総合評価提案書（サンプル）
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- ときな わにべ
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1 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
2 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 瓦礫類は 発生の経過が様々であり 汚染の分布も変化に富むと考えられる 瓦礫類の含有する放射能を正確に推定するために 局所的な汚染分布の情報が重要となる コンクリート試料を対象として イメージングプレート (IP) 法により汚染分布を分析した結果を報告する 水処理二次廃棄物のうち除染装置スラッジは セシウム吸着装置により処理した水から種々の放射性核種を除去しており また 水を含む状態で保管していることから 廃棄物管理において重要な対象である 保管上のリスク低減の観点から移送等の取り扱いに重要なデータの取得を進めており スラッジの沈殿粒子性状と元素組成を分析した また 含有する放射性核種濃度を分析したので これらの結果を報告する 汚染水中のウラン濃度は 核燃料物質による汚染の状態を推定するために重要である 滞留水や処理水中のウラン同位体組成を分析した結果を報告する 水処理二次廃棄物のうち多核種除去設備に関して 吸着材の含有する放射能量を推定するため 処理水を分析している 同設備は複数の系列を有し 前報 ( 既設 B 増設 A 系列 ) に引き続き 既設 A 系列の処理水を工程から採取し 分析した結果を報告する 土壌が含む放射性核種は 土壌を構成する成分により吸着の程度が異なることが知られている 土壌を湿式法により分級して放射能を分析した結果を報告する 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 44 回 ), 平成 29 年 7 月 27 日廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 40 回 ), 平成 29 年 3 月 30 日 1
3 2 瓦礫試料の局所的な汚染分布 分析試料 過去に放射性核種組成を分析したコンクリート試料から 瓦礫としての発生の由来が異なるものと思われるものを選び イメージングプレート (IP) 法等の分析に供した 瓦礫 ( コンクリート ) 試料 試料番号 試料名 特徴 採取日 1U-03 1 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫 塗装なし U-01 3 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫 水色の塗装 U-11 4 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫 白色の塗装 RB-OP-C1 3 号機オペフロ瓦礫 白色の塗装 SC-R1 覆土式一時保管施設 ( 第 3 槽 ) 塗装なし U-03 3U-01 4U-11 3RB-OP-C1 3SC-R1 試料の外観
4 3 瓦礫試料の局所的な汚染分布 分析内容 試料のイメージングプレート (IP) 撮影を行い 塗装を有する面あるいは平坦な面を選び研削する 研削により得られたコンクリート試料粉末の線量率測定を実施した この操作を繰り返して行った 試料の採取 受けた放射線量に応じて色を変えて表示する 分取本報の範囲イメージングプレート測定 保管 1 試料 3IP 画像の例 IP と接していない面からの放射線にも反応するため 画像は試料との接触面よりも大きくなることがある 面研削 放射化学分析 粉末 α 線 γ 線非破壊測定 今後実施 2IP 撮影 4 試料の面研削作業 分析のフロー 分析の方法
5 4 瓦礫試料の局所的な汚染分布 1 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫の汚染分布 試料は 1 号機周辺 ( 西側 ) から採取し 塗膜はなく岩石状であった 上面には 2mm 程の凸凹があり 全面的な汚染が見られた それ以降は 側面の汚染が見られた 線量率は 大凡 一定のレベルで推移した 汚染分布は 試料の上面 側面に見られた 内部への浸透はない 写真 IP 画像 表面 ( 未処理 ) 1 回研削後 5 回研削後 10 回研削後 15 回研削後 20 回研削後 バックグラウンドレベル 研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した 試料量が異なるので 線量率は必ずしも IP 画像と相関しない 試料番号 1U-03
6 5 瓦礫試料の局所的な汚染分布 3 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫の汚染分布 試料は 3 号機周辺 ( 西側 ) から採取したコンクリート片で 水色の塗膜があった 汚染は側面に見られた 上面の塗膜部分及び試料内部に汚染は見られなかった 線量率は バックグラウンドレベル付近で推移した 汚染分布は 上面の塗膜部分と内部にはなく 側面に見られた 写真 IP 画像 表面 ( 未処理 ) 1 回研削後 5 回研削後 10 回研削後 15 回研削後 20 回研削後 バックグラウンドレベル 研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した 試料量が異なるので 線量率は必ずしも IP 画像と相関しない 試料番号 3U-01
7 6 瓦礫試料の局所的な汚染分布 4 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫の汚染分布 試料は 4 号機周辺 ( 西側 ) から採取したコンクリート片で 白色の塗膜があった 上面の塗膜がはがれた一部に汚染が見られた 線量率は 研削深さ 2mm 程度以降はバッググラウンドレベル付近で推移した 汚染分布は 上面の塗膜のない部分に局所的に見られた 内部への浸透はない 写真 IP 画像 表面 ( 未処理 ) 1 回研削後 2 回研削後 3 回研削後 4 回研削後 5 回研削後 バックグラウンドレベル 研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した 試料量が異なるので 線量率は必ずしも IP 画像と相関しない 試料番号 4U-11
8 瓦礫試料の局所的な汚染分布 3 号機オペフロ瓦礫の汚染分布 試料は 3 号機オペフロから採取したコンクリート片で 白色の塗膜があった 上面の塗膜とコンクリートとの境界部分 側面に汚染が見られた 試料内部に汚染は見られなかった 線量率は 塗膜とコンクリートの境界部分で高い傾向が見られた それ以降は バッググラウンドレベル付近で推移した 汚染分布は 塗膜部分と側面に見られ 内部への浸透はない 写真 IP 画像 表面 ( 未処理 ) 1 回研削後 塗膜とコンクリートの境界部分 5 回研削後 10 回研削後 15 回研削後 20 回研削後 バックグラウンドレベル 研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した 試料量が異なるので 線量率は必ずしも IP 画像と相関しない 試料番号 3RB-OP-C1 7
9 8 瓦礫試料の局所的な汚染分布 覆土式一時保管施設 ( 第 3 槽 ) の汚染分布 試料は 覆土式一時保管施設 ( 第 3 槽 ) から採取したコンクリート片で 塗膜はなく 上面に泥状の付着物があった 上面の一部に汚染が見られた 線量率は 試料上面の泥状付着物を除去した後は バックグラウンドレベル付近で推移した 汚染分布は 上面に局所的に見られた 内部への浸透はない 写真 IP 画像 付着物除去前 表面 ( 未処理 ) 1 回研削後 3 回研削後 4 回研削後 5 回研削後 6 回研削後 バックグラウンドレベル 研削により得られた試料粉末を回収して線量率を測定した 試料量が異なるので 線量率は必ずしも IP 画像と相関しない 試料番号 3SC-R1
10 瓦礫試料の局所的な汚染分布 分析結果 瓦礫試料の局所的な汚染分布 試料名 試料の特徴 IP 分析による汚染分布の推定 表面側面内部 汚染の特徴 1 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫 (1U-03) 塗装なし 岩石状有り有りなし 表面に汚染有り 3 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫 (3U-01) 塗装有りなし有りなし 塗膜に汚染なし 4 号機周辺 ( 西側 ) 瓦礫 (4U-11) 塗装有り有りなしなし 塗膜の一部に汚染有り 3 号機オペフロ瓦礫 (3RB-OP-C1) 塗装有り有り有りなし 覆土式一時保管施設 ( 第 3 槽 ) (3SC-R1) 瓦礫試料における汚染の分布は一様ではない 瓦礫によって汚染の由来が異なることから 汚染の分布の仕方も変わるものと考えられる 塗膜に汚染有り 塗膜とコンクリートの境界部分 (~ 深さ 4mm) に汚染有り 塗装なし 泥状付着物有りなしなし 表面に局所汚染有り IP 分析では瓦礫試料の内部から放射性核種が検出されなかった これより 瓦礫に付着した放射性核種が二次的に拡散 浸透する程度は大きくないものと考えられる 今後の分析試料の採取 インベントリ推定等においては 汚染分布の不均一性を含めて検討する必要がある 9
11 除染装置スラッジ 試料の分取 スラッジと D ピット上澄み液試料は 輸送まで一時保管した 1 スラッジ試料は元のバイアル瓶 (10mL) を手で振り撹拌した後 ピペッターで約 1mL ずつ別のバイアル瓶 (10mL) に分取し いずれも分析施設へ輸送した 受け入れたスラッジ試料一時保管中のスラッジ試料分取後のスラッジ試料 1 輸送までガス抜きのため蓋を緩めて保管したため 一部水分が蒸発した 試料名 試料番号 試料量 採取 分取 1 (LI-AR-SL1-1) 2 約 1 ml 2 除染装置スラッジ LI-AR-SL1 (LI-AR-SL1-2) 2 約 1 ml H H (LI-AR-SL1-3) 2 約 10 ml 2 元バイアル瓶から分取したスラッジ試料に枝番を付与 10
12 除染装置スラッジ 分析試料の表面線量及び分析内容 1 試料番号 試料量 (-1) 約 1 ml 分析項目 化学組成 (SEM-EDX 3 ) 線量率 (γ) 2 (msv/h) 0.8 LI-AR-SL1 (-2) 約 1 ml 密度 乾燥質量 0.8 沈降性 粒度分布 (-3) 約 10 ml 放射能濃度 核種濃度 7.0 本報の内容 他は前報 * 1 カッコは試料の分取に伴う枝番号 2 シリコン半導体検出器サーベイメータ ( 日立アロカ製型式 :PDR-301) を使用 バイアル瓶を撹拌し側面にて測定した 3 走査型電子顕微鏡 (Scanning Electron Microscope) とそれに付属するエネルギー分散型 X 線分析装置 (Energy Dispersive X-ray Detector) の略称 * 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 52 回 ), 平成 30 年 3 月 29 日. 11
13 12 除染装置スラッジ 沈殿粒子性状 (SEM-EDX 測定結果 ) SEM-EDX によりスラッジを構成する粒子の形状を観察するとともに 元素組成を測定した スラッジを入れたバイアルに純水 1 ml を加えて撹拌し 分散させた この一部を分取しフィルターに滴下 乾燥後 白金蒸着して SEM-EDX の試料を得た スラッジを構成する粒子は 複数の形状を示しており 組成の異なる成分の混合物であることが確認された また 純水で希釈分散されることを確認した P3 P1 P2 P3 P1 P2 の中心で点分析を実施 の中心で点分析を実施 観察倍率 5000 倍 P4 P4 スラッジの SEM 像 濃い灰色の部分はフィルタの繊維 観察倍率 1000 倍 ( 希釈分散させた状態 )
14 wt% 除染装置スラッジ 化学組成 ( 質量比 構成物質の推定 ) EDX 面分析結果から Ba と S が多く存在することを確認した BaSO 4 が 6~7 割を占める 次いでフェロシアン化物が多いものと推定される また Zn が検出された 面分析 点分析 P1 点分析 P3 点分析 P2 点分析 P4 O Na Mg Al Si S Cl K Ca Ba Fe Ni Zn EDX 元素分析結果 ( 面分析及び点分析 ) Fe Ni Ba Zn O EDX 面分析結果 ( 観察倍率 5000 倍 ) Na Mg Al Si S Cl K Ca FeO(OH) H2O Al(OH)3 SiO2 BaSO4 K2NiZnFe(CN)6 参考 物質構成比 ( 元素より物質を仮定 ) 11 13
15 14 除染装置スラッジ 核種濃度の分析方法 ( スラッジの溶解 ) スラッジ 水酸化鉄を溶解 137 Cs, 134 Cs, 125 Sb, 54 Mn, 60 Co を検出 硝酸溶解 ろ過残渣熱分解混酸溶解 ろ過残渣アルカリ溶解硫酸イオン分離 硝酸溶解液 γ, α(pu, Am), 90 Sr 混酸溶解液 γ, 90 Sr フェロシアン化物を溶解 137 Cs, 134 Cs, 60 Co を検出 硫酸バリウムを溶解 再沈殿させて分離 137 Cs, 134 Cs を検出 アルカリ溶解液 γ, 90 Sr スラッジの前処理フローと試料の外観
16 15 試料名 LI-AR-SL1 2 ( 硝酸溶解液 ) 同上 ( 混酸溶解液 ) 同上 ( アルカリ溶解液 ) 54 Mn 除染装置スラッジ γ 及び β 核種分析結果 60 Co 放射能濃度 Bq/cm Nb 125 Sb 134 Cs ( 約 312 日 ) ( 約 5.3 年 ) ( 約 年 ) ( 約 2.8 年 ) ( 約 2 年 ) (4.1±0.3) 10 4 (4.1±0.1) 10 3 < (2.6±0.1) 10 4 (2.7±0.1) 10 4 < (1.8±0.2) 10 3 < < ( ) 3 (6.5±0.1) 10 6 < < < < (6.2±0.1) 10 5 LI-AR-SL1 (4.1±0.3) 10 4 (5.9±0.2) 10 3 (2.6±0.1) 10 4 (7.2±0.1) 10 6 試料名 LI-AR-SL1 ( 硝酸溶解液 ) 同上 ( 混酸溶解液 ) 同上 ( アルカリ溶解液 ) 137 Cs 放射能濃度 Bq/cm Eu 154 Eu 90 Sr ( 約 30 年 ) ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) ( 約 29 年 ) (2.7±0.1) 10 4 < < (3.6±0.1) 10 6 (6.5±0.1) 10 6 < < (4.3±0.1) 10 6 (6.3±0.1) 10 5 < < (5.8±0.1) 10 7 LI-AR-SL1 (7.1±0.1) 10 6 (6.6±0.1) 放射能濃度は において補正 分析値の ± の後の数値は 計数誤差である 合計は定量値の合算 2 LI-AR-SL1-3 を分析 3 Cs 除去処理での収率を補正していないため参考値 γ 核種は 134 Cs 137 Cs が主要な核種であった 54 Mn 60 Co 及び 125 Sb が検出され 94 Nb 152 Eu 154 Eu は不検出であった β 核種の 90 Sr は 137 Cs に対して約 10 倍の濃度であった
17 除染装置スラッジ α 核種分析結果 試料名 238 Pu 放射能濃度 Bq/cm Pu+ 240 Pu 241 Am 244 Cm ( 約 88 年 ) ( 約 年 ) ( 約 18 年 ) LI-AR-SL1 2 ( 硝酸溶解液 ) (1.4±0.4) 10-2 < < < LI-AR-SL1 (1.4±0.4) 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 合計は定量値の合算 2 LI-AR-SL1-2 を分析 α 核種では 238 Pu を検出した 濃度は これまでに分析した水処理二次廃棄物のうち最も α 放射能濃度の高い多核種除去設備鉄共沈スラリー * と比べると 2 桁程度低い * 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. 16
18 17 汚染水 試料の性状 分析内容 1 2 及び 3 号機 R/B 滞留水 セシウム吸着装置処理水等の U 同位体組成を分析した 試料名試料番号採取日採取場所他の核種についての報告 1 号機 R/B 滞留水 LI-1RB 原子炉建屋地下から移送した滞留水を高温焼却炉建屋の採水口にて採取 2 号機 TB 滞留水 LI-2TB 号機タービン建屋地下同上 3 号機 TB 滞留水 LI-3TB 号機タービン建屋地下同上 1 号機 PCV 凝縮水 LI-1PCV 号機 PCV ガス管理システム設備同上 集中廃棄物処理建屋滞留水 セシウム吸着装置 (KURION) 処理水 第二セシウム吸着装置 (SARRY) 処理水 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 44 回事務局会議 LI-RW プロセス主建屋 3 階サンプリングライン廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 20 回事務局会議 LI-RW 同上廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 28 回事務局会議 LI-HTI 高温焼却炉建屋 1FL 機器ハッチ廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 20 回事務局会議 LI-HTI 同上廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 28 回事務局会議 LI-HTI 高温焼却炉建屋廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 44 回事務局会議 LI-KU7-1~ SMZ スキッド出口 /H2-4 出口 /H3-4 出口 / 出口サンプリングライン LI-SA S-4A 出口サンプリングライン廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 20 回事務局会議 LI-SA 同上廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 28 回事務局会議 LI-SA6-3~ S-2A/S-2B 出口サンプリングライン廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 44 回事務局会議 同上 LI-SA7-1~ F-2B/S-1B 出口サンプリングライン同上
19 18 汚染水 滞留水の U 同位体と 137 Cs 濃度の関係 U 同位体 / 137 Cs 比に関して U 同位体間の差は見られない 2 及び 3 号機 PCV 滞留水の U 同位体 / 137 Cs 比は R/B 滞留水 T/B 滞留水 集中 RW 滞留水に比べて 1 桁程度大きい 凡例 1 号機 R/B 1 2 号機 R/B 2 3 号機 R/B 2 1 号機 T/B 3 2 号機 T/B 1 3 号機 T/B 1 2 号機 PCV 3 3 号機 PCV 3 集中 RW 3 ( 白抜きは縦軸の値が検出下限値 ) U/ 137 Cs 比 1 号機 T/B 2 号機 T/B 3 号機 T/B 滞留水 < 燃料 U/ 137 Cs 比 1 号機 T/B 2 号機 T/B 3 号機 T/B 滞留水 燃料 U/ 137 Cs 比 1 号機 T/B 2 号機 T/B 3 号機 T/B 滞留水 燃料 本報告が初出 2 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 第 54 回事務局会議にて報告 年度から 2016 年度に取得したデータ 4 損傷燃料の燃焼計算値 ( 時点 )
20 19 汚染水 滞留水の U 同位体間の関係 U/ 238 U 比 235 U/ 238 U 比ともに採取場所による差異が見られ 損傷燃料と天然ウランの比の間の値である 滞留水中のウランの起源としては 損傷燃料や各種材料等に含まれる天然の成分の寄与が考えられる 234 U/ 238 U 比と 235 U/ 238 U 比は 多くの場合で天然ウランの比より損傷燃料の値に近い 1 号機 R/B 及び T/B 2 号機 T/B で比が小さく 天然ウランの寄与が相対的に大きい
21 20 汚染水 処理水の U 同位体間の関係 U/ 238 U 比 235 U/ 238 U 比ともに KURION 処理水は 炉心燃料計算値や SARRY 処理水に比べて低い傾向にある 但し 天然での比よりも高い
22 汚染水 滞留水の U 同位体分析結果 試料名 234 U 放射能濃度 Bq/cm U 236 U 238 U ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) LI-1RB-1 (1.7±2.1) 10-5 (4.7±0.1) 10-7 (2.2±0.3) 10-6 (5.6±0.4) 10-6 LI-2TB7-1 (1.8±2.1) 10-5 (7.4±0.1) 10-7 (3.5±0.3) 10-6 (8.6±0.4) 10-6 LI-3TB7-1 (1.4±0.3) 10-4 (3.3±0.1) 10-5 (1.8±0.1) 10-5 (2.8±0.1) 10-5 LI-1PCV-1 < < < (6.3±10) LI-RW2-1 (4.4±2.4) 10-5 (9.9±0.6) 10-7 (4.8±0.3) 10-6 (9.3±0.6) 10-6 LI-RW3-1 (6.3±2.4) 10-5 (1.2±0.1) 10-6 (6.4±0.4) 10-6 (1.2±0.1) 10-5 LI-HTI2-1 (5.8±2.4) 10-5 (1.5±0.1) 10-6 (8.2±0.5) 10-6 (1.4±0.7) 10-5 LI-HTI3-1 (7.1±2.4) 10-5 (1.7±0.1) 10-6 (9.2±0.5) 10-6 (1.6±0.1) 10-5 LI-HTI6-2 (4.7±2.1) 10-5 (1.3±0.2) 10-6 (7.1±0.3) 10-6 (1.2±0.1) 10-5 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 分析値の ± の後の数値は 計数誤差である 21
23 汚染水 処理水の U 同位体分析結果 試料名 234 U 放射能濃度 Bq/cm U 236 U 238 U ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) LI-KU7-1 (5.8±2.1) 10-5 (1.5±0.1) 10-6 (6.6±0.3) 10-6 (1.6±0.1) 10-5 LI-KU7-2 (5.7±0.4) 10-5 (1.7±0.1) 10-6 (7.3±0.1) 10-6 (1.9±0.1) 10-5 LI-KU7-3 (9.5±4.3) 10-6 (2.3±0.1) 10-7 (8.6±0.6) 10-7 (2.7±0.1) 10-6 LI-KU7-4 (8.7±4.3) 10-6 (2.9±0.1) 10-7 (8.4±0.6) 10-7 (4.0±0.1) 10-6 LI-SA2-1 (5.8±2.4) 10-5 (1.3±0.1) 10-6 (6.9±0.4) 10-6 (1.2±0.1) 10-5 LI-SA3-1 (7.4±2.4) 10-5 (1.6±0.1) 10-6 (8.3±0.5) 10-6 (1.4±0.1) 10-5 LI-SA6-3 < (3.7±1.8) 10-9 < (3.4±0.1) 10-8 LI-SA6-4 < (4.0±1.8) 10-9 < (3.7±0.1) 10-8 LI-SA7-1 (9.8±2.1) 10-5 (2.5±0.1) 10-6 (1.2±0.1) 10-5 (2.5±0.1) 10-5 LI-SA7-2 < (5.4±1.8) 10-9 (7.8±53) 10-9 (5.8±0.1) 10-8 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 分析値の ± の後の数値は 計数誤差である 22
24 23 多核種除去設備処理水 - 試料の性状 - 多核種除去設備の運転により生じる二次廃棄物に関して 使用済み吸着材が含有する放射能の推定に資するため A 系列設備の処理水試料を対象として以下の核種を分析した 60 Co, 63 Ni, 79 Se, 90 Sr, 94 Nb, 99 Tc, 126 Sn, 129 I, 137 Cs, 152 Eu, 154 Eu, 238 Pu, Pu, 241 Am, 244 Cm 試料名 採取日 採取場所 LI-EAL9A 入口 LI-EAL9A 既設 A 系列鉄共沈処理設備出口 LI-EAL9A 既設 A 系列炭酸塩沈殿処理設備出口 LI-EAL9A 既設 A 系列 Ag 添着活性炭出口 LI-EAL9A 既設 A 系列チタン酸塩 1 出口 LI-EAL9A 既設 A 系列チタン酸塩 2 出口 LI-EAL9A 既設 A 系列酸化チタン出口 LI-EAL9A 既設 A 系列銀ゼオライト出口 LI-EAL9A 既設 A 系列酸化セリウム出口 LI-EAL9A 既設 A 系列キレート樹脂 1 出口 LI-EAL9A 既設 A 系列活性炭出口
25 24 多核種除去設備処理水 - 核種分析結果 1 - 放射能濃度 Bq/cm 3 試料名 60 Co 63 Ni 79 Se 90 Sr 94 Nb 99 Tc ( 約 5.3 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 29 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) LI-EAL9A-1 (8.5±0.9) 10-2 (5.6±0.2) 10-1 < (2.0±0.1) 10 2 < < LI-EAL9A-2 < (1.2±0.1) 10-1 < (2.1±0.1) 10 2 < < LI-EAL9A-3 < < < (4.6±0.1) 10 1 < < LI-EAL9A-4 < < (4.5±0.1) 10 1 < LI-EAL9A-5 < < (1.5±0.1) 10 0 < LI-EAL9A-6 < < (4.4±0.2) 10-1 < LI-EAL9A-7 < < < < LI-EAL9A-8 < < (2.4±0.2) 10-1 < LI-EAL9A-9 < < < < LI-EAL9A-10 < < < < LI-EAL9A-11 < < < < < < 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 分析値の ± の後の数値は 計数誤差である - は 分析していないことを表す 63 Ni は LI-EAL9A-3 で 90 Sr は LI-EAL9A-9 で不検出となった 79 Se 94 Nb 99 Tc は測定した全ての試料で不検出であった
26 25 多核種除去設備処理水 - 核種分析結果 2 - 放射能濃度 Bq/cm 3 試料名 126 Sn 129 I 137 Cs 152 Eu 154 Eu ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 30 年 ) ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) LI-EAL9A-1 < (2.8±0.1) 10-2 (1.2±0.1) 10-1 < < LI-EAL9A-2 < (3.4±0.2) 10-2 (3.0±0.1) 10-1 < < LI-EAL9A-3 < < (3.1±0.1) 10-1 < < LI-EAL9A-4 < (3.9±0.1) 10-1 < < LI-EAL9A-5 < (8.1±0.1) 10-1 < < LI-EAL9A-6 < < < < LI-EAL9A-7 < < < < LI-EAL9A-8 < < < < LI-EAL9A-9 < < < < LI-EAL9A-10 < < < < LI-EAL9A-11 < < < < < 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 分析値の ± の後の数値は 計数誤差である - は 分析していないことを表す 137 Cs は LI-EAL9A-6 で不検出となった 126 Sn 152 Eu 154 Eu は全ての試料で不検出であった
27 26 多核種除去設備処理水 - 核種分析結果 3 - 放射能濃度 Bq/cm 3 試料名 238 Pu 239 Pu+ 240 Pu 241 Am 244 Cm ( 約 88 年 ) ( 約 年 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 18 年 ) LI-EAL9A-1 < < < < LI-EAL9A-2 < < < < LI-EAL9A-3 < < < < LI-EAL9A-4 LI-EAL9A-5 LI-EAL9A-6 LI-EAL9A-7 LI-EAL9A-8 LI-EAL9A-9 LI-EAL9A-10 LI-EAL9A-11 < < < < 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 - は 分析していないことを表す Pu の半減期補正は 240 Pu の半減期 ( 約 年 ) を使用 238 Pu Pu 241 Am 244 Cm は全ての試料で不検出であった 多核種除去設備の処理水 ( 設備出口の LI-EAL9A-11) は 分析の結果 放射性核種は不検出であった ( ただし トリチウムは除去されていない )
![土壌 試料 試料番号採取場所 ( 下図参照 ) 採取日質量 [g]](/docs-images/92/109887254/images/28-0.jpg "線量率 [μsv/h(γ)] 備考 S2-K2-1-1 K エリア")
28 土壌 試料 試料番号採取場所 ( 下図参照 ) 採取日質量 [g] 線量率 [μsv/h(γ)] 備考 S2-K2-1-1 K エリア 放射能濃度を既報 *1 S2-P1-1-1 P エリア 同上 S3-H4A-1 H4 タンクエリア ( 測定点 A) S2-P1-1-1 S3-H4A-1 ( 測定点 A) 堰 漏えい発生場所 S2-K2-1-1 H4 タンクエリア 土壌試料採取場所 試料の外観 *1 廃棄物試料の分析結果 ( 土壌 焼却灰 並びに水処理設備 ( セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 出入口水 ), 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 40 回 ), 平成 29 年 3 月 30 日. 27
29 土壌 分析内容 土壌を乾燥し 質量を測定した後に 元素濃度を分析した 湿式法により試料を分級した 乾燥して質量を測定した JIS 規格公称目開き 2.8 mm 及び 90 μm のふるいを使用 2.8 mm 以上の粒子は含まれていなかった 分級した土壌中の全 α 90 Sr 137 Cs 濃度を分析した 土壌試料 乾燥 (105 ) 異物の除去 質量測定 元素分析 湿式分級 湿式分級 湿式分級の様子 ( 純水を加え 団粒を解きほぐしながらろ別 ) 分級土壌 (<0.09 mm) 分級土壌 ( mm) 乾燥 (105 ) 質量測定 放射化学分析 分析操作フロー 分級土壌 (>2.8 mm) 湿式分級による土壌の粒度分布 [ 質量 %] 試料番号 <0.09 [mm] 0.09~2.8 [mm] >2.8 [mm] S2-K S2-P S3-H4A
30 29 土壌 試料の分析結果 137 Cs と 90 Sr は粒径にかかわらず同じように移行し 粒径の小さい土壌に濃縮される 試料番号粒径 [mm] 全 α 90 Sr 137 Cs S2-K2-1-1 S2-P1-1-1 S3-H4A-1 湿式分級した土壌試料の放射能濃度 [Bq/g] <0.09 < (1.3±0.2) 10-1 (6.9±0.7) ~2.8 < < (2.9±0.7) 10 0 <0.09 < (1.6±0.1) 10 0 (1.2±0.1) ~2.8 < (1.3±0.2) 10-1 (7.7±0.2) 10 1 <0.09 < (2.7±0.1) 10 3 (4.5±0.2) ~2.8 < (3.0±0.1) 10 2 (2.6±0.3) Sr と 137 Cs の放射能濃度は において補正 分析値の ± の後の数値は 計数誤差 粒径 2.8 mm 以上の粒子は含まれていなかった 湿式分級した土壌試料の放射能物質収支 試料番号粒径 [mm] 90 Sr 137 Cs S2-K2-1-1 < % 90% 0.09~2.8 11% 10% < % 95% S2-P ~2.8 6% 5% S3-H4A-1 < % 93% 0.09~2.8 12% 7% 土壌試料の元素濃度 [mg/g] 試料番号 元素 Na Mg Al Si K Ca Fe S2-K S2-P S3-H4A
31 30 まとめ 瓦礫試料 ( コンクリート ) をイメージングプレート測定することにより 汚染の分布は不均一であり 汚染が生じたときにばく露していた面に留まっている傾向が見られた 廃棄物が含有する放射能量を推定する場合には 分布の不均一性を考慮する必要がある 除染装置のスラッジを SEM-EDX 測定し 沈殿は複数の種類の粒子により構成され 他に水の添加により容易に分散することを明らかにした また 放射性核種濃度を分析し 主な核種は β 線を放出する 90 Sr であり 主要な γ 線放出核種として 137 Cs 134 Cs 及び 125 Sb を また α 線放出核種として 238 Pu を含むことを明らかにした 滞留水や汚染水処理水中のウラン濃度を分析し ウランのソースタームとしては 損傷した燃料と建屋等の構造材料が含む不純物が寄与することを明らかにした 多核種除去設備処理水の分析結果から 90 Sr や 137 Cs と共に 長半減期核種である 63 Ni や 129 I も工程の上流側で除去されており 他系列のデータと同様の傾向であった 土壌を湿式法により分級し 粒径の小さな粒子にセシウムとストロンチウムが濃集されていることを確認した 固体廃棄物の性状に関するデータを蓄積するために 試料の採取と分析を継続していく
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
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
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
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
<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
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
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
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
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
1/120 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 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
1-1. 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
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
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
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,
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
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
<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
() 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]
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
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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
(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
(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
《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
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
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
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
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,
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
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]
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
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)
厚生労働省委託事業 「 平成25年度 適切な石綿含有建材の分析の実施支援事業 」アスベスト分析マニュアル1.00版
クリソタイル標準試料 UICC A 1 走査型電子顕微鏡形態 測定条件等 :S-3400N( 日立ハイテクノロジーズ )/BRUKER-AXS Xflash 4010) 倍率 2000 倍 加速電圧 5kv 162 クリソタイル標準試料 UICC A 2 走査型電子顕微鏡元素組成 cps/ev 25 20 15 C O Fe Mg Si Fe 10 5 0 2 4 6 8 10 12 14 kev
<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
02.参考資料標準試料データ
参考資料 標準試料データ目次 クリソタイル標準試料 JAWE111 108 アモサイト標準試料 JAWE211 113 クロシドライト標準試料 JAWE311 118 クリソタイル標準試料 JAWE121 123 アモサイト標準試料 JAWE221 131 クロシドライト標準試料 JAWE321 139 アンソフィライト標準試料 JAWE411 147 トレモライト標準試料 JAWE511 155
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
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
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
化学結合が推定できる表面分析 Ｘ線光電子分光法
1/6 ページ ユニケミー技報記事抜粋 No.39 p1 (2004) 化学結合が推定できる表面分析 X 線光電子分光法 加藤鉄也 ( 技術部試験一課主任 ) 1. X 線光電子分光法 (X-ray Photoelectron Spectroscopy:XPS) とは物質に X 線を照射すると 物質からは X 線との相互作用により光電子 オージェ電子 特性 X 線などが発生する X 線光電子分光法ではこのうち物質極表層から発生した光電子
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
< イオン 電離練習問題 > No. 1 次のイオンの名称を書きなさい (1) H + ( ) (2) Na + ( ) (3) K + ( ) (4) Mg 2+ ( ) (5) Cu 2+ ( ) (6) Zn 2+ ( ) (7) NH4 + ( ) (8) Cl - ( ) (9) OH -
< イオン 電離練習問題 > No. 1 次のイオンの名称を書きなさい (1) + (2) Na + (3) K + (4) Mg 2+ (5) Cu 2+ (6) Zn 2+ (7) N4 + (8) Cl - (9) - (10) SO4 2- (11) NO3 - (12) CO3 2- 次の文中の ( ) に当てはまる語句を 下の選択肢から選んで書きなさい 物質の原子は (1 ) を失ったり
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
品目 1 四アルキル鉛及びこれを含有する製剤 (1) 酸化隔離法多量の次亜塩素酸塩水溶液を加えて分解させたのち 消石灰 ソーダ灰等を加えて処理し 沈殿濾過し更にセメントを加えて固化し 溶出試験を行い 溶出量が判定基準以下であることを確認して埋立処分する (2) 燃焼隔離法アフターバーナー及びスクラバ
品目 1 四アルキル鉛及びこれを含有する製剤 (1) 酸化隔離法多量の次亜塩素酸塩水溶液を加えて分解させたのち 消石灰 ソーダ灰等を加えて処理し 沈殿濾過し更にセメントを加えて固化し 溶出試験を行い 溶出量が判定基準以下であることを確認して埋立処分する (2) 燃焼隔離法アフターバーナー及びスクラバー ( 洗浄液にアルカリ液 ) を具備した焼却炉の火室へ噴霧し焼却する 洗浄液に消石灰ソーダ灰等の水溶液を加えて処理し
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
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
電子配置と価電子 P H 2He 第 4 回化学概論 3Li 4Be 5B 6C 7N 8O 9F 10Ne 周期表と元素イオン 11Na 12Mg 13Al 14Si 15P 16S 17Cl 18Ar 価電子数 陽
電子配置と価電子 P11 1 2 13 14 15 16 17 18 1H 2He 第 4 回化学概論 3Li 4Be 5B 6C 7N 8O 9F 10Ne 周期表と元素イオン 11Na 12Mg 13Al 14Si 15P 16S 17Cl 18Ar 1 2 3 4 5 6 7 0 陽性元素陰性元素安定電子を失いやすい電子を受け取りやすい 原子番号と価電子の数 P16 元素の周期表 P17 最外殻の電子配置と周期表
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3. 溶解 沈殿反応 天然水の化学組成 大陸地殻表層 (mg kg ) 河川水 (mg kg ) Al 77.4.5 Fe 3.9.4 Ca 9.4 3.4 Na 5.7 5. 8.6.3 Mg 3.5 3.4 Andrews et al. (3) An introduction to Environmental Chemistry 天然水の特徴 天然水の金属イオンは主に岩石の風化により生じる ただし
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
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
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
実用発電用原子炉の設置 運転等に関する規則 ( 抜粋 ) ( 昭和 53 年 最終改正 : 平成 25 年 )( 通商産業省令 ) ( 工場又は事業所において行われる廃棄 ) 第九十条法第四十三条の三の二十二第一項の規定により 発電用原子炉設置者は 発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行
資料 6 トリチウムに係る規制基準 平成 26 年 1 月 15 日 トリチウム水タスクフォース事務局 1. 関係法令について 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 抜粋 ) ( 昭和 32 年 最終改正 : 平成 25 年 ) ( 保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置 ) 第四十三条の三の二十二発電用原子炉設置者は 次の事項について 原子力規制委員会規則で定めるところにより
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
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
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
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
< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>
2013 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 9 月 3 日 5 日 第 1 日 理事会セッション 休憩 B04 B05 核融合中性子工学 B06 B07 特別講演 原子力安全部会セッション 第 2 日 総合講演 報告 4 市民および専門家の意識調査 分析 原子力発電部会 第 24 回全体会議 原子力発電部会セッション
i ( 23 ) ) SPP Science Partnership Project ( (1) (2) 2010 SSH
i 1982 2012 ( 23 ) 30 1998 ) 2002 2006 2009 1999 2009 10 2004 SPP Science Partnership Project 2004 2005 2009 ( 29 2010 (1) (2) 2010 SSH ii ph 21 2006 10 B5 A5 2014 2 2014 2 iii 21 1962 1969 1987 1992 2005
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
CPT2L1Z1J154.indd
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
多核種除去設備について
1 多核種除去設備について 平成 26 年 4 月 9 日東京電力株式会社 2 目次 (1) 多核種除去設備 B 系統出口水放射能濃度上昇について (2)RO 濃縮水処理の加速に向けた多核種除去設備等の設置及び増設 / 高性能多核種除去設備の概要 (1) 多核種除去設備 B 系統出口水放射能濃度上昇について 3 4 1. 系統概略図 RO 濃縮廃液等より バッチ処理タンク 1 バッチ処理タンク 2
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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
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
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
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
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,
土壌から作物への放射性物質の移行（塚田祥文）
土壌から作物への放射性核種の移行 Transfer of radionuclide from soil to agricultural plants 環境科学技術研究所塚田祥文 (Institute for Environmental Sciences, Hirofumi Tsukada) 1. はじめに 環境中に放出された放射性核種は 様々な経路を経て人体中に移行するため その分布や移行を把握することが重要な課題である
Microsoft PowerPoint プレゼン資料（基礎）Rev.1.ppt [互換モード]
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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
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
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
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
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,
1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あ
1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あたりの発電コストで比較すべき 原発の発電コスト ( 政府試算 ):5.3 円 /kwh 太陽光発電の買取価格
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
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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.
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
すとき, モサプリドのピーク面積の相対標準偏差は 2.0% 以下である. * 表示量 溶出規格 規定時間 溶出率 10mg/g 45 分 70% 以上 * モサプリドクエン酸塩無水物として モサプリドクエン酸塩標準品 C 21 H 25 ClFN 3 O 3 C 6 H 8 O 7 :
モサプリドクエン酸塩散 Mosapride Citrate Powder 溶出性 6.10 本品の表示量に従いモサプリドクエン酸塩無水物 (C 21 H 25 ClFN 3 O 3 C 6 H 8 O 7 ) 約 2.5mgに対応する量を精密に量り, 試験液に溶出試験第 2 液 900mLを用い, パドル法により, 毎分 50 回転で試験を行う. 溶出試験を開始し, 規定時間後, 溶出液 20mL
高 1 化学冬期課題試験 1 月 11 日 ( 水 ) 実施 [1] 以下の問題に答えよ 1)200g 溶液中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 整数 ) 2)200g 溶媒中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 有効数字 2 桁 ) 3) 同じ
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高 1 化学冬期課題試験 1 月 11 日 ( 水 ) 実施 [1] 以下の問題に答えよ 1)200g 溶液中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 整数 ) 2)200g 溶媒中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 有効数字 2 桁 ) 3) 同じ溶質の20% 溶液 100gと30% 溶液 200gを混ぜると質量 % はいくらになるか ( 有効数字
工学と国際開発： 廃棄物を利用した水質改善
2013/05/17 地域廃棄物の有効利用 : 災害産物による水質改善 SALIM CHRIS 廃棄物の発生 材料 プロセス 生成物 プロセス = 消化 代謝 自然分解 消費 加工など プロセス 生成物 プロセス 未利用分 未利用分 廃棄処分 2 人間活動によって発生する廃棄物 廃棄物 = ゴミ 処分 持続的な循環型社会 廃棄物 : 回収 有効利用できる部分 = 資源 再利用回収 有効利用できない部分
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
キレート滴定
4. キレート滴定 4.1 0.01MEDTA 標準溶液の調製 キレート滴定において標準溶液として用いられる EDTA は 普通 EDTA の2ナトリウム塩 H 2 Na 2 Y 2H 2 O で ETA と表示されている この試薬は結晶水以外に多少の水分を含んでいるので 通常は約 80 で数時間乾燥して使用するが 本実験では精密な分析を行うために 調製した EDTA 溶液をZnの一次標準溶液で標定して
フォルハルト法 NH SCN の標準液または KSCN の標準液を用い,Ag または Hg を直接沈殿滴定する方法 および Cl, Br, I, CN, 試料溶液に Fe SCN, S 2 を指示薬として加える 例 : Cl の逆滴定による定量 などを逆滴定する方法をいう Fe を加えた試料液に硝酸
沈殿滴定とモール法 沈殿滴定沈殿とは溶液に試薬を加えたり加熱や冷却をしたとき, 溶液から不溶性固体が分離する現象, またはその不溶性固体を沈殿という 不溶性固体は, 液底に沈んでいいても微粒子 ( コロイド ) として液中を浮遊していても沈殿と呼ばれる 沈殿滴定とは沈殿が生成あるいは消失する反応を利用した滴定のことをいう 沈殿が生成し始めた点, 沈殿の生成が完了した点, または沈殿が消失した点が滴定の終点となる
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
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
CERT化学2013前期_問題
[1] から [6] のうち 5 問を選んで解答用紙に解答せよ. いずれも 20 点の配点である.5 問を超えて解答した場合, 正答していれば成績評価に加算する. 有効数字を適切に処理せよ. 断りのない限り大気圧は 1013 hpa とする. 0 C = 273 K,1 cal = 4.184 J,1 atm = 1013 hpa = 760 mmhg, 重力加速度は 9.806 m s 2, 気体
第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38
2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17
EDS分析ってなんですか？どのようにすればうまく分析できますか？（EDS分析の基礎）
EDS 分析ってなんですか? どのようにすればうまく分析できますか?(EDS 分析の基礎 ) ブルカー エイエックスエス ( 株 ) 山崎巌 Innovation with Integrity 目次 1 SEM EDS とは 1-1 走査電子顕微鏡と X 線分析 1-2 微少領域の観察 分析 1-3 SEM で何がわかる 1-4 試料から出てくる情報 2 EDS でどうして元素がわかるの 2-1 X
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
イオン化傾向 イオン化傾向 1 金属の単体はいずれも酸化されて陽イオンになりうる 金属のイオンのなりやすさを表したものをイオン化傾向という イオン化傾向 K Ca Na Mg Al Zn Fe Ni Sn Pb (H) Cu Hg Ag Pt Au e- を出してイオンになりやすい酸化されやすい イ
イオン化傾向 イオン化傾向 金属の単体はいずれも酸化されて陽イオンになりうる 金属のイオンのなりやすさを表したものをイオン化傾向という イオン化傾向 K Ca Na Mg Al Zn Fe Ni Sn Pb (H) Cu Hg Ag Pt Au e- を出してイオンになりやすい酸化されやすい イオンになりにくい酸化されにくい イオン化傾向の覚え方 K かそう Ca か Na な Mg ま Al あ
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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
「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
Microsoft PowerPoint ダイオフロック営業資料.ppt [互換モード]
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日本環境化学会第十回環境化学技術賞受賞の技術 凝集剤を用 いた水中ダイオキシン類捕集法の開発 :2001 に改良を加え ダイオキシン類を水中から高効率で固相抽出し捕集する薬剤を開発しました 特徴 JIS 規定の抽出用固相 JIS K 0312:2005 に規定された抽出用固相に求められている条件を満足 高い回収率 添加回収試験にて高回収率を達成 抽出 分析の効率化 準備 抽出などの操作の簡便化 迅速化を実現