大熊分析・研究センター 放射性物質分析・研究施設第1棟における1F廃棄物分析(2024年度活動報告)

Analysis of 1F Waste at Laboratory-1, Okuma Analysis and Research Center (Annual Activity Report, FY2024)

大熊分析・研究センター

Okuma Analysis and Research Center

2024年度に大熊分析・研究センター放射性物質分析・研究施設第1棟(第1棟)で実施した東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃棄物に対する分析の内容及び結果について報告する。2024年度は、瓦礫コンクリート、土壌、焼却灰、水処理二次廃棄物(炭酸塩スラリー及び鉄共沈スラリー)、瓦礫金属及び解体瓦礫を対象試料とし、放射性核種を分析した。核種分析方法は、国の補助事業を通して1F廃棄物分析のために新たに開発した手法を適用し、測定対象を、東京電力ホールディングス株式会社の分析計画における必須核種であるCo-60,Cs-137,Sr-90,Ni-63,Pu-238,Am-241,Cl-36,Tc-99,I-129,C-14の10核種とした。また、2024年度は第1棟の本格操業初年度となることから、その分析については、廃棄物の処理・処分の安全性の見通しを得る上での性状把握を目的とした分析値の取得という本質的な目的に加え、コンクリート、土壌、水処理二次廃棄物等様々な試料への分析手法の適用性を確認することも目的とした。このため、本報告では分析結果を得るのみならず、試料マトリクスの違いが分析に与える影響を評価すること、様々な試料への当該分析手法の適用性を評価することにも着目した。大熊分析・研究センターでは、これまでに1F廃棄物のための簡易・迅速な新しい分析手法を開発するとともに、その分析手法の1F廃棄物試料への適用性を確認することを目的として、最も主要なマトリクスであるコンクリート試料を用いた分析手法の妥当性確認を実施してきた。2024年度は、当該分析手法をコンクリートも含めた様々な試料へ適用し、各試料に対する分析手法の妥当性を確認することでその適用性を評価した。妥当性評価については、共存する放射性核種等の測定干渉の影響を受けることなく対象の測定ができ、目標とする検出下限値であるトレンチ処分の基準線量相当濃度が達成できることを確認した。その結果、すべての試料の種類において妥当性基準を満足し、コンクリート以外のマトリクスへの本分析手法の適用性を確認することができた。また、本件では、試料の違いが分析に与える影響を化学分離操作の回収率及びその標準偏差により評価した。その結果、ほとんどの試料の種類及び測定核種において、分析手法開発時に対象としたマトリクスであるコンクリート試料と同等の回収率及びその標準偏差が得られた一方で、土壌及び焼却灰のCl-36については、回収率の低下が確認された。これによる検出下限値等手法の妥当性への影響は測定時間を長くすることで対応できる程度であるが、今後より低い検出下限値への要求に十分対応できない可能性があり、分析手法の改善の必要性が課題として確認された。

This report summarizes the objectives, methods, and results of analyses of Fukushima Daiichi (1F) waste (hereinafter 1F waste) conducted in FY 2024 at the Radioactive Material Analysis and Research Facility (hereinafter Laboratory-1) of the Okuma Analysis and Research Center. The waste samples analyzed included rubble concrete, soil, incineration ash, secondary wastes obtained from wastewater treatment (e.g., carbonate slurry and iron co-precipitation slurry), rubble metal, and decommissioning debris. Ten key radionuclides in the analysis plan specified by TEPCO - Co-60, Cs-137, Sr-90, Ni-63, Pu-238, Am-241, Cl-36, Tc-99, I-129, and C-14 - were quantified. Since 2024 was the first full year of routine operation at Laboratory-1, the analyses aimed not only to obtain data needed for understanding waste characteristics and supporting safety assessments of waste treatment and disposal, but also to verify the applicability of analytical methods to diverse sample matrices. Accordingly, this report evaluates both analytical results and the effects of sample matrix differences on analytical method performance. Since its establishment and commencement of operations, the Okuma Analysis and Research Center has developed rapid analytical methods for 1F waste and initially validated the developed methods using concrete as the primary waste matrix. In FY 2024, these methods were applied to a broader range of samples. Method validation confirmed that the developed analyses were not affected by co-existing radionuclides and that the achieved detection limits aligned with the regulatory concentration requirements for trench disposal. All sample types satisfied the validity criteria, demonstrating the applicability of the developed methods to the targeted sample matrices. Accordingly, matrix effects were assessed by evaluating chemical separation recovery and its reproducibility, which was expressed as standard deviations. The obtained results showed that for most matrices and radionuclides, the developed methods resulted in good recovery and reproducibility, comparable to concrete, except for the reduced recovery of Cl-36 in soil and incineration ash. Although the detection limits can be improved to a certain level by lengthening the measurement time, such improvements may not always meet low-level detection requirements; therefore, the need to improve these analytical methods was discussed.