IR ID 2015

放射能濃度の相関を検討

⇒ CsとSrに相関傾向も、H、CはCsに相関しない

事故廃棄物を安全に管理・処分するために② ～固体廃棄物の処理・処分に関わる研究開発～

研究成果の例

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

O

P N

R Q

T S

D

E

F

G

H

P

R

T

J

K

L

M

N

Q

S

A

I

O

線量率

C

100-200 μSv/h

>200 μSv/h

50-100 μSv/h

20-50 μSv/h

10-20 μSv/h

<10 μSv/h

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

O

P N

R Q

T S

D

E

F

G

H

P

R

T

J

K

L

M

N

Q

S

A

I

O

137Cs

: >200 μSv/h

: 20-50 μSv/h

: 10-20 μSv/h

: <10 μSv/h

100-200 Bq/g

>200 Bq/g

50-100 Bq/g

20-50 Bq/g

10-20 Bq/g

<10 Bq/g

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

O

P N

R Q

T S

D

E

F

G

H

P

R

T

K

L

M

N

S

A

I

O

90Sr

Q

J 0.5-1 Bq/g

>1 Bq/g

0.2-0.5 Bq/g

0.1-0.2 Bq/g

0.05-0.1 Bq/g

ND (<0.05 Bq/g)

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

O

P N

R Q

T S

D

E

F

G

H

P

R

T

K

L

M

N

S

A

I

O

J

Q

3H

0.5-1 Bq/g

>1 Bq/g

0.2-0.5 Bq/g

0.1-0.2 Bq/g

0.05-0.1 Bq/g

ND (<0.05 Bq/g)

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

O

P N

R Q

T S

D

E

F

G

H

P

R

T

K

L

M

N

S

A

I

O

14C

J

Q

0.5-1 Bq/g

>1 Bq/g

0.2-0.5 Bq/g

0.1-0.2 Bq/g

0.05-0.1 Bq/g

ND (<0.05 Bq/g)

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

O

P N

R Q

T S

D

E

F

G

H

P

R

T

K

L

M

N

S

A

I

O

79Se

J

Q

0.5-1 Bq/g

>1 Bq/g

0.2-0.5 Bq/g

0.1-0.2 Bq/g

0.05-0.1 Bq/g

ND (<0.05 Bq/g)

図１ 発電所内の立木（枝葉）に検出された放射性核種の分布

１．１発電所内の汚染分布を知る

原子炉周辺の汚染濃度は高いが、 周囲に行くほど低くなる傾向

遠くまで飛んだのは、揮発性、低沸点の核種（Sr、I、Cs）が主

１．２原子炉廃棄物の汚染を知る

図2 建屋内部で採取した瓦礫の137Csと 90Sr、14C並びに 3H放射能

濃度の相関（原子炉建屋周辺で採取した瓦礫を共に示す）

©Interna( onal+Research+Ins( tute+for+Nuclear+Decommissioning

3H/137Cs +

0.007% 0.5%

14C/137Cs +

0.008% 0.0001%

! 137Cs+1

+

! 137Cs+3

+

0.001

0.1

10

1000

1.0E+00 1.0E+02 1.0E+04 1.0E+06

3H

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B

0.001

0.1

10

1000

1.0E+00 1.0E+02 1.0E+04 1.0E+06

14C

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1

3

0.001

0.1

10

1000

1.0E+00 1.0E+02 1.0E+04 1.0E+06

14C

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1

3

101 104 106

3H

(Bq/g

) 103

10

10-1

10-3

137Cs Bq/g

100 102 104 106

0.01%

1%

3H

14C

(Bq

/g)

103

10

10-1

10-3

137Cs Bq/g

100 102 104 106

0.1%

1%

0.1%

14C

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B1

1

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B1

1

0.01%

©Interna( onal+Research+Ins( tute+for+Nuclear+Decommissioning

60Co 90Sr 137Cs

60Co/137Cs +

0.002% 0.001%

90Sr/137Cs +

0.2% 75%

! 3137Cs

! 137Cs

0.001

0.1

10

1000

1 100 10000 1000000

60Co

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1

3

0.001

0.1

10

1000

1 100 10000 1000000

90Sr

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1

3

101 104 106

10-1

101

103

10-3

100

60C

o(B

q/g

)

103

10

10-1

10-3

137Cs (Bq/g)

100 102 104 106

0.01%

0.1%

90S

r(B

q/g

)

103

10

10-1

10-3

137Cs (Bq/g)

100 102 104 106

0.01%

0.1%

1%

( 60Co )

(H23.3.11 )

( 90Sr )

(H23.3.11 )

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B1

1

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B1

11%

©Interna( onal+Research+Ins( tute+for+Nuclear+Decommissioning

3H/137Cs +

0.007% 0.5%

14C/137Cs +

0.008% 0.0001%

! 137Cs+1

+

! 137Cs+3

+

0.001

0.1

10

1000

1.0E+00 1.0E+02 1.0E+04 1.0E+06

3H

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B

0.001

0.1

10

1000

1.0E+00 1.0E+02 1.0E+04 1.0E+06

14C

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1

3

0.001

0.1

10

1000

1.0E+00 1.0E+02 1.0E+04 1.0E+06

14C

(Bq/g)

137Cs (Bq/g)

1

3

4

1

3

101 104 106

3H

(Bq

/g) 103

10

10-1

10-3

137Cs Bq/g

100 102 104 106

0.01%

1%

3H

14C

(Bq/g

)

103

10

10-1

10-3

137Cs Bq/g

100 102 104 106

0.1%

1%

0.1%

14C

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B1

1

3

4

1 R/B1

2 R/B5

3 R/B1

1

0.01%

90Sr 14C 3H

図3 炭酸塩スラリーの粒径分布 （個数基準）

１．３スラリーの処理上の特徴を知る

スラリーの粒径分布を測定

⇒ 粒径が細かく、乾燥、固化時の飛散に注意が必要

３．１安全な処分可能性を評価 既存の処分概念を事故廃棄物に適用する場合の安全評価手法と解析ケースを暫定的に設定

設定した解析ケースごとに、廃棄物の安全性に関する試算を実施

⇒ 暫定的な処分区分の設定や処分の安全性に多少なりとも影響を及ぼしかねない重要核種を抽出

⇒ 安全性を確保・向上させるための成立条件等の基盤情報を抽出

１．性状把握

２．保管・処理の検討

２．１安全に保管、安定な形に処理

保管容器内海水成分が残っている

容器内の海水成分濃度を調べると共に、容器の腐食機構を明らかにし、腐食の可能性を評価

⇒ 容器腐食がゼオライト(吸着材）の共存により抑制されることを確認

水分が多い廃棄物（スラリー）が存在する

脱 水 処 理 方 法 を 検 討 す る と 共 に 、 安定な固形物にする方法を検討

⇒ 漏えいのリスクを低減できることを提示

図5 模擬吸着塔を用いた加熱試験における底部残水の塩化物イオン (Cl-) 濃度の低下

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

200

0.0 10.0 20.0 30.0 40.0 50.0

経過時間, day

残水

サン

プル

中塩

素濃

度, p

pm

図4 可視化模型の加熱試験装置の外観（左）とヒータに付着した 塩化物を含む吸着材（右）

吸着塔内の残水中の塩化物イオン濃度の時間変化を調べた。

スラリー 脱水スラリー 検討例：

セメント固化体

模擬スラリーを作製し、脱水、セメントとの混練固化試験を行った。

圧搾脱水

３．処分の検討