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
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- こうしょ まるこ
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1 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 ) 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 これまで発電所構内で採取した汚染水 瓦礫 伐採木などの分析を実施してきたが 今回 原子炉建屋内で採取された瓦礫 ( 建屋内瓦礫 ) 及び覆土式一時保管施設で採取された瓦礫 ( 覆土瓦礫 ) を採取して分析し 結果が得られたことから報告する また 1 号機タービン建屋滞留水処理に関する現場調査において 同タービン建屋地下階の床で砂試料が採取された 当該エリアの放射性核種組成を被ばく管理と廃棄物管理の観点から把握するために 砂試料を純水浸漬 / 硝酸溶出した溶液を分析し 結果が得られたことから報告する 1
2 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 第二セシウム吸着装置 ) 1 号機 号機原子炉建屋 1 階瓦礫 2 号機原子炉建屋 5 階 ( 床 ) ボーリングコア 1 号機原子炉建屋 1 階 ( 床 壁 ) ボーリングコア 2 号機原子炉建屋 1 階 ( 床 ) ボーリングコア 1 4 号機周辺瓦礫 伐採木 ( 枝 葉 ) 号機周辺生木 ( 枝 ) 構内各所の立木 ( 枝葉 ) 及びそれに対応する落葉 土壌 集中 RW 地下高汚染水 高温焼却炉建屋地下滞留水 処理後水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 除染装置 多核種除去設備 ) スラリー 多核種除去設備スラリー ( 既設 ) 2 瓦礫 1 2 号機原子炉建屋内瓦礫 瓦礫 1 2 号機原子炉建屋内瓦礫 覆土式一時保管施設で採取した瓦礫 1 号機タービン建屋砂 スラリー 多核種除去設備スラリー ( 既設 増設 ) _01jj.pdf 27_02kk.pdf 28_01ss.pdf 28_01nn.pdf 26_01 7_04.pdf committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1001 4d.pdf 0_01tt.pdf 27_02ww.pdf 26_01 7_04.pdf committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/070 4c.pdf committee/osensuitaisakuteam/2016/pdf/01 4f.pdf committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/0827 4c.pdf committee/osensuitaisakuteam/2015/pdf/1001 4d.pdf 今回報告 ning/committee/osensuitaisakuteam/2016/pdf/ d.pdf 2 建屋内瓦礫 覆土瓦礫の分析
3 分析内容 ( 建屋内瓦礫 覆土瓦礫 ) 建屋内瓦礫 ( コンクリート 保温材 デッキプレート ボーリングコア ( 表面塗 膜 )) 覆土瓦礫を採取し 放射能を分析した 以下の核種を対象として分析した γ 核種 : 60 Co, 94 Nb, 17 Cs, 152 Eu, 154 Eu β 核種 : H, 14 C, 6 Cl, 59 Ni, 6 Ni, 79 Se, 90 Sr, 99 Tc, 129 I α 核種 : 2 U, 24 U, 25 U, 26 U, 28 U, 27 Np, 28 Pu, Pu, 242 Pu, 241 Am, 24 Am, 244 Cm, 全 α 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 核種濃度の分布 分析は 日本原子力研究開発機構原子力科学研究所 ( 原科研 ) とニュークリア デベロップメント株式会社 (NDC) で実施した 4 コンクリート片 保温材 場所 :1 号機 1 階 ( 平成 25 年 10 月 ):1RB-AS-R2,R5,R7,R8,R9,R11 号機 1 階 ( 平成 26 年 月 ) :RB-AS-R1,R2,R5,R7,R9,R10,R11 方法 : 遠隔重機 ASTACO-SoRa を用いた障害物撤去作業において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採取し その一部を分析用に輸送 : 試料採取箇所 試料の採取 ( 建屋内瓦礫 ) 1 号機原子炉建屋 1 階 号機原子炉建屋 1 階 5
4 試料の採取 建屋内瓦礫 ボーリングコア 場所 1号機1階 平成26年2月 1RB-DE-C1 方法 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 を採取し 分析用に輸送 試料採取 箇所 1号機原子炉建屋1階 過去のボーリングコア測定の知見に基づき 汚染度合いが高い表面塗膜のみを採取 分析 6 試料の採取 建屋内瓦礫 デッキプレート 場所 2号機5階 平成26年1月,2月 2RB-DE-D1, D2, D, D4, D5 方法 建屋内の遠隔除染技術の開発 において 建屋屋上から5か所を穿孔した際 に回収した天井部のデッキプレートから それぞれ約0mm角の切断片5枚を 採取し 分析用に輸送 試料採取箇所 穿孔直径約 00mm 46,600mm D4 D2 D N D1 燃料交換機 試料 2RB-DE-D の外観 (約0mm角の切断片5枚の採取前) D5 5,100mm 2号機原子炉建屋5階 引用資料 7
5 試料の性状 ( 建屋内瓦礫 ) 表面線量率 質量 No. 形状等 場所 (μsv/h) (g) (cm 2 ) 1 コンクリート 1RB-AS-R2 1 号機原子炉建屋 1 階 表面塗膜 1RB-AS-R5 1 号機原子炉建屋 1 階 保温材 1RB-AS-R7 1 号機原子炉建屋 1 階 保温材 1RB-AS-R8 1 号機原子炉建屋 1 階 コンクリート 1RB-AS-R9 1 号機原子炉建屋 1 階 保温材 1RB-AS-R11 1 号機原子炉建屋 1 階 コア表面塗膜 1RB-DE-C1 1 号機原子炉建屋 1 階 デッキプレート 2RB-DE-D1 2 号機原子炉建屋 5 階 デッキプレート 2RB-DE-D2 2 号機原子炉建屋 5 階 デッキプレート 2RB-DE-D 2 号機原子炉建屋 5 階 デッキプレート 2RB-DE-D4 2 号機原子炉建屋 5 階 デッキプレート 2RB-DE-D5 2 号機原子炉建屋 5 階 コンクリート RB-AS-R1 号機原子炉建屋 1 階 コンクリート RB-AS-R2 号機原子炉建屋 1 階 コンクリート RB-AS-R5 号機原子炉建屋 1 階 コンクリート RB-AS-R7 号機原子炉建屋 1 階 コンクリート RB-AS-R9 号機原子炉建屋 1 階 コンクリート RB-AS-R10 号機原子炉建屋 1 階 保温材 RB-AS-R11 号機原子炉建屋 1 階 面積 各試料の受入量 2 表面線量率は 5 枚のうち最大値 質量は 5 枚の総和 塗膜 ( 樹脂 ) の表面積 8 建屋内瓦礫の H, 14 C と 17 Cs 濃度の関係 H 公表分を含む H 公表分を含む 1 1 号機 1 1 号機 号機 号機 H の放射能濃度 (Bq/g) 号機 C の放射能濃度 (Bq/g) 号機 ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) 1, 号機では比例関係が見られる 号機では比例関係が見られる H/ 17 Cs 比 分析濃度 燃料放射能比 C/ 17 Cs 比 分析濃度 燃料放射能比 :1~ 号機の建屋内瓦礫 ( 昨年度分析値を含む ) の検出値の平均値 2:1~ 号機被照射燃料について計算したH2..11 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 9
6 建屋内瓦礫の 60 Co, 90 Sr と 17 Cs 濃度の関係 H 公表分を含む H 公表分を含む 1 1 号機 1 1 号機 60 Co の放射能濃度 (Bq/g) 号機 号機 Sr の放射能濃度 (Bq/g) 号機 号機 ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) 2 号機の一部を除き 比例関係が見られる 60 Co/ 17 Cs 比 分析濃度 燃料放射能比 比例関係が見られ 90 Sr/ 17 Cs 比は 1 号機が高め 号機は低めの傾向 90 Sr/ 17 Cs 比 分析濃度 燃料放射能比 :1~ 号機の建屋内瓦礫 ( 昨年度分析値を含む ) の検出値の平均値 2:1~ 号機被照射燃料について計算したH2..11 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 10 建屋内瓦礫の 129 I, 28 Pu と 17 Cs 濃度の関係 H 公表分を含む H 公表分を含む 1 1 号機 1 1 号機 129 I の放射能濃度 (Bq/g) 号機 号機 28 Pu の放射能濃度 (Bq/g) 号機 号機 ( 白抜きは検出下限値 ) ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) Cs の放射能濃度 (Bq/g) 10-8 有意値で検出した試料では比例関係が見られ 129 I/ 17 Cs 比が 10-6 と 10-7 の間にある 129 I/ 17 Cs 比 分析濃度 燃料放射能比 号機の一部を除き比例関係が見られ 28 Pu/ 17 Cs 比が 10-6 と 10-8 の間にある 28 Pu/ 17 Cs 比 分析濃度 燃料放射能比 :1~ 号機の建屋内瓦礫 ( 昨年度分析値を含む ) の検出値の平均値 2:1~ 号機被照射燃料について計算したH2..11 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 11
7 試料の採取 ( 覆土瓦礫 ) コンクリート片 場所 : 覆土式一時保管施設 第 1 槽 ( 平成 24 年 9 月 ~ 平成 24 年 11 月 ):1SC-R1~R5 第 2 槽 ( 平成 24 年 12 月 ~ 平成 25 年 2 月 ) :2SC-R1~R5 方法 : 覆土式一時保管施設において大量に搬入された瓦礫から 瓦礫搬入時に握り拳程度の大きさのものを採取し その一部を分析用に輸送 なお 覆土される瓦礫は 1~0mSv/h に区分される瓦礫 搬入された瓦礫の状況 ( 覆土前 ) 覆土後の状況 12 試料の性状 ( 覆土瓦礫 ) No. 形状等 場所 表面線量率 質量 (μsv/h) (g) 1 コンクリート 1SC-R1 第 1 槽 コンクリート 1SC-R2 第 1 槽.0 5 コンクリート 1SC-R 第 1 槽 コンクリート 1SC-R4 第 1 槽 コンクリート 1SC-R5 第 1 槽 コンクリート 2SC-R1 第 2 槽 コンクリート 2SC-R2 第 2 槽 コンクリート 2SC-R 第 2 槽 コンクリート 2SC-R4 第 2 槽 コンクリート 2SC-R5 第 2 槽 第 1 槽コンクリート (1SC-R5) 各試料の分析施設への受入量 第 2 槽コンクリート (2SC-R2) 1
8 覆土瓦礫の 60 Co, 90 Sr と 17 Cs 濃度の関係 1000 建屋周辺瓦礫 1 号機 覆土 2 号機 1 槽 1000 建屋周辺瓦礫 1 号機 覆土 2 号機 1 槽 60 Co の放射能濃度 (Bq/g) 覆土 号機 2 槽 90 Sr の放射能濃度 (Bq/g) 覆土 号機 2 槽 ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) ( 白抜きは検出下限値 ) Csの放射能濃度 (Bq/g) 第 2 槽の試料より検出 建屋周辺瓦礫の放射能濃度と同程度である 60 Co/ 17 Cs 比 分析濃度 2 燃料放射能比 : 原子炉建屋周辺で採取した瓦礫 ( 周辺瓦礫 ) は H に公表 第 1 槽 第 2 槽の試料より検出 建屋周辺瓦礫の放射能濃度と同程度である 90 Sr/ 17 Cs 比 分析濃度 2 燃料放射能比 : 覆土第 1 槽及び覆土第 2 槽の検出値の平均値 :1~ 号機被照射燃料について計算したH2..11 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ) 14 建屋内瓦礫及び覆土瓦礫の分析結果のまとめ 検出された核種 γ 核種 : 60 Co, 17 Cs, 154 Eu β 核種 : H, 14 C, 79 Se, 90 Sr, 99 Tc, 129 I α 核種 : 24 U, 25 U, 28 U, 28 Pu, Pu, 244 Cm, 全 α 平成 2 年度より廃棄物試料の分析を実施している 得られた結果は 解体廃棄物等のインベントリ精度向上に向け 解析的に算出したインベントリの妥当性検証などの廃棄物処理 処分の研究開発に活用している 引き続き試料採取 分析を行い 事故の影響が考えられる廃棄物の放射能濃度等に関するデータの蓄積に努める 15
9 1 号機タービン建屋で採取された砂試料の分析 16 前処理として 次の 2 通りで処理 純水による浸漬 : 滞留水が蒸発して放射性物質が付着した 核種組成を確認する 浸漬時間は一昼夜 硝酸による溶出 : 硝酸可溶な成分の有無を確認する M 硝 酸 100 で 0 分間加熱 分析内容 ( 砂試料 ) 以下の核種を対象として分析している γ 核種 : 54 Mn, 60 Co, 94 Nb, 125 Sb, 17 Cs, 14 Cs, 152 Eu, 154 Eu β 核種 : 90 Sr α 核種 : 28 Pu, Pu, 241 Am, 244 Cm 元素分析とマイクロスコープ観察も実施した 17
10 試料の採取 ( 砂試料 ) 砂試料 場所 :1 号機タービン建屋地下階 (OP4900) 方法 :1 号機タービン建屋滞留水処理に関する現場調査において 地下階床面から砂試料を採取 凡例 1 写真番号 撮影方向 地下 1 階ヒータールーム 1 写真 1: 砂試料サンプリング箇所 1 号機タービン建屋地下階 引用資料 : 分析試料の情報 ( 砂試料 ) 試料量線量率入手時期 (g) (msv/h) 1TB-DE-S 号タービン建屋砂試料 H27 年 月 1TB-DE-S 表面線量率 測定日は H27 年 7 月 29 日 砂試料 + 純水 10mL 1 砂試料 2 純水を添加し 撹拌後 一昼夜浸漬後 4 回収した上澄液 M 10mL となるように硝酸を添加 分間 5 硝酸添加後 6 加熱後 7 回収した硝酸溶液 19
![理前硝酸溶出後一部が試料中に残留していることが示唆される 処放射能濃度 [Bq/g] 1.0E+08 1.0E+06 1.0E+04 1.0E+02 1.0E+00 1.](/docs-images/76/73045433/images/11-1.jpg "0E-02 Sr-90 放射性核種分析結果 ( 砂試料溶出液 ) Cs-14 Cs-17 Pu-28 Pu-29+240 Am-241 純水浸漬 硝酸溶出 白抜きの棒グラフは検出下限値を示す")
11 理前硝酸溶出後一部が試料中に残留していることが示唆される 処放射能濃度 [Bq/g] 1.0E E E E E E-02 Sr-90 放射性核種分析結果 ( 砂試料溶出液 ) Cs-14 Cs-17 Pu-28 Pu Am-241 純水浸漬 硝酸溶出 白抜きの棒グラフは検出下限値を示す 純水浸漬と硝酸溶出のいずれについても 14 Cs, 17 Cs が支配的であり 次に 90 Sr が高い 硝酸溶出の試料では Pu, Am, Cm も有意値で検出 純水浸漬と硝酸溶出のいずれについても 54 Mn, 60 Co, 94 Nb, 125 Sb, 152 Eu, 154 Eu は不検出 17 Cs との放射能濃度比は HTI/B 地下滞留水 (LI-HTI4-2) と比べて 90 Sr の割合が小さく α 核種は同程度 17 Csとの放射能濃度比 Sr Cs Pu Pu+ 240 Pu Am Cm 硝酸溶出液 参考 )HTI/B 地下滞留水 LI-HTI4-2(H27..) < < < 参考 )1 号 T/B 溜まり水 (H2..24) 全 α:< Cm マイクロスコープ観察 ( 砂試料 ) 拡大倍率 :00 倍 拡大倍率 :00 倍 100μm 100μm 拡大倍率 :500 倍 拡大倍率 :500 倍 100μm 100μm 処理前の試料には 全体に赤茶色の粒又は付着物のようなものが観察された 硝酸溶出後の試料では 無色の砂が主に観察された 線量率などから 17 Cs 等の 試料 1g あたりの線量率 60 μsv/h 試料 1g あたりの線量率 209 μsv/h 21
12 元素分析結果 ( 砂試料溶出液 ) Ca 9.4% Mg Si 4.4% 4.7% Na 0.9% Sr 0.1% 1TB-DE-S1-1 硝酸溶出 含有量 (mg/10ml) Mg Si Ca Al Fe Zn Na Sr Al 12.8% Zn 26.1% Fe 41.7% Fe Zn Al Ca Si Mg Na Sr 硝酸溶出液中の組成比 純水浸漬液からは いずれの元素も不検出 Fe が最も多く Fe と Zn で約 2/ を占める 22 砂試料分析結果のまとめ 検出された核種 90 Sr, 17 Cs, 28 Pu, Pu, 241 Am, 244 Cm 純水浸漬よりも硝酸加熱で溶出するものが多かった 硝酸溶出後の試料には 17 Cs 等が残留していることが示唆された 硝酸溶出液の元素分析結果では Fe が最も多かった マイクロスコープ観察結果と合わせると主に酸化鉄が溶解したと推定される 2
13 No. 参考 γ 核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) 60 Co ( 約 5. 年 ) 94 Nb ( 約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 17 Cs ( 約 0 年 ) 152 Eu ( 約 14 年 ) 154 Eu ( 約 8.6 年 ) 1 1RB-AS-R2 (1.1±0.1) 10 0 < (1.1±0.1) 10 5 < < RB-AS-R5 (.0±0.4) 10 0 < (1.8±0.1) 10 6 < < RB-AS-R7 (.2±0.4) 10 0 < (1.±0.1) 10 6 < (4.7±0.9) RB-AS-R8 (2.8±0.) 10 0 < (7.0±0.1) 10 5 < (.2±0.8) RB-AS-R9 (1.4±0.1) 10 0 < (1.8±0.1) 10 5 < < RB-AS-R11 (1.7±0.1) 10 1 < (6.5±0.1) 10 5 < (7.6±1.0) RB-DE-C1 (2.8±0.4) 10-1 < (1.7±0.1) 10 4 < < RB-DE-D1 (8.1±1.1) 10-2 < (4.5±0.1) 10 < < RB-DE-D2 < 10-1 < (1.8±0.1) 10 < < RB-DE-D (5.0±0.4) 10-1 < (2.1±0.1) 10 4 < < RB-DE-D4 (1.4±0.5) 10-1 < (9.7±0.1) 10 1 < < RB-DE-D5 (7.6±0.4) 10-1 < (1.4±0.1) 10 4 < < RB-AS-R1 (7.0±0.5) 10-1 < (1.4±0.1) 10 4 < < RB-AS-R2 (7.7±0.5) 10-1 < (5.0±0.1) 10 4 < < RB-AS-R5 (2.9±0.4) 10-1 < (1.9±0.1) 10 4 < < RB-AS-R7 (2.9±0.1) 10 0 < (5.7±0.1) 10 4 < < RB-AS-R9 (5.8±0.4) 10 0 < 10-2 (.±0.1) 10 5 < < RB-AS-R10 (5.4±0.5) 10-1 < (.0±0.1) 10 4 < < RB-AS-R11 (2.4±0.1) 10 1 < 10-2 (1.0±0.1) 10 6 < (9.0±1.4) 10-1 放射能濃度は H2..11 に補正 分析値の ± より後ろの数値は 計数値誤差である 24 参考 β 核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) No. H ( 約 12 年 ) 14 C ( 約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 6 Cl ( 約 年 ) 59 Ni ( 約 年 ) 6 Ni ( 約 年 ) 2 1RB-AS-R5 (8.4±0.1) 10 1 (.8±0.5) 10-1 < 10-2 < 10 0 < RB-AS-R7 (6.6±0.2) 10 1 (6.7±0.1) 10 1 < < < RB-AS-R8 (5.0±0.2) 10 1 (.2±0.1) 10 1 < < 10 0 < RB-AS-R11 (7.9±0.2) 10 1 (2.0±0.1) 10 1 < < < RB-DE-C1 (1.9±0.1) 10 0 (2.1±0.2) RB-DE-D1 (9.7±0.2) 10 0 (1.5±0.1) 10-1 < < < RB-DE-D2 (6.1±0.2) 10 0 (.±1.0) 10-2 < < < RB-DE-D (9.9±0.2) 10 0 (.9±1.0) 10-2 < < < RB-DE-D4 (1.5±0.1) 10 1 (2.4±0.2) 10-1 < < < RB-DE-D5 (6.6±0.2) 10 0 (6.4±1.1) 10-2 < < < RB-AS-R1 (5.±0.2) 10-1 (2.2±0.2) 10-1 < RB-AS-R2 (8.7±0.2) 10-1 (1.5±0.2) 10-1 < RB-AS-R5 (6.4±0.2) 10-1 (1.4±0.2) 10-1 < RB-AS-R7 (5.2±0.2) 10-1 (4.1±0.2) RB-AS-R9 (4.5±0.1) 10 1 (2.1±0.1) 10 0 < < < RB-AS-R10 (.±0.2) 10-1 (1.9±0.2) 10-1 < RB-AS-R11 (2.1±0.1) 10 1 (1.±0.1) 10 1 < < < 10-1 放射能濃度は H2..11 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 25
14 No. 参考 β 核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) 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-R2 (1.±0.1) RB-AS-R5 < (2.9±0.1) 10 < (2.8±0.) RB-AS-R7 < 10-1 (1.±0.1) 10 4 (.6±0.4) 10-2 (5.5±0.4) RB-AS-R8 < (6.1±0.1) 10 2 (1.4±0.2) 10-2 (5.4±0.) RB-AS-R9 (1.±0.1) RB-AS-R11 < (1.7±0.1) 10 (1.6±0.2) 10-2 (.8±0.2) RB-DE-C1 < (7.0±0.1) RB-DE-D1 < (6.1±0.1) 10 0 (1.2±0.2) 10-2 < RB-DE-D2 < (2.8±0.1) 10 0 (1.5±0.2) 10-2 < RB-DE-D < (1.4±0.1) 10 1 (2.5±0.2) 10-2 < RB-DE-D4 < (5.5±0.1) 10-1 (1.0±0.1) 10-1 < RB-DE-D5 < (2.2±0.1) 10 1 (9.9±0.) 10-2 < RB-AS-R1 < (1.1±0.1) 10 1 < < RB-AS-R2 < (2.5±0.1) 10 1 (7.1±1.0) 10-2 (5.2±0.1) RB-AS-R5 < (1.2±0.1) 10 1 < < RB-AS-R7 (7.0±1.1) 10-2 (1.2±0.1) 10 2 (9.8±1.1) RB-AS-R9 < (1.0±0.1) 10 2 (5.±0.) 10-2 (9.8±1.4) RB-AS-R10 < (1.9±0.1) 10 1 (5.8±1.0) 10-2 < RB-AS-R11 < (.±0.1) 10 2 (1.9±0.1) 10-1 (8.0±0.) 10-1 放射能濃度は H2..11 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 26 参考 α 核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) No. 2 U ( 約 年 ) 24 U ( 約 年 ) 25 U ( 約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 26 U ( 約 年 ) 28 U ( 約 年 ) 27 Np ( 約 年 ) 2 1RB-AS-R5 < 10-2 (2.6±0.4) 10-2 (1.2±0.1) 10 - < (2.4±0.1) 10-2 < RB-AS-R7 < (1.2±0.) 10-2 (8.5±0.5) 10-4 < (9.1±0.1) 10 - < RB-AS-R8 < (2.0±0.) 10-2 (8.9±0.2) 10-4 < (1.4±0.1) 10-2 < RB-AS-R11 < (1.±0.2) 10-2 (5.0±0.) 10-4 < (7.7±0.1) 10 - < RB-DE-D1 < < (1.6±0.1) 10-5 < (9.±0.1) 10-5 < RB-DE-D2 < < (8.4±0.2) 10-6 < (8.1±0.1) 10-5 < RB-DE-D < < (1.6±0.1) 10-5 < (8.±0.1) 10-5 < RB-DE-D4 < < (2.±0.2) 10-5 < (4.1±0.1) 10-5 < RB-DE-D5 < < (2.9±0.1) 10-5 < (8.5±0.1) 10-5 < RB-AS-R9 < 10-2 (2.8±0.) 10-2 (7.8±0.1) 10-4 < (1.7±0.1) 10-2 < RB-AS-R11 < (1.4±0.2) 10-2 (5.1±0.2) 10-4 < (6.4±0.1) 10 - < 放射能濃度は H2..11 に補正 分析値の ± より後ろの数値は 計数値誤差である 27
15 No. 参考 α 核種分析結果 ( 建屋内瓦礫 ) 28 Pu ( 約 88 年 ) Pu ( 約 年約 年 ) 242 Pu ( 約 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 241 Am ( 約 年 ) 24 Am ( 約 年 ) 244 Cm ( 約 18 年 ) 1 1RB-AS-R2 (6.2±1.0) RB-AS-R5 (8.2±0.9) 10-2 < < < 10-2 < (.5±0.6) RB-AS-R7 (1.±0.2) 10-1 < 10-2 < < < < RB-AS-R8 (5.8±0.6) 10-2 < < < < (9.2±2.5) RB-AS-R9 (1.5±0.2) RB-AS-R11 (1.2±0.1) 10-1 (1.6±0.) 10-2 < < < (8.7±2.4) RB-DE-C1 (2.5±0.) RB-DE-D1 (1.6±0.4) 10 - < < < 10 - < (1.±0.4) RB-DE-D2 (2.±0.5) 10 - < < < < (1.0±0.4) RB-DE-D (1.4±0.4) 10 - < < < < (2.4±0.5) RB-DE-D4 < < < < < (1.±0.4) RB-DE-D5 (1.6±0.4) 10 - < < (4.6±0.8) 10 - < 10 - (.5±0.6) 10-1 RB-AS-R1 < RB-AS-R2 (6.2±1.1) RB-AS-R5 (4.0±0.8) RB-AS-R7 (1.±0.1) RB-AS-R9 (1.7±0.1) 10-1 (2.5±0.) 10-2 < < 10-2 < (1.5±0.4) RB-AS-R10 (1.1±0.2) RB-AS-R11 (1.9±0.1) 10-1 (.1±0.) 10-2 < < < (1.5±0.4) 10-2 全 α 放射能濃度は H2..11 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 Pu の半減期補正は 240 Pu の半減期 ( 約 年 ) を使用 28 参考放射性核種分析結果 ( 覆土瓦礫 ) No. 60 Co ( 約 5. 年 ) 94 Nb ( 約 年 ) 17 Cs ( 約 0 年 ) 放射能濃度 (Bq/g) 152 Eu ( 約 14 年 ) 154 Eu ( 約 8.6 年 ) 90 Sr ( 約 29 年 ) 1 1SC-R1 < < (.±0.1) 10 2 < < 10-1 (.0±0.2) 10-1 < SC-R2 < < (1.±0.1) 10 < < 10-1 (6.0±0.2) 10-1 <2 10-1SC-R < < (7.2±0.1) 10 2 < < 10-1 (2.4±0.2) 10-1 < SC-R4 < < (2.9±0.1) 10 0 < < 10-1 < < SC-R5 < < (1.±0.1) 10 2 < < 10-1 < < SC-R1 (1.5±0.4) 10-1 < (8.7±0.1) 10 2 < < 10-1 (5.2±0.2) 10-1 < SC-R2 < < (1.2±0.1) 10 2 < < 10-1 < < SC-R < < (1.5±0.1) 10 2 < < 10-1 (.0±0.2) 10-1 < SC-R4 < < (1.4±0.1) 10 2 < < 10-1 < < SC-R5 (2.2±0.4) 10-1 < (1.±0.1) 10 < < 10-1 (4.4±0.2) 10-1 < 全 α 放射能濃度は H2..11 に補正 分析値の ± より後ろの数値は 計数値誤差である 29
16 参考放射性核種分析結果 ( 砂試料溶出液 ) 54 Mn 放射能濃度 Bq/g- 砂試料 60 Co 94 Nb 125 Sb 14 Cs 17 Cs 90 Sr 純水浸漬上澄液硝酸溶出液 純水浸漬上澄液硝酸溶出液 ( 約 8.6 年 ) ( 約 12 日 ) ( 約 年 ) ( 約 2.8 年 ) ( 約 2.1 年 ) ( 約 0 年 ) ( 約 29 年 ) < < < < (4.0±0.1) 10 4 (4.1±0.1) 10 4 (6.1±0.6) 10 < 10 4 < < < (1.2±0.1) 10 7 (1.2±0.1) 10 7 (2.±0.2) Eu 154 Eu 28 Pu 29 Pu+ 240 Pu 241 Am 244 Cm ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) ( 約 88 年 ) ( 約 年 ) ( 約 18 年 ) < < < 10-2 < 10-2 < < 10-2 < 4 10 < 10 (4.±0.) 10-1 (2.4±0.2) 10-1 (1.1±0.2) 10-1 (2.8±0.) 10-1 放射能濃度は H2..11 に補正 分析値の ± の後の数値は 計数値誤差である 純水浸漬上澄液に比べて 硝酸溶出液の方が 全ての核種について濃度が高かった 水分が蒸発して 砂表面に付着する易溶性の形態よりも 沈殿あるいは鉄さび等に吸着する形態の割合が高かったと推定される 0 参考硝酸溶出後の砂試料の定性 γ 分析 処理前の試料のガンマスペクトル Cs-14 Cs-14 Cs-17 Cs-14 Cs-14 Cs-14 Cs-17 Cs-14 Cs-14 Cs-14 Cs-14 処理後の試料のガンマスペクトル 硝酸溶出後の試料では 14 Cs, 17 Cs のスペクトルの減少が確認された 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
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
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
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
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
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
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
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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
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]
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
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
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)
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
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
() 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]
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
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
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
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
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
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
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,
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)
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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
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
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,
(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
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
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
<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
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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
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
《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
何が起こっているかを知ろう！
ケーススタデイ - その 1 表面汚染の検査に多く用いられる大面積端窓型 GM 計数管の表示値と表面汚染密度の関係 注 : 本換算は表面の汚染に対しての計算例であり 瓦礫など汚染が表面に限定されていない場合には利用できません (2015.7.29 追記 ) 参考規格 JIS Z 4329 放射性表面汚染サーベイメータ JIS Z 4504 放射性表面汚染の測定方法 (ISO 7503-1) 考察した測定機器の仕様窓径
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
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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
/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
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
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
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
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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
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
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
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
(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
-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
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
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
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,
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
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,
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
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)
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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
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
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
報道関係者各位 平成 24 年 4 月 13 日 筑波大学 ナノ材料で Cs( セシウム ) イオンを結晶中に捕獲 研究成果のポイント : 放射性セシウム除染の切り札になりうる成果セシウムイオンを効率的にナノ空間 ナノの檻にぴったり収容して捕獲 除去 国立大学法人筑波大学 学長山田信博 ( 以下 筑
報道関係者各位 平成 24 年 4 月 13 日 筑波大学 ナノ材料で Cs( セシウム ) イオンを結晶中に捕獲 研究成果のポイント : 放射性セシウム除染の切り札になりうる成果セシウムイオンを効率的にナノ空間 ナノの檻にぴったり収容して捕獲 除去 国立大学法人筑波大学 学長山田信博 ( 以下 筑波大学 という ) 数理物質系 系長三明康郎 守友浩教授は プルシャンブルー類似体を用いて 水溶液中に溶けている
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
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
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
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
研修コーナー
l l l l l l l l l l l α α β l µ l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
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
中央環境審議会廃棄物・リサイクル部会（第４９回）
資料 3 放射性物質に汚染されたおそれのある 廃棄物の処理について 2011 年 10 月 廃棄物 リサイクル対策部 目次 放射性物質に汚染されたおそれのある廃棄物の処理について 放射性物質に汚染されたおそれのある廃棄物の処理について 1. 福島県内の災害廃棄物の取扱いについて (1) 当面の取扱いのとりまとめ ( 環境省 経済産業省 厚生労働省 )(5 月 2 日 ) 避難区域及び計画的避難区域については
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)
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,
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
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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.
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
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
23 1 Section ( ) ( ) ( 46 ) , 238( 235,238 U) 232( 232 Th) 40( 40 K, % ) (Rn) (Ra). 7( 7 Be) 14( 14 C) 22( 22 Na) (1 ) (2 ) 1 µ 2 4
23 1 Section 1.1 1 ( ) ( ) ( 46 ) 2 3 235, 238( 235,238 U) 232( 232 Th) 40( 40 K, 0.0118% ) (Rn) (Ra). 7( 7 Be) 14( 14 C) 22( 22 Na) (1 ) (2 ) 1 µ 2 4 2 ( )2 4( 4 He) 12 3 16 12 56( 56 Fe) 4 56( 56 Ni)
しょうゆの食塩分測定方法 ( モール法 ) 手順書 1. 適用範囲 この手順書は 日本農林規格に定めるしょうゆに適用する 2. 測定方法の概要 試料に水を加え 指示薬としてクロム酸カリウム溶液を加え 0.02 mol/l 硝酸銀溶液で滴定し 滴定終点までに消費した硝酸銀溶液の量から塩化ナトリウム含有
しょうゆの食塩分測定方法 ( モール法 ) 手順書 1. 適用範囲 この手順書は 日本農林規格に定めるしょうゆに適用する 2. 測定方法の概要 試料に水を加え 指示薬としてクロム酸カリウム溶液を加え 0.02 mol/l 硝酸銀溶液で滴定し 滴定終点までに消費した硝酸銀溶液の量から塩化ナトリウム含有量を算出する 3. 注意事項 (a) クロム酸カリウムを取り扱う際には 皮膚に付けたり粉塵を吸入しないようゴーグル型保護メガネ
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
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
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
JT-60ジャイロトロンで高出力運転の世界最長記録（1
本件リリース先 8 月 28 日 ( 火 ) 14:00 ( レク付き資料配付 ) 文部科学記者会 科学記者会 原子力規制庁記者会 ( 仮称 ) 福島県政記者クラブ ( 資料配付 ) いわき記者クラブ いわき記者会 平成 30 年 8 月 28 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 福島第一原子力発電所の作業現場の汚染個所を遠隔で検知し仮想空間上に可視化する技術を開発 福島第一原発原子炉建屋で遠隔ロボットを用いた放射線イメージング測定を実施
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プレゼン資料 腐食と電気防食 本資料は当社独自の技術情報を含みますが 公開できる範囲としています より詳細な内容をご希望される場合は お問い合わせ よりご連絡願います 腐食とは何か? 金属材料は金や白金などの一部の貴金属を除き, 自然界にそのままの状態で存在するものではありません 多くは酸化物や硫化物の形で存在する鉱石から製造して得られるものです 鉄の場合は鉄鉱石を原料として精錬することにより製造されます
2. 床面の汚染除去の作業概要 2 作業手順手順 1 手順 2 スライドカバー コア抜き機 スライドカバーにより開口面積を縮小 スペーサー ガイドプレート X-6 ペネ小部屋にダスト対策の等を設置 内の床面をガイドプレートに沿って約 70 mm深さのコア穿孔を実施 を移動しコア穿孔を繰り返す 手順
2 号機 PCV 内部調査にむけた X-6 ペネ廻りの除染について 2016.06.30 1. はじめに 1 X-6 ペネ周辺の線量低減作業として 溶出物除去 スチーム除染 化学除染を実施したが目標線量率まで到達せず (2015 年 10 月 ~2015 年 12 月 ) 浸透汚染に対する技術を適用し表面研削を実施 表面研削時にダストの舞い上がりが発生し作業を中断 (2016 年 1 月 ) 線量低減作業後の線量率は
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要点学習化学変化と原子分子 1 1 30 分分解, 物質のしくみ CPT2L1-Z1J1-01 要点 要点を読んで重要なポイントを確認しましょう 分解 1 分解 物質そのものが 性質が異なる別の物質に変わる変化を() といいます 1 種類の物質が2 種類以上の別の物質に分かれる化学変化をといいます 加熱により起こる分解をとくにといい 電流を流すことにより起こる分解をとくに といいます 2 炭酸水素ナトリウムを熱分解する実験
ウスターソース類の食塩分測定方法 ( モール法 ) 手順書 1. 適用範囲 この手順書は 日本農林規格に定めるウスターソース類及びその周辺製品に適用する 2. 測定方法の概要試料に水を加え ろ過した後 指示薬としてクロム酸カリウム溶液を加え 0.1 mol/l 硝酸銀溶液で滴定し 滴定終点までに消費
ウスターソース類の食塩分測定方法 ( モール法 ) 手順書 1. 適用範囲 この手順書は 日本農林規格に定めるウスターソース類及びその周辺製品に適用する 2. 測定方法の概要試料に水を加え ろ過した後 指示薬としてクロム酸カリウム溶液を加え 0.1 mol/l 硝酸銀溶液で滴定し 滴定終点までに消費した硝酸銀溶液の量から塩化ナトリウム含有量を算出する 3. 注意事項 (a) クロム酸カリウムを取り扱う際には
資料第10－1－1号 ：文部科学省によるプルトニウム、ストロンチウムの核種分析の結果について
資料 10-1-1 平成 23 年 9 月 30 日 文部科学省による プルトニウム ストロンチウムの核種分析の結果について 文部科学省原子力災害対策支援本部モニタリング班 1. 本調査の実施目的文部科学省は 地表面に沈着した放射性物質による住民の健康への影響及び環境への影響を将来にわたり継続的に確認するため 梅雨が本格化し 土壌の表面状態が変化する前の時点において 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所から概ね
PowerPoint プレゼンテーション
テーマ 1: 福島復興に向けた取り組みと放射線防護場の課題 Ⅲ 土壌に分布する放射性セシウムによる 公衆の被ばく線量換算係数 日本原子力研究開発機構 放射線防護研究グループ 佐藤大樹 2014/12/19 保物セミナー 2014 1 発表の内容 研究の背景 研究の目的 計算方法 計算結果 まとめ 2014/12/19 保物セミナー 2014 2 防護量 (Sv) 等価線量 H 実効線量 E 放射線加重係数
2,3-ジメチルピラジンの食品添加物の指定に関する部会報告書（案）
資料 3 粗製海水塩化マグネシウム の分析調査結果について 1. 経緯平成 19 年 3 月 30 日に 食品 添加物等の規格基準の一部を改正する件 ( 平成 19 年厚生労働省告示第 73 号 ) により 食品 添加物等の規格基準 ( 昭和 34 年厚生省告示第 370 号 ) が改正され 既存添加物 粗製海水塩化マグネシウム ( 以下 にがり という ) について 新たに成分規格が設定された なお
第 11 回化学概論 酸化と還元 P63 酸化還元反応 酸化数 酸化剤 還元剤 金属のイオン化傾向 酸化される = 酸素と化合する = 水素を奪われる = 電子を失う = 酸化数が増加する 還元される = 水素と化合する = 酸素を奪われる = 電子を得る = 酸化数が減少する 銅の酸化酸化銅の還元
第 11 回化学概論 酸化と還元 P63 酸化還元反応 酸化数 酸化剤 還元剤 金属のイオン化傾向 酸化される = 酸素と化合する = 水素を奪われる = 電子を失う = 酸化数が増加する 還元される = 水素と化合する = 酸素を奪われる = 電子を得る = 酸化数が減少する 銅の酸化酸化銅の還元 2Cu + O 2 2CuO CuO + H 2 Cu + H 2 O Cu Cu 2+ + 2e
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
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
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
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清涼飲料水及びサプリメント中のミネラル濃度の分析について 山本浩嗣萩原彩子白田忠雄山本和則岡崎忠 1. はじめに近年, 健康志向が高まる中で, 多くの種類の清涼飲料水及びサプリメントが摂取されるようになった これらの多くは健康増進法に基づく食品の栄養成分表示のみでミネラル量についてはナトリウム量の表示が義務付けられているのみである 一方カリウム, リンなどはミネラルウォーターやスポーツドリンク, 野菜ジュースなどその商品の特徴として強調される製品以外には含有量について表示されることは少ない状況である
Microsoft Word - 木材の塩素濃度報告110510_2.docx
木材の塩素濃度に関する報告 (2011 年 5 月 10 日 ) 北海道大学 ( 松藤, 東條, 黄, 松尾 ) 1. 木材の採取表 1に採取木材の概要を, 以下に採取場所等の写真を示す 表 1 採取木材の概要 ID 種類 種別 長さ 断面 採取場所 浸水状況 試料採取 (cm) (cm cm) 1 建材 大 225 15 11 久慈市集積場 集積場であるため不明, 被災域は長 端部 10cm, 中央
放射性物質を含む
汚染廃棄物の処分について 平成 24 年 8 月 22 日日揮株式会社中居邦浩 @ コラッセふくしま第 28 回 バックエンド 夏期セミナー 汚染廃棄物の発生 1Fサイト内 燃料デブリ / 放射化物 放射性滞留水とその処理廃棄物 がれき / 土壌など サイト外 ( 陸地 ) 除染廃棄物 ( 土壌, 草木, がれきなど ) 焼却灰 / 下水汚泥 / 汚泥焼却灰 サイト外 ( 海洋 ) 2 汚染廃棄物に関する法令,