参考資料１

トリチウムの物性等について
平成２５年１２月２５日（独）日本原子力研究開発機構
山西 敏彦

トリチウムとは2

放射線の種類と遮へい紙

α線（He原子核）
β線
（電子）
γ線
（電磁波）
中性子

+

+

薄い
金属

厚い
金属

水・コンクリートなど

放射線の特徴α線：

電気を帯びて重いので紙一枚ですぐに止まる。

β線：

電気を帯びているので薄い金属ですぐに止まる。

γ線：

電磁波の一種なので、金属は透過しにくい。

-

中性子：電気を帯びていない。
重い物質では止まりに
くく、軽い物質に衝突して止まる。

ちなみに、トリチウムのβ線はエネルギーが小さいため（最大18keV、テレビの電子銃の電子線エネルギーより小さい）、紙１枚で遮へいが可能。
3

環境中のトリチウム
海：1Bq/ℓの濃度（1 ℓに数億個のトリチウム。ベータ線が1秒間に1個ずつ発生）

宇宙線による生成
窒素や酸素から生成している。
約200 g/年 3 kg 程度常に存在
14N+n —> 3H+12C
16O+n —> 3H+14N

核実験による放出
240 EBq (185-240) E:エクサ, 1018

全世界のトリチウム存在量
1-1.3 EBq (1) + ～10 EBq (現在)原子炉でのトリチウム生成
ウラン等の中性子との三体核分裂
一万回に１回程度
制御棒中のホウ素の中性子捕獲

消費製品
0.4 Ebq/年
地殻での生成6Li+n—> 3 H+ 4 He
238 U+n—> 3 H+Products(0.3-0.4)

原子力発電所
0.02 Ebq/年(0.01-0.02)

特に、カナダ、韓国等の重水炉の重水減速材からの生成が多い。
・カナダ；トリチウム生産量約 2 kg/年、保有量10数kg
・韓国；2007年よりトリチウム生産プラント稼働、数百 g/年の処理能力、kgオーダーで回収との情報
4環境中のトリチウム２
25

30
20

2.5

25

3

)

トリチウム
15

20
15

10

10

湿分 (g/m

雨のトリチウム濃度（年平均）
大気中のトリチウム濃度は湿分に連動して変化する
雨のトリチウム濃度は緯度依
存性を示す

トリチウム濃度 (Bq/m

3

)

35

5

5

湿度

0

0
0

1

2

3

4

5

6

福岡市

7

8

9

10

11

12

13

月

濃度 (Bq/L)

2.0

1986-1987

1.5

1.0

福岡
市

0.5

0.0
1980

1985

1990

青森
市

1995

年

シンポジウム「核融合炉の安全性及びトリチウム」より
主催：日本原子力学会核融合炉ブランケット工学特別専門委員会 2003年3月20日 青森国際ホテル

5トリチウムに関する我が国の規制
放射線障害防止法関連法令で定められた値
実効線量係数（mSv/Bq）
トリチウムの化学形
吸入

経口

濃度限度
（Bq/cm3）
作業環境の
空気中(1週間の平均値)

排気中(3ヶ月の平均値)

排液又は排水中(3ヶ月の平均値)

元素状水素

1.8×10-12

1×104

7×101

メタン

1.8×10-10

1×102

7×10-1水

1.8×10-8

1.8×10-8

8×10-1

5×10-36×101

有機物（ﾒﾀﾝ以外）

4.1×10-8

4.2×10-8

5×10-1

3×10-32×101

上記を除く化合物

2.8×10-8

1.9×10-8

7×10-1

3×10-3

4×101（福島第一原発） 汚染水量：約30万m3 、濃度：～5000 Bq/cm3 、トリチウム量：数g
6トリチウムの生物影響
体重65kgの人はカリウム404000 Bq
炭素143700 Bq
トリチウム水
100 Bq
新陳代謝
水素の仲間は水の形で10日、有機物の場合で平均40日で入ってきた量の半分が体外に排出
されます。

7

参考資料２

トリチウムの環境中における拡散現象－評価モデルの考え方－
日本原子力研究開発機構
原子力基礎工学研究部門
環境動態研究グループ

トリチウムの大気拡散現象

1

乱流拡散

風向
放射性プルーム・不安定成層（日中）：大・安定成層（夜間）：小水素ガスHT
3H大気拡散水蒸気HTO

で特に重要
湿性沈着

再放出

乾性沈着
地表の効果 加熱による熱輸送

酸化放出時の気象条件で拡散状況は大きく異なり、単純な評価はできない

大気拡散の解析手法
ガウス・プルームモ
デル
例：米国MACCS2

•
•
•
•

2

定常放出
平地・近距離（数km以内）
時間空間的に一様な風速場
移流・拡散方程式の解析解
近距離における簡易的な評価

流跡線パフモデル
例：米国RASCAL• 変動放出
• 移流計算：風速変動に伴う流跡線解析• 拡散計算：ガウス分布パフの広がりの時間変化

数値計算モデル（粒子拡散モデル）
例：米国NARAC
日本（W）SPEEDI

•
•
•
•

変動放出
複雑地形、局地から広域まで
時間空間的に変動する風速場
移流・拡散方程式を数値的に計算
地形・気象を考慮した厳密評価

近距離濃度の簡易評価：ガウス・プルームモデル3
基本拡散式

χ(x,y,0)
Q
U
σy
σz
H

：地上濃度（Bq/m3）：放出率（Bq/s）：風速（m/s）：水平方向の拡散幅（m）：鉛直方向の拡散幅（m）：放出源の高さ（m）

水平拡散幅σy不安定

鉛直拡散幅σz
不安定

正規化地上濃度 U・(χ/Q)（m-2）

 y2 
 H2 Q
χ ( x , y ,0 ) =exp − 2  exp − 2 
 2σ 
πσ yσ zUy 
 2σ z 


H=0ｍ
H=30ｍ
H=40ｍ

H=60ｍ
H=80ｍ
H=100ｍ
H=120ｍ安定

安定
風下距離 x（km）

H=140ｍ
風下距離 x（m）

濃度の目安：風下距離10倍で２桁近く低下、大気安定度の違いで２桁程度の差

厳密な評価：数値計算モデル（例：WSPEEDI）4
MM5（PSU/NCAR開発）

地球規模
地理データ

気象庁地球規模
数値予報（GPV）

領域気象力学モデル－雲・降水、大気放射等の各種物理
過程を考慮－気流、乱れ、降雨、雲量等の気象
変数の予測

MM5

広域

３次元気象場

GEARN（原子力機構開発）

放出情報

ラグランジュ型粒子拡散モデル－放射性核種の移流・拡散・沈着・崩壊を考慮－大気中濃度、地表沈着量、被ばく線量の予測
参考文献：寺田、他：緊急時環境線量情報予測シス
テム（世界版）WSPEEDI第2版の開発,日本原子力学会和文論文誌, 7[3], 257-267 (2008).

狭域

GEARN

広域

狭域

大気中濃度、地表沈着量、被ばく線量

気象モデル：局地風循環の時間空間変動を計算 5
海陸風

山越え気流（不安定、中立大気）

陸風（夜間）
海風（日中）
山を迂回する気流（安定大気）

低気圧
高気圧
時計回りの風

反時計回りの風粒子拡散モデルの計算方法

6■座標系
水平：地図投影面上での距離直交座標(x, y)、 鉛直：地形準拠座標（z*）■移流拡散方程式 （＋座標系、沈着、放射性崩壊を考慮）
∂C 
∂C
∂C
∂C ∂  ∂C  ∂  ∂C  ∂ ∂C + *  K z* * = −u−v− w* * +  K x
 +  K y∂z ∂y  ∂z ∂t∂x∂y∂z ∂x ∂x  ∂y ■数値解法：ラグランジュ型輸送計算（多数の仮想粒子の位置を追跡）

xt + ∆t = xt + u∆t + Rx ,粒子拡散計算のイメージ

yt + ∆t = yt + v∆t + R y ,zt*+ ∆t = zt* + w*∆t + Rz*

x, y , z*

気流場：粒子位置[m]u , v, w* ：風速[m/s]∆t：時間増分[s]Rx , y , z * ：拡散項[m]■拡散項：ランダムウォーク法で計算

地表沈着

トリチウムの陸面環境中挙動
乱流拡散
大気放出
HTO
気孔を介
した交換
乾性/湿性沈着
根の吸上げ

再放出
蒸発

HTO
移流/拡散
HTO乾性沈着
HTO湿性沈着
HTO再放出

沈着速度：4～8×10-3 m s-1
沈着率は降水状況により変化
初期48時間：0.9～8.7% h-1、48時間以降：0.25～1.5% h-1

7海洋中の拡散に関する評価モデルの考え方 1 8
海水循環モデル 海洋中の流速、水温、塩分などの物理量の３次元構造とその変動を物理法則に基づいて求める
 海洋を格子状に分割し、海面では大気との運動量、熱・淡水の交換を与え、各格子点間では運動方程式や熱・塩分の保存則を満たすように、流速変動、熱、塩分の移動や拡散を計算する 人工衛星や船舶から得られた海洋の観測
データにモデル結果がより近くなるように、海洋の状態や大気との交換を修正する「データ同化」とよばれる手法を用いて、より現実的な海洋変動を再現する
 目的に応じて解像度を変化
 沿岸付近では高分解能モデル（~2km格子）、原子力機構
では、京都大学、海洋研究開発機構、日本海洋科学振興財団が共同開発したモデルの結果を利用する
 広域海洋では低分解能モデル（10~100km格子）、原子力機構では、気象庁気象研究所が開発したモデルの結果を利用する

気象・海象データ

海面高度データ

データ同化

海洋大循環モデル

3次元海象場 海流速・拡散係数
放出情報

海洋拡散モデル

海洋中濃度

海洋拡散評価モデルの計算の流れ

海洋中の拡散に関する評価モデルの考え方 2 9
海洋拡散モデル 海洋中の放射性物質濃度の３次元構造とその変動を物理・化学法則に基づいて求める 一般的なモデルは、海水中の放射性物質の存在形態を、溶存相、粒子相、海底堆積物相と定義し、それぞれの相間を吸着・脱着、沈降・再浮遊により濃度の移行を考慮する
 トリチウムに関しては海水（溶存相）として動き、他の相との交換過程は無視する
 原子力機構では自主開発したモデルを使用
 放射性核種を多数の粒子で模擬しランダム
ウォークモデルで追跡することで放射性核種の移流･拡散を計算

気象・海象データ

海面高度データ

データ同化

海洋大循環モデル

3次元海象場 海流速・拡散係数
放出情報

海洋拡散モデル

海洋中濃度

海洋拡散評価モデルの計算の流れ

海洋拡散による、距離に対する濃度低減（一般的な事例をもとに）典型的な太平洋側の沿岸からの放出計算結果（海流による移流拡散のみを考慮）• 放出位置の計算格子の濃度に対して、約10㎞下流
では約1桁低下、約50㎞下流では約2桁低下、約100㎞下流では約3桁低下• 季節が変わっても同様の傾向を示す

10

大気・陸域・海洋モデルのリンク：陸面過程
陸域移行モデル

大気拡散モデル

粒子生成：
・各セル内地表面に粒子配置
・沈着量により放射能量付加
粒子移動計算：・水流出により移動（溶存物質）
・地表、土壌、河川の3次元移動
・崩壊・放出で放射能量減衰
植生層

各セルの沈着量

地表面

Coupler
河川流出量

土壌第1層

海洋拡散モデルカップラー：時間・空間補間

11

大気・陸域・海洋モデルのリンク：海面過程
大気拡散モデル

海表面沈着量

河川流出量

陸域移行モデル+
河口域
河川流出量と海表面沈着量の和
粒子に分配

Coupler
海面放出量（HTOなど）
海表濃度×水交換率
水交換率：大気モデル
で計算

12

海表面に配置海洋拡散モデル大気・陸域・海洋モデルのリンク：再放出過程 13
陸域移行モデル

大気拡散モデル各セル時間ステップ放出量：FQ=∑iQ(i)×r(i)Q(i)：各粒子の放射能量r(i)=q/v：放出率（粒子位置毎）
植生層

qv
vv

qs
vs

地表面

放出エリア
土壌表層

ql

データ交換ステップ毎に各セルから粒子放出

vl
土壌第1層

データ交換ステップで積算

Coupler
各セルの放出量
海陸分布の融合海洋拡散モデルトリチウムの大気・陸域・海洋環境中挙動

14

HTO大気放出時の環境中存在割合（130㎞四方領域内）の降水依存性（JAEA結合モデルによる感度解析、放出条件：地上50mからの3時間定常放出）

100

領域外
50

海洋
陸域

0

大気
HTO fraction (%)

100
50

領域外

0

陸域

大気

(b) 通常降雨ケース(d) 雨なしケース

100

大気

HTO fraction (%)(c) 弱雨ケース

領域外
50
0

陸域

HTO fraction (%)

HTO fraction (%)(a) 豪雨ケース

100

大気

50
0

領域外

参考資料３■ トリチウム(3H)の環境動態
・環境3Hの分類
・3Hの分析法
・一般環境の3H・事故由来の3H（公財）環境科学技術研究所
柿内秀樹

1

はじめに
トリチウム(3H , T)とは水素の放射性同位体■天然のトリチウム
宇宙線との相互作用により生成■人為起源のトリチウム-----------------------------------------------------------------------トリチウムの環境中挙動（1）地球規模での挙動（2）局所的に放出された場合の挙動
3Hは低エネルギーβ線放出核種であるため、ヒトへの影響を考える場合は体内摂取、すなわち内部被ばくを考慮する。
国際放射線防護委員会（ICRP）が提示している3Hの線量換算係数（Sv/Bq）は、吸入および経口摂取のいずれの場
合も、その化学形により大きく異なっているので、環境中の3Hの存在形態を知ることは、その挙動を知るためだけでな
く、ヒトへの影響を考える上でも重要である。

2

環境3Hの計測
質 量分 析計
3
3

H

半減期
12.3年

He

β線
陽子
中性子
電子

(

hν

*

溶媒
分子

)
蛍光
物質

検 出器

VG-5400
Micromass

液体 シン チレー ショ ン
カウ ンテ ィング (LSC)

Quantulus 1220
PerkinElmer

Hitachi-Aloka
LSC-LB73

環境3Hの試料分類と測定法

大気水蒸気(HTO)
分子状水素 (HT)
炭化水素 (CH3T)

水試料
LSCによる
3H測定

降水、水道水、河川水、海水
有機物 (FWT)
有機物 (OBT)
土壌水分

乾燥試料
質量分析法による3H 由来の3He 測定4

有機物中トリチウム
試料
Sample乾燥

FWT

Dry
sample
乾燥試料

FWT 自由水中トリチウム(Free water tritium)
OBT 有機結合型トリチウム(Organically bound tritium)

｛

(燃焼)

(例)

OBT

-(CH2O)n- + nO2
有機物
OH

交換型OBT
非交換型 OBTnCO2 + nH2O

HO

O

同位体交換の有無

OHO

OBTは生体に吸収されやすく、生物学的半減期が長いため
線量評価上重要

OH
O

OH

O
OH

モノマー
同位体交換を起こしやすい
官能基

OH
O

HO
OH
水酸基

-OH
-NH2
-COOH

5

環境3H分析
有機物試料
前処理

フリーザ
(-30℃)

冷凍
保存

凍結乾燥

組織自由水

乾燥試料

燃焼

燃焼水

河川水
降水等試料
H2

- +

ポンプ
デシケータ

コールド
トラップ

水試料

O2

蒸留

低濃度試料

3H電解濃縮液体シンチレーション
カウンターによる測定

希ガス質量分析計
による測定

6環境試料中3H濃度の表し方
水

有機物

・1L当たりに1 Bq存在  1 Bq L-1 (1 Bq/L)
・水素原子1018個当たり3H原子が1個存在
 1 TU (= 0.118 Bq L-1)
・有機物試料1kg当たりに1 Bq存在 1 Bq kg-1-湿・乾燥試料1kg当たりに1 Bq存在 1 Bq kg-1-乾・燃焼水1L当たりに1 Bq存在 1 Bq L-1-燃焼水(例)-(CH2O)n- + nO2

nCO2 + nH2O

有機物

大気 ・大気1m3当たりに1 Bq存在 1 Bq m-3 (1 Bq/m3)(HTO) ・水蒸気1 L当たりに1 Bq存在 1 Bq L-1 (1 Bq/L)7

降水中3H濃度の推移(東京、千葉)
2.0

降水中3H濃度 (Bq/L-水)

120
1.5

100
80

1.0

60

0.5

40
0.0
1980

20
0
1960

1970

1980

1990

2000

1990

2000

2010

2010

http://www.nirs.go.jp/db/anzendb/NetsDB.html#.
http://search.kankyo-hoshano.go.jp/servlet/

・最近の降水中トリチウム濃度は 0.5 Bq/Lを下回っている 8

環境試料中OBT濃度定量法の比較
測定法
試料

燃焼法

燃焼-電解濃縮法

質量分析法

30

500

30

2

0.2

0.02

(1試料当たり)

7d

40 d

3d

貯蔵期間

-

-

2 month

乾燥重量 (g)検出下限(Bq L-1)

前処理時間

9

一般環境中の3H濃度レベル
MDL: 質量分析法

MDL:燃焼 – 電解濃縮法[Bq L-1-水]MDL:燃焼法

10-2

10-1

100
水圏環境

101

102

103

1963年降水(東京)陸域環境
MDL: 検出下限10大気中3H濃度

(TU)

(TU)

(TU)

7

4 x 105

2 x 104

Akata, N.,et al., J Environ Radioact 102, 837 (2011). 11

環境中3Hインベントリー
核実験由来 (1945-63)(1.8-2.4) x 1020

[Bq]
1021

環境中存在量(2010) 2 x 1019
平衡存在量(1-1.3) x 1018
宇宙線等による生成
7x 1016 /年
汚染水中3H8 x 1014 c(2013.12.24時点)

1012

1015

1018
ラ・アーグ(仏)再処理施設（海洋排出, 2010） 1x 1016 a
セラフィールド(英)再処理施設（海洋排出, 2010） 1.4x 1015 a

福島第一原子力発電所(海洋放出推定値*, 2011)(1-5) x 1014 b

a OSPAR Commission, Liquid discharges

from nuclear installation in 2010. No.
569, 2012b Biogeosciences 10 (2013) 5481-96.
c 東京電力12福島沖海水中3H濃度 (2011年6月)
福島沖表層海水(200-300 mまで)中3H濃度a
バックグラウンド 0.07 Bq L-1
事故後 0.15 Bq L-1
水圏環境において、生物中FWT 濃度 [FWT]と水中3H濃度[HTO]は速やかに平衡に達する。

[FWT] ≒ [HTO]

水から生物へ3Hの生体濃縮は起こらないので、水棲生物中OBT濃度 [OBT]と[HTO]の比は1を超えない。 b

[OBT]
≦1
[HTO]

事故後上昇した海水中3H濃度から線量の推定(仮定) ・魚を年間60kg摂取c
・[OBT]＝[HTO ]・魚中3H がすべてOBTとして存在

60 (kg/y) ×0.08 (Bq/kg)×4.2×10-11 (Sv/Bq)= 2×10-10 (Sv/y)a Povinec, P. P. et al. Cesium, iodine and tritium in NW Pacific waters - a comparison of the Fukushima impact with global fallout,

Biogeosciences 10 (2013) 5481-96.
b Jean-Baptiste, P., et. al. Environmental OBT/TFWT ratios revisited, Fusion Science and Technology, 60, (2011) 1248-1251.
chttp://www.jfa.maff.go.jp/j/kikaku/wpaper/h22_h/trend/1/t1_2_1_1.html

13

福島県河川水及び水道水中3H濃度 (1978 -2011)
及び千葉県の降水中3H 濃度 (1978 -2007)10
降水(千葉)
水道水(福島)
河川・湖沼水(福島)-1

H 濃度(Bq L )

8
6

3

4

2012

2007

2002

1997

1992

1988

1978

0

1983

2

http://www.nirs.go.jp/db/anzendb/NetsDB.html#.
http://search.kankyo-hoshano.go.jp/servlet/
http://wwwcms.pref.fukushima.jp/download/1/tritium111115-111215.pdf

14

2011年福島県で採取した植物中FWT濃度
2011年
3月

草本植物
常緑樹

FWT濃度
(Bq/L-水)

4月

草本植物
常緑樹

7-8月

スギナ
ヨモギ
ヒメジョオン

Kakiuchi, H. et al., Sci. Rep. 2, 947 (2012).

15

3Hの環境移行と線量評価

ヒトへの被ばく経路（トリチウムは内部被ばくが重要）１．経口摂取（OBT、FWT）
・光合成によるOBTの形成→食物連鎖によるヒトへの移行→摂取したOBTによる被ばく、組織への蓄積
・飲み水
２．吸入摂取・呼吸・モデル解析による被ばく線量評価
・環境データによる安全確認が必要

16

2014年2月7日
第3回 H-3 タスクフォース

参考資料４

トリチウムの水産物への影響評価について

森田貴己（独）水産総合研究センター1

放射性セシウムとトリチウムの比較
濃縮係数(生物中濃度/水中濃度)
海産魚類

淡水魚類

軟体類

海藻類

Cs−1375 〜 100

400〜2000＊1

10 〜 60

10 〜 50

H-3 *21—

1

1＊1 見かけの濃縮係数、＊2 自由水、—は、データ無し。参考文献（1, 2)◯ 直接、有機結合型H-3を取り込んだ場合は、見かけの濃縮係数が非常に高くなる場合がある。例として、
Nycomed-Amersham plant (UK) からの放出で、海産魚類（約3700）、貝類（約3100）、海藻類（約56）参考文献(3)

生物学的半減期
海産魚類

淡水魚類

軟体類

海藻類

Cs-13719 〜 84 日

50 〜 340 日

75 日

54 日

自由水 H-3—

12 〜 54 分

11〜190日

0.2 〜75 分

有機結合型 H-3—

5〜8日

11〜190日

2.3 〜50日（増殖期）
150日（飽和期）—は、データ無し。参考文献(4, 5, 6, 7, 8)◯飲水をほとんど行わない淡水魚に対して、海産魚は１日最大体重の20%の飲水をするので、H-3（特に自由水）の交換は早いと思われる。

2

トリチウムの海洋生物への影響評価
 海洋生物に対する線量評価は、「標準生物」を対象に行う。
 「標準生物」は、分類学的な種ではなく、形態や大きさ、生息環境等で分類されたものである（例えば、ヒラメ、マス、カニといった形が違う海洋生物）。
 一般的には、こうした形態等を考慮して作成された換算係数（文献8)を用いて、放射能濃度（Bq/kg)から計算する。

外部被ばく（海水より）の換算係数（μGy/h per Bq/kg)
浮魚

底魚

褐藻

カニ

H-3

7.9 X 10-12

7.8 X 10-12

8.2 X 10-11

1.0 X 10-11

Cs-137

2.7 X 10-4

2.9 X 10-4

3.4 X 10-4

2.8 X 10-4

内部被ばくの換算係数（μGy/h per Bq/kg)
浮魚

底魚

褐藻

カニ

H-3

3.3 X 10-6

3.3 X 10-6

3.3 X 10-6

3.3 X 10-6

Cs-137

1.9 X 10-4

1.8 X 10-4

1.3 X 10-4

1.9 X 10-43

トリチウムの海洋生物への影響評価
例：底魚において、トリチウムが対象生物体内に均一に分布、海水濃度が放出基準値の60000 Bq/L、濃縮係数1と仮定すると、被ばく線量率は、0.48 x 10-2 mGy/dayと計算される。

評価基準の例：
NCRP: 「ある水生生物集団において、最大の被ばくを受ける個体が10 mGy/day程度の慢性的な線量率であるなら集団の防護に十分であると考えられる」（文献 9）
IAEA: 「水圏環境において、生物集団の最大の被ばくを受ける個体が10 mGy/dayあるいはそれ以下に慢
性的な線量率を制限すれば集団を適切に防護できると考えられる」（文献 10）
UNSCEAR: それ以下の線量では影響でないと予想される「標準線量率」に、植物プランクトン、動物プラ
ンクトン、底生生物、魚類にそれぞれ、8.2, 6.8, 2.5. 1.6 mGy/day を与ている（文献 8）
Approximate acute lethal dose ranges for various taxonomic groups◯福島第一原発２号基の前面で採取されたアイナ
メから放射性セシウムが74万Bq／kg生検出された例があり、この魚の被ばく線量率は、3.2
mGy/day と計算されるが、多産及び初期生残率が極端に低い水生生物においては、局所的な高濃度の汚染は集団に与える影響は低いと考えられる。

4（文献 8より）

漁業者の不安◯ トリチウムを含んだ汚染水の海洋放出は、水産物の新たな風評被害を生じさせる。
◯ 風評被害を払拭するには、放射性セシウム同様、測定データを公表していく必要がある。
◯ 生物の測定は非常に難しい。仮に濃縮係数1として海水の測定値で代用しても、基準値がないので安全の判断ができない。
◯ 被ばく量の問題を無視して、危険性が高いことのみを強調する言説が流布していることから、専門家から正しい情報を提供していただくことが必要。

トリチウムに関しては以下の理由により、基準値に含まれていない。
◯トリチウムの食品中濃度が問題となるのは、環境中に大量かつ継続的に放出され、光合成によって植物に取り込まれ、有機物として蓄積する場合である。 今回の事故においては、これらの核種は放出されて拡散している可能性があるが、放射性プ
ルームは比較的短期間で通過しており、既に、環境中において拡散希釈されていると考えられる。よって、考慮しなければならないほどの線量 となることは考えがたい（厚生労働省 薬事・食品衛生審議会食品衛生分科会 放射性物質対策部会報告書より)。
◯トリチウムは、食品中において考慮しなければならないほどの線量となるとは考えられないことから、基準値には含まれていません（厚生労働省HPより)。

参考：食品の基準値◯食品中の放射性物質に関する現行基準値は、放射性セシウム以外の放射性物質（ストロンチウム90、プルトニウム、ルテニウ
ム106）からの影響も考慮したもの（参考; 厚生労働省HP)。
水産物の場合： (Sr-90 + Pu + Ru-106)が(Cs-134 + Cs-137) と同線量存在と仮定
食品全体にすると（海産物は、１９歳以上男子で、1日111.1g摂取と仮定）※食品によって仮定線量比は異なる。
1 ミリシーベルト（基準値のもととなる１人当たりの年間線量の上限値）
飲料水
約0.1mSv

食品

約０.９mSv

放射性セシウム以外が約12%5福島県の水産物の汚染状況（水産庁HPより）
平成25年12月末日

6福島県の試験操業の状況（水産庁HPより）
これまでの取組み・予定
平成24年6月～ ・ミズダコ等３種を対象に開始(相馬双葉地区の沖合底びき網及びたこかご)
平成24年9月～ ・ 順次､沖合底びき網の対象種の追加
及び試験操業海域の拡大を実施
平成25年3月

・コウナゴ(イカナゴの稚魚)の試験操業を開始(相馬双葉地区の船びき網)

平成25年9月

・汚染水漏洩報道を受け、9月1日からの試験操業の実施を一時見合わせ
・その後の海域及び対象種のモニタリ
ング結果を確認し､25日から相馬双葉地区で底びき網による試験操業を実施

平成25年10月 ・シラス(イワシの稚魚)の試験操業を開始 (相馬双葉地区の船びき網)
・いわき地区で底びき網による試験操
業を開始

7

参
1.

考

文

献

International Atomic Energy Agency (2004)Sediments Distribution Coefficients and Concentration Factors for Biota in
Marine Environment, IAEA Technical Reports Series No.422.

2.

市川龍資 (1978 )濃縮係数, 生物濃縮、山縣登編

3.

McCubbin D, Leonard KS, Bailey TA, Williams J, Tossell P (2001) Incorporation of organic tritium (3H) by marineorganisms and sediment in the severn estuary/Bristol channel (UK), Marine Pollution Bulletin, 42, 852-863.

4.

笠松不二男 (1999) 海産生物と放射能-特に海産魚中の 137Cs 濃度に影響を与える要因について-, Radioisotopes, 48, 266-282.

5.

Vives i Batlle J, Wilson RC, McDonald P (2007) Allometric methodology for the calculation of biokientic parameters formarine biota. Science and Total Environment, 388, 256−269.

6.

Nakahara M, Nakamura R, Suzuki Y, Ueda T (1989) Accumulation and excretion of radionuclides by scallop. Final
Report on the Project Research “Assessment of Human Exposure to Environmental Radiation”; National Institute ofRadiological Sciences: Chiba, Japan, NIRS- R-17, pp 78−82.

7.

Blaylock BG., Hoffmann FO., Frank ML.(1986) Tritium in the Aquatic Environment, Radiation Protection Dosimetry, 16,
65-71.

8.

United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (2008) Source and Effect of Ionizing
Radiation.

9.

National Council on Radiation Protection and Measurement (1991) Effects of Ionizing Radiation on Aquatic
Organisms, NCPP report No. 109.

10. International Atomic Energy Agency (1992) Effects of Ionizing Radiation on Plants and Animals at levels Implied byCurrent Radiation Protection Standerds, IAEA Technical Reports Series No.322.

8

参考資料５
汚染水処理対策委員会
トリチウム水タスクフォース
2014年2月7日

健康影響の一般論と疫学
立崎英夫（（独）放射線医学総合研究所 REMAT 医療室）

内容
• 低線量影響の基礎＜一般論＞• 内部被ばくの基礎＜一般論＞• トリチウムの人への健康影響

低線量影響の基礎＜一般論＞

（（独）放射線医学総合研究所：医学教育における被ばく医療関係の教育・学習のための参考資料（2012.6.6改訂）より）

組織反応のしきい値
全身ガンマ線被ばく後の成人の臓器及び組織に関わる罹病の1%発生率と死亡率に対する、急性吸収線量のしきい値の予測推定値
影響

臓器／組織

影響の発現時間 吸収線量 (Gy)
1%発生率

罹病：
一時的不妊

睾丸

3-9 週間~0.1 (約)

永久不妊

睾丸

3週間

~6

永久不妊

卵巣

< 1週間

~3

造血系の能低下

骨髄

3-7 日

~0.5

皮膚発赤の主要期

皮膚（広い区域） 1-4 週間

<3-6

皮膚火傷

皮膚（広い区域） 2-3週間

5-10

一時的脱毛

皮膚

2-3週間

~4

白内障（視力障害）

眼

数年

~1.5*
（*その後改定あり）（出典：ICRP［国際放射線防護委員会の2007年勧告」(Tab A.3.4)日本アイソトープ協会 2009 より改変）

固形癌過剰相対リスク
Excess Relative Risk for Solid Cancer
原爆被爆者の疫学研究より(LSS A-bomb Report 14)(from Ozasa k et al.; Radiat Res
177:229-243, 2012)

放射線発がんリスク増加

低線量影響を外挿するモデル

日本人原爆被爆者データ

線量（Sv)
直線で外挿したのが直線しきい値無しモデル（LNTモデル）(Hendee WR & O’Connor MK, Radiology 264(2):312-321より改変)

2.2.2. 人体への影響に着目した線量（放射線防護量）と単位（（独）放射線医学総合研究所：診療に役立つ放射線の基礎知識,
被ばく医療に関する e-learning （2013.3）2.2.2.項より）

内部被ばくの基礎＜一般論＞

内部被ばく吸入

傷口

飲食
トリチウムの場合
経皮吸収もあり

内部被ばくの線量- 預託線量 放射性物質の摂取後、大人は50年間、小児は70歳まで受ける線量

摂取後年数
摂取

50年

預託線量

一年目

被ばく線量

（Sv）

１時点の計測値
一回摂取（急性）
体内残存量
慢性摂取
測定値

測定日

時間

線量係数
Ｄｏｓｅ ｃｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔ• 放射性物質の単位摂取量あたりの線量の同義語として用いられる。
（ICRP［国際放射線防護委員会の2007年勧告」，用語解説，日本アイソトープ協会 2009 より）– 預託実効線量 ＝ 摂取量 x 実効線量係数– 単位： Sv/Bq– 摂取経路により異なる– 核種、化学的形態、年令により異なる

トリチウムの人への健康影響放射線加重係数(WＲ)関連事項
勧告

年

放射線のタイプ

係数名

WＲ

ICRP 261977(X線,γ線および）電子(L∞不明の場合）

線質係数 Q

1

ICRU 40 (Joint
Task Group of
ICRP/ICRU

1986

トリチウムのβ線

Acceptableapproximation value
Q(bar)

2

ICRP 601990

電子（及びミュー粒子）， 放射線（荷）重係数
wR
全てのエネルギー

1

ICRP 1032007

電子（とミュー粒子）

1

放射線加重係数wR

トリチウム水被ばくで観察されたすべての影響（実験的データ）を考えると，RBE値は1~3.5の範囲にあった。ガンマ線と比較すると，大部分の値は1~3の間にあり，またＸ線に対しては大部分は1~2で，その多くは1~1.5の値であった。
トリチウム水としてのトリチウムからのベータ線放射について得られたRBE値は，低LET放射線に対して一般に観察される値の範囲内であり，単一の放射線加重係数値として1を使用するという単純化されたアプローチはトリチ
ウムに適応できる。(ICRP 103, 2007, B94項，B96項，より）

トリチウムによる人に対する事故• 1960年代のヨーロッパで、トリチウムを含む夜光剤を使用する工場で研究者あるいは作業員に被ばく事故が発生している。
• ２例の死亡が報告• 被ばく線量は極めて不確定：尿中のトリチウ
ム量などから3～20 Svと推定• 死因は骨髄障害による汎血球減少症• このうち１例の助手に貧血発生(From Seelentag W, Two cases of tritium fatality, in Tritium, Edited by Moghissi AA and Carter MW, Phoenix, Ariz. : Messenger Graphics, 1973)

疫学研究 ー レビュー
• トリチウムの被ばくに関連する疫学研究の系統的レビュー•

Little MP, Wakeford R., “Systematic review of epidemiological studies of exposure
to tritium.”, J Radiol Prot. 2008 Mar;28(1):9‐32.

• 対象：– 作業員（英国、米国、カナダ）– 環境放出による胎内被ばくと作業者子孫（カナダ、ドイツ、
米国）• 結論：作業員や公衆についてのがんやその他の健康影響に対する利用可能な研究は、トリチウムに特化した線量の欠如、
低線量、少数の対象人数によって有用性が損なわれている。
英国作業員のコホート研究で個人のトリチウム線量を得られる可能性はあるが、多くの労力（資金）を要する。英国以外でも、カナダや米国での作業員の研究も同じく可能性がある。

参考資料６
トリチウム水の生体影響について（基礎実験データから）茨城大学理学部 田内 広
http://tauchilab.sci.ibaraki.ac.jp

放射線の線質と生体影響の大きさについて
ガンマ線、X線（光子）
基本的にエネルギーが変わっても生体影響の度合いはほとんど変化しない。
ICRPによる線質（荷重）係数は 1
粒子線（α線や中性子、重粒子線）
エネルギーに依存して影響は（指標によって）数倍から10倍程度まで変化する。
（ただし、一般的に荷電粒子では粒子ごとに影響が最大になるエネルギー範囲がある） → 線エネルギー付与（LET）が100keV/μm付近でピークとなる
ICRPによる線質（荷重）係数は粒子エネルギーに応じて 5、10、20
電子線（ここではβ線）エネルギーが高い方が影響がやや大きい傾向はあるが、大幅には変化しない。
急性の被ばくの場合、トリチウムβ線はガンマ線の1.0~2.0倍程度の影響とされる。
ただし、ICRPは電子線の線質（荷重）係数を全て１としている＊なおβ線のエネルギーは生体への吸収エネルギー（被ばく線量）に影響する
1

確率的影響（がん）と低線量被ばく

発
生
頻
度

A
B
C
自然発生頻度の変動範囲

D
0

線量（Gy）

A：増幅説
B：直線仮説C：しきい値あり説
D：ホルミシス説

発
生
頻度

頻度上昇が明らかでない線量域（閾値の有無も不明）

自然発生頻度の変動範囲

0

線量（Gy）

2

トリチウム生体影響の特徴（これまでの文献データの概要）
・ トリチウム被ばくは通常内部被ばくである・ 生体内では、水（HTO）および有機物結合型（OBT）として存在する・ 生体内での半減期は、7日~18日（HTO）および40日程度（OBT）
・ 生物学的効果比（RBE）は1.0~2.0程度（これより高い、あるいは低いという報告もある）
・ 半致死線量は8Gy程度（マウス腹腔内投与で0.56~0.93 GBq/g体重）

出典：馬田ほか プラズマ核融合学会誌 2012

＊RBE： ガンマ線やX線を１としたときの放射線の生体影響の大きさをあらわす

3体内に取り込まれたトリチウム水の挙動
摂取したHTOに関するICRP代謝モデル （ICRP Publ.71, 1995ほか)
血液
97 %

3%

HTO

OBT

T1/2=10日

T1/2=40日
排便 3 %

尿 47 %

その他 50 %HTO： トリチウム水
OBT： 有機結合型トリチウム

体外への排泄

【参考】 OBT摂取に関するICRP代謝モデル
血液
50 %

50 %

HTO

OBT
T1/2=40日

T1/2=10日
尿 47 %

消化管

排便 3 %

体外排泄その他 50 %4

放射線影響は線量率に依存して変化する
被ばく線量が同じでも、時間あたりの被ばく量（線量率）が小さければ放射線の影響は小さくなります。
ICRPの見積：慢性（低線量率）長期被ばくの影響は、急性（高線量率）被ばくの影響の半分

突然変異頻度／1 Gy・10５細胞あたり

トリチウム水被ばくの線量率効果：ガンマ線やX線ほど変化しない
3

トリチウム水
2

ガンマ線
1

0
0.01

0.1

1

10

100

線量率 (Gy/h)

マウス細胞の遺伝子突然変異の線量率依存性 （Okada et al. 1986より改変）
5マウスにトリチウム水を生涯にわたって飲水投与し続けた実験例
Yamamoto, O.ほか International Journal of Radiation Biology 68: 47- 54 (1995)“Oral administration of tritiated water (HTO) in mouse. II: Tumour development”
Yamamoto, O. ほか International Journal of Radiation Biology 73: 535-541 (1998)“Oral administration of tritiated water (HTO) in mouse. III: Low dose-rate irradiation andthreshold dose-rate for radiation risk”!"#$%&'()*'+,-./, 012,
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【参考】
飲水のHTO濃度： 3.6 mGy/day → 1.39 108 Bq/L
0.2 mGy/day → 8.69 106 Bq/L
線量率は、50，100，200日後の組織中（主に脳、肝臓、筋肉）のトリチウム濃度を元に算定
6排水中濃度限度（体内での分布がトリチウムと類似する放射性セシウムと比較する）
トリチウム水Ｃｓ-13760 Bq/ml （有機化合物は20）0.09 Bq/ml

排水中濃度限度は1mSv／年を担保する値→ 違いの理由はBqあたりの実効線量

Dose coefficient（実効線量係数）
核種の体内動態のシミュレーションモデルに基づいて組織等価線量を算出し、組織荷重係数
をかけて実効線量をBqあたりに換算している。もちろん、モデル計算なので不確かさは残るが、違ったとしても、大幅に違うことはない。
成人の場合 （経口摂取、単位はμSv/Bq）
トリチウム（水）0.000018（有機化合物は0.000042）
セシウム-137
0.013
セシウム-1340.019
カリウム-400.0062
出典：ICRP Publ.119 (2007)

実効線量係数が違う理由は？
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＊有機結合型トリチウムは生物学的半減期が40日程度

放射性セシウムは体内滞留期間が長い（約10倍）、β線エネルギーが大きい（壊変あたりの被ばくが多い）、ガンマ線も放出される（被ばく範囲の広がり、被ばく量の増加）。結果として、トリチウムの場合は放射性セシウムの３００分の１以下になる
7

【参考】トリチウム水の内部被ばくで体内濃度が平衡状態の時に生体組織（の細胞）が受ける線量率の算出式
NCRP 1979, Yamaguchi 1987
D (mGy/h)＝C (MBq/ml) 3.29 W (ml/g)
3.29は定数
1 106 壊変/s･MBq 3600 s/h 5.7 103 eV壊変 1.602 10-19 J/eV 106 mGy･g/J
Wは含水率：細胞や組織、生物種により0.7~0.9（平均0.8程度）
注：Gyは吸収線量（物理量）。放射線防護ではこの値を元にSvを算出する。

同様の式を他の核種にも適用し、放射線エネルギーの大半が生体で吸収されるとすれば（特にβ線は体内でほぼ吸収される）、アンダーラインを引いた平均（付与）エネルギーの違いが線量の違いになる。

H-3：
β線平均エネルギー 5.7
Cs-137： β線平均エネルギー 1.9

103 eV、 ガンマ線 なし
105 eV、 ガンマ線 6.6 105 eV

Cs-134： β線平均エネルギー 1.6

105 eV、 ガンマ線 (6.0+7.9)

105 eV

注：ガンマ線は身体を透過する成分があるため、全てが吸収されるわけではない8放射性セシウム、放射性カリウム、トリチウムの比較
半減期

β線の最大エネルギー

ガンマ線

Cs‐13730 年

0.514 MeV

662 keVほか

Cs‐134

2.1年

0.658 MeV ほか

605 keV、796keV ほか

12億5千万年

1.311 MeV ほか

1,481 keV (11%)

放射性セシウム(1.176 MeVが6%)放射性カリウム

K‐40（軌道電子捕獲11％）
トリチウム
Ｈ‐3

12.33年

0.0186 MeV

なし

9

参考資料

参考資料７

福島第一原子力発電所における汚染水処理とトリチウムの状況

2016年5月27日
東京電力ホールディングス株式会社©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

1

目 次
１
２
３
４
５
６
７
８
９
１０
１１
１２
１３
１４

福島第一原子力発電所 構内配置図
循環注水冷却の概念図
汚染水処理の概要
トリチウムの総量
新たにＲＯ処理される水に含まれるトリチウムの濃度
福島第一でタンクに貯蔵されるトリチウムの累積量
原子力発電所でのトリチウム生成
事故時炉内インベントリーと貯水に含まれるトリチウム「汚染水対策」の３つの基本方針
サブドレン設備
陸側遮水壁
汚染水マップ
汚染水の貯蔵状況
水バランスシミュレーション©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

１ 福島第一原子力発電所 構内配置図

提供：日本スペースイメージング㈱，(C)DigitalGlobe©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

2

3

２ 循環注水冷却の概念図
原子炉建屋

使用済燃料
プール

原子炉格納容器原子炉圧力容器
タービン
建屋

（評価値）

燃料デブリを安定的に冷却するために、格納容器内への循環注水を継続

ウェルポイントなどからのくみ上げ

ストロンチウムも除去できるよう改良

セシウム吸着装置

建屋内汚染水

地下水
原子炉注水

循環注水冷却

キュリオン

サリー

注水ポンプ
（全β：数百Bq/L）
多核種除去設備
処理済水

注水タンク

（全β：数百万Bq/L）
ストロンチウム
処理済水

淡水化装置

約169,000m3

約623,000m3（3月24日時点）（3月24日時点）（全β：数億Bq/L）
RO濃縮塩水

処理完了

貯蔵タンク

貯蔵タンク

トリチウムを除く©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.
62核種を除去

多核種除去設備

ストロンチウム
無断複製・転載禁止
東京電力ホールディングス株式会社
濃度低減済

貯蔵タンク

※残留水：約4,600m3

4

３－１ 汚染水処理の概要 セシウム吸着装置

セシウム吸着装置（セシウム吸着装置、第二セシウム吸着装置）は、吸着塔に汚染水を通水し、汚染水に含まれる主要な核種（セシウム）を除去する設備。
また、セシウムに加えてストロンチウムを除去する吸着塔を導入（2014年12月～）し、安定して処理を継続中。
第二セシウム吸着装置の系統図（例）：セシウム・ストロンチウム
AO

同時吸着塔
：セシウム吸着塔

AO

入口

フィルター

吸着塔の搬入状況©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

吸着塔

フィルター

出口

吸着塔の設置状況
無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

5３－２ 汚染水処理の概要 淡水化装置（逆浸透（RO）方式）
セシウム吸着装置で処理した水に含まれるイオンや塩類など、水以外の不純物を通さない逆浸透膜の性質を利用して塩分を除去し、淡水にする設備。
受入水槽、ろ過装置、逆浸透膜、処理水槽などから構成される 。

ストロンチウム処理水
処理水

受入
水槽

ろ過
装置

淡水
逆浸透膜

処理
水槽

ろ過装置

ろ過装置

逆浸透膜
＜淡水化装置（ＲＯモジュール）＞©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

＜淡水化装置（ろ過装置）＞

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6３－３ 汚染水処理の概要 既設多核種除去設備

汚染水中の放射性物質（トリチウム除く）を除去。
これまでの運転経験等に基づき、吸着塔構成変更及び吸着塔の16塔から18塔への増塔を実施済。

汚染水(Sr処理水)

鉄共沈
処理設備

炭酸塩
沈殿
処理設備

前処理設備
スラリー

吸着塔
（14塔）

スラリー
高性能容器（HIC）

処理カラム
（2塔）

吸着塔
（2塔）

出口
フィルタ

サンプル
タンク

多核種除去装置
使用済吸着材
処理水貯槽

ＨＩＣエリア©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

建屋内全景
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7３－４ 汚染水処理の概要 増設多核種除去設備

既設多核種除去設備の知見およびラボ試験等の結果を反映し、既設多核種除去設備から主に
下記２点について変更。
前処理設備のうち鉄共沈処理を削除
多核種除去装置の吸着塔の塔数を16塔（処理カラム2塔含む）から18塔に増塔

汚染水(Sr処理水)

炭酸塩沈殿
処理設備

前処理設備

吸着塔（1８塔）
多核種除去装置

出口
フィルタ

サンプル
タンク

処理水貯槽

増設多核種除去設備 HIC取扱エリア©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

増設多核種除去設備 吸着塔
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8３－５ 汚染水処理の概要 高性能多核種除去設備

高性能多核種除去設備は、前処理設備（鉄共沈・炭酸塩沈殿処理）を簡素化するとともに、前処理に相当する除去性能を有するフィルタ・吸着材を採用し、放射性物質を除去。

【既設多核種除去設備】
鉄共沈
処理設備

汚染水
(Sr処理水)

炭酸塩
沈殿
処理設備

処理水
吸着塔
（14塔）

前処理設備

前処理設備の大幅な簡素化

スラリー

処理カラム
（２塔）

吸着塔
（２塔）

出口
フィルタ

多核種除去装置

スラリー

使用済吸着材

使用済吸着塔

高性能
吸着材採用

一時保管施設へ
輸送し貯蔵
高性能容器

①凝集沈殿と同等の核種除去能力を有する
コロイド除去フィルタ等を採用することで廃棄物発生量を削減
処理水移送

前処理装置

② 高性能吸着材を用いることで廃棄物発生量を削減
核種吸着装置
⇒

処理水

加圧
ポンプ

⇒
汚染水
（Sr処理水）

⇒
移送
ポンプ

供給
ポンプ

フィルタ・吸着塔類

吸着塔類

高性能多核種除去設備 吸着塔【高性能多核種除去設備】©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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３－６

9

汚染水処理の概要 汚染水処理過程の放射能濃度① 主要な放射線源であるセシウム・ストロンチウムを、セシウム除去装置により低減② 原子炉冷却水として使用する為、淡水化装置により塩分を除去③ タンク貯留水の放射性物質濃度（トリチウムを除く）を、多核種除去設備により低減
汚染水の状況
・水処理設備は安定して運転を継続。
・RO濃縮塩水は、2015年5月に一部を残して全量処理完了。
100000000
Cs134

放射能濃度［Bq/L］

10000000

Cs137

Sr90

H-3

1000000
100000
10000
1000
100
10
1
ND

ND ND

0.1
建屋滞留水

セシウム除去装置出口水

淡水化装置
出口水（Sr処理水）

多核種除去
設備出口水

主な核種の放射能濃度【補足事項】
・建屋滞留水：HTI建屋滞留水濃度。
但し、H-3はセシウム除去装置出口水濃度。
・多核種除去設備出口水：増設多核種除去設備A系濃度。
・検出限界値以下（ND）の場合は、検出限界値を示す。
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・セシウム除去装置出口水：淡水化装置入口水濃度。
・採取日：2016.3.8 （セシウム除去装置出口水のSr90：2016.3.5）（多核種除去設備出口水：2016.3.21）

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10３－７ 汚染水処理の概要 多核種除去設備の除去性能評価
・多核種除去設備による処理済水について、除去対象とする62核種の除去性能を評価。
・分析の結果、主要な核種であるSr-90の放射能濃度は、1/1億～1/10億程度に低減。
・また、処理済水に含まれる放射性核種（トリチウムを除く）を『実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示』に定める周辺監視区域外の水中の濃度限度（以下、「告示濃度」という。）
より低いレベルまで低減できる能力を有している※。

※：既設多核種除去設備（増塔後）の除去性能は評価中

増設多核種除去設備の除去性能（例）10000000

処理前

処理後

1000000
100000

告示濃度比

10000
1000
100
10
1
ND

0.1
0.01
0.001

ND

ND
ND

ND

【補足事項】
・採取日：2014.9.20～28（トリチウムは淡水化装置出口水（2014.10.7）の分析結果を使用。）

・検出限界値以下（ND）の場合は、検出限界値を使用。

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（参考）
トリチウム

合計
（トリチウム除く）

増設多核種除去設備（A系）

その他
核種

Sb-125

Co-60

Ru-106

I-129

Sr-90

Cs-1370.0001

11

４ トリチウムの総量■福島第一原子力発電所（１～４号機）における、トリチウムの量は以下と推測される。
2016.3.24時点（2016.3.24で半減期補正）

トリチウムの量

推定箇所

［Bq］

［ｇ］※１

約 2.6×1015

Ｔ：約 7.2

・タンク貯留水

約 7.6×1014

Ｔ：約 2.1

・建屋滞留水約 2.7×1013

総量（THO：約14.0）

Ｔ：約 0.1（THO：約0.5）

備考
※２

※３

※４

［内訳］
・海水配管トレンチ内水
・その他

-

－

※５

約 1.8×1015

Ｔ：約 5.0※６※１：トリチウム原子の重量（括弧内は「THO」の形態に相当する量を示す）※２：事故時の炉内トリチウムインベントリーをＯＲＩＧＥＮ２を使用し評価※３：淡水化装置出口濃度データとタンク貯留水量より推測※４：淡水化装置出口濃度データ（2016.3）と建屋滞留水量（約79,800m3）より推測※５：2,3,4号機海水配管トレンチ内の水は2015.12までに全量移送完了※６：総量からタンク貯留水・建屋滞留水・トレンチ内水のトリチウム量を差し引いて算出（事故時に環境に放出されたものを含むが、主に燃料デブリ内などに存在するものと想定される）©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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12

５ 新たにＲＯ処理される水に含まれるトリチウムの濃度
新たにRO処理される水に含まれるトリチウム濃度
4.5E+06
濃度（実試料）

4.0E+06

半減期補正値

3.5E+06

Bq/㍑

3.0E+06
2.5E+06
2.0E+06
1.5E+06
1.0E+06
5.0E+05

試料採取日©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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2016/3/20

2015/12/20

2015/9/20

2015/6/20

2015/3/20

2014/12/20

2014/9/20

2014/6/20

2014/3/20

2013/12/20

2013/9/20

2013/6/20

2013/3/20

2012/12/20

2012/9/20

2012/6/20

2012/3/20

2011/12/20

2011/9/20

0.0E+00

13

６ 福島第一でタンクに貯蔵されるトリチウムの累積量
トリチウムの累積量
8.00E+14
7.00E+14
6.00E+14

Bq

5.00E+14
4.00E+14
3.00E+14
2.00E+14
1.00E+14

確認日©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

2015/12/20

2015/9/20

2015/6/20

2015/3/20

2014/12/20

2014/9/20

2014/6/20

2014/3/20

2013/12/20

2013/9/20

2013/6/20

2013/3/20

2012/12/20

2012/9/20

2012/6/20

2012/3/20

2011/12/20

2011/9/20

0.00E+00

2016年3月24日時点で半減期補正した評価

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14７－１ 原子力発電所でのトリチウム生成（１／２）
原子力発電所でのトリチウム生成源①②③

燃料の三体核分裂（ウランが核分裂により3つの破片に割れる反応）による生成
ボロンカーバイド（炭化ホウ素）制御棒に含まれるホウ素-10の中性子照射による生成
炉水の放射化（重水や不純物としてのリチウム等への中性子照射による生成）
上記①が主要な発生源だが、現在の福島第一では未臨界であることから追加生成はない① 燃料の三体核分裂による生成
燃焼中の235U、239Puの核分裂生成物としてトリチウムが生成される。この量は235Uで0.013％、239Puで0.023％程度で、燃焼が進んだ燃料では239Puの燃料が支配的になるが、、平均的に0.018％とすると1MWあたりで生成されるトリチウムは次のようになる。

N F 1.8 10 4 λ 1.01 10 4 Bq/s･ MWt
NF : 1秒間における 1MWt あたりの 核分裂数

3.15

10 16 /s ･ MWt

炉内で生成されるトリチウム量はおおよそ次のとおりだが、燃料棒が破損しなければほとんど放出されない。（被覆管を透過する割合は～10-4程度）

トリチウム生成量

50万kWe

80万kWe110万kWe

Bq/月

4.07E+13

6.29E+13

8.51E+13©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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15７－２ 原子力発電所でのトリチウム生成（２／２）② ボロンカーバイド（炭化ホウ素）制御棒に含まれるホウ素の中性子照射による生成

B4C（ボロンカーバイド）を中性子吸収に用いた制御棒のポイズンチューブ内では次の反応によりトリチウムが生成する。
10

B

n

3

H

2 4 He

10

B

n

7

Li

4

He

Li

n

3

H

4

He

7

n

10Bが約50％減少するまで照射されたB C1g中には保守的に評価して1.48×109Bq/gB C程度
44のトリチウムが生成するが、制御棒が破損しても一度に放出されることはない。
③ 炉水の放射化（重水等への中性子照射による生成）
炉水中の重水への中性子照射によりトリチウムが生成する。重水によるトリチウム生成は次式で算出される。
2

H

n

N 3H

3

N 3 H :トリチウム 生成量H γ

ΣD 2 O ：重水の反応断面積

Σ(D 2 O) φ Vρ (D/H) t

φ ：熱中性子束

炉内で生成されるトリチウム量はおおよそ次のとおり
トリチウム生成量

50万kWe

80万kWe110万kWe

Bq/月

4.44E+09

6.29E+09

1.07E+10©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

V ：炉水体積

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ρ ：水の密度補正

D/H ：重水存在比

16８ 事故時炉内インベントリーと貯水に含まれるトリチウム○ 炉内トリチウムインベントリーは三体核分裂によるものが主なものであることから、ORIGEN2（原子燃料燃焼計算コード）を使用し、事故時の詳細な評価を行うと次のようになる。

（Bq）
1号機

2号機

3号機

合計

TEPCO

1.0E+15

1.2E+15

1.2E+15

3.4E+15＜参考＞JAEA*

9.4E+141.2E+15

1.2E+15

3.3E+15* 日本原子力学会和文論文誌「福島第一原子力発電所の滞留水への放射性核種放出」（西原賢司 他）

事故前は評価結果のトリチウムのうち、約60％程度が燃料棒の被覆管に吸蔵※していたと考えられる。
現在（2014年3月末）、タンクに貯水される水に含まれるトリチウムの総量は8.34×1014Bqと推定され、2016年2月末では約9×1014Bqになると推定される。
この時（2016年2月末）の新たに処理される水に含まれるトリチウムの濃度は6.7×104Bq/㍑程度であると推定される。
表中の1～3号機のトリチウムを合計した3.4×1015Bqはトリチウム原子の重量9.5gに相当する量。（トリチウムが「THO」の形態で存在した場合、63.3gに相当する）※ ㈱東芝「実ハル圧縮試験」（JAEA（旧動力炉・核燃料開発事業団）契約業務報告書） 1996年9月©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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17

９ 「汚染水対策」の３つの基本方針
汚染水対策は、下記の３つの基本方針に基づき、予防的・重層的に進めている。
：対策完了、目標達成、運転・運用を継続中

汚染水対策
方針１
汚染源
を取り除
く

実施状況

①多核種除去設備による汚染水浄化

2015年5月、RO濃縮水処理完了。
安定して処理を継続中。

安定運転
継続

敷地内の線量低減や、万が一、汚染水が漏れた時などのリスク低減②トレンチ（※）内の汚染水除去※配管などが入った地下トンネル。

2015年12月汚染水除去処理完了。

完了

高濃度の滞留水の万一の漏えいに対する大幅なリスク低減

安定して汲み上げを継続中。

継続運用

原子炉建屋への地下水流入量の減少⑤凍土方式の陸側遮水壁の設置

3月31日凍結開始。

凍結開始

原子炉建屋への地下水流入量の減少⑥雨水の土壌浸透を抑える敷地舗装

2015年度目標エリアの舗装を計
画通り完了。

約9割舗
装完了

原子炉建屋への地下水流入量の減少、敷地内線量低減（作業員の被ばく低減）⑦水ガラスによる地盤改良

2014年3月、地盤改良完了。

設置完了⑧海側遮水壁の設置

2015年10月、遮水壁閉合完了

閉合完了⑨タンクの増設（溶接型へのリプレース等）

新たに発生する汚染水発生量を満足するように増設等を継続中

増設継続③地下水バイパスによる地下水汲み上げ
方針２
汚染源
に水を
近づけ
ない

方針３
汚染水
を漏らさ
ない

効果

④建屋近傍の井戸での地下水くみ上げ

地下水の海洋への流出抑制
汚染水を安定して管理された状況で保管⑥敷地舗装③地下水バイパス

雨

くみ上げ

セシウム除去
淡水化

原子炉建屋

地下水位
④サブドレン
くみ上げ
上部透水層

タービン建屋④サブドレン
くみ上げ

⑦水ガラス
地盤改良

②トレンチ
くみ上げ
海水面

難透水層
下部透水層

揚水井
ウェルポイント
地下水ドレン

難透水層©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.
⑤陸側遮水壁

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社⑤陸側遮水壁

⑧海側遮水壁

18

１０ サブドレン設備

サブドレンは，建屋近傍の井戸から地下水をくみ上げ，より直接的に建屋周囲の地下水位を下げる。
サブドレンからの地下水は，放射性物質を含んでいるため，専用の浄化設備を設置して，放射性物
質濃度を1/1,000～1/10,000 程度まで低減。
2015年9月3日より地下水をくみ上げ，水質が運用目標値未満であることを確認した上で，計118回排水（総排水量92,316 m3） 。（2016年4月10日現在）
地下水ドレン

サブドレン

主要な井戸を
月1回程度測定

主要な井戸を
月1回程度測定
サブドレン中継タンク

地下水ドレン中継タンク

週1回程度測定

週1回程度測定
集水タンク：サンプリングポイント

浄化装置への移送前，週1回程度測定
浄化装置

一時貯水タンク排水サブドレン概略図©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

排水の都度測定

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19

１１ 陸側遮水壁
建屋への地下水流入を抑制するため、3月31日に1～4号機建屋を取り囲む陸側遮水壁※1の凍結を開始。
なお、陸側遮水壁を造成する際には、建屋内の汚染水が流出することの無いように、段階的に進めている。

※1：ブライン（冷却材）を各凍結管に送り、周囲の土の温度を下げることで土を凍結させ、凍土の壁を作る。

陸側遮水壁造成の進め方
・陸側遮水壁の海側の閉合を先行させ，陸側遮水壁の山側についても段階的な閉合を目指す。
現在凍結を進めている範囲（第一段階フェーズ1）
・陸側遮水壁の閉合は以下の３段階で進めていく。
第一段階：海側全面閉合＋山側部分閉合する段階
フェーズ１：海側全面＋山側（北側一部と部分先行凍結箇所） 写真撮影箇所
フェーズ２：海側全面＋山側（部分閉合実施箇所）
第二段階：第一段階と第三段階の間の段階
第三段階：完全閉合する段階
降雨浸透による地下水涵養

サブドレン汲み上げ
陸側遮水壁海側↓

陸側遮水壁山側
↓

海側遮水壁
↓

地下水位

氷が付着
山側から
の地下水
流入

建屋への地下水等の流入
4m盤への移動
港湾内への移動（海側遮水壁の遮水性）

陸側遮水壁山側↑

深部地盤を通じた移動

陸側遮水壁 凍結開始後の状況©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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20

１２ 汚染水マップ©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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21

１３ 汚染水の貯蔵状況

貯蔵タンクは、日々発生する汚染水を確実に貯蔵できるように、建設を進めている。
限られた敷地内で効率的に貯蔵することや、フランジタンクの漏えいリスクを低減することを目的に、信頼性の高い溶接接合タンクへのリプレースを進めていく。
日々発生する汚染水は、放射性物質の濃度を低減（リスクを低減）し、タンクに貯蔵している。
フランジタンクリプレース

2015.10時点

2016.3時点

フランジ接合汚染水の貯蔵状況
2016.3（貯水量）

約17

約62

貯蔵容量：約95万m3

約13約2

2017.3（貯水量）

貯蔵容量：約100万m3
0

20
Sr処理水

40
ALPS処理水©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

60

80

その他

空容量

100

120

万m3

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溶接接合

22

１４ 水バランスシミュレーション
110＜地下水他流入量＞○2016.4～5/15：約500 m3/日
（HTI建屋止水・地下水バイパス・サブドレンを考慮した地下水流入量：約150 m3/日
護岸エリアの地下水の建屋への移送量：約350 m3/日）○2016.5/16～：約250 m3/日
（陸側遮水壁第一段階：海側全面＋山側95％閉合。
HTI建屋止水・地下水バイパス・サブドレンを考慮した地下水流入量：約150 m3/日
護岸エリアの地下水の建屋への移送量：約100 m3/日

100
90

実績

想定

70

※前提条件については，状況の変化を踏まえ適宜見直す予定
60※ALPS等処理水を貯蔵しているフランジ型タンクは当分の間使用を継続するが，その期間については今後適宜調整

50※陸側遮水壁第二段階以降の効果は見込んでいない

40※陸側遮水壁の運用に必要となる建屋滞留水の緊急移送先としてリプレース準備中のフランジ型タンクを容量として確保する

タンク容量合計
保有水量合計ALPS処理水貯槽容量
ALPS処理水保有水量
Sr処理水貯槽容量
Sr処理水保有水量
RO濃縮水貯槽容量
RO濃縮水保有水量
淡水保有水量
濃縮廃液保有水量302010©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

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2017/4/1

2017/3/1

2017/2/1

2017/1/1

2016/12/1

2016/11/1

2016/10/1

2016/9/1

2016/8/1

2016/7/1

2016/6/1

2016/5/1

2016/4/1

2016/3/1

2016/2/1

2016/1/1

2015/12/1

2015/11/1

2015/10/1

2015/9/1

2015/8/1

2015/7/1

2015/6/1

2015/5/1

2015/4/1

2015/3/1

2015/2/1

2015/1/1

2014/12/1

2014/11/1

2014/10/1

2014/9/1

2014/8/1

2014/7/1

2014/6/1

2014/5/1

0

2014/3/1

タンク容量・保有水量（m3）802014/4/1

万参考資料８東京電力福島第一原子力発電所敷地境界における実効線量の制限の達成に向けた規制要求について
平成２６年２月２６日
原子力規制委員会
１．経緯（１）原子力規制委員会は、原子炉等規制法に基づき東京電力福島第一原子力発電所を特定原子力施設に指定し、「特定原子力施設への指定に際し東京電力株式会社福島第一原子力発電所
に対して求める措置を講ずべき事項について」（平成２４年１１月７日原子力規制委員会決定。以下「措置を講ずべき事項」という。
）を示し、実施計画の提出を求めた。措置を講ずべき事項では、「施設内に保管されている発災以降発生した瓦礫や汚染水等による敷地境界における実効線量（施設全体からの放射性物質の追加的放出を含む実効線量の評価値）について、平成２５年３月までに１mSv/年未満とすること」としている。
（２）措置を講ずべき事項で求めている実効線量の制限である１mSv/年未満は、平成２５年３月
時点の評価では達成されていた。しかしながら、同年４月に発生した地下貯水槽からの漏え
いに対応するため、地下貯水槽に貯蔵されていた汚染水が敷地境界近くのタンクに移送されたことに伴い、これを超過し、同年１２月の実施計画の変更認可申請によれば、当該タンク付近の敷地境界における実効線量の評価値は約８mSv/年となっている（参考１～４）。
（３）原子力規制委員会は、施設全体からの放射性物質等の追加的放出による実効線量の評価値
が措置を講ずべき事項で求めている制限を大幅に超過している状況と汚染水対策の緊急性とを総合的に検討し、当該実効線量の評価値を線量低減対策等により、早急に１mSv/年未満に復帰させる必要があるとの留意事項を示した上で、平成２５年８月１４日に、東京電力から提出された実施計画を認可した。
２．現状に係る課題
施設全体からの放射性物質等の追加的放出による実効線量の評価値が、措置を講ずべき事項
で求めている制限から大幅に超過している原因は、汚染水の地下貯水槽からタンクへの移送、汚染水貯蔵量の増大、瓦礫の撤去に伴う固体廃棄物貯蔵量の増加である。また、今後の汚染水貯蔵量の増大や固体廃棄物の貯蔵状況により、当該実効線量の評価値は更に増大するおそれがある。
このため、以下の課題について対応する必要がある。
（１）措置を講ずべき事項で求めている実効線量の制限について、いつまでに達成できるかが明確になっていないこと。
1

（２）措置を講ずべき事項で求めている実効線量の制限を満足していないため、達成時期までの間において、状況が改善されていくことを確認できるアプローチが存在しないこと。
３．今後の対応
東京電力に対し、以下を内容とする実施計画の変更を指示する。
（１）措置を講ずべき事項で求めている実効線量の制限を達成する時期の明確化措置を講ずべき事項で求めている実効線量の制限である敷地境界で１mSv/年未満を達成する時期は、遅くとも平成２８年３月末とする。
（２）上記（１）の達成時期までの実効線量の制限
上記（１）の達成時期まで、毎年状況が改善されていくことを確認できるアプローチとして以下の措置を講じる。
① 上記（１）の達成時期（遅くとも平成２８年３月末）まで、敷地境界における実効線
量（評価値）の低減目標は、平成２７年３月末には２mSv/年未満、平成２８年３月末には１mSv/年未満とする。
② タンクに貯蔵された汚染水以外に起因する敷地境界における実効線量（評価値）の低減目標は、遅くとも平成２７年３月末までに１mSv/年未満とする。ただし、以下の３つを起源とする敷地境界における実効線量（評価値）の低減目標は、実施計画の認可日から継続して１mSv/年未満とする。
a)実施計画（変更認可申請中のものも含む）に記載されているものであって、敷地の外に排出する水b)原子炉建屋から放出される気体廃棄物c)タンクに貯蔵された汚染水以外に起因する直接線・スカイシャイン線（３）制限の対象とする排水の範囲の明確化
排水路の水を含め濃度及び量を把握でき、排出を制御できる水全般について、上記実効線
量の規制対象である液体廃棄物と同様に扱う。また、それによる敷地境界における実効線量の評価に当たっての考慮事項は別紙のとおりとする。
（４）敷地内における空間線量低減に係る計画の明確化
作業員の被ばく線量を可能な限り低減するため、発電所内の除染について、少なくとも「緊急安全対策」（平成２５年１１月８日）に示された発電所内の除染などに関する計画を明確
化する。

2

（別紙）
液体廃棄物等の実効線量の評価に当たっての考慮事項

１．特定原子力施設の敷地境界における実効線量の評価方法
敷地境界の実効線量を評価するにあたっては、従来から、ガレキ等の表面線量率やモニタリ
ング等の実測値に基づく、施設の実態に即した評価を可としている。
２．排出される水の実効線量の評価方法（１）排出する排水口ごとに濃度の評価を行うことが原則ではあるが、複数の地点から排出される水のうち、混合する効果が見込める場合に限り、それぞれの水の濃度を放出量に応じて加重平均したものをもって評価することができることとする。
（２）上記により得られた濃度のうち最大のものを、排出される水全体の濃度とする。
３．液体廃棄物の実効線量の評価方法
液体廃棄物関連の評価方法については、以下で示す方法も可とする。
（１）計測対象とする核種の選定評価にあたっては、原則、管理対象となる水（液体廃棄物等）に含まれるすべての核種を対象とする。ただし、各核種の生成過程や半減期を考慮し、計測対象を被ばく評価上有意なものに限定することができるものとする。
（２）３ヶ月平均の濃度算出方法
管理対象とする核種の濃度の計測は、定期的なサンプリングによって行うことができる
ものとする。
３ヶ月平均濃度の算出にあたっては、定期的なサンプリングによる測定結果から算出される管理対象核種の総量と排出する水の総量から求められる３ヶ月の平均値を用いることができるものとする。
なお、台風・豪雨等の際のモニタリングについては、労働災害防止の観点からサンプリ
ングに伴う危険性を回避して推計を行うことができるものとする。
（３）排水口でのサンプリング
排水口での放射能濃度に代えて、その上流に設ける集水ますなどのサンプリング地点の放射能濃度を用いることができるものとする。ただし、その妥当性については、実測によって定期的に確認するものとする。

3

（参考１）

１．現状（直接線・スカイシャイン線の最大評価地点）

第17回特定原子力施設監視・評価検討会資料１－１より抜粋

敷地境界における直接線・スカイシャイン線は、敷地南側にて最大約8.04mSv/年と評価。
なお、現在の評価値は実際に保有している逆浸透膜濃縮水（RO濃縮水）や瓦礫等によるものではなく、最大保管容量にて評価したものである。
敷地境界評価点
１mSv/年を超えている地点

RO濃縮水貯槽（G６エリア）

RO濃縮水貯槽（G３エリア）

RO濃縮水貯槽（Ｊ１エリア）No.１00

No.１

４

No.4
No.5
No.7
No.6
No.8
No.9
No.11
No.10
No.12
No.14
No.13

No.90

No.70
No.80

RO濃縮水貯槽（G４エリア）No.16 No.15
No.17
No.18

No.30

No.60

No.20
No.50

No.40

無断複写・転載禁止

直接線・スカイシャイン線
最大地点
約8.04mSv/年
・Ｊ１エリア： 3.35mSv/年
・Ｇ３エリア：2.16mSv/年
・Ｇ６エリア：1.16mSv/年
・Ｇ４エリア：0.44mSv/年
合計：7.11mSv/年（約88％）

東京電力株式会社

（参考２）
第17回特定原子力施設監視・

１．現状（評価点における敷地境界線量）評価検討会資料１－１より抜粋

敷地境界の評価点（１００地点）における敷地境界線量を以下に示す。
敷地南側は主にＲＯ濃縮水貯槽の影響があり、敷地北側は主に瓦礫類・伐採木の影響がある。
1mSv/年を超える評価点（No.4～No.18）について次ページに示す。
9

敷地境界線量(mSv/年）

５

直接線・スカイシャイン線（RO濃縮水貯槽）
直接線・スカイシャイン線（瓦礫類・伐採木）
直接線・スカイシャイン線（その他施設）
気体廃棄物に起因する実効線量

8
7
6
5
4
3
2
1
0

No.100

敷地北側

No.90

No.80

No.70

No.60

No.50

No.40

No.30

評価地点
無断複写・転載禁止

No.20

No.10

No.1

敷地南側
東京電力株式会社

（参考３）
第17回特定原子力施設監視・

１．現状（RO濃縮水貯槽以外の実効線量）評価検討会資料１－１より抜粋

RO濃縮水貯槽の影響を除いた場合には、敷地境界における実効線量は
１ｍSv／年未満となる。ただし、排水等の評価は含まれていない。
1

直接線・スカイシャイン線（瓦礫類・伐採木）
直接線・スカイシャイン線（その他施設）
気体廃棄物に起因する実効線量

６

敷地境界線量(mSv/年）

0.9
0.8

No.66

0.7

多核種除去設備が敷地西側において影響を与える要因

0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0

No.100
敷地北側

No.90

No.80

No.70

No.60

No.93

瓦礫類・伐採木が敷地北側において影響を与える要因

No.50
評価地点

No.40

No.30

No.20

No.10

敷地南側

No.7

水処理二次廃棄物が敷地南側において影響を与える要因
無断複写・転載禁止

No.1

東京電力株式会社

排水路の現況について
14/2/7採取日

14/2/7採取日（参考４）
14/1/29

採取日

Cs-134（Bq/L）

8.3

Cs-134（Bq/L）

5.8

Cs-134（Bq/L）

0.78

Cs-137（Bq/L）

20

Cs-137（Bq/L）

19

Cs-137（Bq/L）

2.5

全β（Bq/L）40

全β（Bq/L）34

全β（Bq/L）16

H-3（Bq/L）－※

H-3（Bq/L）－※

H-3（Bq/L）

19

告示濃度比

0.58

告示濃度比

0.48

告示濃度比

0.27

【清掃後、降雨なし】【暗渠化工事中、降雨なし】

NN【清掃後、降雨なし】

物揚場排水路出口付近
１号スクリーン・ポンプ室#6 T/B#5 T/B

一次水処理建屋
厚Ａ排水路出口付近

生 棟

K排水路
集水エリア

#1 R/B

C/B

Rw/B

Rw/B

C/B
#5 R/B#6 R/B
Rw/B

Rw/B

Rw/B

プロセス主建屋

Rw/B#2 R/B#2 R/B

Rw/B#3 R/B

Rw/B#3 R/B

Rw/B#4 R/B

プロセス主建屋#4 R/B

１～４号機共用所内
ボイラー建屋旧事務本館#5 R/B

C/B
C/B

C/B

#1 R/B

生 棟

C/B#6 R/B#4 T/B#4 T/B

C/B

C/B

C/B

Ｋ排水路出口付近#3 T/B#2 T/B
C/B

一次水処理建屋厚

４号スクリーン・ポンプ室

４号スクリーン・ポンプ室#3 T/B#2 T/B#1 T/B#5 T/B

３号スクリーン・ポンプ室

２号スクリーン・ポンプ室#1 T/B#6 T/B

３号スクリーン・ポンプ室

２号スクリーン・ポンプ室

１号スクリーン・ポンプ室

サイトバンカー建屋

１～４号機共用所内
ボイラー建屋

旧事務本館

サイトバンカー建屋

Rw/B

雑固体廃棄物

７

情報棟

Ｃ排水路出口付近

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･３・４号機超高圧開閉所
雑固体廃棄物

情報棟

３・４号機超高圧開閉所

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･運用補助共用施設

運用補助共用施設

１・２号機超高圧開閉所

事

事

採取日

14/2/7

Cs-134（Bq/L）

1.7

Cs-137（Bq/L）

4.9

全β（Bq/L）11

H-3（Bq/L）

－※

告示濃度比

0.16

A排水路
A排水路
集水エリア
集水エリア

務

務

本

本

館

１・２号機超高圧開閉所

館

K排水路
集水エリア
Ｂ南タンク
Ｂ南タンク
エリア
エリア

ライニング工事期間中
ライニング工事期間中
道路側溝へ仮切り回し
道路側溝へ仮切り回し
H25.9.2～
H25.9.2～

Ｈ４北
Ｈ４北
タンクエリアタンクエリア

C排水路
C排水路
集水エリア
集水エリア

【清掃後、降雨なし】

B排水路
B排水路
集水エリア
集水エリア

＜凡例＞
排水路
排水路（暗渠）側溝（主要部）※ H-3は過去の分析の結果、告示
濃度に比べ十分低いため、測定していない。

サンプリング箇所
各色 ：

集水エリア

（東京電力の資料を基に作成）

参考資料９

TMI-2 Tritiated Water Experience
Presented to the
Tritiated Water Task Force of the Committee on
Contaminated Water Countermeasures
26 March 2014
By: Chuck NeginLocation in the USA By Road

200 km north of Washington DC
160 km from the Delaware Bay
40 km to city of Lancaster, PA By River

26 km to the city of Lancaster, PA
water intake2Overhead Aerial

3

Relative to the City of LancasterThree Mile
IslandCity of
Lancaster4How much Tritium?
 Initial tritium: somewhat less than 3000 curies (111 tBq)
 Final tritium: 658* curies (24.3 tBq)
 Final Water: 2.3 million gallons (8706 metric tons)
 Final Concentration: 2.8 x 106 Bq/liter US EPA Drinking water standard: 740 Bq/liter Where did the tritium go? It was reduced by:radioactive decay (12 year half life),
used for decontamination; loss via evaporation; removed by ventilation
systems
via the air ejectors*** Final PEIS estimate was 1020 Ci (37.7 tBq) in 1987
* * The air ejectors were used to maintain cooling in the reactor via the steam generatorsand the steam system; they were under internal vacuum relative to the reactor
containment where they were located.

5

Why Disposal Waited 10 Years
•
•

•
•

•

The addition of water was
not at a high rate
There was some
evaporation anddischarge via ventilation
Several storage locations
within the plant
The containment
basement acted as a“surge tank”
Eventually built 2 half
million gallon tanks(5,000 metric tons) forprocessed water storage

March 1981 NRC:"a decision could be deferred until after the water has been processed. Then the concentrationof radionuclides remaining in the water will be low enough for the water to be stored safely
onsite until the disposal decision is made ."6

TMI-2 Containment

Unit 2
Containment7

TMI-2 Waste Management Facilities

8

Why Evaporation was Preferred at TMI-2
 From the on-site and owner’s viewpoint:






Know technology, system design was not complex
Could be designed, procured, installed, and operated without outside
specialists
Reasonable cost
No offsite dependencies
Could begin in reasonable time Why not grouting the tritiated water and transport for
disposal?
Technically feasible
On-site processing systems and buildings
Very large number of shipments
Very high cost for solidification, transport, and disposal.

9Evaluation Method Background The National Environmental Protection Act (NEPA) requires evaluation
for government actions affecting the environment Three levels of evaluation; increasing order of complexity:

Categorical Exclusion
Environmental Assessment
Environmental Impact Statement

 Environmental Impact Statement Topics (General)

Environmental Resource Impacts (subject table below)
Cumulative Impacts
Irreversible and Irretrievable Commitment Of Resources
Unavoidable Adverse Impacts

1. Land Use
2. Geology and Soils
3. Noise
4. Greenhouse Gas Impacts and Climate Change
5. Air Quality

6. Socioeconomic
7. Water Resources
8. Historic Archeological andNative American Resources
9. Biological Resources
10. Human Health and Safety

11. Transportation Safety
12. Traffic
13. Environmental Justice10

TMI-2 Evaluation Method
 Programmatic Environmental Impact Statement (PEIS)

License approval for discharge is at TMI-2 is a government action,
therefore a PEIS was conducted
PEIS conducted by the NRC (using specialists from national
laboratories, such as SRNL, PNNL) TMI-2 Impacts see later viewgraph….
 Note: Separate safety analysis and operating specifications
for the evaporator; Similar to NRA approval of
Implementation Plans for Fukushima Daiichi operations.

11Nine Options Evaluated by the NRC
OptionEvaporation, solidification of bottoms**, and disposal at alicensed burial ground

Disposition of Tritium
Disposition of Borate*
Atmosphere at TMICommercial LLW burial
groundEvaporation, solidification of bottoms, and retention onsite

Atmosphere at TMITMI Site

Distillation (closed cycle evaporation), solidification ofbottoms, and disposal at a licensed burial ground followedby river disposal of the distillate.
Offsite Evaporation at the DOE Nevada Test Station (NTS)

Susquehanna River

Commercial LLW burial
groundAtmosphere at NTS

Shallow land burial at NTS

Solidification and permanent onsite storage of solidified
waste
Solidification and disposal at a commercial low-level waste
site

Atmosphere at TMI

Ground at TMI Site

Atmosphere at TMICommercial LLW burial
groundLong term (years) discharge to the Susquehanna River
Short term (days) discharge to the Susquehanna River
Liquids storage in tanks (the no-action alternative)

Susquehanna River
Susquehanna River
TMI

Susquehanna River
Susquehanna River
TMI Site*In every case there would be some cesium-137 and strontium-90 associated with the borate; however, in those
options employing re-treatment of the water, the quantity is approxImate1y 1/1 0 of what it is without
retreatment** "bottoms" refers to the concentrated solids mixed with water in the evaporator.

12

Impacts and Range
Impacts
Bone dose to the offsite population

Range of Impacts
0 to 14 person-rem total population (0 to 0.14 person-Sv)
0 to 0.4 mrem to the maximally exposed offsite individual (0 to 4 uSv)

Total body dose to the offsite population

0 to 3 person-rem total population (0 to 0.03 person-Sv)
0 to 5 mrem to the maximally exposed offsite individual (0 to 50 uSv)

Thyroid dose to the offsite population

Up to 6 person-rem total population (0 to 0.06 person-Sv)
Up to 4 mrem to the maximally exposed offsite individual (0 to 4 40 uSv)

Estimated number of radiation-caused
cancer fatalities to the offsite population
Estimated number of radiation-caused
genetic disorders to the offsite population
Occupational dose
Estimated number of radiation-caused
cancer fatalities to the worker population
Land commitment
Radioactive waste burial ground volume
Cost to the Licensee
Time to complete
Number of traffic accidents
Estimate number of traffic fatalities
Maximum individual dose from accidents

0 to 0.0004

Population dose from accidents

0 to 0.002
0 to 25 person-rem (0 to 0.25 Sv)
0 to 0.003
0 to 49,000 square feet (0 to 4552 square meters)
0 to 460,000 cubic feet (0 to 13,026 cubic meters)$100 thousand to $41 million
0 to 36 months
0 to 120 to 0.8
0 to 60 mrem total body (0 to 600 uSv)
0 to 3000 mrem bone (0 to 30 mSv)
0 to 0.7 person-rem bone (0 to 70mSv)
0 to 0.02 person-rem total body (0 to 0.2 mSv)

13

NRC Conclusions (partial)
No alternative was found to be clearly preferable to the licensee's
proposed action. The total estimated impact to persons living near TMI
and to the work force from any alternative is very small. While thequantitative estimates for some potential impacts (i.e., cost, long-term
commitment of space, and time required) were found to vary for some of
the alternatives, these differences were not judged sufficiently large toallow for either identification of a clearly preferable alternative or
rejection of any of the nine evaluated alternatives.
The NRC staff has concluded, based on this evaluation and after
considering comments on the draft supplement, that the licensee 's
proposal to evaporate accident-generated water is an acceptable disposal
plan . As identified in this report, evaporation of the water at the TMI site,
followed by the solidification and disposal of the remaining low-level
radioactive solids will not significantly affect the quality of the humanenvironment .

14

Fifteen Options Rejected*
Ocean Disposal

Disposal at the Oak Ridge National
Laboratory Hydrofracturing Facility

Pond evaporation onsite

Reuse

Distillation and solidification of the distillate Land spraying at the Nevada Test Site (NTS)Distillation followed by open cycle
evaporation

Combined catalytic exchange treatment

Onsite cooling tower evaporation andconcentrates disposal to the river

Water distillation treatment

Deep-well injection at Three Mile Island
Deep well injection at the Nevada Test Site

High-altitude disposal
Open cycle evaporation at Maxey Flats,
Kentucky

Crib disposal at Hanford* Discussion of reasons are provided on a separate handout

15

C. Negin Personal Observations
 Several evaluations of isotopic separation for waste water were
negative; leads me to conclude the same will result for
Fukushimi Daiichi
 The NRC’s health and safety summary of acceptable options
leads me to infer the same will result for Fukushima Daiichi
 If not allowed to discharge to the ocean at the site, barging to aselected location reasonably offshore should be an option.
 Regarding Evaporation
Operation at the site must consider weather conditions for condensationon the site as well as rain and snow
Evaporation could also be done offshore, but would be costly to installand operate on a ship or barge

16

Stakeholder Involvement at TMI-2
 Press Briefings; immediately after the accident
 Information meeting with residents in the beginning Advisory Panel formed November 1980, 20 months after
the accident
 Public invited to submit comments on the Programmatic
Environmental Impact Statement (PEIS) Eight State agencies were invited to comment on the PEIS

17

Considerations for the Path Forward
 Factors that can affect evaluations
 Technical sequence for evaluating options:“Screening” to reduce the number options to be evaluatedDevelop sufficient details for those remaining to support theevaluation
Conduct evaluation of the impacts to support decisions

Define factors notdirectly related to theoptions

Phase 1:
Screen options forfeasibility

Phase 2:
Technical concept
development forscreened in options

Phase 3:
Determine Evaluation
Factors

Phase 4:
Conduct Evaluations
Leading to Decision

18

Examples of Factors not Directly Related
to the Options
 Criteria for what is acceptable with regard to dose impact, population dose,
maximum exposed individual, and worker
 Pathways analysis; describe steps, analytical methods to be used, form ofresults, etc. for dose to humans via all exposure paths for tritium Organization and Stakeholders:Who has prime responsibility for conducting evaluations? NRA? METI? TEPCO?
Who will do an independent review of the analysis, what are required
qualifications, the review approach, etc.
Is a qualified stakeholder group to be involved in following the analyses (like the
NRC’s advisory panel)?
Prefectures’ review and public comment submittal and response Interpretation of the London convention; is this "dumping waste" ifconcentrations are similar to standard discharges from operating plants?
 Impacts of "no action" (continued storage) for the long term Elements of a monitoring program once an option is selected for
implementation

19

Phase 1: Screen Options for Feasibility (1)1. Identify all options to be screened identifying the combinationof the following phases as applicable to eachProcessing/conditioning
Packaging/containerizing
Transportation
Disposal of tritium, other radionuclides (Cs, Sr, etc), and otherconstituents (e.g., borate)

2. Decide on technical screening factors, such as:






Past experience with the method
Technology maturity, degree of R&D neededTechnical data needed (example, geological conditions for deep welldisposal)Will a demonstration pilot plant be needed?
Processing rate

20

Phase 1: Screen Options for Feasibility (2)3. Decide on project implementation screening factors,
such as: Order of magnitude cost Timeline Effect on other operations

4. Conduct screening (Example: Judgment; maybe KepnerTregoe method) Decide if any can be eliminated outright as not feasible
 Conduct screening to select those for detailed evaluation

21

Screening Evaluation Approach
What is the Kepner-Tregoe Method?
Partially shown in the Criteria and Scoring
viewgraphs #10 through #14 in the March 13
presentation by Stuart Knipe Scoring and ranking is done by a knowledgeablegroup of individuals
When ranking is completed, the final step is toadjust using judgment to consider less tangible
factors

22

Phase 2: Technical Concept Development
1. Describe functions and steps
2. Concept description identifying facilities, systems, andequipment.
3. Overview description of the operations (for example, withhigh level process flow diagram, etc.).
4. Environmental and public exposure pathways for the
release of water considering tritium, other residual
radionuclides, total quantity, periods over which thedisposal would occur, and other parameters that may beunique to each option.
5. Order of magnitude cost estimate for capital investment,
overall project management, operations, and otherimportant cost elements.

23

Phase 3: Determine Evaluation Factors
1. Environmental Resource
Impact factors












Land use
Geology and soils
NoiseGreenhouse gas
Air Quality
Socioeconomic
Water resources
Historical preservation
Biological resources
Transportation safety
Traffic impact

2. Human Health and Safety Factors










Bone dose to the offsite population
Total body dose to the offsite population
Thyroid dose to the offsite population
Estimated number of radiation-caused cancer
fatalities to the offsite population
Estimated number of radiation-caused genetic
disorders to the offsite population
Occupational dose
Estimated number of radiation-caused cancer
fatalities to the worker population
Maximum individual dose from accidents
Population dose from accidents

3. Implementation factorsLaws, treaties, regulations, and standards that could be a barrierRadioactive waste burial ground volume
Cost
Time to complete

24Phase 4: Conduct Evaluations & Decide
1. Evaluate screened options for the selected factors
and draft the results
2. Submit for prefecture review and public comment
3. Resolve prefecture and public comments (could
require including an option that was screened out)
4. Recommend one or more options for
implementation
5. Decide25

At the Hanford Site
 Disposal of low tritium concentration,high volume tritiated water at Hanford
 Overall conclusion was that tritium
removal technologies are noteconomically viable for the large
volumes of water with low
concentrations.
 Deep well injection selected From December 1995, throughAugust 2010, approximately 416 (15.4
tBq) curies of tritium were discharged
in 109 liters of water; theconcentrations were very low
compared with TMI-2.
 Pacific Northwest National Laboratoryis the best source for further details.

26

At the Savannah River Site
From Task Force Meeting 1 presentation
 Overview of the Savannah River Site
 Status and Practicality of Detritiation WSRC-RP-96-0075
is related to environmental remediation

P Reactor Disassembly Basin Evaporation during In
Situ Decommissioning (Entombment) in 2010
Tritium Separation Processes
Savannah River National Laboratories is the bestsource for further details

27

TMI-2 Evaporation Operations

28

Vapor Compression Distillation

29

Calciner30

Wiped Film Evaporator

31

Process Water Disposal System Block Diagram

32

Block Diagram Description
The PWDS disposed of the AGW via a two-stage evaporation process.
The PWDS consists of:
1. a vapor recompression distillation unit (main evaporator) that distilled the processed waterin a closed cycle and recycled the purified distillate for subsequent release byvaporization;
2. an auxiliary evaporator that further concentrated the bottoms from the main evaporator;
3. a flash vaporizer unit that heated and vaporized the purified distillate from the main
evaporator and released the vapor to the atmosphere in a controlled and monitored
manner;
4. a waste dryer that further evaporated water from the concentrated waste, and produced adry solid: and5. a packaging system that prepared the dry solid waste in containers acceptable forshipment and burial in a commercial low level radioactive waste disposal site.

33

Evaporation Timeline
1980

The Susquehanna Valley Alliance, based in Lancaster, successfully prevented GPU/Met Ed from dumping
700,000 gallons (2650 metric ton) of radioactive water into the Susquehanna River.
December 1990 GPU began evaporating 2.3 million gallons (8706 metric tons) of accident generated radioactive water(AGW). The evaporator was shut down two days after operations commenced due to mechanical problems.
January 1991
February 1991
March, 1991
April-May 1991

February 1992
May 1992
August-Sept.
1992
Nov. 1992
August, 1993
October 28,
1993

The evaporator was shut down four times due to electrical and mechanical "difficulties."
An operator "inadvertently flooded the vaporizer" and several days later an operator was discovered"apparently sleeping."
A "small quantity of accident generated water was vaporized" without being processed.
The evaporator was shut down for most of this period so GPU could "rewrite the main operatingprocedure." The Nuclear Regulatory Commission (NRC) issued a Notice of Violation related to evaporator
operations
The evaporator was shut down again due to the failure of the blender dryer. Replacement of the blender
was delayed until August.
GPU decided to use a "temporary" blender-dryer until a permanent replacement was installed in August..
Some of the water in the evaporator's borated water storage tank was "processed" twice due to "slightly
higher activity levels."
Approximately 600,000 gallons (2271 metric tons) of AGW was processed twice due to "slightly higher
activity levels."
Evaporation of 2.3 million gallon (8706 metric tons) of AGW was completed over six months behindschedule. The evaporator will be disassembled and removed from the site by October, 1993.
According to the Pennsylvania Department of Environmental Resources, the total activity during
evaporation was 658 curies (24.3 teraBq)of tritium or 1 to 1.3 mR (.01 to .013 mSv) dose to the public.

34

参考資料１０

Tritium
The French situation
Jean-Luc LACHAUME
Deputy Director General
ASN

9 April 2014

Tokyo Tritium

1

Content• The regulation of the discharges of tritiumfrom nuclear facilities in France• The tritium controversy in France=> « The Tritium white book »9 April 2014

Tokyo Tritium

2

The regulation of thedischarges of tritium from
nuclear facilities in France

9 April 2014

Tokyo Tritium3Regulation of the discharges of tritiumfrom nuclear facilities

9 April 2014

Tokyo Tritium4Regulation of the discharges of tritiumfrom nuclear facilities• A board of 5 commissioners– A full-time job– A non-renewable 6 year mandate
ASN Chairman:
Pierre-Franck Chevet (appointed in 2012 for 6 years)

Designated byCommissioners:
Michel Bourguignon (appointed in 2008 for 6 years)
Jean-Jacques Dumont (appointed in 2010 for 6 years)

President of the
Republic

Philippe Jamet (appointed in 2010 for 6 years)

President of the Senate

Margot Tirmarche (appointed in 2012 for 6 years)

President of the
National Assembly• ASN Commission Tasks:– Defines ASN general policy– Takes the major decisions– Adopts public statements on key issues within ASN competence
9 April 2014

Tokyo Tritium5Regulation of the discharges of tritiumfrom nuclear facilities
ASN duties
Regulates
Authorizes
Controls: inspections and enforcement actions
Contributes to the emergency situations response
Informs the public

9 April 2014

Tokyo Tritium

6Regulation of the releases of tritiumfrom nuclear facilities

9 April 2014

Tokyo Tritium7Regulation of the discharges of tritiumfrom nuclear facilities

9 April 2014

Tokyo Tritium8Regulation of the dischages of tritiumfrom nuclear facilities• For each nuclear installation in France, there are two
ASN’s resolutions- water intake and discharges limits (gazeous, liquid)- general requirements (water intake, discharges
operations, environmental and discharges monitoring…)• The limit values for emissions, water intakes, and effluent
discharges from the installation are set on the basis of thebest available techniques under technically andeconomically acceptable conditions, considering thecharacteristics of the installation, its geographical locationand the local environmental conditions

9 April 2014

Tokyo Tritium9Regulation of the releases of tritiumfrom nuclear facilities• Gaseous discharges:- Usual limits (NPP) :- Yearly total discharged activity: 5 TBq (2 reactors), 8
TBq (4 reactors)- Weekly added volume activity, estimated after
dispersion at ground level: 50 Bq/m3- Control:- Sampling at the stack with bubbling systems (2 jars),measurements for each period (7 to 10 days), DL = 40
Bq/m3
9 April 2014

Tokyo Tritium10Regulation of the releases of tritiumfrom nuclear facilities• Liquid discharges (NPP) :- Usual limits:- 40/45 TBq (2 reactors)- discharged activity in the river (mixing area) : Volume activity inthe river shall not be above: 280 Bq/l
• Control:- Measurement of each tank before discharge: DL=200 Bq/l
- Sampling at discharge location and measurement in laboratory- Sampling in the river at the “well mixed” location andmeasurement in laboratory: DT≈10 Bq/L
9 April 2014

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11Regulation of the release of tritiumfrom nuclear facilities

Environment• Atmosphere:- HTO in Air: DT≈10 Bq/L
- HTO in precipitation: DT≈10 Bq/L
• Water body:- If the water is to be used for human consumption: a tritium
activity equal or above 100 Bq/L implies an analysis to verify
the absence of artificial radionuclides- For other uses: DT≈10 Bq/L
- Piezometer: DT≈10 Bq/L
9 April 2014

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12Regulation of the discharges of tritiumfrom nuclear facilities

Tritium discharges in France

Annual average releases
Liquid releases (TBq/year)
La Hague
Parc EDF (58 reactors)
Research (CEA)

9 April 2014

12 000Air releases (TBq/year)
70

1 000

30

20 (99% Marcoule)

700(85% Marcoule and Valduc)Tokyo Tritium

13

Conclusion

Bilans annuels des rejets en tritium
1,40E+16

8,00E+14
7,00E+14
6,00E+14

1,00E+16

5,00E+14
8,00E+15
4,00E+14
6,00E+15
3,00E+14
4,00E+15

Rejets gazeux Bq

Rejets liquides Bq

1,20E+16

Effluents liquides
Effluents gazeux

2,00E+14

2,00E+15

1,00E+14

0,00E+00

0,00E+00
2008

2009

2010

2011

2012

Radioactive discharges have very much decreased during the last 20 years in France.
However, Tritium discharges are stable and are an issue for the stakeholders=> The tritium white book
9 April 2014

Tokyo Tritium

14

The Tritium white book

9 April 2014

Tokyo Tritium

15

The Tritium “white book”
Context in 2007:•••

Global agreement about the low toxicity of tritium and no technicalpossibilities for treating tritium in the industry; agreement about the low
health impact of tritium
France consider that the way of dealing with tritium should be periodicallyreviewed
End of 2007: ASN decided to create two independent working groups withthe stakeholders– The "tritium impact" group: inventory of the scientific knowledge
concerning tritium's impact on health;– The "defense in depth” group: state of the art about technicalpossibilities for treating tritium.

Results:• A « state-of-art » white book is published the 8th of July 2010
– http://www.asn.fr/sites/tritium/

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16

The Tritium “white book”
Tritium Working Groups
Recommendations

http://www.asn.fr/sites/tritium/fichiers/summary-of-work-and-recommendations-tritium-impact.pdf

The issue of bioaccumulation
Measurements
Health effects of tritium
http://www.asn.fr/sites/tritium/fichiers/summary-of-work-and-recommendations-defence.pdf

Recommendations from the “Tritium Impact” working group

All these recommendations are taken into account in the ASN position
http://www.asn.fr/sites/tritium/fichiers/position-and-action-plan.pdf

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The Tritium “white book”
ASN position

1 ASN action plan
1.1 Measurements
There is currently no standardised measurement protocol for the various physico-chemical forms oftritium, in particular the various organic forms of tritium (exchangeable and non-exchangeable). The
fact that there is no standardised method makes it difficult to interpret existing studies and data. The
CEA’s CETAMA (commission for the establishment of analysis methods) has started work to define
shared and recognised measurement protocols.
In the ASN’s view, this work:• must lead to the production of a guide to the measurement of organically bound tritium;• is a vital first step prior to launching further studies.

9 April 2014

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18

The Tritium “white book”
ASN position

1 ASN action plan
1.2 Control of discharges
It is currently felt to be unrealistic to detritiate discharges from nuclear reactors and the La Hague fuelreprocessing plant at an acceptable cost using the best technologies currently available. In addition,
detritiation would only have a limited effect on the radiological impact from these facilities. Given theincrease observed in tritium discharges from civilian nuclear facilities and the absence of a detritiation
method, the ASN, as part of the development of defence in depth, considers that:• publishing the quantities discharged for each facility on an annual basis will ensure a long-term,
reliable inventory of sources of tritium production. The public should be regularly and specificallyinformed of this inventory of tritium discharges by nuclear operators;• accounting for discharges from all facilities should continue to be managed in all circumstances, asis the case today;• a “technology watch” should be set up with respect to detritiation technologies.

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The Tritium “white book”
ASN position

1 ASN action plan
1.3 Environmental monitoring
Tritium monitoring in the environment and throughout the food chain must be supplemented as follows:• measurements performed must take into account the physico-chemical forms present. The ASN
will consequently ask operators to characterise the physico-chemical forms of tritium in the
discharges, particularly with regard to any possible organic precursors (small tritiated organic
molecules);• sampling plans in the different compartments of the environment must be undisputed and shared.
In particular, the choice of animal and plant species to be measured must be reviewed in order toremove any species bias.

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The Tritium “white book”
ASN position

1 ASN action plan
1.4 Impact assessment
Some studies mention the potential for underestimating the relative biological effectiveness (RBE) of
tritium radiation. The ASN will ask the ICRP to review the value of the tritium weighting factor (wR)
used in calculating effective doses. Even before the ICRP’s response is known, the ASN will ask
operators to supplement the radiological impact studies for their projects with a critical study in which avariant using a tritium weighting factor (wR) of two is included.

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The Tritium “white book”
ASN position

2 Research themes
Current knowledge about the biological effects of tritium is in some areas rather fragmentary. The
following topics should be investigated further by research bodies in order to answer all the questions:• Harmonisation of dose assessment methods according to the physico-chemical form of thetritium, contamination pathway and length of exposure;• Studies into the effects of tritium exposure on embryos and foetuses;• Investigation of new approaches to the potential induction of hereditary effects.
In most cases, this research will require international cooperation.

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The Tritium “white book”
Tritium Monitoring Committee

Finally, the ASN believes that all stakeholders must continue to think about
and discuss these issues and to this end suggests the establishment of asupervisory committee to oversee the actions undertaken following therecommendations of the working groups.
••

A monitoring committee was created– to follow action plan progress with all stakeholders– to oversee the actions undertaken following the recommendations of theworking groups
A meeting once a year (2011, 2012, 2013)– Progress on research and ideas ;– Action plan

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The Tritium “white book”
ASN action plan :measurements

French interlaboratory test (ILT) was organized in 2010 in biological sample forthe measurement of OBT : ASN delivered specific approvals for OBT
Standard for OBT measurement (AFNOR/BNEN) : ASN ask french
standardisation organisation to provide a standard for OBT measurement. A
draft has been estabished

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The Tritium “white book”
ASN action plan :environmental and discharges monitoring
ASN publishes on a web site the quantities discharged for each facility on an annual
basis : http://www.asn.fr/sites/tritium/- annual liquid and gazeous discharges ;- estimation of the doses received by the public based on the actual discharges- dose share of tritium

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The Tritium “white book”
ASN action plan :environmental and discharges monitoring

ASN asked operators to demonstrate that they realease only HTO

Measurement of OBT is required by regulation in environmental monitoring(ASN Resolution 2013-DC-0360 of 16th July 2013 relative to control of
nuisance effects and the impact of basic nuclear installations on health and theenvironment) :- sampling of aquatic flora and fauna (yearly) ;- sampling of the main agricultural produces, particularly in areas
situated downwind of the prevailing winds (yearly)

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The Tritium “white book”
ASN action plan :Impact assessment
ASN asked the ICRP to review the value of the tritium weighting factor (wR)
used in calculating effective doses.
ICRP response
ASN asked operators to supplement the radiological impact studies for theirprojects with a critical study in which a variant using a tritium weighting factor(wR) of two is included.

9 April 2014

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27

General Conclusion• Important decrease of the radioactive discharges inFrance during the last 20 years; however, the tritium
discharges remain stable• The Tritium whitebook: a fruitful experience still going on

9 April 2014

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28参考資料１１

Environmental behaviour oftritium released by nuclear
facilities in marine and terrestrial
ecosystems:
State-of-the-art and examples

AREVA NC La Hague NRP

Denis Maro(IRSN, Laboratoire de Radioécologie deCherbourg-Octeville
Mail: denis.maro@irsn.fr)

Task force tritium
Pôle RadioProtection - ENVironnement
SErvice de recherche et d’expertise sur les RISques environnementaux

METI, Tokyo
March 13, 2014

Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

2

Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

3

Context▌Whyis it important to study the transfer of tritium in theenvironment?
▌ Except for rare gases, the amounts (Bq) of tritium fromcontrolled release are higher than for other radionuclides (10-100
times)▌ Increase of tritium releases in France Tritium is released by Nuclear Power Plants (NPP), Nuclear Reprocessing Plants(NRP, e.g. AREVA NC La Hague), research centers and defense facilities;

 In the future, the releases will increase with the commissioning of new built
nuclear facilities like the Laser Megajoule (LMJ), the European Pressurized
Reactor (EPR) and the International Thermonuclear Experimental Reactor(ITER).
▌

Uncertainties on transfers in marine and terrestrial ecosystems
 existing uncertainties on transfer knowledge in marine and terrestrial
ecosystems, e.g. transfer kinetics of tritiated water (HTO), tritiated hydrogen(HT) and Organically Bound Tritium (OBT) in the different compartments ofecosystems.
▌

Anticipate concerns from the public
4

Context▌ Main document in France, white paper on tritium (2010),
coordinated by ASN (French Nuclear Safety Authority): see lecture
on tritium “the French situation” by J. L. Lachaume (ASN, Deputy
Director General) at METI.
Written by a group of
experts with various
backgrounds(governmental experts,
operators, experts from
non-governmentallaboratories): The
white paper
encompasses the stateof the art andrecommendations fromIRSN dedicated to theenvironmental impactof tritium

http://www.asn.fr/sites/tritium/plus/english-version.html
55Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

6

Objectives▌

Increase knowledge on the quantification (e.g. fluxes) oftritium transfers in marine and terrestrial ecosystems with afocus on speciation and kinetic of OBT build up:

Estimation of tritium turnover in aquatic biota: e.g. marine
seaweed, marine invertebrates such as shellfish, fish ;Quantification of tritium in grassland ecosystem: kinetic of OBT
biosynthesis throughout the human food chain; dry and wet
deposition;▌

Improve tritium transfer models between the source of releaseand the different components of the ecosystems (seawater:
MARS, atmosphere: TOCATTA);… to have a more realistic human dose assessment.

7Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

8

Importance of the knowledge of the speciation▌ Tritium is present into biota mainly in two forms:
 TFWT (Tissue Free Water Tritium): tritium is incorporated with water exchanges;
 Quick exchange with the environment (~hour); OBT (Organically Bound Tritium): tritium is incorporated with biochemical
processes;

 Relatively slow exchange with the environment (~month).
▌

Tritium speciation of atmospheric or aquatic releases andbioavailability:
 HTO (tritiated water): bioavailable for species with high exchange velocity (fewhours) with TFWT;
 Organic molecules: bioavailability depends on the molecule; HT (tritiated hydrogen in the atmospheric releases): not bioavailable for species
but can be oxidized by biogeochemical reactions and become bioavailable.
9

Importance of knowledge of the speciation▌

Example of speciation in AREVA NC La Hague NRP atmosphericplume in the environment: how can we study the speciation?
Sampling

Treatment

Sampling particles onfilter(PIAF)

Dilution in cocktail

Sampling water vapor(H3R7000)

Mixing with cocktail

Measurement

Physico-chemical forms

Taero

HTO
Liquid scintillationHT

Air sampling(pressurized bottle)

HT and total tritium
extraction and mixing
with cocktail

Torg

H3R7000(IRSN, Navy patent)

BottleB20
PIAF

In Labextraction
10

Importance of the knowledge of the speciation▌

Example of speciation in AREVA NC La Hague NRP atmosphericplume (in 2013 ~ 6.0 1013 Bq year-1)

 83 % of T released by the NRP is in the form of HT

11

Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystem

Conclusions

12

Marine ecosystem: schematic transfer pathways▌

Behaviour of tritium in the marine environment
Evaporation, diffusion, sea pray

Dry deposition

Rain

Wind friction

Wet deposition

TFWT/OBT

Diffusion

Biochemical processes:
food web,
tritium/hydrogenexchange

Advection
Marine release(HTO)
TFWT/OBT
Biochemical processes:
photosynthesis, tritium/hydrogenexchange

TFWT/OBT

13

Marine ecosystem: liquid releases from La Hague NRP
Liquid releases in the English Channel by AREVA NC: HTO

▌
°Lat.

Shetland60

Norvège

58
Skagerrak

Mer
du Nord

EcosseDanemark

56

Sellafield
54
IrlandeMerd'Irlande

Allemagne
GrandeBretagne

52

ChenalSt George

Hollande

Cardiff

Dungeness Gravelines
Belgique
Winfrith
Mer
CeltiqueManchePenly
Les casquets
PaluelFranceLa Hague
Flamanville

50

48

 One PWR NPP: 1/100 of La Hague
NRP release

46

-12

-10

-8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

10°Long.

 Annual releases are quite stable ~ 1.2 1016 Bq year-1
14

Marine ecosystem: radionuclides dispersion▌ Model validation of hydrodynamic dispersion(numerous in-situ measurements vs. modeling)
7500
6500
5500
4500

Goury

3500
2500

La Hague NRP

R/V Côtes de la Manche

SIMULATION

Tritium(no input from the Seine river)

1750
1300
1150
1050
950
850

Septembre 1994

750
650
550
450
350

Automatic sampler

MEASUREMENTS

250

Gedymac campaign
September 1994

Bq / m3150

 Average dilution coefficient close to the outfall of La Hague (Goury) - NRP is well known~ 0,76 Bq m-3 per TBq year-1
15

Marine ecosystem: hydrodynamic modeling and validation▌

Concentration in water: hydrodynamic modeling
5500 m

65

5000 m4500 m4000 m
60

3500 m3000 m2500 m2000 m55

1500 m1000 m
500 m

150 m
0m

50

140 m

Bathymetry

130 m

Rank 05600 m

120 m
110 m
100 m

45

90 m
80 m
70 m
60 m
50 m

Rank 11500 m

40
-20

-15

-10

-5

0

5

40 m
30 m

10

20 m
10 m
0m

Rank 2350 m

MARS model
frames and mesh sizes

Rank 3110 m

Real discharges and meteorology,
one frame every 15 min After model validation, the uncertainties for individual measurements are around 50%(the model is highly reliable)
16

Marine ecosystem: transfer to biota▌

Concentration in marine biota near the point of release

Mean

11.1

11.2

10.7

1.0

 Around 10 Bq L-1 (TFWT, OBT) for 1.2 1016 Bq year-1
17Marine ecosystem: transfer in biota and his modeling▌
35

Concentration in seaweed as function of water concentration
Bq.L-1

HTO in Fucus serratus

35

Seawater HTO

30

Seaweed HTO

25

Seawater HTO
Seaweed OBTtransfer model

25
20

15

15

10

10

5

5
Date

OBT in Fucus serratus

30

20

0

Bq.L-1

Date0

Nov-11

May-11

Nov-10May-10

Nov-09

May-09

Nov-11

May-11

Nov-10May-10

Nov-09

May-09

 Steady state between seawater and seaweed TFWT is rapidly achieved while transfer
between HTO and OBT is much slower: need to take this into account when modelingTransfer parameters

Fucus serratus

OBT/HTO(steady state), expecting 1

t1/2bio (day)half-life

0.78 [0.76-0.82]

128 [99-175]

Fiévet B., Pommier J., Voiseux C., Bailly du Bois P., Laguionie P., Cossonnet C., Solier L. (2013) Transfer of tritium released into the marine
environment by French nuclear facilities bordering the English Channel. Environmental Science & Technology 47(12): 6693-6703.

18

Marine ecosystem: dispersion around Fukushima NPP
Estimation of 137Cs quantities from measurements

▌

2700
2100
1700
1400
1100
920
740
600
480
390
310
250
200
160
130
100
86
69
56
45
36
29
23
19
15
12
10
8
6
4
2
0
Bq.L-1

37.8

37.6

37.4

Fukushima
Dai-ichiFukushima
Dai-ichiFukushima
Dai-ichiFukushima
Dai-ichi

37.2

37

140.8

a

141

141.2

141.4

141.6 140.8

141bApril 11 - 18

141.2

141.4

141.6 140.8cApril 18 - 25

141

141.2

141.4

April 25 - May 02

141.6 140.8

141

d

141.2

141.4

141.6

May 02 - 16
2700
2100
1700
1400
1100
920
740
600
480
390
310
250
200
160
130
100
86
69
56
45
36
29
23
19
15
12
10
8
6
4
2
0
Bq.L-1

37.8

37.6

37.4

Fukushima
Dai-ichiFukushima
Dai-ichiFukushima
Dai-ichiFukushima
Dai-ichi

37.2

37

140.8

e

141

141.2

May 16 - 30

141.4

141.6 140.8

f

141

141.2

141.4

May 30 - June 13: Sampling locations

141.6 140.8

g

141

141.2

141.4

June 13 - 27

Blue frame: area for integration of 137Cs quantities

141.6 140.8

h

141

141.2

141.4

Interpolated
137Csconcentrations
from April 11
to July 11

141.6

June 27 - July 11
0 km

20 km

40 km

60 km

 137Cs quantities were estimated on the basis of individual measurements in a 50 x 100
km (100-1000 measurements for each period) area aroundthe plant (issues: depth,

mixing layer, atmospheric fallout, rain water washout, …)
19

Marine ecosystem: dispersion around Fukushima NPP▌ Estimation of the rate of seawater renewal
Exponential decay backextrapolated to April 8:
22 PBqMain incertitude: depth of themixing layer

Constant dilution by clean water
through marine currents due toconvergenceofKuroshioandOyashio currents:


Seasonal changes in theocean circulation ?
Return of contaminatedwater back in the area ?

Evolution of 137Cs quantities measured inseawater Environmental half-time exponential decay t1/2 = 6.9 days
 This source-term could be used in numerical dispersion models
20Marine ecosystem: dispersion around Fukushima NPP▌ Flux estimation of 137Cs from direct releases and the dilution
coefficient
1E5

1E16

1E15

1E14

Caesium 137, Bq/day

1E4

Caesium 137, Bq/L

Evolution of concentrations andcorresponding fluxes of 137Cs in seawater

1E3

1E2

1E13

Total direct release until
July 18 -> 27 PBq(12 PBq -> 41 PBq)

1E1

Assumptions:•
Measurements close to theplant are representative of
the released flux;•
Amount of 22 PBq
corresponds to thequantity of 137Cs released
from March 26 to April 8;(average concentration:15
716 Bq.L-1, number ofvalues = 28, duration =13.2 days);•
Right Y axis in figure shows
this conversion.

1E12

20/03
27/03
03/04
10/04
17/04
24/04
01/05
08/05
15/05
22/05
29/05
05/06
12/06
19/06
26/06
03/07
10/07
17/07

30 m North of Fukushima Dai-ichi

 Fluxes of 137Cs could be deduced from concentrations by applying the factor: 1.06 1011
Bq released per Bq L-1 measured
 Conversely, concentrations could be estimated from fluxes
Bailly du Bois P., Laguionie P., Boust D., Korsakissok I., Didier D., Fiévet B. 2011. Estimation of marine source-term following Fukushima Dai-ichi
accident. Journal of environmental Radioactivity. DOI:10.1016/j.jenvrad.2011.11.015

21

Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

22

Terrestrial ecosystem: schematic transfer pathways▌

Behaviour of tritium in the terrestrial environment
Rain
Turbulent diffusion
Wet deposition

Transport

HTO

Stomatal exchange
ReleaseHT/HTOHT/HTO

HTO

TFWT

OBT

Photosynthesis
Photolysis
HTO

HT
Evaporation
Dry deposition

Soil diffusion
HT

Bacterial oxidation

Root uptake
HTO

HTO

Transport/Diffusion to the groundwater Background level in North hemisphere < 1 Bq L-1 water vapor (10-2 Bq m-3 air)23

Terrestrial ecosystem: gaseous releases from La Hague NRP
Gaseous release in the atmosphere by AREVA NC: HTO/HT▌Wind conditions 2008 - "Omonville La Petite".
Wind speed (m.s-1) and Direction (°)

340

360
10

20

8

320

40

6
300

60

fréq dir (%)

4
2

280

80

0
260

100

240

120
220

140
200

160
180

In field experiment

AREVA NC NRP LA
HAGUE One PWR NPP: 1/50 of La Hague
NRP release Gaseous release decrease: in 2013 ~ 6.0 1013 Bq year-1

24

Terrestrial ecosystem: radionuclides dispersion▌

Model validation: krypton 85 as a tool to validate atmosphericdispersion modeling

Automatic sampler

Captive balloon

 Strong discrepancy between models
and measurements
 Atmospheric Transfer Coefficient (ACT) ~ 3 10-6 s m-3

Leroy C., Maro D., Hébert D., Solier L., Rozet M., Le Cavelier S. and Connan O. (2010). A study of the atmospheric dispersion of a high release of
krypton-85 above a complex coastal terrain, comparison with the predictions of Gaussian models (Briggs, Doury, ADMS4). Journal of Environmental
Radioactivity, 101, 11, 937-944.

25

Terrestrial ecosystem: dispersion modeling and validation▌

Concentration in the atmosphere: Gaussian modelingSource(stack)Wind
direction

Z
Y

Plume axis

Standard
deviationof plume

X

Gaussian modeling After model validation the uncertainties are below a factor of 3 for in all meteorologicalconditions
26

Terrestrial ecosystem: transfer to biota▌ “In field experiment” technical platform (2 km downwind
distance) to study tritium transfer (kinetics of OBT, dry andwet deposition, microbial oxidation of HT in soil)
10 m mast with sonic anemometer(turbulence & wind)Lab

Grass and soil
(unsaturated
zone)
Weather station
Lysimeters

CO2/H2O measurement acquisitions(LICOR 7000)

14C/3H

trapping
device (bubbling)

27/19

Continuously Recording Field Monitor for 85Kr
27

Terrestrial ecosystem: concentration to biota
Concentration in grass around the NRP: “In field experiment”
technical platform (2 km downwind distance)▌

 around 10 Bq L-1 for 6.0 1013 Bq year-1▌

In La Hague area, concentrations in vegetable are in thesame order of magnitude28

Terrestrial ecosystem: transfer to biota and modeling▌

SOURCE

Modeling of tritium transfer in terrestrial(TOCATTA), a part of the SYMBIOSE Platform
Gas dispersion(HTO)
CANOPYATMOSPHERE

Wet input (HTO,
via precipitation)
 Interception by
soil
Soil surface
exchange (HTO)

Wet input (HTO,
via precipitation)
 Interception by
plant
Foliar diffusion(TFWT)

ecosystem

Photosyn-thesisSOIL WATER (HTO) Root uptake
Radioactive decay (HTO)
PLANT WATER(TFWT)
Radioactive
decay

Net formation(OBT)
PLANT DRY
MATTER (OBT)Radioactive
decay
Shoot
structural
dry matter

Biological
growthAgeingRootstructural
dry matter
Biological
growthCutting(grass)AgeingSubstrate(sap)

Respiration
REST OF
PLANT
SINK



TOCATTA is a hourly time-step model, implemented within the SYMBIOSE
modeling platform

Le Dizès S., Aulagnier C., Henner P., Simon-Cornu M. (2013) TOCATTA: a dynamic transfer model of 3H from the atmosphere to soil–plant systems.
Journal of Environmental Radioactivity, 124: 191-204.

29

Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

30

Interface between marine/terrestrial ecosystems▌

Tritium evaporation and partial pressure equilibrium induce
transfer between water and the atmosphere

Transect

Atmospheric release
Main winddirection
Liquid release Near the shore the atmospheric tritium concentration due to seawater is around 5

Bq L-1 of water vapor

Maro D., Tenailleau L., Fontugne M., Germain P., Hébert D. and Rozet M. (2005). Tritium transfer between sea and atmosphere in the English
Channel (North Contentin and Bay of Seine). Radioprotection, 40, 1, 589-594.

31

Outlines▌

Context▌

Objectives▌

Transfer of tritium in marine and terrestrial ecosystems▌

Importance of the knowledge of speciation (HT, HTO, OBT)Marine ecosystem

Terrestrial ecosystemInterface between marine and terrestrial ecosystems

Conclusions

32

Conclusions: evaluation▌

What do we need to estimate the human dosimetric impact oftritium releases into the environment?
Speciation of releases (HTO/HT/organic molecule): Tritium
released in the environment as HTO behaves like H from H20.
The transfer to the biota, is very quick (hours) for TFWT andslower (months) for OBT;

Dispersion: validation of dilution coefficients or dilution
models are prerequisites to estimate the transfer to biota(e.g. Fukushima, 1.06 1011 Bq released per Bq L-1 measured);Transfer to biota: a constant ratio 3H/H is kept in allcompartments of the environment (e.g. water/air and
TFWT/OBT);

Water to atmosphere: this pathway could be taken into
account for population close to seawater.

33

Conclusions: monitoring▌

Monitoring the tritium concentrations in the environment:
Water: direct sampling;
Air: HTO by cold trap (e.g. H3R7000) and speciation by
bubbling device (e.g. MARC 7000);

Biota and specifically food web: freeze drying to separate
TFWT and OBT (combustion water extraction from dry
matter).

▌Measurement by counting scintillation (DL ~ 1 Bq L-1). For
lower levels: 3He ingrown (Mass Spec);▌

For example, in the vicinity of La Hague NRP, average tritium
concentrations are 10 Bq L-1 in the marine and the terrestrial
ecosystems.

Maro D. and Baron Y. (2007). Patent WO2008003853 A2. Method for automatically sampling tritium in the water vapour in air (PREVAIR).
Maro D and Hébert D. (2013). Patent FR 135319. System for the speciation of chemical forms of tritium from air (TRITAIR).

34

Conclusions: an example of stakeholders involvement in France▌This methodology was used by North-Cotentin Radioecology
Group:

Indeed, epidemiological studies have shown in 1997 a trend
towards an excess number of leukaemia cases in the region of
Nord-Cotentin (France) and it was suggested that the risk ofleukaemia was associated with some aspects of lifestyle;
To respond to public concern, the French Ministries of theEnvironment
andHealthdecidedtocommission
complementary epidemiological studies and a detailed
radioecological analysis;The radioecological study was entrusted to a group of experts
with various backgrounds (inspectors, governmental experts,
operators, experts from non-governmental laboratories andforeign experts)-the North-Cotentin Radioecology Group;
Its principal objective was to estimate the exposure levels toionizing radiation and associated risk of leukemia for
populations in the Nord-Cotentin.
35

Conclusions: application▌ Example, the gaseous/liquid releases contribution to the dose to the
public in 2010: 8.7 µSv y-1 for the farmer and 4.7 µSv y-1 for thefishermanGaseous releases: 3H contribution ~ 1% for 57 TBq y-1
Farmer (Digulleville)
3H
14C
129I
85Kr

3H dose: 6.3 10-2 µSv y-1

3H dose: 2.4 10-2 µSv y-1

Liquid releases: 3H contribution ~ 1% for 10 000 TBq y-1
Fisherman (Goury)

Farmer (Digulleville)

3H dose: 2.6 10-3 µSv y-1

3H

3H

14C

14C

129I

129I

99Tc

99Tc

106RuRh

106RuRh
3H dose: 9.6 10-3 µSv y-1

36

Conclusions: general▌

In France tritium releases will increase in the future with new
built nuclear facilities.

▌

ASN has coordinated a work on tritium (White book, 2010) andrecommended to improve knowledge on tritium transfers in theecosystems: see lecture on tritium “the French situation” by J.
L. Lachaume (ASN, Deputy Director General) at METI.

▌IRSN studies tritium behaviour to have more realistic dose
assessment for human and biota.

▌

Uncertainties remain in the marine and terrestrial ecosystems(kinetic of OBT formation, wet deposition…).

▌

IRSN will carry on developing specific programs on these topics(e.g. VATO project).

37

Conclusions: IRSN▌

How can IRSN help for calculating dosimetric impact ofcontrolled release of tritium?
 IRSN has developed up-to-date parameterized models of tritiumtransfers in marine & terrestrial ecosystems where various
scenarios can be tested and compared in terms of resulting
human dosimetric impact, including sensitivity and uncertainty
analyses; IRSN has developed sampling methodologies for environmental
monitoring of tritium in various compartments and ecosystems;
 IRSN has developed low-level tritium metrology adapted toenvironmental monitoring.

38

Future IAEA tritium meeting group
MODARIA
will be organized by IRSN in Cherbourg
June10-13, 2014

Last tritium workshop CNSC – IRSN 201139

Réunion du GGP Environnement Octobre 2012

参考資料１２

Overview of
Stakeholder Dialogue
Steve Robinson
Managing Director
SJR Strategic Consulting Ltd

Steve Robinson& Stakeholder Dialogue• `Disagreement& Conflict

LOWER TRUSTBuilding TrustRESPECTStakeholder Dialogue
shows Respect
Fielding competent & committed senior team
Empathising with and actively listening to Participants
Developing and using consensual statements
Showing confidence and allowing budget
Jointly agreeing Aims & Agendas and being flexible
Giving feedback on dialogue-informed decisions

Relevance to
NuclearSituations complex & Trust may be low
Choices are difficult
Many Parties could be affected
Many Parties have a ‘Stake’
Stated ‘Positions’ will differ

Two approaches todifficult decisions
1. Telling People
2. Involving
PeopleInvolving has Benefits

Source: Allen Hickling

Benefits
Confront the Issues not each other
Wider Understanding & TRUST
Retained Disagreements
Wider Ownership
More Informed Decisions
Reduced legal & other costs of conflictLess stress on key staff

Dialogue Vs Debate
DEBATE
PositionsDialogue Vs Debate

PositionsInterests

Needs

Build on
Common Ground

PositionsInterests

Needs

Working together

Early Dialogue –Strategic Options
6 Strategic
Connection
Optionsc85Km

Options
3&4
PreferredSellafield Discharges• Discussed at great length in our stakeholder
dialogues & learning is:
1. There are many Marine Stakeholders including
nearby countries
2. Regulators can participate in discussions
3. Short term higher discharges were tolerable iffrom the ‘balancing benefit’ of speeding up
decommissioning or reducing hazard

NDA & Bellona• I know this discussion is about tritium, but if
we take radioactive discharges in general theexample of the ‘InfoArena’ dialogue involving
NDA, Sellafield Ltd from UK & Bellona andothers from Norway is interestingTritium• There are obviously many different options for
dealing with this issue, and one of thechallenges is to work out a suitable process tocome to a conclusion.
• You may be interested in this system, which
we have used in the UK to distinguishbetween reactor systems

Strategic Attributes Versus Reference System
ExtremeBenefit

Benefit

Major
BenefitSignificant
Benefit
Minor
Benefit

Challenge

Reference
SystemMinor
Challenge
Significant
Challenge
Major
Challenge
Extreme
Challenge

Reference
SystemStrategic Attributes Versus Once-through LWR Reference System
ExtremeBenefit

Benefit

Major
BenefitSignificant
Benefit
Minor
Benefit

Challenge

Reference
SystemReference
SystemMinor
Challenge
Significant
Challenge
Major
Challenge
Extreme
Challenge

System A

System B

WINSBest Practice Guide

Available toMembers fromwww.WINS.org
Membership is freeContact
Steve Robinson
SJR Strategic Consulting Ltd
steve@sjrscltd.com
t. +44 20 8878 9362
m +44 79 63 948 761

参考資料１３

Introduction to the Culham Centre for
Fusion Energy (CCFE)
By Stuart Knipe(Head of Tritium & Vacuum Unit)

CCFE is the fusion research arm of the United Kingdom Atomic Energy Authority

Culham Centre For Fusion Energy• Operates JET (Joint European Torus) on behalf of the European
Commission.
• Operates MAST (Mega Amp Spherical Tokamak) as part of the UK
domestic program.
• Theory and Modelling research.
• Technology and Materials programme.
• International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) contracts• DEMO (Demonstration Fusion Reactor) work under European
consortium.
• Tritium Science and Engineering

CCFE Operates JET• JET is the only current Fusion device with a Tritium Fuelling capability

CCFE Expertise• A dedicated Tritium Science and Engineering Group withover 20 Scientists and Engineers• Over 20 years of Operational, Research & Development
expertise with tritium systems• Founding member of UK Tritium Users Group– Established to ‘encourage and maintain effective informationexchange on tritium issues and studies’– leading to the sharing and exploitation of "best practice"methodologies in tritium operations and waste treatment.

Tritium Sources and Users
•

•
•

•
•
•

•

Atmospheric via cosmic rays
– Natural inventory = 3.5kg, 200g produced every year [1]– Small amounts additionally produced within the Earth
Nuclear weapons tests– Residual atmospheric tritium levels amount to 1.26 107 TBq (35kg) [1]
Nuclear fission power plants– Fission products and nuclear fuel reprocessing– Activation of deuterium in CANDU/heavy water reactors
Fusion facilities
Nuclear weapons research/production
Radio-nuclide labelling– Particularly significant due to the production of tritiated organic
molecules
Luminescent devices
1 - Livre Blanc (White Book) du Tritium, l’Autorité de sûreté nucléaire, 2010

Tritium Operations

Active Gas Handling System (Tritium Plant)• Closed loop tritium fuel cycle• Authorisation for 90g Tritium (32,000 TBq)
• Water Detritiation System Commissioning in 2014

JET Water Detritiation System (WDS)• To recover tritium from waterproduced by a ‘clean-up’ system• Simple process to meet specificneed at JET• Not ‘State of the Art’

Tritium productto main process

Water Detritiation System (WDS)• Reprocessing plant (Canada) unable to accept water due to chemical
impurities• Simple system employing water purification, electrolysis, hydrogen
purification and hydrogen distillation• Non ‘State of the Art’ design from considering options available• Not optimum efficiency• Capital cost of ~ £1.5M• Process up to 135 kg of water per day (34m3 per year based on 250
operating days per year)• Activity up to 0.18TBq/l (6,000TBq per year)• No residual water. Full conversion to molecular hydrogen• Power consumption ~ 130kW (Electrolysers 40kW)

Water Treatment Options• 4 individual options involving 5 locations were considered in
combination to produce 30 options.
• Purify• Concentrate (water)• Detritiate• Discharge (via an external organisation)• 10 passed ‘pre-screening’ which included being technically viable toachieve disposal and being able to address existing inventory andfuture arisings.
• Each option assessed against 16 criteria under 5 headings• Sensitivity analysis performed against each of the 5 headings. Eachnormalised before applying a weighting factor of 2.

Criteria and Scoring (1)Heading

Criteria

Notes

Scoring (1 to 5)

Availability/
Practicality

Lead time

Time required for fullavailability

1 – Greater than 3 years
3 – 1-3 years
5 – Currently available

Continued
availability

Likelihood of continued
availability

1 – Route closed in 2-3 yrs
3 – Route available 5-10 yrs
5 – Available forforeseeable future

Proventechnology

Technology proven for use

1 – Theoretical
3 – Proven for samples
5 – Proven at required scale

Criteria and Scoring (2)Heading

Criteria

Notes

Scoring (1 to 5)

Financial

Start-up cost

Initial cost to set up route1 – High
3 – Medium
5 – Low

Operational cost

Running cost: utilities, rawmaterials, training etc.

1 – High
3 – Medium
5 – Low

Decommissioning Decommissioning cost

1 – High
3 – Medium
5 – Low

Commercial
Benefit1 – Low
3 – Medium
5 – High

Potential for commercial
opportunities

Criteria and Scoring (3)Heading

Criteria

Environmental Transport
emissions

Notes

Scoring (1 to 5)

Emissions/carbon
associated withtransporting HTO

3 – As current route

Process energy
use

Energy used (excluding
3 – As current routetransport) for entire route –including off-site

Tritium
recovery

Does method allow tritium
to be recovered for re-use

1 – None recovered
3 – Some recovered
5 – All recovered

Volumereduction

Overall volume of waste
reduction (including
secondary waste)

3 – As current route

Criteria and Scoring (4)Heading

Criteria

Notes

Scoring (1 to 5)

Health and
SafetyProximity
Principle

Dispose/manage close topoint of production

3 – As current route

HTO
Handling

Risk of exposure during
handling

3 – As current route

Number ofprocesses

Increased opportunity for
accidents

3 – As current route

Criteria and Scoring (5)Heading

Criteria

Notes

Scoring (1 to 5)

Regulatory/
PublicRelations

Change to
Would option require
Environmental change to Permit
Permit1 – Major or immediatechange required
3 – Minor change or change
in 2+ years
5 – No change required

Legislation

Feasible undercurrent/future
legislation

1 – Potential for legal
breach3 – Legal breach unlikely
5 – No potential for legal
breachPublic Image

Perceived
harm/potential fordamage to image

Local Stakeholder Engagement• Twice yearly Culham Local Liaison Committee (LLC)– Discussion with local politicians, tenants, local inhabitants(schools and villages) and regulators. Present progress
and future plans. Chaired by CCFE Chief Executive• Close links with local councils – especially economic
development teams and planning• Close links with local MPs (UK Parliament) and MEPs
(European Parliament).
• Open evenings/days – one per month, 100 people
attending each. Many of them local residents; somededicated to local villages and towns. Free to attend.

Local Stakeholder Engagement• ‘Best Available Techniques’ (BAT) Study performed byindependent organization to develop Culham Integrated
Waste Strategy considering all waste streams not justradioactive.
• Local stakeholders and regulator are an integral part ofthe BAT study team. Independent technical experts
present to provide balanced view.
• Considers all aspects of strategy including traffic, noise,energy, discharges, employment and timescales etc.

History of Culham

Originally a naval air station – RNAS Hornbill
Dedicated fusion laboratory since 1965
Selected to host The Joint European Torus(JET) in mid 1970s – JET completed in 1983.
Run by the UK Atomic Energy Authority

The UK Atomic Energy Authority Mission
The Authority’s principal mission is to position the UK
as a leader in a future, sustainable energy economy byadvancing fusion science & technology and related
technologies to the point of commercialisation.

Thank you for your attention

参考資料１４

浅地中埋設処分施設の基本概念と安全評価の考え方について

平成26 年 2月27日(木)原子力機構 埋設事業推進センター
設計技術課
無断複製・転載禁止 原子力機構

① 放射性廃棄物の処理・処分
廃棄体化処理施設

発生施設

処

埋設施設

理

蒸発濃縮
均一固化体
液体廃棄物

分

別
却
均一固化体

溶

融

充填固化体

難燃物
有害物質等

保管※

溶融体

圧

縮

充填固化体

不燃廃棄物
圧縮体

セメント充填

国 によ る 廃 棄 体 の検 査

焼
可燃物

ピット型埋設

充填固化体
【梱包】

無害化

医療系廃棄物

トレンチ型埋設

コンクリート等廃棄物
コンクリート類

無断複製・転載禁止 原子力機構

1

② 放射性廃棄物の処分方法
処分深度（目安）

地表トレンチ型埋設処分

低ピット型埋設処分

50m

余裕深度処分放射能濃度

低レベル放射性廃棄物

100m

200m

高レベル放射性廃棄物（低レベル放射性廃棄物の一部）（ガラス固化体）

300m

高
地層処分
無断複製・転載禁止 原子力機構

2

③-1 浅地中処分施設概念 –トレンチ処分施設 放射能濃度の極めて低い廃棄物を対象とし、コンク
リートピット等の人工バリアを設置しない処分施設。
 地下水に放射性廃棄物が直接接触しないように地下水位より上部に施設を設置し、廃棄物の周囲に土砂等を充填し、上部に覆土を敷設。
 原子力機構の原子力科学研究所において、動力試
験炉JPDRの解体により発生したコンクリート等廃棄物のトレンチ処分を実施。現在埋設作業を終了し、埋設地の管理を実施（保全段階）。

廃棄物埋設用トレンチ外観及び雨水浸入防止用テン
ト（定置開始前）

トレンチ処分施設のイメージ図
土壌

上部覆土（2.5m*）

廃棄物層

3.5m*

地下水位

* 原子力機構の埋設施設の例

廃棄物埋設地（保全段階）
フレキシブルコンテナ封入廃棄物の定置作業状況
無断複製・転載禁止 原子力機構

3

③-2 浅地中処分施設概念 –コンクリートピット処分施設 低レベル放射性廃棄物を容器に固型化して廃棄体とし、コンクリートピットに処分する方法。
 放射性物質の移行を抑制するため、ピット全体が透水性の低い岩盤内となるように設置。
 コンクリートピット内はセメント系材料で充填され、側部と上面に透水性の小さいベントナイト混合土層を設置。
 発電所廃棄物のうち、ピット処分対象の廃棄物については、日本原燃（株）の低レベル放射性廃棄物埋設センターにて、処分が実施されている。

コンクリートピット処分施設のイメージ
土壌
地下水位
帯水層

ベントナイト混合土
側部覆土

岩盤

コンクリートピット（廃棄体及びセメント充填）

日本原燃（株）低レベル放射性廃棄物埋設センターのコンクリートピット処分施設
１号廃棄物埋設地

２号廃棄物埋設地
原子力委員会 新大綱策定会議 （第５回）（平成２３年３月８日）
資料第3-1号「放射性廃棄物の処理・処分を巡る取組の現状について」より引用

日本原燃(株)発表資料より引用
無断複製・転載禁止 原子力機構

4

④ 浅地中処分施設の安全評価
初期建設

操業・管理期間中の評価処分施設の管理(操業)期間中において、事業所(周辺監視区域)境界上の最大となる地点で、一般公衆が受ける線量を評価し、線量目標値以下であることを確認

操業(約50年)

線量基準 ： 1mSv/y ※線量目標値： 50μSv/y ※【例：コンクリートピット施設からのスカイシャイン線量の評価】

最終覆土

管理期間終了後の評価
閉鎖後管理※(ピット ：約300年)(トレンチ：約50年)

管理期間終了後、埋設地及び周辺において、一般公衆が受けると想定される線量を評価し、管理期間終了後の線量のめやす値以下であることを確認

線量めやす値
基本シナリオ（確からしい想定に基づくシナリオ）：10μSv/y ※変動シナリオ（周辺環境や埋設施設の変動を想定したシナリオ）：300μSv/y ※管理期間終了(事業廃止)

等
放射性物質が処分施設から地下水へ浸出し、その放射性物質による周辺環境における線量評価、埋設地を利用することにより埋設地に残存する放射性物質からの線量評価を実施する。

※ 第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈(制定平成25年11月27日原管廃発第1311277号原子力規制委員会決定)
無断複製・転載禁止 原子力機構

5

⑤-1 トレンチ処分施設からの流出・移行モデル概念
コンクリート施設の安全評価モデル
降水
地表面

浸透水量（400mm/y）

土壌（透水係数：1×10‐4 m/s）

降雨浸透水が廃棄体層へ浸透して放射性物質が帯水層へ流出

地下水位
動水勾配3%
帯水層（厚さ：2m）

帯水層土壌中の地下水を移行（帯水層土壌層中地下水流速：100 m/y）
（河川までの移行距離：100m）

 降雨浸透水がトレンチ施設に浸入し、放射性物質は、トレンチ施設内の土壌と浸透水の分配平衡により浸透水中を移行し、トレンチ施設下方の帯水層に流出するモデル
 帯水層土壌中の放射性物質の移行計算は、既設の埋設施設の安全評価で用いられている一次元の移流による評価式を用いて評価※ 図中の透水係数等のパラメータは、天澤ら「研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計」JAEA-Technology 2012-031(2012)
で設定した我が国の一般的な環境条件より引用
無断複製・転載禁止 原子力機構

6

⑤-2 コンクリートピット処分施設からの流出・移行モデル概念
ピット施設の安全評価モデル
放射性物質が移流・拡散によりベントナイト
混合土層を移行して帯水層へ流出

土壌（透水係数：1×10‐4m/s）
地下水位
動水勾配3%
帯水層（厚さ：2m）

帯水層土壌中の地下水を移行（帯水層土壌層中地下水流速：100 m/y）

（河川までの移行距離：100m）

岩盤（透水係数：1×10‐7m/s）
岩盤層へ流出した一部が帯水層へ移行

放射性物質が拡散によりベントナイト混合土層を移行して帯水層へ流出
地下水の浸入

岩盤中の地下水を移行（岩盤中地下水流速：0.1m/y）
岩盤層へ流出 ピット内に地下水が浸入し、放射性物質が地下水とセメント系材料の分配平衡により、浸入水へ移行 放射性物質はピット内から移流により岩盤へ流出、またはピット内から地下水流の下流側のベントナイト混合土層内を移流及び拡散により通過して帯水層へ流出
 地下水流の上流側のベントナイト混合土層では、地下水の移流量が非常に小さいと考えられ、放射性物質は拡散により帯水層へ流出
 ピット施設内から岩盤層へ流出した放射性物質の一部が、地下水の移行に伴い帯水層へ移行することを考慮
 帯水層土壌中・岩盤中の放射性物質の移行計算は、既設の埋設施設の安全評価で用いられている一次元の移流による 評価式を用いて評価※ 図中の透水係数等のパラメータは、天澤ら「研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計」JAEA-Technology 2012-031(2012)
で設定した我が国の一般的な環境条件より引用
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7

⑥ 線量評価シナリオの概念図
地下水移行シナリオ
地表●基本シナリオ ○変動シナリオ○ 井戸水利用
・飲用

トレンチ

土壌層

水位
帯水層への
放射性物質の流出

岩盤

帯水層中移行

ピット

岩盤中移行

岩盤中への
放射性物質の流出

土地利用シナリオ

河川流量：1×108 m3/y
人の年間飲料水摂取量：0.61 (m3/y)●基本シナリオ ○変動シナリオ○ 埋設地の大規模 ● 埋設地の跡地利用
掘削利用
・建設作業者
・建設作業
・居住者
・居住者
地表

○ 帯水層土壌の掘削利用・建設作業者
・居住者

帯水層への放射性物質の流出

汚染土壌
帯水層中移行
河川流量：1×108 m3/y

ピット掘削
岩盤中への
放射性物質の流出● 河川岸利用・農作業者
・農作物（葉菜等）摂取・畜産物（牛乳）摂取

掘削

トレンチ掘削水位

土壌層

岩盤● 河川水利用・飲用 ・河川産物摂取
・灌漑農作業者 ・灌漑農作物（米）摂取・灌漑畜産物（牛乳）摂取

岩盤中移行

人の年間飲料水摂取量：0.61 (m3/y)※ 図中の透水係数等のパラメータは、天澤ら「研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計」JAEA-Technology 2012-031(2012)
で設定した我が国の一般的な環境条件より引用
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8

⑦-1 H-3の線量評価結果(研究施設等廃棄物浅地中処分施設の事例)
計算条件
トレンチ施設100
1.4E+13
3.8E+05
7.6E+04
1.5E+0530
土壌(m /kg)
0
岩盤(m 3 /kg)

放射能濃度(Bq/g)
放射能(Bq)本数(本)
廃棄体総量 体積(m 3 )重量(ton)
分配係数

放射能の算出方法

ピット施設
備考
10,000 設定値。
7.2E+14 放射能の算出方法を参照。
2.2E+05 JAEA-Technology 2012-031より引用。200Lドラム缶の本数。
4.4E+04 JAEA-Technology 2012-031より引用。
1.2E+05 JAEA-Technology 2012-031より引用。
0 JAEA-Technology 2012-031より引用。
0 JAEA-Technology 2012-031より引用。

③廃棄体：
②施設：
①放射能
濃度(Bq/g) 密度(kg/m 3 ) 体積(m 3 )トレンチ施設100
2,600
7.6E+04
ピット施設
10,0002,500
4.4E+04④施設：
空隙率(-)
0.30
0.35

⑤放射能
(Bq)
1.4E+137.2E+14

算出式：① × ② ×③ × （1-④） = ⑤

基本シナリオ（めやす線量：10μSv/y）
シナリオ

評価経路

地下水シナリオ

河川水利用

土地利用
シナリオ

河川岸利用
埋設地の
掘削利用

飲用
河川産物摂取灌漑農作業者
灌漑農作物(米)摂取
灌漑畜産物(牛乳)摂取
農作業者
農作物(葉菜等)摂取
畜産物(牛乳)摂取
建設作業
居住者（農作物(葉菜等)摂取を含む）

被ばく形態
経口摂取
経口摂取
外部・吸入
経口摂取
経口摂取
外部・吸入
経口摂取
経口摂取
外部・吸入
外部・吸入・経口摂取

被ばく線量(μSv/y）
トレンチ
ピット
8 . 2 E- 0 1
1 .3 E- 0 1
8.1E-04
1.3E-04
2.2E-07
3.5E-08
6.7E-02
1.1E-02
4.5E-01
7.0E-02
2.6E-07
4.1E-08
8.8E-03
1.4E-03
1.2E-02
1.9E-03
6.1E-06
4.1E-02※ 河川水利用と河川岸利用の評価経路では、放射性物質が施設閉鎖後から地下水中に移行を開始することを想定し、施設閉鎖後からの最大線量、埋設地の利用の評価経路は、管理期間終了後（トレンチ50年、ピット300年）からの最大線量として評価。

変動シナリオ（めやす線量：300μSv/y）
シナリオ
地下水シナリオ
土地利用
シナリオ

評価経路
井戸水飲用
埋設地の
大規模掘削利用
帯水層土壌の
掘削利用

飲用
建設作業
居住者（農作物(葉菜等)摂取を含む）
建設作業者
居住者（農作物(葉菜等)摂取を含む）

被ばく形態
経口摂取
外部・吸入
外部・吸入・経口摂取
外部・吸入
外部・吸入・経口摂取

被ばく線量(μSv/y）
トレンチ
ピット
1.4E-05
3.9E-07
2.2E-05
1.7E-09
1.5E-01
1.1E-05――
1.4E-08―※ 上記の移行経路は、埋設地及び近傍の地下水を利用する経路であることから、管理期間終了後（トレンチ50年、ピット300年）からの最大線量として評価。
「―」は1×10-10μSv/y以下であることを示す。
※ 上記の計算条件の一部は、天澤ら「研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計」JAEA-Technology 2012-031(2012)に基づいて設定
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9

⑦-2 H-3の検討(1)：トレンチ処分施設
トレンチ処分施設から河川に流出したH-3を人が飲用した場合の線量
 廃棄体層への浸透水量(降水量から蒸発散量差し引いた量)を一般的な値400mm/y に設定
 上部に遮水シートや粘土層を設置した場合として、浸透水量を1/10、1/100に想定 したケースも試算
1E+2
浸透水量：400mm/y
浸透水量：40mm/y

1E+1

浸透水量：4mm/y
めやす線量

被ばく線量[μSv/y]

1E+0
1E‐1

管理期間（50年）
終了以降

1E‐2
1E‐3
1E‐4
1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

経過時間[y]

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10

⑦-3 H-3の検討(2)：ピット施設
ピット施設のコンクリートの劣化状態を考慮して、透水係数を 1×10‐5、1×10‐7及び1×10‐9m/sを設定した場合における地下水移行シナリオ（河川水飲用経路）の被ばく線量を試算

河川水中濃度[Bq/l]

被ばく線量[μSv/y]

めやす線量
コンクリートの透水係数：1×10‐5(m/s)
コンクリートの透水係数：1×10‐7(m/s)
コンクリートの透水係数：1×10‐9(m/s)

1E‐1

管理期間
（300年）終了以降
1E‐2
1E+0

1E+1

1E+2
経過時間[y]コンクリート透水係数：1×10‐5m/s

1E+2

1E+2

コンクリート透水係数：1×10‐9m/s

※

①
②

1E+1

1E+0

河川水中濃度（Bq/l）

河川水中濃度[Bq/l]

コンクリート透水係数：1×10 -5 m/s
コンクリート透水係数：1×10 -7 m/s
コンクリート透水係数：1×10 -9 m/s

最大線量（μSv/y）
1.3E-01
5.4E-02
4.2E-02

1E+1

1E+0

1E‐1
1E+0

1E+1

④
⑤
1E+0

1E‐1
1E+3 1E+0

1E+2
経過時間[y]

③

1E+1

1E+1

1E+2
経過時間[y]1E+3※ ①ベントナイト混合土層から土壌層へ移行（移流+拡散） ②岩盤層へ移行（移流）③岩盤層から土壌層へ移行(移流）④ベントナイト混合土層から土壌層へ移行（拡散）⑤ ①から④の合計

1E+3

コンクリート透水係数：1×10‐5m/s
‐100m

0m

100m

‐100m

0m

100m

‐100m

0m

100m

‐100m

0m

100m

‐100m

0m

100m

0m

100m

コンクリート透水係数：1×10‐9m/s
‐100m

（0年後）
地下水中濃度（Bq/l) 0.0E+0

2.5E+3（20年後）
5.0E+3
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7.5E+3（50年後）
1.0E+411

⑦-3 H-3の検討(3)：ピット施設
ピット施設内にホワイトゾーンを設置した場合の地下水移行シナリオ（河川水飲用経路）の被ばく線量を試算
ホワイトゾーン（コンクリート）の設置した場合の被ばく線量
ベントナイト混合土層

1E+1

2m

めやす線量

ホワイトゾーン（コンクリート） 0.3m

コンクリートの透水係数：1×10‐5(m/s)
コンクリートの透水係数：1×10‐7(m/s)
コンクリートの透水係数：1×10‐9(m/s)

被ばく線量[μSv/y]

1E+0

廃棄体層

ベントナイト混合土中の拡散係数：3×10‐10 m2/s
ホワイトゾーン（コンクリート）中の拡散係数：3×10‐11 m2/s
廃棄体層中の拡散係数：3×10‐10 m2/s

1E‐1

管理期間
（300年）終了以降

1E‐2
1E+0

1E+1

1E+2
経過時間[y]1E+3

河川水中濃度（Bq/l）
1E+2

コンクリート透水係数：1×10‐5m/s

1E+2

コンクリート透水係数：1×10‐9m/s※①

河川水中濃度[Bq/l]

河川水中濃度[Bq/l]

②
1E+1

1E+0

1E‐1
1E+0

1E+1

1E+2
経過時間[y]

1E+3

③

1E+1

④
⑤
1E+0

1E‐1
1E+0

1E+1

1E+2
経過時間[y]

無断複製・転載禁止 原子力機構※①ベントナイト混合土層から土壌層へ移行（移流+拡散）②岩盤層へ移行（移流）③岩盤層から土壌層へ移行(移流）④ベントナイト混合土層から土壌層へ移行（拡散）⑤ ①から④の合計

1E+3

12

参考資料１５

トリチウム水の浅地中処分に係る検討

独立行政法人日本原子力研究開発機構
平成26年10月24日

トリチウム水の処分の選択肢の１つとして浅地中処分方式による検討
前回*1は一般的な環境条件の下での浅地中処分方式による安全確保について提示環境条件等を考慮した安全評価結果を提示*1:平成26年2月27日 トリチウム水タスクフォース（第4回） 資料2 浅地埋設処分施設の基本概念と安全評価の考え方についてトリチウム水の条件
総水量：8×105m3
放射能濃度：X Bq/L

 放射性廃液の埋設処分に際しては、2００Lドラム缶等にセメント等の固型化剤で固型化した後、コンクリートピット等へ定置 総水量が8×105m3なので、２００Lドラム缶でセメント固化体を製作すると総量は約667万本と試算
 研究施設等廃棄物のコンクリートピット(12,960本/基*2)を参考とすると、コンクリートピットが515基必要

ピットの区画内にトリチウム水とセメント系固型化材を混練して直接流し込み施設と一体的に固化する方法を想定*2:JAEA-Tech.2012-031”研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計”

１

想定したコンクリートピット施設の概要
ピット4基分

ピット施設の条件

0.4m

ピット１基の大きさ

内壁

0.4m

47

基分

ピット施設全体の大きさ

0.4m

ピット

施設規模
：40m × 36m × 6.9m
外周壁(ホワイトゾーン) ：0.4m
内部壁厚
：0.4m
底板
：0.6m
上板
：0.5m

外壁

ピット基数
：188基（4行×47列）
ピット外容積：1.9×106m3
ピット内容積：1.4×106m3（H-3 埋設最大容量：8.2×105m3）
海岸までの距離900m
コンクリートピットの大きさは、JAEA-Tech.2012-031「研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計」等をもとに設定。

ホワイトゾーン

0.4m
0.4m

0.4m

２

想定したコンクリートピット施設の規模のイメージ

8
安全評価に使用したボーリング位置

施設規模のイメージ図（左の地図と同じ縮尺である）
200Lドラム缶を用いて処分する場合(ピット：515基)

1,880m(47列)コンクリートピット施設（188基）

約150m
（ 4行)

8’
解析を行う上で、仮に1Fサイトへ設置した場合を例とした。

実際の配置では、地形、既存構造物、施設点検路等の考慮が必要であり、より広大な面積が必要

３想定したコンクリートピット施設の配置概念
 施設を地下水位より深い位置に設置する場合

地下水位
低透水性土壌層
（ベントナイト混合土層)

 施設を地下水位より浅い位置に設置する場合
低透水性土壌層
（ベントナイト混合土層)
遮水シート

地下水位

４

評価に用いた地質条件評価に使用した互層の透水係数５

コンクリートピットからの安全評価について-地下水より深い位置に設置する場合評価フロー

評価モデル図2次元地下水流動解析

1次元核種移行解析

ピット内への地下水の浸入量、浸出量を計算

ピットから浸出し、地下水に移行したH-3の放射能濃度計算

低透水性土壌層（ベントナイト混合土層)
厚さ2m、4m、透水係数10-8、10-9(m/s)
動水勾配4%

地下水位
地下水中濃度を計算する
層の厚さ5m(互層の厚さから設定)

ピットの透水係数10-5、10-6、10-7(m/s)

海岸までの距離900m

埋設する土壌層 透水係数10-5(m/s)、間隙率0.4、地下水実流速32（m/y）

６2次元地下水流動解析による浸出水量の計算結果
流出水量(m3/y)

透水係数（m/s）
case
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10

コンクリート ベントナイト

1E-05

1E-09
1E-08

1E-06

1E-09

1E-07

1E-09

ベントナイト厚さ
全周2m
上下面2m、側部4m
全周4m
全周4m
全周2m
上下面2m、側部4m
全周4m
全周2m
上下面2m、側部4m
全周4m

上面

下面

側面

合計

3.2E+03
3.2E+03
1.7E+03
1.4E+04
2.4E+03
2.4E+03
1.4E+03
5.8E+02
6.1E+02
5.1E+02

3.5E+03
3.5E+03
2.0E+03
1.6E+04
2.7E+03
2.7E+03
1.7E+03
9.0E+02
9.5E+02
7.6E+02

8.8E+02
5.6E+02
5.5E+02
4.9E+03
7.2E+02
4.7E+02
5.0E+02
3.3E+02
2.2E+02
2.8E+02

7.6E+03
7.3E+03
4.3E+03
3.5E+04
5.8E+03
5.6E+03
3.6E+03
1.8E+03
1.8E+03
1.6E+03

地下水位
2m

ピット

ベントナイト
混合土層

地下水流動解析における地盤、ピット施設のモデル図
地下水位

埋設施設
ベントナイト

地下水流動解析によるピット施設への浸入水および浸出水の流跡線図

７地下水中H-3濃度(海岸地点)の計算結果-地下水位より深い位置に設置した場合透水係数（m/s）
ピット及びピット内
ベントナイト混合土(コンクリート)

case
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10

1E-05

1E-09
1E-08
1E-09

1E-07

1E-09

初期放射能濃度に対する比1E-06

初期濃度に対する海岸 地下水中濃度ピーク
到達時の地下水ピーク
到達時間
濃度の比
(年）
2m
5.2E-0346
上下面2m、側部4m
4.5E-03464m
3.5E-04714m
4.0E-02372m
3.2E-0348
上下面2m、側部4m
2.6E-03494m
2.3E-04742m
3.9E-0456
上下面2m、側部4m
3.9E-04564m
3.8E-0581
ベントナイト厚さ

経過時間（年）

８コンクリートピットからの安全評価について-地下水より浅い位置に設置する場合評価フロー

1次元核種移行解析

1次元降雨浸透水量解析

ピット内への浸入水量（＝ピットからの浸出水量）を計算

ピットから浸出し、地下水に移行したH-3の放射能濃度計算

評価モデル図
ピットの透水係数10-5 (m/s)
汚染していない透水性の低い（10-10(m/s)）コンクリート層
40cmを設置するケースを追加
動水勾配4%

ベントナイト混合土層10-9(m/s)厚さ50cm

遮水シート
地下水位

埋設する土壌層 透水係数10-5(m/s)、間隙率0.4、地下水実流速32（m/y）
海岸までの距離900m

流出した後、すぐに地下水に流入するとして計算
地下水中濃度を計算する
層の厚さ5m(海岸付近の砂岩層の厚さから設定)

９

300
降水量…

25

250

20

200

15

150

10

100

5

50

0

0
1

20

3,600

18

16

3,200

14

2,800

12

2,400

10

2,000

8

1,600

6

1,200

4

800

2

400

0

0
0

20

40

60
経過年（year）

80

100

解析に用いた気象データ（過去データ）

4

5

6

7

8

9

10

11

12

4,000
気温

降水量

日射量

3,600

16

3,200

14

2,800

12

2,400

10

2,000

8

1,600

6

1,200

4

800

2

400

0

降水量(mm)4,000
気温（℃） or 日射量（MJ/m2）

日射量3

解析に用いた気象データ（月平均）

降水量(mm)

気温（℃） or 日射量（MJ/m2）

気温

降水量

18

2

月（month）*2:計算にはHELP(The Hydrologic Evaluation of Landfill
Performance model)コードを使用*3：JAEA-Tech.2014-013”研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量の評価”
20

日射量…

気温…

月降水量（mm）

 （独） 農業環境技術研究所で公開している
農業環境データセンターのHPより1kmメッ
シュ毎の4メッシュ分の1978年から2009年の日単位のデータを取得
 100年分の疑似気象データを作成*2*3

月平均気温（℃） or 月平均日射量（MJ/m2）

降雨浸透水量解析のための１F
近 郊 の 気 象 デ ータ と 疑 似 気 象
データの作成

30

0
0

20

40

60
経過年（year）

80

100

作成した疑似気象データ（年毎の経時変化）

１０遮水シートからの漏洩の概念
 遮水シートからの流出は、傷のある箇所、傷のない箇所からの漏洩の2種類を想定するモデル*2*3
 遮水シートの設置条件は以下の4ケースのうち、一部に傷やたわみがあるgoodとpoorの状態を想定
 遮水シートの傷は、25個/haに設定した。（計算コードの推奨値）
遮水シートの設置条件①perfect
②good
③poor
④worst① perfectの場合（一般的ではない）：全く隙間がない状態（密着した状態)：遮水シートに若干のたわみ※がある状態：遮水シートに一定のたわみ※がある状態：遮水シートが劣化している状態

傷からの流出傷のない箇所
（拡散）

水頭

遮水シート

※ 遮水シートと下層土壌が密着していない事を示す。

浸透水
低透水土壌層④ worstの場合②③ good、poorの場合
傷からの流出傷のない箇所
（拡散）

遮水シート

水頭

劣化して遮水機能がない状態

水頭

遮水シート

界面領域
低透水土壌層低透水土壌層界面領域の半径 good poor

自由に水が浸透する

密着の状態は、界面領域の半径で表される。
*2:計算にはHELP(The Hydrologic Evaluation of Landfill Performance model)コードを使用*3:JAEA-Tech.2014-013”研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量の評価”

１１

地下水より浅い位置に設置したコンクリートピットへの浸透水量の評価結果
浸透水量評価モデル
降水

蒸発散量

表面流出

覆土への浸透水量
遮水シート

覆土

横排水量

ベントナイト混合土層10-9(m/s)
厚さ50cm廃棄体層への浸透水量

地下水位

浸透水量の評価結果
case
1
2
3

土壌の透水係数 葉面積指数(m/sec)
(-）
1E-09

2.5

蒸発ゾーン
遮水シートの 遮水シート
深さ
有無
の状態
(cm)
good
あり
30
poor
なし
―

降水量

表面流出

1.3E+03
1.3E+03
1.3E+03

3.4E+01
3.4E+01
3.4E+01

年間平均水量（mm）
覆土への
蒸発散量
浸透水量
6.1E+02
6.1E+02
6.1E+02
6.1E+02
6.1E+02
6.1E+02

横排水量
6.1E+02
6.1E+02
5.8E+02

廃棄体層への浸透水量
4.6E+00
4.9E+00
3.2E+01１２

地下水中H-3濃度(海岸地点)の計算結果-地下水位より浅い位置に設置した場合case

遮水シート
の有無

1
2
3
4
5
6
7
8

流出水量
(m3/y)なし

3.2E+01

9.0E+03あり

5.0E+00

1.4E+03

備考
0年後 漏洩開始
10年後 漏洩開始
30年後 漏洩開始
50年後 漏洩開始
0年後 漏洩開始
10年後 漏洩開始
20年後 漏洩開始
30年後 漏洩開始
0年後 漏洩開始
ホワイトゾーンを評価

初期濃度に対する海 地下水中濃度ピーク
岸到達時の地下水
到達時間
ピーク濃度の比(年）
2.0E-0233
1.1E-0244
3.5E-0364
1.2E-0384
3.8E-0334
2.1E-0344
1.2E-0354
6.8E-0464
6.4E-0443

初期放射能濃度に対する比9廃棄体層への浸透水量(mm/y)

経過時間（年）

１３

まとめトリチウム水の処分の選択肢の１つとして浅地中処分方式による検討を行った。
総水量80万m3のトリチウム水を浅地中処分
するには、少なくとも28.2万m2以上の土地が必要である。

１４

1

参考資料１６

CO2を地下へ圧入・貯留する技術について－苫小牧におけるCCS実証プロジェクト－
汚染水処理対策委員会
トリチウムタスクフォース（第9回）

平成26年7月9日
日本ＣＣＳ調査株式会社

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2

ご紹介内容

１．CO2貯留の仕組みと貯留可能性のある場所
２．苫小牧CCS実証試験の概要

３．適する地層の調査方法・期間
４．圧入装置（圧縮機、ポンプ、坑井 ）５．法的規制および環境影響評価

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3

１．CO2貯留の仕組みと貯留可能性のある場所

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１．CＯ２貯留の仕組み

4

ＣＣＳの仕組み

火力発電所や大規模工場などで排出されるCO2（Carbon dioxide）を大気中に放散する前に捕らえて(Capture）、地中に貯留する（Storage）技術
Carbon dioxide Capture and Storage
二酸化炭素を

回収して

貯留する

工場等

CO2

CO2

CO2は岩石中の隙間に貯留される

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１．CＯ２貯留の仕組み

地質データ
既存
油ガス田
基礎試錐
基礎物探

5

貯留可能量と帯水層分布（沿岸域の貯留層調査）

坑井・震探データ
豊富
坑井・震探データ
あり
震探データあり､坑井なし

既存データによる貯留可能量

カテゴリーB

カテゴリーA（層位トラップなどを有する
地質構造への貯留）（背斜構造への貯留）

A1：３５億トン

B1：２７５億トン

A2：５２億トン（水溶性ガス田）A3：２１４億トン

B2 ：８８５億トン（16海域）

A１＋A2+A3+B1+B2：１４６１億トン
坑井

坑井

地質調査
データ
ベース

※内陸盆地、内湾（瀬戸内海、大阪湾、伊勢湾など）は対象外 ※地下800m以深、かつ4000m以浅を対象

北部九州地域

大阪湾地域
国内貯留可能量とｶﾃｺﾞﾘｰA2サイトの分布(Natural gas
field)(More than 800
m in thickness)

瀬戸内海地域：800m以深に堆積岩層が存在せず、花崗岩類や酸性岩類が分布
地中貯留の候補地から除外される

shallower
than 200 m in
depth

伊勢湾地域

東京湾地域

5

Water depth: 200 m＜H17年度成果報告書p1145-46、p1496＞

1

出典：（公財）地球環境産業技術研究機構
日本ＣＣＳ調査(株)による注記：黒丸で囲った地域の内、東京湾地域以外は上記貯留可能量には含まれないが、貯留層があることが確認されている。

6

２．苫小牧CCS実証試験の概要

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２．苫小牧CCS実証試験

ＣＣＳ大規模実証試験の全体概要

7

・実証試験は、経済産業省が日本ＣＣＳ調査(株)に委託して実施中。商業運転中の出光興産(株)北海道製油所の水素製造装置オフガスからＣＯ２を分離・回収し、年間１０万トン以上のＣＯ２を苫小牧沖の２つの貯留層に圧入。
・平成２４～２７年度は、これら地上設備の設計・建設と圧入井掘削、および地上設備の試運転を行う。

送出配管

苫小牧

東京

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7

２．苫小牧CCS実証試験

実証試験の目的と課題

8【2020年頃の実用化を目指す】
分離・回収から貯留までのCCS全体を、一貫システムとして実証する



適用した既存の各技術が、それぞれ適切かつ有効に機能することを確認する



CCSが、安全かつ安心できるシステムであることを実証する



貯留サイト選定指針の妥当性を、漏出が起きないことによって確認する

地震に関連する不安を、収集したデータに基づいて払拭する• 自然地震が起きても、貯留したCO2に影響が及ぶことはない• CO2の圧入によって地震が起こることはない



地質モデルの構築、改良に対する指針が、妥当であることを確認する

プロジェクトの操業および安全に関する技術基準を作成する

プロジェクト情報およびデータを開示し、市民にCCSを理解してもらう

実用化へ向けて、改善すべき課題、解決すべき課題を明らかにする

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9

３．適する地層の調査方法・期間

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１．CＯ２貯留の仕組み

地表と地下での流体の密度変化（ＣＯ２と水の比較）

10

地表
流体の種類
ＣＯ２
水

流体の密度

地層の圧力と温度は深度の増加に伴って増加し、CO2は圧力と温度の増加に伴って密度が急激に増加する。立方体はCO2が占める相対体積であり、深度の増加に伴って小さくなる。
一方、水の密度はこの圧力と温度の範囲ではほとんど変化しない。水の地下での密度はCO2の約1.4倍である（同じ質量で比べると、水の体積はCO2の約70%）。
図の出典：二酸化炭素回収・貯留に関するIPCC 特別報告書（日本語版）p218 (2005)に加筆
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３．地層の調査

ＣＯ２の貯留に適した地層
ＣＯ２を地中に貯留するためには、貯留層とその上部を覆う遮蔽層が対になった構造が条件。遮蔽層は貯留層に入れたＣＯ２が漏れ出さない
ようフタの役割を果す。

遮

蔽

層

•泥岩
•すき間が少ない（すき間は地層水で満たされている）•ＣＯ２が浸透しにくい性質
ＣＯ２を通さない貯留層•砂岩、火山岩など•すき間が多い（すき間は地層水で満たされている）•ＣＯ２が浸透しやすい性質
ＣＯ２を貯められる

1mm
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11

３．地層の調査

ＣＣＳ大規模実証プロジェクトのスケジュール

12■平成20-23年度は調査期間■平成24-27年度は準備期間
設備の設計・建設、坑井の掘削、操業の準備などを実施■平成28-32年度はCO2 圧入・モニタリング期間
年間10万トン以上のCO2を３年間（平成28-30年度）圧入

Ｈ20
年度

Ｈ21
年度

Ｈ22
年度

Ｈ23
年度

Ｈ24
年度

Ｈ25
年度

Ｈ26
年度

Ｈ27
年度

Ｈ28
年度

Ｈ29
年度

Ｈ30
年度

Ｈ31
年度

Ｈ32
年度

2008

2009

2010

2011

2012

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

調 査

準 備

CO2圧入
モニタリング
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３．地層の調査

13

苫小牧地点 調査段階（平成20-23年度）の成果概要
既存データからの地質検討
実地調査
・三次元弾性波探査・調査井掘削数値シミュレーション
・地質モデル構築
・CO2挙動予測シミュレーション

貯留層総合評価
設備検討
・CO2分離・回収システム（D1-1、D1-2基地）
・CO2液化・輸送システム（D2基地）
・CO2圧入システム（D0基地、圧入井）

モニタリング計画

実証試験計画（案）Copyright 2014 Japan CCS Co., Ltd.

３．地層の調査

苫小牧における貯留層評価に係る調査モデル構築範囲（萌別層）
8km×16km

・第一次3次元弾性波探査
モデル構築範囲（滝ノ上層）
8km×12km
苫小牧CCS-2
1,218m（垂直井）・第二次3次元弾性波探査
・滝ノ上層調査井（傾斜井）・萌別層調査井（垂直井）苫小牧CCS-1
3,700m（傾斜井）・地層モデル構築（滝ノ上層）
・地層モデル構築（萌別層）
３Dデータ範囲（2009）
3.8km × 4.1km

・CO2挙動予測シミュレーション（滝ノ上層）坑井A

・CO2挙動予測シミュレーション（萌別層）

３Dデータ範囲（2009+2010）
5.9km × 7.6km

2km©2011 Google「ＣＣＳ実証試験実施に向けた専門検討会」資料より

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14

３．地層の調査

苫小牧地点実地調査（３D弾性波探査の測定風景）
各種手法を駆使して貯留サイト近傍の地質構造および性状を把握
発振船
エアガン発振で生じた水泡

航行速度 6km/h
発振サイクル 25m毎 (約15秒間隔)

エアガン
海面下約６ｍ

撮影 2009.10.22
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15

３．地層の調査

16

調査井掘削（苫小牧ＣＣＳ－１、滝ノ上層対象）≪目的≫
苫小牧地区における地質構造の詳細な把握によるCCSの可能性調査≪期間≫
敷地工事 平成22年7月～9月
調査井掘削 平成22年10月～平成23年3月≪調査井位置≫北海道苫小牧市汐見町地先 西港区土砂処分場内（国土交通省北海道開発局室蘭開発建設部所管）≪掘削方法≫
掘削リグを使用して、陸上から沖合に向かって坑井をコントロールして曲げながら（傾斜掘り）、目的地層深度（約3,700m、垂直深度：3,050m）まで掘削した。

3D(2009)
3D(2010)2 km

リグ（掘削機械）
高さ：48.50ｍ
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３．地層の調査

17

CCS実証試験の貯留層m

萌別層観測井第四系

鵡川層（礫岩、砂岩、泥岩）
遮蔽層

萌別層（泥岩）貯留層

萌別層（砂岩）荷菜層（泥岩）遮蔽層

平取＋軽舞層（泥岩）

振老層（泥岩）貯留層

滝ノ上層Ｔ１部層（火山岩類）
m

m

滝ノ上層泥岩層m※この断面図は、滝ノ上層圧入井坑跡における断面図

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３．地層の調査

18

CO2圧入挙動（萌別層）(i)圧力挙動 （シミュレーション結果）
・ベースケース：25万トン／年×3年間の圧入を確認。
圧入圧力上限（坑底）： 13.4 MPa

累計圧入量

累計圧入量（トン）

圧入レート（トン/年）

坑底圧力（kPa）

圧入圧力上限（坑底）【計算方法】
リークオフ圧力（等価泥水比重：1.50）と貯留層上限深度（1011.9mVD）から
地層破壊圧が１4.9MPaとなる。
その90%を圧入圧力上限（坑底）とした。

坑底圧力

圧入レート
0

10

20

30

40

50

圧入開始からの時間（年）

圧入圧力挙動（ベースケース）「ＣＣＳ実証試験実施に向けた専門検討会」資料より

坑底圧力は、圧入によって上昇するが、圧入終了後約5年で大きく降下し、以後ゆっくりと初期地層圧に近づく。
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３．地層の調査

19

貯留CO2の長期挙動予測（萌別層） 3年後（圧入終了時）（i）長期挙動予測 圧入終了時（3年後）・気相ＣＯ２は圧入井近傍で東西約400ｍ、南北約600ｍに飽和率の高い範囲が拡がる。
・溶解ＣＯ２濃度は圧入井近傍で東西約400ｍ、南北約600ｍに拡がる。
圧入井

CO2飽和率
(ベース
ケース)

圧入井

1km
1km

100%
遮蔽層

貯留層

1km

50%

1km

平面図

東西断面図

0%

圧入井
1.5mol/kg

圧入井

1km

溶解CO2濃度
(ベース
ケース)

1km

遮蔽層

1.0mol/kg

貯留層

1km

0.5mol/kg

1km
平面図「ＣＣＳ実証試験実施に向けた専門検討会」資料より

東西断面図

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0mol/kg

20

４．圧入装置（坑井、圧縮機、ポンプ）

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４．圧入装置

21

地上設備の位置関係

ガス供給基地(排出源）
CO2圧入基地

CO2分離･回収基地

ガスパイプライン

萌別層圧入井
滝ノ上層圧入井
0

250

500m

©Google © 2013 ZENRIN Image © 2013 DigitalGlobe

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４．圧入装置

22

CO2 圧縮・圧入システム
MPa

Pressure:

CO2

Temperature: ℃

脱水設備

Flow rate: [ton/hr]

萌別層
圧入井
低圧圧縮機

（参考）液体の場合はポンプで圧入可能

1,100 m11 MPa

高圧
圧縮機

45℃

滝ノ上層
圧入井

液体（水）

2,400 m34 MPa91℃

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４．圧入装置

23

滝ノ上層圧入井
滝ノ上層CO2圧入井概念図
GL

SSSV

20"CSG(J-55 133#/Premi um jt)
@200m

KOP深
度

垂直深度

水平偏距

最大傾斜

掘削長

925ｍ

2,754ｍ

4,347ｍ72°

5,800ｍ

CO2はチュービング管を通って地下に送り込まれ、その先端部分に穿たれた穴から貯留層内へ圧入される。

KOP@ 925m

13-3/8"CSG(J-55 54.5# / BTC)
@1,650m MD(1,472m TVD)

Incl ination 72°
3-1/2" Tubi ng(110-13Cr +5Ni +2Mo 12.7#
Premi um Jt)

PT sensor

PT Sensor

9-5/8"CSG(13Cr L-80 43.5# Premi um Jt)@4,800m
MD@4,750m MD(2,445m
TVD( 2,445m
TVD)
7"Li ner(13Cr L-80 29#/Premi um Jt)@ 4,650m - 5,800m MD

8-1/2" Hol e TD
@ 5,800m MD(2,754m TVD)

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23

24

５．法的規制および環境影響評価

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５．法規制、環境評価等

圧入およびモニタリングシステムの位置関係
高感度陸上地震計

ガス供給基地《出光興産様精油所内》
圧入井 2坑 （坑口）
萌別層観測井 （鉛直）
滝ノ上層観測井 （鉛直）ＣＯ２分離回収/圧入基地《精油所に隣接》

観測井苫小牧 CCS-1
（坑口）

OBS

• OBC （Ocean Bottom Cable： 海底受振ケーブル）
微小振動、自然地震観測、二次元弾性波探査に使用。

OBS

OBS

© Google

三次元弾性波探査
作業範囲

OBS• OBS （Ocean Bottom Seismometer： 海底地震計）
微小振動、自然地震観測に使用。

Image © 2013 DigitalGlobe Data SIO, NOAA, U.S. Navy, NGA, GEBCO

Image © 2013 TerraMetrics

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25

５．法規制、環境評価等

26

モニタリングシステムの概要
圧入基地管理棟
観測データ →
ＣＯ２圧入→←観測データ

OBS

←

OBS

観
測 観
デ 測
ー
タ デ
ー
タ
←

萌別層
圧入井

←

OBS

←観測データ

←
観
測
デ
ー
タ

陸上設置
地震観測点
苫小牧CCS-1
滝ノ上層
圧入井

萌別層
観測井

観
測
デ
ー
タ

OBS

常設型OBC

萌別層砂岩層：CO2流量センサー：温度・圧力センサー：３成分地震計

Hi-netデータ（自然地震）

ＣＯ２圧入→

観測データ →

←観測データ滝ノ上層T1部層
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滝ノ上層
観測井

５．法規制、環境評価等

海洋環境調査27

 CCS実証試験の実施に際しては、「海洋汚染等及び海上災害の防止に関する法律（海洋汚染防止法）」に則り、海洋環境調査を実施しなければならない。

1. 調査範囲（左図）

海洋環境調査調査範囲
現地海洋環境調査範囲(案)• 苫小牧港港湾区域内12観測点

2. 調査方法• サイドスキャンソナー／サブボトムプロファイラー• 流向・流速計による測定（海水の流れの方向と速さを調査）• 採水器での採集（塩分濃度等、およびプラン
クトンの状況を調査）• 採泥器での採集（海底堆積物の状況を調査）• 網や簡易ドレッジによる採捕（底生生物の種
類、数などを調査）• ダイバーやＲＯＶによる底生生物の撮影

調査海域
想定調査海域

3. 三段階にわたる調査• 準備・建設段階• 実証試験実施段階
⁻ CO2 圧入運転中
⁻ CO2 圧入運転後• 実証試験終了後

苫小牧港湾計画図に加筆
苫小牧港港湾計画図に加筆

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0

1

2km

５．法規制、環境評価等

28

ロンドン条約96年議定書と海洋汚染防止法の改正
2006年にロンドン条約96年議定書が改定され、CO２ の海底下地中貯留が国際法上で可能となった。
わが国では、2007年に海洋汚染防止法が改正・施行され、ロンドン条約が批准された。
【改正法の骨子】
１．廃棄物の海底下廃棄の原則禁止
廃棄物を海底の下に廃棄することは、２の許可を受けた場合を除き禁止。
２．CO2の海底下廃棄に係る許可制度の創設（１）CO2を海底の下に廃棄しようとする者（陸域から廃棄しようとする者を含む。）は、環境大臣の許可を受けなければならない。
（２）（１）の許可を受けようとする者は、環境影響を評価しなければならない。
（３）許可を受けてCO2を海底の下に廃棄する者は、海洋環境の保全に障害を及ぼさないよう廃棄し、また、海洋環境を監視しなければならない。
海洋汚染防止法では「貯蔵」も廃棄に含まれるが、当社ではCO2の「貯留」を用いる。

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５．法規制、環境評価等

29

ロンドン条約96年議定書の概要（平成19年2月中央環境審議会答申資料）
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５．法規制、環境評価等

30

平成25年度に行った情報提供活動例

パネル展（合計18回）

子供向け科学実験教室（合計10回）

CCS 講演会（H26.3月、苫小牧市）

プレス発表 （合計10回）

現場見学会（合計19回）

2013地球温暖化防止展（H25.5月)

大学向け講演会（合計12回）

エコプロダクツ2013（H25.12月）

建設現場ライブ映像公開（ホームページ）

ＣＣＳ解説アニメーション
CCSバナーCopyright 2014 Japan CCS Co., Ltd.

31

ご清聴ありがとうございました
http://www.japanccs.com/

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参考資料

ＣＣＳ／ＣＯ２ -EOR：世界の大規模プロジェクト

32※大規模：年間80万t以上（石炭火力）
年間40万t以上（その他の排出源）

大規模プロジェクト60件（2014年2月）
運転中： 12件
建設中： 9件
精査中： 15件
評価中： 16件
構想：
8件

北米：
26件
欧州：
11件
アフリカ：
1件
中東：
3件
アジア：
14件
オセアニア： 4件
南米：
1件

出典：Global CCS Institute, “The Global Status of CCS 2013” および “The Global Status of CCS February 2014”に基づいて作成、一部追記
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参考資料

33

大規模ＣＣＳ事業：稼働中プロジェクト
国

CO２ 量/年

運転開始

排出源

回収
タイプ

輸送距離

輸送
タイプ

貯留
タイプ

米国

130 万トン1972

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

132 km陸→陸パイプライン

EOR

米国

68 万トン

1982

肥料生産

燃焼前

225 km陸→陸パイプライン

EOR）

米国

700 万トン1986

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

190 km陸→陸パイプライン

EOR

4 Sleipner CO 2 Injection

ノルウェー

100 万トン1996

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

0 km

直接圧入

海底下
帯水層

カナダ

300 万トン

2000

合成天然ガス

燃焼前

315 km陸→陸パイプライン

EOR

6 In Salah CO 2 Storage２

アルジェリア

100 万トン2004

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

14 km

陸→陸パイプライン

陸上
帯水層

7 Snøhvit CO 2 Injection

ノルウェー

70 万トン

2008

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

152 km

陸→海底
パイプライン

海底下
帯水層

米国

84０ 万トン2010

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

256 km陸→陸パイプライン

EOR

プロジェクト名
1 Val Verde Natural Gas Plants １）2
3

5

Enid Fertilizer CO 2 -EOR Project１）

Shute Creek Gas Processing
Facility１Great Plains Synfuel Plant andWeyburn-Midale Project）

8 Century Plant１）
9

Air Products Steam Methane
Reformer EOR Project

米国

100 万トン

2013

水素製造

燃焼前
（合成ガス）

101 – 150km

陸→陸パイプライン

EOR

10Petrobras Lula Oil Field
CCS Project

ﾌﾞﾗｼﾞﾙ70 万トン

2013

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

0 km

直接圧入

EOR

11

Coffeyville Gasifi cation
Plant

米国

100 万トン

2013

肥料製造

工業分離

112 km陸→陸パイプライン

EOR

米国

100 万トン2013

天然ガス精製燃焼前（ガス処理）

不明

陸→陸パイプライン

EOR

12 Lost Cabin Gas Plant

１） 米国の4件のEORプロジェクトは、適切な貯留CO2のモニタリングがなされていないため、 IEAやCSLFではCCSプロジェクトとしては認められていない。
２） In Salahプロジェクトは2011年6月から操業を停止している。

出典：Global CCS Institute, “The Global Status of CCS 2013” および “The Global Status of CCS February 2014”に基づいて作成
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33

参考資料１７

社会的視点からの評価項目や留意点
福島県民目線で感じること
１月１５日、第２回トリチウム水タスクフォース会合での報告資料
コープふくしま野中俊吉

Ⅰ、社会的な視点からの評価項目や留意点（１） ２０１３年１２月２０日閣議決定「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」の通り一連の取り組みは福島復興の加速のためにあるべきと理解しています。
だからこそ、個別課題ごとの選択肢は福島県民の目線に十分配慮された切り口であることが大切であり、福島県民が復興の加速を実感できる内実が求められると思います。
被災者(県民)の現状（いくつかの事例・・・３年過ぎてこの状態）①不慣れな避難生活や度重なる避難先の変更などにより、関連死者数は被災３県中最多で、津波被害による死者数をすでに上回っています。
②強制避難住民の家はネズミや他の野生動物に荒らされ、そのまま住める状態ではない。
（震災当日、近所の人と外の小屋で焚き火をして一夜を過ごし、朝になるとすぐに防災無線で避難指示が出され、地震で倒れた家具等の片付けもできずに着の身着のまま避難して、避難先を何箇所もさまよい、間も無く３年が過ぎようとしている。その間、我が家
はネズミ等に荒らされ、ネズミの食べたカスやネズミの糞で覆われている）＊ある仮設住宅・・・双葉町の仮設住宅だけでも県内何箇所にも点在している・・・の自治会長は『仮設住宅では息が詰まるので時々双葉町の我が家に帰る。しかし家の中を見ると落込
むので、家には入らず外の物置周辺に腰をかけてタバコをすいながら数時間滞在して気分を紛らわせてまた仮設住宅に帰っていく』と話していました。
③富岡町の夜ノ森公園近くの民家の庭先にイノブタが９頭もたむろしていました。視察に訪れたわれわれのバスが停車して覗き込んでも、恐れることも無く平然としていました。
④すぐにでも帰還を考えている田村市の都路地区を通ると、民家の敷地や道路横に除染したものが詰まったフレコンバッグが無造作に置かれていました。
⑤住民帰還を進めようとしている南相馬市小高区(旧小高町)は住民が瓦礫撤去に取組んでいますが、夏の間は生い茂ったセイタカアワダチソウに隠れて見えなかった瓦礫(ひっく
り返った車等)が、草が枯れた今(冬)は姿を現し、小高地区でさえも帰還の準備が遅々として進んでいないという印象を受けます。
⑥浪江町は昨年末ころインフラ復旧に着手したようですが、瓦礫撤去などはほぼ手付かずという印象を持ちます。打ち上げられた漁船はそのままですし、津波遭難者捜索の際に積上げられた瓦礫の山はそのまま放置されています。

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（２）福島第一原発に関する住民(県民)の気持ち① 住民(県民)にとって、トリチウムはセシウムと比べて知識(「なじみ」)が薄いと思います。
② 住民(県民)にとって、トリチウムは新たな（謎の）放射能(放射性物質)として映っています。
③ 住民(県民)にとって、事故後２年以上経過してトリチウムが取りざたされることは、“またしても隠されていた”“二年間いったい何をしてきたんだ”という不信感を大きくしていると思います。
④ 住民(県民)にとって、トリチウム汚染水問題が今になって持ち出されることは、一号機から三号機への不安(不信感)を増大させていると思います。
⑤ 漁協組合長の声（漁業関係者としては、苦肉の策で、復興のため地下水バイパスにも協力しようとしている）⑥ 住民(県民)は、第一原発からはすべての核種の放射性物質が海に流れていると思っていますが、口に出せない人も大勢いると感じています。辛くて話題にしたくない人も大勢いると思います。
⑦ トリチウム汚染水を海に放出するということは、東京電力も国も放射能をコントロールする能力が無いという評価になってしまうと思います。
⑧ 住民(県民)は、『もうこれ以上福島県民に原発事故の犠牲を押し付けないで欲しい』と考えています。
（３）トリチウムを海岸から放出したらどんなことが起るか(考えられるか)①住民(県民)の政府に対する信頼は地に落ちると思います。
②避難指示解除されても住民の帰還意欲は萎えると思います。
③漁民の怒りは爆発すると思います。
④この間努力してきてようやく回復基調にある農産物の風評被害は拡大すると思います。
⑤国際的な風評も拡大すると思います。
Ⅱ、トリチウム汚染水処理の選択肢と評価項目に関して① トリチウムの影響が小さいとの話を聴きましたが、そうであれば今後設置されるであろう仮置き場に保管させてもらって、保管施設のメンテナンスを続けたほうが良いと思います。万が一漏れても影響が小さいならそれを修理していけばよい気がしますので、そういう選択肢も評価して欲しいと思います。
② タンクが満杯になる(８０万トン)との説明がありましたが、何が要因か？、土地の問題か？。もっと増やせばタンク貯蔵できると思います。設置場所は東電敷地内に限定しなくても良いと思います。

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資料１

参考資料１８（リスク）コミュニケーションの可能性と課題

大阪大学コミュニケーションデザイン・センター

小林 傳司

本日の話の流れ
 科学技術と社会の関係についての認識の変化– 科学技術基本計画（1986－ ）を素材に– ルーツとしての「トランスサイエンス論」（1972）– ＯＥＣＤでの議論（2008）
 リスクコミュニケーションの反省– ＧＭＯの例– システミックリスク

2科学技術社会論学会（2001年設立）趣意書から21世紀を迎え、自然環境に拮抗する人工物環境の拡大によって深刻化する地球環境問題、情報技術や生命技術の発展に伴う伝統的生活スタイルや価値観との相克など、社会的存在としての科学技術によって生じているさまざまな問題が、社会システムや思想上の課題として顕在化してきている。今や、われわれは、過去の経験に学びつつ、科学技術と人間・社会の間に新たな関係を構築することが求められているのである。

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第２期科学技術基本計画（2001－2005）「人文・社会科学の専門家は、科学技術に関心をもち、科学技
術と社会の関係について研究を行い発言するとともに、社会の側にある意見や要望を科学技術の側に的確に伝えるという双方向のコミュニケーションにおいて重要な役割を担う・・。わ
が国の人文・社会科学は、これまで科学技術と社会の関係の課題に取り組む点で十分とはいえなかった。今後は、“社会のための科学技術、社会のなかの科学技術”という観点に立った人文・社会科学的研究を推進し、その成果を踏まえ媒介的活動が活発に行われるべきだ。」

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社会・国民に支持される科学技術（第3期科学技術基本計画）2006-10
 科学技術が及ぼす倫理的・法的・社会的課題への責任ある取り組み
・人々の懸念（クローン技術などの生命倫理問題、遺伝子組み換え食品に対する不安、個人情報の悪用など）・社会に開かれたプロセスによるルール作り

 科学技術政策に関する説明責任と情報発信の強化
・成果の国民への還元をわかりやすく説明
・研究者のアウトリーチ活動の強化
・学協会の政策提言機能
 国民への科学技術への主体的な参加の促進「各府省が、社会的な影響や国民の関心の大きな研究開発プロジェクトを実施する際、その基本計画、研究内容及び進捗状況を積極的に公開し、それに対する意見等を研究開発プロジェクトに反映させるための取り組みを進める。」

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第４期科学技術基本計画（2011－15）
Ｖ．社会とともに創り進める政策の展開
２．社会と科学技術イノベーションとの関係深化（１）国民の視点に基づく科学技術イノベーション政策の推進①政策の企画立案及び推進への国民参画の促進②倫理的・法的・社会的課題への対応
科学技術が進展し、その内容が複雑化、多様化する中、先端的な科学技
術や生命倫理に関する問題、東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けた原子力の安全性に対する不安など、科学技術と国民の関わりは、
倫理的、法的、社会的にますます深くなりつつある。このため、国として、科学技術が及ぼす社会的な影響やリスク評価に関する取組を一層強化する。

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第４期科学技術基本計画
推進方策
・国は、科学的合理性と社会的正当性に関する根拠に基づいた審査指針や基準の策定に向けて、レギュラトリーサイエンスを充実する。
・国は、テクノロジーアセスメントの在り方について検討するとともに、生命倫理等の問題にかかわる先端的な科学技術等について、具体的な取組を推進する。また、政策等の意思決定に際し、テクノロジーアセスメントの結果を国民と共有し、幅広い合意形成を図るための取組を進める。
・国は、東京電力第一原子力発電所の事故の検証を行ったうえで、原子力の安全性向上に関する取組ついて、国民との間で幅広い合意形成を図るため、テクノロジーアセスメント等を活用した取組を促進する。

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レギュラトリー・サイエンス 科学技術の進歩を人間との調和の上でもっとも望ましい姿に調整する科学（内山、2002）
 科学技術と何らかの形で関係のある問題に関して、その科学
技術的妥当性と社会的正当性の両方を担保するもの（小林信一、2002）⇒「規制」のための科学に尽きるものではない

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テクノロジーアセスメント

 研究開発の発展段階に応じ、科学技術が社会や国民に与える影響について調査分析、評価を行う活動（第四期科学技術
基本計画）
 従来の研究開発・イノベーションシステムや法制度に準拠することが困難な先進技術に対し、その技術発展の早い段階で将来の様々な社会的影響を予期することで、技術や社会のあり方についての問題提起や意思決定を支援する制度や活動を指す。（鈴木達治郎2009）9トランス・サイエンス(1972) ｢トランス・サイエンス｣ (A. Weinberg)の出現「科学に問うことはできるが、科学だけでは答えることができない問題群」→しかし、意思決定しなければならない

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低線量被ばく原子力発電所の事故の可能性（低確率）社会科学（予測能力の限界）
価値に関する問題（純粋研究か応用研究か）

10トランス・サイエンス(1972) 原子力発電所のリスクを例に– 原子力発電所の多重防護の安全システムについて、そのすべて同時に故障するとどうなるか– このような事態が生じる確率はどのくらいのものか– 「きわめて低い確率」を、科学的な見地から「事故は起こりえない」と言っていいのか、あるいはいくら低確率でも起きれば凄まじい被害が生じるのだから、「事故は起こりうる」と想定し、さらに対応策を考えるべき
なのか。

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トランス・サイエンス
どうするか
ワインバーグの答え
 専門家だけでは決めない 社会で議論して決める
 これが民主主義国アメリカのやり方

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トランス・サイエンスの時代

政治科学
客観的真理？

「科学的・定量的判断に基づく意思決定」の前提
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トランス・サイエンスの時代

政治

トランス・サイエンス

科学

レギュラトリー
サイエンス
ＥＬＳＩ「社会的討議に基づく意思決定」
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Organisation for Economic CoOperation and Development
Global Science Forum
Rome Meeting – 9-10 october 2008

Improving the Dialogue with Society on Scientific Issues
First results

GSF-Rome-octobre 2008

Jean-Pierre Alix

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Background and rationale• Government’s preoccupations :• To optimise the interaction with the generalpublic concerning issues that have a sginificant
scientific component• Why ? Number of issues increasing• Examples : GMO, génétic testing, nano, nuclear
waste, science and religion, global warming, …
• Number of public debates more or less organised
in different countries• So an important difference appears, comparedwith periods where discussion was limited to afew experts, either for States or for industry :publics want to express
October 2008

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CNRS/Jean-Pierre ALIX« Golden age » traditions• Transfer of knowledge to lay persons most of thetime by education 「素人には教育」• Unadequacy of understanding of public 「無知」
• Top down decisions 「トップダウン」• « Deficit model »「欠如モデル」• One way communication 「一方向コミュニケーション」• But …
October 2008

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CNRS/Jean-Pierre ALIX

Limits of the model• Today’s life of citizens is affected by science and technology
in a large numbre of areas「科学技術の生活への溢れ出し」• Scientific enterprise is no longer accepted as automaticallybeneficial to society「科学技術への懐疑」• Need for a bidirectionnal dialogue, going beyond traditional
science education ?

「双方向的対話の必要性」

October 2008

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CNRS/Jean-Pierre ALIX

New questions• How to assess and identify the concerns of the public ?
「ひとびとの懸念の把握と評価」• Are they different from those of public’s elected
representatives ?
「議員の発想と人々の発想の違い」• How can consultations be translated to actionable policy
decisions ?
「public consultation と政策の関係」•…

October 2008

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CNRS/Jean-Pierre ALIX

リスクコミュニケーションの反省
Fischhoff, B. （1995） Risk Analysis, Vol. 15, No.2, 1995
Leiss, W. （1996） The Annals of the American Academy, 545, May 1996.

第一フェーズ• 第一段階：数値を把握すればよい• 第二段階：数値を市民に知らせればい（1975－84）

第二フェーズ（1985－94）• 第三段階：数値の意味を知らせればいい• 第四段階：類似のリスクをこれまで受け入れてきたことを知らせればよい• 第五段階：「得な取引」であることを伝えればよい• 第六段階：丁寧に対応すればよい• 第七段階：パートナーとして扱えばよい
第三フェーズ（1995－ ）言うは簡単でもどうやって？
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GM論争の例（1990年代）

日欧の政府や専門家の基本的発想
 欠如モデルによる対応
 科学に基づく安全性
 ゼロリスクはない

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一般市民がＧＭＯに抱く主要な疑問（PABE: Marris et.al. 2001）

 なぜＧＭＯが必要なのか？ その便益は何か？
 ＧＭＯの利用で利益を得るのは誰か？
 ＧＭＯの開発は誰がどのように決定したのか ＧＭ食品が商業化される前に、なぜもっとよい情報を与えられなかったのか？
 なぜ、ＧＭ製品を買うか買わないかを選ぶもっと効果的な手段を与えられていないのか？
 規制当局はＧＭ開発を進める大企業を効果的に規制するのに十分な権限と能力を持っているのか？

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一般市民がＧＭＯに抱く主要な疑問（PABE: Marris et.al. 2001）

 規制当局による管理は有効に運用できるのか？
自然科学だけで応えらな
い問いばかり リスクは真剣に評価されているのか？誰がどのようにそれを行っているのか？
3.11以後の原発問題、放射線被曝問題の場合は
 長期的な潜在的影響は評価されているのか、それはどのよう
どうか？
にしてか？
 解消できない不確実性や未知の事柄は、意思決定の中でどのように考慮されているのか？
 予見されていない有害な影響が生じた場合の救済策として、
どんなプランが立てられているのか？
 予見されなかった被害が生じたときには誰が責任を負うのか、どうやって責任をとるのか？
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イギリスの反省
2.51 Sir Robert May made this point clearly last year in a
publication on GM crops: "There are real social andenvironmental choices to be made. They are not about
safety as such, but about much larger questions of whatkind of a world we want to live in"[23].
In Select committee on Science and Technology Third Report
Science and Society, 2000

「この論争は安全性についてなどではなかった。それよりもっと大きな問い、つまり我々はどんな世界に住むことを欲しているかをめぐるものだった。」

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リスクを例に生起確率 × ハザードだけで考えていいのか？
システミックリスクという考え方
O.Renn & A. Klinke EMBO reports vol.5 2004

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リスクの性質










損害の程度
死亡や傷害、物品の損害など自然的単位で計量可能な負の影響
生起確率
相対頻度での見積もり
不確実性（Incertitude）
さまざまな不確実性（uncertainty）要素の総括的指標
遍在
潜在的損害の地理的分布
持続性
潜在的被害の時間的広がり
可逆性
損害の生じる以前の状態への復旧可能性
遅延効果
起因事象と損害の出現の間の潜伏時間
平等性の侵犯
利益の享受者とリスクの担い手の不一致
社会的動揺の可能性
個人や、社会、文化の利害や価値の侵犯により、社会的紛争やその結果に苦しめられたと感じる個人や集団を生み出す可能性。これはまた、リスクとベネフィットの分配の不平等性や不公正さの知覚によっても生み出される。

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リスクのタイプ
 ダモクレス型– 原発、化学工場、ダム

 キュークロープス型– 火山噴火、津波、洪水、HIV／AIDS、疫病 ピューティア型– 突然の気候変動、農業・食品への遺伝子組み換え技術利用

 パンドラ型– フロンガス、内分泌撹乱物質

 カッサンドラ型– 気候変動、生物多様性減少

 メデューサ型– 電磁波問題28

リスクマネジメントの方式（一例）
マネジメント

科学に基づく

予防原則（事前警戒原則）

討議型

リスクのクラス

損害の程度

生起確率

ダモクレス

高い

低い

キュークローポス

高い

不確実

ピューティア

不確実

不確実

パンドラ

不確実

不確実

カッサンドラ

高い

高い

メデューサ

低い

低い

戦略

災厄の可能性削減
確率の確実性増加
柔軟さの増加パニック抑止危機管理予防原則の適用
代替案の開発
知識の改善
削減と抑止
危機管理
意識構築
信頼構築
市民参加
リスクコミュニケーション
偶発性の管理29

関与者（参加者）拡大の意義
 民主主義体制の当然の要請
 不要な対立の解消と信頼の醸成– 懸念の発見– 適切なフレーミング– 信頼＝意図／能力「日掛貯金」（木下富雄）

 政策の質の向上– 多様な専門知、ローカル知の動員– 多様な価値、利害の反映と調整、公益の発見 合理的失敗– 納得のいく失敗– 後悔の最小化30

まとめ？
1．コミュニケーションに馴染む話題ではないように感じる。(むしろテクノロジー・アセスメント？)
2．リスクコミュニケーションは流行しているが、いわゆる合意形成論と同様に、勝手な期待が先行しているのであって勘違いが多い。
3．それでもどうしても何かコミュニケーションをやりたいというのであれば、お勧めはしないが、下記の項目に対する準備と覚悟が必要。
イ．コミュニケーション活動の実施主体の信頼性確保の方策（東電、エネ庁では困難でしょう）。
ロ．コミュニケーションの獲得目標の明確化（落としどころを事前に決めておけという意味ではない。合意など形成されないことを覚悟しつつ、どういう成果が期待できるかについてイメージを持つこと）。
ハ．コミュニケーションの手法の検討（目的とテーマ依存）。
ニ．出てきた結果の利用方法について、コミュニケーション活動の冒頭で説明できるようにすること（その覚悟がなければやるな）。
4．専門家の中で合意形成ができない問題は、社会とのコミュニケーションでも合意はできない可能性が高いという認識を持て。
5．それでも、適切なコミュニケーション活動に取り組めば、担当組織（例えば エネ庁）の信頼は向上
する可能性があるし、課題に対する対応策についての賛成、あるいは「我が事化」は進展する
可能性はある。また意外な発見（専門家等が思いつかなかった解決方策）もあり得る。でも合意は無理だろう。できるのは「メタ」合意までと覚悟すべし。

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