケーリングファクタ法

平均放射能濃度法

図 3.1 放射能濃度評価方法構築の検討フロー

その他
2.0%

再処理
5.5%

処理2
25.5%

燃試
59.7%

JRIA
3.9%
ホットラボ
3.4%

図 4.1 発生施設ごとの廃液の放射能量の割合- 31 -

- 32 -

80kgU/D

溶媒
回
収50kgU/D

U貯蔵

蒸発

U逆抽出

Pu分離

FP分離

溶解

燃料搬入

冷却

廃棄物処理場

廃液操作・貯蔵室

プロセス廃液

分析施設

Pu溶液

FP含有廃液Al脱被覆廃液

図 4.2 湿式再処理試験のフロー図

プロセス廃液、廃溶媒、未精製ウラン溶液

ホットケーブ

抽
出
分
離
系

溶
解
系

JRR-3使用済燃料

25gPu/D

Pu
精
製
濃
縮
系

廃液貯槽
LV-3～6

Puセル

廃液貯槽
LV-1

プロセス廃液

Pu貯蔵

イオン交換

Pu逆抽出

Pu抽出

蒸発

廃液貯槽
LV-2

廃液長期貯蔵施設

JAEA-Technology 2011-028

- 33 -

真空ポット

F P 含有廃液

廃液貯槽
LV-1

圧空

J-1002
エアジェット

セル

廃液槽
V-10

P-1003

P u吸着塔
F-20

図 4.3

V-31

V-32

処理済槽
V-70

タン クローリ

P-7001

C s/Sr吸着塔
F-50

FP 含有廃液の処理系統図

調整槽

P-3001

F-40

スラッジ除去用
フ ィルタ

貯槽ベント

硝酸貯槽

M

濃アルカリ
貯槽

M

希アルカリ
貯槽

M

JAEA-Technology 2011-028

- 34 -

図 4.4 燃料試験施設の排水系統図 22）

ドレン サン プNo.2

8m3

ドレン サン プNo.1

シ ドコ
ラー
ャイル
エド
ワ リエ
アリ
ーNア
o （
室 地
. 下
2 ）

ドレン サン プNo.4

中和槽

E
G
補
助
水
槽

EG冷却水槽]ドレン サン プNo.3

ホ ホ 廃更排ッ ッ液
ト ト タ衣
機機ン 気
械械ク 室
（
室室エ 地
2
リ 下塔
ア）

8m3

4
中低レベル

]
[

β アβ セ βγ イγ ル γ
N コ ソ N操 N コ
Oン レO作Oン. クー . 室 . ク
3 リシ1
1 リ
セ ーョ セ セ ールトンル ルト
ル用
ー
ム

8m3

8m3

3
中低レベル

棟

]

換気設備へ

2
中 低 レベル

浄化槽

水 水

理

管

試
験
用
コ
ー
ル
ド
エ
リ
ア

]
]

雤 汚

[
[

1
中 低 レベル

器

置
水暗実測操
験定作
槽室室室室

機

高

[

換気設備へ

（更操 メ マ 実測倉計サ放
サ水暗サ
ー処 ー
ー
ンニ
ビ理 ビ
測ビ
テプ
ス エ 室ス 衣作ナ レ 験定
ス管
器エ
エリ エ
ンー
リア
リ
スタ
リ
ア （
2 ア 室室室 室室庫室ア 室
）用
）

[

ろ過水系

アβ
β
β ホ
イγ
γ
γ ッ
ソ N Nコ コト
レ O O ン Nン 試
ー . . ク O ク験シ 2 2 リ . リ室
ョ ～～ー 1 ーン 6 6 トト
ルセ セ セール ル ル
ム用

空
一般排水
ろ過水系
プ ール水系

圧

換気設備へ

タン クロ ーリ

JAEA-Technology 2011-028

JAEA-Technology 2011-028

化学ケーブ
化学操作室
化学サービスルーム
化学汚染検査室
化学汚染除去室
貯蔵室B
準備室
貯蔵室A
冶金汚染除去室
フロッグマン室
測定室
冶金サービスルーム
冶金汚染検査室
冶金操作室用汚染検査室

水位指示計送信器

No.1

廃液貯槽No.1

排水ポンプ（化学ケーブ系）（ 3 .5m3 ）No.2
排気廃液貯槽No.2（ 3 .5m3 ）タンクヤード排水ピット

冶金ケーブ
排風機室用汚染検査室

サンプリング
廃液貯槽
No .3（ 4 m3 ）ステンレスピット
No.1
排水ポンプ（冶金ケーブ系）

廃液貯槽
No .4

No.2

（ 4 m 3）

廃液運搬車へ排風機室

コンクリートピット

排気

廃液貯槽No.6（ 3 .7m3 ）
希釈水

No.1
排水ポンプ
（ モ ニタリングケーブ系）
No.2

廃液貯槽No.5（ 3 .7m3 ）

排風機室
メンテナンスケーブ
ホットストレージ
ダーティーケーブ
排気筒
クリーンケーブ冶金サービスルーム
スチール用鉛セル
材料研究室1-1,1-2,2,3,4
材料研究室用汚染検査室
鉛セル操作室
フィルム検査室用汚染検査室＊マニプレータ修理室＊冶金操作室＊：撤去済排水管（ただし、床・壁部内埋設排水管を残存する）

タンクヤード排水ピット

ホットストレージ貯槽

ホットストレージ

図 4.5 ホットラボ施設の排水系統図 22）- 35 -

- 36 -

前処理装置

廃油詰替
フードへ

廃油貯槽

蒸
発
缶

サイクロン

濃縮液ポンプA/B

濃縮液貯槽
0 .6m3

廃液供給槽
2 m3

濃縮セル

凝縮液

アスファルト固化装置へ

濃縮廃液供給槽

放出前排水槽

冷却塔

冷却塔

共
通
ダ
ク
ト

タンクローリーステーション

一般排水

処理済廃液貯槽

廃液貯槽・Ⅰ

凝縮液貯槽・ⅡB
10m3

建家換気系

吸引ファンA/B

オフガスフィルタ
A/B

オフガス冷却器

オフガス冷却器

共通ダクト

凝縮液ポンプA/B

凝縮液貯槽・ⅡA
10m3

蒸気ドレン冷却器

充填塔

図 4.6 廃液の蒸発・濃縮処理の系統図

廃液供給ポンプA/B

廃液貯槽・Ⅱ-2B
1 0m3

油分離器Ｂ

ストレーナB

油分離器A

ストレーナA

廃液ポンプA/B

廃液貯槽・Ⅱ-2A
1 0m3

廃液輸送車

廃液輸送容器

加熱用蒸気

JAEA-Technology 2011-028

名

ルル

セ

理セ

処

物化

棄

廃固

- 37 -

5m3

ア
イ
ソ
レ
ー
シ
ョ
ン
室

液体廃棄物B用排水槽

5m3

処理前廃液貯槽

機器洗浄液

機器ドレン

シャワー

手洗

床ドレン

主な発生源

室

室

染

除

エホ

*5

ア

リアル

エリー

ス

ビ

ー作下

サ操地

*5

容コド
ン
器クラ
リ
搬ーム
ト
入注詰
入
室室室

50m3

*4

*6

室

械

機

ト

ッ

ホ

放出前排水槽No.1

*1

処廃濃固前
理液
前供縮化
廃給液 処
液ポ 準
貯ンポ
槽プン備理
室室
プ室
室 室
室

槽

貯

液

縮

凝

*2

験

*7

放出前排水槽No.2

50m3

*3

室室室

器器

機機

系系

縮化

濃固実

図 4.7 第 2 廃棄物処理棟の排水系統図

液体廃棄物A用排水槽

50m3

チ
ェ
ン
ジ
ン
グ
ル
ー
ム

他

の

そ

コールド集水枡

冷
却
水
・
床
ド
レ
ン
・
手
洗
い
水

低レベル廃液貯槽

第2排水溝*1：処理前廃液貯槽にはなし*2：凝縮液貯槽のみ*3：加熱蒸気ドレン*4：凝縮液ポンプ*5：操作エリアにはなし*6：ホット機械室のみ*7：濃縮系機器室

JAEA-Technology 2011-028

濃縮液貯槽ドラ ム移送コン ベア

スラッジ
移送ポンプ

スラ ッジ詰替えフード

M

スラッジ貯槽

建家排気系

M

M

混

和

- 38 蒸

発

機

復水器

M

溶剤ポン プ

溶剤貯槽

復水ポン プ A/B

廃油ポット

凝縮液貯槽 A/B

廃液貯槽・Ⅱ-2 No.B

ドレーン

プロパンガス

冷 却 水

冷 却 水

熱 媒 貯 槽

熱媒ボイラ

熱媒供給ポンプ

熱媒冷却機

油水分離
ユニット

熱媒循環ポン プ A/B

復水貯槽

熱媒膨張槽

アスファ ルト溶解ユニット

アスファ ルト
供給ポンプ

図 4.8 アスファルト固化処理の系統図

ドラ ム昇降機

供給ポンプ

濃 縮 廃 液供給槽
0 . 3m3

真空ポンプ

オフガス

JAEA-Technology 2011-028

JAEA-Technology 2011-0280%
H10-01
H10-02

10%

20%

16.8%

30%

40%

60%

14.0%

58.2%

10.1%

100.0%
80.8%

19.2%

72.8%

27.2%

H12-03

93.6%

6.4%

H12-04100.0%

H12-05100.0%
11.6%

88.4%
25.3%

74.7%

H12-08100.0%

H12-09

81.9%

16.1%

H12-102.0%

100.0%
24.6%

7.6%

67.8%

H13-01100.0%
28.6%

65.2%

H13-03100.0%

H13-0497.9%

H13-05100.0%

H13-06

6.2%

2.1%

80.9%

19.1%

H13-07100.0%

H13-0891.7%

H14-01

8.3%

44.3%

55.7%

26.4%

73.6%

H14-0395.1%

H14-04

4.9%

89.3%

H14-0510.7%

100.0%

H14-0684.7%

H14-07

H14-09

JRIA

その他
55.5%

H12-02

H14-08

ホットラボ

処理場

44.5%

H12-01

H14-02

燃試

100.0%

H10-07

H13-02

100%

11.0%

89.9%

H10-06

H12-11

90%

21.7%

30.7%

H10-05

H12-07

80%

再処理

66.7%

H10-04

H12-06

70%
69.2%

11.6%

H10-03

50%

15.3%
96.9%

3.1%

51.6%

38.7%

44.3%

44.1%

9.7%
11.7%

図 5.1 処理バッチごとの発生施設の放射能量割合（1/2）- 39 -

JAEA-Technology 2011-0280%
H15-01

10%

20%

30%

40%

50%

28.1%

60%

70%

80%

90%

52.8%

100%

燃試

19.1%

JRIA
H15-02

98.1%

H15-03

1.9%

84.3%

H15-04

H15-05

その他

15.7%

76.4%

23.5%

0.1%

100.0%

H15-0664.5%

H16-01

35.5%

88.3%

H16-0211.7%

100.0%

H16-0388.0%

H16-04

12.0%

64.3%

H17-01

35.7%

37.9%

61.6%

0.5%

H17-02100.0%

H17-03

99.3%

0.7%

H17-04

99.5%

0.4%

H17-05100.0%

H18-01

23.7%

76.3%

H18-02

H18-03100.0%
70.1%

29.9%

H18-04100.0%

H18-05100.0%

H18-06100.0%

H19-01100.0%

H19-02100.0%

H19-03100.0%

H19-04100.0%

H19-05100.0%

H19-06100.0%

図 5.1 処理バッチごとの発生施設の放射能量割合（2/2）- 40 -

処理場

JAEA-Technology 2011-028

1.E+04燃試
燃+処
処理場

3H (Bq/ml)

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01
1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+0260Co (Bq/ml)

図 5.2

3

H と 60Co の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 41 -

1.E+03

JAEA-Technology 2011-028

1.E+04燃試
燃+処
処理場

3H (Bq/ml)

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.3

3

H と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 42 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

14C (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+0260Co (Bq/ml)

図 5.4

14

C と 60Co の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 43 -

1.E+03

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

14C (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.5

14

C と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 44 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+05

燃試
燃+処
処理場

90Sr (Bq/ml)

1.E+04

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.6

90

Sr と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 45 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

99Tc (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.7

99

Tc と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 46 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+00

燃試
燃+処
処理場

129I (Bq/ml)

1.E-01

1.E-02

1.E-03

1.E-04

1.E-05
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.8

129

I と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 47 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

154Eu (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.9

154

Eu と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 48 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

238Pu (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.10238

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 49 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

239+240Pu (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

137Cs (Bq/ml)

図 5.11

239+240

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 50 -

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

241Am (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.12

241

Am と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 51 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

燃試
燃+処
処理場

244Cm (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.13244

Cm と 137Cs の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 52 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+0314C (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+033H (Bq/ml)

図 5.143

H と 14C の放射能濃度（平成 15 年度から平成 19 年度）- 53 -

1.E+04

JAEA-Technology 2011-028

1.E+04

再処理
再+燃+HL
再+燃
燃試
燃+HL
JRIA
J+燃+処
J+その他
その他

3H (Bq/ml)

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01
1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+0260Co (Bq/ml)

図 5.15

3

H と 60Co の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 54 -

1.E+03

JAEA-Technology 2011-028

1.E+04

再処理
再+燃+HL
再+燃
燃試
燃+HL
JRIA
J+燃+処
J+その他
その他

3H (Bq/ml)

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.163

H と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 55 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
燃試
燃+HL
JRIA
J+燃+処
J+その他
その他

14C (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+0260Co (Bq/ml)

図 5.17

14

C と 60Co の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 56 -

1.E+03

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
燃試
燃+HL
JRIA
J+燃+処
J+その他
その他

14C (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.1814

C と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 57 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+05

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃試
燃+HL
HL
JRIA
J+燃+処
J+HL
J+その他
その他

90Sr (Bq/ml)

1.E+04

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.1990

Sr と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 58 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃+HL
HL
JRIA
J+HL
その他

99Tc (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.2099

Tc と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 59 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+00

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃試
燃+HL
HL
JRIA
J+HL
J+その他
その他

129I (Bq/ml)

1.E-01

1.E-02

1.E-03

1.E-04

1.E-05
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.21

129

I と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 60 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃試
燃+HL
JRIA
J+燃+処
J+HL
J+その他
その他

154Eu (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.22154

Eu と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 61 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃試
燃+HL
HL
JRIA
J+燃+処
J+HL
J+その他
その他

238Pu (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.23238

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 62 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃試
燃+HL
HL
JRIA
J+燃+処
J+HL
J+その他
その他

239+240Pu (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

137Cs (Bq/ml)

図 5.24

239+240

Pu と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 63 -

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃+HL
HL
JRIA
J+燃+処
J+HL
その他

241Am (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.25241

Am と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 64 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+03

再処理
再+燃+HL
再+燃
再+HL
燃試
燃+HL
HL
JRIA
J+燃+処
J+HL
J+その他
その他

244Cm (Bq/ml)

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01

1.E-02
1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

137Cs (Bq/ml)

図 5.26244

Cm と 137Cs の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 65 -

1.E+06

JAEA-Technology 2011-028

1.E+0414C (Bq/ml)

1.E+03

1.E+02

1.E+01

1.E+00

1.E-01
1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+043H (Bq/ml)

図 5.273

H と 14C の放射能濃度（平成 10 年度から平成 14 年度）- 66 -

1.E+05国際単位系（SI）
表１．SI 基本単位
SI 基本単位

基本量

名称
記号
長
さメ ートル m
質
量 キログラム kg
時
間
秒
s
電
流ア ンペア A
熱力学温度 ケ ル ビ ン K
物 質 量モル mol
光度 カ ン デ ラ cd

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例
SI 基本単位
組立量
名称
記号
面
積 平方メートルm2
体
積 立法メートルm3
速 さ ， 速 度 メートル毎秒m/s
加速度 メートル毎秒毎秒
m/s2
波
数 毎メートルm-1
密 度 ， 質 量 密 度 キログラム毎立方メートル
kg/m3
面
積
密
度 キログラム毎平方メートル
kg/m2
比
体
積 立方メートル毎キログラム
電流
密
度 アンペア毎平方メートル
磁 界 の 強 さ アンペア毎メートル
量 濃 度 (a) ， 濃 度 モル毎立方メートル
質量
濃度 キログラム毎立法メートル
輝
度 カンデラ毎平方メートル屈折率 (b) （数字の） １
比 透 磁 率 (b) （数字の） １

乗数
24

10
1021
1018
1015
1012
109
106
103

3

m /kg
A/m2
A/m
mol/m3
kg/m3
cd/m2
1
1

102
101

表５．SI 接頭語
記号 乗数
接頭語
Ｙ
シ
10-1 デ

ゼ
タ
エ ク サ

Ｚ
Ｅ

10-2

ペ
テ

タ
ラ

Ｐ
Ｔ

ギ
メ

ガ
ガ

Ｇ
Ｍ

マイクロ
ノ
10-9 ナコ
10-12 ピ
10-15 フェムト

キ
ロ
ヘ ク ト
デ
カ

ｋ
ｈ
da

10-3
10-6

記号

セ ン チ
ミ
リ

ト
10-18 ア
10-21 ゼ プ ト
10-24 ヨ ク ト

d

c
m
µ
n
p
f
a
z
y

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位
名称
記号
SI 単位による値
分
min 1 min=60s
時
h 1h =60 min=3600 s（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。
（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

d
°
’

日
度
分

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位
SI 組立単位
組立量
他のSI単位による SI基本単位による
名称
記号
表し方
表し方
（ｂ）
平
面
角 ラジアン(ｂ)
rad
m/m
1
（ｂ）
(ｂ)
(c)
2/ 2
立
体
角 ステラジアン
sr
1
m m
周
波
数 ヘルツ（ｄ）
Hz
s-1
力
ニュートン
N
m kg s-2
圧力
応
力 パスカル,Pa
m-1 kg s-2
N/m2
エ ネ ル ギ ー , 仕 事 , 熱 量 ジュールJNm
m2 kg s-2
仕 事 率 ， 工 率 ， 放 射 束 ワット
WJ/s
m2 kg s-3
電
荷
電気量 クーロン,
CsA
電 位 差 （ 電 圧 ） , 起 電 力 ボルト
VW/A
m2 kg s-3 A-1
静電
容量 ファラドF
C/V
m-2 kg-1 s4 A2
電
気
抵
抗 オーム
Ω
V/A
m2 kg s-3 A-2
コ ン ダ ク タ ン ス ジーメンス
S
A/V
m-2 kg-1 s3 A2
磁
束 ウエーバWb
Vs
m2 kg s-2 A-1
磁
束
密
度 テスラ
T
kg s-2 A-1
Wb/m2
イ ン ダ ク タ ン ス ヘンリーH
Wb/A
m2 kg s-2 A-2
セ ル シ ウ ス 温 度 セルシウス度(ｅ)℃K
光
束 ルーメンlm
cd
cd sr(c)照度 ルクスlx
m-2 cdlm/m2
Bqs-1
放 射 性 核 種 の 放 射 能 （ ｆ ） ベクレル（ｄ）
吸収線量, 比エネルギー分与,
グレイ
Gy
J/kg
m2 s-2カーマ
線量当量, 周辺線量当量, 方向
Sv
J/kg
m2 s-2シーベルト（ｇ）
性線量当量, 個人線量当量酸素
活性 カタールkat
s-1 mol

1 d=24 h=86 400 s
1°=(π/180) rad1’=(1/60)°=(π/10800) rad”1”=(1/60)’=(π/648000) radha 1ha=1hm2=104m2
L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3t
1t=103 kg

秒
ヘクタール
リットル
トン

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの
名称
記号
SI 単位で表される数値
電 子 ボ ル ト
ダ ル ト ン
統一原子質量単位

eV
Da
u

天

ua

文

単

位

1eV=1.602 176 53(14)×10-19J

1Da=1.660 538 86(28)×10-27kg
1u=1 Da1ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
バー
ル bar １bar=0.1MPa=100kPa=105Pa
水銀柱ミリメートル mmHg 1mmHg=133.322Pa(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや
コヒーレントではない。
(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。
実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。
(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。
(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。
(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。
(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。
(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
SI 基本単位による
名称
記号
表し方
-1
粘
度 パスカル秒
Pa s
m kg s-1
力 の モ ー メ ン ト ニュートンメートル
Nm
m2 kg s-2
表面
張力 ニュートン毎メートル
N/m
kg s-2角
速度 ラジアン毎秒
rad/s
m m-1 s-1=s-1
角
加速度 ラジアン毎秒毎秒
rad/s2
m m-1 s-2=s-2
熱 流 密 度 , 放 射 照 度 ワット毎平方メートル
W/m2
kg s-3
熱 容 量 , エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎ケルビン
J/K
m2 kg s-2 K-1
比 熱 容 量 ， 比 エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K)
m2 s-2 K-1
比 エ ネ ルギ ー ジュール毎キログラム
J/kg
m2 s-2
熱伝
導率 ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1
体 積 エ ネ ル ギ ー ジュール毎立方メートル J/m3
m-1 kg s-2
電界の強さ ボルト毎メートル
V/m
m kg s-3 A-1
電荷密
度 クーロン毎立方メートル C/m3
m-3 sA
表面
電
荷 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 sA
電 束 密 度 ， 電 気 変 位 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 sA誘
電率 ファラド毎メートル
F/m
m-3 kg-1 s4 A2
透磁率 ヘンリー毎メートル
H/m
m kg s-2 A-2
モ ル エ ネ ル ギ ー ジュール毎モル
J/mol
m2 kg s-2 mol-1
モルエントロピー, モル熱容量 ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1
照 射 線 量 （ Ｘ 線 及 び γ 線 ） クーロン毎キログラム
C/kg
kg-1 sA
吸収線
量率 グレイ毎秒
Gy/s
m2 s-3放射
強度 ワット毎ステラジアン
W/srm4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3
放射輝
度 ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3
酵 素 活 性濃 度 カタール毎立方メートル kat/m3
m-3 s-1 mol

接頭語
ヨ
タ

オングストローム
海
里
バ
ー
ン

Å
Ｍ

１Å=0.1nm=100pm=10-10m
１M=1852m

b

ノ
ネ
ベ

ト
パ
ル

kn
Np
Ｂ

１b=100fm2=(10-12cm)2=10-28m2
１kn=(1852/3600)m/s

ル

dB

ッ
ー

デ

ジ

ベ

SI単位との数値的な関係は、対数量の定義に依存。

エ

表９．固有の名称をもつCGS組立単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
ル
グ erg 1 erg=10-7 J

ダ
ポ

イ
ア

ス
ス

ト ー ク
チ
ル

フ
ガ

ォ

ン dyn 1 dyn=10-5N
ズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa s
ス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1
ブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2
ト ph 1 ph=1cd sr cm-2 104lx
ル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マ ク ス ウ ｪ ルガ
ウス
エルステッド（ ｃ）

Mx
G
Oe

1 Mx = 1G cm2=10-8Wb

1 G =1Mx cm-2 =10-4T
1 Oe (103/4π)A m-1（c）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「は対応関係を示すものである。

キ
レ
ラ

名称
ュ
リ
ン

レ
ガ

ト

表10．SIに属さないその他の単位の例
記号
SI 単位で表される数値
ー Ci 1 Ci=3.7×1010Bq

ゲ

ン

ン R
ド rad
ム rem
マ γ

1 R = 2.58×10-4C/kg

1 rad=1cGy=10-2Gy
1 rem=1 cSv=10-2Sv
1γ=1 nT=10-9T

1フェルミ=1 fm=10-15m

フェルミ
メートル系カラット

1メートル系カラット = 200 mg = 2×10-4kg

気

ル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa
圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

ロ

リ

ー

cal

ク

ロ

ン

µ

ト
標

準

カ
ミ

大

」

1cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー）4.184J（｢熱化学｣カロリー）

1 µ =1µm=10-6m（第8版，2006年改訂）

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