2 及び 3 号機 PCV - 試料の性状 分析内容 PCV 内部調査 (2 号機 2013 年 8 月 3 号機 2015 年 10 月 ) にて採取された (LI- 2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した ICP-AES を用いた元素分析も実施した 3 H
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- さみ ひめい
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1 廃棄物試料の分析結果 (2 及び 3 号機原子炉格納容器内 1 号機タービン建屋内 スラッジ 1 号機原子炉建屋オペレーティングフロアボーリングコア ) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 2017 年 2 月 23 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 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 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため 廃棄物の処理 処分の安全性の見通しを得る上で性状把握が不可欠である 原子炉建屋 (R/B) 及びタービン建屋 () の汚染状況は これらの廃止措置に伴う廃棄物の性状を推測する上で重要である 注水によってデブリから放射性核種が溶出し汚染水となり これとの接触により R/B や 内部が汚染している 2 及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内 および 1 号機 地下で採取されたスラッジ を分析した結果を報告する R/B の内部で採取された試料は 汚染状態を把握する上で優先度が高い 1 号機 R/B オペレーティングフロアから採取されたボーリングコア試料 ( コンクリート及び表面塗膜 ) を分析した結果を報告する 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 36 回事務局会議の資料にウラン分析結果を加えて報告する taisakuteam/2016/11/ pdf 1
2 2 及び 3 号機 PCV - 試料の性状 分析内容 PCV 内部調査 (2 号機 2013 年 8 月 3 号機 2015 年 10 月 ) にて採取された (LI- 2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した ICP-AES を用いた元素分析も実施した 3 H, Co, Sr, 94 Nb, 106 Ru, 137 Cs, 144 Ce, 152 Eu, 154 Eu, 234, 235, 236, 238, 238 Pu, Pu, 241 Am, 242 Cm, 244 Cm 採取日 採取場所 線量率 (μsv/h) ph LI-2RB 号機 PCV LI-2RB 号機 PCV LI-3RB 号機 PCV 水面近傍 LI-3RB 号機 PCVク レーチンク 近傍 : 約 50cm 3 を 50cm 3 バイアル瓶に収納した時の表面線量率 (γ) 3 号機 PCV からの試料の採取方法 * 試料は 水面近傍 ( 約 0.1 m 下 ) と水面下約 0.7 m から採取された * 福島第一原子力発電所 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内部調査の実施結果について, 汚染水対策現地調整会議, 2015 年 10 月 30 日. 2 2 及び 3 号機 PCV の核種分析結果 1 3 H Co Sr 94 Nb 106 Ru 125 Sb ( 約 12 年 ) ( 約 5.3 年 ) ( 約 29 年 ) ( 約 2.0 年 ) ( 約 374 日 ) ( 約 2.8 年 ) LI-2RB5-1 (6.9±0.1) (3.6±0.1) 10 1 (6.6±0.1) < < 2 (3.3±0.3) 10 1 LI-2RB5-2 (7.0±0.1) (4.1±0.1) 10 1 (6.8±0.1) < < 2 (9.4±0.3) 10 1 LI-3RB5-1 (3.5±0.1) (2.2±0.1) 10 1 (7.5±0.2) 10 3 < (7.1±2.0) 10 1 (5.3±0.2) 10 1 LI-3RB5-2 (2.0±0.1) (1.1±0.1) 10 1 (4.4±0.1) 10 3 < < (1.6±0.2) Cs 144 Ce 152 Eu 154 Eu ( 約 30 年 ) ( 約 285 日 ) ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) LI-2RB5-1 (4.0±0.1) 10 3 (3.7±1.0) < 2 < LI-2RB5-2 (4.2±0.1) 10 3 < 3 < 3 < LI-3RB5-1 (1.8±0.1) 10 3 (2.9±0.4) < 2 (1.9±0.2) LI-3RB5-2 (9.6±0.1) (1.4±0.3) < 1 (7.8±0.9) 号機 PCV 水については 3 H, Co, Sr, 125 Sb, 137 Cs, 144 Ce を検出 3 号機 PCV 水については 上記に加え 106 Ru, 154 Eu を検出 集中廃棄物処理建屋のでは検出されていない 144 Ce や 154 Eu を検出 3
3 2 及び 3 号機 PCV の核種分析結果 / 238 質量比 ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) LI-2RB5-1 (1.8±0.2) 10-4 (4.2±0.4) 10-6 (2.8±0.3) 10-5 (4.1±0.2) LI-2RB5-2 (1.4±0.1) 10-4 (3.6±0.2) 10-6 (2.0±0.1) 10-5 (2.9±0.1) LI-3RB5-1 (7.7±0.6) 10-4 (1.8±0.2) 10-5 (1.2±0.1) 10-4 (1.7±0.1) LI-3RB5-2 (1.9±0.1) 10-4 (5.1±0.2) 10-6 (3.0±0.1) 10-5 (4.2±0.1) Pu 239 Pu+ 240 Pu 241 Am 242 Cm 244 Cm ( 約 2.4 年 ( 約 88 年 ) 約 年 ) ( 約 4.3 年 ) ( 約 163 日 ) ( 約 18 年 ) LI-2RB5-1 (2.4±0.1) 10-1 (7.3±0.5) 10-2 (6.3±0.5) 10-2 < 8 (1.5±0.1) 10-1 LI-2RB5-2 (2.2±0.1) 10-1 (7.2±0.5) 10-2 (6.9±0.5) 10-2 < 8 (1.5±0.1) 10-1 LI-3RB5-1 (9.4±0.2) 10-1 (2.7±0.1) 10-1 (2.7±0.1) 10-1 (3.0±0.7) 10 1 (3.8±0.2) 10-1 LI-3RB5-2 (5.8±0.2) 10-1 (1.8±0.1) 10-1 (1.7±0.1) 10-1 (2.6±0.6) 10 1 (2.3±0.1) 号機 PCV 水については, Pu, 241 Am, 244 Cm を検出 3 号機 PCV 水については 上記に加え 242 Cm を検出 PCV 水中の 235 / 238 質量比は炉心の値 ( ) と同等 放射能濃度は において補正 分析値の ± の後の数値は 計数値誤差である : 被照射について計算した 時点の放射能 (JAEA 報告書 JAEA-Data/Code ) 4 2 及び 3 号機 PCV の元素分析結果 元素濃度 (mg/l) B Na Mg Si Ca Mn Fe Zn Sr Ba Pb LI-2RB5-1 < 5 < 2.5 < 5 < 5 < 2.5 < 5 N.D. * N.D. * < 0.25 < 5 N.D. * LI-2RB5-2 < 5 < 2.5 < 5 < 5 < 2.5 < 5 < 5 N.D. * < 0.25 < 5 N.D. * LI-3RB5-1 < 5 < 5 < 5 < 5 < 5 < 5 N.D. * N.D. * < 0.5 < 5 N.D. * LI-3RB5-2 N.D. * < 5 < 5 < 5 < 5 < 5 N.D. * N.D. * < 0.5 < 5 N.D. * *: 定性分析でピークが確認できなかった元素 ICP-AES を用いた定性分析モードでピークが検出された元素を定量し 全て定量下限未満であった 5
4 1 号機タービン建屋スラッジ - 試料の性状 2015 年 9~10 月に処理の検討のため 1 号機タービン建屋地下 1 階にて採取されたスラッジ (LI-1TB5-1~2) および (LI-1TB5-3~8) を分析した スラッジ 採取日採取場所固体分線量率 (μsv/h) ph LI-1TB5-3( 表層水 ) LI-1TB5-5( 中間水 ) LI-1TB5-7( 底部水 ) LI-1TB 号機 OP g/l 13 LI-1TB 同上 7.2 g/l LI-1TB 号機 OP10 上部 無 LI-1TB 同上 無 LI-1TB 同上 無 LI-1TB 同上 無 LI-1TB 同上 0.48 g/l LI-1TB 同上 0.22 g/l LI-1TB5-1( スラッジ ) LI-1TB5-4( 表層水 ) LI-1TB5-6( 中間水 ) LI-1TB5-8( 底部水 ) LI-1TB5-2( スラッジ ) 1 号機 の試料採取場所 : ろ過法により固液分離し 乾燥後のスラッジ成分の質量から算出 : 約 50cm 3 を 50cm 3 バイアル瓶に収納した時の表面線量率 (γ) 3: ろ過法により固液分離したろ液の ph 6 スラッジの採取方法 1 号機タービン建屋スラッジ - スラッジ採取方法と分析内容 OP10 の床面にサンプリング装置を設置 装置内に清水を圧送し ( 使用した清水は 10~15L) 装置内にスラッジを舞い上がらせて 約 5 L の懸濁液を容器に回収 回収液を静置後 上澄液を廃棄し 約 250 cm 3 と約 2 cm 3 の試料を得た 撹拌により懸濁させて各 50 cm 3 を分取した 分析内容 スラッジ試料 (LI-1TB5-1, 2) および固形分を含む水試料 (LI-1TB5-7, 8) は 固液分離して 固体分は酸抽出し 分析を行った 試料固体分中の濃度は水に対して算出した 核種は 3 H Co Sr 94 Nb 137 Cs 152 Eu 154 Eu Pu Pu 241 Am 244 Cm を分析した OP10200 水中ポンプ サンプリング装置 OP10 図スラッジの採取方法 回収容器 スラッジ ICP-AES を用いた元素分析も実施した 7
5 1 号機タービン建屋スラッジ - 核種分析結果 1 放射能濃度 Bq/g Co 94 Nb 137 Cs 152 Eu 154 Eu ( 約 5.3 年 ) ( 約 2.0 年 ) ( 約 30 年 ) ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) スラッジ LI-1TB5-1 < < 7 (3.7±0.1) 10 6 < < LI-1TB5-2 (3.1±0.4) < (3.7±0.1) 10 6 < 2 < 2 LI-1TB5-7( 固形分 ) < < 8 (4.1±0.1) 10 5 < < ( 固形分 ) LI-1TB5-8( 固形分 ) < < (2.1±0.1) 10 6 < 2 < Co 94 Nb 137 Cs 152 Eu 154 Eu LI-1TB5-3 < < (2.8±0.1) 10 3 < 5 < 2 LI-1TB5-4 < < (2.9±0.1) 10 3 < 5 < 2 LI-1TB5-5 < < (2.8±0.1) 10 3 < 5 < 2 LI-1TB5-6 < < (2.7±0.1) 10 3 < 5 < 2 LI-1TB5-7( 上澄液 ) < < (2.7±0.1) 10 3 < 5 < 2 LI-1TB5-8( 上澄液 ) < < (3.0±0.1) 10 3 < 5 < Cs は に比べてスラッジの濃度が高い Co はスラッジの 1 試料のみで検出 94 Nb, 152 Eu, 154 Eu はすべての試料で不検出 8 1 号機タービン建屋スラッジ - 核種分析結果 2 スラッジ ( 固形分 ) 放射能濃度 Bq/g Sr ( 約 29 年 ) LI-1TB5-1 (4.7±0.2) LI-1TB5-2 (7.1±0.2) 10 3 LI-1TB5-7( 固形分 ) (1.2±0.1) 10 5 LI-1TB5-8( 固形分 ) (1.4±0.1) 10 5 H( 約 12 年 ) Sr LI-1TB5-3 (2.7±0.1) 10 1 (5.4±0.2) LI-1TB5-4 (3.2±0.1) 10 1 (5.4±0.2) LI-1TB5-5 (2.7±0.1) 10 1 (4.9±0.2) LI-1TB5-6 (2.6±0.1) 10 1 (4.6±0.2) LI-1TB5-7( 上澄液 ) (2.4±0.1) 10 1 (3.9±0.2) LI-1TB5-8( 上澄液 ) (2.2±0.1) 10 1 (3.7±0.1) Sr はスラッジの濃度がに比べて高い では 集中廃棄物処理建屋試料に比べて 3 H, Sr 濃度が低い 9
6 スラッジ ( 固形分 ) 1 号機タービン建屋スラッジ - 核種分析結果 3 放射能濃度 Bq/g 235 / 238 質量比 ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) LI-1TB5-1 (3.0±0.3) 10-1 (1.5±0.1) 10-2 (3.1±0.3) (3.2±0.1) LI-1TB5-2 (2.1±0.2) 10-1 (9.2±0.5) (7.1±0.7) 10-4 (2.1±0.1) LI-1TB5-7( 固形分 ) (9.2±8.1) 10-2 (7.3±0.4) (1.6±0.9) (1.6±0.1) LI-1TB5-8( 固形分 ) < (5.0±0.3) (4.5±1.7) (1.0±0.1) / 238 質量比 LI-1TB5-3 < (1.1±0.1) 10-7 < (2.1±0.1) LI-1TB5-4 < (1.0±0.1) 10-7 < (2.1±0.1) LI-1TB5-5 < (9.2±0.5) 10-8 < (1.9±0.1) LI-1TB5-6 < (8.2±0.3) 10-8 < (1.7±0.1) LI-1TB5-7( 上澄液 ) < (1.5±0.1) 10-7 < (3.1±0.1) LI-1TB5-8( 上澄液 ) < (1.3±0.1) 10-7 < (2.4±0.1) スラッジ試料から 234, 235, 236, 238 を 試料から 235, 238 を検出 スラッジ中および中の 235 / 238 質量比は天然ウランの値 (7.3 ) に近く 天然由来のウランの影響が大きい 10 スラッジ ( 固形分 ) 1 号機タービン建屋スラッジ - 核種分析結果 4 放射能濃度 Bq/g Pu Pu+ 240 Pu Am Cm ( 約 2.4 年 ( 約 88 年 ) 約 年 ) ( 約 4.3 年 ) ( 約 18 年 ) LI-1TB5-1 (1.1±0.3) < < (8.1±2.3) 10-1 LI-1TB5-2 (7.0±0.8) 10-1 (1.3±0.4) 10-1 (1.8±0.5) 10-1 (3.6±0.7) 10-1 LI-1TB5-7( 固形分 ) < 5 < 3 < 4 < 4 LI-1TB5-8( 固形分 ) < 5 < 3 < 5 < 4 Pu Pu+ 240 Pu Am Cm LI-1TB5-3 < < < < LI-1TB5-4 < < < < LI-1TB5-5 < < < < LI-1TB5-6 < < < < LI-1TB5-7( 上澄液 ) < < < < LI-1TB5-8( 上澄液 ) < < < < スラッジ試料からは α 核種を検出 以前に分析した 1 号機 砂 スラッジ試料の値と同程度 試料については α 核種は全て不検出 11
7 1 号機タービン建屋スラッジ - 元素分析結果 ( スラッジおよび内固形分 ) スラッジ 固形分酸抽出液の元素組成 (%) Mg Al Si Ca Ti Fe Cu Zn LI-1TB N.D N.D. 8.1 LI-1TB LI-1TB5-7( 固形分 ) N.D. N.D N.D N.D. N.D. LI-1TB5-8( 固形分 ) N.D. N.D N.D N.D. N.D. : ICP-AES により分析した N.D. は定性分析で有意なピークがなく不検出であったことを表す Mg Al Si Ca Fe Mg Al Si Ca Ti Fe Cu Zn Si Ca Fe Si Ca Fe その他 ( 酸素等 ) Zn その他 ( 酸素等 ) その他 ( 酸素等 ) その他 ( 酸素等 ) LI-1TB5-1 LI-1TB5-2 LI-1TB5-7 LI-1TB5-8 スラッジと固形分はいずれも Fe が多い 固形分は Fe/Si の比がスラッジと異なることから 両者の組成が異なる可能性が示唆される 12 1 号機原子炉建屋内瓦礫 分析内容 1 号機原子炉建屋カバー解体工事のガレキ状況先行調査において 2016 年 4 月にオペレーティングフロアの崩落屋根より採取されたボーリングコア試料 ( 直径約 200 mm) から コンクリートとデッキプレートの表面を研磨して試料とし 以下の核種を分析した 3 H, 14 C, Co, 63 Ni, 79 Se, Sr, 94 Nb, 99 Tc, 126 Sn, 129 I, 137 Cs, 152 Eu, 154 Eu, 238 Pu, Pu, 241 Am, 244 Cm, 全 α コンクリートコア 屋上側 1 1 コンクリートコア B 屋上側 (1RB-OP-C2-1) 天井側 2 コンクリートコア B 天井側 (1RB-OP-C2-2) 3 2 デッキプレート : 試料採取箇所 1 号機 R/B オペレーティングフロア 3 デッキプレート塗膜 B 天井側 (1RB-OP-D2-1) taisakuteam/2016/pdf/0128_3_2c.pdf taisakuteam/2016/06/ pdf 13
8 1 号機原子炉建屋内瓦礫 試料の性状 No. 形状等場所 1 コンクリート 1RB-OP-C1-1 2 コンクリート 1RB-OP-C1-2 3 塗膜 1RB-OP-D1-1 4 コンクリート 1RB-OP-C2-1 5 コンクリート 1RB-OP-C2-2 6 塗膜 1RB-OP-D2-1 1 号機 R/B 屋上コンクリートコアA 屋上側 1 号機 R/B 屋上コンクリートコアA 天井側 1 号機 R/B 天井デッキプレート塗膜 A 天井側 1 号機 R/B 屋上コンクリートコアB 屋上側 1 号機 R/B 屋上コンクリートコアB 天井側 1 号機 R/B 天井デッキプレート塗膜 B 天井側 表面線量率質量 (μsv/h) (g) コンクリート試料の外観 塗膜試料の外観 14 No. No. 1 号機原子炉建屋内瓦礫の核種分析結果 1 Co ( 約 5.3 年 ) 3 H ( 約 12 年 ) 94 Nb ( 約 2.0 年 ) 14 C ( 約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 放射能濃度 (Bq/g) 137 Cs ( 約 30 年 ) 63 Ni ( 約 1.0 年 ) 152 Eu ( 約 14 年 ) 79 Se ( 約 6.5 年 ) 1 1RB-OP-C1-1 (1.3±0.1) (1.9±0.1) < RB-OP-C1-2 (5.3±0.1) 10 1 (3.5±0.1) 10 1 (2.9±0.5) RB-OP-D1-1 (3.3±0.1) (4.6±0.2) (3.7±0.2) 10 1 (2.8±0.4) 4 1RB-OP-C2-1 (9.9±0.5) 10-1 (3.8±0.3) 10-1 < RB-OP-C2-2 (3.9±0.1) (2.7±0.1) 10 1 < RB-OP-D2-1 (1.8±0.1) (1.2±0.2) (1.3±0.1) 10 1 < Eu ( 約 8.6 年 ) 1 1RB-OP-C1-1 (8.1±1.2) 10-1 < (9.0±0.1) 10 3 < 2 < 1 2 1RB-OP-C1-2 (1.0±0.1) 10 1 < (4.2±0.1) 10 5 < 2 (2.1±0.3) 3 1RB-OP-D1-1 (2.3±0.1) < 5 (2.3±0.1) 10 6 < (5.2±0.6) RB-OP-C2-1 < < (1.2±0.1) 10 3 < 2 < RB-OP-C2-2 < < (1.0±0.1) < 2 < RB-OP-D2-1 (8.8±0.3) 10 1 < 4 (7.4±0.1) 10 5 < < 表面線量率が高かった試料 (No.2, 3) から 79 Se, 154 Eu を検出 いずれの核種も 屋上側に比べて天井側の濃度が高い傾向にある 15
9 No. No. 1 号機原子炉建屋内瓦礫の核種分析結果 2 Sr ( 約 29 年 ) 238 Pu ( 約 88 年 ) 99 Tc ( 約 年 ) Pu ( 約 2.4 年約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 126 Sn ( 約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 241 Am ( 約 4.3 年 ) 129 I ( 約 年 ) 1 1RB-OP-C1-1 (1.1±0.1) 10 1 < < RB-OP-C1-2 (1.1±0.1) 10 3 (1.3±0.4) 10-1 (3.2±0.1) 3 1RB-OP-D1-1 (1.9±0.1) 10 3 (2.3±0.4) < 6 (2.3±0.1) RB-OP-C2-1 (2.3±0.1) < < RB-OP-C2-2 (6.7±0.1) (1.5±0.3) 10-1 < RB-OP-D2-1 (1.3±0.1) 10 3 < 2 < 5 (9.4±0.3) 244 Cm ( 約 18 年 ) 1 1RB-OP-C1-1 (7.1±1.3) 2 1RB-OP-C1-2 (7.0±0.4) RB-OP-D1-1 (9.4±1.7) 10-1 (3.0±0.9) 10-1 (4.8±0.7) 10-1 (2.5±0.6) RB-OP-C2-1 < 2 5 1RB-OP-C2-2 < 2 6 1RB-OP-D2-1 (4.3±0.8) 10-1 表面線量率が高かった試料 (No.2, 3) から 99 Tc, 129 I を検出 いずれの核種も 屋上側に比べて天井側の濃度が高い傾向にある 全 α Pu の半減期補正は 240 Pu の半減期 ( 約 年 ) を使用 既往のデータとの比較 1 - Co, Sr と 137 Cs 濃度の関係 凡例 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV 集中廃棄物処理建屋 ( 白抜きは縦軸の値が検出下限値 ) Co/ 137 Cs 比は 2 号機と 3 号機で同程度 Sr/ 137 Cs 比は 2 号機の方が 3 号機よりも大きい 2 号機及び 3 号機 PCV の Co/ 137 Cs 比及び Sr/ 137 Cs 比は 1 号機 や集中廃棄物処理建屋よりも大きく 下流側で濃度が低下する傾向を示す Co/ 137 Cs 比 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV < Sr/ 137 Cs 比 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV :2012 年度 ~2015 年度取得データ : 本報告取得データの平均値 3: 被照射について計算した 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 17
10 既往のデータとの比較 2-235, 238 Pu と 137 Cs 濃度の関係 凡例 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV 集中廃棄物処理建屋 ( 白抜きは縦軸の値が検出下限値 ) / 137 Cs 比及び 238 Pu/ 137 Cs 比は >3 号機 PCV>2 号機 PCV>1 号機 ~ 集中廃棄物処理建屋 ( プロセス主建屋 高温焼却炉建屋 ) である や Pu の濃度は から下流側で低下している 235 / 137 Cs 比 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV 238 Pu/ 137 Cs 比 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV < :2012 年度 ~2015 年度取得データ : 本報告取得データの平均値 3: 被照射について計算した 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 18 既往の滞留データとの比較 3 - タービン建屋との 137 Cs 濃度の比較 Cs 濃度 (Bq/mL) 1.0E E E E+03 1 号機 2 号機 PCV 3 号機 PCV 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 今回データ 東京電力データ 1.0E+02 11/06 12/10 14/02 15/07 16/11 1 号機 の 137 Cs 濃度は 東京電力データと整合する結果であった 年月 2 および 3 号機 PCV 水の 137 Cs 濃度は に比べて 1 桁程度低い PCV 上部水中の放射性核種濃度が低いことから PCV 内で濃度分布があるものとみられる 19
11 既往の 1 号機 スラッジ等データとの比較 1 - Co, Sr と 137 Cs 濃度の関係 凡例 1 号機 OP10 スラッジ 1 号機 1 号機 OP40 スラッジ * 1 号機 OP40 砂 ( 白抜きは検出下限値 ) ( はタービン建屋 PCV は原子炉格納容器を表す ) Co/ 137 Cs 比及び Sr/ 137 Cs 比は 1 号機 スラッジと 1 号機 で同程度 Co/ 137 Cs 比は に比べてスラッジの方が高い 以外の放射化生成物の寄与が考えられる Sr/ 137 Cs 比は 1 号機 スラッジと 1 号機 の両方ともに比べて低い Co/ 137 Cs 比 1 号機 スラッジ 1 号機 分析試料 < Sr/ 137 Cs 比 1 号機 スラッジ 1 号機 分析試料 :2016 年度取得データ :2015 年度取得データ 3:2015 年度 ~ 本報告取得データの平均値 4: 被照射について計算した 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 20 既往の 1 号機 スラッジ等データとの比較 2-235, 238 Pu と 137 Cs 濃度の関係 凡例 1 号機 OP10 スラッジ 1 号機 1 号機 OP40 スラッジ * 1 号機 OP40 砂 ( 白抜きは検出下限値 ) ( はタービン建屋 PCV は原子炉格納容器を表す ) 1 号機 スラッジについて 238 Pu/ 137 Cs 比は と同程度である 一方で 235 / 137 Cs 比は より高く 天然由来のウランの寄与がうかがわれる 235 / 137 Cs 比及び 238 Pu/ 137 Cs 比は 中に比べて 2 桁以上低く と Pu の移行は小さい 235 / 137 Cs 比 1 号機 スラッジ 1 号機 分析試料 Pu/ 137 Cs 比 1 号機 スラッジ 1 号機 分析試料 < :2016 年度取得データ :2015 年度取得データ 3:2015 年度 ~ 本報告取得データの平均値 4: 被照射について計算した 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 21
12 14 C 放射能濃度 (Bq/g) R/B は原子炉建屋を表す C-14/Cs 1 号機 R/B 瓦礫 1 号機 R/B 瓦礫 2 号機 R/B 瓦礫 3 号機 R/B 瓦礫 ( 白抜きは検出下限値 ) 既往の原子炉建屋瓦礫データとの比較 1 14 C, Coと 137 Cs 濃度の関係 コンクリート 塗膜 R/B は原子炉建屋を表す E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07 1.E Cs 放射能濃度 (Bq/g) 14 C/ 137 Cs 比は既往の1 号機 R/B 瓦礫データと同程度 塗膜とコンクリートの違いが示唆される Co/ 137 Cs 比は既往のR/B 瓦礫のデータと同程度 14 C/ 137 Cs 放射能濃度比 Co/ 137 Cs 放射能濃度比 1 号機 R/B 瓦礫 1 号機 H26 年度 ~ 本報告取得データの平均値 1 号機 R/B 瓦礫 1 号機 H26 年度 ~ 本報告取得データの平均値 :H26 年度 ~H28 年取得データ :1 号機被照射について計算したH 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 22 Sr 放射能濃度 (Bq/g) R/B は原子炉建屋を表す 1 号機 R/B 瓦礫 Sr-/Cs 1 号機 R/B 瓦礫 2 号機 R/B 瓦礫 3 号機 R/B 瓦礫 既往の原子炉建屋瓦礫データとの比較 2 Sr, 238 Puと 137 Cs 濃度の関係 10-4 コンクリート Cs 放射能濃度 (Bq/g) 塗膜 R/B は原子炉建屋を表す Sr/ 137 Cs 比および 238 Pu/ 137 Cs 比は 既往の R/B 瓦礫のデータと同程度 Sr/ 137 Cs 比および 238 Pu/ 137 Cs 比は での比よりも 2 桁以上小さい 238 Pu 放射能濃度 (Bq/g) 号機 R/B 瓦礫 1 号機 R/B 瓦礫 2 号機 R/B 瓦礫 Pu-238/Cs 3 号機 R/B 瓦礫 ( 白抜きは検出下限値 ) 塗膜 Cs 放射能濃度 (Bq/g) Sr/ 137 Cs 放射能濃度比 238 Pu/ 137 Cs 放射能濃度比 1 号機 R/B 瓦礫 1 号機 H26 年度 ~ 本報告取得データの平均値 1 号機 R/B 瓦礫 1 号機 H26 年度 ~ 本報告取得データの平均値 :H26 年度 ~H28 年取得データ :1 号機被照射について計算したH 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 23
13 まとめ 2 号機及び 3 号機 PCV 内 1 号機 スラッジ 並びに 1 号機 R/B オペレーティングフロアボーリングコアを分析し それぞれ次の核種が検出された 試料 3 H Co Sr 106 Ru 125 Sb 137 Cs 144 Ce 154 Eu Pu Pu 241 Am 242 Cm 244 Cm 2 号機 PCV 3 号機 PCV 1 号機 スラッジ 1 号機 1 号機 R/B 瓦礫 2 号機及び 3 号機 PCV 並びに 1 号機 のと 下流側の集中廃棄物処理建屋を比べると や Pu の濃度が から下流側で低下している 1 号機 のスラッジは これまでに得られた同建屋スラッジ 砂の分析データに整合する結果を示し 汚染組成が類似している に関しては 天然由来のウランの影響が大きい 1 号機 R/B の瓦礫は これまでに得られた瓦礫の分析データと同程度の結果であり 汚染組成が類似している 屋上側に比べて天井側の濃度が高い傾向がみられた 原子炉建屋の瓦礫とにおける放射性核種の分布に関する知見が得られた データをさらに蓄積する必要があるため 試料の採取 入手と分析を継続して進める 24 報告年度 汚染水処理設備出入口水 試料試料数発表等 1 4 号機 等 ( 集中 RW 地下 高温焼却炉建屋地下 ) 淡水化装置濃縮水 処理水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 瓦礫 号機 R/B 内瓦礫 1, 2 号機 R/B 内ボーリングコア 号機周辺瓦礫 覆土式一時保管施設で採取した瓦礫 1 号機 砂 廃棄物試料の分析状況 taisakuteam/2015/pdf/0730_3_4c.pdf taisakuteam/2016/pdf/0331_3_4f.pdf taisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf taisakuteam/2016/pdf/0128_3_4d.pd 伐採木 立木 落葉 土壌 伐採木 ( 枝 葉 ) 構内各所の立木 ( 枝葉 ) 及び落葉 土壌 汚染水処理二次廃棄物 28 汚染水処理二次廃棄物 多核種除去設備スラリー ( 既設 増設 ) 4 taisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf taisakuteam/2016/pdf/0128_3_4d.pdf 増設多核種除去設備スラリー 多核種除去設備吸着材 瓦礫 スラッジ 1 号機 内スラッジ 1 号機 R/B 内瓦礫 taisakuteam/2016/09/ pdf 採取できた吸着材 2 試料を輸送済備中 taisakuteam/2016/09/ pdf 本報告 汚染水処理設備出入口水 ( 集中 RW 地下 高温焼却炉建屋地下 ) 処理後水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 7 21 分析中 2 3 号機 PCV 1 号機 12 本報告 焼却灰 焼却灰 ( 雑固体廃棄物焼却設備 ) 5 分析中 土壌 構内の土壌 6 分析中 25 25
2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N
2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 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 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため
福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析
福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析 平成 27 年 10 月 1 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 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 ) の成果の一部が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため
報告年度 汚染水処理設備出入口水 試料試料数発表等 1 4 号機タービン建屋滞留水等 滞留水 ( 集中 RW 地下 高温焼却炉建屋地下 ) 淡水化装置濃縮水 処理水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 瓦礫 号機原子炉建屋内瓦礫 1, 2 号機原子
廃棄物試料の分析 1 号機原子炉建屋 5 階瓦礫 1 号機タービン建屋地下 1 階スラッジ 多核種除去設備 HIC スラリー 平成 28 年 9 月 29 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 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 ) の成果の一部が含まれている
年度試料試料数発表等 2-26 水処理設備出入口水 建屋内瓦礫ホ ーリンク コア 瓦礫伐採木 立木落葉 土壌 27 水処理設備出入口水 廃棄物試料の分析状況 1 4 号機タービン建屋滞留水等 集中 RW 地下高汚染水 淡水化装置濃縮水 高温焼却炉建屋地下滞留水 処理後水 ( セシウム吸着装置 第二セ
福島第一原子力発電所構内で採取した瓦礫の分析 平成 28 年 4 月 28 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 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 ) の成果の一部が含まれている 0 概要 原子炉建屋の解体廃棄物は発生量 ( 体積 質量
試料名 除染装置スラッジ試料の分取 除染装置スラッジを保管場所 (Dピット) から採取した *1 一時保管していたスラッジ試料は 1 手で容器 (10 ml) を振り撹拌した後 ピペッターで約 1 mlずつ分取した 上澄み液試料とともに分析施設へ輸送した 試料名 試料量 採取日 分取日 1 約 1
廃棄物試料の分析結果 ( 水処理設備処理二次廃棄物 滞留水 ) 平成 0 年 月 29 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 28 年度補正予算補正予算 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 ) 成果が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため
<4D F736F F F696E74202D BD8A6A8EED8F9C8B8E90DD94F582CC90DD E707074>
多核種除去設備について 平成 24 年 3 月 28 日 東京電力株式会社 1. 多核種除去設備の設置について 多核種除去設備 設置の背景 H24.2.27 中長期対策会議運営会議 ( 第 3 回会合 ) 配付資料に一部加筆 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク
総合評価提案書（サンプル）
廃棄物試料の分析結果 ( 瓦礫, 水処理設備処理二次廃棄物, 汚染水, 処理水, 土壌 ) 平成 30 年 7 月 26 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 28 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 ) 成果が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第276 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 76 報 ) 平成 8 年 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第307 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 37 報 ) 平成 9 年 6 月 9 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第227報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 227 報 ) 平成 27 年 11 月 13 日 東京電力株式会社 1. はじめに本書は 平成 23 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 23 6 8 原院第 6 号 ) にて
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第350 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 35 報 ) 平成 3 年 4 月 3 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて
Microsoft PowerPoint - ①-3_データ集(タンク推定・実測)r6
参考資料 -3 ALPS 処理水データ集 ( タンク群毎 ) 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 1 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 G3 エリア 以上は橙色 部分 62 核種告示比 ( 限度比総和 ) 推定 1 未満は水色 部分 Gr 9.00E+01 6.00E+01 2.00E+02 8.00E+02 1.00E+02 3.00E+01 9.00E+00 6.00E+04 62 核種告示比推定
資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社
資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 1-4-1 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 概 要 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 55 回 ) 公表資料 保管管理計画における管理方針に基づき 2017 年 6 月改訂版から以下の項目について改訂した 〇 瓦礫等
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第148 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について ( 第 48 報 ) 平成 26 年 4 月 3 日東京電力株式会社. はじめに本書は 平成 23 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 23 6 8 原院第 6 号 ) にて 指示があった以下の内容について報告するものである
1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e
No. 1 1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e I X e Cs Ba F Ra Hf Ta W Re Os I Rf Db Sg Bh
捗 捗 2012730 2 3 12mSv/h TIP 5mSv/h 1.2mmSv/h msv/h 38.6%43.5% 23.0 11.0 25.0 12.0 25.0 15.0 9.0 12.0 12.0 9.0 11.0 19.0 15.0 1 1.2m 3.0 A 10.0 5.0 C 4.0 B 4.0 2 2 4 RVI-337 RPV X-51 RPV RVI-337 6.0[mm]
1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合
1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合の実効線 務従事者 区域外の 区域外の 量係数 量係数 の呼吸す 空気中の 水中の濃 る空気中 濃度限度
福島第一原子力発電所多核種除去設備（ＡＬＰＳ）の概要等
福島第一原子力発電所多核種除去設備 (ALPS) の概要等 平成 25 年 3 月 29 日 東京電力株式会社 多核種除去設備設置の目的 多核種除去設備 設置の背景 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク セシウム除去装置 目的 既設水処理設備は主にセシウムを除去するが
03J_sources.key
Radiation Detection & Measurement (1) (2) (3) (4)1 MeV ( ) 10 9 m 10 7 m 10 10 m < 10 18 m X 10 15 m 10 15 m ......... (isotope)...... (isotone)......... (isobar) 1 1 1 0 1 2 1 2 3 99.985% 0.015% ~0% E
2_R_新技術説明会（佐々木）
% U: 6.58%, Np, Am:.5%, Pu:.% 5.8% Cs 6.5% Sr %.9%Mo 8.74% Tc.9% TODA C 8 H 7 C 8 H 7 N CH C CH N CH O C C 8 H 7 O N MIDOA C 8 H 7 DOODA NTA + HN(C 8 H 7 ) + H O DCC + SOCl + HN(C 8 H 7 ) + Cl TODA (TODA)
《地域説明会資料》福島第一原子力発電所 汚染水の状況
福島第一原子力発電所 汚染水の状況 平成 25 年 8 月 ご説明内容 1 事故後の炉心冷却の変遷 現在の汚染水対策の状況 1 ためる対策 2 増やさない対策 3 きれいにする対策 汚染水の海への流出とその抑制 至近の漏えい事象 分析結果 流出抑制対策 事故後の炉心冷却の変遷 2 事故直後 事故後約 1 ヶ月以内 原子炉 海水 原子炉 電動ポンプ 汚染水 消防車 汚染水 淡水 海 滞留する一方 滞留する一方
IS(A3) 核データ表 ( 内部転換 オージェ電子 ) No.e1 By IsoShieldJP 番号 核種核種半減期エネルギー放出割合核種番号通番数値単位 (kev) (%) 核崩壊型 娘核種 MG H β-/ce K A
IS(A3)- 284 - No.e1 核種核種半減期エネルギー放出割合核種通番数値単位 (kev) (%) 1 1 1 MG-28 20.915 H 29.08 27.0000 β-/ce K Al-28 2 1 2 MG-28 20.915 H 30.64 2.6000 β-/ce L Al-28 3 2 1 SC-44M 58.6 H 270.84 0.0828 EC/CE CA-44 4 2
1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 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研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 東京電力株式会社 無断複製 転載禁止 東京電力株式会社
1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 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研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 原子炉建屋とタービン建屋の構造 (BWR( BWR-4) 原子炉建屋 (R/B) 圧力容器 (RPV) 格納容器 (PCV) タービン建屋 (T/B) 蒸気タービン 蒸気 給水 復水器 圧力抑制室 冷却水 2 3 4 5
登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目
登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS0061 1995 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 210-0821 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目 25 番 20 号法人番号 7010005018674 研究開発課 Tel: 044-589-5494
新規な金属抽出剤
新規な金属イオン抽出剤 (MIDA) 貴金属の簡便な回収法に利用 日本原子力研究開発機構 基礎工学研究センター 佐々木祐二 原子力機構では使用済み燃料中の有用金属の回収を目的として 様々な分離技術の開発を行っています 発電前発電後 (An, 含む ) せん断 溶解分離 U, Pu 精製 U 精製 再処理工場へ ウラン燃料 Pu 精製 核変換 高レベル廃液 燃料再処理 (PUREX) 中間貯蔵 U,
() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897
![() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897](/thumbs/91/105934847.jpg "() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897")
参考資料 2 汚染水対策の進捗状況及びリスクマップ 207/08/25 東京電力ホールディングス株式会社 () 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 8970m]
RAA-05(201604)MRA対応製品ver6
M R A 対 応 製 品 ISO/IEC 17025 ISO/IEC 17025は 試験所及び校正機関が特定の試験又は 校正を実施する能力があるものとして認定を 受けようとする場合の一般要求事項を規定した国際規格 国際相互承認 MRA Mutual Recognition Arrangement 相互承認協定 とは 試験 検査を実施する試験所 検査機関を認定する国際組織として ILAC 国際試験所認定協力機構
瓦礫等一時保管エリアの新設 変更 廃止及びドラム缶等仮設保管設備の廃止について 216 年 11 月 東京電力ホールディングス株式会社 新設 変更 廃止する一時保管エリア他 ( 一覧 ) 新設 ( 一時保管エリア ) エリア 保管対象物 貯蔵容量 エリアX 瓦礫類 約 12,2 m 3 エリアAA 瓦礫類 約 36, m 3 変更 ( 一時保管エリア ) エリア保管対象物変更の概要 エリア D エリア
1 海水 (1) 平成 30 年 2 月の放射性セシウム 海水の放射性セシウム濃度 (Cs )(BqL) 平成 30 年 平成 29 年 4 月 ~ 平成 30 年 1 月 平成 25 ~28 年度 ~0.073 ~ ~0.
平成 3 0 年 4 月 9 日 福島県放射線監視室 周辺海域におけるモニタリングの結果について (2 月調査分 ) 県では の廃炉作業に伴う海域への影響を継続的に監視 するため 海水のモニタリングを毎月 海底土のモニタリングを四半期毎に実施 しております ( 今回公表する項目 ) 海水 平成 30 年 2 月採取分の放射性セシウム 全ベータ放射能 トリチウム 放射性ストロンチウム (Sr-90)
1-1. 水処理二次廃棄物の保管形態 水処理二次廃棄物のうち 水分が主体の除染装置スラッジ ALPS スラリーの安定化処理を優先的に検討 吸着塔類 使用済吸着塔一時保管施設に保管 除染装置スラッジ 廃スラッジ貯蔵施設に保管 ( プロセス主建屋地下の貯槽 D) 廃棄物規制検討会第 6 回資料 2 を更
参考 1 (12/10 面談用 ) 特定原子力施設放射性廃棄物規制検討会 ( 第 7 回 ) 資料 2 除染装置スラッジ ALPS スラリーの安定化処理にむけた検討状況 ( 抜粋 ) 2018 年 7 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 1-1. 水処理二次廃棄物の保管形態 水処理二次廃棄物のうち 水分が主体の除染装置スラッジ ALPS スラリーの安定化処理を優先的に検討 吸着塔類 使用済吸着塔一時保管施設に保管
/h に調整 8 月 12 日午後 7 時 30 分 原子炉への注水量の増加が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 15 日午後 9 時 48 分 原子炉への注水量の低下が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 17 日午後 3 時 46 分 原子炉
平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 23 年 8 月 26 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 国により 福島第一原子力発電所の半径 20km 圏内の地域を 警戒区域 として 半径 20k m 以上 半径 30km 以内の地域を 屋内退避区域 と設定 8 月 4 日午後 0 時 9 分 5 号機計装用電源の強化工事に伴う電源の接続試験中に原子炉水位に関わる誤信号が発信され ディーゼル発電機
開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科 教授 大江 俊昭 氏 講義 課題1 放射性廃棄物処分の安全評価解析の基礎 Ⅰ 浅地中ピット処分の事例分析 Ⅱ 地層処分の事例分析 課題2 放射性廃棄物処分の安全評価
RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FUNDING AND RESEARCH CENTER TOPICS 213.12.NO.18...... Ⅰ 成果等普及活動の実施状況 25 2 2 Ⅱ 25 1 17 1:3 18: 2 3 1 2 3 HLW 25 3 3 Ⅲ 開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科
元素分析
: このマークが付してある著作物は 第三者が有する著作物ですので 同著作物の再使用 同著作物の二次的著作物の創作等については 著作権者より直接使用許諾を得る必要があります (PET) 1 18 1 18 H 2 13 14 15 16 17 He 1 2 Li Be B C N O F Ne 3 4 5 6 7 8 9 10 Na Mg 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 Al Si P
プレゼンテーションタイトル
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (1) 資料 (1)-2 (1)2 号機原子炉建屋西側外壁の開口設置について 2018 年 5 月 16 日 東京電力ホールディングス株式会社 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. 2 号機原子炉建屋西側外壁開口の進捗状況について 工事目的 2 号機使用済燃料プール内の燃料取り出しに向けた上部建屋解体に先立ち, 放射性物質の飛散抑制策を徹底するため,
Agilent 7900 ICP-MS 1 1 Ed McCurdy 2 1 Agilent Technologies, Japan 2 Agilent Technologies, UK
Agilent 7900 ICP-MS 1 1 Ed McCurdy 2 1 Agilent Technologies, Japan 2 Agilent Technologies, UK Na P K Ca Co Cu Sr Cd Ce Cs Tl 11 [1]18 [2] (FAO) (WTO) (Codex) Pb Cd As Sn Pb 0.3 mg/kg Cd 0.4 mg/kg 0.2 mg/kg
多核種除去設備 (ALPS) 処理水タンクの放射能濃度について 2018 年 10 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社
多核種除去設備 (ALPS) 処理水タンクの放射能濃度について 2018 年 10 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社 多核種除去設備 ALPS 処理水タンクの性状 2018.10.1 多核種除去設備等 処理水の取扱いに関する小 委員会資料より抜粋 ALPS出口の処理水分析結果及び貯留タンク群への移送時期から タンク群毎に主要7核種及びトリチ
(3) イオン交換水を 5,000rpm で 5 分間遠心分離し 上澄み液 50μL をバッキングフィルム上で 滴下 乾燥し 上澄み液バックグラウンドターゲットを作製した (4) イオン交換水に 標準土壌 (GBW:Tibet Soil) を既知量加え 十分混合し 土壌混合溶液を作製した (5) 土
混入固形物が溶液試料に及ぼす影響 ( 吸引ろ過法と遠心分離法の比較 ) 二ツ川章二 ) 伊藤じゅん ) 斉藤義弘 ) 2) 世良耕一郎 ) ( 社 ) 日本アイソトープ協会滝沢研究所 020-073 岩手県岩手郡滝沢村滝沢字留が森 348 2) 岩手医科大学サイクロトロンセンター 020-073 岩手県岩手郡滝沢村滝沢字留が森 348. はじめに PIXE 分析法は 簡単な試料調製法で 高感度に多元素同時分析ができるという特徴を有している
概 要 2015 年 4 月 液体及びダストを中心に敷地境界外に影響を与える可能性があるリスクを広く対象としたリスク総点検を実施し, リスク低減対策の取組みは, 環境変化等を反映し適宜見直しを行っている リスク低減対策未着手の項目 ( 下記 1) については, 月末時点で 10 項目であ
資料 2 福島第一原子力発電所の敷地境界外に影響を与えるリスク総点検に関わる対応状況 2018 年 6 月 6 日 東京電力ホールディングス株式会社 概 要 2015 年 4 月 液体及びダストを中心に敷地境界外に影響を与える可能性があるリスクを広く対象としたリスク総点検を実施し, リスク低減対策の取組みは, 環境変化等を反映し適宜見直しを行っている リスク低減対策未着手の項目 ( 下記 1) については,2018.3
MP-AES ICP-QQQ Agilent 5100 ICP-OES Agilent 5100 (SVDV) ICP-OES (DSC) 1 5100 SVDV ICP-OES VistaChip II CCD Agilent 7900 ICP-MS 7700 / 10 7900 ICP-MS ICP-MS FTIR Agilent 7900 ICP-MS Agilent Cary 7000 (UMS)
N R/B T/B Rw/B 捗 1. 9. 2. 10.CUW 3. 11. 4.2 12. 5. 6. 7. 8.FHM H27.2.25 6. 6.FHM 8.FHM 10.CUW 5. P5,6 H27.3.25 6. 7. 8.FHM 10.CUW FHM FHM FHM (H27.3.19) 7 262014 272015 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 摺 捗 273
目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画 2 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設に関する安全性 4 (1) 周辺地域への放
東京電力株式会社福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟の増設に関する協議結果 平成 26 年 1 月 20 日 福島県原子力発電所安全確保技術連絡会安全対策部会 目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画
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NPO 2006( ) 11 14 ( ) (2006/12/3) 1 50% % - - (CO+H2) ( ) 6 44 1) --- 2) ( CO H2 ) 2 3 3 90 3 3 2 3 2004 ( ) 1 1 4 1 20% 5 ( ) ( ) 2 6 MAWERA ) MAWERA ( ) ( ) 7 6MW -- 175kW 8 ( ) 900 10 2 2 2 9 -- - 10
36 th IChO : - 3 ( ) , G O O D L U C K final 1
36 th ICh - - 5 - - : - 3 ( ) - 169 - -, - - - - - - - G D L U C K final 1 1 1.01 2 e 4.00 3 Li 6.94 4 Be 9.01 5 B 10.81 6 C 12.01 7 N 14.01 8 16.00 9 F 19.00 10 Ne 20.18 11 Na 22.99 12 Mg 24.31 Periodic
RN201602_cs5_0122.indd
ISSN 1349-1229 No.416 February 2016 2 SPECIAL TOPIC113 SPECIAL TOPIC 113 FACE Mykinso 113 SPECIAL TOPIC IUPAC 11320151231 RI RIBFRILAC 20039Zn30 Bi83 20047113 20054201283 113 1133 Bh107 20082009 113 113
H1-H4
42 S H He Li H He Li Be B C N O F Ne Be B C N O F Ne H He Li Be B H H e L i Na Mg Al Si S Cl Ar Na Mg Al Si S Cl Ar C N O F Ne Na Be B C N O F Ne Na K Sc T i V C r K Sc Ti V Cr M n F e C o N i Mn Fe Mg
2.1 放射性廃棄物等の管理
2 放射性廃棄物等の管理に関する補足説明 2.1 放射性廃棄物等の管理 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理 2.1.1.1 概要放射性固体廃棄物には, 濃縮廃液 ( セメント固化体, 造粒固化体 ( ペレット, ペレッ *1 ト固化体 )), 原子炉内で照射された使用済制御棒, チャンネルボックス等, 使用済樹脂, フィルタスラッジ *2, その他雑固体廃棄物があり, 固体廃棄物貯蔵庫, サイトバンカ,
目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 )
資料 1-3 1 福島第 1 原子力発電所を対象とした地下水流動解析 平成 25 年 12 月 10 日 日本原子力研究開発機構 目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 ) 実施内容 3 解析領域設定 地質構造モデルの構築 水理地質構造モデル ( 解析メッシュに水理特性を設定したモデル
2.1 放射性廃棄物等の管理
2 放射性廃棄物等の管理に関する補足説明 2.1 放射性廃棄物等の管理 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理 2.1.1.1 概要放射性固体廃棄物には, 濃縮廃液 ( セメント固化体, 造粒固化体 ( ペレット, ペレッ *1 ト固化体 )), 原子炉内で照射された使用済制御棒, チャンネルボックス等, 使用済樹脂, フィルタスラッジ *2, その他雑固体廃棄物があり, 固体廃棄物貯蔵庫, サイトバンカ,
<4D F736F F F696E74202D E9197BF322D31817A81798E518D6C322D31817A899890F CE8DF BB82C994BA82A4838A E92E18CB872342E707074>
参考 2- リスクマップ詳細 0 () 汚染水リスクマップ /H27. 時点の整理 汚染水イベント発生リスクマップ H26. H27. の変遷 W タンク (ALPS) F/W タンク ( 濃塩 ) F/W タンク (Sr 処理 ) F タンク (ALPS) F タンク ( 淡水 ) F/W タンク (ALPS) F/W タンク (ALPS) ALPS 等を用いた処理に伴う濃縮塩水の水量減少により
第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣
第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び
-2 進捗状況 ( クレーン設置 ) クレーン関連設備設置工事を 207 年 9 月に着手 クレーンの水切り ( 海上から構内へ搬入 ) を 月 日に のガーダ上への設置を 月 2 日に クレーンのガータ上への設置を 月 20 日に クレーン用電源ケーブル及び制御ケーブルの布設を継続実施中 クレーン
福島第一原子力発電所 3 号機原子炉建屋燃料取り出し用カバー等設置工事の進捗状況について 20 年 3 月 日 東京電力ホールディングス株式会社 - 進捗状況 ( ドーム屋根設置 ) 燃料取り出し用カバー等設置工事は207 年 月に着手 ドーム屋根設置作業を7 月 22 日に開始 ドーム屋根,2,3,,,,の順に設置作業を実施 2 月 23 日にドーム屋根 7の設置 2 3 7 2 3 ドーム屋根
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (1)-2 2 号機原子炉建屋西側外壁開口後のオペフロ調査の実施について 2018 年 7 月 26 日 東京電力ホールディングス株式会社 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. 西側壁開口後のオペフロ調査の実施について 2 号
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 ()-2 2 号機原子炉建屋西側外壁開口後のオペフロ調査の実施について 208 年 7 月 26 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社. 西側壁開口後のオペフロ調査の実施について 2 号機使用済燃料プール内の燃料取り出しに向けた上部建屋解体に先立ち 放射性物質の飛散抑制策を徹底するため オペレーティングフロア
「原子炉格納容器内部調査技術の開発」ペデスタル外側_1階グレーチング上調査（B1調査）の現地実証試験の結果について
原子炉格納容器内部調査技術の開発 ペデスタル外側 _1 階グレーチング上調査 (B1 調査 ) の現地実証試験の結果について 2015 年 4 月 30 日 東京電力株式会社 本資料の内容においては, 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) の成果を活用しております 1. 今回調査の範囲 目的 :1 号機について,より調査装置を投入し, PCV 内の 1 階グレーチング上 の情報取得を目的とした調査を実施する
コロイド化学と界面化学
x 25 1 kg 1 kg = 1 l mmol dm -3 ----- 1000 mg CO 2 -------------------------------------250 mg Li + --------------------------------1 mg Sr 2+ -------------------- 10
hv (%) (nm) 2
HOLLOW CATHODE LAMPS hv 1 2 1 8 5 3 4 6 (%) 6 4 7 8 2 16 2 24 28 32 36 4 44 (nm) 2 1 328.7 346.5 Ag 47-47NB(AG) 338.28 1 2 Re 75-75NB(RE) 346.47 2 25 39.27 343.49 Al 13-13NB(AL) 396.15 1 2 Rh 45-45NB(RH)
JAJP
Agilent 7500ce ORS ICP-MS Glenn Woods Agilent Technologies Ltd. 5500 Lakeside, Cheadle Royal Business Park Stockport UK Agilent 7500ce ICP-MS 5 7500ce (ORS) 1 ORS 7500ce ORS ICP-MS ( ) 7500 ICP-MS (27.12
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25218 13:00 Twitter @y_morigucci 1. ~~ 2. 31521 3. 4. 5. 6. ( () 1 2 1982 OECD 20114 OECD(20032008) (2007) 1 2 3 4 5 6 7 8 3 23927 ( * http://www.nnistar.com/gmap/fukushima.html GIS *) 23914) 4 茨 2011/3/31HP
CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH 2 COONa CH 2 N CH 2 COONa O Co 2+ O CO CH 2 CH N 2 CH 2 CO 9 Change in Ionic Form of IDA resin with h ph CH 2 NH + COO
CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH 2 COONa CH 2 N CH 2 COONa O Co 2+ O CO CH 2 CH N 2 CH 2 CO 9 Change in Ionic Form of IDA resin with h ph CH 2 NH + COOH COOH COOH COO - CH 2 NH + + CH 2 NH COO - COO - COO
2 6 8 10 12 14 18 20 22 24 26 29 32 34 36 1 40 42 44 39 47 48 50 52 54 56 58 60 62 64 68 70 72 74 76 78 80 67 83 84 86 88 90 92 94 96 97 98 100 102 103 104 106 110 112 114 116 118 120 122 124 126 128 130
Microsoft PowerPoint - H25環境研修所(精度管理）貴田（藤森修正）
測定技術における課題 1 元素の機器分析 藤森 英治 ( 環境調査研修所 ) 1 まとめと課題 5 ろ液の保存 改正告示法では 溶出液の保存方法は規定していない 測定方法は基本的に JISK0102 工場排水試験法を引用する場合が多く 溶出液の保存についてはそれに準ずる 今回の共同分析では 溶出液の保存について指示していなかった そのため 六価クロムのブラインド標準では六価クロムが三価クロムに一部還元される現象がみられた
内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して 3. 今後の取り組み
第 8 回原子力機構報告会 廃炉推進に向けた研究開発 平成 25 年 11 月 26 日 独立行政法人日本原子力研究開発機構福島技術本部復旧技術部長船坂英之 内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2
微小粒子状物質（PM2
1 調査研究報告 (1) 富山県におけるアジア大陸起源物質の大気環境への影響に関する研究 (Ⅱ) 平成 28 年 4 月の黄砂飛来時における PM 2.5 高濃度事例の解析 木戸瑞佳溝口俊明島田博之 1 はじめに大気中には 粒径.3~μm の多種多様な粒子状物質が存在する なかでも粒径 2.5μm 以下の微小粒子状物質 (PM 2.5 ) は 呼吸器の奥深くまで入り込みやすいことなどから 呼吸器系や循環器系等への健康影響が懸念されており
<4D F736F F F696E74202D BB8A7790EA96E588CF88F589EF5F93FA97A CE93635F E >
日本原子力学会 水化学部会 第 32 回定例研究会 有機酸を利用した炉内構造物 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2018/03/20 ( 株 ) 日立製作所 目次 1. 炉内構造物 一次系配管の化学除染技術 1-1. 廃止措置における化学除染の目的 1-2. 化学除染技術 (HOP 法 ) の特徴 1-3. HOP 法の実機適用実績 2. 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2-1. 使用済イオン交換樹脂の概要
PowerPoint プレゼンテーション
2004 3 3 2 3 4 5 6 7 8 9 10 T. Ito, A. Yamamoto, et al., J. Chem. Soc., Chem. Commun., 136 (1974) J. Chem. Soc., Dalton Trans., 1783 (1974) J. Chem. Soc., Dalton Trans., 1398 (1975) 11 T.Ito, A. Yamamoto,
3. 調査結果 (1)PM2.5, 黄砂の状況調査期間中の一般環境大気測定局 5 局の PM2.5 濃度 ( 日平均値 ) の平均値を図 1 に示す 平成 26 年度は 9.9~49.9μg/m 3 ( 平均値 28.4μg/m 3 ), 平成 27 年度は 11.6~32.4μg/m 3 ( 平均
PM2.5 黄砂に関する健康影響調査について 1. はじめに 福岡市黄砂影響検討委員会 の意見を受け, 微小粒子状物質 ( 以下 PM2.5 という ) 黄砂等を含む大気汚染物質と小児の日々の症状との関連について, 平成 25~27 年度の 3 年間で調査を実施した 小児全体を対象に個別の健康状態や生活環境を考慮せずに PM2.5 が単位濃度 (10μg/m 3 ) 上昇した場合の影響を解析した結果,
Microsoft PowerPoint - 学会発表用(HP掲載用)
凝集沈殿を用いた高濃度塩化物イオン 含有廃液の放射能除去方法の開発 東京電力 原子力運営管理部放射線管理 G 實重柏崎刈羽原子力発電所第一運転管理部放射線 化学管理 G 牧平 佐藤東電環境エンジニアリング 新潟原子力事業所技術部環境化学 G 柏谷 安松 関 * 1 背景 海 タービン建屋原子炉建屋圧力抑制室水液体廃棄物処理設備 SPHサージタンク 4,000t 中越沖地震の影響で塩分濃度の高い水が液体廃棄物処理設備を介して
Agilent AA ICP ICP-MS ICP-MS AA 55B AA LCD AA PC PC 240 AA / / AA 240FS/280FS AA AA FS 240Z/280Z AA GFAA AA Duo 1 PC AA 2 280FS AA
Agilent Agilent AA 195750 ICP ICP-MS ICP-MS AA 55B AA LCD AA PC PC 240 AA / / AA 240FS/280FS AA AA FS 240Z/280Z AA GFAA AA Duo 1 PC AA 2 280FS AA 1938 HP 1965 HP 1976 GC/MS HP 5992A 1983 GC GC HP 5890A
<82A082C682E082B731318C8E8D862E696E6464>
あともす 医 療 分 野 で の 利 用 農 業 分 野 で の 利 用 工 業 分 野 で の 利 用 暮 ら し の 中 で の 放 射 線 利 用 科 学 分 野 で の 利 用 こ ん な こ と を し ま し た みんなの 参 加 まってるよ! 志 賀 原 子 力 発 電 所 の 取 組 み 紹 介 ~ 安 全 対 策 発 電 所 敷 地 内 への 浸 水 防 止 について~ 2.
2 1 7 - TALK ABOUT 21 μ TALK ABOUT 21 Ag As Se 2. 2. 2. Ag As Se 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 Sb Ga Te 2. Sb 2. Ga 2. Te 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4
Microsoft Word - 報告書（全） doc
1. 日本近海における海水及び海底土の放射能調査 1.1 調査の概要この調査は 核実験等が海洋の自然環境に及ぼす影響を把握するために実施しており 日本近海の海水及び海底土に含まれる人工放射性物質の分布状況 経変化等を把握するものである 海水については昭和 34 (1959 ) に 海底土については同 48 (1973 ) にそれぞれ調査を開始し 以来継続して実施している 本報告は平成 18 (2006
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, Kaoru ARIYAMA 10 17N, Na, Mg,Al,Si,P,S,Cl,K,Ca,Fe,Cu,Zn,Se,Br,Rb Sr 14r2 0.9617 Tricholoma matsutake,,, JAS ICP-OESICP-MS 2ICP-OES ICP-MS,, Tricholoma matsutake -24- 1 7 2006 70 13 8 5 2,, 2007,, 10
１号機のアクセスルート構築に関する溶接技術の概念検討 仕様書
図書番号 : RPD-FJ-6124 改訂番号 : 0 平成 27 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 原子炉格納容器内部調査技術の開発 ) 1 号機のアクセスルート構築に関する溶接技術の概念検討 仕様書 平成 28 年 7 月 13 日 日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 改訂履歴 改訂改訂内容年月日承認審査作成番号 0 初版発行 H28.7.13 野中佐藤貴田中志 目次
PowerPoint プレゼンテーション
本研究は 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 に係る補助事業として 原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) の組合員として実施した成果を含みます 平成 29 年度福島研究開発部門成果報告会 溶融燃料とコンクリートとの相互作用 (MCCI) による生成物の相および硬さ : 大型試験からの知見 平成 30 年 2 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構福島研究開発部門福島研究開発拠点廃炉国際共同研究センター燃料デブリ
土壌含有量試験（簡易分析）
土壌中の重金属の 簡易 迅速分析法 標準作業手順書 * 技術名 : ストリッピング ボルタンメトリー法 ( 超音波による前処理 ) 使用可能な分析項目 : 砒素溶出量, 砒素含有量 実証試験者 : 北斗電工株式会社 株式会社フィールドテック * 本手順書は実証試験者が作成したものである なお 使用可能な技術及び分析項目等の記載部分を抜粋して掲載した 1. 適用範囲この標準作業手順書は 環告 18 号に対応する土壌溶出量試験
(Microsoft Word - \225\361\215\220\217\221\201i\221S\201j.doc)
1. 日本近海における海水及び海底土の放射能調査 1.1 調査の概要この調査は 核実験等が海洋の自然環境に及ぼす影響を把握するために実施しており 日本近海の海水及び海底土に含まれる人工放射性物質の分布状況 経年変化等を把握するものである 海水については昭和 34 年 (1959 年 ) に 海底土については同 48 年 (1973 年 ) にそれぞれ調査を開始し 以来継続して実施している 本報告は平成
福島第一原発の廃炉・汚染水対策について ①
福島第一原発における廃炉 汚染水対策 経済産業省資源エネルギー庁 平成 28 年 3 月 廃炉 汚染水対策にかかる国の体制 日本政府は 福島第一原子力発電所の廃炉 汚染水問題の根本的な解決に向けて 総力を挙げて取り組むため 体制を強化すべく以下の取組を行った 2013 年 9 月 原子力災害対策本部の元に 廃炉 汚染水対策関係閣僚等会議 と その元に 廃炉 汚染水対策チーム会合 等の会議を設置 より着実な廃炉の実施に必要な支援体制を強化するため
一例として 樹脂材料についてEN71-3に規定されている溶出試験手順を示す 1 測定試料を 100 mg 以上採取する 2 測定試料をその 50 倍の質量で 温度が (37±2) の 0.07mol/L 塩酸水溶液と混合する 3 混合物には光が当たらないように留意し (37 ±2) で 1 時間 連
自転車部品のEN71-3に基づく溶出試験 ( 平成 24 年度環境 安全のための評価分析調査事業 ) ( 財 ) 自転車産業振興協会技術研究所 1. はじめに技術研究所では標記事業の一環として 平成 23 年度に環境負荷物質 有害物質の定性 定量に対応した分析装置を導入し 主にRoHS 指令により規制されている6 物質 (5 元素 ) を対象に 最近の自転車部品への含有状況を把握するための追加分析調査
放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は 原子力発電や 使用済燃料のリサイクルなどに伴って発生する ( 放射線を出す ) 放射性物質を含む廃棄物 です 原子力発電所の運転に伴って発生する放射性廃棄物 ラン
2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は
Microsoft PowerPoint - (3)-③ 廃炉協資料(3号カバー)_rev2
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (3) (3)3 号機燃料取り出しカバー設置状況 2017 年 9 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社 1. 現状の工事進捗状況 燃料取り出し用カバー等設置工事は2017 年 1 月に着手 走行レール設置作業を6 月 12 日に開始し,7 月 21 日に完了 ドーム屋根設置作業を7 月 22 日に開始 ドーム屋根 1の設置を8 月 29
IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 )
IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 ) のスペクトル表示や線量計算のため 428 の核種の核データを装填してある IsoShieldⅡ(Standard)
fruikei.xls
東京電力 / 福島第一原子力発電所の緊急事態に伴う静岡県内の環境放射線測定結果 環境放射線の測定結果 ( その1) 測定場所: 静岡市葵区北安東 測定値 (ngy/h) 平成 23 年 3 月 11 日 平成 23 年 3 月 12 日 平成 23 年 3 月 13 日 平成 23 年 3 月 14 日 平成 23 年
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図書番号 : RPP-FJ-1022 改訂番号 : 0 平成 27 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 原子炉圧力容器内部調査技術の開発 ) 穴開け装置の概念設計及び要素試作 仕様書 平成 28 年 8 月 29 日 日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 目次 1. 件名 1 2. 適用範囲 1 3. 原子炉圧力容器内部調査技術の開発の概要 目的 1 4. 穴開け装置の概念設計及び要素試作
リスク工学グループ演習
リスク工学グループ演習最終発表 2014/10/24 福島事故 第 1 次航空機モニタリングによる放射線量データの修正 2 班會澤拓也角屋貴則齋藤愛美佐野亨アドバイザー教員羽田野祐子 1 放射線の影響予測の必要性 東日本大震災福島第一原子力発電所事故 大量の放射性物質発生 画像出典 :http://jp.ibtimes.com/ 原発事故後 放射線の悪影響人体 土地 食品 農作物 経済 影響は多方面に
測定装置が, そして半分の40 箇所の観測所には放射性キセノンの測定装置が設置されることになっている これまでに65 箇所の粒子観測所と,31 箇所の放射性キセノン観測所が完成し (2012 年 6 月現在 ), 条約が発効するまでの間暫定的に運用されている 我が国には, 群馬県高崎市と沖縄県恩納村
CTBT 高崎放射性核種観測所の粒子状放射性核種の観測結果 (2012 年 4 月 ~2013 年 3 月 ) 公益財団法人日本国際問題研究所軍縮 不拡散促進センター (CTBT 国内運用体制事務局 ) 2013 年 4 月 8 日 1. はじめに 2011 年 3 月の東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性核種は, 包括的核実験禁止条約 (CTBT) の放射性核種観測網でも検出された
Japanese nuclear policy and its effect on EAGLE project
2018 年 8 月 23 日 JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ 3 既往研究で取得された関連材料特性データの現状 - オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発 - 鬼澤高志 下村健太 加藤章一 若井隆純 日本原子力研究開発機構 背景 目的 (1/2) 福島第一原子力発電所の事故以降 シビアアクシデント時の構造健全性評価が求められている 構造材料の超高温までの材料特性が必要
1. 東北地方太平洋沖地震 発生日時 :2011 年 3 月 11 日 14:46 発生場所 : 三陸沖 ( 北緯 38.1 度, 東経 度 ) 深さ : 24 km マグニチュード : 9.0 震度 ( 気象庁発表 ): 楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町で震度 6 強 震源位置と原子力発
東北地方太平洋沖地震後の福島第二原子力発電所の状況について 2011 年 11 月 29 日 東京電力株式会社福島第二原子力発電所 1. 東北地方太平洋沖地震 発生日時 :2011 年 3 月 11 日 14:46 発生場所 : 三陸沖 ( 北緯 38.1 度, 東経 142.9 度 ) 深さ : 24 km マグニチュード : 9.0 震度 ( 気象庁発表 ): 楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町で震度
1.K 排水路の状況 1~4 号機原子炉建屋西側を流れる K 排水路は 降雨時に放射性物質濃度が上昇 K 排水路は 直接港湾外に排水されている状況 排水路の濃度低減対策として 平成 26 年度は 実施計画に基づき 主に敷地西側エリアの除染 フェーシング 道路清掃 排水路清掃などを実施 K 排水路の排
資料 1-8 雨水の排水路からの港湾外流出への対策について 平成 27 年 3 月 16 日 東京電力株式会社 1 1.K 排水路の状況 1~4 号機原子炉建屋西側を流れる K 排水路は 降雨時に放射性物質濃度が上昇 K 排水路は 直接港湾外に排水されている状況 排水路の濃度低減対策として 平成 26 年度は 実施計画に基づき 主に敷地西側エリアの除染 フェーシング 道路清掃 排水路清掃などを実施
られなかった また 内部確認において ドラム缶内側は 大きな廃棄物袋 ( 以下 充填用袋 という ) で養生され その中に スラッジを 3~12kg 毎に二枚以上重ねた廃棄物袋に封入したものが複数個充填されガムテープ等で閉じられていた さらに 廃棄物袋を容器から取り出し観察したところ a) 廃棄物袋
平成 28 年 10 月 21 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センター 固体廃棄物貯蔵庫に保管中のドラム缶からの析出物について 1. 発生状況原子炉廃止措置研究開発センター ( 以下 ふげん という ) において 8 月 18 日 ( 木 )10 時 14 分頃 協力会社作業員により固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管中のドラム缶等の巡視 (1 回 / 月 ) を行っていたところ
2009年度業績発表会（南陽）
高速イオンクロマトグラフィーによる ボイラ水中のイオン成分分析 のご紹介 東ソー株式会社 バイオサイエンス事業部 JASIS 217 新技術説明会 (217.9.8) rev.1 1. ボイラ水分析について ボイラ水の水質管理 ボイラ : 高圧蒸気の発生装置であり 工場, ビル, 病院など幅広い産業分野でユーティリティ源として利用されている 安全かつ効率的な運転には 日常の水質管理, ブロー管理が必須
中長期ロードマップ改訂のポイント 1. リスク低減の重視 スピード重視 リスク低減重視 スピードだけでなく 長期的にリスクが確実に下がるよう 優先順位を付けて対応 汚染水 プール内燃料 燃料デブリ 固体廃棄物 水処理二次廃棄物 可及的速やかに対処 周到な準備の上 安全 確実 慎重に対処 長期的に対処
中長期ロードマップ改訂について 平成 27 年 6 月 25 日内閣府廃炉 汚染水対策チーム事務局 中長期ロードマップ改訂のポイント 1. リスク低減の重視 スピード重視 リスク低減重視 スピードだけでなく 長期的にリスクが確実に下がるよう 優先順位を付けて対応 汚染水 プール内燃料 燃料デブリ 固体廃棄物 水処理二次廃棄物 可及的速やかに対処 周到な準備の上 安全 確実 慎重に対処 長期的に対処
土壌溶出量試験（簡易分析）
土壌中の重金属等の 簡易 迅速分析法 標準作業手順書 * 技術名 : 吸光光度法による重金属等のオンサイト 簡易分析法 ( 超音波による前処理 ) 使用可能な分析項目 : 溶出量 : 六価クロム ふっ素 ほう素 含有量 : 六価クロム ふっ素 ほう素 実証試験者 : * 本手順書は実証試験者が作成したものである なお 使用可能な技術及び分析項目等の記載部分を抜粋して掲載した 1. 適用範囲この標準作業手順書は
福島県内の災害廃棄物の処理の方針
福島県内の災害廃棄物の処理の方針 平成 23 年 6 月 23 日 環境省 原子力発電所の事故に伴って放出された放射性物質により汚染されたおそれのある福島県内の災害廃棄物については 平成 23 年 6 月 19 日に災害廃棄物安全評価検討会がとりまとめた 放射性物質により汚染されたおそれのある災害廃棄物の処理の方針 を踏まえ 次のとおり処理を進めることとする なお 検討会では 想定される処理方法及び放射性物質が影響を及ぼす可能性のある経路を設定し
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資料 6 接着剤化学分析等調査 目的 アンカーボルトおよび覆工コンクリートコアから接着剤を採取しア, 各種化学分析等を行い, 接着剤の性状の変化を把握したもの 平成 25 年 3 月 27 日 ( 水 ) 1 試験概要 (1) 接着剤採取による試験引抜き抵抗力試験実施箇所において 接着剤成分の劣化 変質 物性などに着目した化学分析を行う 実施機関 実施時期 地方独立行政法人東京都立産業技術研究センター
参考資料 3 放射性物質の分析方法について 1. 放射線の種類放射線とは 荷電粒子 (α 線 陽子 重イオン等 ) 電子(β 線 ) 中性子等からなる高エネルギー粒子線と γ 線や X 線の波長の短い電磁波を総称したものである 一般には 物質を通過する際にその相互作用により物質を直接あるいは間接に電
参考資料 3 放射性物質の分析方法について 1. 放射線の種類放射線とは 荷電粒子 (α 線 陽子 重イオン等 ) 電子(β 線 ) 中性子等からなる高エネルギー粒子線と γ 線や X 線の波長の短い電磁波を総称したものである 一般には 物質を通過する際にその相互作用により物質を直接あるいは間接に電離する能力を有する電離放射線を放射線と呼んでいる α 線は He 原子核であり その飛程は非常に短い
たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ
平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 24 年 2 月 17 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 1~3 号機地震により停止中 (4~6 号機については地震発生前から定期検査中 ) 国により 福島第一原子力発電所の半径 20km 圏内の地域を 警戒区域 として 半径 20k m 以上 半径 30km 以内の地域を 屋内退避区域 と設定 8 月 4 日午後 0 時 9 分 5 号機計装用電源の強化工事に伴う電源の接続試験中に原子炉水位に関わる誤信号が発信され
油処理装置の設置について 207 年 0 月 2 日 東京電力ホールディングス株式会社 . 目的 建屋滞留水の表面には数 mm 程度油分が浮遊していることを確認 油分は 後段の汚染水処理設備への影響が大きい ( 吸着性能低下の恐れ ) ため 油分を含む滞留水の移送は避ける必要がある 現状 ~4 号機からの滞留水移送は 水中ポンプにて行っているため 滞留水表層の油を移送するリスクは小さく問題は発生していないものの
仮設焼却施設の運転状況（11月4日～12月26日）
仮設焼却施設の運転状況 (11 月 4 日 ~12 月 26 日 ) 平成 27 年 2 月 5 日 環境省大臣官房廃棄物 リサイクル対策部 指定廃棄物対策チーム 1 焼却対象物の処理量 焼却灰の生成量 当該運転期間中は 除染廃棄物と牧草 稲わら又は除染廃棄物と牧草の破砕 混合物を焼却処理しました 当該運転期間中の焼却処理量は 37 日間の運転において 50,655kg でした その結果 3/18
ここまで来た福島第一原子力発電所の廃炉事業 ―技術的進展と今後の展望―
ここまで来た福島第一原子力発電所の廃炉事業 技術的進展と今後の展望 2017 年 6 月 22 日 沼田守 Project Director Japan KURION Japan K.K. 写真 : 東電 2011 年 3 月 11 日 東日本大震災が発生 大きな地震に引 き続き 津波が東電 1F を襲い 原発事故を引き起こした 結果として 1F で何が起きたか 1F は廃炉することが決められた 何をどのように進めるのか
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オクタポールリアクションシステム搭載 7500cx ICP-MS による食用油中微量金属の直接測定 アプリケーション 食品 著者 概要 Glenn Woods ICP-MS Specialist Agilent Technologies UK Ltd. Lakeside Business Park Cheadle Royal Cheshire SK8 3GR United Kingdom 食用油に含まれる微量および超微量金属を測定する簡単な手法を紹介します
<4D F736F F D20315F8E64976C8F915F AD90B697CA955D89BF82C98C5782E98E8E8CB182C982A882AF82E98E8E97BF95AA90CD816982BB82CC31816A>
1. 件名 2. 概要 目的 2011 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震により引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所事故については 現在廃止措置に向けた取組みが進められているが 廃止措置を安全に進めるためには 早期の炉心燃料の取出しが不可欠である 福島第一原子力発電所 1~3 号機では 炉心溶融が発生し 核燃料が炉内構造物の一部やコンクリート等と溶融した上で再度固化した状態 (