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

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れれしもかさ
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1 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廃棄物の処理処分の安全性の見通しを得る上で試料の分析が不可欠であるこれまでの瓦礫試料と比較して建屋内瓦礫が 90 Sr や 137 Cs などの放射能濃度が高い傾向であることから処分の安全評価において重要と考えられる β 核種であり瓦礫で検出されていない 36 Cl, 63 Ni, 79 Se, 129 I の追加分析を実施し得られた結果を報告する今回の結果はこれまでに得られた分析結果などから想定されるもので特異な結果はないと考えている今後も継続的にデータを蓄積し処理処分の研究開発に活用していく 1

2 廃棄物試料の分析の状況年度試料試料数発表等汚染水 RO 濃廃水 1 4 号機タービン建屋滞留水等集中 RW 地下高汚染水濃縮廃水 (RO) 高温焼却炉建屋地下滞留水処理水 ( セシウム吸着装置第二セシウム吸着装置 ) _01jj.pdf 27_02kk.pdf 28_01ss.pdf ボーリングコア 1 号機 1 階 ( 床壁 ) 2 号機 1 階 ( 床 ) _01nn.pdf 瓦礫伐採木号機周辺瓦礫伐採木 ( 枝葉 ) 3 号機周辺生木 ( 枝 ) _01tt.pdf 立木落葉土壌構内各所の立木 ( 枝葉 ) 及びそれに対応する落葉土壌建屋内瓦礫 1 号機 3 号機原子炉建屋 1 階瓦礫 2 号機原子炉建屋 5 階ボーリングコア 27 汚染水集中 RW 地下高汚染水高温焼却炉建屋地下滞留水処理水 ( セシウム吸着装置第二セシウム吸着装置 ) 121 スラリー多核種除去設備スラリー ( 既設 ) /140227_02ww.pdf 26_01_3_7_04.pdf 26_01_3_7_04.pdf ommittee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0730_3_4c.pdf ommittee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf 建屋内瓦礫 1 号機 3 号機原子炉建屋 1 階瓦礫 2 号機原子炉建屋 5 階ボーリングコア瓦礫 1 号機 3 号機原子炉建屋 1 階瓦礫 1 号機原子炉建屋 1 階ボーリングコア 1 号機タービン建屋砂覆土式一時保管施設で採取した瓦礫 ( 第 1 槽第 2 槽 ) 3 50 今回報告内容 ( 建屋内瓦礫について 36 Cl, 63 Ni, 79 Se, 129 I の放射能データ追加取得 ) 分析中スラリー多核種除去設備スラリー ( 既設増設 ) 5 分析中 2 目的と概要原子炉建屋の解体廃棄物は発生量 ( 体積質量 ) と放射能の観点で重要であり早期にインベントリを評価することが望まれるこのために建屋の内部で得られる試料は汚染状態を把握する上で優先度が高い原子炉建屋内の瓦礫 ( コンクリート保温材 ) とボーリングコア ( 表面塗膜 ) の試料について 36 Cl, 63 Ni, 79 Se, 129 I の放射能を追加分析した分析試料は各建屋内瓦礫試料のうち 60 Co と 137 Cs 濃度が高い試料を選定した以下の核種を対象として分析した β 線放出核種 : 36 Cl, 63 Ni, 79 Se, 129 I 取得した放射能データは次の方法で整理検出核種の放射能濃度 60 Co または 137 Cs との濃度相関 3

コンクリート片保温材試料の採取 ( 建屋内瓦礫 ) 場所 :1 号機 1 階コンクリート片保温材 ( 平成 25 年 10 月 ) 3 号機 1 階コンクリート片 ( 平成 26 年 3 月 ) 方法 :

) 方法 : 国プロ建屋内の遠隔除染技術の開発において採取されたボーリングコア試料 ( 直径約 40 mm) から表面塗膜を分取 1 号機原子炉建屋 1 階 2 号機原子炉建屋 5 階 3 号機原子炉建屋

9-2 コンクリート 1RB-AS-R3 1 号機 1 階 74.5 50.0-3 コンクリート 1RB-AS-R4 1 号機 1 階 87 51.

0-6 コンクリート 3RB-AS-R3 3 号機 1 階 340 26.0-7 コンクリート 3RB-AS-R4 3 号機 1 階 17 26.

3 コンクリート片保温材試料の採取 ( 建屋内瓦礫 ) 場所 :1 号機 1 階コンクリート片保温材 ( 平成 25 年 10 月 ) 3 号機 1 階コンクリート片 ( 平成 26 年 3 月 ) 方法 : 遠隔重機 ASTACO-SoRa を用いた障害物撤去作業において大量に回収された瓦礫から建屋搬出時に握り拳程度の大きさのものを分取ボーリングコア場所 :2 号機 5 階表面塗膜 ( 平成 26 年 3 月 ) 方法 : 国プロ建屋内の遠隔除染技術の開発において採取されたボーリングコア試料 ( 直径約 40 mm) から表面塗膜を分取 1 号機原子炉建屋 1 階 2 号機原子炉建屋 5 階 3 号機原子炉建屋 1 階 4 No. 形状等試料名場所表面線量率質量面積 (μsv/h) (g) (cm 2 ) 1 コンクリート 1RB-AS-R1 1 号機 1 階コンクリート 1RB-AS-R3 1 号機 1 階コンクリート 1RB-AS-R4 1 号機 1 階コンクリート 1RB-AS-R6 1 号機 1 階保温材 1RB-AS-R10 1 号機 1 階コンクリート 3RB-AS-R3 3 号機 1 階コンクリート 3RB-AS-R4 3 号機 1 階コンクリート 3RB-AS-R6 3 号機 1 階コンクリート 3RB-AS-R8 3 号機 1 階コア表面塗膜 2RB-DE-C2 2 号機 5 階 : 今回の分析試料試料の情報 ( 建屋内瓦礫 ) 塗膜 ( 樹脂 ) の表面積 1 号機保温材 (1RB-AS-R10) 2 号機コア表面塗膜 (2RB-DE-C2) 3 号機コンクリート (3RB-AS-R3) 5

4 63 Ni と 60 Co または 137 Cs 濃度の関係今回の取得データ今回の取得データ 63 Ni の放射能濃度 (Bq/g) 号周辺 1 号 R/B1 階 2 号 R/B5 階 3 号 R/B1 階ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度 Co の放射能濃度 (Bq/g) 1% 0.1% 0.01% (H の減衰補正値 ) ( 白抜きは 63 Ni 検出下限値 ) 63 Ni の放射能濃度 (Bq/g) 号周辺 1 号 R/B1 階 2 号 R/B5 階 3 号 R/B1 階 1% ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度 Cs の放射能濃度 (Bq/g) 0.1% (H の減衰補正値 ) ( 白抜きは 63 Ni 検出下限値 ) 0.01% 建家周辺瓦礫では検出されなかった 63 Ni を 2 3 号機建屋内瓦礫で検出 63 Ni/ 60 Co 比分析濃度計算値 % 437% 63 Ni/ 137 Cs 比分析濃度計算値 % 0.006% 1: 被照射燃料及び放射化ジルカロイ被覆管からの計算値 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 6 79 Se, 129 I と 137 Cs 濃度の関係今回の取得データ今回の取得データ 79 Se の放射能濃度 (Bq/g) 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 階ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度 Cs の放射能濃度 (Bq/g) 1% 0.1% 0.01% (H の減衰補正値 ) ( 白抜きは 79 Se 検出下限値 ) 129 I の放射能濃度 (Bq/g) 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 階ボーリングコア表面の塗膜部分の濃度 Cs の放射能濃度 (Bq/g) 1% 0.1% 0.01% (H の減衰補正値 ) ( 白抜きは 129 I 検出下限値 ) 建家周辺瓦礫では検出されなかった 79 Se を号機建屋内瓦礫で検出 79 Se/ 137 Cs 比は滞留水の値 (0.0009%) と同程度 79 Se/ 137 Cs 比分析濃度計算値 % % 建家周辺瓦礫では検出されなかった 129 I を 1 3 号機建屋内瓦礫で検出 129 I/ 137 Cs 比は滞留水の値 ( %) と同程度 129 I/ 137 Cs 比分析濃度計算値 % % 1: 被照射燃料及び放射化ジルカロイ被覆管からの計算値 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 7

放射化生成物核種についても事故進展に伴い移行した可能性が確認された平成 23 年度より廃棄物試料の分析を実施している処理

5 検出された核種 63 Ni ( 放射化生成物 ) 79 Se, 129 I ( 核分裂生成物 ) まとめ周辺瓦礫で未検出であった 63 Ni, 79 Se, 129 I が瓦礫では初めて検出された核分裂生成物核種 ( 代表的には 137 Cs や 90 Sr) とともに放射化生成物核種についても事故進展に伴い移行した可能性が確認された平成 23 年度より廃棄物試料の分析を実施している処理処分方策を検討する基礎となる放射能インベントリの精度向上に向け引き続き廃棄物の分析を進め放射能データを蓄積活用していく 8 参考資料無断複製転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 9

6 γ 線放出核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) No. 試料名 60 Co ( 約 5.3 年 ) 94 Nb ( 約年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 137 Cs ( 約 30 年 ) 152 Eu ( 約 14 年 ) 154 Eu ( 約 8.6 年 ) 1 1RB-AS-R1 (4.0±0.4) 10-1 < (2.6±0.1) 10 4 < < RB-AS-R3 < < (1.8±0.1) 10 4 < < RB-AS-R4 (4.7±0.5) 10-1 < (2.3±0.1) 10 4 < < RB-AS-R6 (7.3±0.7) 10-1 < (6.1±0.1) 10 4 < < RB-AS-R10 (1.1±0.1) 10 0 < (5.7±0.1) 10 5 < < RB-AS-R3 (4.0±0.1) 10 0 < (1.2±0.1) 10 5 < < RB-AS-R4 < < (5.8±0.1) 10 3 < < RB-AS-R6 (1.5±0.3) 10-1 < (4.2±0.1) 10 3 < < RB-AS-R8 (1.2±0.1) 10 0 < (4.9±0.1) 10 4 < < RB-DE-C2 (1.1±0.1) 10 3 < (1.1±0.1) 10 6 < (3.5±0.1) 10 2 放射能濃度は H に補正分析値の ± より後ろの数値は計数値誤差である 10 β 線放出核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) No. 試料名 3 H ( 約 12 年 ) 14 C ( 約年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 36 Cl ( 約年 ) 63 Ni ( 約年 ) 1 1RB-AS-R1 (1.1±0.1) 10 0 (5.9±0.1) RB-AS-R3 (6.9±0.1) 10 0 (6.4±0.1) RB-AS-R4 (7.2±0.1) 10 0 (1.0±0.1) RB-AS-R6 (4.4±0.1) 10 0 (1.3±0.1) RB-AS-R10 (3.2±0.1) 10 1 (7.9±0.1) 10 0 < < RB-AS-R3 (8.8±0.3) 10-1 (2.7±0.1) 10 0 < (9.0±0.2) RB-AS-R4 (4.9±0.3) 10-1 < RB-AS-R6 (6.8±0.3) 10-1 < RB-AS-R8 (6.7±0.3) 10-1 (5.5±0.2) RB-DE-C2 (3.5±0.1) 10 2 (2.5±0.1) 10 1 < (2.3±0.1) 10 2 放射能濃度は H に補正分析値の ± より後ろの数値は計数値誤差である - は分析未実施を示す : 今回の取得データ 11

7 β 線放出核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) No. 試料名 79 Se ( 約年 ) 90 Sr ( 約 29 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 99 Tc ( 約年 ) 129 I ( 約年 ) 1 1RB-AS-R1 - (1.3±0.1) 10 2 < RB-AS-R3 - (5.9±0.1) 10 1 < RB-AS-R4 - (3.5±0.1) 10 1 < RB-AS-R6 - (2.0±0.1) 10 2 < RB-AS-R10 (5.6±0.8) 10-2 (2.4±0.1) 10 3 < (1.6±0.1) RB-AS-R3 (2.0±0.1) 10-1 (5.4±0.1) 10 1 < (1.5±0.1) RB-AS-R4 - (3.6±0.1) 10 0 < RB-AS-R6 - (4.0±0.1) 10 0 < RB-AS-R8 - (8.1±0.1) 10 1 < RB-DE-C2 (4.7±0.2) 10 0 (2.1±0.1) 10 4 (7.6±0.1) 10 1 < 放射能濃度は H に補正分析値の ± より後ろの数値は計数値誤差である - は分析未実施を示す : 今回の取得データ 12 α 線放出核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) No. 試料名 238 Pu ( 約 88 年 ) Pu ( 約年約年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 241 Am ( 約年 ) 244 Cm ( 約 18 年 ) 1 1RB-AS-R1 (4.6±0.8) 10-3 (3.6±0.6) 10-3 < < RB-AS-R3 (2.2±0.5) 10-3 (1.5±0.4) 10-3 < < RB-AS-R4 (2.1±0.4) 10-3 (1.0±0.3) 10-3 < < RB-AS-R6 (1.7±0.4) 10-3 (1.1±0.3) 10-3 < < RB-AS-R10 (8.2±0.9) 10-3 (2.4±0.5) 10-3 (4.7±1.0) 10-3 (1.0±0.2) RB-AS-R3 (2.7±0.2) 10-2 (1.3±0.1) 10-2 (2.4±0.2) 10-2 (2.2±0.2) RB-AS-R4 (2.7±0.8) 10-3 (1.3±0.6) 10-3 < < RB-AS-R6 (2.9±0.7) 10-3 (1.2±0.5) 10-3 < (2.5±0.7) RB-AS-R8 (1.5±0.2) 10-2 (5.4±0.8) 10-3 (5.6±0.9) 10-3 (1.0±0.2) RB-DE-C2 (6.1±0.3) 10 1 (2.5±0.2) 10 1 (2.4±0.2) 10 1 (5.1±0.3) 10 1 放射能濃度は H に補正 Pu の半減期補正は 240 Pu の半減期 ( 約年 ) を使用分析値の ± より後ろの数値は計数値誤差である 13

8 瓦礫試料の分析対象核種核種選定の方針重要核種の候補としている 38 核種 ( 暫定 ) から分析法が確立していない核種 (: 緑字 ) を除く福島第一発電所試料 ( 瓦礫等 ) で検出された核種 (: 青字 ) を優先する滞留水でこれまで検出された核種ならびに気相に移行しやすい核種 (: 赤字 ) について検出を試みる重要核種候補 38 核種 ( 暫定 ) γ 線放出核種 : 60 Co, 94 Nb, 137 Cs, 152 Eu, 154 Eu β 線放出核種 : 3 H, 14 C, 36 Cl, 41 Ca, 59 Ni, 63 Ni, 79 Se, 90 Sr, 93 Zr, 93 Mo, 99 Tc, 107 Pd, 126 Sn, 129 I, 135 Cs, 151 Sm, 241 Pu α 線放出核種 : 233 U, 234 U, 235 U, 236 U, 238 U, 237 Np, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 242 Pu, 241 Am, 242m Am, 243 Am, 244 Cm, 245 Cm, 246 Cm 14 試料採取当該分析に係る工程 H25 H26 H 号機 1 階 1 号機 1 階 2 号機 5 階 3 号機 1 階試料輸送輸送準備 9/25 前回の分析作業原子炉建屋内瓦礫 (10 試料 ) 分析作業 36 Cl 63 Ni 79 Se 129 I 以外前処理分析作業データ確認まとめ 3/26 報告規制庁からの指導対応 1F 試料管理方法変更前処理今回報告分試料の所内移動前処理 36 Cl 分析作業データ確認まとめ 63 Ni 今回報告分作業分析作業データ確認まとめ 79 Se 分析作業データ確認まとめ 129 I 分析作業データ確認まとめ 15

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 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