平成２６年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発）」
中間報告
平成28年4月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1目次
１．研究開発の目的
２．放射性廃棄物対策の全体概要
３．事業内容(1) 研究開発成果の統合(2) 性状把握(3) 廃棄物の処理及び長期保管方策の検討(4) 廃棄物の処分に関する検討(5) 研究開発の運営
４．技術開発の進捗状況管理(1) 実績スケジュール(2) 進捗管理表©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2１．研究開発の目的
本研究は、東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃炉・汚染水対策に資する技術の開発を支援する事業を行うことで、福島第一原子力発電所の廃炉・汚染水対策を円滑に進めるとともに、我が国の科学技術の水準向上を図ることを目的とする。
東京電力福島第一原子力発電所の事故により発生した事故
廃棄物は、破損した燃料に由来した放射性核種を含んでいること、津波や事故直後の炉心冷却に起因する海水成分を含む可能性があること、高線量であり、汚染のレベルが多岐にわたりその物量も大きいこと等、従来の原子力発電所で発生する放射性廃棄物と異なる特徴がある。このため「固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発」においては、これらを安全に処理・処分するために必要とされる研究開発を実施する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3２．放射性廃棄物対策の全体概要
中長期ロードマップ（平成27年6月12日改訂）
４－５．廃棄物対策（２）処理・処分
固体廃棄物の性状把握、幅広く抽出した処理・処分技術の適用性の検討、難測定核種等の分析手法やインベントリ評価技術の開発等を実施し、原子力規制委員会の意見も聴きつつ、2017 年度（平成29年度）内に、「廃棄物の処理・処分に関する基本的な考え方」を取りまとめる。
その上で、現在設計を行っている放射性物質分析・研究施設を活用し、固体廃棄物の性状把握等を通じた研究開発を加速し、2021 年度（平成33年度）頃までを目処に、処理・処分方策とその安全性に関する技術的な見通しを得る。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4２．放射性廃棄物対策の全体概要
福島第一事故廃棄物の特徴
 事故により管理できない状態で発生
 １～３号機の炉心燃料を起源とした汚染＊
 廃止措置作業が状況に応じて変化するため、発生量の想定が困難
 汚染範囲が広く、高線量箇所もあるため、データが非常に限定的（特に長半減期核種の組成）
飛散・拡散

水処理装置

瓦礫／伐採木等
瓦礫

伐採木

土壌

○物量が多く、広範囲に分布○樹木、土壌は処理・処分実績が乏しい○飛散・拡散による表面汚染が主で、一部が滞留水を通じた浸透汚染

汚染水

汚染水処理二次廃棄物
汚染水処理
二次廃棄物

燃料デブリ／解体廃棄物○物量が多く高線量物も多い○現状ではアクセスが難しく、原廃棄物の採取が困難

交換配管・
貯槽等

○処理・処分実績が乏しい○原廃棄物の採取が困難○装置の特徴に応じて発生量や核種量の一部推定が可能＊：放射化物、運転廃棄物由来のものが含まれる可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

３．事業内容 − 固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発
HP SW-1 廃棄物処理処分に関する基本的考え方の提示（平成29年度（2017年度））～廃棄物発生から処理処分までの廃棄物ストリーム候補の提示～
3.(1) 廃棄物ストリームの検討【目標】 廃棄物の発生、保管から処理・処分までの一連の取り扱い（廃棄物ストリーム）の候補を論拠とともに提示
 廃棄物ストリームの原案作成
 原案の詳細化
 廃棄物ストリームの更新

3.(1) 事故廃棄物情報管理ツールの開発【目標】 ユーザーが利用しやすい環境でデータ及び情報を管理・活用できる情報管理ツールの開発
 整備方針、管理方針の構築

 廃棄物データ／分析結果の整備・蓄積

廃棄物情報、各種技術情報、技術絞り込み・処分概念等に係る前提及び考え方

個別検討事項
インベントリ、有害物質の性状等
廃棄物の不足した情報項目等

3.(3) 廃棄物の処理に関する検討【目標】 廃棄体化技術候補の絞り込みに向けた情報、データの収集・整理
 不足情報抽出 処理・廃棄体化に係る基礎試験

 候補技術の一次絞り込み

3.(3) 長期保管方策の検討

検討すべき課題及び個別に検討すべき事項の精査

3.(2) 性状把握

 セシウム吸着装
置吸着塔の評価

インベントリ、混在物質の性状等【目標】 主要な廃棄物の性状に関する情報を集約して提示 廃棄物試料の分析【目標】 分析施設で適用する難測定核種の分析法の開発・整備
 核種分析フローの検討
 高線量廃棄物の分析法開発

重要核種、不足したデータ等

3.(4) 廃棄物の処分に関する検討

 廃棄物ｲﾝﾍﾞﾝﾄﾘの評価【目標】 水処理二次廃棄物に係る長期保管・安定化方策の提示
 多核種除去設備のスラリー安定化法の開発

 情報管理ツールの設計・構築【目標】 廃棄物ごとに適用可能な処分概
念候補とその評価手法の提示
 処分概念の特徴整理・調査
 廃棄物の性状を考慮した処分概念の検討
 新たな処分概念等の検討（解体廃棄物含む）

廃棄体の要件等

廃棄体の性状等©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6

３．(1) 研究開発成果の統合(a)廃棄物ストリームの検討（1/2）
【事業目的】
保管から処理・処分までの課題抽出及び優先度を評価する。物質収支と放射能収支を考慮しつつ廃棄物ストリーム原案の詳細化を行う。
【達成目標と目標達成の指標】
廃棄物ストリームを絞り込む方法の案を示す。詳細化すべき廃棄物スト
リームの項目、優先度を整理して示す。また、廃棄物ストリームを見直す。

【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】●処理フローの絞り込み方法の検討
・平成27年上期に実施した炭酸塩スラリーの処理フロー絞り込みの考え方を基に、他の廃棄物についても処理フロー絞り込みを行っている。
・作成した処理フローの各分岐においてフローを絞り込むための評価項
目を抽出し（図１） 、絞り込むプロセスを提案した。
前処理・処理・再加工
No.

1

2

保管

保管物性状
方式
(保管物形態)脱水(スラッジ)

乾燥
(粉末)

放射能
濃度
小

廃棄体化

容器保管
塩分
濃度

含水率
大

次ページに拡大図を示す

水素
発生

容器破損時
の飛散・漏洩

容器
腐食

取出
内容物の
吸湿性
小

発熱性

小

小

大

大

小

水 へ の 核 今後整備
種 移 行 量 (国プロの
による
予備試験
にて含水
率 50 ％ の
脱水物が
得られて
いる)

ろ過等によ
り水分と固
形分を分離
するため、
脱水物の塩
分濃度は汚
染水同等と
なる

水を含んだ粒状の脱水物が想定されるため、飛散・
漏洩リスクは
小さい

脱水物は
水を含む
ため、放射
線分解に
より水素ガ
スが発生
する

大

小

大

大

大

今後整備
塩分濃度は 今後整備
乾燥した場 ( 塩 分 濃 度
合 と 比 較 す が低く、既にると低いが、 水を含んで水を含むた いる ため吸
め 、 金 属 を 湿性は小さ
腐食させる いと見込ま可能性が高 れる)
い
大
大
大

水分を蒸
発させるた
め、溶液
中の核種
が濃縮さ
れる

一般的に
脱水と比
較して小さ
い
(国プロの
予備試験
にて含水
率5％の乾
燥物が得
られている
)

水分を蒸発
させるため、
溶液中の塩
分が濃縮さ
れる

容器破損時
に粉末が飛
散する可能性がある

含 水 率 は 含水率は低低くなるが、 い が 、 塩 分
放 射 能 濃 濃度が高い
度が高くな た め 金 属 をる た め 放 腐食させる
射 線 分 解 可能性があにより水素 る
が発生す
る見込み

取出し性
(容器付着等)

固型化
固化性

大

―

―

容器壁面へ
の付着や潮
解と乾燥を繰
り返したことによる脱水物
の固着等が
考えられる

含水率が
高いため、
固型化方
法によって
は事前の
乾燥処理
が必要と
なる

今後整備

小

―

―

吸湿性が
高いため、
容器仕様
及び固型
化方法に
よっては事
前の乾燥
処理が必
要となる

今後整備

今後整備
今後整備
容器壁面へ
( 塩 分 濃 度 (放射能濃度 の 付 着 等 がが高いため、 が 高 い た め 考えられる
吸湿性が高 脱水物と比較
い と 見 込 ま する と大き いれる)と見込まれる)

総合評価

処分適応
性
【保管について】
放射線分解により水素ガスが発生するため、保管容器にはベントを取り付ける必要がある。塩分を含むため、耐腐食性・耐放
射線性のある容器で保管する必要がある。
【廃棄体化について】
長期保管後の脱水物の取出し性に懸念が残る。

【保管について】
放射能濃度が高くなるため放射線分解により水素ガスが発生するため、保管容器にはベントを取り付ける必要がある見込み。塩分を含むため、耐腐食性・耐放射線性のある容器で保管する必要がある。
保管物の含水率が低いため、廃棄物量低減効果は脱水と比較すると高い。
【廃棄体化について】
長期保管後の乾燥物の取出し性に懸念が残る。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図１ 水処理二次廃棄物（多核種除去設備 スラリー）処理技術比較例

7

３．(1) 研究開発成果の統合(a)廃棄物ストリームの検討（2/2）●物質収支・放射能収支の試算
・分岐評価結果で絞り込まれた処理フローに対し、廃棄物の処理に伴う減容率等を仮設定し、物量試算を行った（図１）。処理フローが成立する上での課題の洗い出しを行い、処理フロー毎の物量の推移を比較した。
・長期保管方策の検討などの状況を反映し、一部廃棄物ストリームの見直しを行った。

＊*HIC：高性能容器：処理フロー絞り込み上の課題＊2：廃棄物のインベントリ評価－解析に基づく評価における上位10核種＋Cs-137

図１ 水処理二次廃棄物（多核種除去設備 鉄共沈スラリー）物量試算例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

３.(1)研究開発成果の統合(b)事故廃棄物情報管理ツールの開発 (1/3)
【事業目的】
平成26年度までの開発内容を再整理し、廃棄物に関する技術開発や事業の円滑な推進並びに安全規制制度の整備に資すること、ユーザーが利用しやすい環境でデータ及び情報を管理・活用できることを念頭に、研究開発用及び事業実施用の情報管理ツールを開発することを目的として情報の整備方針及び情報の管理方針を構築する。
上記目的に適する情報管理ツールの概念設計のための予備的検討等を行う。また、廃棄物のデータや分析結果等を収集し、データ集を更新する。

【達成目標と目標達成の指標】
・情報の整備方針及び情報の管理方針を提示する。ここで、技術開発、事業の推進、安全規制制度の整備への利用方法を合わせて示す。
・廃棄物のデータや分析結果等を適時に収集、データ集を遅滞なく更新する。
・情報管理ツールについて、概念設計に向けた予備情報の整理結果、および機能、構造、運用方法の概念を示す。

【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】①情報の整備方針及び情報の管理方針の提示
 平成26年度までに開発したデータベースや情報カタログの整理
 情報管理ツールと廃棄物のデータや分析結果等との関連について、情報管理ツールの目的に応じた情報の10年後以内▽整理
 これらの整理結果を念頭に、整備方針及び管理方針を検討
 今後、上記目的に適する情報管理ツールの概念設計の検討
 適宜、データや分析結果の蓄積©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9

３.(1)研究開発成果の統合(b)事故廃棄物情報管理ツールの開発②廃棄物のデータや分析結果等の更新【達成目標と目標達成の指標】
廃棄物のデータや分析結果等を適時に収集、データ集を遅滞なく更新する。

分析結果の更新に関する平成27年度の実施内容【平成27年3月までの水分析結果/瓦礫等分析結果のとりまとめ】
原子力機構技術報告書 （JAEA-Data/Code 2015-020）の公開
 対象期間： ～平成27年3月31日までの公開情報
 データ数 水分析結果
・JAEA分析結果：25件/東京電力分析結果：398件
・インベントリ評価に係るデータ（汚染水処理に係る二次廃棄物：吸着材、スラッジ）：194報
 瓦礫等分析結果【新規取りまとめ(図１）①建屋内瓦礫：JAEA分析結果：30件/空間線量マップ：91公開情報②建屋外瓦礫：JAEA分析結果：15件③サイト内土壌：分析結果：371件【平成27年度取得データの更新作業】
 対象期間：平成27年4月1日～平成27年10月1日までの公開情報

 データ数 水分析結果
・JAEA分析結果：12件(ALPSスラリー3件を含む）（Total：37件）
・東京電力分析結果：47件（Total：445件）
・インベントリ評価に係るデータ：26報（Total：220報）
 瓦礫等分析結果①建屋内瓦礫：JAEA分析結果：10件（Total：40件）/空間線量マップ：5公開情報（Total：96公開情報）②建屋外瓦礫：追加データなし③サイト内土壌：分析結果：16件（Total：387件）

図１ 瓦礫等分析結果のとりまとめの構造©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10

３.(1)研究開発成果の統合(b)事故廃棄物情報管理ツールの開発③情報管理ツールの開発【達成目標と目標達成の指標】
情報管理ツールについて、概念設計に向けた予備情報の整理結果、および機能、構造、運用方法の概念を示す。
 研究開発用情報管理ツールの開発【実施内容】(i)

福島第一事故廃棄物の処理処分に係る検討プロセスと関連情報の抽出およびそれらの関係の整理(ii) 研究開発用情報管理ツールの概念設計として、検討作業の実施等に係る情報・技術（管理体系と支援機能の要件、適用可能性のある技術）の調査・整理(iii) (i)、(ii)に基づく研究開発用情報管理ツールの全体像および管理体系と支援機能の実現方法・課題の整理（実際の検討作業をツールを用いて支援する概念：図１＊参照）＊基準線量相当濃度（2007）等との比較に基づく廃棄物の暫定的な処分区分の検討。インベントリ推算値等の見直しのたびに繰り返し実施する作業。
上位フロー
下位フロー

性状把握
（分析）

性状把握
（インベントリ）処理・廃棄体化

処分

検討プロセスと関連情報の関係

ツール上での情報管理

解析的検討による対象廃棄物の核種総量・組成

瓦礫のインベントリ推算値

ツールによる
処理作業支援

情報の合成（クリアランス濃度による規格化）

対象廃棄物の特徴付けの検討

既存の基準線量
相当濃度

比較結果の図化

クリアラン
ス濃度

図１ 実際の検討作業をツールを用いて支援する概念（瓦礫のインベントリ推算値と基準線量相当濃度との比較）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11

３．(2)性状把握(a) 分析計画の検討【事業目的】廃棄物の情報や処分の検討結果などを踏まえて、サンプル（瓦礫、汚染水、汚染水処理二次廃棄物、土壌及び焼却灰等）の取得可能性や現場工程などを総合的に勘案した分析計画を検討する。
【達成目標と目標達成の指標】放射能収支への寄与が大きい物質（原子炉建屋内部汚染物、汚染水処理二次廃棄物等）の採取計画を含め、分析計画を策定する。核種及び検出限界を既往のデータを元に合理的な計画とし、分析試料数は50以上を目途とする。年度末を目途に次年度の計画を策定する。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 中長期計画• 分析の目的が廃止措置・廃棄物管理の進展とともに変化することを考慮し（図1）、2017 年度（平成29年度）
及び 2021年度（平成33年度）取りまとめまでの期間を中心として中長期の計画を立案した。各段階で分析を要する試料の種類、数、核種等を検討し、試料に応じて対象核種を決定していくこととした（図2）。
 年度計画• 平成28年度には、原子炉建屋から採取した試料、汚染水処理二次廃棄物、焼却灰などの分析を進める。
分析試料
γ核種分析

2017年度
2021年度
廃棄物の処理「基本的考え方」 「安全性の見通し」 （廃棄体化）の開始

キー核種測定137Cs-Ba

キー核種分離詳細測定

インベントリ評価の精度向上

廃棄物分類 廃棄確認
の設定
方法整備

廃棄確認の
実施

α核種分析

図1 廃炉の進展に伴う分析目的の推移

152Eu, 154Eu

β核種分析
主要核種分析

全α測定

保管・処理方法の検討
分析標準化

60Co, 94Nb,

検出
詳細分析

不検出
Pu, Am,Cm 等核種

核分裂生成物(FP) 詳細分析
79Se, 99Tc, 129I

90Sr, 3H, 14C

放射化生成物(AP) 詳細分析
26Cl, 41Ca, 59Ni, 63Ni

図2 分析における段階的な核種分析の実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12

３．(2) 性状把握(b) 廃棄物試料の採取【事業目的】分析計画に基づき試料を採取あるいは入手する。また、高線量率である試料（建屋内の瓦礫、セシウム吸着塔吸着材等）の採取方法を検討する。
【達成目標と目標達成の指標】分析計画に基づき試料を採取・入手し、輸送する。セシウム吸着塔、タービン建屋滞留
水中堆積物、除染装置スラッジを対象として、現場状況を踏まえた採取方法の概略案を示す。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 試料の採取• 増設多核種除去設備の炭酸塩スラリー（図1）、汚染水（滞留水、セシウム吸着装置・多核種除去設備の処
理水）、1号機原子炉建屋5階瓦礫、覆土瓦礫、1号機タービン建屋地階の滞留水固形分、敷地内土壌をそれぞれ採取・入手した。
• 高線量の試料となる、セシウム吸着塔ゼオライトや除染装置スラッジを採取する方法を検討した。
 輸送
表1 試料輸送の実績• 4回の輸送を実施した。（表1）

図1 多核種除去設備 (ALPS)のスラリー試料の採取

輸送点数

輸送先*

・原子炉建屋1及び3号機1階瓦礫、1号機5階床・タービン建屋1号機地階滞留水固形分
・覆土保管瓦礫・多核種除去設備（既設、増設）スラリー

24

原子力機構

9月18日

・滞留水、セシウム吸着・多核種除去処理水・原子炉建屋1及び3号機1階瓦礫、2号機5階天井板

19

NDC

3

10月30日・滞留水、セシウム吸着処理水
・多核種除去設備（既設、増設）スラリー

10

原子力機構
NFD

4

2月17日

・原子炉建屋1号機5階瓦礫・タービン建屋1号機地階滞留水固形分
・滞留水

30

原子力機構

回

輸送日

1

7月28日

2

試料

* NDC： ニュークリア・デベロップメント（株）、 NFD： 日本核燃料開発（株）.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning13

３．(2) 性状把握(c) 廃棄物試料の分析 – 汚染水【事業目的】分析計画に基づき採取した試料を分析する。分析に当たっては、効率的な研究推進及び分析の加速などを念頭に充分な分析点数が確保できるよう進める。
【達成目標と目標達成の指標】分析計画に基づき採取した試料を分析する。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 汚染水の分析• 平成25年から平成27年前半に採取された滞留水とセシウム吸着による処理水を分析した（図1）。*• 濃度は低下しているが、変化は緩やかになっている。ただし、Puの濃度はごく低く、濃度の変化も小さい。
以前に検討した2段階放出モデルにより挙動は再現される。
• 得られた分析データは、汚染水処理二次廃棄物のインベントリ評価に活用する。
• 多核種除去設備による処理水、2号機及び3号機のPCV内の汚染水などを輸送しており、分析を継続している。

15/6/17

15/6/17

1.E-05

14/6/16

1.E+01
13/6/16

1.E+02

12/6/16

1.E-04
11/6/17

1.E+02
15/6/17

1.E+03
14/6/16

1.E-03

13/6/16

1.E+03

12/6/16

1.E+04

14/6/16

1.E-02

13/6/16

1.E+04●：Cs吸着装置入口■：第二Cs吸着装置
入口◆：Cs吸着装置出口＊：第二Cs吸着装置
A系出口▲：第二Cs吸着装置
B系出口＋：除染装置出口

Pu-238

12/6/16

1.E+05

1.E-01

H-3

11/6/17

1.E+05

Sr-90

11/6/17濃度 [Bq/cm3]

1.E+06

第28回会議報告、
白抜きは既報図1 汚染水（滞留水とセシウム吸着処理水）中の主な核種濃度の変化* 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第20回 平成27年7月30日、第28回 平成28年3月31日）にて報告。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning14

３．(2) 性状把握(c) 廃棄物試料の分析 – 瓦礫

1%
0.1%

1号周辺
3号周辺
4号周辺
1号R/B1階
2号R/B5階
3号R/B1階

103

１
10
10

0.01%

ボーリングコア塗膜

1

-1
10
10
-1

(H23.3.11の減衰補正値)(白抜きは129I検出下限値)

103

ボーリングコア塗膜

今回取得
したデータ
1%
0.1%

１
10
10
1

0.01%

-1
10
10
-1

(H23.3.11の減衰補正値)(白抜きは63Ni検出下限値)
-3

-3

0
010

10

102

101

104

104

106

106

137Csの放射能濃度 (Bq/g)

図1 瓦礫試料の外観

3号周辺
1号R/B1階
2号R/B5階
3号R/B1階

-3
10
10

-3
10
10

2号機天井板 (2RB-DE-D3)

63Niの放射能濃度 (Bq/g)

2号機コア塗膜 (2RB-DE-C2)

129Iの放射能濃度 (Bq/g)

 瓦礫の分析• 1号機原子炉建屋 1F の瓦礫（コンクリート、保温材）と 2 号機 5F のボーリングコア（床塗膜）の試料について、 36Cl、63Ni、79Se、129I の放射能を分析した（図1）。*• 瓦礫試料から初めて 63Ni、79Se、129I を検出した（図2）。36Cl は検出されていない。
• 63Ni は 放射化生成物である 60Co と相関する可能性が示唆される。
• 昨年7月に受け入れた瓦礫試料（建屋内瓦礫・覆土瓦礫）は、γ核種（60Co、94Nb、137Cs、152Eu、154Eu）及び β核種（3H、14C、 36Cl、79Se、90Sr、99Tc、129I）、α核種（238Pu、239+240Pu、241Am、244Cm、全α）について分析データを取りまとめている。

10-2

10
0

100

101

102

104

104

106

60Coの放射能濃度 (Bq/g)

図2 瓦礫（コンクリート、保温材、床塗膜）中の主な核種濃度の変化* 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第22回 平成27年10月1日）にて報告。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15

３．(2) 性状把握(c) 廃棄物試料の分析 – 水処理二次廃棄物
 多核種除去設備（既設）スラリーの分析• 鉄共沈と炭酸塩スラリーの放射能濃度、元素濃度を測定した。*• 放射能は、90Sr が支配的であり、核分裂生成物（125Sb、 137Cs）、放射化生成物（54Mn、 60Co）、アクチニド核種（238,239,240Pu、 241Am、 244Cm）が除染されている。炭酸塩の 90Sr 濃度が高く、鉄共沈は他の核種濃度が高い（図1）。鉄共沈は水酸化鉄、炭酸塩は Ca と Mg の化合物がそれぞれ主体であり、遷移金属も含まれている（図2）。
• 炭酸塩スラリーから発生する水素の量は時間に比例して増加し、その水素発生のG値は水の放射線分解と同程度であった。
 多核種除去設備（増設）スラリーの分析• 組成は既設に同様であった。保管中に採取された試料の分析を進めている。
既設 鉄共沈1.0E+06

既設 炭酸塩増設 炭酸塩

1.0E+04

Ti(OH)2
Co(OH)2
Al2O3

Zn(OH)2

Ca(OH)2 SiO2

Mn(OH)2

SrCO3

Na2CO3

1.0E+02

CaCO3

Mg(OH)2
FeO(OH)・H2O

図1 スラリーの放射能濃度

241Am

239Pu+240Pu

238Pu

137Cs

125Sb

90Sr

60Co

1.0E+00
1.0E-02

FeO(OH)
・H2O

SiO2

54Mn

放射能濃度 (Bq/cm3)

1.0E+08

鉄共沈

炭酸塩

図2 既設設備スラリーの組成（化合物は pH等をもとにした推定）* 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第21回 平成27年8月27日、第26回 平成28年1月28日、第28回 平成28年3月31日）にて報告。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning16

３．(2) 性状把握(c) 廃棄物試料の分析 –輸送容器【事業目的】高線量率の試料を輸送する準備として、B型輸送容器の収納物追加に係る設計検討を行う。
【達成目標と目標達成の指標】輸送対象物の仕様を決定し、輸送容器の安全解析書を作成する。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 収納物の検討• 原子力機構が保有する輸送容器を対象として予備的な設計検討を行った。
• 試料としては、水処理二次廃棄物（スラッジ、チタン酸塩、フェロシアン化物）、建屋地下の滞留水下の堆積物、解体廃棄物を設定した。α核種が混入する可能性を考慮し、燃料デブリを少量含む場合も対象とした。
 安全に関する解析• 輸送容器の遮蔽や閉じ込め性能を元にして、放射能量を設定した（表1）。
• 発送前検査の手順を検討した（図1）。また、受け入れ施設での容器取り扱い方法等を検討した。
表1 B型輸送容器収納物放射能の設定
試料
スラッジ
吸着材（チタン酸塩）
吸着材（フェロシアン化物）
汚染水堆積物
解体廃棄物
燃料デブリ

放射能
(GBq)
82.6
5.9
0.4
8.4
0.7
8.1

主な核種

試料量の測定・体積／質量

放射線の測定・γ線測定（137Cs-Ba、60Co等）
・β線測定（90Sr）
・α線測定（全α）

備考

90Sr-90Y
90Sr-90Y
137Cs-137mBa, 134Cs,

放射能量の設定を満たすことの確認

137Cs-137mBa, 90Sr-90Y,

線量率の測定90Sr-90Y
241Pu
60Co

137Cs-137mBa, 90Sr-90Y,
241Pu

・測定されない核種の評価

・表面、表面から 1m

輸送
U 0.9 g 相当

図1 発送前検査の手順（案）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17

３．(2) 性状把握(d) 廃棄物のインベントリ評価 – 分析に基づく評価【事業目的】廃棄物の情報や分析データを基に、瓦礫や汚染水処理二次廃棄物等のインベントリを評価する。
【達成目標と目標達成の指標】核種分析結果をもとにして、瓦礫、汚染水処理二次廃棄物のインベントリを推定して示す。セシウム吸着材については、分配係数のデータを用いて評価する。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 瓦礫等の評価• 種々の瓦礫の汚染状態について、分析値から輸送比を計算して検討した。ユニット（号機）の影響が大き
く、種類（爆発で飛散した物、解体作業で得られた物等）の違いは小さい（表1）。3Hと14C は Cs や Sr と汚染の挙動が違うことが示唆された（図1）。集積された瓦礫等廃棄物のインベントリ評価方法を検討している。
 汚染水処理二次廃棄物の評価• 多核種除去設備の吸着材に関して、汚染水の分析を用いてインベントリを評価した。ゼオライト、スラッジ、
スラリーを対象として、これまでの成果に基づいてインベントリ（不確実性も含め）を簡易に評価するシステ
ムを開発し、それを用いた評価結果の更新を行った（図2）。
表1 原子炉建屋の内外で採取された瓦礫に係る輸送比

図1 瓦礫への 3H と 14C
輸送比の相関

図2 KURION吸着塔の137Cs 濃度の分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

３．(2) 性状把握(d) 廃棄物のインベントリ評価 – 解析に基づく評価

セリウム類

ランタニド

貴金属

バリウム・
ストロンチウム

テルル類

アルカリ金属ハロゲン (2)ハロゲン (1)

希ガス【事業目的】解析的な評価モデルに関して、分析データに基づく評価と照らして不確実性に影響する因子を抽出し、対策を検討する。また、不確実性を低減するモデル構築に必要な基礎データを収集する。
【達成目標と目標達成の指標】分析データによる評価の結果を検討し、不確実性を改善すべき因子を選定し、改善の方法を示す。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 解析的モデル• 昨年度求めた核種の移行割合に対して、分析値を導入して不確実性を低減した（図1）。その結果をもとに求めた種々の廃棄物のインベントリを、処分の安全評価検討に提供した。また、さらなる不確実性の改善のために今後入手すべき分析データを抽出した。
 基礎データの収集• 第二セシウム吸着塔に使用されるゼオライト（Chabazite）を対象として、主要な元素（Cs、 Sr、Ni、Se、 Eu、Np）についてバッチ法及びカラム法試験により収着データを取得した（図2）。また、バッチ法で得られた収着の速度依存性を解析した結果を元に、カラム法での元素破過挙動の解析を行った。

図1 滞留水への移行割合に対して分析値を導入して不確実さを低減し、効果を比較する例

図2 人工海水の系におけるCs と Sr の分配比の変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning19

３．(2) 性状把握(e) 難測定核種分析の検討【事業目的】126Sn分析フローの適用性検討を行うとともに、107Pd分析に関する化学分離フローを構築し適用性を検討する。また、キャピラリー電気泳動法及びレーザー共鳴電離質量分析法については、模擬試料を用いた測定試験を実施するとともに、それぞれの分析装置の基本設計を行う。
【達成目標と目標達成の指標】126Sn分析フローの汚染水試料への適用性を確認する。107Pdの化学分離フローの案を示す。キャピラリー電気泳動法及びレーザー共鳴電離質量分析法について、瓦礫等の模擬試料を使用した実証試験を実施して装置の基本設計を行い、適用条件とともに示す。
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
 分析フローの検討• 126Sn分析フローについて、汚染水を用いた実証試験を実施した。分析の結果、126Snは検出限界値以下（<0.026 Bq/g）であり、安定Snの回収率は93%であった。
• 107Pd分析フローについて、イオン交換分離による妨害元素の分離方法を検討し、質量分析による107Pdの定量法を検討した（図1）。得られた検出限界値は0.044 Bq/gであり、目標を達成できた。
信号強度/count 分析技術の検討• キャピラリー電気泳動法について、瓦礫試料としてコンクリートを想定した試料マトリクス中の妨害元素との分離条件を検討し、α核種として244Cmを用いた分離回収試験を実施した（図2）。得られた成果に基づいて本法の適用範囲を評価した。
• レーザー共鳴電離質量分析法について、コンクリートを想定した模擬試料を用いて適用性試験を実施し、Mo、Zr、Snについて検出限界を評価した。
• 分析装置の基本設計について、装置の仕様等を取りまとめた。

図1 イオン交換によるPd と妨害元素の分離
244Cm

α線エネルギー/MeV

図2 244Cm分画のα線スペクトル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (1/7)
【事業目的】
2017年度（平成29年度）取りまとめにおいて処理技術の第一次の絞り込みを実施。
→必要な技術情報及び基礎試験データの収集・整理。
・廃棄物の性状等を考慮した廃棄物の前処理技術及び廃棄体化技術の評価手法の検討、その絞り込みに向けて不足する情報等の洗い出し。
・汚染水処理装置等から発生する廃棄物の廃棄体化基礎試験、廃棄体化技術の評価に必要なデータの取得。
・廃棄体化技術の調査結果、基礎試験及び廃棄物の性状や処分方策の検討状況を考慮した、処理・廃棄体化技術の評価。

（前）処理・廃棄体化技術の調査
適用性評価のための基礎試験（中）（後） 10年後以内▽△とりまとめ△とりまとめ
処理処分の技術的見通し
適用性評価のための工学試験

適用性の検討
性能評価、その結果を踏まえた絞り込み

課題解決【達成目標と目標達成の指標】
平成26年度まで：既存の廃棄物の前処理（減容）技術及び廃棄体化技術の調査、技術カタログとしてのとりまとめ。
廃ゼオライト、除染装置スラッジと多核種除去設備スラリーの廃棄体化基礎試験。
平成27年度：技術の絞り込みを想定した、評価に不足する情報等の洗い出し、整備。
多核種除去設備等からの廃棄物を対象とした廃棄体化の基礎試験、データの整理。

[指標] 不足情報の洗い出し、試験計画の見直し、廃棄体化基礎試験とデータの収集©International Research Institute for Nuclear Decommissioning21

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (2/7)
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成の見込み】
表１

技術概要、適用性等をカタログとして整理した技術

廃棄物分
類

粉粒体等
廃棄物

雑固体
廃棄物

減容技術

廃棄体化技術

・脱水処理
・乾燥処理
・焼却処理
・ガス化処理・セメント固化
・ジオポリマー固化
・水ガラス固化
・アスファルト固化
・プラスチック固化
・ガラス固化
・溶融固化
・焼結固化
・水熱固化
・HIP（Hot Isostatic
Pressing）固化
・ペレット固化

・圧縮処理
・溶融処理
・切断処理
・粉砕処理
・焼却処理
・ガス化処理・モルタル充填固化

赤字：基礎試験を実施するために選択した技術

表２ 廃棄物リスト（汚染水処理二次廃棄物）
施設名

名称
*

施設名

SMZ
H*
セシウム吸 AGH*
EH*
着装置
(KURION)KH*
Cs/Sr同時吸着材
ろ過砂
IE-96*
第二セシウ IE-911*
ム吸着装置
Cs/Sr同時吸着材(SARRY)
ろ過砂
除染装置
スラッジ
(AREVA)
RO処理装置 MMFユニット
RO処理装置鉄共沈スラリー
炭酸塩スラリー
活性炭
チタン酸塩
多核種除去
フェロシアン化合物
設備
Ag添着活性炭(ALPS)
酸化チタン
キレート樹脂樹脂系吸着材
酸化セリウム名称
SSフィルタCsコロイドフィルタ
Srコロイドフィルタ
Cs/Sr同時吸着材
Sb吸着材
高性能多核種除去
重金属吸着材設備
Ru吸着材(高性能ALPS)
キレート樹脂陰イオン交換樹脂
AgZ
水酸化鉄
RO濃縮水処理設備

SSフィルタCs/Sr同時吸着材
SSフィルタモバイル型ストロン
ウルトラフィルタ
チウム除去装置
吸着材
第二モバイル型スト 前置きフィルタ
ロンチウム除去装置 吸着材
サブドレン他浄化設 前処理フィルタ
備
吸着材*：吸着材の型式を示す

赤字：基礎試験を実施する対象廃棄物（主要組成が似通っているものは代表的な廃棄物を選択）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (3/7)
・2017年度（平成29年度）の第一次絞り込みでは技術的成立性によって判断。
・工学的実現性による絞り込みは2021年度（平成33年度）取りまとめにおいて実No 施。①前処理の必要性（６点）

廃棄物
①前処理
の必要性
Yes
②前処理技術の適用性評価③処理済み廃棄物
の特性評価

Yes

・水を含んでいる ・有害物質を含んでいる ・有機物を含んでいる など②前処理技術の適用性評価（５点）
・固化・廃棄体化に不必要な水分を除去できる・有害物質、廃棄体の健全性を損なうおそれのある物質、有機物が処分に影響を与えない濃度まで消失している など③処理済み廃棄物の特性評価（３点）
・状態（重量、性状、粒径、比重など） など④固化の必要性（５点）
・現行の法規制から必要 ・安定性が不足など⑤固化技術の適用性評価⑤-1（６点）・固化物が作製できる ・安定性を有する など⑤-1-1（６点）
・化学的に安定である ・含水率を一定に保てる など⑤-2⑤-1-1 固化
⑥廃棄体化技術・混練が容易である ・充填率が高い などの適用性評価物の特性評価⑥廃棄体化技術の適用性評価（２点）
固化と同時に廃棄体化・保管・輸送における安全性が向上する など⑦廃棄体の特性評価⑦廃棄体の特性評価（４点）など
図1 絞り込みスキーム（案） ・一軸圧縮強度 ・温度、水素ガス発生量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
④固化の
必要性
No

⑤固化技術の適用性評価⑤-1 直接⑤-2 直接容器に固定 容器に固定
化できない
化できる

23

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (4/7)
図1 絞り込みの試行例（除染装置から発生したスラッジ：一部抜粋）
絞り込みスキーム（案）④固化の必要性

現行の法規制から必要○保管、廃棄体化、処分場への輸送、処分施設
安定性が不足操業中の物質の移動の可能性がある○△：確認必要△：確認必要△：確認必要放射性物質の閉じ込め性が不足○○△：確認必要↓固化が必要である
固化の狙い：均質・均一固化体の作製↓⑤固化技術の適用性評価 ⑤-1直接容器に固定化不可○△：確認必要△：確認必要△：確認必要○△：確認必要△：確認必要△：確認必要長期間の安定性を有する

モルタル充てんの際に反応しない○△：確認必要△：確認必要△：確認必要○△：確認必要△：確認必要△：確認必要Yes⑤固型化技術の適用性評価⑤-1 直接容器に固定化
不可⑤-2 直接容器に固定化可能⑤-1-1 固化物の特性評価○

減容効果があ固化物が作製で 固化物の取り扱
る、あるいは容きる
いが容易である
積が増えない
ガラス固化
溶融固化
焼結固化
ﾍﾟﾚｯﾄ成型・圧縮固化

安全性が不足

④固型化
の必要性
No

⑥廃棄体化技術の適用性評価⑦廃棄体の特性
評価

前処理不要
前処理不要

⑤固化技術の適用性評価 ⑤-2直接容器に固定化可能
混練が容易であ 充填率が高い
る。粘性が低い （30%以上）
セメント混練ジオポリマー
水ガラス

○
○
○

○
○
○

硬化する（一日 長期間の安定で硬化する）性を有する○○
×△：確認必要△：確認必要△：確認必要

前処理必要
前処理必要
前処理必要

不足情報の洗い出しを実施した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (5/7)
固化基礎試験
 セメント固化＆ジオポリマー（メタカオリン）固化試験：ケイチタン酸塩、Sb吸着材

ケイチタン酸(CST)とSb吸着材(Sb)をセメン
ト及びジオポリマー(メタカオリン)で固化した結果、いずれも１日で硬化し、すべての30%充填固化試料が良好な強度(5MPa以上)を発揮することを確認した。 ケイチタン酸 Sb吸着材

セメント固化試料(左：CST30%充填、右：Sb30%充填)

 ジオポリマー（SIAL）固化試験：スラッジ、鉄共沈スラリー、炭酸塩スラリー

スラッジ、鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーのジオポリマー(SIAL)による固化試験の結果、いずれも１日で硬化し、養生後は良好な強度(5MPa以上)を発揮
SIAL固化試料(模擬廃棄物40%充填)することを確認した。
(左：スラッジ、中央：鉄共沈スラリー、右：炭酸塩スラリー)
 焼結固化＆ペレット固化試験：スラッジ、鉄共沈スラリー、炭酸塩スラリー、ゼオライト、ケイチタン酸塩、Sb吸着材

各模擬廃棄物の焼結固化・ペレット固化試験の結果、焼結固化体及びペレット固化体を作製できることを確認した。(右の写真は試験結果の一例)[成型圧：約150 MPa, 焼結温度：500、900、1200℃]

ペレット固化体(粘土鉱物20%添加)

焼結固化体(粘土鉱物20%添加)
鉄共沈 炭酸塩 ケイチタ
スラリー スラリー ン酸塩 25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (6/7)
表1 固化試験の進捗状況

試験計画の見直しを実施した
実施状況

廃棄物分類

グループ

スラッジ
スラリー系

発生源
AREVA
ALPS
KURION/SARRY
SARRY

無機化合物系

ALPS
高性能
ALPS

樹脂系

ALPS

フィルター系

高性能
ALPS

混練
名称

セメント

加熱

ジオポリ
水ガラス マー(SIAL)

ガラス

溶融

成型
セラミック

ペレット

焼結

OPC

BB

除染装置スラッジ

H25

H25

H25

H27

H25

H28

H27

H27

鉄共沈スラリー

H26

H26

※１

H27

H28

H27/28

H27

H27

炭酸塩スラリー

H26

H26

※１

H27

H28

H27

H27

H27

H （ハーシュライト）/IE-96

H24

H24

※１

H28

H24

H28

H27

H27

IE-911（ケイチタン酸塩）

H27

H27

※１

H28

H28

H27/28H27

H27

フェロシアン化合物

H28

H28

※１

H28

H28

H27/28

H28

H28

チタン酸塩

H28

H28

※１

H28

H28

H27/28

H28

H28

酸化チタン

H28

H28

※１

H28

H28

H27

H28

H28

Sb吸着材

H27

H27

※１

※２

H28

H27

H27

H27

キレート樹脂

H28

H28

※１

H28

H28

H27

H28

H28

樹脂系吸着材（水酸化鉄）

H28

H28

※１

H28

※３

H27

H28

H28

Csコロイドフィルタ（ナイロン樹脂）

H28

H28

※１

※２

H28

H27/28

H28

H28

Srコロイドフィルタ （ナイロン樹脂）

H28

H28

※１

※２

H28

H27/28H28H28※１）初期検討により、硬化に時間を要することが判明したため、試験対象から外した。
※２）試験に必要な量が得られないため、試験対象から外した。
※３）加熱後の組成が鉄共沈スラリーと同等のため、試験対象から外した。
：実施済み、
H）平成を「H」と表記した。発生源の欄の略称は22ページを参照のこと。

：今年度実施、：実施予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning26

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(a) 廃棄物の処理に関する検討 (7/7)
平成28年度の計画
・廃棄体化評価スキームの改良
スキームの見直し
評価要件の見直し、優先順位付け、定量化
絞り込みの施行
技術比較評価表の検討
・廃棄体化基礎試験
計画に則った基礎試験の履行、基礎データの取得、絞り込みへの反映©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(b) 長期保管方策の検討 (1/5)
【事業目的】 【達成目標と目標達成の指標】
対象物

多核種除去設備スラリー

事業目的
平成26年度
までの成果
達成目
標と目
標達成
の指標

平成27年度の計画

セシウム吸着塔（第2を含む）

スラリーの保管におけるリスクを低減するため、スラリーを安定化する方法の検討・提示

・水処理二次廃棄物の保管に関する健全性評価等の検討
・現場の状況に応じた対策を検討・
提示

3つ（乾燥、ろ過、遠心分離）の技術を選定、コールド試験の実施

セシウム吸着塔の材料の腐食の検討の開始

多核種除去設備のスラリーの物性変化に対する実機装置の適用性
試験[指標] 安定化処理装置の選定要
件の整理

実規模のセシウムの吸着分布を求める
試験、吸着計算コードの妥当性の検証、分布から実機線量を評価するコードの整備[指標] 解析コードの検証©International Research Institute for Nuclear Decommissioning28

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(b) 長期保管方策の検討 (2/5)
平成26年度に抽出した3つの技術（乾燥、ろ過、遠心分離）の課題、及びスラリー性状を基に、平成27年度はスラリーの物性変化の影響を調べる実機装置を用いた試験を行うとともに、安定化処理装置の選定の要件を整理した。
(i) 平成26年度抽出課題整理結果

選定技術

平成26年度試験結果

課題

平成27年度重点検討項目①処理能力と自動排出性能向上のため、伝熱効率に優れた機構及び脱水物の物性に応じた排出機構の検討②消耗品の耐久性確認、及びメンテナン
ス方法の検討①非密閉構造のため、ダスト飛散防止対密閉性が不十分メンテナンス作業性に難あ 策の検討り②消耗品交換方法の検討
自動排出性能が不十分
粉体状となる脱水物の取扱性

乾燥○分離性能は良好○脱水物含水率：5%未満

ろ過○分離性能は良好○脱水物含水率：40～50%

脱水が不十分分離水にスラリーが混入○分離性能が不十分
遠心分離 ○脱水物含水率：60～85%①処理時間および②遠心加速度増加による固液分離性能の向上(ii) 模擬スラリーの物性評価
実スラリーの粒度分布が確定できておらず、スラリーの物性変化による分離性能の傾向を把握することを目的として、本年度研究では2種類の模擬スラリーを使用した。
体積基準
粒度分布（μm）

模擬スラリーＡ（平成26年度と同方法により調製）
模擬スラリーＢ（クロスフローフィルタにより調製）
模擬スラリーＢ・高濃度（クロスフローフィルタにより調製）
実スラリー（平成26年度研究報告書より）

密度（g/cm3）

粘度（mPa･s）

蒸発残留物（×105mg/L）

炭酸塩

鉄共沈

炭酸塩

鉄共沈

炭酸塩

鉄共沈

炭酸塩

鉄共沈

47～78
13～17
8
13.6

55～61
15～16
－
－

1.26
1.06
1.09
1.08

1.17
1.07
－
1.05

950
1420
3303
－

150
2580
－
－

3.26
1.07
1.35
1.48

2.31
1.00
－
1.04

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning29

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(b) 長期保管方策の検討 (3/5)(iii) 適用性試験結果
選定技術

試験結果

課題

①伝熱効率の向上と排出機構の検討

乾燥

ろ過

遠心分離

②耐久性確認及びメンテナンス方法検討
消耗品：スクレーパ部
円盤加熱型乾燥方⇒セラミック製スク式の採用
レーパ：約4年間使⇒自動排出が可能
用可能⇒脱水物の含水率
密閉構造である加熱部
5%未満を達成
内部での脱水物の飛散を確認①ダスト飛散防止対策の検討②消耗品交換方法の検討
ろ布からの滴りや開ろ布交換用作業架台設
板時の滴りにより装置により、作業時間を置外面にスラリーが20%短縮
蓄積（固着）⇒被ばく線量の低減⇒装置全体を覆うことが必要①処理時間増による分離性能向上②遠心加速度増による分離性能向上

長時間処理でも分離性能に顕著な改善は確認できなかった

遠心加速度増でも分離性能に変化はなし
3,000G
30分

水分脱着挙動脱水物の性状

含水率30%以上の脱水物⇒ 一定の含水率まで乾燥
含水率5％以下の脱水物⇒ 一定の含水率まで湿潤3,000G
1分＜炭酸塩＞
ろ過脱水物：0.27 W/(m*K)
乾燥脱水物：0.21 W/(m*K)○飛散防止対策（装置全体の密閉化）○密閉構造とした内部洗浄、ろ布交換等メンテナンス方法○耐放射線性のナイロン製ろ
布の、強度向上及び装置走行性の改善○更なる処理時間増+遠心加速度増が必要だが、対応可
能な実規模装置がない⇒処理は困難と判断

2,500G

有効熱伝導率○処理対象物の粘度を下記の値に調整する必要○スクレーパ交換時の被ばく低減対策○含水率が1%未満の場合、粉末状となる脱水物の回収方法

3,000G

流動性＜炭酸塩乾燥物＞
嵩密度：0.543g/cm3
タップ密度：0.787g/cm3
安息角：45.6°＜鉄共沈乾燥物＞
嵩密度：0.815g/cm3
タップ密度：1.027g/cm3
安息角：35.4°©International Research Institute for Nuclear Decommissioning30

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(b) 長期保管方策の検討 (4/5)(iv) 安定化処理装置選定要件の整理結果
項目

選定要件

課題 等

処理物性状

○高粘性塑性流体を取り扱えること○耐アルカリ性（pH 8～12）および耐腐食性（塩）を有すること○実スラリーの粘度が不確定要素である

脱水性能○含水率5%未満もしくは50%程度の脱水物を得られること○分離水（ろ過水）のSS濃度が10ppm未満であること○脱水物の目標含水率の設定

飛散防止対策

○処理物や脱水物、分離水等の外部飛散防止を図れること○汚染範囲と外部とのバウンダリーの設定

被ばく低減対策○装置運転、メンテナンス（点検、消耗品交換等）が遠隔操作で行える機構を設けること○異常時（装置異常停止時等）において、処理物や脱水物を装置から遠隔操作で排除（移動）可能となる機構を設けること○遠隔操作機器（ロボット等）を用いた装置操作
やメンテナンス操作も想定する必要がある。

脱水物・二次廃棄物
発生量○脱水物の回収率が95%以上であること○分離水のSS濃度が10ppm以上の場合、再度脱水処理が行える循環機能を有すること○二次廃棄物の発生量を極力抑えられること○回収率目標値の設定

脱水物保管容器、充填率○既定の容器に運搬・積載が可能であること○容器表面線量率の基準を満たす遮蔽を設けられること○発生ガスのベント機構を有すること○熱による変形・破損がないこと○長期保管を想定した素材や構造とすること○安全に影響を与える物質等を含まないこと＜平成28年度実施＞

運転条件、処理量、処理速度○単独で配管内洗浄ができる機構を有すること○運転状況を監視するカメラを有すること○遠隔で操作を行えること＜平成28年度実施＞

設置場所条件、ユー
ティリティ、スケジュー
ル、費用○建屋内設置、もしくは建屋外設置○電気、エアー、水○付帯設備（クレーン、排気設備 等々）＜平成28年度実施＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning31

３．(3)廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討(b) 長期保管方策の検討 (5/5)
実施状況–

第二セシウム吸着装置の吸着塔の実規模試験体（図1）を用いてセシウム吸着分布測定試験を
実施した。

–

吸着材を垂直方向に採取するための治具を選定し、深さ約1mまでの吸着材試料を29分割で採取し、セシウム濃度分布を測定した。
測定値（◆）と吸着コードZAC解析（破線）の比較
結果（図2）では、表層において測定値と解析値が一致している。深層では測定値が高い差異が認められ、最深部で顕著であった。

–

–

–

•

表層の高セシウム濃度試料が採取治具に混入すると、測定値に誤差（◇）が含まれるため、高精度の比較には混入防止が必要である。
整備した線量評価コードにより、吸着分布に基づく試算を行った。

今後の予定
–

–

混入防止治具を用いて、垂直及び水平方向のセシウム吸着分布を高精度で測定し、吸着コー
ド解析値の妥当性を検証する。
吸着、線量コードに必要な改良を行う。

図１ 吸着など各種の試験に用いる実規模吸着塔の外観
ZACコード解析値
測定値
採取時の最大混入濃度

9セシウム濃度[mg-Cs/ml-充填層]•8

ゼオライト充填層密度0.52[g-80%RH/ml]

7
6
5
4
3
2
1
0
0

50

100

ゼオライト表面からの深さ[cm]図２ 充填層体積当りのセシウム吸着分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning32

３．(4)廃棄物の処分に関する検討(a)処分概念の特徴整理、調査【事業目的】
浅地中処分の処分システムの応答特性を提示するとともに、事故廃棄物の処理技術オ
プションを考慮した場合の核種移行等に対する影響を提示する。また、処分施設設計等を行い、安全評価手法案、解析ケース案の見直しを行う。

(b)廃棄物の性状を考慮した処分概念の検討【事業目的】
平成26年度に収集した廃棄物の情報や分析データを反映して再設定した解析ケースに基づき、事故廃棄物の処分区分の検討を行うとともに重要核種の抽出を行う。また、感度解析に基づき、処分の安全性を向上させるため要件等を抽出し、適切な処分概念・安全評価手法を設定するための基礎情報としてまとめる。

(c）新たな処分概念等の検討【事業目的】
異なる放射能レベルの廃棄物から構成されるだけでなく、膨大な量の発生が見込まれ、既存の処分概念をそのまま適用することが難しいと考えられる解体廃棄物等について、既存の処分概念を適用するための要件を抽出し、技術的な課題を整理する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning33

福島第一事故廃棄物の処分に関する検討の特徴
既存の廃棄物の処分に関する検討（既存の評価レポート）「廃棄物の性状把握によってほぼ確定されたインベントリや想定・意図された処
分概念を用いることで、対象とする廃棄物の処分の安全性等を論拠を持って提示すること」を主要な目的として作成。
 不確実な情報は、基本的に保守的に考慮することで対応

福島第一原子力発電所廃棄物の処分に関する検討
 廃棄物の性状、発生量が十分把握されていない（インベントリ、物量情報が不確定）。
 適用する処分概念が決まっていない。
 不確実性を考慮しつつ、適切と考えられる処分概念を選定すること【処分の安全性を考慮した廃棄物分類(処分区分）の検討】が主要な課題
 処分区分の検討においては、特定の概念の評価が不当にならないようにモデル、パラメータ値等の選定において横並びの考慮が必要。（不確実な情報を無条件に保守的に扱う操作は適切でない ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning34

処分を考慮した廃棄物分類(処分区分）の検討の進め方
 データの蓄積を待つことなく、得られる廃棄物情報に基づき、これまで蓄積された処分技術や知識を用いて廃棄物分類(処分区分）に関する定量的な検討を行う。
 廃棄物の性状把握の進展に合わせてこれらの評価を繰り返し実施し、これらの評価の信頼性を向上させながら適切な廃棄物の処
分区分を示していく。

不確実性が高い現段階における処分の検討の役割
 処分区分の検討を通じて、廃棄物の管理戦略の構築や廃棄物の管理施設の立案と計画等に影響を与える重要な廃棄物や核種に関する情報を提供する。
 処分区分の検討を通じて、評価に影響を与えるシナリオ、パラメー
タの設定手法、論拠等を整備し、複数の処分概念を横並びで評価するための安全評価手法を整える。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning35

処分区分の検討内容
既存の処分概念に関する情報廃棄物特性・物量/インベントリ
・含有物等

暫定的な廃棄物分類(処分区分）

廃棄物ストリームの検討
実現性、経済性、社会性等の総合的な観点からの適切な処分方法の検討

処分概念
の候補案
の提示
フィードバック（新たな要求事項）（a）処分概念の特徴整理調査
 評価の前提条件の整備(1)処分システムの応答特性の把握(2)福島第一事故廃棄物の影響特性の把握(3)安全評価の前提条件の検討(i)処分施設仕様の検討(ii)サイトモデルの検討(iii)安全評価手法（ｼﾅﾘｵ、モデル、パラメータ、解析ケース）の検討*複数の処分概念の横並びでの評価に基づく廃棄物の処分区分は、シナリオ、パラメータの設定値に強く依存する。論拠のある適切な設定が重要（b）廃棄物の性状を考慮した処分概念の検討
 安全評価に基づく廃棄物の処分区分と既存の処分概念を対象とした適用可能な処分概念の検討(1)廃棄物分類（処分区分）の検討及びそれに基づく重要核種の抽出(2)感度解析に基づく、処分の安全性を向上させるための要件等の抽出(3)適切な処分概念・安全評価手法を設定するための基盤情報の提示（c）新たな処分概念等の検討
新たな処分概念を対象とした適用可能な処分概念の検討(1)新たな処分概念の構築に向けた課題の抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning36

(a)処分概念の特徴整理調査(1)処分システムの応答特性の検討【達成目標と目標達成の指標】
処分概念の特徴を把握するために、浅地中処分の処分システムの応答特性を提示する。
○平成27年度の成果
 地層処分、余裕深度、ピット、トレンチの概念に対する近似解析解の導出
 処分システムの応答特性の提示(2)事故廃棄物の影響に関する検討【達成目標と目標達成の指標】
事故廃棄物の処理技術オプションを考慮した場合の核種移行等に対する影響を提示する。
○平成27年度の成果
平成27年度は処理技術オプションを考慮した検討を行い、処理前後の影響因子による影響の種類や伝播経路の違いを整理し、それらと核種移行パラメータとの関係を提示した。

(3)安全評価の前提条件の検討【達成目標と目標達成の指標】
処分施設設計等を行い、安全評価手法案、解析ケース案を見直し、再設定する。
○安全評価の前提条件の設定(i) 処分施設仕様の概略的な検討(ii) サイトモデル(地質環境条件等）の検討(iii)安全評価手法（シナリオ、モデル、パラメータ、解析ケースの設定）の検討

安全評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning37

(i)処分施設仕様の概略的な検討○平成27年度の成果
発熱性を考慮した各概念の処分施設仕様（処分施設の埋設密度等の試算【平成27年度版】）
安全評価の前提条件として提示
対象廃棄物の処分廃棄体の想定(ii)サイトモデルの検討

JAEA HPより

平成21年度 地下空洞型処分施設性能確証試験報告書より

株式会社E＆EテクノサービスHPより

産業科学株式会社HPより

1.6角形容器

ボックスパレット200ℓドラム缶

キャニスタ―

代表的なサイト条件を表すサイトレファレンスモデルと複数のサイトバリエーションモデルを設定。
主要なサイトモデルパラメータ

サイトモデルの要素
サイトモデル

立地
地形

排出域

生活圏
評価
モデル

処分概念

河川
流量
(m3/y）

実流速
(m/y)

帯水層ダ
ルシー流
速(m/y)

母岩ダルシ
ー流速
(m/y)

母岩
透水性

365

－

－

－

－

10

1

－

余裕深度

0.21

－

－

－

地層処分

－

－

－

TRU2*参照

地下水
タイプ

動水
勾配

トレンチ

サイト
レファレンスモデル(平野-河川)

平野

河川

温暖/河
川水

ピット
1E+08

降水

0.01

* TRU2：TRU2次レポート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning38

(iii)安全評価手法（シナリオ、モデル、パラメータ、解析ケース）の検討
対象とする評価シナリオと目安線量
変動

基本
処分概念
*1

目
安
線
量

地下水移行
（ガス）

トレンチ処分

10μSv/y

ピット処分
余裕深度処分

自然現象/
土地利用

10μSv/y

地層処分

地下水移行
（ガス）

自然現象/
土地利用

300μSv/y

対象外*2300μSv/y

対象外*2

自然事象

人為事象

1mSv/y
対象外*2

濃度制限

規定なし
20mSv/y*2

規定なし

20mSv/y*2
対象外＊1：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参照＊2：(案）炉内等廃棄物の埋設に係る規制の考え方について平成28年1月25日原子力規制庁 参照

核種移行モデル
処分概念
トレンチ処分

核種移行モデルの参照先
浅地中トレンチ処分の安全評価手法(日本原子力学会、2013)

ピット処分

浅地中ピット処分の安全評価手法(日本原子力学会、2012)

余裕深度処分
HLW地層処分

余裕深度処分の安全評価手法(日本原子力学会、2008)

TRU地層処分

TRU2次レポート(核燃料サイクル開発機構、2005)

HLW第2次取りまとめ(核燃料サイクル開発機構、1999)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

39

(b)廃棄物の性状を考慮した処分概念の検討
 平成27年度設定のインベントリ等の情報に基づいて、個々の廃棄物ごとに処分区分を評価し、重要核種を抽出した。また、感度解析等に基づき処分の安全性を向上させるための要件や適切な処分
概念・安全評価手法の設定に資する基盤情報をまとめた。
（ｃ）新たな処分概念等の検討
物量が多い廃棄物を対象とした新たな処分概念の構築に向けての検討項目案とその課題抽出を実施した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning40

3.今後の進め方
今後の進め方 横並び評価のための安全評価手法の整備を継続する。
 見直されたインベントリ、物量や最新の知見を用いた処分区分の検討を繰り返し実施する。
 個々の廃棄物ごとのバリアの強化策や合理化策を定量的に提示し、基盤情報として整備する。
 インベントリや物量等の不確実性を考慮するため、廃棄物ごとに適用可能な処分概念を示すだけでなく、処分概念ごとに受け入れ可能な廃棄物の特性、範囲を提示する。
処分概念ごとに基準を満足するインベントリ、廃棄物中の核種濃度、核種溶出率などの基準線量に相当するパラメータ値の条件（成立条件）の設定に関する検討を実施する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning41

３．(5) 研究開発の運営 （1/2）
【実施状況と現状の課題】【今後の予定と目標達成見込み】
 中長期的視点での人材育成
筑波大学大学院での特別講義の講師を７月１４日に受任し、学生に対する廃炉の必要性等について啓蒙した。
 国内外の叡智の結集
平成26年度からOECD/NEAに専門家グループを設置し、諸外国の専門家から意見・アドバイスを受け、今後の計画に反映する。今年度は第４回会議が9月29日～10月1日に、第５回会議が1月20日～22日に開催され参加した。
日本原子力学会特別専門委員会については、NDFを主体としたレポート作成体制が構築されたことなどにより体制が整えられたことから、今年度の活動は見送ることとした。
今年度も継続して研究機関（米国カリフォルニア大バークレー校、電力中央研究所）の知見を得つつ実施した。
 廃炉作業や他の研究開発との連携「東京電力(株)福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」の各プロジェクト間の関連を考慮し、得られた成果が廃炉作業や他の研究開発にどのように寄与するのか整理し、関連プロジェクトと共有した。特に、別途公募されている「燃料デブリの性状把握」と連携・調整して総括的な検討ができるよう情報交換を行った。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning42

３．(5) 研究開発の運営（2/2）
 研究の管理
本事業に係る関係者が一堂に会した会議を毎月定期的に実施し、研究開発のスケジュールと進捗状況を共有するとともに、発生した問題点等についてその解決方
針等を定め、それに則り対策を図った。
 福島第一原子力発電所等における作業管理
IRIDと東京電力間で「福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取り組みに関わる覚書」を取り交わし、東京電力の協力のもと必要となる管理体制を構築し、適切な安全対策を実施した。
 事業の報告平成27年度中間報告を9月25日、平成28年4月19日に実施した。
 情報発信の充実
本事業の成果について日本原子力学会（平成27年度秋の大会：１３件、平成28年度春の大会：4件）や海外機関等が開催する国内外の学会（LABONET等）での発表
により対外的に成果を報告した。さらに、7月23日に開催されたIRIDシンポジウムで、実施内容等について報告・公開した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning43

４．(1) 実績スケジュール（平成27年度分のみ記載）
実施内容
4月
1 研究開発成果の統合①廃棄物ストリームの検討②事故廃棄物情報管理ツールの開発
2 性状把握①分析計画の検討②廃棄物試料の採取

5月

6月

7月

検討計画

8月

平成27年度
9月
10月

11月

12月

1月

廃棄物ストリームの見直し、絞り込み方法の検討

検討計画

整備・管理方針の検討

分析計画
採取

輸送準備

改訂データ集の公開

見直し
輸送
採取
輸送

輸送

準備

方針検討・データ収集 中間まとめ

計画改訂

次年度分析計画

返還輸送

輸送
採取方法まとめ分析の実施（一部外注）・順次結果を報告

中間まとめ

輸送容器設計検討（外注）④廃棄物のインベントリ評価

検討計画

分析データに基づく評価

安全解析書まとめ

インベントリデータセット

解析モデル基礎データの収集

見直し

基礎データ

解析的評価モデルの不確実性の検討（外注）⑤難測定核種分析の検討

検討計画

検討計画

不足情報の整理

不足情報

調査、情報の追加

4 廃棄物の処分に関する検討①処分概念の特徴整理、調査

基本設計まとめ改訂計画、中間まとめ
中間まとめ

スラリー安定化適用性試験
検討計画

中間まとめ

中間まとめ

廃棄体化基礎試験②長期保管方策の検討

改訂インベントリ

改善方法まとめ

Sn-126分離フロー適用性、Pd-107分離フロー検討

キャピラリー電気泳動法・レーザー共鳴電離質量分析法の基礎試験、設計検討
3 廃棄物の処理及び長期保管方策の検討①廃棄物の処理に関する検討

3月

中間まとめ

採取方法検討③廃棄物試料の分析

2月

装置選定要素整理、中間まとめ

セシウム吸着塔吸着試験、計算コード検証

中間まとめ

処分概念の特徴を把握するための浅地中処分の処分システムの応答特性の提示（外注）処理技術オプションを考慮した場合の核種移行等に対する影響の提示（外注）
処分施設設計等に基づく，安全評価手法案，解析ケース案を見直し、再設定（外注）
見直した解析ケースに基づく廃棄物の処
分区分および重要核種の設定（外注）②廃棄物の性状を考慮した処分概念の検討

安全性を向上させるため要件等の設定（外注）処分概念・安全評価手法を設定するための基礎情報の提示（外注）③新たな処分概念等の検討

新たな処分概念の構築に向けた課題の抽出（外注）

計画検討・条件整理

条件の見直し等条件の見直し等

中間まとめ④①～③検討の前提条件，手法等の提示・結果の整合性，妥当性等の確認整理
計画検討・条件整理

5 研究開発の運営①国内外の叡智の結集

OECD/NEA専門家会合

条件の見直し等

会合

会合②事業の報告③情報発信の充実
シンポジウム成果パンフレット©International Research Institute for Nuclear Decommissioning44

４．(2) 進捗管理表
実施内容
１．研究開発成果の統合①廃棄物ストリームの検討②事故廃棄物情報管理ツールの開発

２．性状把握①分析計画の検討②廃棄物試料の採取

当期におけるマイルストーン
達成状況
計画時期
中間まとめ
中間まとめ

3月
3月

終了
終了

改訂データ集の公開

9月

終了

分析計画

11月

終了

試料の輸送

2月

終了

中間まとめ
安全解析書まとめ
改訂インベントリ
中間まとめ
改善方法まとめ
中間まとめ
基本設計まとめ

3月
3月
3月
3月
3月
3月
3月

終了
終了
終了
終了
終了
終了
終了

３．廃棄物の処理及び長期保管方策の検討①廃棄物の処理に関する検討②長期保管方策の検討

中間まとめ
中間まとめ

3月
3月

終了
終了

４．廃棄物の処分に関する検討①処分概念の特徴整理、調査②廃棄物の性状を考慮した処分概念の検討③新たな処分概念の検討④整合性、妥当性等の確認整理

中間まとめ
中間まとめ
中間まとめ
中間まとめ

3月
3月
3月
3月

終了
終了
終了
終了

①国内外の叡智の結集

OECD/NEA会合

1月

終了

②事業報告
③情報発信の充実

中間報告
成果パンフレット

9月
3月

終了
終了

③廃棄物試料の分析④廃棄物のインベントリ評価③難測定核種の検討

要因

対応策

備考

データ収納ツール
9月中に公開手続 11月26日公開の作成に時間を要
き終了予定
他工程への影響なし
したため

第1便7月28日
第2便9月18日
第3便10月30日
第4便2月17日

５．研究開発の運営
事務局との調整により今年度は9月と 9月と1月に参加
1月に実施

9月29日-10月1日
1月20日-22日
9月25日
3月発行

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

45

技術研究組合国際廃炉研究開発機構
東京電力株式会社○ 開発調整（①,②）○ 運営補助（⑤）

日本原子力研究開発機構○ 技術開発総括（①～④）○ 開発実施（①～④）○ 運営補助（⑤）

東京工業大学（①）
ガンマ線測定を用いた廃棄物管理手法に関する研究開発

実施体制○ 全体計画の策定と技術統括（①～⑤）○ 技術開発の進捗などの技術管理（①～⑤）○ 技術開発の実施に係る調整（①～⑤）

日立GE○ 開発実施（①,②）

平成27年度東芝○ 開発実施（①,②,③）

三菱重工業○ 開発実施（①,②）

アトックス○ 開発実施（③）

㈱アセンド（②）
福島汚染水処理二次廃棄物の性状調査に係る分析・試験に関する業務請負作業

栗田工業㈱（③）
模擬スラリーの製作㈱ｸｲﾝﾃｯｻｼﾞｬﾊﾟﾝ（①）
事故廃棄物の研究開発用情報の管理技術に関する調査・整理（Ⅰ）

アサヒプリテック㈱（②）
性状把握の試験分析廃液等の収集運搬及び処分作業㈱日立物流（①）
試料の輸送（福島第一から茨城地区）

MHIﾆｭｰｸﾘｱｼｽﾃﾑｽﾞ・ｿﾘｭｰｼｮﾝｴﾝ
ｼﾞﾆｱﾘﾝｸﾞ㈱ （①）
廃棄物ストリームに関する情報整理作業の助成エイ・ティ・エス㈱（②）
B型輸送容器の設計

検査開発㈱（②）
福島汚染水及び汚染水処理二次廃棄物に関するβ核種分析に係る業務請負作業

電力中央研究所（①）
瓦礫、植物等のインベントリ推算
委託㈱荏原製作所（③）
乾燥試験㈱日立物流（②）
核燃料汚染物分析用試料の福島第一原子力発電所への返還
輸送業務㈱アシマ（②）
バックエンド技術開発建家関連
施設運転保守業務請負作業
三菱マテリアルテクノ㈱（②）
バックエンド技術開発建家受電
設備点検整備作業
三菱マテリアルテクノ㈱（②）
バックエンド技術開発建家計装
設備点検整備作業
日進技研㈱（②）
高性能エアフィルタ装置総合捕集効率測定作業日立アロカメディカル㈱（②）
放射線測定機器の点検校正

ﾆｭｰｸﾘｱ・ﾃﾞﾍﾞﾛｯﾌﾟﾒﾝﾄ㈱（②）
事故廃棄物の放射能分析
日本核燃料開発㈱（②）
水処理二次廃棄物の性状調査
三菱ﾏﾃﾘｱﾙ㈱（②）
廃ゼオライト中のインベントリ評価に向けた核種収着挙動に関するデータ取得・評価
高度情報科学技術研究機構（②）
放射能インベントリ評価のためのデータ計算・グラフ作成ツールの作成

コクヨ㈱（⑤）
資料・データ整理

富士電機㈱（③）
ジオポリマーによるスラリー等固化試験
富士産業㈱（③）
固化体の浸出液に含まれる成分の分析作業㈱ｳﾞｨｼﾞﾌﾞﾙｲﾝﾌｫﾒｰｼｮﾝｾﾝﾀｰ（③）
線量評価コード・モデル改良

ﾆｭｰｸﾘｱ・ﾃﾞﾍﾞﾛｯﾌﾟﾒﾝﾄ㈱ （①）
廃棄物ストリームに関する物質収支及び放射能収支作業の助成

化学物質評価研究機構（③）
分析・測定
三菱マテリアル㈱（④）
事故廃棄物の影響因子・伝播に関する技術情報の調査・整理(Ⅰ)
ｶﾘﾌｫﾙﾆｱ大ﾊﾞｰｸﾚｰ校（④）
事故廃棄物の臨界に関する特性に関する検討委託【担当業務の凡例】① 研究開発成果の統合② 性状把握③ 廃棄物の処理に関する検討及び長期保管方策の検討④ 廃棄物の処分に関する検討⑤ 研究開発の運営㈱アート科学（②）
キャピラリー電気泳動法によるα線放出核種の分取試験㈱アセンド（③）
SARRY試験体を用いたセシウム
吸着分布試験

ユニオン昭和㈱（③）
汚染水処理二次廃棄物の圧縮
固化及び焼結固化試験

日揮㈱（④）
事故廃棄物に対する処分概念の©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
適用性に関する調査・整理（Ⅰ）

46