東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン 2022

概要版

2022 年 10 月 11 日

原子力損害賠償・廃炉等支援機構

目次
1. はじめに ...................................................................................................................................... 3
2. 福島第一原子力発電所の廃炉のリスク低減及び安全確保の考え方 ........................................... 5
3. 福島第一原子力発電所の廃炉に向けた技術戦略 ...................................................................... 16
3.1 燃料デブリ取り出し............................................................................................................. 16
3.2 廃棄物対策 ........................................................................................................................... 43
3.3 汚染水・処理水対策............................................................................................................. 50
3.4 使用済燃料プールからの燃料取り出し ............................................................................... 59
4. 廃炉の推進に向けた分析戦略.................................................................................................... 62
5. 研究開発への取組 ...................................................................................................................... 67
6. 技術戦略を支える取組............................................................................................................... 72
6.1 プロジェクト管理の一層の強化、廃炉の事業執行者として有すべき能力の向上 .............. 72
6.2 国際連携の強化 .................................................................................................................... 77
6.3 地域共生 ............................................................................................................................... 79

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1. はじめに東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所（以下「福島第一原子力発電所」という。）の長期にわたる廃炉に係る取組は、政府が策定する「東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」（以下「中長期ロードマップ」という。）に基づいて進められてきた。
2022 年 3 月には福島県沖を震源とする震度 6 弱の地震があったが、放射性物質の環境への漏
えいはなく、プラント運営への大きな影響は出ていない。また、東京電力ホールディングス㈱（以下「東京電力」という。
）は、2020 年度から継続している新型コロナウイルス感染症に対する感染予防対策を徹底することにより、要員不足に起因する安全確保への影響を回避してきているが、世界的な行動制限や半導体不足等の影響は避けられず、これらを最小限に抑えるための取組が行われている。こうした中、福島第一原子力発電所の廃炉は、2 号機での燃料デブリの試験的取り出
し（内部調査及び燃料デブリ採取）の実施に向け、準備を進めているところである。この試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）は中長期ロードマップで示す第２期の最終段階であり、今後の燃料デブリ取り出し作業の基本的な現場構成の形となることから、より慎重で丁寧な準備を必要とする局面となる。第３−①期へ移行後は、より本格的な燃料デブリ取り出しに向けた準備、全号機からのプール内燃料取り出し完了に向けた取組等が進められることとなる。
原子力損害賠償・廃炉等支援機構（以下「NDF」という。
）は 2014 年以降、廃炉の実施に必要な研究開発、助言、指導等を行う組織として福島第一原子力発電所の廃炉に係る取組を支援している。「東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン」（以下「技術戦略プラン」という。
）は、この支援の一環として、中長期ロードマップに確固とした技
術的根拠を与え、その円滑かつ着実な実行や改訂の検討及び原子力規制委員会の「東京電力福島
第一原子力発電所の中期的リスクの低減目標マップ」（以下「リスク低減目標マップ」という。）の目標達成に資すること、並びに廃炉等積立金の取戻しに関する計画の作成方針（以下「取戻し計画作成方針」という。
）に根拠を与えることを目的として、2015 年以降毎年取りまとめているものである。

1.1 福島第一原子力発電所の廃炉に向けた体制・制度
福島第一原子力発電所の廃炉に直接的に関係する機関である、政府、NDF、東京電力、研究開
発を担う技術研究組合国際廃炉研究開発機構（以下「IRID」という。）及び国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「JAEA」という。）等の研究開発機関との役割分担は図 1 に示す。
このような役割分担の下、東京電力は、廃炉作業の中長期を見据え各課題への対応を計画的に実施し廃炉作業を着実に進めていくため、プロジェクト管理体制の構築・強化に取り組んできており、管理手法の充実や高度化を図り、実効性を高めている段階である。資金面においては、当面の廃炉作業を確実なものとしていくため、
NDF による廃炉等積立金管理業務が実施されている。
この業務の中で NDF は、①廃炉に係る資金についての適切な管理、②適切な廃炉の実施体制の管理、③廃炉等積立金制度に基づく着実な作業管理等を行うこととなり、東京電力による廃炉の実

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施の管理・監督を行う主体として、役割や責任が課せられている。技術戦略プランを踏まえて作成した取戻し計画作成方針により、廃炉等積立金の取戻し計画に盛り込むべき作業目標及び主要作業を東京電力に対して提示し、廃炉等積立金の取戻し計画を東京電力と共同で作成する過程で東京電力の取組内容について地域共生も見据えたプロジェクト遂行の観点から妥当性の評価を行っている（図 2）。

原子力災害対策本部（本部長︓内閣総理大臣）
原子力規制委員会

廃炉・汚染水・処理水対策関係閣僚等会議（議長︓内閣官房長官）※1
 廃炉・汚染水・処理水対策の対応の方向性を決定

 実施計画の認可、使用前検
査、溶接検査等 リスク低減に関する目標の提示

中長期ロードマップ

廃炉・汚染水・処理水対策チーム（チーム長︓経済産業大臣）

地
域
住
民
・
社
会

 中長期ロードマップに基づく各対策の進捗管理

双
方
向
対
話

廃
炉
関
係
機
関

報
告

重要課題の提示

報告

成果の報告

承認申請

承認

原子力損害賠償・廃炉等支援機構

事業予算
の交付

進捗管理

リスク低減目標マップ

経済産業大臣 中長期戦略の策定
重要課題の進捗管理への技術的支援
研究開発の企画と進捗管理
国際連携の強化
廃炉等積立金
廃炉等積立金管理

技術戦略 
プラン 

研究開発機関

国際廃炉研究開発機構（IRID）※2
日本原子力研究開発機構（JAEA）等 進捗状況・

助言、指導及び勧告、
プロジェクト管理に係る監督と支援 等

課題の共有
報告

 研究開発の実施

積立て

報告
申請

取戻し計画
（共同作成）

監視審査

取戻し

東京電力ホールディングス株式会社（福島第一廃炉推進カンパニー）
 汚染水対策、処理水対策、プール燃料取り出し、燃料デブリ取り出し、廃棄物対策等
 東電経営改革を通じて、廃炉に要する資金を責任をもって確保（第四次総合特別事業計画の履行）
 施設の保安や核燃料物質の防護のための措置を具体化（特定原子力施設に係る実施計画の作成）

廃炉中長期実行プラン※1 令和３年4月13日 ALPS処理水の処分方針決定に伴い、「ALPS処理水の処分に関する基本方針の着実な実行に向けた関係閣僚等会議」を設置※2 廃炉事業者である東京電力は、IRIDの組合員として参加し、研究開発のニーズ・課題・成果を共有している。

図 1 福島第一原子力発電所の廃炉に係る関係機関等の役割分担

政府* 現場の状況等を踏まえ、継続的に見直し
実績として、数年に１度の改訂

中長期ロードマップ＊

研究開発中長期計画、
次期研究開発計画（廃炉・汚染水対策事業）改訂に資する提案
技術戦略プラン (毎年度）Ｎ
ＤＦ

廃炉等積立金の取戻し計画作成方針

東
京
電
力

結果のフィードバック(毎年度）

廃炉等積立金の取戻し計画 （毎年度）中長期の視点も含めた
計画検討

NDFと共同作成し政府が承認-汚染水対策PG-プール燃料取り出しPG-燃料デブリ取り出しPG-廃棄物対策PG-敷地全般管理・対応PG-ALPS処理水PG-設備維持管理等/業務運営

廃炉中長期実行プラン (毎年度）

現場作業
ｴﾝｼﾞﾆｱﾘﾝｸﾞ

結果のフィードバック

研究開発

廃炉事業の推進

図 2 廃炉等積立金制度を踏まえた技術戦略プランの位置付け

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1.2 技術戦略プラン 2022 について
技術戦略プラン 2022 では、2 号機の試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）に向けた取組状況、取り出し規模の更なる拡大に向けた工法の検討状況、ALPS 処理水の海洋放出に向けた取組状況、廃炉の推進に向けた分析戦略等を特徴的に記載している。

2. 福島第一原子力発電所の廃炉のリスク低減及び安全確保の考え方
2.1 福島第一原子力発電所廃炉の基本方針
福島第一原子力発電所の廃炉においては「事故により発生した通常の原子力発電所にはない放射性物質に起因するリスクを、継続的、かつ、速やかに下げること」を基本方針とする。また、廃炉を進める上で、廃炉作業の安全確保は、安全上の特徴に基づき、リスクのバランスを長期的視点で俯瞰した対応が必要であり、柔軟なリスク低減戦略を検討することが重要である。
2.1.1 第 3‐①期に向けて取り組むべきリスク管理
第 3‐①期においても中長期ロードマップにおけるマイルストーンに従い複数のリスク低減のための工程を並行して進めることになる。
・ 1〜6 号機の使用済燃料プールからの燃料取り出しの完了を目指す。
・ 燃料デブリの試験的取り出しに着手し段階的に取り出し規模の拡大を進める。
・ 汚染水発生量を最小限にとどめ安定的に維持する。
・ 廃棄物対策としてガレキ等の一時保管を解消する。
燃料デブリ取り出しについては、より本格的な廃炉作業となる取り出し規模の更なる拡大に向けた工法の準備を進めることになる。現在は冷温停止状態の宣言から約 11 年が経過し原子炉格納容器（以下「PCV」という。
）内の温度や圧力は安定的な状態にあるが、燃料デブリの取り出しが始まると PCV 内の状態は変動することになる。取り出しの進捗に従って燃料デブリに起因するリスクは低減するが、従前小さいと認識していたリスクが相対的に大きくなったり、未知であったリスクが新たに顕在化するおそれは否定できない。取り出し規模の更なる拡大に向けてリスク対応を実効的なものとしていくために、これらのリスク変動が一番生じやすい PCV 内の状態把握能力を向上させるべきである。そのため、現在の PCV 内の監視パラメータの監視目的や設置数、現場施工の困難さを踏まえつつ、監視対象の種類や数の拡充に向けた検討を進めていくべきである。
例えば、取り出し規模の更なる拡大においては取り出し作業に伴い PCV 内のダスト濃度が上昇することが予想されるが、先行する試験的取り出しや段階的な取り出し規模の拡大の段階で PCV 内のダスト濃度を測定できるようにしておき、取り出し作業の場所や規模等とダスト濃度の相関を把握できれば、取り出し作業に伴う不確かさを低減でき適切な安全裕度を維持しつつ作業効率を高めることができる。
また、PCV 内の状態をより多角的に把握できるようになると、取り出し規模の更なる拡大のために検討している設備類の要・不要の判断材料を提供でき、リソースの最適化に寄与することも期待できる。

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さらに、工法に関わる設備類の設計・製造・設置を進めることに加え、操作員・保守要員の確保・教育や管理体制の整備、取り出した燃料デブリに対する合理的な分析体制を構築していくことも重要である。
2.1.1.1 リスク低減
2.1.1.1.1 PCV からの放射性物質の移行抑制に向けた更なる対策
・ 気体状・ダスト状の放射性物質
移行しやすい気体状・ダスト状の放射性物質の PCV からの移行を減らすことで、燃料デブリ
取り出しに向けて閉じ込め能力をより向上させる。具体的には、PCV 圧力の均圧化（微負圧化）と、2.1.1 で示した PCV 内のダスト濃度の監視機能を充実させ、PCV 外へのダスト移行量の低減効果を把握できるようにする。
・ 液体状の放射性物質
気体状・ダスト状の放射性物質に次いで移行しやすい液体状の放射性物質の移行抑制を更に確実なものとする。具体的には、現在東京電力にて進められているサプレッションチェンバ（以下「S/C」という。）保有水や他の系統保有水の抜き取りを加速し、PCV 水量の最小化を進める。
上記を進めるに当たっては、その可否の見極めや課題の所在、困難さを判断するために原子炉注水停止試験や窒素供給量の低減試験等、現在の設備構成で可能な試験を、2.3.2 で述べる「先行的な実施と得られる情報の後段での活用」の考え方に則って積極的に実施すべきである。
2.1.1.1.2 燃料デブリを収める原子炉圧力容器（RPV）
・原子炉格納容器（PCV）
・原子炉建屋の健全性に対する長期的なリスクへの備え
原子炉圧力容器（以下「RPV」という。
）や PCV は事故の影響を直接受けており、RPV 底部
は溶融燃料により、PCV は過熱・過圧により一部が損傷していることが判明している。
また、PCV 底部では、炉心溶融物との接触による影響や溶融物の熱による影響も発生したと想定される。このため、金属材の腐食による強度低下や閉じ込め性能の劣化、影響を受けたコン
クリート構造材の強度の低下等のおそれに対して、RPV や PCV の閉じ込め性能や原子炉建屋を含めた強度に関わる長期的な健全性を維持するための慎重な対応が必要である。
このためには、特に PCV 内部の損傷状況の確認を鋭意進めるとともに、地震や経年劣化といった今後生じ得る長期的なリスクを想定した上で、PCV 内部に関する最新情報に基づいた健全性評価を進める必要がある。損傷状態に関する情報が限られる中で、この評価には不確かさが常に伴うが、不確かさを低減するための評価用データの更新や最新の炉内情報の反映等を鋭意努める必要がある。具体的取組を 3.1.2.6.1.5 に示す。
2.1.1.2 取り出し規模の更なる拡大に向けて必要となる事項
取り出し規模の更なる拡大の段階において、安全かつ確実な燃料デブリ取り出し作業を行うために以下の事項が必要となる。
・ 試験的取り出しを確実に実施し知見を得て、その後の段階的な取り出し規模の拡大に活用するとともに、それを取り出し規模の更なる拡大に活かす。

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・ 工法に関わる設備類の設計・製作・設置を進める。
・ 操作員の確保・教育や管理体制を整備し、必要な訓練を完了させる。
・ 取り出し準備作業等においては高線量の原子炉建屋での作業が必要となることから、現場の環境改善を進めるとともに、作業が長期にわたるため作業員の被ばく管理と長期的な作業員の確保ができることを確認する。
・ ハード整備の事前準備として、排気筒、廃棄物処理建屋の解体・撤去等の周辺環境整備を完了させておく。
・ 取り出した燃料デブリに対して、合理的な分析ができるように分析計画、分析施設及び分析
体制を関係機関で協議、整備しておく。
・ 以上の作業に支障が出ないよう、廃棄物保管の整備を推進する。
以上の、具体的な取組については 3 章及び 4 章に記載する。

2.2 放射性物質に起因するリスク低減の考え方
2.2.1 リスクの定量的把握
技術戦略プランでは、放射性物質に起因するリスクの大きさ（リスクレベル）を表現するため、
英国原子力廃止措置機関（以下「NDA」という。）が開発した Safety and Environmental Detriment（以下「SED」という。
）をベースとした手法を用いる。本手法において、リスクレベルは、放射性物質が人体に取り込まれた場合の内部被ばくの影響度を示す指標である「潜在的影響度」と事象の起こりやすさを示す指標である「管理重要度」の積によって表される。
福島第一原子力発電所の主要なリスク源をまとめると表 1 となり、これらの各リスク源が有するリスクレベルの現時点の状況を「潜在的影響度」と「管理重要度」を軸として表現すると図 3 となる。
また、廃炉作業中の長期的な時間経過に従い、これまで想定できていない事象も発生しており、想定外のリスクを抽出していく取組が重要になる。このようなリスクの抽出は容易ではないが、想定外の事象が発生した際にその事象を分析し、これまで想定できていなかった要因を明らかにしていくことは、リスク抽出の糸口となる。
2021 年 3 月 25 日に報告されたガレキ等の一時保管エリアにおける全β汚染物の漏えい事象では、内容物が把握されていない容器（コンテナ）からの放射性物質の漏えいが確認された。これまで、ガレキなど固体状の内容物は、容器破損により直ちに放射性物質を環境に移行させることはないと想定していたが、その後の分析によりコンテナ内面の腐食が漏えいの要因と推定された。
本事象を踏まえると、リスク源の所在と放射能に加えて物理化学的状態とその経年変化の把握がリスク抽出に重要となる。また、2021 年 2 月 13 日に発生した福島県沖を震源とする地震では、
1 号機と 3 号機での PCV の水位低下や構内のタンクでタンク設置時に評価した滑動量を超える滑動が確認された。2022 年 3 月 16 日に発生した福島県沖を震源とする地震においても 1 号機と 3号機での PCV の水位低下や一時保管エリアのコンテナの転倒が確認された。現在の状態が十分に把握できていない PCV 等については、内部調査とともに、事故発生時の状況の理解による損傷状態の把握及び監視や評価による経年変化の推定がリスク抽出に役立つ。自然災害等の外部事象に7

ついては、既存設備や新規設備の設計条件を超える事象に対する影響と対応策の要否を予め十分に評価する必要がある。
上記の事例はいずれも重大な結果に至っていないが、根本原因分析等の手法を用いて事象を丁寧に分析し、これまでに想定できていないリスクを抽出し、重大な結果の発生防止に役立てることが重要である。そのためには、東京電力において、上述のような想定外の事象から学び取る取組が必要である。
表 1 福島第一原子力発電所の主要なリスク源
燃料デブリ

1〜3 号機の原子炉圧力容器（RPV）/原子炉格納容器（PCV）内の燃
料デブリ

使用済燃料

汚染水等

プール内燃料

1〜2 号機の使用済燃料プール内に保管されている燃料集合体

共用プール内燃料共用プール内に保管されている燃料集合体

乾式キャスク内燃料

乾式キャスク内に保管されている燃料集合体

建屋内滞留水

1〜3 号機原子炉建屋、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋内に滞留す

ゼオライト土嚢

プロセス主建屋及び高温焼却炉建屋地下階に設置された土嚢内のゼる汚染水、1〜3 号機建屋底部のα核種含有スラッジ
オライト等
溶接型タンク内貯留水溶接型タンク内に保管されているストロンチウム処理水、ALPS 処
理水等（ALPS 処理水及び処理途上水）

フランジ型タンク内残水

フランジ型タンク底部に残っている濃縮塩水の残水及びα核種含有
スラッジ

水処理

吸着塔類

二次廃棄物

セシウム吸着装置等の各種の汚染水処理設備から発生した使用済吸着塔等

ALPS スラリー

多核種除去設備、増設多核種除去設備で発生した、高性能容器（HIC）に保管されているスラリー、廃吸着材

ALPS スラリー

β 線 照 射 の 影 響 を 受 け た HIC の う ち 、 積 算 吸 収 線 量 が 基 準 値（移替え対象 HIC）

5,000kGy（落下に対する構造健全性が確認できている積算吸収線
量）を超えた又は超える時期が近いと評価され、2023 年度末までにHIC 移替えが計画されている ALPS スラリー

除染装置スラッジ

除染装置の運転に伴って発生した凝集沈殿物

濃縮廃液等

濃縮塩水を蒸発濃縮装置で更に濃縮減容した濃縮廃液及び濃縮廃液から収集した炭酸塩スラリー

ガレキ等

固体廃棄物貯蔵庫

固体廃棄物貯蔵庫内に収納されているガレキ類（30 mSv/h 超）

覆土式等

覆土式一時保管施設、容器収納にて保管されているガレキ類（1〜30
mSv/h）、一時保管槽にて保管されている伐採木

屋外集積等

屋外シート養生にて保管されているガレキ類（0.1〜1 mSv/h）、屋外
集積にて保管されているガレキ類（0.1 mSv/h 未満）、屋外集積にて保管されている伐採木

建屋内汚染構造物等

原子炉建屋、PCV/RPV 内で、事故により飛散した放射性物質により汚染された構造物・配管・機器等（シールドプラグ・非常用ガス処理
系配管等）及び事故以前の運転時の放射化物

8※「相対的にリスクが高く優先順位が高いもの」を桃色、「直ちにリスクとして発現するとは考えにくいが拙速に対処した場合にかえってリスクを増加させ得るもの」を黄色、「将来的にもリスクが大きくなるとは考えにくいが廃炉工程において適切に対処すべきもの」等を緑色で示し、このうち「十分に安定管理されている領域」にあるリスク源を水色で示す。
また、朱記は技術戦略プラン 2021（2021 年 3 月時点評価）からの変化が顕著なリスク源を表す。矢印の元はフランジ型タンク内残水の技術戦略プラン 2021 の位置を示しており、処理作業に先立つ放射能
濃度の分析結果を反映したことにより上方へ移動している。ALPS スラリー（移替え対象 HIC）は今回新
たに ALPS スラリーから分離し、プール内燃料等と同様に桃色で表示している。

図 3 福島第一原子力発電所の主要なリスク源が有するリスクレベル
2.2.2 リスク低減戦略
2.2.2.1 リスク低減戦略における当面の目標と進捗
リスク低減対策としては、「潜在的影響度」を低減させる方法と、「管理重要度」を低減させる
方法がある。様々なリスク低減対策のうち、一般に工学的に実現しやすいものは、「管理重要度」の低減である。したがって、「事故により発生した通常の原子力発電所にはない放射性物質に起因するリスクを、継続的、かつ、速やかに下げること」（2.1 節参照）を基本方針とする福島第一原
子力発電所の廃炉は、まずはリスク源をより健全な施設においてより安定的に管理することで管理重要度を下げる取組であり、図 3 の「十分に安定管理されている領域」（水色の領域）に持ち込
むことを当面の目標とするものである。
本目標に対する技術戦略プラン 2021 からの作業進捗として、フランジ型タンク底部の残水（濃縮塩水）の処理の進捗、ALPS スラリーが保管されている高性能容器（以下「HIC」という。
）の一部についてβ線照射の影響を踏まえ移替えが必要となったことなどを図 3 に反映している。
フランジ型タンク内残水については、各タンクエリアのタンク解体時の底部残水を受け入れた
タンクにおいてα核種を含むスラッジの沈降が確認されており、現在、残水の回収作業が実施されている。上澄み水のプロセス主建屋への移送が実施されており技術戦略プラン 2021 の評価時よりも水位は低下している。スラッジを含む残水が残っているタンクは 1 基のみであり、フィル9

タ通水によるスラッジ分の回収を実施中である。処理作業に先立つ放射能濃度分析（2021 年 7 月
21 日及び 2021 年 8 月 5 日に 2 基のタンクから採取された残水の分析）により確認された高濃度のストロンチウムと全α核種濃度を反映した評価では、高濃度のストロンチウムの影響が大きく、これにより潜在的影響度が技術戦略プラン 2021 よりも上昇したが、分析により得られた知見の反映であり、リスクそのものが増加したことを表している訳ではない。本事例に限らずリスク源の情報には不確かさがあり、限られた情報に基づく推定や断片的な採取データに基づく評価を実施した場合には、リスクを過小評価又は過大評価する可能性がある。
ALPS スラリーについては、β線照射の影響を受けた HIC のうち、積算吸収線量が基準値
5,000kGy（落下に対する構造健全性が確認できている積算吸収線量）1を超えた又は超える時期が近いと評価され、2023 年度末までに HIC 移替えが計画されているものを図 3 に桃色で表示した。
時間経過とともに積算吸収線量が基準値に近づく HIC の基数は徐々に増えていくため、移替え作業を着実に実施し、積算吸収線量の基準値を超えないように管理していくことが重要である。そのためには、2023 年度末までの移替え作業を計画的に実行することにより、積算吸収線量の基準値を超えた HIC にスラリーを保管している状態を解消し、その後は積算吸収線量の基準値を超える前に計画的に移替え作業を実施していく必要がある。また、長期健全性を有する容器での保管へ早期に移行することが時間経過に伴う劣化に対する本質的なリスク低減につながる。東京電力
はスラリーの安定化処理に向けた設計の中で長期健全性を有する容器の設計を検討しているが、これを遅滞なく進めていく必要がある。このように、廃炉作業が長期化していく中で、施設・設備の劣化を考慮したリスク源のモニタリング及び管理を行うこと、リスク源を早期に安定管理されている状態に持ち込むことが重要な取組となる。
なお、福島第一原子力発電所全体のリスク低減戦略を検討するに当たり、上述の SED はある時間断面での放射性物質に起因するリスクを定量的に示したものであり、リスク源の対策の優先順位を判断する際に有効な手法である。
2.2.2.2 主要なリスク源のリスク低減プロセスとその進捗
主要なリスク源について、当面の目標である「十分に安定管理されている領域」に持ち込むまでのプロセス及びそのプロセスに沿った廃炉作業の進捗の１つの表し方を図 4 に示す。図 4 (a)は、これまでの廃炉作業及び今後の計画の概要をフロー化し、俯瞰的に廃炉作業全体の流れを示すとともに、図 3 の色別を用いて各リスク源のリスクレベルを表すことによりリスクの低減の流れを提示している。このフローを基に、燃料デブリ、使用済燃料及び事故時に放出された Cs-137
について展開することにより、事故時に比べ、どのようにリスク源が移行したのかを可視化することが可能である。技術戦略プラン 2021 からの変更として、フランジ型タンク内残水の処理プ
ロセス（フィルタ通水によるスラッジ回収）を示し、β線照射の影響を踏まえて一部の ALPS ス
ラリーの移替えが計画されていることから ALPS スラリーを緑色と桃色の 2 色で表示している。
図 4 (b)には、使用済燃料について、作業進捗が分かりやすい燃料集合体体数を指標として、図 4(c)には、Cs-137 について、様々な形態で存在するリスク源に共通する放射能推定値（Bq）を指標として、「十分に安定管理されている領域」への移行状況を、各々円グラフにより表現し、廃炉作
1

β線を 5,000kGy 照射した HIC ポリエチレン試験片の材料試験結果から許容ひずみを設定し、落下解析により得られた最大ひずみが許容ひずみ未満であることが確認されている。

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業の進捗状況を提示している。図 4 (b)は技術戦略プラン 2021 からの進捗はない。図 4 (c)には、2021 年度中の建屋内滞留水の減少、吸着塔類の増加、固体廃棄物貯蔵庫等での保管量の増加、減衰分の増加による Cs-137 の増減を反映し、そのうち、割合の大きい減衰分の増加を明灰色で示している。また、β線照射の影響を踏まえて移替え対象 HIC に保管されている ALPS スラリーを桃色の領域に移行させている。

(a) リスク低減プロセス(b) 使用済燃料の燃料集合体体数(c) 事故時に放出された Cs-137 の放射能

（1 号機〜4 号機）（1 号機〜3 号機）

図 4 主要なリスク源のリスク低減プロセスとその進捗（2022 年 3 月時点）
（図 4 (c)の減衰分は、事故後から 2022 年 3 月末までの Cs-137 放射性崩壊を考慮した）

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2.2.2.3 リスク低減における基本的考え方
福島第一原子力発電所の廃炉は、大きな不確かさを内在した事業である。現在までに、事故進展過程のシミュレーション、ミュオン測定による燃料デブリ位置の推定、PCV 内への調査機器の投入、建屋内の線量測定や映像撮影等により、1〜3 号機 PCV 内部の様子をある程度推定できるようになってきているが、未だ大きな不確かさが存在している。この不確かさを解消するためには、多くのリソース、特に膨大な時間を要することになるが、速やかなリスク低減を目指すためには、ある程度の不確かさが存在していても、安全の確保を最優先に、これまでの経験、知見、
実験や解析によるシミュレーション等を活用し、方向性を見定めた上で、柔軟かつ迅速に廃炉作業を進める必要がある。
このような総合的な判断を行う上での視点として、NDF では次に示す 5 つの基本的考え方を整理している。
（5 つの基本的考え方）
 安全

放射性物質によるリスクの低減並びに労働安全の確保

 確実

信頼性が高く、柔軟性のある技術 合理的リソース（ヒト、モノ、カネ、スペース等）の有効活用 迅速

時間軸の意識 現場指向徹底的な三現（現場、現物、現実）主義

5 つの基本的考え方を実際の現場に適用した場合、作業に伴う放射線から人と環境を防護することを目的とした安全確保に最も力点を置き、人と環境に与える放射線影響評価を徹底して行い、適切な放射線防護対策を講じた上で廃炉作業を進めることが重要である（5 つの基本的考え方の「安全」）。
福島第一原子力発電所の廃炉においては、事故により損傷を受けた設備等の劣化が進行して公衆リスクレベルは時間とともに上昇することから、現場の状況に照らし可及的速やかに（「迅速」）、
このリスクを合理的に達成できる限り低く管理しつつ（「合理的」）
、確実（
「確実」
）で、現場の厳しい条件に対し実際に実行できる方法により（「現場指向」）廃炉を進めることが、中長期的な安全確保につながる。
このような基本的考え方に基づく判断結果については、広く社会から受容されるよう、丁寧な情報発信を行う等の努力をしていくことが重要である。

2.3 廃炉作業を進める上での安全確保の考え方
2.3.1 福島第一原子力発電所の特徴を踏まえた安全確保の基本方針
事故炉である福島第一原子力発電所の廃炉は、通常炉と異なる特殊な環境で行われる未経験の取組であることから、その安全確保に当たって以下の安全上の特徴（特殊性）を十分認識する必要がある。
・ 多量の放射性物質（内部被ばくに大きな影響をもつ α 核種を含む）が通常にない様々な形態（非定型）で非密封状態にあること

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・ 原子炉建屋、PCV といった放射性物質を閉じ込める障壁が完全でないこと
・ これらの放射性物質や閉じ込め障壁の状況等に大きな不確かさがあること
・ 現場の放射線レベルが高い等の制約から現場へのアクセスや現場情報を得るための計装装置の設置が困難であること
・ 現状の放射線レベルが高く、また閉じ込め障壁等の更なる劣化が懸念されることから廃炉を長期化させない、時間軸を意識した対応が必要なこと
そのため、廃炉事業執行者である東京電力は、廃炉作業を進めるに当たって、5 つの基本的考え方を踏まえ、以下の点に特に留意した検討をする必要がある。
第一に、「安全」に関して、放射性物質や閉じ込め障壁の状況等に大きな不確かさがあり、かつ、
その不確かさを小さくするための現場アクセスや計装装置の設置も制約されている状況において、非定型、非密封の多量の放射性物質を不完全な閉じ込め状態で扱うことになる。このため、幅広い可能性（ケース）を想定し、それらについて確実に安全確保が可能であることの確認を、全ての検討の起点とすることが必要である。同時に、「安全」に関して、作業期間全体にわたるリスク低減を踏まえて作業期間を長期化させないことが重要であり、そのために過剰な安全対策を避け、最適な安全対策を講じること（ALARP）が必要である。
「安全」に関するこのような視点（安全視点）を廃炉作業の検討に反映することが重要である。
第二に、「現場指向」に関して、・ 現場環境が、高い放射線レベル等の特殊な状況にあり、安全対策を施工／実施する際の現場実現性に留意が必要であること
・ 大きな不確かさのために設計単独での対応に限界があること等から、実際の現場から得られた情報を適確にエンジニアリングに反映していくことが不可欠である。燃料デブリ取り出しのような、過去に例のないエンジニアリングを確実に実施していくた
めには、実際に現場（運転操作、保全、放射線管理、計装、分析等）において作業を担う現場を熟知した人や組織（オペレータ）の目線や感覚を大切にし、現場を直視した着眼点や判断等（オペレータ視点）を尊重していくことが重要である。また、長期にわたる廃炉を推進するに当たり、オペレータの目線や感覚の維持・強化を図る必要があり、東京電力自らがオペレータ視点を継承していくべきである。そのため、東京電力は外部の専門家や難作業の経験者、現場一線を離れた経験者等の「オペレータ視点」を有する技術者を招聘し指導・教育を仰ぐなど、廃炉作業全体において現場を常に意識した取組を実施していく必要がある。
本節では、福島第一原子力発電所の特徴に対して、オペレータ視点も包含した安全評価による安全確保策の重要性を述べた上で、安全確保過程の中において多段階に取り込むべきオペレータ
視点固有の重要性を述べる。
2.3.1.1 安全評価を基本とした判断最適化と廃炉対応における適時性確保
廃炉作業によるリスク低減に向け、燃料デブリ取り出しなど技術的に難易度が高く、大きな不確かさを有し、かつ多量の放射性物質を取り扱う作業は、適切な対策を実施し安全を確保することが最も重要との「安全視点」をもって廃炉作業を進める必要がある。

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具体的には、廃炉の各作業の安全対策を検討する際には、安全の評価を尽くし、必要な安全が確保されていることを確認した上で、5 つの基本的な考え方に基づいた判断を行うことが基本となる。福島第一原子力発電所の廃炉作業は、前例がなく、かつ不確かさが大きいことについて述べてきたが、十分に検討された安全評価を安全対策に関する判断の基本とすることで、安全対策に関する判断が大きく振れることなく（寡少又は過剰なリソース投入を行うことなく）、必要かつ十分で合理的に実行可能な安全対策が実現できる（安全評価を基本とした判断最適化）。なお、合理的に実行可能な安全対策については、2.3.1.2 で述べるオペレータ視点を取り込んだ上で安全評
価を行うことが特に福島第一原子力発電所の安全評価において重要である。
また、福島第一原子力発電所の廃炉に固有な「安全視点」として、遅滞ない廃炉作業進捗の重要性（時間軸を意識した対応の重要性）が挙げられる。既に顕在化している高い放射線影響、更には閉じ込め障壁等の更なる劣化の可能性を考慮すると、中長期的な視点で見た場合には、遅滞なく廃炉作業を進展させることが廃炉全体の安全確保に大きな意味を持つことになる。そのため、ヒト、モノ、カネ等のリソースに一定の裕度を持ち、放射線影響が低く安定している通常炉の安全確保と異なった視点を持つ点に留意する必要がある。安全が確保されていることが前提であるが、特に、時間軸を意識した遅滞ない廃炉作業の進展とリソース投入については、全体バランスとの関係を踏まえて合理的に判断することが求められる（廃炉対応における適時性確保）。
2.3.1.2 「オペレータ視点」を取り込んだ安全確保
安全対策が真に実効的であるためには現場で実際に操作や作業等を実行する立場からのニーズを満足している必要があり、「オペレータ視点」（現場を熟知し現場で操作や作業等を実行する立場からの着眼や判断等）が重要である。そのような観点に加え、福島第一原子力発電所の廃炉における安全対策の実現性を判断するに当たっては、事故影響を受けた施設であること、高い放射線レベルなど通常炉とは異なる特殊な環境にて行われる未経験の取組であることを踏まえる必要がある。
2.3.2 先行的な実施と得られる情報の後段での活用
事故炉である福島第一原子力発電所の現場状況には大きな不確かさが存在することから、燃料デブリ取り出し等の大掛かりな作業について、既存の知見のみに基づいて作業全体を設計しようとすると、極めて大きな安全余裕や幅広い技術選択肢の想定が必要となる。このため、対応期間の長大化や手戻りのリスクが避けられず、その結果、廃炉全体の遅れ、廃炉費用の高騰、作業員
被ばくの増加等を招き、全体プロジェクトの成立性や予見性を低下させる可能性が大きくなる。
一方で、既に放射線レベルが高い環境下にあること、閉じ込め障壁等の更なる劣化、今後の大きな自然事象（地震や津波等）の発生の可能性等を考慮すると、リスク状態の改善と不確かさの縮小は早急に行うことが求められる。このため、作業をいくつかの段階に分けた上で、実際的な安全の確保を保証できる「最初の段階の作業」に取り組み、そこで得られた情報を次の段階に展開するという「逐次型の取組」が重要となる。この取組方式では、各段階の作業において、炉内部の状態監視、操作の制限、機動的な対応等によって安全を確保した上で作業を進め、作業や試験によって得られた情報を次段階の作業の設計に活用することで、次段階の作業の不確かさを低減し、安全確保の信頼性向上と設計の合理化を図ることができる。

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東京電力は、このような取組方式を実際のエンジニアリングやプロジェクト管理に積極的に導入していくべきである。
今後は、安全確保のため、現場作業によって得られる情報も十分に取り込み、知見として積み上げていく逐次型の取組を方針として明確にすることが望ましい。例えば、東京電力が 2019 年
度以降取り組んでいる原子炉注水停止試験で、注水停止に伴うリスクの把握と知見の積み上げがなされている。今後は注水停止時のリスク把握や知見積み上げに留まらず、燃料デブリ取り出し時における注水設備設計に資する根拠を獲得することも視野に入れた取組にまで広げていくべきである。
これらの逐次型の取組方式の過程で得られる上手くいった経験や上手くいかなかった経験を実績として積み上げていくことが重要であり、将来的には廃炉全体がもつ大きな不確かさを徐々に小さくすることができる。これにより、廃炉を着実に進展させることができ、中長期的なリスク低減の観点から福島第一原子力発電所の廃炉における安全確保に資することになる。
本章で述べた福島第一原子力発電所の廃炉のリスク低減及び安全確保の考え方は、関係者のみ
ならず地域の皆様からの幅広い理解を得ながら進める必要がある。このため、それぞれの立場を踏まえ、安全確保の考え方に基づくリスク低減を目指し、連携していくことが必要である。その際に、廃炉作業によってサイト全体のリスク低減がどのように継続的に進んでいるか等について、幅広い方々にとって分かりやすいリスクの継続的な監視の仕組みを整え、社会に発信していくことが重要である。NDF では、技術戦略プランを通して継続的にリスクの状況を提示することに加え、廃炉作業の進捗に伴うリスク低減状況を提示する検討を進めている。東京電力においても、サイト全体のリスクを把握する仕組みを整備するとともに、リスク低減の状況について東京電力自ら社会への発信を意識した対応が求められる。

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3. 福島第一原子力発電所の廃炉に向けた技術戦略
3.1 燃料デブリ取り出し
3.1.1 目標と進捗（目標）(1) 周到な準備をした上で燃料デブリを安全に回収し、これを十分に管理された安定保管の状態に持ち込む。
(2) 2 号機の試験的取り出しについては、2021 年内に着手としていたものの、新型コロナウイル
ス感染拡大の影響、2022 年 2 月より楢葉遠隔技術開発センターにおいて実施しているモック
アップ試験や 2 号機現場の準備工事の状況等を踏まえ、取り出し作業の安全性と確実性を高めるために工程を見直し、2023 年度後半目途に着手とする。また、段階的な取り出し規模の拡大等の一連の作業を進め、その後の取り出し規模の更なる拡大に向けて必要な情報・経験を得る。
(3) 取り出し規模の更なる拡大については、2 号機の燃料デブリ取り出し、内部調査、研究開発、
現場環境整備等を見極めつつ、収納・移送・保管方法を含め、その方法の検討を進める。
（進捗）① 1 号機
各種計測センサを搭載できる潜水機能付ボート型アクセス調査装置（以下「水中 ROV」という。）を用いた PCV 内部調査を進めている。水中 ROV は X-2 ペネトレーション（以下、X-2 ペネという。）から PCV 内へ投入され、ペデスタル外の地下階にアクセスするものである。これまでに、目視調査、堆積物厚さ測定等を順次実施しており、目視調査ではペデスタルの作業員ア
クセス口の周辺外側及び内側に既設構造物か燃料デブリかの特定はできていないものの塊状の堆積物が確認されている。また、作業員アクセス口付近に鉄筋が確認され、ペデスタルのコンクリートの一部が無くなっていることが確認されている。本件に関して「廃炉・汚染水対策事業」にて、IRID が 2016 年度にペデスタルの一部が損傷した状態における耐震性評価を実施しており、支持機能を大きく損なわないことを確認している。
今後、ペデスタル外底部に広く存在している堆積物の分布状況や堆積物内部の燃料デブリの有
無や状況、ペデスタル内部の構造物状況等の調査を計画している。
② 2 号機2019 年の中長期ロードマップにおいて、燃料デブリ取り出しの初号機は 2 号機とすることが定められ、その際に 2021 年内の試験的取り出し着手としていたものの、新型コロナウイルス感染症の影響により工程が遅れ、工程遅延を 1 年程度に留めることを目標に進めていた。
その後、アーム型のアクセス装置（以下「ロボットアーム」という。
）については、2021 年 6月に英国での製作、確認試験を完了させた後、日本国内に持ち込み、7 月より国内工場（神戸）において、また、2022 年 2 月より JAEA 楢葉遠隔技術開発センターにおいて、性能確認試験、
モックアップ試験及び訓練を実施している。これらの試験を踏まえ新たに必要となった制御ソフ

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トの改修・検証、一部装置の改良等に取り組んでいる。さらに、信頼性向上のため、ワンスルー
試験の拡充を計画している。
また、現場での準備工事として、2021 年 11 月より X-6 ペネハッチ開放に向けた隔離部屋設置作業に着手しており、その中で発生した隔離部屋の箱型ゴム部損傷／ガイドローラ曲がり（地震対応）等について、対策として、箱型ゴムから金属板への交換、X-6 ペネハッチ把手の切断、ガ
イドローラの構造変更等を計画している。今後、工場モックアップ試験により作業成立性を確認していくが、その検証結果や対策後の隔離部屋の据え付け状態に問題が確認された場合に備え、隔離部屋の再製作についても検討している。今後も、X-6 ペネハッチ開放／X-6 ペネ内の堆積物除去作業等を控えており、安全かつ慎重に作業を進める必要がある。
上述のように、ロボットアームにおけるモックアップ試験等を踏まえた対応状況や、現場の準備工事における対策等が整理されたことも踏まえ、作業の安全性と確実性を高めるため、従前の新型コロナウイルス感染症の影響による 1 年程度の遅れに加え、更に 1 年から 1 年半程度の準備期間を追加し、試験的取り出しの着手は 2023 年度後半目途に工程変更することとしている。
段階的な取り出し規模の拡大に向けた計画も進めており、取り出し装置は、試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）装置の仕様を踏襲しつつ、可搬重量の増加やアクセス性を向上するなどの改良を行う計画である。この計画では、ロボットアームとエンクロージャ等について、性能に係わる要求事項や設計・据付時の要求事項を明確化し検討を進めている。取り出した
燃料デブリは、エンクロージャ内で燃料デブリ取り出し容器及び構内輸送容器に収納した後、受入／払出セルまで構内移送され、一時保管セルに保管する。また、分析のために受入／払出セル
で燃料デブリを一部分取し、分析施設に移送する計画である。現在、取り出し装置、受入／払出
セル、一時保管セルを設計中である（図 5,図 6）。
③ 3 号機
3 号機については、PCV 内の水位が高いため、PCV 内部調査や S/C の耐震性向上を行うことを念頭に、2 段階で PCV 水位を低下させる計画である。ステップ 1 の水位低下は、S/C に接続する既設配管を活用して自吸式ポンプによって排水し、水位を原子炉建屋 1 階床面以下に低下させる計画で進めていた。ところが、2022 年 3 月 16 日に発生した地震以降、PCV 水位は緩やかに低下していることが確認された。また、6 月に以前より計画していた原子炉注水停止試験を開始したところ、PCV 水位は PCV 新設温度計／水位計下端を下回ったと判断されたことから、水位計測を維持するため注水を再開している。その後、7 月には注水量を調整し PCV 水位が概ね安定したことを確認している。以上の状況から、ステップ１の水位低下の計画については、今後、プラントパラメータを引き続き監視していくとともに、現在よりも低い位置での計器設置やPCV 水位低下に向けた注水量低減・停止等を検討していくこととしている。なお、ステップ 2の水位低下は、将来的にガイドパイプを S/C に接続し、S/C 内部に設置する水中ポンプで S/C
底部まで水位低下させる計画としている。
次に、取り出し規模の更なる拡大について、概念検討の中で工法検討を進めたが、俎上に上がった各工法については、難度の高い課題・リスクが数多く抽出されている。2022 年度以降はこれらの課題・リスクの対応策に対して成立性の観点から検討を進めている。

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（東京電力、IRID 資料を基に NDF にて作成）

図 5 燃料デブリ取り出し設備のイメージ（試験的取り出し及び段階的な取り出し規模の拡大）（東京電力資料を NDF にて加工）

図 6 燃料デブリ取り出しから一時保管までのイメージ（段階的な取り出し規模の拡大）
3.1.2 主要な課題とそれを実現する技術戦略
PCV 内の状況把握等が未だ限定的であることから、現時点での燃料デブリ取り出しに係る設計や現場作業計画は、今後得られる知見を基に不断の見直しが必要であり、燃料デブリ取り出しに向けた検討や研究開発の成果も的確に反映していくことが重要である。
2 号機における試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）は初めての燃料デブリ取り出しであり、この作業を通して得られる貴重な情報、経験等を後続の取り出し作業に活かしていく
ためにも着実に準備を進める必要がある。その後、2 号機の取り出しで得られた知見等も踏まえ、段階的な取り出し規模の拡大を行う。また、3 号機を対象として取り出し規模の更なる拡大の概念検討を進める。

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なお、各号機は、それぞれ状況が異なることから、この項では、まず、3.1.2.1 節で各号機の燃料デブリ取り出し戦略について述べ、次に、3.1.2.2 節で試験的取り出し（内部調査及び燃料
デブリ採取）、3.1.2.3 節で段階的な取り出し規模の拡大、3.1.2.4 節で取り出し規模の更なる拡大についての戦略を記載する。その後、3.1.2.5 節で事故分析活動の継続、3.1.2.6 節で技術要件の技術課題と今後の計画について記載する。
3.1.2.1 各号機の燃料デブリ取り出し戦略(1) 1 号機・取り出し規模の更なる拡大に向け、研究開発とその成果を現場適用するためのエンジニアリン
グを進め、2 号機の試験的取り出しを通じて得られる知見、先行する 3 号機における工法検討
結果等も踏まえ、取り出し方法を検討する必要がある。
・現在実施されている PCV 内部調査では、ペデスタル外の既設構造物の状態や堆積物の広がり
状況等の確認を実施しており、今後、作業員アクセス口からのペデスタル内の調査も予定されている。一方、これまでのミュオンを用いた調査・解析等により、炉心部にはほぼ燃料デブリはなしと評価されているが、直接的な調査ではないため、今後の検討において直接的な映像調査が必要になる。このための技術開発は進められており、今後の工法の検討に当たっては、必要に応じて、これらの調査で得られた情報を反映していく必要がある。
・2,3 号機と比較してプラント出力が小さいが故に RPV や PCV のサイズが小さく、プラント設
備の配置も異なっている。また、今後の調査で明らかになると期待されるが、RPV 内及びペデスタル内外の堆積物分布は 2,3 号機と異なると考えられている。そのため、これらの差異を考慮して工法の検討を進めていく必要がある。
(2) 2 号機・現在、試験的取り出しの準備が進められており、その後、段階的な取り出し規模の拡大を実施
していく計画である。ただし、横アクセス工法にて実施するこれらの取り出しでは、全ての燃料デブリを取り出す計画ではないため、取り出し規模の更なる拡大に向けた工法の検討が必要である。
・段階的な取り出し規模の拡大に向け、研究開発とその成果を現場適用するためのエンジニアリ
ングを進め、試験的取り出しを通じて得られる知見等を踏まえ、燃料デブリ取り出し設備・安全システム（閉じ込め、燃料デブリ冷却、臨界管理等）
・燃料デブリ一時保管設備・取り出し設備のメンテナンス設備の設計・製作・設置を進める必要がある。
・取り出し規模の更なる拡大に向けては、2 号機の取り出しを通じて得られる知見、先行する 3号機における工法検討結果等も踏まえ、取り出し方法を検討する必要がある。
・これまでに実施された PCV 内部（ペデスタル内）の調査及びミュオンを用いた調査・解析等
では、RPV 底部に多くの燃料デブリが存在すると考えられており、また炉心部にも燃料が一部存在している可能性が指摘されており、工法検討時に考慮が必要である。さらに、PCV 底部に落下した燃料デブリはペデスタル外へ拡がった可能性は低いとされているが、RPV 内部

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とペデスタル外の調査は未実施であるため、今後の検討において直接的な映像調査が必要になる。
(3) 3 号機・後述の 3.1.2.4 に記載のとおり、他の号機に先行して取り出し規模の更なる拡大に向けた工法の検討が進められており、2022 年度からはより深く検討する工法の課題・リスクに対して、現場適用性、技術成立性の検討を進める必要がある。
・これまでに PCV 内部（ペデスタル内）の調査が実施され、CRD ハウジングサポートの一部脱落、変形している状況や、ペデスタル内下部には、炉内構造物と推定されるものを含む複数の構造物が落下している状況が確認されており、また、燃料デブリと推定される堆積物も確認されている。さらに、ミュオン調査・解析等から 2 号機よりも多くの燃料デブリがペデスタル内に落下し、作業員アクセス口からペデスタル外へ拡がった可能性が推定されている。選択する工法の確実性を高めるためにも、ペデスタル外の堆積物分布状況を把握するための調査の計画を検討する他、ペデスタル内の追加調査や RPV 内の調査を検討し、これらの調査結果を工法の検討や設計に反映していく必要がある。
・工法の検討に当たっては、原子炉建屋の損傷状況を考慮した閉じ込め設備を検討する必要がある。
(4) 各号機に共通の戦略
・現在実施している 1 号機 PCV 内部調査においてペデスタルの一部に損傷が確認されているが、過去の研究開発において、損傷範囲を仮定した耐震評価では支持機能を大きく損なわないことを確認している。今後、内部調査等により知見を拡充させていくとともに、高温の堆積物（燃料デブリ）がペデスタル外へ流出したことから推察される事故時の事象に対する考察を行っていく必要がある。これらの知見や考察を踏まえ、ペデスタル内外の堆積物の取り出し方
法、S/C への堆積物の流入可能性等を検討するとともに、内部調査で得られた知見を他号機も含めて燃料デブリ取り出し工法へ反映していく必要がある。
・各号機ともこれまで得られている PCV 内部の情報は限定的であり、直接的な映像情報が得られていないエリアも多いため、各号機の PCV 内部調査や RPV 内部調査等の更なる調査の検討を進め、RPV 底部の損傷状況、ペデスタル外の堆積物の有無や分布状況など、更に多くの情報を早期に集めることが必要である。これらの情報を早期に把握することで、今後進める燃料
デブリ取り出し戦略の方向性を確認することができ、後戻りの少ないエンジニアリングになる。
・これまで実施してきた廃炉の現場作業において経験してきたいくつもの現場トラブルについて、原因分析・究明を実施した上で、組織、体制等も含めた改善を行い、再発防止策を次の作業に反映することを検討すべきである。また、今後実施していく燃料デブリ取り出しにおいては、これらの経験を基に、想定されるリスクを排除できる工法を策定するか、排除できないリ
スクについては、そのリスクが発生した際の対応策をあらかじめ準備しておく必要がある。

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・燃料デブリ取り出しは、準備作業も含めて高線量環境下という厳しい現場環境での作業となる。様々な状況下で遠隔装置を使用することになるが、現場の線量低減や既設構造物の撤去準備、使用機器の準備・段取作業においては、作業員による現場作業も少なからずあると考える。また、遠隔装置の保全や故障時の復旧も考慮する必要がある。このような取り出しの準備
から取り出しに至る全体工事シーケンスを考慮した工法検討が必要であり、現場状況が全て特定できなくても取り出しが成立する工法、地震等の外部事象に影響されにくい工法（ロバストな工法）の選択が必要である。
・各号機とも残存量の違いはあるものの RPV 内には燃料デブリが存在していると想定されることから、気中工法においては、RPV 内部へのアクセスが限定的と想定される横アクセスのみ
では対応に限界があり、上アクセスも必要となる。そのため、改めて上アクセス工法の開発及びエンジニアリングを加速して実施し、その上で上アクセスと横アクセスの組み合わせでの燃料デブリ取り出し工法の検討が必須と考えられ、その観点で工法や作業手順、オペレーティン
グフロア（以下「オペフロ」という。）に設置する遮へい設備やセル構造の検討、燃料デブリ
や廃棄物搬出の動線や汚染管理区分等の検討を進める。
3.1.2.2 試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）の開発状況と今後の見通し
2 号機における試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）では、X-6 ペネトレーション（以下「X-6 ペネ」という。）のフランジを開放し、従来より大きな開口を利用し、これを通じてロボットアームを出し入れし、PCV 内の燃料デブリを外へ取り出すことを行う。この作業では、従来の閉じ込め障壁の位置が X-6 ペネの閉止フランジ部であったものから、X-6 ペネ開放作
業時に設置する隔離部屋や新たに設置するエンクロージャに拡張することになる。これは、規模は小さいながらも、PCV に新たな開口を設けて、PCV 外側に閉じ込め障壁を拡張するという今後の取り出し作業の基本的な現場構成の形であり、新たな段階に入る取組である。
上記のように試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）は新たな段階に入る取組であり、以下に示す一連の作業を段階的に進めていく必要がある（図 7 参照）。また、PCV 内部状況の不確かさ故に、実際の現場の状況次第では、追加作業や作業のやり直し等が発生し、計画した作業
どおりに行かないことも十分考えられることを念頭に置いた上で、安全かつ慎重に作業を進める必要がある。さらに、一つ一つの作業は初めての作業であり、これらの作業を通して得られる貴重な情報、経験等を後続の取り出し作業に活かしていくことが非常に重要となる。加えて、トラ
ブル時の対応やその体制についても事前に検討しておくことで速やかに対処できるようにしておくことも重要である。
(1)

事前準備（実施済み）① 原子炉建屋 X-6 ペネ廻りの環境改善② X-53 ペネ孔径拡大(2)

隔離部屋（ステージ内隔離部屋、ハッチ隔離部屋、ロボット搬入部屋）設置（実施中）(3)

ハッチ開放装置による X-6 ペネハッチ開放(4)

堆積物除去装置による X-6 ペネ内堆積物除去

21

(5)

ロボットアーム設置（ロボット搬入部屋撤去、X-6 ペネ接続構造設置、延長管設置、アーム・エンクロージャ設置）(6)

ロボットアーム進入（X-6 ペネ〜CRD 開口〜ペデスタル内）、周囲の状況確認、障害物撤去（アブレッシブウォータジェット）(7)

ロボットアームによる内部調査及び燃料デブリ採取① PCV 入口からペデスタル外における内部調査② ペデスタル内部（グレーチング上、PCV 底部等）における内部調査③ ペデスタル内部からのサンプル採取（グレーチング上、PCV 底部等からの採取を検討中）(8)

燃料デブリ回収装置から輸送用容器へ収納・線量計測(9)グローブボックス受入・計量(10)

容器の取出し・輸送容器へ収納・搬出(11)

構外輸送及び構外分析（燃料デブリの性状分析）

また、試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）の準備状況については、中長期ロード
マップ第２期末までに必要な装置の製作・設置、現場準備、取り出した燃料デブリを移送するためのグローブボックス設備までの設置が完了し、取り出しに必要な、各種機器装置のオペレー
タ、現場リーダーを含めた作業員が確保され、各種検証試験、モックアップ試験、訓練、取り出し体制が確立される見込みである。
新たに開発したロボットアームの検証試験は、英国工場内での検証試験に引き続き、神戸（三菱重工神戸造船所）にて 2021 年 7 月より 2022 年 1 月まで実施した。2 月からは、楢葉遠隔技
術開発センター（JAEA）の X-6 ペネから先の PCV 全体のモックアップ設備を使用して、実機模擬環境における検証試験（モックアップ試験）を開始している。
不確かな現場への適用に向けて、様々な状態での機能を検証すること、及び万一の際に装置を確実に救出できることが重要である。そのため、必要な準備を整えること、現場を模擬したモックアップ試験等を行うことにより、時間をかけてでも要求機能を満足していることを確実に確認すること、新たに抽出されたリスクを確実に潰していくことが必要である。必要な場合には、それを繰り返し行っていくことも求められる。例えば、楢葉遠隔技術開発センターでのモックアップ試験では、これまでの試験結果を踏まえ新たに必要となった制御ソフトの改修・検証、一部装置の改良等に取り組んでいる。また、信頼性を向上させるため、ワンスルー試験の拡充を計画している。さらに、モックアップ試験では、現場の厳しい環境を模擬することに加え、模擬していない部分を明らかにし、実機適用時の必要な方策を十分に準備することが必要である。
一方、現場のアクセスルート構築作業においては、ステージ内隔離部屋設置場所の床面の凹凸対応、ステージ内・ハッチ隔離部屋の気密漏えい対策等により隔離部屋設置が遅れており、今後、ロボット隔離部屋の設置まで完了した後に、引き続き X-6 ペネのハッチ開放、X-6 ペネ内堆積物除去作業、X-6 ペネ接続構造・エンクロージャ（ロボットアーム等を内蔵）の設置作業を行うことでアクセスルートの構築を図る計画である。
隔離部屋の設置作業においては、新たに設置したステージ内隔離部屋からの気密漏えい試験で漏えいが確認（ゴム製の閉じ込め障壁部分）された。この事象から高線量環境下で PCV 外側に
既設構造物と取り合った閉じ込め障壁を拡張することは、非常に難しい作業であることが再認識

22された。また、高線量環境下では重装備の作業員を短時間で交代させ作業を実施する必要がある
ため、常に品質と安全を確保し作業を実施しなければならないことが再確認された。また、今後
ロボットアーム設置のような PCV 外側に既設構造物と取り合った設備を設置し、閉じ込め障壁を拡張する作業等においても、高線量環境下での非常に難しい作業であることから、今回の事象を踏まえた周到な準備が必要である。上記、並びに閉じ込め障壁が不完全であり不確かさを有することや今後も地震発生が予想されること等、福島第一原子力発電所固有の特徴に十分留意し今後の作業に当たっては、改めて作業内容の確認や作業訓練等を実施し、作業の安全性と確実性を高めるべきである。なお、段階的な規模の拡大以降の燃料デブリ取り出し工法の検討においても、上記の特徴や今回得られた知見、経験等を反映していく必要がある。
上記の事象も踏まえ、装置類を現場へ投入する場合には、十分な性能確認、運転検証を行ってから投入すべきである。

（東京電力資料を NDF にて加工）

図 7 試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）の作業ステップ
以下に主な技術課題と対応策や留意点について述べる。
・ X-6 ペネ内堆積物除去等に伴うダスト拡散抑制対策
1 号機 PCV 内部調査アクセスルート構築におけるアブレッシブウォータジェット（以下「AWJ」という。
）によるダスト拡散事象を踏まえ、X-6 ペネ内堆積物除去作業に伴うダスト拡23

散を抑制するために、低圧水洗浄装置による堆積物除去、スプレイカーテンによる拡散抑制等の対策を準備した。また、ダスト拡散抑制対策を考慮した作業手順（試射によるダスト挙動事
前把握、切断作業の細分化等）として、ダスト濃度をモニタリングしながら、徐々に作業を拡大していく等、安全対策が十分考慮されていることを確認している。安全確保を第一としつつも、作業の制約となり工程が大幅に延伸しないような適正なダスト濃度の作業管理値を設定するように東京電力と協議していく。
・ 新型コロナウイルス感染症の影響再拡大リスクへの留意点
楢葉遠隔技術開発センターでの性能確認試験については、英国技術者のサポートが不可欠であり、英国技術者の確保及び情報共有や意思疎通を円滑に行いつつ、不具合が発生した際の英国側のバックアップ体制を維持し、進める必要がある。
また、国内での新型コロナウイルス感染症の影響再拡大のリスクに備え、可能な準備を行っていくことが重要である。NDF としてもこれらの対応等について確認をしていく。
・プロジェクト管理の留意点
海外企業を含めた受注者やその外注先の工程の進捗管理に注意を払い、プロジェクトを進めていくことが重要である。東京電力においては、プロジェクト管理の取組の中で、遅れのリスクを事前評価し、リスク発生の防止策や代替案を立案する取組がより一層必要である。NDF としても、受注者やその外注先の会議体へ参加し、きめの細かい状況の確認を行い、リスクの事前評価をサポートする。
・ 試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）可能範囲の制約と段階的な取り出し規模の拡大への反映PCV 内部調査では、ロボットアームを用いて、ペデスタル内側の既設構造物の状況や堆積物の分布（3D データ）、底部及びプラットフォーム上のガンマ線分布、中性子カウント数分布を可能な限り広い範囲で取得する計画である。しかしながら、設計当初の計画に比べペデスタル
内の構造物やプラットフォームの残置量が多く、ロボットアームが炉底部へアクセスできる範囲が制約され、ペデスタル底部の中性子計測や試験的取り出しの可能な範囲は限定的となる。
楢葉遠隔技術開発センターでのアーム・ツールの組合せ試験結果も反映し、中性子センサ、
3D スキャナー、ガンマセンサ等で取得するデータの範囲、種類、そのデータに基づく炉内状況の評価方法（燃料デブリの分布等）を計画して、事前に準備している。
ペデスタル底部の燃料デブリの取り出しができなかった場合も想定し、プラットフォーム上の堆積物は底部同様に燃料デブリの可能性が高いため、取り出しの対象として計画をしている。制限された範囲での調査や試験的取り出しとなる中で、次の段階的な取り出し規模の拡大に向け必要な情報は何かを事前に十分に検討した上で、確実に作業を進める必要がある。
・ 次ステップ（段階的な取り出し規模の拡大）に向けた人材育成、技術継承
試験的取り出しについては、PCV 内の状況把握が限定的であり、ロボットアームの開発や堆積物、干渉物の除去に不確かさ及び難しさがある。そのため、こうした作業を進める際には、東京電力や関係者において、必要に応じて外部からの招聘も含め現場経験豊富な人材を活用し、現24

場の目線や感覚の浸透を図る人材育成を行っていくとともに、そこで培った技術の継承を行っていく取組が必要である。
3.1.2.3 段階的な取り出し規模の拡大の開発状況と今後の見通し
段階的な取り出し規模の拡大に適用する取り出し用の装置は、試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）装置の仕様を踏襲しつつ、可搬重量の増加やアクセス性を向上するなどの改良を行う。
NDF としても引き続き、研究開発及び東京電力のエンジニアリングの両面から、技術開発の状
況や現場への適用準備の状況を適時把握して、現場適用性や安全性確保の観点から確認していく。
以下に主な技術課題と対応策について述べる。
・ 燃料デブリを持ち込むエンクロージャの閉じ込め性の確保
取り出し作業は、PCV 内から取り出した燃料デブリをエンクロージャへ持ち込み、ユニット
缶に収納し、構内移送のためエンクロージャ外へ搬出するという作業を繰り返し行うことになる。
このため、エンクロージャ内が徐々に汚染するため、閉じ込め性の確保が重要である。
こうした作業は、ロボットアームの出し入れに合わせて、エンクロージャ内の圧力をコントロールしながら実施する。このため、エンクロージャの耐久性を含めた気密性能や動作の信頼性を確認するため、事前のモックアップ試験、装置設置後の試験、その後の異常監視が重要である。
・ マニピュレータの信頼性確保
エンクロージャ内に設置されるマニピュレータは、エンクロージャ内で様々な作業・保守を行う重要な役割を担っており、信頼性の確保が重要である。そのため、事前に様々な作業・保守に対する十分な訓練を行い、作業の再現性を確保することや運転員の養成を行っていく必要がある。
・ 供用期間中の装置類保守の確保と対応策
段階的な取り出し規模の拡大においては、定期的な保守に加えて、万一故障した場合の修理あるいは交換を行う必要がある。エンクロージャが設置される 2 号機の原子炉建屋内は線量が高く、その場での保守は困難であるため、建屋外にメンテナンス建屋を設け、そこまで装置類ある
いはエンクロージャごと移送し、その中で、除染、解体、補修あるいは交換等を実施することを計画している。また、様々な作業を行うマニピュレータは、供用期間中に補修あるいは交換の可能性があり、これをメンテナンス建屋に搬出入する装置の開発を継続中である。
このように修理等を含む装置類の保守性の確保とその対応が極めて重要であるため、東京電力の検討及び準備状況を確認していく。また、こうした供用期間中の装置類保守によって得られる経験を取り出し規模の更なる拡大にも活かしていくことが重要であるため、故障履歴や対応結果を含めたメンテナンス記録を確実に残す仕組みを構築する必要がある。
・ 一時保管設備の詳細設計・製作・据付工事での留意点
一時保管設備は、基本設計、詳細設計を複数の企業が分担している。また、据付に際しては既存設
備との干渉などを事前に解消しておくことや、他の工事との輻輳を避ける等の工程上の調整も必要である。据付工事においても建築工事とセル等の機器の据付がほぼ同時期に実施される可能性もある。
このように設計、据付時に取り合いが多く、工程管理や懸案事項の解決等に東京電力によるプロジェク

25

ト管理が期待されてくる。この一時保管設備の設計、製作、据付等の工事管理は規模が小さいながらも多数の企業が関わることから、仕様調整・取り合い調整を行い、工程をキープしながら工事を進めていく必要がある。この工事での経験や知見は今後の取り出し規模の更なる拡大における作業のプロジ
ェクト管理、工事管理の参考になると考える。様々なトラブルも発生する可能性もあるだろうが、その解決方策等含めて記録を残しながら、この経験を後続作業に活かすことが重要である。
受入／払出セル、一時保管セル内作業ではマニュピレータや遠隔装置を使用する計画である。設計段階においてこれらの装置を用いた作業内容を十分に確認し、潜んでいるリスクの抽出を行ってその対策の検討を行い実行していくことが重要である。また、先行する PCV 内部調査や試験的取り出しにおける遠隔装置に関する知見や経験を参考にして、設計の検証やモックアップ／訓練を行っていくことが重要である。
3.1.2.4 取り出し規模の更なる拡大
取り出し規模の更なる拡大においては、「燃料デブリ取り出しは廃炉事業の重要なプロセスでありその確実な実施は廃炉事業の成否を左右する」ということを踏まえて、総合的な見地（技術的な成立性のみならず事業継続性も見据えて）から工法の検討を行うとともに、東京電力が責任を持って取り組んでいく必要がある。そのため、本節では工法策定の進め方について詳述する。
今なお不確かさが存在する福島第一原子力発電所では、PCV 内部状況の不確かさが検討の障害となっており、前提条件を設定して検討を進めざるを得ない状況がある。今後、技術的成立性を判断する上では、臨界管理、ダストの閉じ込め、遮へい、熱除去等、工法・システムに対する要求事項（境界条件）及び制約条件（敷地利用面積、既設設備との取合い等）を明確にして検討していくことが重要である。
東京電力は、取り出し規模の更なる拡大についての概念検討を、3 号機を先行して実施中であり、燃料デブリ取り出しシナリオを検討するとともに工法の検討を進めている。この中で、2021
年度末までに工法を検討してきたが、俎上に上がった各工法については、難度の高い課題・リスクが数多く抽出されたことから、2022 年度以降は、これらの課題・リスクの対応策に対する現場
適用性、技術成立性の確認を行っていく。これらを確認した結果、予め定めた判断基準を満足できない場合等も考えられるため、その他の工法の検討も考慮しておく必要がある。
以下に取り出しシナリオ・工法を検討する上での留意点について述べる。
・ 取り出しシナリオの策定
工法検討においては、5 つの視点（安全、確実、合理的、迅速、現場指向）に基づき、目標とする安全レベルを満足することはもちろんのこととして、コスト、工程といった属性（評価項目）
も判断指標とする必要がある。検討の初期段階において、これらの評価項目を、多属性効用分析
手法（以下「MADA 評価」という。
）などを活用してできるだけ定量化する必要があり、判断指標と判断基準を明確にすることが最も重要である。これらの設定に当たっては、判断基準を満たしているかどうかを客観的に判断するための材料（例えば、被ばく評価、構造評価等）を予め明らかにしておく必要がある。また、工法検討の結果については、広く社会から受容されるよう、丁寧な情報発信を行う等の努力をしていくことが重要である。

26

PCV 内の状況把握が限定的な中、号機ごとに複数の燃料デブリ取り出しシナリオを検討し、スタートからゴールまでの複数の道筋を明らかにすることは重要である。燃料デブリ取り出しシ
ナリオの検討においては、将来実施される PCV や RPV の内部調査や技術検討により得られる成果を予め複数想定した上で、それらを活用する前提条件の基に検討を行うものである。
こうした複数の道筋を検討した上で、道筋の中のある時点における工法の有力候補絞り込みを行い、その後得られる情報等に応じ、以降の道筋を更に絞り込んでいく取組が重要である。
・ 要求事項の明確化
取り出し規模の更なる拡大については、2 号機の燃料デブリ取り出し（試験的取り出し、段階
的な取り出し規模の拡大）、PCV 内部調査、RPV 内部調査、研究開発、現場環境整備等で得られた知見を踏まえ、収納・移送・保管方法を含め、その工法の検討を進める。その際、2 号機の燃料デブリ取り出しに比べ、作業、装置及び施設が大規模化し、工事範囲が広域化することから、他工事も含めて福島第一原子力発電所全体を見据えた検討が一層重要となる。また、現場の線量が高いこと、PCV 内の状況把握が限定的であること、作業範囲が大規模化する可能性もあることを踏まえ、作業・装置に求める要求事項（閉じ込め、臨界、操作性、メンテナンス性、スルー
プット等）をより明確に設定して進めることが重要であり、要求事項の相互の関係にも留意する必要がある。
以下に東京電力による工法の検討状況、NDF の考えについて述べる。
・ 工法検討の具体的な手順、方法
2021 年度に実施した内容を以下に示す。工法を検討するに当たって、作業プロセスを取り出しプロセスと移送・保管プロセスの大きく２つに分け、さらに、取り出しプロセスは準備作業とPCV 内作業、移送・保管プロセスは PCV 外作業と移送・保管作業の合計 4 つの主要な作業フェーズⅠ〜Ⅳに分類した（図 8 参照）。作業フェーズごとに工法の検討を行うため、各作業フェー
ズで考えられる工法をあらゆる可能性を排除せず幅広く網羅的に抽出（ロングリストの設定）した上で、合理性の低い工法を排除した（ショートリストへの整理）。次に、ショートリスト各々に対し、MADA 評価によりスコアリングを実施した。また、俎上に上がった工法に対し、廃炉・汚染水・処理水対策事業の開発成果や東京電力のエンジニアリング成果や国内外の技術知見を取り入れ、基本仕様、条件等を仮設定した上で工法を検討し、課題・リスクを抽出、整理した（図9 参照）。東京電力の工法検討と並行して、NDF は独立して工法検討を進め、東京電力と NDF は
お互いの検討結果の考え方を確認し、意見交換等を行っている。

27

（東京電力資料を NDF にて加工）

図 8 各作業フェーズのイメージ（プロセスの分割）（東京電力資料を NDF にて加工）

図 9 2021 年度

工法の検討フロー（概要）・工法の検討状況【取り出しプロセス（準備作業、PCV 内作業）】
取り出しプロセスは、作業環境、アクセス方向、一次バウンダリ等により工法が分類され、
気中工法及び冠水工法が俎上に上がってきている。今回の気中工法は、従来から考えられてき
た上アクセス工法と横アクセス工法を単独ではなく組合せした形の工法としている（今回の気中工法のイメージ図は図 10 参照）。
一方、今回の冠水工法については、以下に示すように従来の冠水の考え方と相違している。
従来の冠水工法（PCV に水を張る工法：PCV 冠水工法）は放射線の遮へい効果等に利点があるものの、PCV 上部止水の技術的難度と作業時の被ばく量を踏まえると、実現性が低いと判断されていた（従来の冠水工法（PCV 冠水工法）のイメージ図は図 11 参照）。このため、2017 年及び 2019 年の中長期ロードマップにおける取り出し方針では、気中工法に軸足を置いて進めることとし、冠水工法については研究開発の進展状況を踏まえ、将来改めて検討の対象とすることとしていた。今回の冠水工法は、上述の PCV 冠水工法と相違し、新たな発想

28により、バウンダリとして船殻構造体2と呼ばれる新規構造物で原子炉建屋全体を囲い、原子炉建屋を冠水させる方式の工法である（今回の冠水工法（船殻工法）のイメージ図は図 12 参照）。

◆図 10〜12 共通
装置類のアクセス方向
燃料デブリ、廃棄物等の搬出方向

図 10 気中工法の一例（上アクセスと横アクセスの組合せのイメージ図）

図 11 参考：従来の冠水工法

図 12 冠水工法の一例（PCV 冠水工法のイメージ図）（船殻工法のイメージ図）

その後、これらの気中工法、冠水工法（船殻工法）について、工法検討を進めてきたが、各工法ともに原子力では実績のない工法であり、難度の高い課題・リスクが数多く抽出された。
2022 年度以降は各工法の成立性の検討を進めていくが、課題・リスクの対応策が複数考えられるため、成立性がある程度確認できた後は設計を進めつつ段階的に選択肢の絞り込みを行っていく。また、ホールドポイントを設け、現場適用性、技術成立性等の評価やコスト・工程といった事業継続性を含めた評価を行い、判断基準を満足しなかった場合は下記の①又は②を検討する必要がある。なお、前述のとおり、その他の工法の検討も考慮しておく必要がある（図 13 参照）。
①工法は変更せず、課題・リスク対応策を再検討

2船殻構造体：船殻構造とは、板（面）で受けた力を防撓材（撓みを押さえる骨組み）が支える構造のことで、
船舶・飛行機で用いられている。

29

②その他の工法について、課題・リスクの抽出からやり直し（東京電力資料を NDF にて加工）

図 13 2022 年度以降 工法検討の進め方のイメージ【移送・保管プロセス（PCV 外作業、移送・保管作業）】
移送・保管プロセスは、燃料デブリ処理、燃料デブリ／廃棄物分別、容器、水素対策、保管遮へい等により工法が分類されるが、各選択肢には成立性の観点で大きな差がないと評価された。
2022 年度以降は、取り出しプロセスの検討を優先し、その中で移送プロセスとの接続性の観点での検討を進めている。
・ 2022 年度以降の取組に向けて上述のように、2022 年度以降は、課題・リスクの対応策に対し現場適用性、技術成立性の確認等を計画的に進める必要がある。このため、早期に本検討のエンジニアリング計画を立案し、アウトプットの内容確認やレビュー等のプロジェクト管理を確実に進める必要がある。これを進めるためには、東京電力の要員を十分に確保し、強固な東京電力プロジェクト体制の下で検討を進める必要がある。また、検討する項目が多々あるため、工法の成立性に大きく影響する課題を優先し、各分野（安全／被ばく線量、構造（耐震）、工法、システム、臨界、廃棄物等）の担当者とホールドポイントで確認、共有しながら進める必要がある。そのため、東京電力／NDF の検討
体制を明確にし、より一層の強化が必要である。さらに、工法の検討においては総合的な見地として技術的な成立性のみならずコストや工程といった事業継続性も見据えるべきである。
なお、取り出し規模の更なる拡大に向けた各技術分野の課題については 3.1.2.6 で述べる。
3.1.2.5 事故分析（事故時の発生事象・進展過程等の明確化）活動の継続
燃料デブリ取り出しに向けたこれまでの内部調査により採取された堆積物サンプルの分析が進められている。このような調査・分析により得られる情報は燃料デブリ取り出し工法や保管管理

30

等に直接的に反映される。さらに、事故履歴に関する情報と照らし合わせて、検討及び考察することで現象理解が進み、事故原因の究明及び廃炉へ貢献するとともに、間接的には原子力に関する安全性の向上にも資することになる。
サンプル分析の結果と事故進展の模擬試験、既往の科学的知見を照らし合わせて、事故時に発生した過熱、溶融、化学反応、水素爆発等の個々の事象、それらが経時的に進展していく過程、非常用冷却・減圧機器の作動状況、ケーブル等からの可燃性ガス発生量を推定・確認する活動を東京電力と JAEA が協力して実施している。さらに、東京電力が各号機のオペフロ、非常用ガス処理系（以下「SGTS」という。）等の調査を独自に行っている。
事故の継続的な調査・分析を所掌する原子力規制庁においては、「東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会」を設置して事故分析に係る検討を進めるとともに、状況に応じて東京電力と協働して、2 号機のオペフロ、3 号機原子炉建屋の内部、SGTS フィルタトレイ
ン等の調査を実施し、それらの結果を中間報告として取りまとめている。これらの調査により、
原子力規制庁は、2 号機及び 3 号機のオペフロに設置しているシールドプラグの 1 層目と 2 層目の間に大量の Cs が存在していると評価し、2 号機のシールドプラグに穿孔した穴内での線量測定、及びシールドプラグの変形の有無を確認するための形状測定も新たに実施した。
また、施設解体等の廃炉作業によって事故分析に必要な情報が影響を受ける。その一方では事故分析のための取組が廃炉作業に干渉する等のケースも考えられることから、原子力規制庁は「福島第一原子力発電所廃炉・事故調査に係る連絡・調整会議」を設置し、資源エネルギー庁、東京電力、NDF 等の間で事故分析と廃炉に関する連絡・調整を行っている。廃炉作業と事故調査を両立させる例として、1 号機及び 2 号機 SGTS 配管の一部撤去においては、放射線量率やガンマカ
メラによる測定、切断後に分析用の配管サンプルを採取することを東京電力が計画している。切断時の放射性ダスト放出への対策として、2021 年 9 月から発泡ウレタンの注入作業を開始し、ウレタン注入部をカメラ及びレーザーポインタで確認しながら切断するように改善を図っている。
廃炉作業と事故調査が周辺住民や環境へ影響を及ぼさないように注意が払われている。
国内での事故調査活動に加え、事故進展、燃料デブリ分析に関する国際的な議論の場として、経済協力開発機構／原子力機関（以下「OECD/NEA」という。）のプロジェクトが 2012 年から実施されている。
BSAF、BSAF-2 に続く、PreADES 及び ARC-F を統合した FACE プロジェクトが 2022 年 7 月から開始
されている。12 か国 23 機関が参加しており、詳細については 4 章で記述する。
東京電力においても炉心・PCV の状態の推定と未解明問題に関する検討を行いながら、現場調査を計画的に実施していく予定である。事故から約 11 年が経過し、核分裂生成物（以下「FP」という。）の減衰や現場の環境改善等によって線量が低下し、原子炉建屋へのアクセス性が向上したとはいえ、未だに線量の高い場所は多く存在する。少ない被ばく量で事故時に放出された FP の所在を明らかにするためにも、このように各機関と連携し、合理的な範囲で事故時の発生事象、
進展過程、機器の作動状況を明らかにする活動を継続することが重要である。また、今後の調査等により事故についての新たな事実が明らかになった時には、事故進展解析評価を行うなどの知見を深め反映していくことも重要である。
なお、シールドプラグはオペフロに設置されているため、原子炉建屋 1 階からアクセスを行う
試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）及び段階的な取り出し規模の拡大については、その影響を直接的に受けることはないが、取り出し規模の更なる拡大においては、オペフロから

31

のアクセス（上取り出し）が必要となる可能性も考慮した上で、シールドプラグの線量が高いことを十分に認識し、除染や遮へい、閉じ込め等の対策に留意した取り出し工法の検討を進める取組が重要である。
3.1.2.6 技術要件の技術課題と今後の計画
以下項目の現状と課題について記載する。
（以下は気中工法に対して記載しているものである。
冠水工法（船殻工法）については、3.1.2.4 項で工法の一つとして俎上に上がった状況であるが、2022 年度以降に実施する課題・リスクに対する成立性の確認を進める中で、残された課題の整
理や今後の技術開発の計画を策定していくものとする。
）
3.1.2.6.1 燃料デブリ取り出しにおける安全確保に係る技術課題
燃料デブリの取り出しに関しては、燃料デブリや閉じ込め障壁の状況に大きな不確かさ（非密封、非定型）があり、その中で大量の燃料デブリを不完全な閉じ込め状態で扱う等の安全上の特徴がある。これらの特徴を踏まえた上で安全確保の考え方を整理し、関係者で共有することが必要である。
現在、NDF では、①安全評価を基本とした判断最適化、②廃炉対応における適時性確保、③運
転操作、監視、分析、異常時等の現場運用による設計の補完、を基本とした安全確保の考え方の整理を進めている。また、こうした安全確保の考え方の整理とともに、燃料デブリ取り出しにおける安全確保に係る技術要件を定めて、重点的に検討を進めている。
3.1.2.6.1.1 閉じ込め機能の課題（気相部）
試験的取り出しや段階的な取り出し規模の拡大における、把持、吸引といった燃料デブリの取り出しでは、既存の安全システムでの対応が可能な見通しである。1 号機での PCV 内部調査における干渉物撤去のために用いた AWJ により、ダスト濃度が上昇する経験をしており、今後、同様の作業に対しても水平展開を行い、ダスト濃度を確認しながらステップ・バイ・ステップで作業を慎重に進めることが必要である。その後の燃料デブリ切削等の作業においては、PCV 内の機器や構造物に付着している Cs 等の再飛散や、放射性物質を含んだ水分のエアロゾル化、仮に臨界が発生した場合の短寿命のよう素や希ガス発生等を考慮した気相系の閉じ込め機能の構築が必要である。
また、Cs 等の再飛散以外にもα核種を含む飛散微粒子（αダスト）が発生し、PCV 気相部の放射能濃度が上昇することが懸念される。したがって、PCV 内からのαダストの拡散を極力抑制するとともに、作業員及び公衆への線量影響を許容値内に収めるための気相部の閉じ込め機能の構築が必要である。
このため、燃料デブリ取り出し規模拡大の段階ごとにダスト飛散の傾向把握等を行い、次段階において構築される閉じ込め機能の妥当性を検証しつつ、取り出し規模の拡大を図っていくことが合理的である。東京電力のエンジニアリングでは、廃炉・汚染水・処理水対策事業の成果を踏
まえ、原子炉建屋内のダストのモニタリング設備の拡充や、既設設備を用いた PCV 内の圧力低下ないし負圧化検討等が進められている。今後、作業に伴うαダスト飛散等の状態変化のモニタ
リング結果を基に周囲への影響を評価し、徐々に燃料デブリ取り出しの規模を拡大していく。そ32

の過程において、周囲への影響が増加する可能性も想定し、二次的な閉じ込め機能の構築及びその必要性についても東京電力のエンジニアリングにて検討を進めている。
3.1.2.6.1.2 閉じ込め機能の課題（液相部）
発生するαダストの飛散率を軽減し、気相部への移行を抑制するため、燃料デブリ取り出しに当たっては、燃料デブリに水を掛けながら切削等の作業を行うことが想定される。把持、吸引といった燃料デブリの取り出しにおいては、既存の安全システムでの対応が可能な見通しであるが、その後の燃料デブリの加工や干渉物撤去等の作業に当たっては、大量のα粒子が冷却水（液相部）に混入することとなる。このα粒子を含む冷却水が環境へ漏えいすることを防ぐために、冷却水の循環・浄化系の確立と汚染拡大防止対策を考慮した液相部閉じ込め機能の構築が必要である。
このため、燃料デブリから循環冷却水中へ溶出すると考えられる溶解性核種の除去技術、循環冷却水系のフィルタに捕集された固形物の処理技術について検討していく必要があり、廃炉・汚染水対策事業にて研究開発が進められた。これと並行して、α粒子を含む冷却水の拡散防止の観点で利点となる、PCV から取水し原子炉へ注水冷却する PCV 循環冷却系の構築については、廃炉・汚染水対策事業による研究開発にて検討が進められた。
燃料デブリ取り出し規模拡大の各段階において、合理的な液相部閉じ込め機能を構築するためには、廃炉・汚染水対策事業の研究開発にて得られた成果（燃料デブリ性状等の情報等）を踏まえつつ、段階ごとに冷却水中の放射能濃度の監視等を行い、次段階において構築される閉じ込め機能の妥当性を検証しつつ進めることが合理的である。閉じ込め機能（気相部）と同様に、作業による液相への影響の確認・調査の観点から、循環水系のモニタリングを目的とした設備の追設、設置等について、廃炉・汚染水対策事業の成果を踏まえ、東京電力のエンジニアリングにて検討が進められている。燃料デブリ取り出しの作業中の液相への影響について、α核種を含めた廃液の状況変化のモニタリング結果を基に、徐々に燃料デブリ取り出しの規模を拡大していく。なお、
原子炉建屋内水位を地下水水位より低く維持し、地下水への冷却水の流出を防止することや PCV
内水位を適切に管理することが求められ、この点も考慮して安全システムは構築される。
3.1.2.6.1.3 冷却機能の課題
燃料デブリは崩壊熱を発生しており、例えば、2 号機では最大数十 kW の発熱があると推定されている。現状、原子炉注水による循環冷却を行うことにより、100℃未満（冷温停止状態）を維持している。この冷却機能の維持に当たり、当面取り組むべき技術課題として、各作業が実施可能な PCV 内部温度目標の設定や各作業中の冷却機能への異常発生を想定した対応策等がある。
基本的な対応策は早期の復旧や機動的対応等により冷却を継続することであるものの、異常発生時の時間余裕等を基に PCV 内部状態の変化を評価し、機器の回収等の異常発生時の対応策や手順等を検討しておく必要がある。2019 年度には、冷却設備の運転・保守管理や緊急時対応手順等の適正化を図ることを目的として、原子炉注水の一時的な停止を実施した。この注水停止試験
結果を踏まえて、2020 年度以降は今後の廃炉に向けて各号機の状況を踏まえた目的に応じた試
験を計画・実施していくこととしている。この方針に基づいて、2021 年度には、2 号機と 3 号機で段階的に注水量を低下させる試験により、これまでの 3.0m3/h から 1.7m3/h まで低下させた。なお、3 号機については 2022 年 3 月 16 日に発生した地震後に水位低下が継続したため、

33

2022 年 6 月下旬からは、注水量を 2.1〜2.2m3/h に増やしている。このように、プラントの注水量は、今後の状況に応じて変更する可能性があるが、PCV 水位低下状況等を踏まえ、注水量の更なる低減等の今後の注水の在り方について検討が進められている。
また、燃料デブリ取り出し作業時には、ダストの飛散抑制の観点から、水をかけながら燃料デブリを切削する等の加工を行うことも考えられ、PCV 内部の水位管理や発生する汚染水管理にも留意が必要である。
これらのことから、燃料デブリ取り出し等の作業が既設の循環水冷却・浄化システムとその冷却機能にどのような影響を与えるかについて、状態を監視しながら慎重に進められるよう、監視パラメータ、判断基準等を東京電力のエンジニアリングで計画し、準備しておく必要がある。
3.1.2.6.1.4 臨界管理の課題
現在は、実施計画に基づく未臨界状態の監視により、臨界の兆候は見られていないことが確認されている。また、燃料集合体の溶融によって、炉心溶融の過程で炉内構造物等の不純物の混入があったと想定され、事故進展により炉心部の外の広範囲に燃料デブリが分散した状態にあると推定される。このため、福島第一原子力発電所の燃料デブリは工学的に臨界が起こる可能性は低いと考えられる。炉心溶融の過程で燃料要素より先に制御棒が溶け落ちる、偶発的に粉砕された
燃料デブリが水と最適混合することなどを想定しても、その可能性は小さい。
このように臨界が起こる可能性は低いと考えられるものの、燃料デブリ取り出しは、燃料デブ
リの形状等を変化させる作業である。燃料デブリの形状や作業条件を踏まえた臨界管理を計画し、万が一の臨界を想定しても、速やかな検知及び停止による確実な管理方法の確立が重要である。
取り出し初期においては、燃料デブリの形状を大きく変化させない把持、吸引から加工量を制限しながら取り出すことで管理される。また、取り出し規模を拡大し切削を行う段階においては、
中性子測定、作業前の未臨界度測定や中性子吸収材の投入準備等の措置が講じられる。このように、設計による対応と運転員による監視と作業の一旦停止・再開までの判断を組み合わせた、確
実な臨界管理（臨界監視）を行うことが必要である。
なお、取り出した燃料デブリは、未臨界状態が維持可能な容器に収納し、適切に保管される。
また、取り出し規模の更なる拡大時の循環水系システムの構成及び設備仕様については、東京電力のエンジニアリングにより概念設計が進められている。
3.1.2.6.1.5 PCV・建屋等の構造健全性における課題
PCV、RPV ペデスタル等の主要機器と原子炉建屋に関して、事故後、東京電力の検討や廃炉・汚染水対策事業において、構造健全性等の評価が進められた。その結果、主要機器と原子炉建屋等が一定の耐震裕度を有していることが確認されている。
今後は、既設の主要機器と原子炉建屋等及び燃料デブリ取り出しのために今後新設する機器・設備と建屋（既設の機器・設備と建屋の改造部を含む）が、要求機能を満足し、比較的長期にわたる燃料デブリ取り出しにおいて、①作業を安全に実施できること、②地震と津波を始めとする外部事象に対して所要の安全性を確保できることが必要である。また、③長期的な保守管理を前提としつつ、④今後の PCV 内部調査や燃料デブリ分析結果等で得られる新たな知見を燃料デブリ取り出し設備の設計や工法の検討にフィードバックすることが重要である。

34

また、既設の機器・設備と建屋に関し、2021 年 2 月 13 日及び 2022 年 3 月 16 日に発生した
福島県沖を震源とする地震では、1,3 号機の PCV の水位低下が確認された。いずれの地震でも冷却機能は維持されたが、両地震も踏まえ、中長期を見据えた上記の機能を有する機器・設備と建屋を保全管理するために、事故影響、経年劣化、並びに今後の廃炉期間中に想定される外部事象（地震、津波等）に対する影響評価を進めておく必要がある。これらの影響に関し従来の評価では限定的であったことに鑑み、高線量下での遠隔操作等が困難な課題となる調査計画の立案及び推進に、既往の技術や評価結果を最大限活用する他、状況把握のための要素技術の開発が必要である。その際には、安全性を優先しつつ、原子力分野だけでなく、広く他分野の最新知見と実績の積極的な導入を図ることが有用である。
上記の影響評価に基づいて、今後想定される地震や経年劣化によるリスクへの備えをできることから実施していくことが重要である。以下に地震リスクと経年劣化リスクへの備えについて述べる。
(1) 地震リスクへの備え
今後想定される地震によるリスクへの備えとして、耐震評価によって裕度を見極めた上で、対策を具体化することが重要であるが、その際には現場の不確かさと作業の難易度、作業員被ばくを十分に考慮しなければならない。
耐震評価のためには、事故による影響や経年劣化による減肉等を実状に合わせて考慮し、検討
条件として設定する必要がある。しかし、高線量環境下にあるため、把握できる情報は限定的であり、検討条件の多くを推定に基づいて保守的に設定することにより、対策の難易度を高める可能性がある。したがって、不確かさが高いが故に過度に保守的な条件設定になることを考慮し、事故時の影響のほか、経年劣化の実状を精度良く把握することに努めることが重要である。例えば、計測できるところは限定的ではあるが、配管等の腐食進展速度の計測結果を、モデル分析を踏まえて測定出来ない場所の推定に生かすなど、そのフィードバックの範囲や仕方について、不確かさを低減するべく工夫していく必要がある。
そのほか、地震リスクへの備えの一つとして地震時に発生する応力を低減させる方法がある。
この例としては、事故の影響によって水位が通常運転時よりも高い 1,3 号機の S/C の水抜きを計画中である。このうち、3 号機では、S/C の水抜きに先立って必要となる PCV 本体からの水抜きに着手している。
1〜3 号機の原子炉建屋については、事故後の損傷状態を考慮した耐震評価により一定の安全性を確認している。しかし、上記の主要な設備と同様、燃料デブリ取り出し期間中の長期にわたって、今後、耐震安全性を確認していく必要がある。
そのためには、高線量下のため、実施困難な状況にあるとはいえ、継続的な調査を行い、損傷状態や劣化・腐食状況の把握に努めなければならない。
東京電力では以下の取組を進めているが、継続的な調査により知見の蓄積を図り、建屋の状態に関する情報として集約することが重要である。
・ ロボットやドローン等を活用した無人化・省人化技術の適用
・ 詳細評価が可能な 4 号機を活用したコア採取による詳細調査
・ 地震計の整備と観測記録の活用

35

耐震評価上考慮している部材に対して、上記の調査等により、構造性能の低下、大地震による損傷の追加等の新たな事実や知見が明らかになった場合には、建屋の状態に関する情報を更新し、耐震評価に適宜反映することが重要である。
(2) 経年劣化リスクへの備え
RPV や PCV 等の経年劣化としては腐食による減肉が想定されるため、経年的には構造強度が低下していく傾向にある。このための備えとしては、構造物そのものへの対策と、構造物が置かれている環境への対策が考えられる。前者としては、一般的にはコーティング等があるが、人が容易に近づけないことを考えると難易度が極めて高い。このため、後者の環境への取組を優先して検討する。現状の取組として、原子炉注水に対しては、タンク内での窒素バブリングやヒドラジン注入により、溶存酸素濃度の低減を図る対策を講じており、気相部に関しては PCV 内部に窒素を封入する対策を講じている。
一方で PCV は損傷しており、経年劣化も進展していくことも考えると、特に PCV 内部の酸素濃度が低い状態を適切に継続的に維持していく取組が重要である。
また、既設及び新設の機器・設備と建屋に関しては、燃料デブリ取り出し時の荷重条件（新設される機器・設備の配置、大きさ、重量、PCV／生体遮へい壁への開口の新設等）が今後の設計進捗に応じて具体化される。機器・設備と建屋の構造健全性の確保に向け、サイトの状況を反映しつつ、それらの最新の設計情報に基づいて着実に検討を進める。
3.1.2.6.1.6 作業時の被ばく低減等における課題
中長期ロードマップ、東京電力の廃炉中長期実行プランに沿い、作業エリア・アクセスルー
トの作業環境の改善として、原子炉建屋内の干渉物撤去、線量低減が進められている。試験的
取り出しの準備として、現場の線量低減作業が行われており、2 号機原子炉建屋１階西側の通路、北西部の X-6 ペネ周囲の線量を、概ね 5mSv/h 以下（平均 2〜3mSv/h 程度）に低減させている。今後、燃料デブリ取り出し関連作業として、高線量の設備等の撤去等の作業時の被ばく低減が課題であり、東京電力のエンジニアリングを支援するために廃炉・汚染水・処理水対策事業による研究開発を進めている。
燃料デブリ取り出し関連作業の主な作業エリアは原子炉建屋内等の高線量区域である上、内部被ばくの際の線量寄与が大きい燃料デブリ由来のα核種を含む核燃料物質等を取り扱うことになる。このため、被ばく低減には、より一層の外部被ばく管理及び内部被ばく管理が重要となる。
長期にわたる廃止措置の被ばく低減においては、現場作業の実績、教訓等の知見を蓄積し、ノ
ウハウを伝承することが重要である。取り出し規模の更なる拡大に向けて、試験的取り出しにおけるα核種の取扱技術等の情報を共有し、迅速に次の作業計画へフィードバック可能なようにする必要がある。2021 年 5 月から、試験的取り出しに向けて、α核種の取扱作業における身体汚
染や内部被ばくリスクが懸念されることから、ノウハウを有する JAEA からの指導が開始されている。
特に、燃料デブリ取り出し作業では、原子炉建屋内の作業環境を十分確保した上で、X-6 ペネ
等から PCV 内にアクセスすべきである。原子炉建屋内における作業員の被ばく低減のためには、

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対象範囲の周囲の寄与も含めて線量分布、汚染状況について十分な調査を行い、線源位置、強度を可能な限り特定して線量低減の計画を立てることが重要である。作業エリア・アクセスルートの目標線量率は、作業の成立性を十分に検証し、法令で定められた作業者の被ばく線量限度に対する裕度も考慮して設定する。高線量区域の線量低減計画は、線量限度に従う作業時間と作業達成に必要な作業時間について、可能な限り総被ばく線量を抑制して作業を達成するための管理的対策を行うことが重要である。これらを踏まえ、廃炉・汚染水・処理水対策事業による研究開発
として、安全・効率的な作業計画の策定に向けて、環境調査データを用いた放射線源の特定、デジタル技術によって可視化する環境・線源分布のデジタル化技術の開発を 2021 年度から着手し、要求機能を踏まえた開発を進めている。また、高線量下における環境改善・干渉物撤去のための遠隔技術の開発では、2020 年度から、撤去対象物を選定して、要求機能を踏まえた要素技術を抽出し、技術調査、要素試験の結果から東京電力で実施するエンジニアリングに向けて、遠隔装置の仕様を検討している。
また、作業員の被ばくが個人に偏ることがなく、作業員全体の被ばくも低減できる長期的な作業計画を作成し、全体としての被ばく管理を適切に行うこと及び人的資源である作業員の確保を長期的な視点で進めることが必要である。作業計画、被ばく管理を効率化できるデータベースの整備を行い、福島第一原子力発電所全体の種々の情報を統合的に管理、運転するシステ
ムの構築へとステップ・バイ・ステップで進めていくように支援を行う。
3.1.2.6.2 燃料デブリ取り出し工法に係る技術課題
3.1.2.6.2.1 アクセスルートの確保における課題
燃料デブリ取り出しに係る機器・装置の搬入、設置、搬出、燃料デブリや廃棄物の移送のためには、アクセスルートの干渉物が撤去されるとともにこれらの作業が可能な程度に原子炉建屋内の線量が低減されていること、すなわち、アクセスルートが構築されていることが必要である。
燃料デブリへのアクセスルートを構築するために PCV 等に新たな開口を設ける場合等には、PCV 及び RPV からの放射性物質の放出抑制、既存の構造物の健全性維持に対しても留意が必要である。
中長期ロードマップでは、初号機を 2 号機として試験的取り出しに着手し、段階的な取り出し
規模の拡大に向けて進めていくことが示されており、東京電力は、2 号機 X-6 ペネ等からのアク
セスルート構築の具体的なエンジニアリングの検討を進めている。
一方、取り出し規模の更なる拡大に向けては、これまでの廃炉・汚染水・処理水対策事業における研究開発の成果を踏まえ、PCV 側面開口部から燃料デブリに到達するまでのアクセスルー
ト構築（横取り出し工法）の検討が進められている。横取り出し工法においては、新設の重量構造物と PCV 側面開口部の接続部構造の閉じ込め、遮へいや地震変位への対応が課題であり、軽量化セルと固定レールによる方式やアクセストンネル方式等による技術開発を進めている。
また、横アクセスに加え、上アクセスを含むアクセスルート構築（上取り出し工法）について、
スループット向上を目的に、取り出し準備の工程が短縮できる干渉物撤去技術や搬送方法の検討を行っている。干渉する構造物を一体又は大型に切断して取り出し、閉じ込め、遮へいを確保して搬送する方法等について、その実現性を廃炉・汚染水・処理水対策事業で 2020 年度から検討している。東京電力によるエンジニアリングにおいては、3 号機を対象としてペデスタル内外へ

37

のアクセスがしやすい横取り出しと RPV 内へのアクセスがしやすい上取り出しを組み合わせることが必要となることを想定した工法の全体的なプロセスの検討が行われている。なお、東京電力が行ったオペフロ線量等の測定結果に対する評価として、原子力規制庁が 2,3 号機のシールド
プラグ下面に大量の Cs の存在可能性を指摘したことについて、2021 年後半に行われたシール
ドプラグ下部の原子炉ウェル内の状況及び線量調査、掘削孔の線量調査などの追加調査結果を踏
まえて、上取り出し工法のアクセスルート構築の検討が必要である。
今後、上記の課題も踏まえ、取り出し規模拡大の各段階で得られたデータから、次段階において構築されるべきアクセスルートを具体化していく必要がある。特に、1 号機の X-2 ペネの内側扉の切削時には、作業開始前に想定していた以上の PCV 内のダスト濃度上昇が生じたこと、また、干渉物調査用のカメラチャンバー取り付け時に PCV 内の圧力低下が発生したことがあり、ダスト飛散対策だけでなく、このような予想外の状況に直面した際の対策に時間を要することも考慮した検討や計画が必要である。
3.1.2.6.2.2 機器・装置の開発における課題
試験的取り出し、段階的な取り出し規模の拡大、取り出し規模の更なる拡大の各フェーズにおいて、燃料デブリを取り出すための機器・装置は、安全・確実・効率を重点において開発する必要がある。また、これらのフェーズで開発する機器・装置については、燃料デブリが主に存在すると考えられる RPV 内部及び PCV 底部の現場状況に柔軟に対応するために、耐放射線性、防じん性、防水性、温度範囲、遠隔点検・保守性、遠隔操作性、視野確保、耐震性、衝突回避や異常時自動停止等の保護機構、高い信頼性と適切な冗長性、トラブル発生時に以降の作業を妨げない救援機構、燃料デブリ取り出しの効率性等を考慮した仕様を設定する必要がある。
試験的取り出し、段階的な取り出し規模の拡大用の装置は、廃炉・汚染水・処理水対策事業の研究開発として進めてきている。2 号機の試験的取り出しに適用するロボットアーム等について
2021 年から進めてきたメーカ工場での試験、訓練を終了し、2022 年からは楢葉遠隔技術開発センターでの試験、訓練を進めているところである。段階的な取り出し規模の拡大以降については、
その開発成果を東京電力が引き継いで実現をしていくことが必要である。東京電力は 2 号機に適用するロボットアーム等のエンジニアリングを進めるとともに、それら遠隔装置を使用した燃料デブリ取り出しの運転に向けて 2021 年から教育・訓練の準備を進めている。ロボットアーム等の遠隔装置は、現場に設置する前に想定する PCV の内部環境を模擬したモックアップを活用し、性能検証、操作訓練を十分に行うことが不可欠であり、そのためのモックアップ設備の検討が行われている。
取り出し規模の更なる拡大用の機器・装置については、アクセス用設備の設置工法、干渉す
る PCV 内機器等の解体・撤去技術等に関する横取り出し工法の開発、大型機器の切断、搬送方法及び汚染拡大防止等に関する上取り出し工法の開発が進められている。東京電力は取り出し規模の更なる拡大のための工法策定に向けた概念検討を実施中であり、2021 年度は工法の検討を実施し、各工法の課題・リスクの抽出を実施している。2022 年度以降はこれらの課題・リス
クに対して成立性の観点から検討を進めている。今後の機器・装置の開発は工法の検討状況を踏まえて計画、実施していく必要がある。

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開発の進め方としては、先行する調査、取り出し作業によって徐々に得られる情報に基づいて
柔軟に後段の作業を進めていき、新たな重要課題に対しては開発を継続していくことが必要である。開発された機器・装置についてはシステムとして組み合わせた上で、実際に現場において安全確実に性能が発揮できることを確認するために、モックアップ試験を重ねて検証を行う必要がある。このモックアップ試験は、不確定要素を多分に含む過酷環境条件下に対して、遠隔装置の適用性や遠隔システム全体の運用・保守性の検証を行うため、現場環境を模擬した施設で実施する必要がある。そのため、NDF 及び東京電力は、関係機関と協力し、遠隔モックアップ試験計画の進め方と試験計画レビューの仕組み、整備するモックアップ施設の範囲、必要となる時期、運用管理等について検討を進めてきたが、2021 年度からは東京電力が主体的に検討、具体化を進めている。
3.1.2.6.2.3 系統設備・エリアの課題
安全機能の確保を前提として、過度な設備仕様とならないよう配慮しつつ系統設備等の構築について検討、その結果に基づいて設備を追設する等の必要な処置を講じ、適正に運用していくことが求められる。検討においては、設備の敷設、運転・保守管理に加え、作業員被ばく低減のための遮へい体等も考慮し、十分なエリアが確保され、必要とされる環境条件を満たす必要がある。
この系統設備には、気相部の閉じ込め機能の構築で要求される負圧管理システム、液相部の閉じ込め機能や冷却機能の維持で要求される循環水冷却・浄化システム、臨界管理で要求される臨界管理システム等がある。また、燃料デブリ取り出しに当たって必須である PCV 内部状況の監視のための計測システム（圧力、温度、水位、放射線等）の具体化は重要な課題であり、これらを統合した安全システムの構築に向けて、廃炉・汚染水・処理水対策事業による研究開発を基に前提条件（設備設計条件）を仮設定し、系統設計や配置検討等が東京電力のエンジニアリングによって進められている。
気相系システムに関して、2021 年度には PCV の気密性低下も視野に入れた負圧管理のための前提条件や付帯設備の概念の整理が進められた。また、液相系システムに関する廃炉・汚染水・処理水対策事業においては、溶解性α核種の除去技術や水処理に伴う二次廃棄物の処理技術について開発が進められている。
3.1.2.6.3 燃料デブリの安定保管に係る技術課題
3.1.2.6.3.1 燃料デブリの取扱い（収納・移送・保管）における課題
段階的な取り出し規模の拡大の開始までに、未臨界維持、閉じ込め機能、水素発生対策、冷却等の安全機能を備え、取り出した燃料デブリの収納から移送、保管までの一連のシステムを構築する必要がある。そのため、2021 年度までに以下の検討が進められてきた。
・ 収納缶の基本仕様、すなわち取扱性を考慮した全長や作業効率と未臨界維持を考慮した内径、材質、蓋構造等の策定と、試験による収納缶の構造健全性の実証
・ 収納缶に格納した燃料デブリからの現実的かつ合理的な水素発生予測法の検討とその予測法を用いた収納缶の蓋に設置される水素ガス放出用のベント機構の検討と移送容器内の水
素ガスの蓄積を考慮した安全な移送条件の設定

39

・ ユニット缶内に格納された燃料デブリに対して適用可能で効率的な乾燥技術の開発及びその技術を用いた乾燥システムの検討
さらに、東京電力においてこれらの検討結果を参考にして、段階的な取り出し規模の拡大に必要となる燃料デブリの収納・移送・保管に必要な機器・設備（一時保管用収納缶、受入れ／払い
出しセル、一時保管セル等）を関連する他のプロジェクトと協調しながら具体化する活動が継続されている。また、取り出し規模の更なる拡大に向けて敷地全体の利用計画を踏まえて保管場所を検討し、そこまでの具体的な移送ルートや保管技術／形式の検討も進められてきている。この検討は粒状、塊状の燃料デブリを対象としてきた。燃料デブリの加工に伴って発生する粉状の燃料デブリはガス管理システムや、冷却水循環システムにおいて粉状、スラリー・スラッジ状態で回収することが検討されている。そのため、この検討の進捗に合わせて粉状、スラッジ・スラリ
ー状の燃料デブリを安全、確実、合理的に保管するための方法、必要となる機器や設備の検討に着手しており、着実に進めていく必要がある。
現在、燃料デブリの性状に関する情報、知見が限定的であることから、燃料デブリの性状を保守的に想定して機器・設備を設計することになる。取り出し規模の更なる拡大時の燃料デブリの収納・移送・保管のための設備、施設の設計では試験的取り出しや段階的な取り出し規模の拡大において収集・蓄積される水素発生量や燃料デブリ性状等の各種計測データや、構内移送容器の受け入れから一時保管までの作業における燃料デブリの取扱いに関する知見や経験を活用して合理化を進めることが重要である。
なお、中長期ロードマップにおいては、取り出した燃料デブリの処理・処分については燃料デブリ取り出し開始後の第 3 期に決定することとされている。
3.1.2.6.3.2 燃料デブリ取り出し作業時における仕分けの課題
燃料デブリ取り出しの作業においては、溶融した炉心燃料が金属類と混合・固化した燃料デブ
リや、溶融した炉心燃料が PCV 底面のコンクリートと混ざり合って生成された化合物（MCCI 生成物）の他に溶融燃料が部分的に付着した干渉物や構造物等も PCV 内から取り出される。さらに、燃料デブリの加工に伴って発生する粉状の燃料デブリも回収される。これらのうち、微量な溶融燃料が付着・混合しているものも全て燃料デブリとして保管すると、燃料デブリ保管施設及び必要となる敷地規模も大型化する等の廃炉を進める上での阻害要因となる可能性がある。
燃料デブリはその特徴から未臨界状態を維持した取扱いや保管のために特別の配慮や設備・システム等が必要と判断されることから、核物質の量や含有濃度の測定結果に基づいて燃料デブリと放射性廃棄物を区分して別個の保管状態に持ち込む（仕分け）ことを目指すのが望ましい。これへの対策として以下の検討が実施された。
・ PCV 内から取り出される物質（燃料デブリや構造物等）を燃料デブリと放射性廃棄物に仕分ける作業に関し、取り出しから保管までの作業プロセスのどのステップで実施することができるかについての検討（仕分けのシナリオの検討）
・ PCV 内から取り出される物質内に対して核物質量やその含有濃度を非破壊で測定ないしは推定できる可能性のある技術・装置の調査（計測技術の候補の調査）

40これらの検討から、PCV から取り出される物質に対して核物質量やその含有濃度を計測ない
しは推定することは制御棒成分（中性子吸収材）を含む種々の物質が不均一に混合している等により現時点で難度が高く、新たな技術開発が必要とされた。
計測技術・装置の開発においてはその計測誤差の把握が重要である。計測誤差に影響を与える
因子としては、燃料デブリの性状、ユニット缶や収納缶への収納状態等の計測装置自体に依存する誤差以外のものが少なからず存在する。しかし、これら因子の影響の程度は燃料デブリの性状に関する知見が不足している現時点において極めて不確実である。そのため、模擬燃料デブリ等を用いた実際の計測を繰り返すことによる計測データの蓄積や実際の計測装置の開発と並行して、計算機上での多くの数値実験によって蓄積される計測誤差への影響因子の特定と影響の強さ等の知見を実際の計測装置の開発に反映していくことは研究開発のコスト及び期間短縮上有利と考えられる。つまり、性状や収納状況等の異なる種々の条件の燃料デブリが計測誤差に与える影響を把握することや、計測誤差を低減するための計測技術・装置の変更・改良等（例えば、遮へい材の仕様やその設置場所等）も計算機上の数値実験で検討することが可能である。2021 年
度の廃炉・汚染水・処理水対策事業において数値実験を主体とした検討で一定の成果を得た。
2022 年度以降は、上述の数値実験を主体とした解析的なアプローチによる計測装置の開発の他に、現在使用可能な計測装置による模擬燃料デブリやスリーマイルアイランド原子力発電所 2 号炉（以下「TMI-2」という。）の燃料デブリ等の実計測を並行して実施して、計測装置の開発を継続、加速することが重要である。
試験的取り出しや段階的な取り出し規模の拡大において、限定的ではあるがサンプル分析により実燃料デブリの性状に関する知見が得られる可能性がある。この知見が得られれば非破壊計測
装置の計測結果が大きな誤差を含むことがないかチェックすることも可能である。
このような方法による燃料デブリと放射性廃棄物の保管状態を区分（仕分け）するために必要な計測技術・装置の開発を継続して、その実機適用性及び実効性を高めていくことが重要である。
3.1.2.6.3.3 保障措置方策の課題取り出した燃料デブリに対する計量管理や保障措置は前例のないことであり、その検討や現場への適用に際して東京電力が技術的課題に直面する可能性があるため、NDF は、計量管理や保障措置に係わる既存技術を広範囲に調査することで東京電力の技術支援に備えるとともに、エン
ジニアリング的視点も踏まえながら、保障措置の適用に係る設備対応が廃炉工程に影響を与えないことをプロジェクト進捗状況から確認していく。
本節に述べた主な技術課題と今後の計画を整理すると、図 14 のとおりである。

41

短期（至近3年）
年度

2022

2023

中長期（2025年度〜2033年末）
27
28
29
2027

2024

30

31
2033(年)▽ 2号機の燃料デブリ取り出し開始

関連するマイルストーン
試験的取り出し（内部調査及び燃料デ
ブリ採取）
（2号機）

※中長期ロードマップでは2021年内取り出し開始となっているが、新型コロナウイルス感染拡大の影響や、その後の試験や現場の状況等を踏まえ、作業の安全性と確実性を高めるために工程を見直し
現場作業

建屋内
環境改善

試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）、
燃料デブリの性状分析

取出装置等の製作・設置：作業期間：変更が見込まれる期間
各項目の現場工事等に関わる技術的検討等
研究開発：必要に応じ実施
廃炉・汚染水・処理水対策事業における技術課題

基礎・基盤研究

建屋内環境改善

段階的な取り出し規模の拡大（2号機）

燃料デブリ取出設備／安全システム／
燃料デブリ一時保管設備／メンテナンス設備

設計・製作

段階的な取り出し規模の拡大
設置

燃料デブリの性状分析

RPV内部調査
廃炉・汚染水・処理水対策事業、東電自主事業
における検討-PCV内部詳細調査技術の開発-燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術の開発

東京電力による技術検討
段階的な取り出し規模拡大に向けた技術課題①取り出しシステム（装置の耐久性向上、輸送台車の授受検証）の準備、②段階的な取り出し規模拡大のための装置製作③燃料デブリ・廃棄物保管設備の準備
1号機建屋内外環境改善（建屋内：線量低減／干渉物撤去等、
建屋外：1・2号機SGTS配管撤去／1,2号機排気筒下部撤去／変圧器撤去等）

取り出し規模の更なる拡大（1/3号機）3号機建屋内外環境改善（建屋内：PCV水位低下／線量低減／干渉物撤去等、
建屋外：3,4号機排気筒撤去／変圧器撤去等）
PCV内部調査

燃料デブリ取出設備／安全システム／燃料デブリ保管施設／メンテナンス設備／訓練施設等 ※概念検討、現場適用性検証、開発、設計

製作・設置・取り出し

廃炉・汚染水・処理水対策事業、基礎・基盤研
究における検討-原子炉建屋内・外の環境改善のための技術開発
躯体・機器設備の劣化状況等の評価方法の開発-放射性物質の分布を可視化し、被ばく量の低減に寄与する研究放射線と腐食・材料劣化の関係に関する研究-１号機PCV内部詳細調査技術の開発-RPV内部調査技術の開発／RPV内部調査の高度化-RPV内部簡易調査技術の開発-燃料デブリ性状把握のための分析技術の開発-分析技術の実証（放射性物質分析・研究施設
活用）-非破壊測定を含む取り出された燃料デブリの分析
評価手法に関する研究
放射性物質・核燃料物質の分析技術の高度化に関する研究-PCV内状況推定の高度化-燃料デブリの分析と解析・評価により炉内状況の推定及び事故事象に関する研究-燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発-燃料デブリ取り出し及び保管時の安全を確保に関する研究-放射性物質の分布を可視化し、被ばく量の低減に寄与する研究-燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発-燃料デブリ取り出し及び保管時の安全を確保に関する研究-１Ｆ廃止措置統合管理のための支援技術の開発

東京電力による技術検討
燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大に向けた技術課題①燃料デブリの取り出し工法の開発（横取り出し／上取り出し／横・上共通）
アクセス用設備の設置工法の開発、解体撤去技術の開発、大型構造物取り出しコンセプト実現に向けた技術開発、加工・回収技術の開発他②安全システムの開発（液体系システム／気体系システム、臨界管理）
放射性物質を取り除く機能強化、ホウ酸回収等ホウ酸管理の技術開発、ダスト挙動評価・回収③閉じ込め技術の強化・高度化 受動的管理による放射性物質の閉じ込め技術の開発④安全評価技術の開発 デブリ飛散率データ取得、被ばく評価のための分析方法⑤遠隔装置保守技術の開発 汚染した遠隔装置の除染・保守技術の開発※ 3号機を先行して検討を進め、1号機に展開することを想定

図 14 燃料デブリ取り出しに係る主な技術課題と今後の計画（工程表）

42

3.2 廃棄物対策
3.2.1 目標と進捗（目標）(1) 当面 10 年間程度に発生する固体廃棄物の物量予測を定期的に見直しながら、発生抑制と減容、モニタリングを始め、適正な保管管理計画の策定・更新とその遂行を進める。
(2) 2021 年度に示した処理・処分方策とその安全性に関する技術的見通し（以下「技術的見通し」という。）を踏まえ、固体廃棄物の特徴に応じた廃棄物ストリームの構築に向けて、性状把握を進めつつ、処理・処分方策の選択肢の創出とその比較・評価を行い、固体廃棄物の具体的管理について全体として適切な対処方策の検討を進める。

＜「固体廃棄物についての基本的考え方」のポイント＞① 閉じ込めと隔離の徹底
・人が有意な被ばくを受けないように、放射性物質と人の接近を防ぐための閉じ込めと隔離を徹底② 固体廃棄物量の低減
・廃炉作業に伴って発生する固体廃棄物について、可能な範囲で物量を低減③ 性状把握の推進・固体廃棄物の処理・処分の検討を進めていくための、分析試料数の増加に対応した適切な性状把握④ 保管・管理の徹底・発生した固体廃棄物について、その性状を踏まえた安全かつ合理的な保管・管理
・福島第一原子力発電所の敷地内で確実に保管・管理できるよう、保管容量の確保⑤ 処分を念頭に置いた先行的処理方法の選定手法の構築
・処分の技術的要件が決定される前に、安定化・固定化するための処理（先行的処理）の選定手法を構築し、先行的処理方法を選定⑥ 固体廃棄物の管理全体を俯瞰した効率的な研究開発の推進
・性状把握、処理・処分の研究開発の各分野が連携し、固体廃棄物の管理全体を俯瞰した上で、必要な研究開発課題を確認⑦ 継続的な運用体制の構築
・固体廃棄物の管理全体を安全かつ着実に継続していくため、関連する施設の整備や人材の育成を含めた継続的な運用体制の構築⑧ 作業員の被ばく低減対策等
・関連する法令に基づいた被ばく管理、健康管理、安全管理を徹底（進捗）
廃棄物対策は、発生から、保管・管理、処理等を経て処分に至るまでの各段階でリスクを低減しつつ、最終的な処分の実施の見通しを得る必要がある長期にわたる取組である。
福島第一原子力発電所の廃炉に伴い発生する固体廃棄物は、多種多様な性状を有する廃棄物が大量に存在することから、中長期ロードマップで取りまとめられた固体廃棄物についての基本的考え方に基づく取組を進めている。東京電力には発生する固体廃棄物の安全かつ合理的な保管・43

管理を徹底することが求められている。固体廃棄物の性状把握から処理・処分に至るまで一体となった対策の専門的検討は、NDF を中心に関係機関が各々の役割に基づき取組を進めており、性状把握のための分析能力の向上、柔軟で合理的な廃棄物ストリーム（性状把握から処理・処分に至るまで一体となった対策の流れ）の構築に向けた開発の成果を踏まえ、2021 年度に、技術的見通しを示した。中長期ロードマップでは、第 3 期には、固体廃棄物の性状分析等を進め、廃棄体の仕様や製造方法を確定するとされているため、固体廃棄物の具体的管理について全体としての適切な対処方策の検討に着手した。
なお、これまでは固体廃棄物に関する廃炉・汚染水・処理水対策事業は、IRID が中心に担ってきたが、2023 年夏頃に現在の継続期限を迎えることに備え、2022 年度開始事業より、JAEA を中心とした体制となっている。
3.2.1.1 福島第一原子力発電所における保管・管理の現状
固体廃棄物の適切な保管・管理を行うため、東京電力は保管管理計画を公表し、今後 10 年程度の固体廃棄物の発生量の予測とそれに伴い必要となる廃棄物関連施設の設置等の方針を示している。
この計画に基づき、水処理二次廃棄物及び再使用・リサイクル対象を除く全ての固体廃棄物の屋外での一時保管を 2028 年度内までに解消するとしており、それに必要な設備の整備を進めている。
技術的見通しにおいて、廃棄物ヒエラルキーの考え方（廃棄物対策として取るべき方策は、①
廃棄物発生抑制、②廃棄物量最小化、③再使用、④リサイクル、⑤処分、の優先順位とする。①の方策から優先的に可能な限り取り組み、⑤の処分は最後の手段とする考え方（図 15））を実践している諸外国の例を示したが、東京電力でもこの考え方に対応する取組が実行されている。
再使用・リサイクル対象のうち、コンクリートガラについては破砕し、表面線量率がバックグ
ランド相当と確認した上で、路盤材としてリサイクルを実施している。また、金属については、
リサイクルに供するための除染方法として溶融除染等の検討が行われている。廃炉・汚染水・処
理水対策事業においても、この実現に必要な研究開発として、溶融・除染時の核種分配挙動の解
明と溶融処理後の検認手法に係る検討に着手した。
水処理二次廃棄物についても、内包する放射能量の大きい吸着塔を優先的に建屋内保管に移行する計画としており、吸着塔類の保管施設として、大型廃棄物保管庫の建設が進められている。
また、含水率が高く流動性のある多核種除去設備等で発生した ALPS スラリー及び除染装置スラッジについては、より安全に保管・管理を行うため、前者については安定化（脱水）処理（2024年度の処理設備設置予定）を行い、後者については、現在の保管場所である建屋内地下貯槽から回収し、脱水処理、容器収納して高台の保管施設へ移送（2023 年度回収着手予定）することとしている。
これらの固体廃棄物は一部を除いて今後も継続的に発生するとともに、燃料デブリ取り出しに伴って今後は新たな固体廃棄物が発生する。

44

図 15 NDA における廃棄物ヒエラルキーの概念と福島第一原子力発電所における対応策

3.2.1.2 処理・処分方策の検討
性状把握について、対象とする固体廃棄物とその優先度、分析の定量目標等を定める中長期的な分析戦略を策定するための方法論確立に向けた検討を行っている。これまでに確立したデータを簡易・迅速に取得するための分析手法については、その成果を放射性物質分析・研究施設第 1棟（2022 年 6 月竣工）において、標準的な分析法として利用するための取組に着手した。また、
高線量廃棄物の分析データの取得に向け、セシウム吸着塔の吸着材を採取する技術の現場実証に取り組んでいる。
保管・管理については、高線量廃棄物保管時の水素発生対策として重要なベントフィルタの機能を維持するため、フィルタの劣化（閉塞・破損）に影響を与える要因（水素脆化、放射線劣化等）とその確認方法について検討・整理した。また、水素発生以外の懸念事象に関し、国内外の事例を基に、保管中の課題とその対策に関する検討を行った。
処理技術については、技術的見通しで高温処理技術の ALPS スラリー等への実機適用の見通しを確認したところであるが、さらに処理時の Cs 揮発抑制のための詳細な検討を行った。低温処
理技術については、実規模試験による実機適用の見通しの確認を行ったとともに、更なる固化可能性検査手法や固化体の変質に関する課題の検討に取り組んでいる。また、低温処理技術の適用範囲の拡大等、技術オプションの拡大に資するため、熱分解処理等の中間処理技術について、有機物の無害化、反応性・腐食性物質の不活性化等への適用性の確認に着手した。
処分技術については、処分概念に求められるニーズへの対応策構築のため、廃棄物ストリームの検討が進んでいる廃棄物について、必要な情報・知識の調査を行っている。また、固体廃棄物処分に関して重要なシナリオ抽出のために、処分施設における重要事象進展のストーリーボード
3の構築を開始した。

3.2.2 主要な課題とそれを実現する技術戦略
第 3 期には、固体廃棄物の性状把握等を進め、廃棄体の仕様や製造方法を確定するとされているため、性状把握、処理・処分の各分野の連携の下、必要な研究開発課題を確認しつつ、固体廃3

処分システム全体のふるまいを俯瞰し、時間・空間スケールに関する整合性を確認できるようにする絵コンテ

45

棄物の具体的管理について全体としての適切な対処方策の検討を進める。具体的には、まず処理技術に関する未対応の課題や中間処理に関する検討及び処分オプション案の検討により、処理・処分方策の選択肢の創出を行い、その上で、明らかになりつつある性状データ等を用いて選択肢の比較・評価を行い、固体廃棄物の特徴に適した廃棄物ストリームの構築等の検討を進める。
3.2.2.1 性状把握
分析データを蓄積しながら、固体廃棄物のインベントリ評価について不断の改善を行い、処理・処分を含む固体廃棄物対策への反映を継続していく必要がある。その際には、ガレキ類等の低線量廃棄物、水処理二次廃棄物や燃料デブリ取り出しに伴い発生する廃棄物等の高線量廃棄物について、それぞれの特徴に応じた取組を進める必要がある。
低線量廃棄物については、分析作業自体の困難性は高くないものの、物量が膨大であることか
ら全数測定の実施には膨大な時間を要し、前述の物量低減とともに効率的な分析・分析計画法が必要となる。そのためには必要な精度を効率的に担保するアプローチが重要となり、その実現に向けて簡易・迅速化により効率的な分析を進めるとともに、DQO プロセス4と統計論的方法を組み合わせた効率的な分析計画法の確立を目指すことが必要である。
高線量廃棄物については、試料採取や分析自体が困難であり、取得される分析データの数が限定されることから、移行モデルに基づく統計論的インベントリ推定が重要なものとなる。現在実施中のセシウム吸着塔からの試料採取・分析に向けた取組を継続するなど、DQO プロセスと統計論的方法を組み合わせた分析計画法による効率的な実試料のデータ取得に取り組むとともに、移行モデルの精度向上を目指すために採取すべきデータの優先度を検討することが必要である。
性状把握については、試料採取が容易なものを分析する段階から、廃棄物対策において重要な試料を採取・分析する段階になってきている。今後は対象とする固体廃棄物とその優先度、分析の目的と定量目標等を定める中長期的な分析戦略を策定し、それに基づいて分析・評価を進める
ことが重要となる。DQO プロセスと統計論的方法を利用した分析計画法による年度の分析計画策定、データ取得・分析、取得したデータの処理・処分方策検討への反映とその効果の評価、評価
結果に基づく次期中長期分析計画の策定のフローを確立するため、その試行実績を蓄積し、妥当性を確認することが有用である。
分析施設については、JAEA 茨城地区の分析施設等の既存の分析施設に加え、放射性物質分析・研究施設が 6 月に竣工、また東京電力による新たな分析施設の設置が計画されており、様々な固体廃棄物の性状把握を並行して実施することが可能となる。対象とする固体廃棄物によって求められる分析の対象核種や分析項目、精度、分析試料数等が異なるため、施設の特徴や分析の目的に応じた適切な役割分担に基づく体制の構築が必要である。
3.2.2.2 保管・管理
固体廃棄物の保管・管理については、放射能濃度や性状等、リスクに応じて適切に行う。また、保管・管理状況のモニタリングやサーベイランスにより必要な情報を得つつ、性状把握に資する
多様な情報という観点からも、測定項目・測定時期等を見直していくことが重要である。

4

米国環境保護庁により開発された、意思決定のために分析試料のサンプリングを計画する方法。

46

中長期ロードマップで、水処理二次廃棄物及び再使用・リサイクル対象を除く全ての固体廃棄物の屋外一時保管を 2028 年度内までに解消するとされていることから、その達成のため、伐採
木や使用済保護衣等の焼却、金属・コンクリートの切断・破砕など減容等を進め、建屋内保管への集約を着実に進める必要がある。
ALPS スラリー安定化処理設備の設置時期の遅れにより、安定化処理までに積算吸収線量の上限値（5,000kGy）を超え、移替えが必要となる HIC の基数が増加している。静置時の健全性に直ちに影響があるものではないものの、移替えまで適切に管理するとともに、安定化処理設備の早期の設置及び当面の移替えを安全に完了することが必要である。
燃料デブリ取り出しに伴って発生する廃棄物等の高線量廃棄物について、2021 年度までの研究
開発の成果によって燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大を想定した課題と対策は明確にした
ところであり、今後は燃料デブリ取り出し工法の検討に応じた見直しが必要である。なお、それ以前に行われる燃料デブリ取り出し作業（試験的取り出し、段階的な取り出し規模の拡大）において発生が想定される固体廃棄物の保管・管理についても確実に対策を講じる必要がある。
敷地内には事故前から保管されている固体廃棄物も存在し、燃料デブリ取り出し作業終了後には大量の解体廃棄物の発生も予測されことから、固体廃棄物の保管容量を増大する対応のみでは何れ限界となるため、固体廃棄物発生量を可能な限り低減する取組を進めることとする。
物量低減は、今後の廃炉作業の進展に応じた固体廃棄物の保管容量を確保し、その管理を安全かつ合理的に進める上で、極めて重要な対策であり、まずはこれまで実行している対策を着実に継続することが必要である。固体廃棄物は今後も発生し続けることから、より物量を低減するた
めに他国の先進事例を参考に、更なる可能性の検討を継続していくことが重要であり、期待される効果と実現可能性を考慮して、具体化していくことが望ましい。
表面線量率が極めて低い金属の再使用・リサイクルの実現のため、金属のリサイクルに向けた除染方法として溶融除染（溶融スラグ除染法）について検討が進められている。溶融スラグ除染法による金属リサイクルは、既に欧米諸国で多くの実績があり、有望な候補技術と考えられることから、欧米諸国と福島第一原子力発電所で条件が異なる部分（対象核種等）に着目し、その適用性の評価に取り組むことが重要である。
コンクリートガラについては、表面線量率がバックグランド相当と確認された部分は既に路盤材としてリサイクルされているが、廃炉作業の進捗に応じ継続的に発生することから、今後の発生量とリサイクル量のバランスを適切に評価し、追加の対策が必要となる場合は、リードタイムを考慮した対応を検討しておく必要がある。
3.2.2.3 処理・処分
全ての廃棄物ストリームを束ねた全体像の最適化・合理化に向けた方策の具体化のため、廃棄物ストリームごとの処理・処分方策の最適化・合理化の試行例を積み重ね、廃棄物ストリームごとの最適化の知見を幅広く得る。そのため、図 16 の一連の検討に必要となる処理技術、処分技術の研究開発に継続して取り組む必要がある。
処理技術に関しては、これまで研究開発を進めてきた低温・高温処理技術について、未対応となっている課題に取り組む必要がある。これまでに低温・高温処理技術の適用について検討されていない廃棄物ストリームについて、必要に応じて評価を行うとともに、作製される固化体の処

47

分後の地下水への浸出性能等の評価を行う。低温処理技術については、固化可能性検査手法や固化体の変質に関する検討を行う。高温処理技術については、固化処理プロセスだけでなく供給系や排気系を含めた処理システム全体としての成立性が課題であり、処理の開始時期に応じた適切な時期に検討を行う必要がある。
処分技術に関しては、処分概念の信頼性を高めるために、固体廃棄物の特徴を踏まえ、処分施設の長期変遷挙動の検討に基づき処分概念の成立性を評価し、処分概念の検討に反映することが必要である。また、成立性の示された処分概念に適切に廃棄物を割り当てるためには、廃棄体の特性、処分施設やその周辺の環境条件の変化等を、適切に線量評価のシナリオやパラメータに反映した上で試行を繰り返すことにより、これらのシナリオやパラメータの線量への感度構造に関する知識を拡充する。この知識を活用し、安全で合理的な処分オプション案を提示することが重要である。さらに、この処分オプションを反映した廃棄物ストリームの対象を広げ、福島第一原
子力発電所の固体廃棄物全体を俯瞰した処分オプション群の検討を行い、性状把握で必要な精度や廃棄体性能の目標の提示等の処分以外の分野と連携して、固体廃棄物の具体的管理について全体としての適切な対処方策検討に寄与する。
これらの検討の際には、最新知見を反映すること及び利用可能な最良の技術(Best Available
Techniques)の概念を適用することにより、利用実績や経済的実現性をも考慮して、最適な方策を柔軟に検討することが重要である。検討が進み、廃棄物の全体像に対する処理・処分方策を固めていくに当たっては、地元・社会と問題意識を共通理解にするなど、最適化に向けた検討の過程を共有することが重要である。

図 16 固体廃棄物の安全な処理・処分方法を合理的に選定するための手法
本節に述べた主な技術課題と今後の計画を整理すると、図 17 のとおりである。

48

2021

年度

2022

2023

2026

2031（年）

現場作業
各項目の現場工事等に係る技術的検 討等

関連するマイルストーン

研究開発

処理・処分方策とその安全性に関する技術的見通

屋外保管解消1. 性状把握（1） 分析データの取得・管理等

試料採取

高線量試料採取技術開発

分析の実施

廃棄確認方法の整備・確立

廃棄確認に向けた分析・測定（2） 性状把握の効率化

統計論的インベントリ推定方法の適用性検討、精度向上

分析計画の検討（中長期・年間分析計画策定、分析核種や定量下限値、試料採取数等の検討）

放射性物質分析・研究施設の整備（3） 分析能力の向上

分析人材育成2. 保管・管理

保管・管理（1） 保管管理計画

保管管理計画の策定・見直し（2） 保管・管理方法の検討（3） 物量の低減

燃料デブリ取り出しに応じた見直し（種類・物量等の評価）

搬入抑制、再使用、再利用、減容処理等

減容・再利用技術に関する開発

3. 処理・処分（1） 処理技術

処理技術開発、固化体の長期安定性評価

中間処理技術の開発

固体廃棄物に適した処分概念の創出（2） 処分技術

安全性評価技術の信頼性向上（3） 廃棄物ストリームの検討

固体廃棄物に適した廃棄物ストリームの抽出

安全確保の方法論構築

廃棄物管理全体での適切な対処法策検討

図 17 廃棄物対策に係る主な技術課題と今後の計画（工程表）

49

3.3 汚染水・処理水対策
3.3.1 目標と進捗（目標）(1) 汚染水問題に関する 3 つの基本方針（汚染源を「取り除く」、汚染源に水を「近づけない」、
汚染水を「漏らさない」）の下、構築された水位管理システム運用を継続しつつ、2025 年内に汚染水発生量を 100m3/日以下に抑制するとともに、2022 年度〜2024 年度には原子炉建屋
滞留水を 2020 年末の半分程度に低減する。また、汚染水対策の安定的な運用に向け、津波対策や豪雨対策等の大規模自然災害リスクに備えた対策を計画的に実施する。
(2) 今後本格化する燃料デブリ取り出し等の廃炉工程との関係を整理するとともに、中長期を見据えた汚染水対策の在り方についての検討を進める。
(3) 現在タンク保管中の ALPS 処理水について、「ALPS 処理水の処分に関する基本方針」（2021
年 4 月）から 2 年程度後の放出に向けた対応を進める。
（進捗）
燃料デブリに接触した冷却水と建屋に流入した地下水・雨水が混合した汚染水である建屋滞留
水は、放射性物質に起因するリスクの低減対策という観点では、相当量の放射性物質（インベントリ）が溶存した液体であることから潜在的影響度が高く、本来あるべき保管状態にないことから管理重要度も高い状態にある。この建屋滞留水の処理は、循環注水を行っている 1〜3 号機原子炉建屋、浄化処理のため汚染水を一時的に貯水しているプロセス主建屋及び高温焼却炉建屋を除いて 2020 年に完了し、保有水量は大幅に低減したものの、未だ潜在的影響度は高いレベルにある。
現在、汚染水・処理水対策として、以下の 4 つの取組が進められている。
(1) ３つの基本方針（汚染源を「取り除く」、汚染源に水を「近づけない」、汚染水を「漏らさない」）に従った汚染水対策の推進に関する取組
陸側遮水壁、サブドレン等の重層的な汚染水対策により、原子炉建屋周辺の地下水位を低位で安定的に管理するとともに、建屋屋根の損傷部の補修や構内のフェーシング等により、降雨時の汚染水発生量の増加も抑制傾向となり、汚染水発生量は、対策前の約 490m3/日（2015 年度）から約 130m3/日（2021 年度）まで低減した。2025 年内には 100m3/日以下に抑制することに向け、他の廃炉作業等との干渉を調整しながら、屋根の補修やフェーシング範囲の拡大を進めている。
(2) 滞留水の処理完了に向けた取組
1〜3 号機原子炉建屋、プロセス主建屋及び高温焼却炉建屋を除き、建屋滞留水の処理が 2020年に完了した。また、2022〜24 年度に原子炉建屋滞留水を 2020 年末の半分程度に低減させる
ことを目指しており、2 号機原子炉建屋では、PCV の圧力やダスト濃度などのパラメータを監視しながら慎重に水位を低下し、2022 年 3 月に目標水位である T.P.-2,800 へ先行到達させた。

50

今後、原子炉建屋滞留水量の半減に向け、引き続き、サブドレン水位を低下させながら、建屋
内水位を低下させる計画であるが、これに伴って原子炉建屋底部に存在するα核種を含むスラッジ（以下「αスラッジ」という。）対策の課題の重要度が増している。αスラッジについては、
粒径分布や化学組成が分析され、適切な孔径のフィルタにより大部分を除去できる見通しが得られつつある。また、プロセス主建屋及び高温焼却炉建屋の滞留水処理完了に向け、最下階に存在する高線量のゼオライト土嚢についても、線量率調査や回収に向けた工法検討が進められている。
滞留水処理が完了し、床面露出をさせた建屋については、床面に存在するスラッジ等の回収方法の検討が進められている。
(3) 汚染水対策の安定的な運用に向けた取組
津波対策として、2020 年 9 月に千島海溝津波防潮堤、2022 年 1 月に建屋開口部の閉止対策が完了し、その後は日本海溝津波防潮堤の設置、陸側遮水壁の保全強化、サブドレン等の集水機能
設備類の護岸側から高台への移転、除染装置スラッジの高台への移送などを進めている。豪雨対策としては、1〜4 号機周辺における浸水リスクの解消を目指す D 排水路の設置や既存排水路の排水機能強化等が進められている。
また、陸側遮水壁等の重層的な対策の重要性は変わっていないものの、ブラインの漏えいなど設備の損傷等が発生していることも踏まえ、今後、監視を強化し、予備・代替品の調達・手配の整備や、早期に復旧対策に取り掛かる体制の構築が重要である。さらに、2021 年 2 月 13 日、2022 年 3 月 16 日に発生した地震では処理水を貯蔵するタンクにおいて、漏えいは生じていな
いものの、滑動が生じた（それぞれ 53 基、160 基）。また、一部の連結管においてメーカ推奨値5を超過する変位が確認されたが、連結弁を全閉しているため万が一破断してもタンク貯留水の漏えいには至らない状態となっている。
(4) ALPS 処理水の海洋放出に向けた取組
2021 年 4 月 13 日、政府は「復興と廃炉の両立」を大原則として、6 年以上に及ぶ専門家会議
での総合的な議論を経て、安全性を確保し、風評対策を徹底することを前提に ALPS 処理水の海洋放出を福島第一原子力発電所において実施するという基本方針を公表した。また、東京電力に対し、今後、2 年程度後に ALPS 処理水の海洋放出を開始することを目途に、具体的な放出設備の設置等の準備を進めることを求めた。
この方針を受け、東京電力は､2021 年 4 月 16 日､法令に基づく規制基準等の遵守と更なる取組による安全の確保、風評影響を最大限抑制するための取組、風評影響が生じた場合の賠償、将来に向けた課題についての考え方を示すとともに、関係者への説明や実施計画の認可取得に向け取組を開始した。
基本方針公表以後の取組として、政府は「ALPS 処理水の処分に関する基本方針の着実な実行に向けた関係閣僚等会議」の第 2 回会議において当面の対策を、第 3 回会議では具体的な行動計
画を取りまとめ公表している。また、2021 年には海域環境の監視測定タスクフォース、ALPS 処
理水に係る海域モニタリング専門家会議が設置され、海域モニタリングの強化に向けた取組が実

5変位が生じても安全に使用できる目安値であり、この値に対して設計値は約 2〜4 倍の裕度有51

施されている。2021 年 7 月には、国際原子力機関（以下「IAEA」という。）と付託事項に関する署名を行い ALPS 処理水の放出に向けた支援を要請している。
一方、東京電力は 2021 年 8 月に安全確保のための設備の検討状況を公表するとともに、2021
年 11 月には「ALPS 処理水の海洋放出に係る放射線影響評価報告書（設計段階）」において、
ALPS 処理水の海洋放出による人及び環境への影響は極めて小さいとの評価結果を公表した。また、2021 年 12 月には「ALPS 処理水希釈放出設備及び関連施設設置に関する特定原子力施設に係る実施計画変更認可申請」を原子力規制委員会に提出し、海洋放出設備とその運用方法、海洋放出時の安全性等に関する審査を受け、2022 年 7 月に認可を得ている。
また、IAEA は政府との付託事項に基づき、2022 年 2 月には ALPS 処理水の取扱いに係る安全性レビュー、2022 年 3 月には ALPS 処理水の規制に関するレビューを実施しており、それぞれ2022 年 4 月､2022 年 6 月にレビュー結果報告書を公表した。
原子力施設から発生する液体廃棄物を、法令に基づき、人と環境への放射線影響を十分に低く抑え海洋へ管理放出することは、国際的にも認められ国内外で広く採用されている方法である。
一方で、ALPS 処理水の海洋放出に関し、風評影響を懸念する声が出ていることも事実であり、これらの懸念を払拭するための理解が深まるよう努力を続ける必要がある。そのため、東京電力
を中心に、安全な海洋放出を行う上で基本となる①海洋放出の運用計画、②海洋放出水中のトリチウムなどの放射性物質が人体に及ぼす影響、③運用状況の確認方法をご理解いただけるよう分
かりやすく丁寧な説明を繰り返し行うこと、関係機関とも連携の上、IAEA 等の信頼できる第三者によりこれらの確認を行い正確な情報を発信することなど、より高い透明性が求められる。
東京電力が準備中の海洋放出システムは、実施計画どおりに確実に運用されれば人や環境への影響に支障はなく、したがって、「計画どおり」に「確実に」運用することが重要な課題である。
以下に技術戦略プラン 2021 において示した東京電力が準備すべき各項目についての進捗をまとめる。


運用段階における、設備運転、ALPS 処理水の分析、処理水・希釈水の流量管理、海域モニ
タリング、メンテナンス、トラブル発生時の対応方策等一連の運用計画を立案の上、リスクを最小限に抑え、かつ社会に不安を与えない設備計画の立案⇒ 東京電力の設備計画、運用計画は原子力規制委員会の認可を 7 月に取得。ただし、海洋
放出前の測定・評価の対象核種については ALPS 処理水中に有意に存在し得る核種を改めて検証した上で選定を行う。NDF は分析対象核種の選定方法や核種濃度の評価方法等
に関する技術的な助言・支援を実施。



具体的な放出計画に基づく、人や環境への放射線影響評価と評価結果の公表⇒ 東京電力が 2022 年 4 月に IAEA や国際専門家によるレビュー、原子力規制委員会との議論等を踏まえて改訂した放射線影響評価書を原子力規制委員会に提出。今後、評価の対
象核種の選定結果を踏まえ、放射線環境影響について確認を行う。



IAEA の専門家等による安全性の確認

52

⇒ IAEA は 2022 年 2 月に ALPS 処理水の取扱いに係る安全性レビューを実施し、安全性については、国際安全基準に照らして、放出設備の設計において予防措置が的確に講じられていることや、人への放射線の影響は規制当局が定める水準より大幅に小さくなることなどを確認し、報告書として公表。次回のレビューミッションは 2022 年 11 月を予定しており、ALPS 処理水の放出開始前に、最終的な結論及び所見が含まれる包括的な報告書を発行する予定。


海域モニタリングの強化計画の策定と放出前の海域でのモニタリング⇒ 2022 年 3 月 30 日に開催された政府のモニタリング調整会議において、国（環境省、原子力規制委員会等）、東京電力、福島県が実施する海域環境のモニタリングの強化・拡充計画が示され、2022 年 4 月よりモニタリングが開始された。東京電力は、国や地方公共団体等との連携の下、主体的にモニタリングを実施している。



分析に係る協力会社を含めた関係者の教育・訓練⇒ 東京電力は分析に係る教育・訓練の計画を公開の審査会合にて原子力規制委員会に説明。
分析に関わる力量管理方法、教育・訓練などが審査された。



社会目線に立ち不安を与えない国内外への正確かつ誰でも理解し得る情報発信方策の整備、準備状況のタイムリーな発信⇒ 東京電力は、福島県浜通り 13 市町村を始めとした福島県内にお住まいの方々を対象にした「福島第一原子力発電所視察・座談会」の継続的な開催や、地元紙の新聞広告を通して、廃炉や ALPS 処理水に関する情報提供を実施している。また、外国政府関係者等による視察を実施するとともに、東京電力「処理水ポータルサイト」では日本語だけでなく英語、中国語、韓国語で ALPS 処理水の海洋放出に関する最新情報が提供されている。

2021 年 4 月に公表された政府の基本方針に掲げられた風評対策の確実な実施⇒ 政府は 2021 年 12 月に開催された「第 3 回 ALPS 処理水の処分に関する基本方針の着実な実行に向けた関係閣僚等会議」において行動計画を公表（2022 年 8 月改定）。東京電
力は行動計画に基づき、原子力規制委員会による審査や IAEA のレビュー、廃炉安全確保協定に基づく自治体の安全確認等を通じて風評影響の最大限の抑制に向けた取組を進めている。NDF は諸外国の関係機関との会合や国際会議等を通じて、正確かつ受け手の関心に応じた情報発信や理解促進を進めている。

3.3.2 主要な課題とそれを実現する技術戦略
3.3.2.1 今後の建屋滞留水処理における課題
今後の建屋滞留水処理の主要な課題としては以下の 3 点が挙げられる。
(1) α核種の拡大防止
原子炉建屋のトーラス室底部には、燃料デブリ由来のα核種が微粒子状（αスラッジ）とイオ
ン状で存在する滞留水が存在しており、比較的高い全α濃度が検出されている。α核種は吸入摂取した場合の実効線量係数が顕著に高いため、α核種が建屋滞留水や水処理設備に拡がった場合

53

には特別な管理や対策が必要となる。こうした状況を避けるためには、α核種の拡がりをできるだけ限られた範囲に抑える必要がある。
2021 年度の調査では、α核種の拡がりについて以下の２点が判明した。


3 号機の主蒸気隔離弁室で採取した溜まり水においてこれまでで最も高い全α濃度を検出E エリアの D1･D2 タンクの底部スラッジで比較的高濃度の全α濃度を検出

3 号機主蒸気隔離弁室で採取された溜まり水の全α濃度は、これまで最も濃度が高かった 3 号機の原子炉建屋底部から採取された滞留水の約 3 倍（1.7×106Bq/L）となっている。この溜まり
水は、PCV と接続している主蒸気配管の伸縮継手部の破損部から主蒸気隔離弁室に PCV 内の水の一部が直接流れ込んだものと推定される。また、この溜まり水はフィルタ処理することで全α濃度が約 1/1000 に低下することが分かり、α核種の大部分が微粒子として存在していることが示されている。
E エリアの D1・D2 タンクは、RO 濃縮塩水を貯蔵していたフランジ型タンクの解体に伴い発生したタンク底部の残水を集めた水を貯蔵しており、タンク底部のスラッジ混じりの水の全α濃度を測定した結果、建屋滞留水と同程度の全α濃度（5.3×103Bq/L）を検出したものである。この底部スラッジはタンクの天板マンホールから水中ポンプを投入して回収される予定である。
以上のように、3 号機原子炉建屋内でのα汚染の状況やタンク底部の残水処理に伴うαスラッジの存在が明らかになりつつある。特にα汚染は主に微粒子（スラッジ成分）を介して拡大することに注意する必要がある。現状では、セシウム吸着装置（SARRY/SARRYⅡ）入口では 10Bq/L
オーダーの全α濃度が維持されており下流側への汚染拡大は抑えられているが、今後原子炉建屋の滞留水水位をより低下させていくに当たり建屋底部のスラッジの混入が多くなり、水処理設備
入口での全α濃度が上昇する可能性がある。こうした懸念に対し、東京電力はセシウム吸着装置の後段にフィルタ設備を設置する対策を検討している。
(2) 汚染水発生量を抑制する更なる地下水位低下
原子炉建屋トーラス室底部には高濃度の建屋滞留水が存在しており、滞留水を処理する際に急激な濃度変化が生じると後段の処理設備に支障を及ぼすことから、建屋滞留水の水位については建屋ごとに 2 週間で 10cm 程度を目安として慎重に低下させる予定である。
床面露出を達成した建屋では床サンプ内で水位管理を行っているが、台風等の大雨時には一時的にサンプから溢水するおそれがあり、溢れた水については、現状の扱いでは燃料デブリ由来の高濃度汚染水である「建屋滞留水」としてサブドレンとの水位差確保（800mm 以上）が必要となる。このため、大雨時における LCO（運転上の制限）逸脱のリスクに備え、サブドレンの水位を予め高めておく運用が行われており、その結果、建屋流入量を増加させる原因となっている。
こうした建屋の床面は原子炉建屋内の滞留水水位よりも高い位置にあるため大雨時に床サンプに流入する水は雨水や地下水由来であり、水位が上昇した場合においても原子炉建屋内の滞留水の漏えいリスクが増すものではないため、今後、床面露出が達成された建屋の水位管理方法を見直していくことが必要である。
(3) プロセス主建屋と高温焼却炉建屋の滞留水処理

54現在、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋の地下階には建屋滞留水が貯留されているが、東京電力は 2024 年度から建屋の床面露出に向けた水位低下を行うことを目標としている。これを実現するためには、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋の地下階に設置された高線量のゼオライト土嚢への対策と、地下階への貯留に代わる滞留水一時貯留タンクの設置が必須となる。
プロセス主建屋、高温焼却炉建屋ともに地下階には、事故後まもなく設置されたゼオライト土
嚢が高線量状態で存在しており土嚢の表面最大線量は約 4,400mSv/h と極めて高線量であること、また活性炭の土嚢も存在することが分かっている。これらの地下階を床面露出した場合、水遮へいがなくなることで、地上階の開口部についても線量が大幅に上昇することが予想されている。
現在検討されているゼオライト土嚢の回収手順では、まず作業を効率化するためゼオライト土嚢を水没させた環境で可能な限り集積作業を行い、次に集積されたゼオライト等を回収ロボット（ROV＋ポンプ）で地上階に移送し、建屋内で脱塩、脱水を行い、金属製の保管容器に封入し、一時保管施設に移送する計画となっている。最初のステップである集積作業は 2023 年度に、次のステップである容器封入作業は 2023〜2024 年度に実施される予定である。本作業においてゼオライトは粒子状で吸引回収される予定であり、今後計画される原子炉建屋の床面に堆積する高線量スラッジの回収作業などにも適用できる可能性があり、今後の廃炉作業の進展において非常に重要な知見となる。
一方、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋の地下階はこれまで数万 m3 相当の建屋滞留水の貯槽となっており、ここで 1〜4 号機の各建屋から移送された化学的性状や放射能の異なる滞留水が混合し、平均化された水質となってセシウム吸着装置で処理されてきた経緯がある。このため、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋がこれまで担ってきた以下の機能を引き継ぐ滞留水一時貯留タンクの検討が進められている。


建屋滞留水の受入セシウム吸着装置(KURION,SARRY,SARRYⅡ)を安定稼働させるための滞留水バッファ

各建屋滞留水の濃度平均化



スラッジ類の沈砂

これらの滞留水一時貯留タンクはプロセス主建屋の 4 階に設置される予定であり、タンク設置
後のプロセス主建屋地下階は大雨時等の流入量が増大する時にのみ使用されることとなる。滞留
水一時貯留タンクは上述の機能を引き継ぐため、水を受入れスラッジ類を沈砂する一時受入槽と、水の濃度を均質化する一時貯留槽の 2 種類のタンクの組み合わせで構成される予定であるが、一時受入槽の容量は約 10〜20m3、一時貯留槽の容量は約 20m3 を想定しており、これまでのプロセ
ス主建屋地下階（最大容量：約 16,000m3）、高温焼却炉建屋地下階（最大容量：約 5,000m3）に比べて大幅に小さくなっており、今後、小容量でも機能の維持がなされるよう運用面での検討が必要である。滞留水一時貯留タンクの設置工事は 2023〜2024 年度に実施され、2024 年度から運用される予定となっている。

55

3.3.2.2 燃料デブリ取り出し等の廃炉工程を見据えた汚染水対策の課題
燃料デブリ取り出し等の廃炉工程を見据えた汚染水対策の主要な課題としては以下の 2 点が挙げられる。
(1) 燃料デブリ取り出しに向けた水処理設備の検討
燃料デブリ取り出しに向けた水処理設備の検討においては、既存の建屋滞留水の処理設備（SARRY、ALPS 等）とどのように機能分担して適正な構成にしていくかの全体像の検討が重要である。同時に、既存の水処理設備のリプレイスを計画的に進めることも求められる。こうした検討を行うためには、燃料デブリ取り出し時の水処理設備への要求仕様や基本設計をできるだけ早い段階で実施していく必要がある。
燃料デブリ取り出し時には切削等の加工により多量の微粒子を含む汚染水が発生し、燃料デブリに含まれるα核種も微粒子やイオン、コロイドなど様々な形態で存在する可能性がある。こうした汚染水の水質は切削等の加工の方法に依存するため、燃料デブリ取り出し工法が確定していない状況では水質の想定が難しく、燃料デブリ取り出し時の水処理システムは幅広い水質、様々なα核種の形態に対応するために複雑な設備構成にせざるを得ないとの課題が生じている。
しかし一方、これまでの建屋滞留水の分析では全α濃度はフィルタのろ過処理により濃度が約1/100〜1/1,000 に低下する結果が得られており、大部分のα核種は単純なろ過処理によって除去できる可能性があることが分かりつつある。薬剤等を使用しない単純な切削等の加工では化学的な水質の変化は小さいため、これらの分析結果と同様に大部分のα核種は微粒子として発生し、溶解性のα核種濃度は低く抑えられる可能性がある。そのため、現在、サンプリングしている各所でのα核種の形態、粒径などを確認し、燃料デブリ取り出し規模の更なる拡大での設備設計に反映していくことが重要である。
今後、切削等の加工方法の確立に向けては、室内試験等を行い水質の化学的変化にどのような影響を及ぼすかの検討を進めるべきであり、これにより現実的な汚染水の水質条件の設定が可能となり、水処理システムの合理化、信頼性向上につながる。
(2) 汚染水対策設備の中長期的対応
汚染水対策の効果を中長期にわたって維持するため、陸側遮水壁やサブドレン設備、既存の水処理設備（SARRY、ALPS 等）など、各設備の定期的な点検、更新を確実に行うことが必要である。そのためには、経年変化に伴う設備機能の低下、交通荷重による金属疲労や自然災害で生じる配管の損傷など様々なリスクを想定し、監視・早期復旧対策の体制強化や安定運用に向けた予備・代替品の調達手配等を整え、計画的に維持管理・設備更新を進めることが重要である。
また、現在の汚染水対策は一定の安定的な状態に移行しつつあるが、燃料デブリ取り出し完了
までには長期の期間が必要となる。現在進められている燃料デブリ取り出し規模の更なる拡大の工法選定と併せ、中長期を見据え、現在の汚染水対策を改めて俯瞰し、より安定的な汚染水対策の在り方や各設備のより適切な維持・管理についても検討を進めることが必要である。また、廃炉工程を見据えた汚染水対策として、燃料デブリ取り出し作業との干渉性を考慮する必要がある。
現在、燃料デブリ取り出しに向けては、3.1 で例示した気中工法、冠水工法等の検討が進められている。いずれの工法においても現場適用性や技術成立性の確認と合わせて、建屋内から外部への汚染水流出を防止し、建屋外から建屋内への地下水流入を抑制する対策検討を進めることが必56要である。今後、燃料デブリ取り出し工法とともに、これらの中長期的な汚染水対策について検討を進める必要がある。
3.3.2.3 ALPS 処理水の海洋放出に向けた今後の取組
東京電力は ALPS 処理水の海洋放出に関する設備及びその運用方法、海洋放出時の安全性について 2022 年 7 月に原子力規制委員会から認可を得るとともに、ALPS 処理水の取扱いに係る安全性について IAEA レビューを受け、国際安全基準に照らして、放出設備の設計において予防措置が的確に講じられており、人への放射線の影響は規制当局が定める水準より大幅に小さいことなどが示された。
今後、東京電力は、立案した計画を「確実に」運用することが重要な課題であり、各種計画（設備、運用、情報発信等）の確実な実施、チェック＆レビューや必要な計画の見直し・拡充、並びにその透明性の確保が求められる。認可を受けた実施計画に基づいた設備を構築するとともに、その運用に向けた教育・訓練等の準備を確実に実施していくことが必要である。


計画した設備の確実な構築と、その確実な運用（設備運転、ALPS 処理水の分析、処理水・希釈水の流量管理、海域モニタリング、メンテナンス、トラブル発生時の対応方策等）



分析対象核種の選定結果を踏まえた人や環境への放射線影響の再評価と評価結果の公表



策定した海域モニタリング計画に基づく、放出前、放出中、放出後のモニタリング



以下の継続実施
 IAEA の専門家等による安全性の確認
 設備操作、分析等に係る協力会社を含めた関係者の教育・訓練
 社会目線に立ち不安を与えない国内外への正確かつ誰でも理解し得る情報発信方策の整
備、準備状況のタイムリーな発信 2021 年 4 月に公表された政府の基本方針に掲げられた風評対策の確実な実施

さらに、東京電力は、処理水放出後の敷地活用の迅速かつ確実な実施に向け、タンク内処理水のトリチウムの濃度や減衰を考慮しつつ、敷地利用計画に応じた放出計画を策定するとともに、状況に応じて計画を適切に見直していくことが必要である。
NDF は、東京電力が進める設備の構築や運用開始の準備などに対し技術的・専門的な支援を行うとともに、諸外国の関係機関との会合、国際会議等を通じて、正確かつ受け手の関心に応じた情報発信や理解促進を進めていく。さらに、東京電力により、風評影響を最大限抑制する対策が確実に実施されていること、万が一風評被害が発生した場合には適切かつ十分な賠償により対応
していることを確認していく。
3.3.2.4 主な技術課題のまとめ
本節に述べた主な技術課題と今後の計画を整理すると、図 18 のとおりである。なお、燃料デブリ取り出しにおける水処理システムに係る今後の計画は図 14 に示したとおりである。

57

年度
関連する
マイルストーン

2022

2023

2024

2027

原子炉建屋滞留水を2020年末の半分程度に低減（2022年度〜2024年度）

2033(年)▽汚染水発生量を100m3/日以下に抑制（2025年内）

地下水バイパス／サブドレン／陸側遮水壁 維持管理運転
陸側遮水壁内側敷地舗装（山側）

汚染水発生量
屋根破損部補修（1号機R/B大型カバー設置も含む）
半減に向けた水位低下

１〜3号
原子炉建屋

設計

汚
染
水
対
策

建
1〜4号
屋
内 タービン建屋等
滞
留
プロセス
水
主建屋、
高温焼却炉
建屋

燃料デブリ取り出しの段階に合わせて必要な対策を実施

α核種除去設備
製作・設置

運用

床面スラッジ等の回収方法検討

床面スラッジ等の回収装置製作・設置・回収

代替タンク
設計
設計

＜凡例＞

製作・設置
ゼオライト土嚢等の対策
製作・設置

︓現場作業の期間
︓現場作業に関わる技術的検討

回収︓変更が見込まれる期間

床面露出に向けた水位低下
構内溜まり水の除去
地下貯水槽 解体撤去

溜まり水
対策

概念検討

設計・撤去

タンク内未処理水の処理方法検討
試験的先行処理

処理水対策

準備

タンク内未処理水の処理

海洋放出設備設置

運用
海洋モニタリング日本海溝津波防潮堤設置

自然災害対策
排水路整備

図 18 汚染水対策・処理水対策・自然災害対策に係る主な技術課題と今後の計画（工程表）

58

3.4 使用済燃料プールからの燃料取り出し
3.4.1 目標と進捗（目標）(1) 中長期ロードマップの第 3−①期において、1〜6 号機の全てで使用済燃料プールからの燃料取り出しの完了を目指す。
(2) 周辺地域で住民の帰還と復興が徐々に進む中、放射性物質の飛散防止を始めとしたリスク評
価・安全確保を確実に行い、1 号機は 2027〜2028 年度、2 号機は 2024〜2026 年度にプール
内燃料取り出しを開始する。
(3) 事故の影響を受けた 1〜4 号機の燃料については、使用済燃料プールから取り出した後に共用
プール等に移送して適切に保管することにより、安定管理状態とする。なお、共用プールの容量確保に向け、共用プールに保管されている燃料を乾式キャスク仮保管設備へ移送・保管する。
(4) 取り出した燃料の長期的な健全性の評価及び処理に向けた検討を行い、将来の処理・保管方法を決定する。
（進捗）
1 号機は、ダスト飛散リスクの更なる低減の観点から、オペフロ全体を大型カバーで覆い、カバー内においてガレキ撤去やプール内燃料取り出しを行う工法が採用されている。大型カバー設置やその後のガレキ撤去作業の準備として、プール内の燃料へ影響を及ぼさないようにするための天井クレーンや燃料取扱機への支保の設置、使用済燃料プール養生等、ガレキ落下防止・緩和対策を 2020 年 11 月に完了、干渉する既存の建屋カバー（残置部）の撤去を 2021 年 6 月に完了した。その後、原子炉建屋周辺の整備を進めているが、SGTS 配管の撤去作業（遠隔操作による高線量配管の撤去）の遅延により準備工事に遅れが生じた。原子力規制委員会が示した新耐震設計
方針の適用等を巡る審査の状況も踏まえて、東京電力は「廃炉中長期実行プラン 2022」において、「（準備工事の遅れに伴う）工事干渉等による 1 号大型カバー設置工程の見直し」を行うとしており、2023 年度頃の設置完了を目標に、工程表での設置期間を 2024 年度中頃までとしている。な
お、中長期ロードマップのマイルストーンである 1 号機燃料取り出しは予定どおり 2027〜28 年度に開始見込みである。今後、大型カバー設置に係る実施計画の認可を取得し、本体の設置作業を開始する予定である。
2 号機は、１号機と同様にダスト飛散リスクの更なる低減の観点から、オペフロ上部を解体せず、原子炉建屋南側に設置する燃料取り出し用構台からアクセスする工法が採用されている。構台設置に向け、2022 年 5 月に燃料取り出し用構台基礎マットの設置工事を開始した。また、オペフロ内では、2021 年に実施したオペフロ内、ウェルプラグ上の線量調査結果を基に除染、ウェル
上部等への遮へい体設置を行い、2022 年 5 月に再度線量低減効果を確認した。引き続き燃料取り出しに向け、既設の取扱設備の移動、更なる除染・遮へい等の準備作業を進めている。
5,6 号機は、1,2 号機の作業に影響を与えない範囲で燃料取り出し作業を実施する方針で進めており、まず、6 号機については、使用済燃料プールから共用プールへの移送を 2022 年 8 月に開始した。
5,6 号機を含むプール内燃料を全て取り出して共用プールに保管するためには、共用プールの空き容量を確保する必要があり、共用プール内燃料の一部を乾式キャスク仮保管設備へ移送する

59

必要がある。このため、東京電力は、乾式キャスク仮保管設備の増設や計画的な新燃料の所外搬出に取り組んでいる。
これらの取組を進め、2031 年内に全ての号機の燃料取り出しを完了する計画である。
3.4.2 主要な課題とそれを実現する技術戦略
1,2 号機については、決定された工法の実現に向けて、着実に作業を進めることが必要である。
3.4.2.1 プール内燃料取り出し
プロジェクトを進めるに際しては、作業に伴う安全性を評価し、必要十分な安全の確保を確認した上で、技術的な確実性、合理性、作業工程に関わる迅速性、現場適用性、プロジェクト上のリスク等を総合的に考慮して、課題への対応を行うことが基本である。
1 号機は、今後、大型カバーの設置やオペフロ上部のガレキ等の残置物の撤去が進められることになる。オペフロ上部には、天井クレーンが、落下防止の支保は設置されているものの、不安定な状態で存在しており、燃料交換機への崩落及びそれに伴うこれらの使用済燃料プールへの落下を防止するため、安全かつ確実に天井クレーンを撤去することが主要な課題の一つである。東京電力は天井クレーンの撤去方法について案を作成しているが、現時点では屋根スラブ下部の状況に関する情報が限られているため、スラブを除去後の詳細調査により再確認する必要がある。
再確認結果によってはクレーン解体工程が遅延するリスクがある。このため、調査や確認等の必要作業を抽出した上で作業手順等を立案し、調査が可能となった段階で速やかに天井クレーン等の調査を行い、リスクケースを含め安全評価、ガレキ撤去計画に反映することが重要である。
1 号機のウェルプラグについては、2,3 号機の数十 PBq に比べ 2 桁程度低い汚染であることが東京電力福島第一原子力発電所における事故の分析に係る検討会にて評価されているものの、事故時の爆発の影響でずれが生じ、不安定な状態になっている。このため、東京電力では地震時のPCV への落下による影響の検討を進めている。今後、ウェルプラグへの対応方法は、検討結果を踏まえ、プール内燃料取り出しや後段作業である燃料デブリ取り出しへの影響を考慮し、安全評価を尽くした上で、総合的に判断することが必要である。
なお、1 号機のプール内に事故前より保管されている被覆管の破損した燃料 67 体についても、
2031 年の燃料取り出し完了に向けて、海外の知見も活かした取扱計画の具体化を進めているところである。特に、事故後の状況の確認、取扱方法の検討とその開発、取扱いに係るリスク検討
等を確実に実施する必要がある。
2 号機は、オペフロ南側の開口から、これまで国内原子力施設では経験のないブーム型クレーン式の燃料取扱設備を用いて、プール内燃料取り出しを行う。新たな設備であることから、①裕度を持たせた適切な設計・製作スケジュールの設定、②現場状況と操作方法を十分に模擬したモックアップ試験の実施及びその結果の設計・製作への確実なフィードバック、③遠隔操作により取り出しを行うことから事前に設備の操作・機能性の十分な習熟等が重要である。
燃料取扱設備を設置するためには、構台上への前室の設置、原子炉建屋オペフロ南側への開口の設置等の準備作業を着実に実施する必要がある。また、プール内燃料取り出しは遠隔操作による無人作業を基本とするが、一部設備の設置時とトラブルへの対応時には有人作業も想定している。そのため、東京電力は既設の燃料取扱機の移動等の完了後の除染、遮へい体設置を 2023 年

60

度に計画している。現計画では、除染後にオペフロ南側の開口設置作業を実施するため、除染後の作業エリアが再度汚染し、工程遅延が生じるリスクがある。そのため、開口設置時のダスト飛散対策を徹底することが重要である。
3.4.2.2 将来の処理・保管方法の決定
プール内燃料の将来の処理・保管方法は、事故時に受けた海水やガレキの影響を考慮した上で決定することが必要である。これまで、4 号機から取り出した燃料について海水やガレキの影響評価を行い、これらの影響は少ないと見通されているものの、今後、取り出した燃料の状況を踏
まえ、長期的な健全性の評価及び処理に向けた検討を進め、将来の処理・保管方法を決定する必要がある。
本節に述べた主な技術課題と今後の計画を整理すると、図 19 のとおりである。
年度

2020

関連するマイルストーン

１号機

2021

2022

2023

2024

2026

2032(年)

燃料取り出し完了（2031年内）▽

1号機大型カバー設置完了（2023年度頃）▽
2号機燃料取り出しの開始（2024〜2026年度）
建屋カバー（残置部)撤去等

1号機燃料取り出しの開始（2027〜2028年度）

大型カバー設置
ガレキ・天井クレーン等撤去/ウェルプラグ処置/
オペフロ除染・遮へい/燃取設備等設置

燃料取り出し高線量機器取り出し/
プール水抜き＜凡例＞

２号機

ヤード整備/
地盤改良等：燃料取り出し作業：同変更が見込まれる期間

オペフロ除染・遮へい：燃料取り出し以外の作業：同変更が見込まれる期間

南側構台・開口設置/燃取設備設置等

燃料取り出し高線量機器取り出し/
プール水抜き３号機燃料取り出し

３,４号機
3号高線量機器取り出し/
プール水抜き
4号高線量機器取り出し/
プール水抜き

５，６号機

2号作業中は中断

6号燃料取り出し

1,2号作業中は中断

5号燃料取り出し

乾式キャスク製作
共用プールから乾式キャスク仮保管設備へ移送

共用プール
キャスク

乾式キャスク仮保管設備増設
乾式保管設備（共用プール用）検討・設計・設置工事
共用プール燃料搬出・高台での乾式保管

図 19 プール内燃料取り出しに関する主な技術課題と今後の計画（工程表）

61

4. 廃炉の推進に向けた分析戦略
4.1 燃料デブリ等の不確かさと分析の重要性
福島第一原子力発電所の事故では、世界初の沸騰水型原子炉の炉心溶融事故であるとともに、事故時の停電により温度を始めとする多くのプラントパラメータの記録が存在しない。さらに、安全機器の作動状況が不明瞭であることや事故収束のために海水注入が行われたこと等が影響して、炉内状況、燃料デブリの状態、FP の放出経路等に多くの不確かさが含まれたままである。不確かさの幅を低減できれば、燃料デブリの取扱いや保管管理に対する安全評価及び安全対策の中に過度な安全裕度を含める必要がなくなり、廃炉の迅速性、合理性の向上が可能となる。従来のサンプル分析に加え、他の計測手法による燃料デブリ性状の不確かさの低減についての検討が廃炉・汚染水・処理水対策事業において 2020 年度から開始されている。
固体廃棄物の分析結果は事故によって発生した多種、多様な廃棄物の処理・処分方策の検討にとって重要な基礎情報である。燃料デブリの分析結果は、取り出し工法、保管・管理、処理の必要性、事故原因の究明、原子力に関する安全性向上等の多くの反映先があり、その関係は福島第一原子力発電所の廃炉の進捗とともに変化していくことになる。分析結果は廃炉を円滑に進めるための上記検討における不確かさの幅を小さくするための重要な判断材料の１つであることを正しく認識することが重要である。分析結果を廃止措置の各工程で反映する東京電力が中心となり、分析結果を効率的に収集・評価できる分析体制、分析施設や機能を構築・整備する必要がある。

4.2 分析戦略の三要素
東京電力が福島第一原子力発電所の廃炉作業を安全かつ着実に進捗させるためには、固体廃棄物や燃料デブリの取扱いに要する分析施設や機能を構築・整備する必要がある。また、分析結果を各廃炉作業に効率的に活用していくための体制構築も重要である。良好な分析結果を取得する
ためには、①分析の手法・体制、②分析結果の品質及び③サンプルのサイズ・量を適正に保つことが有効である。

4.3 分析体制構築の現状と戦略
福島第一原子力発電所の廃炉に必須な施設として、政府の補正予算（2012 年度）により JAEA
が放射性物質分析・研究施設の整備を福島第一原子力発電所の隣接地に進めている。これらの運用開始時には福島第一原子力発電所の管理対象区域として順次設定するため、構外輸送にならない利点がある。これを活かして基礎的な物性を迅速に把握し、安全評価、作業手順等へ反映させることが有効である。このうち第 1 棟では固体廃棄物の分析及び ALPS 処理水の第三者分析、第2 棟では燃料デブリの分析を行うことを目的としている。施設管理棟は 2018 年に運用を開始し、
第 1 棟は 2022 年 6 月に竣工、10 月に特定原子力施設の一部として管理区域等を設定し放射性物質を用いた分析作業を開始した。第 2 棟は実施計画変更認可申請審査及び事業者選定プロセス中である。東京電力も現行のルーチン分析の他、燃料デブリや固体廃棄物の分析といった将来の分析ニーズを踏まえた分析施設(総合分析施設)の建設を検討している。

62

図 20 に示すように、第 2 棟と総合分析施設は、燃料デブリの試験的取り出し以降の運用開始予定のため、それまでは茨城地区の分析施設での分析を行うことになる。第 2 棟の運用開始後もサンプルの前処理に特別な技術が必要、あるいは分析や試験に長時間が必要な場合については、(i)
研究者、技術者が多くおり、(ii)特殊な分析装置の種類も多く、(iii)閉じ込め・遮へい機能を有する
ホットセルの数・用途の選択肢が多い茨城地区で行い、福島第一原子力発電所の敷地内・隣接地では迅速性を優先する分析を行うことが効率が良い。固体廃棄物の分析についても、燃料デブリの試験的取り出しの進捗に伴い、微細な燃料デブリや FP を捕獲したフィルタ等、これまで経験していない固体廃棄物が発生することが予想される。このような経験が乏しく、かつ、高線量の固体廃棄物については、上記の燃料デブリと同様の理由により茨城地区で分析することが望ましく、第１棟の運用開始後もしばらくの間は茨城地区での固体廃棄物分析を継続することが必要である。
これらを踏まえ、福島第一原子力発電所の敷地内・隣接地の分析施設と茨城地区の分析施設では、使用許可の対象核種や構外輸送の有無等が異なることから、図 21 に示すように特徴に応じた役割分担とし、燃料デブリ及び固体廃棄物の分析データの拡充を図ることが有効である。ただし、茨城地区の分析施設はいずれも運用開始後 30 年以上経過しているため、今後も使用を継続する
施設への老朽化対策等に関して検討する必要がある。

年度
2022
燃料デブリ取り出し(2号機)

2023

2024

2025以降試験的取り出し（内部調査及び燃料デブリ採取）
燃料デブリの性状分析

建屋内環境改善取出装置等の製作・設置

RPV内部調査

段階的な取り出し規模の拡大

構外輸送
屋外一時保管の解消

瓦礫等（ガレキ類、伐採木、使用済保護衣等）

固体廃棄物

水処理二次廃棄物（吸着塔類、廃スラッジ、濃縮廃液スラリー等）

茨城地区
堆積物・付着物分析
分析施設(JAEA、NFD、
廃棄物分析
NDC)
第
棟

1

第

構内輸送
▼竣工
コールド試験・管理区域設定
ホット運用開始
設計・認可等

棟

放射性物
質分析
・研究
施設
(JAEA)

燃料デブリ分析2

工事
運用開始(コールド試験含む)

東京電力
総合分析施設設計・認可・工事
運用開始(コールド試験含む)※※については、サンプルの輸送先を示すものであり、輸送回数とは対応していない。
(破線矢印)については、他施設の運用状況により、変更となる可能性がある。

図 20 燃料デブリ取り出しと新設分析棟の工事・運用スケジュール

63

構外輸送無（迅速性を重視）
ルーチンワーク
的分析

性状把握のための分析

東京電力総合分析施設
 発電所各施設の運営・不具合対応
 燃料デブリ、固体廃棄物の処理・処分に向けたデータ拡充(技術開発した手法を導入)

放射性物質分析・研究施設(JAEA)
第1棟

放射性物質分析・研究施設(JAEA)
第2棟

 固体廃棄物(燃料デブリ除く)の処理・処
分技術開発
 ALPS処理水分析 分析技術開発等 燃料デブリ等の取り出し、輸送、保管に関する技術開発
 分析技術開発 等

放射性同位元素
の使用許可

核燃料物質
の使用許可

茨城地区ホットラボ施設(JAEA、NFD、NDC)

前処理に技術を要する分析
長時間の分析・試験
特別な機器・装置(ホットセルの占有)を要する分析・試験
分析技術開発 等
構外輸送有(迅速性を犠牲にしても行うべきもの)

図 21 各分析施設の特徴と役割分担
茨城地区の分析施設はもとより、福島第一原子力発電所の隣接地に運用を開始する放射性物質分析・研究施設では安定的な施設稼働を継続するために必要な人的資源は不足しており、分析技
術者の確保と維持の検討が必要である。この際には、種々の分析業務に対して分析技術者に期待される資質をあらかじめ考慮し、求められる役割が適切に達成されるように計画することが重要である。東京電力にとっては経験の少ない分野での人材育成を可能な限り短時間で行わねばならず、α核種の取扱いや燃料の分析技術に関して十分な知識と経験をもつ JAEA 及び民間企業の協力を得ながら、東京電力が分析技術者の育成に効率的に取り組むことが重要である。東京電力JAEA 間での人材交流及び東京電力への日本核燃料開発株式会社（以下「NFD」という。）からの人材の受け入れが継続的に実施されている。

4.4 サンプル分析結果の品質向上と非破壊計測の利用
4.4.1 分析結果の品質向上
燃料デブリは難測定核種、妨害元素、不溶解性物質等を含み、サンプルの均一溶解、同重体の選別等の前処理や測定時の課題があることから、分析により微量成分までの全ての元素、同位体の同定・定量を精密に行うことは困難と考えられる。誤差要因の影響を考慮してサンプルの分析結果に対して懐疑的な視点を持つことも重要である。これまでに、モニタリングデータ、サンプ
ル分析、PCV 内部・現場調査、SA コードによる解析、過去の知見、実験の結果等が蓄積されている。サンプルの分析結果の検証の意味も兼ねて、解析、調査、試験結果等の既存知見と照らし合わせて議論、検討し、矛盾のない性状評価を導出することが分析結果の信頼性を向上させ、分析
結果の品質向上へつながることになる。

64

分析精度向上のために、JAEA、NFD、MHI 原子力研究開発株式会社（以下「NDC」という。）、
東北大学が協力して共通試料を用いて化学分析や構造解析を 2020 年度から実施している。今後の燃料デブリデータの拡充のため、茨城地区の事業所間において、最新の技術による TMI-2 デブ
リの分析も検討している。
サンプルの分析結果と溶融進展の模擬試験、既往の科学的知見を照らし合わせて、事故時の挙動や事故原因を推定する活動については、既に、東京電力と JAEA が協力して実施している。さらに、国際的な議論の場として、OECD/NEA のプロジェクトとして実施してきた、BSAF、BSAF2、PreADES 及び ARC-F が終了し、2022 年 7 月からは FACE プロジェクトが開始されている。
予め分析結果の活用方法を見越した分析範囲や項目等を立案できる人材（分析評価者）は希少であり、これを増やすことに取り組むことも重要である。分析評価者としては、(i) 分析結果から事故事象を論理的かつ的確に理解し、(ii) 評価結果を廃炉工程上必要な箇所(取り出し工法、保障措置、保管・管理、処理処分)へ適切に反映させるとともに、(iii) 次のサンプル採取において適切な指示を出す能力が求められる。しかしながら、個人でこれら全ての能力に対応することは困難である。そのため、国内の燃料デブリ、廃止措置に関する知見を有する機関から研究者、技術者を選抜し、分析評価チーム(One Team)を東京電力が主導して構成することが望ましい。
4.4.2 燃料デブリのサンプル分析
現在のサンプル分析は、スミアサンプル等を茨城地区の分析施設へ輸送後、電子顕微鏡を用いた分析を中心に行っている。微小、少量のサンプルでは、密度や硬さ等の測定不可能な項目があるため、今後、燃料デブリ取り出し工程の進捗に伴い、サンプルのサイズ、量ともに増加させる必要がある。ホットセル内の分析工程ではマニピュレータを用いての分析であり、1 つの施設では、0.5〜1 サンプル/月程度の分析となる上、各々のホットセルでは取り扱える核種ごとに使用量が決まっていることから大量に分析することは困難である。このため、取り出し・保管量と分析量の間に大きなかい離が生じてしまう。
燃料デブリは不均質性を持つために採取された部位に応じて分析値に幅がある上、十分な量を分析できる状況ではなく、評価における不確かさに幅が生じることになる。分析品質の向上やサンプル量の改善に制限がある中で、良好な分析結果を増やすためには、従来のホットラボでのサンプル分析での数量の増加に注力するだけでなく、他の分析・計測の手法の多様化・拡充を行い、各項目の短所、長所を把握した上で、分析結果の用途に応じて相互に補完することを検討し、総合的な評価をすることが有効である。用途によっては、単独の項目を計測することしかできない手法を検討することも価値がある。
4.4.3 サンプル分析と非破壊計測の利用
サンプル分析の結果を補完する分析・計測の手法の 1 つとして、サンプルから放出、散乱、又は透過した放射線、量子等を利用して、サンプルを破壊せずに核燃料の量等を評価する手法（以下「非破壊計測」という。
）がある。表 2 に分析施設内で実施するサンプル分析と分析施設外で実施する非破壊計測の項目やサンプル量等を相対的に比較したものを示す。サンプル分析では多くの分析項目を行えるが、分析に要する時間は長く、1 回の分析量も少量である。一方、非破壊計測

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では計測項目が少ないものの、サンプル分析よりも計測時間は短く、1 回の計測につき多くの量が計測でき、汚染拡大防止のために密封容器に対象物を収納しての計測も可能である。
表 2 分析施設内で実施するサンプル分析と分析施設外で実施する非破壊計測における主要諸元の相対比較

分析施設内でのサンプル分析に加え、特定の項目、例えば、核燃料の定量に絞った非破壊計測を燃料デブリの収納容器に対して実施できれば、分析数の少なさを補うとともに、燃料デブリ中の核燃料の量を迅速に把握することができ、未臨界状態を維持したまま、次の工程へと移行することが可能となる。このとき、サンプルの分析数、サンプル採取時の座標情報等のサンプルに関する情報量を増やしてデータの信頼性を向上させながら、可能な限り燃料デブリのもつ性状の不確かさの幅を小さく抑えることが望ましい。燃料デブリ性状把握の精度を向上し、取り出し後の保管・管理をより安全に実施するために、燃料デブリを取り出してから保管・管理するまでの工程で利用する施設において、非破壊計測の具体的適用方法の検討をすべきである。

66

5. 研究開発への取組
5.1 研究開発の意義と現状
福島第一原子力発電所の廃炉を安全、確実、合理的、迅速及び現場指向の視点で推進していくためには、研究開発が必要となる困難な技術課題が多数存在する。燃料デブリの試験的取り出しが開始されようとしている現在、段階的な取り出し規模の拡大、取り出し規模の更なる拡大に向け、現場での適用を見据えた研究開発を加速する必要がある。これら技術課題を解決するため、廃炉研究開発が産官学の様々な機関により実施されている。
政府は、廃炉に向けた応用研究、実用化研究のうち技術的難易度の高い課題の課題解決を目指すため「廃炉・汚染水・処理水対策事業」により、国内外の大学、研究機関等の基礎的・基盤的研究及び人材育成の取組を推進するため「英知を結集した原子力科学技術・人材育成事業（以下「英知事業」という。）」により各機関が行う研究開発を支援している。東京電力においては、現場適用に直結した技術開発に取り組んでいる。NDF においては、研究開発中長期計画や次期研究開発
計画の企画検討及び英知事業の支援を行うとともに、関係機関の代表者や大学等の有識者をメンバーとした「廃炉研究開発連携会議」を設置し、研究開発のニーズとシーズの情報共有、廃炉作
業のニーズを踏まえた研究開発の調整、研究開発・人材育成に係る協力促進等の諸課題について検討している。
2022 年度から JAEA は第 4 期中長期目標・計画に沿って取組を実施していく計画であるが、福島第一原子力発電所の廃炉に係る研究開発においても JAEA の知見や経験等を活用し燃料デブリの性状把握、廃棄物対策の研究開発や分析に関する取組等において主要な役割を果たしていくことが期待される。これら研究開発実施体制を図 22 に示す。
なお、2023 年 4 月に政府により設立される予定の「福島国際研究教育機構」において実施する
研究開発分野は①ロボット、②農林水産業、③エネルギー、④放射線科学・創薬医療、放射線の産業利用、⑤原子力災害に関するデータや知見の集積・発信とされており、廃炉に関する研究開発の連携も期待される。そのため、今後、NDF は、福島国際研究教育機構の研究開発に関連したアウトリーチ活動を視野に入れつつ、研究開発の推進に関する基本計画6も踏まえた連携を検討し
ていく7。

6
7

新産業創出等研究開発基本計画（令和 4 年 8 月 26 日 内閣総理大臣決定）
福島国際研究教育機構の基本構想（令和 4 年 3 月 29 日 復興推進会議決定）67

図 22 福島第一原子力発電所の廃炉に係る研究開発実施体制の概略

5.2 主な課題と戦略
5.2.1 研究開発中長期計画
NDF 及び東京電力は、2020 年度に廃炉の今後約 10 年程度の研究開発の全体を俯瞰した研究開
発中長期計画を作成し、その後毎年度更新している。東京電力の廃炉中長期実行プランの改訂、燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大に向けての概念検討、現在実施されている研究開発の進展等を踏まえ研究開発中長期計画を更新する。
研究開発中長期計画の検討は、東京電力、文部科学省、経済産業省、NDF の参加する研究開発
企画会議等で行っている。また、2022 年 2 月の第 10 回廃炉研究開発連携会議での議論を踏まえ、英知事業と廃炉・汚染水・処理水対策事業の連携を図るため、10 年を超える長期の課題を含めた技術課題の分析共有を東京電力、廃炉環境国際共同研究センター（以下「JAEA/CLADS」という。）
及び NDF の三者で行い、俯瞰的かつ網羅的な課題の整理を開始した。その成果を参考として研究
開発中長期計画、基礎・基盤研究の全体マップに反映していく計画である。
5.2.2 廃炉・汚染水・処理水対策事業への取組
5.2.2.1 廃炉・汚染水・処理水対策事業
経済産業省は、廃炉に向けた技術的難易度の高い課題の課題解決を目指すため廃炉・汚染水・処理水対策事業によって支援を行っている。

68

また、廃炉・汚染水・処理水対策事業においては、2020 年度より、各事業の企画立案及び進捗管理の機能を強化するため、NDF が廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局に参画するとともに、現場適用性の観点からの要求事項を研究開発に反映させるため東京電力が研究実施主体と共同での交付申請を行い事業のプロジェクト管理に責任を持つ体制としている。
この機能強化により、事務局が研究開発の進捗状況を確実にフォローできるようになり、円滑な事業遂行と目的とする成果の達成が図られている。また、現場適用性の観点からの東京電力ニーズの事業への反映や東京電力のエンジニアリングスケジュールにおける事業の位置付けの明確化が図られている。
5.2.2.2 次期研究開発計画
NDF は、廃炉・汚染水・処理水対策事業を支援するため、毎年度、研究開発中長期計画を踏まえ、直近 2 年間で行うべき研究開発として次期研究開発計画を策定している。次期研究開発計画
は、燃料デブリ取り出し及び固体廃棄物の処理・処分等に係る課題解決を目的としている。
次期研究開発計画は、研究開発企画会議において関係者間で調整検討の上、NDF の委員会である燃料デブリ取り出し専門委員会、廃棄物対策専門委員会での審議を経た後、廃炉等技術委員会で審議し NDF 提案として取りまとめている。この計画は、経済産業省から廃炉・汚染水・処理水対策チーム会合／事務局会議に報告され、これに沿って廃炉・汚染水・処理水対策事業が実施されている。
次期研究開発計画の検討においては、これまでの研究開発成果を評価し、更に達成度を向上すべき課題や新たに出てきた課題を抽出するとともに、研究開発中長期計画を見据えた新たな課題を抽出して技術課題を整理している。また、課題の抽出に当たっては網羅的に課題を抽出するとともに、各課題が廃炉の実施主体である東京電力のニーズに沿ったものであることを確認し、研究開発成果が東京電力のエンジニアリングに活用されるものを目指すことが重要である。2022 年
度は、次期研究開発計画の策定に当たり新たな取組として、福島第一原子力発電所の廃炉に向けて解決すべき技術的課題を広く募集する情報提供依頼（RFI）を行った。これは、次期研究開発計画の検討に資するため、研究開発テーマ、研究開発の内容（解決すべき技術的な課題と実施内容）、
研究開発の規模、想定される共同研究開発先、研究開発分野などについて公募により情報提供を求めるものである。
5.2.2.3 廃炉・汚染水・処理水対策事業に係る今後の研究開発実施体制
事故後の原子炉内の状況が不明な時期から約 11 年間、廃止措置に関する研究開発の母体として
IRID が果たしてきた役割は大きなものがある。特に、PCV 内部調査において炉内状況把握に実績を上げるとともに、燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発、燃料デブリ取り出し装置及び収納容器の開発、固体廃棄物の処理・処分技術の開発等において成果を上げてきている。
他方、原子炉内の状況が次第に明らかになり、また、東京電力におけるエンジニアリングの進展によりニーズが明らかになってきており、技術研究組合による共同の取組から東京電力のエン
ジニアリングに基づく開発を進める段階になってきている。これらの環境変化を踏まえるともに、
2023 年夏頃に IRID の現在の継続期限を迎えることに備え、研究開発体制について検討を進めているところである。

69

廃炉・汚染水・処理水対策事業において幅広い視点から研究開発課題を検討すること及び現場適用性の観点から事業の評価を行い研究開発内容に反映していくことは引き続き重要であるため、NDF は東京電力等と協力して研究開発の企画提案や事業品質確保の取組に係る機能をより一層強化して再構築する計画である。一方、廃炉・汚染水・処理水対策事業において継承が必要な事業において、支障が出ないように円滑に事業を実施する場合には以下の課題があり、関係機関で議論を進めている。
・事業を引き継ぐ場合の実施者
・研究開発を継続するために必要なハード（設備、機器等の有形資産）及びソフト（成果、技術情報等の無形資産）の適切な継承・補助事業で蓄積されてきたノウハウの保持及び活用方法
なお、これまで廃炉・汚染水・処理水対策事業により開発してきた成果については、福島第一原子力発電所の廃炉は国家的・社会的課題であることから、廃炉の研究開発に参画する機関が得られた知見等の研究開発成果を効果的に活用できるアクセスしやすい体制を構築することが重要である。そのため、成果の情報開示とナレッジシェアの観点からアーカイブ化を推進することが望ましい。その場合、アーカイブ化の資料集約・共有ルールの整備、アーカイブ化構築・運営体
制の整備及び使用する管理ツールの整備が課題である。
また、東京電力は、基礎基盤研究から実用化研究に至る全ての研究開発に対してそれぞれの意
義、役割を十分認識した上で各研究開発に適切に関与しつつ、廃炉技術開発センターによる技術
開発マネジメントの下、自主技術開発も含めた廃炉研究により一層積極的に取り組んでいく必要がある。その際、2022 年 10 月に設立した東双みらいテクノロジー株式会社（以下「新エンジ会社」という。）との連携を図っていく必要がある。
5.2.3 廃炉現場と大学・研究機関における連携の促進
5.2.3.1 英知を結集した原子力科学技術・人材育成事業
文部科学省においては英知事業として、大学・研究機関等を対象とし、原子力分野の壁を越え、
国際共同研究も含めて緊密に融合・連携させることにより、国内外の英知を結集し、福島第一原
子力発電所の廃炉等の課題解決に資する基礎的・基盤的研究及び人材育成の取組を推進してきている。英知事業の実施は、JAEA/CLADS と大学等との連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制とするため JAEA/CLADS が担っている。公募に当たっては、汚染水対策から廃棄物の処理・処分まで含めた廃炉全体を俯瞰し、求められる研究開発のニーズとシーズを整理した「基礎・基盤研究の全体マップ」を活用している。
2021 年度から廃炉ニーズと研究シーズのマッチングのため東京電力や廃炉に携わる企業参加のワークショップ開催等の取組を進めるとともに、2022 年度からは廃炉現場への成果の活用や成果を最大化するためのリサーチ・サポーター（RS）の導入を計画している。
廃炉現場の課題解決に資する基礎・基盤研究の成果を廃炉現場に直接反映していくことは重要な課題であり、廃炉現場からのニーズと大学・研究機関のシーズのマッチングや英知事業により得られた優れた成果の橋渡しを進めていくことが重要である。

70

5.2.3.2 廃炉・汚染水・処理水対策事業と英知事業の連携及び東京電力における産学連携の取組
ニーズとシーズのマッチングの深化及び基礎基盤研究から応用実用化研究までの廃炉研究開発の整合のとれた実施のため、廃炉・汚染水・処理水対策事業と英知事業の連携を図ることが重要である。そのため、それぞれの事業の成果等の情報交換、情報共有を積極的に図るとともに、廃炉研究開発連携会議の活用、廃炉研究開発連携会議において共有された今後の方向性や課題共有の取組について、NDF や関係機関が連携して取り組んでいくべきである。
また、東京電力においても、基礎基盤研究分野を中心に、原子力分野だけでなく、大学が持つ幅広い研究リソースから廃炉に役立つニーズに合った技術シーズを発掘するため大学（東京大学、
東京工業大学、東北大学、福島大学）との産学連携の取組を行っている。
政府、JAEA/CLADS、NDF、東京電力等の関係機関はニーズとシーズのマッチング及び成果の橋渡しの強化に向けて、更に連携を強化していく必要がある。
5.2.3.3 基礎研究拠点・研究開発基盤の構築
長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉を技術面においてより着実なものとしていくためには、基盤技術や基礎データの整備、研究拠点や研究施設・設備の構築、人材の育成等の研究開発
基盤の整備や技術知識の蓄積が必要不可欠である。福島第一原子力発電所の廃炉の研究開発は、最先端の科学技術の実践の場でもあり、こうした蓄積がイノベーションの源泉となっていくことが期待される。
JAEA/CLADS の廃炉環境国際共同研究センター（福島県富岡町）では、国内外の大学、研究機
関、産業界等がネットワークを形成し研究開発と人材育成を一体的に推進し、英知事業における「研究人材育成型廃炉研究プログラム」の創設や研究・人材育成拠点（連携ラボ）を形成した上での組織間をクロスアポイントメント制度で結ぶ研究開発・人材育成事業の開始など、
JAEA/CLADS の拠点機能の強化を図っている。
また、ハードウェアとしての研究開発基盤として、JAEA の楢葉遠隔技術開発センターの整備・活用や大熊分析・研究センターでの放射性物質分析・研究施設の整備が進められている。
2022 年度においては楢葉遠隔技術開発センターにおいて燃料デブリの試験的取り出し装置のモックアップ試験が行われるとともに、大熊分析・研究センターにおいて廃棄物の分析を行う分
析・研究施設第１棟の運用が開始されている。

71

6. 技術戦略を支える取組
6.1 プロジェクト管理の一層の強化、廃炉の事業執行者として有すべき能力の向上
6.1.1 プロジェクト管理の意義と現状
廃炉に係るプロジェクト全体を調整・整合させながら円滑に進めていくためには、これに関係する組織が達成目標に向かって協働していく管理体制を構築し、その総合力を高めていくことが必要である。
廃炉プロジェクトの各作業分野における個々の作業においては、一般に概念検討→研究開発→
基本設計→詳細設計→製作→現地据え付け工事→検査→運用、といったプロセスを経て進められることとなる。また、その間に必要に応じて、原子力規制委員会による審査や各種検査も加わることになる。こうした一連のプロセスを漏れなく、また、遅滞なく実施していくに当たっては、
長期計画において定める大きな作業の流れを適切な規模の管理単位である個別プロジェクトとして設定することが有効である。その上で、プロジェクト間の相互関係並びに時系列的な関係を最適化し、またプロジェクトに内在するリスクを適切に管理できるように、高度化されたプロジェ
クト管理体制の下で全体整合をとりながら進めていくことが重要である。この観点から東京電力
はこれまでプロジェクト管理体制の構築・強化に取り組んできており、2020 年 4 月に組織を改編
し、約 2 年間の運用を通じてプロジェクト型の組織運営は定着しつつある。
今後、燃料デブリ取り出し等の難易度の高いプロジェクトが本格化すること、EPC8マネジメン
トを東京電力が主導する方針であることから、プロジェクトマネジメント力の更なる強化が求められる。
また、中長期ロードマップの第 3 期に入り廃炉作業が本格化するにつれ、対応すべきプロジェ
クトも多様化しプロジェクト間のインターフェース管理が一段と複雑化し、プロジェクトの難易度も更に上がっていくものと予想される。このため、プロジェクトマネジメントに係る東京電力の業務量は今以上に増加するものと思われる。業務の優先順位付けやピークシフト等を行い、業
務負荷の平準化を図りつつ、それでも対処できない場合は要員を増加するなど、長期的な要員確保をする上で東京電力経営層のリーダーシップが一段と重要となる。
2022 年度までの主な取組例としては、組織改編によるプロジェクトマネージャーの権限強化、
工程管理ソフト（P6）を活用した工程管理、リスクモニタリングシステムの構築・運用（リスク管理表を用いリスクを数値化。発生頻度と影響度の 2 軸でリスクをマッピングし経営層を含めた会議体でリスクの推移を定期的にモニタリング）、廃止措置プロジェクトの知見及び経験を持つ海外企業とパートナーシップ契約に基づくプロジェクトマネジメント強化、安全・品質レベル向上、先を見据えた計画（廃炉中長期実行プラン）の作成等がある。

8

E：Engineering（設計）、P：Procurement（調達）、C：Construction（建設）72

6.1.2 今後強化すべき主な課題と戦略
6.1.2.1 安全とオペレータ視点、「安全ファースト」の浸透
柏崎刈羽原子力発電所（以下「柏崎刈羽」という。）における核物質防護上の不適合を受け、2021
年 4 月、東京電力は原子力規制委員会から特定核燃料物質の移動を禁止する命令を受けた。これにより東京電力の原子力規制検査の対応区分は第 4 区分（「各監視領域における活動目的は満足しているが、事業者が行う安全活動に長期間にわたる又は重大な劣化がある状態」）となり、今後は
原子力規制委員会の監視下で多くの検査が実施されることになる。
福島第一原子力発電所は事業形態として柏崎刈羽の発電所運営とは異なる上に、管理体制においてもプロジェクト管理を本格的に運用しており、その点でも柏崎刈羽と異なるが、他方で 2021
年 2 月、福島第一原子力発電所 3 号機原子炉建屋に試験的に設置した地震計の故障情報が組織内で共有されず、かつ長期間修理・復旧がなされなかったという不適合が起きている。作業上の安全や被ばく等の問題がなかったにしろ、一連の事象について社外からも厳しい指摘を受けており、
福島第一原子力発電所では事象の背後にある組織的な課題は何なのかを把握すべく、経営層自らが所員全員との対話活動を行っているところである。
安全を組織文化として定着させるためには、心構えを問うだけでは不十分であり、社員一人一人が安全を体系的に学ぶ教材と機会が必要である。また、東京電力が信頼を取り戻すべく、特に環境への影響、人身災害、放射線拡散等に至るような不適合を未然に防止する対策を継続的に推進するとともに、地域目線を反映した情報発信や設備形成を行うことが重要である。労働災害、
ヒューマンエラー（HE）、設備不具合が頻発すると地域・社会からの信頼を失う。特に労働災害については、福島第一原子力発電所で働く多くの作業員は地元の方であることから、労働災害が続くと、構内で働く労働者の方だけではなくそのご家族にも不安を与えてしまうことになる。
「安全な職場」を確保することは東京電力としての責務である。東京電力としてのオペレータ視点に一
層磨きをかけ、労働災害ゼロ、HE ゼロ、設備不具合ゼロの「3 ゼロ」職場を目指す。
6.1.2.2 オーナーズ・エンジニアリング能力
原子力発電所の建設のように技術が成熟し要求性能が明確かつ規模が大きなプロジェクトにおいては、通常、ウォーターフォール型のエンジニアリング9が行われていたが、燃料デブリ取り
出しは、未経験の取組であるため、廃炉の事業執行者である東京電力からの目標設定・要求仕様
がエンジニアリング着手時点では必ずしも明確にならず、性能要求設定や工法・装置の物理的な実現性や性能保証の程度も試行錯誤的なものにならざるを得ない。したがって、「最初の段階の作業」に取り組み、そこで得られた情報を次の段階に展開するという「逐次型の取組」に加えて、事業執行者の性能要求とサプライチェーンの機能設定及びエンジニアリングをある程度イタ
レーション型10に行っていく必要がある。

概念検討→基本設計→詳細設計という具合に設計の精度を段階的に高めていく手法。上流から下流に向かって一方向で進むため予算・工程・リソース（人員）をコントロールし易いというメリットはあるが、次のフェー
ズに進んでしまうと後戻りができないというデメリットもある（水が上から下に落ちる滝に例えてウォーターフォール型と呼ばれている）。
10
ある結果を基に次の結果を求め、これを繰り返すことによって次第にエンジニアリングの完成度を高めていく
やり方。
9

73

イタレーション型のエンジニアリングは、事業執行者とサプライチェーンとの契約も従来的なものとはならないため、東京電力は事業執行者として「エンジニアリング上の判断を行い、その結果に対して責任を持つこと」が強く求められる。そのためには、事業執行者である東京電力がオーナーとして主体的に行うオーナーズ・エンジニアリング能力を向上させていく必要がある。
ここでオーナーズ・エンジニアリング能力とは、事業者である“東京電力自身”が「サイトオーナー11」及び「ライセンスホルダー」として求められる能力で、具体的にはプロジェクトマネジ
メント力、及び安全とオペレータ視点を基盤とする技術力の双方の要素から成る能力のことである。
特に適用技術、環境、対象物等全てが未知数である燃料デブリ取り出し作業は、原子力発電所の設計・建設のように完成されたプロダクトを性能保証した上で納める仕事ではない。したがって、最後は事業執行者である東京電力が事業リスクや技術的なリスクを負う形でないと、要求性能の際限がなくなるおそれがある。
(1) プロジェクトマネジメント力
福島第一原子力発電所の廃炉は、変化する現場状況にあって長期に渡って確実に廃止措置作業を実施しなくてはならず、特に燃料デブリ取り出しのようにリスクの大きいプロジェクト作業に対しては、従来型の契約では対処が困難となるため、発注者、受注者双方が協調し、契約上のリスクを分担し、合意した達成目標を目指すような新たな概念による契約方式を準備する必要がある。また、調達の在り方も、発注者から受注者といった一方通行のモノ買い（Buying）ではなく、開発から製造そして運用保守までも考慮して「モノを作り上げてゆく」（Making）ことで“最終成果を取得する（Acquisition）”という発想が双方にとって必要となる。
このような Making 型プロジェクトに対応するためには、仕様を具体化する技術力を向上させることに加えて、“成果の取得”を主眼としたプロジェクトマネジメント力が必要である。
東京電力と NDF は、従来の Buying 型プロジェクトマネジメントだけでは燃料デブリ取り出しのような不確かさの大きなプロジェクトを的確にコントロールしていくことは困難であるとの共通認識の下、現在のプロジェクトマネジメントを更に発展させるべく、先行事例の一つである米国連邦政府が採用している取得マネジメント12,13をベンチマークとし、2017 年度から外部

ここでいうオーナーには発災責任者、特定原子力施設認可者、設備所有者の３つの立場がある。東京電力はこの３つの立場から廃炉事業を執行している。
（廃炉の事業執行者）
12
取得マネジメントとは、1990 年代に米国連邦政府の予算編成プロセスにおいて採用され（法制化）継続的に改善されてきたプロジェクトマネジメント手法。信頼あるデータに基づいた科学的・体系的なマネジメント
手法を用い成果（製品、構造物、成果品）の取得（Acquisition）を目的としている。WBS（Work Breakdown
Structure）の Work を作業ではなく獲得する成果（製品、構造物、成果品）要素に分解する点が、従来と大きく異なる。また、この分解した要素ごとのコストを、計画工程に基づいて積み上げ、プロジェクト進捗状況を可視化することで、計画と実際のギャップを適切に把握しリスクを早期に把握、対策することが可能となる。
13
取得マネジメントでは、「取得：Acquisition」と「調達：Procurement」を次のように定義し厳密に使い分けている。
「取得」とはある目的・目標を実現するために獲得しようとする特定の装備品などの成果（物）を開発
から製造、そして運用保守までライフサイクルを通じてその価値・能力の獲得を“取得”と呼ぶ。一方、この取得の流れの中で、開発や製造といった各段階において外部組織に契約ベースで委託することがあるが、この契約単位で特定の要素を獲得することを「調達」と呼ぶ。すなわち、「取得」は複数の「調達（契約ベースでの成果物）」により成り立っている。
1174

専門家の協力を得てその手法を積極的に学習し、現在、福島第一原子力発電所の廃炉事業に合う形にカスタマイズしているところである。
(2) 安全とオペレータ視点を基盤とする技術力
かつて原子力発電所の建設では、建設経験が豊富な企業に一括発注することでオンタイム、オ
ンバジェット、オンパフォーマンスを達成してきた。しかし、福島第一原子力発電所のようなメルトダウンしたプラントの廃炉を経験した企業はない。特に燃料デブリ取り出しは極めて技術的難易度が高く 1 社が持つ技術だけやりとげることは困難である。各社が持つオンリーワン／ナン
バーワン技術を結集しひとつのシステムとして作り上げる必要があり、そのためには個々の技術の良し悪しを判断する工学的判断能力（“眼力”）を備えた上でシステムとして統合し所定の性能を発揮させるという、従来以上の技術力が東京電力に求められる。現在取り組んでいる手の内化
により、個別技術の工学的判断能力に磨きをかけ、システムとして統合する能力を高め、技術リ
スクの低減を目指す。
また、福島第一原子力発電所は事故前と現場の状況が大きく変化しているため、現場目線で物事を考える力（“現場力”）が特に重要となる。具体的には、設計段階においては、取得する設備の機能・性能を熟知した上で、現場の使用条件（作動環境、干渉物の有無等）において所定の機能がライフサイクル（据付〜試験〜運転〜保守）にわたって発揮できるよう要求仕様を作り込む
力、現場作業段階においては、最新の現場状況を把握し、作業に潜むリスク（人身災害、手順ミス等）を契約者とともに抽出し、適切なリスク措置を施し、現場における安全と品質を確保する
力、加えて、非常事態が起こった際に、仮に協力企業の支援がなくても、東京電力社員自らでトラブルシューティングできる力を高めていく必要がある。
6.1.2.3 人材の確保・育成
6.1.2.3.1 廃炉事業を円滑に遂行していくための人材の確保・育成
福島第一原子力発電所の廃炉事業は、経験のない業務であることに加え、燃料デブリ取り出し計画の進捗に伴う業務の拡大等を見据え、今後も計画的に人材の確保・育成を進めていく必要がある。具体的には、廃炉中長期実行プラン並びにその後の事業の展開も見据えた中長期の業務見
通しに基づき、必要な能力・資質と要員数を含む人材配置計画を立案すること、それを達成するための方策をまとめた組織としての育成計画を立案すること、併せて要員のモチベーション向上策を展開することが望まれる。このうち特に人材育成は時間を要すため、非効率な業務を削減す
る、限られた人材を有効活用するなどの取組も併せて必要である。今後、燃料デブリ取り出しに向けた工法選定や新たな設備・施設の設計など、これまでよりも技術的に難易度の高い目標に向け一段高いレベルでの工学技術、専門技術が求められることから、中長期人材配置計画では、将来必要となる職種ごとに加え、より高度な専門知識を有する人材も含めて、技術分野ごとの必要人員数及び必要となる時期を想定することが望まれる。

75

6.1.2.3.2 将来の福島第一原子力発電所の廃炉を担う次世代の育成
長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉を継続的に実施し、それに必要な研究開発活動を行うためには、将来の研究者・技術者の育成・確保及び確実な技術の継承が不可欠であり、産学官全体として、高等・中等教育段階の各階層に応じた取組を着実に進めることが重要である。
高等教育段階の学生に対しては、原子力産業に関する理解促進活動を産業界と高等教育機関が連携して継続的に実施し、高等教育機関から若手研究者・技術者が安定して輩出されることが根本的に重要である。特に、文部科学省及び JAEA/CLADS の英知事業により、学生及び若手研究者に廃炉を重要な研究分野として捉えさせ、廃炉研究に携わる仕組みを導入した。これら英知事業の仕組み・実施内容は一定の成果を上げており、卒業生が廃炉関連事業に従事するなどの人材の活性化も出てきている。今後は、この事業の仕組みにおいて、東京電力の廃炉現場と高等教育機
関の活動の視点が一層一致することを目指し、事業を実施していくことが重要である。
中等教育段階の生徒に対しては、廃炉を含む原子力分野に携わる魅力を紹介し、廃炉に特化した技術的な関心を寄せる取組や福島第一原子力発電所の廃炉や復興、広くは理系の進路等について理解を広げる取組が大切である。NDF においては、高校生等を対象に、福島の復興について考えることを目的とした「学生セッション」を福島第一廃炉国際フォーラム（以下「国際フォーラム」という。）と併せて開催しており、2022 年は 2021 年に引き続き、双葉地域の統計データから導かれる将来予測と廃炉の状況や計画、浜通り全体の人的資源や自然資源等の情報を基に、2050
年の双葉地域の未来像を検討するワークショップを実施している。この取組を通して、福島第一原子力発電所の廃炉と復興の両立に向けた取組を考える機会を高校生等に提供することで、廃炉が地域の復興において重要な課題であることを認識してもらい、廃炉と復興に向けた取組への興
味・関心及び貢献意欲の醸成を図っており、一定の成果を上げている。
今後も次世代を担う人材確保・育成のための取組を関係機関がそれぞれの役割・階層に応じ、引き続き推進・強化していくことが求められる。
6.1.2.3.3 廃炉及び廃炉に関わる放射線安全等に関する基礎的知識の普及と国民理解の促進
多くの国民や地元住民が、福島第一原子力発電所の事故・廃炉、災害対応、放射線安全、食品安全等について基礎的な知識を身に付けることは、廃炉及びそれに関係する放射線安全等に関して正確な情報に基づく議論が行われ、国民理解が促進されるための基礎であることから、今後の日本全体のレジリエンス（強靭性）の観点からも重要である。加えて、直接的には次世代の原子力分野を担う人材育成を目指すものではないが、原子力分野に限らず科学全般を志す人材の裾野を間接的に広げる側面もある。特に、原子力分野に関しては、原子力や廃炉に関する知識・体験を得るとともに、地域・社会における関係において、様々な機会を通した子供の発達段階に応じた学びが必要である。その際には、教員や親等の周囲の大人の知識・体験を通じて子供が興味・関心を持つことが重要であることから、初等教育機関に従事する者も含めた幅広い者に対して原
子力や廃炉に関する科学的根拠に基づく知識を一層普及していくことが重要である。これに関連して、政府では、「ALPS 処理水の処分に関する基本方針の着実な実行に向けた行動計画」（2021
年 12 月 28 日策定、2022 年 8 月 30 日改訂）を踏まえ、出前授業の継続・拡大、放射線副読本の活用促進等が進められている。また、NDF においても、上述のような地元の学生を対象にした廃炉と復興について考えるワークショップを開催している。

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6.2 国際連携の強化
6.2.1 国際連携の意義と現状
近年、原子力利用の黎明期に建設された原子炉や核燃料サイクル関連施設が運転寿命を迎え、各国ではこれらの施設の廃止措置が本格化している。各国は、「unknown unknowns」（何がわからないかがわからない）とも言われる技術的な困難や、長期にわたるプロジェクト運営、多額の資金の確保といった課題に直面しながらも、それらを乗り越えるための挑戦を続けている。
難度の高い工学的課題を扱う福島第一原子力発電所の廃炉を着実に進めるためには、リスク低減戦略として、先行する廃止措置活動等の事例から教訓を学び、廃炉に活かしていくことや世界最高水準の技術や人材を活用すること、すなわち世界の英知の結集と活用が重要である。
また、世界の英知を結集するためには、廃炉に対する国際社会の継続的な理解・関心や協力関係を維持・発展させていくことが重要である。そのため、廃炉の進捗等の正確な情報を国際社会に発信し、国際社会からの信頼を得るとともに、福島第一原子力発電所の事故及び廃炉に向けた取組の中で得られた知見等を国際社会に積極的かつ戦略的に還元するなど、国際社会に開かれた互恵的な形で廃炉を進めることが重要となる。
具体的には、各国の事情に即した二国間協力を進めるとともに、IAEA、OECD/NEA 等を通じた多国間協力の枠組みを活用することが重要である。我が国では、政府間の枠組みとして、各国との情報共有を行う年次対話の開催や会議体の設置を行ってきた。また、国内関係機関それぞれが、
海外関係機関との協力協定や取り決めを結び、また国際会議の場で情報発信を行っている。NDF
においては、主要な国際会議での登壇等の機会を通じて、廃炉に関する情報発信に取り組み、国際社会からの信頼を確保すること及び互恵的な廃炉を進めることで、国際社会の継続的な理解・関心や協力関係の維持・発展を図っている。
また、上記の国際連携を行っていく上で、新型コロナウイルス感染症の世界的流行の影響で、
IAEA、OECD/NEA 等の多くの会議やイベントがオンラインで開催されてきた。NDF においても、例年、招聘した海外有識者と実施していた意見交換や諸外国の廃止措置関係機関との年次会
合をオンライン開催するなど、オンラインシステム等を積極的に活用して、継続的な情報交換の機会を確保し、世界の英知の結集、国際社会の継続的な理解・関心の維持・強化、及び国際社会との協力関係の維持・発展に取り組んできた。今後も、これまでの経験を活かして、諸外国とのコミュニケーションの機会の更なる拡大等を図っていくことが大切である。
6.2.2 主な課題と戦略
6.2.2.1 世界の英知の結集と還元
我が国としても、廃炉を進めるに当たって、国際社会への廃炉に関する課題等の情報発信や国際共同活動への参画等を通じ、海外の政府機関や有識者からの様々な支援を受けてきたところである。事故から約 11 年が経ち、国際社会に対してこれまで蓄積した知見や教訓の還元にも取り組
み、互恵的関係をより深めることが重要となってきている。これまでも、上述の国際共同活動や国際会議等の場で福島第一原子力発電所の状況や得られた知見の発信等を進めてきており、引き続き、これらの活動を推進していく必要がある。加えて、我が国として、原子力先進国以外の国々

77に対しても、国際機関とも連携し、福島第一原子力発電所の事故及び廃炉に向けた取組、実績等について、積極的に情報発信を行うことが望まれる。
なお、新型コロナウイルス感染症の世界的流行により諸外国との行き来が困難となったことは、このような互恵的関係を継続・強化する上で障害となっているが、新型コロナウイルス感染症の
世界的流行に限らず、未曾有の事態により諸外国の関係機関や有識者、国際機関との関係が希薄になることがないよう、オンラインシステム等を活用することで、コミュニケーションの機会を確保し、関係の維持・発展に取り組むことが重要である。
NDF では、国際フォーラムを通して、廃炉の現状や課題について、世界へ向けて情報発信するとともに、世界各国の廃止措置の教訓や技術といった英知を集めてきた。引き続き、諸外国からの直接の参加が困難な状況下でも、オンラインシステムを活用することで国際フォーラムを世界の英知の結集と還元の一つの有効な機会とすることが重要である。一方で、新型コロナウイルス
感染症流行の状況や感染拡大防止策の在り方の変化の可能性を踏まえ、積極的に対面によるコミュニケーションの機会を確保することも視野に入れ、効果的な手法を用いて英知の結集と還元に取り組んでいく。
なお、福島第一原子力発電所のエンジニアリングが本格化する中、世界の優れた技術や人材の最新状況を把握し、これらを有効に活用することが重要である。そのような中、東京電力は海外の民間企業との技術交流を活発に行ってきている。例えば、2 号機の燃料デブリ試験的取り出しのためのロボットアームは英国企業によって開発され、現在日本国内にて訓練が行われている。
引き続き、民間の状況まで含めた世界の最新情報を把握するとともに、これら民間企業との継続的なコミュニケーションに取り組み、廃炉作業の進捗について情報を共有しながら、必要な時に必要な技術にアクセスできる環境を形成していくことが必要である。
6.2.2.2 廃炉に対する国際社会の理解・関心や協力関係の維持・発展
福島第一原子力発電所の廃炉のために世界の英知を結集するためには、国際社会の理解・関心や協力関係の維持・発展が重要となる。これまで、オンラインシステムを活用し、交流機会の維持を行ってきたが、国際社会の対面での活動が回復しつつあることを踏まえ、オンラインでの交流だけでなく、対面での交流を回復させていくことを視野に入れて、各国関係機関や国際機関との協力関係の維持・発展を図ることが重要である。
また、政府を始めとした国内関係機関が、廃炉に関する情報の透明性を確保するとともに、正確な情報発信を継続することが、国際社会の理解の維持・強化や信頼関係の構築のために、重要となる。情報発信に関しては、事故から約 11 年が経過し、情報の受け手の関心等が事故当時から変化しているほか、理解のベースとなる知識や情報量に国ごとに開きがある部分もある。このため、専門家だけでなく非専門家にも分かりやすい情報を発信すること、動画やイラストを効果的に用いる等受け手の理解度を考慮しつつ説明に工夫を加えること、日本語や英語以外の言語でも情報を発信すること等の配慮が必要である。また、廃炉に関する現状や問題点について、情報の受け手の関心や理解度に留意した情報発信を行い、正確に見える化することにより情報の受け手の理解を深めることは、結果として、信頼関係の構築につながるため重要である。
このように、国際共同活動への参画に当たっては、我が国にとっての最優先課題である廃炉の着実な実施を前提としつつ、国際社会の利益も確保されるような形で取り組まれることが必要で78

あるところ、廃炉を進める中で得られた知見等の国際社会への還元方法としても、継続的な正確な情報の発信は重要である。なお、成果の還元の側面からは、例えば、事故や廃炉そのものだけ
でなく他の課題への応用といった側面にも関心が拡がりつつあるといった国際社会の変化に応えることで、その関心の水準の維持に努めることも重要になっている。
さらに、昨今のウクライナ問題を受けた世界のエネルギー情勢の変化に対応して、各国においてエネルギー政策の見直しが行われている。このような中においても、関係国の最新の状況を的確に把握しつつ、福島第一原子力発電所の廃炉に向けて、各国との協力関係を円滑に維持していく必要がある。
NDF としても、様々な機会を通じて、正確かつ情報の受け手の関心に応じた情報発信及び情報収集並びに廃炉を進める中で得られた知見等の国際社会への還元を行っていくことが重要である。

6.3 地域共生6.3.1 地域共生の意義と現状
6.3.1.1 基本的な考え方
福島第一原子力発電所の廃炉における大原則は、「復興と廃炉の両立」である。避難指示が解除された地域において、住民の帰還や事業活動の再開はもとより、域外からの移住・定住や新たな投資の促進など、復興への歩みが徐々に進んでいる中にあっては、より一層の周辺環境へのリスク低減や安全確保を最優先としつつ、地域からの信頼を獲得するため、コミュニケーションを強化するとともに地域との共生を進めていくことが必要である。廃炉に対する不安感や不信感によって、復興の動きに悪影響が及ぶ、すなわち廃炉が復興の妨げになることは決してあってはならない。
そのため、一方的な情報発信ではなく、地域住民の不安や疑問に真摯に耳を傾け、それらを取り除くための正確な情報を分かりやすく速やかに伝える、といった双方向のコミュニケーション
を通じて、地域住民が廃炉について理解を深め、安心していただくことが重要である。また、非常に長期にわたる廃炉を貫徹するためには、地元企業を中心とした企業の継続的な御協力が不可欠である。それと同時に、地元企業に廃炉事業に参画いただくことは、この地で廃炉関連産業が活性化し、雇用や技術が生まれるのみならず、他の地域や産業への成果の広がりにつながることから、東京電力が福島の復興に貢献するための重要な柱でもある。
6.3.1.2 現状における具体的な取組
東京電力は、2020 年 3 月末に策定した「復興と廃炉の両立に向けた福島の皆さまへのお約束」（以下「お約束」という。
）に基づき、廃炉産業集積に向けた取組を大きく「①地元企業の参画拡大」「②地元企業のステップアップサポート」「③地元での新規産業創出」の 3 つに整理し、段階的に着手している。
①及び②の取組については、福島イノベーション・コースト構想推進機構及び福島相双復興推進機構と連携し、廃炉事業への参画希望や興味・関心を持つ地元企業と地元企業への発注を検討している元請企業とのマッチングを支援するための共同相談窓口の設置・運用や、元請企業と地79

元企業とのマッチング商談会の開催、地元企業への個別訪問、地元企業を対象とした福島第一原
子力発電所の視察ツアーなどに取り組んでいるほか、人材育成に関する元請企業・地元企業双方へのニーズ調査、複数の大学との共同研究等に着手している。また、2020 年 9 月に作成した「廃炉中長期発注見通し」の内容を、廃炉作業の進捗に合わせて適宜更新するとともに、新型コロナ
ウイルス感染症の流行状況に十分留意しながら、元請企業はもとより、地元の商工団体や地元企業に対する説明会を順次実施している。
また、③の取組については、地元で「開発・設計」から「製造」、「運用」、「保管」、「リサイクル」という一貫した廃炉事業の実施体制を構築するため、これまで海外を含めた福島県外へ発注していた比較的難度・重要性の高い技術や製品について、浜通り地域で完結できるよう、2020 年
代に複数の新たな施設を設置・運用を予定している。特に「開発・設計」及び「製造」について
は、パートナー企業と共同事業体を設立し、地元企業との緊密な連携を図ることで、地域の雇用創出、人材育成、産業・経済基盤の創造等を目指しており（2022 年 4 月 27 日公表）
、2022 年 10月に燃料デブリ取り出しに向けた共同事業体として、新エンジ会社を設立している（2022 年 10
月 3 日公表）。
6.3.2 主な課題と戦略
6.3.2.1 コミュニケーションに関する課題と戦略
廃炉に関する不適切な情報発信による誤解や懸念、風評の発生は、廃炉に対する地域はもとより社会全体の評価・信頼を失墜させ、廃炉の遅れのみならず福島の復興への妨げにつながる。このため、東京電力は、引き続き様々な手段を講じて廃炉の現状を分かりやすく速やかに発信していく必要がある。この点、新型コロナウイルス感染症の影響が当面続くことが想定される中で、バーチャルツアーのような疑似体験プログラムやオンライン会議システムといったツールを積極的に活用するとともに、写真・動画コンテンツの一層の充実を図るなど、非対面・非接触でも可能なコミュニケーションを強化していくことも重要である。
また、政府、NDF 及び東京電力が適切な連携の下、情報提供をより一層丁寧に行い、地域との信頼構築に努めることが求められる。このため、座談会の開催や地域の会議体・行事への参加など、機会を捉えて地域住民との直接対話や関係機関等との連携を積極的に図るとともに、国際フォーラム等のイベントを通じて不安や疑問に真摯に耳を傾けるなど、対話による双方向のコミュ
ニケーションを図り、正確な情報を分かりやすく丁寧に伝えていく必要がある。加えて、これらの機会を捉えて地域や東京電力、政府、NDF、関係機関などが、様々な状況変化の中で、ともに知見を深めてくことが重要である。
特に、ALPS 処理水の処分方針に関しては、依然として反対の意見もあり、地元自治体や関係団体から正確な情報発信や理解醸成、万全の風評対策などの措置を強く求められていることか
ら、政府においては、「ALPS 処理水の処分に関する基本方針の着実な実行に向けた行動計画」（2021 年 12 月 28 日策定、2022 年 8 月 30 日改訂）に基づく情報発信や風評対策を実施している。
また、東京電力においては、「多核種除去設備等処理水の処分に関する政府の基本方針を踏まえた当社の対応について」（2021 年 4 月 16 日公表）に示した対策・風評抑制に取り組んでおり、引き続き、地元等の理解醸成に最大限取り組み、信頼関係を築くことが重要である。

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6.3.2.2 廃炉を通じた地域の産業・経済基盤の創出に関する課題と戦略
東京電力は、「お約束」の実現に向けた様々な取組を進めているが、これらはすぐに目に見える成果が出るものではなく、一定の期間を要する。
「③地元での新規産業創出」の取組である
2020 年代の複数の新たな施設を設置・運用、及びパートナー企業と共同企業の設立（2022 年
10 月 3 日公表）については、比較的大規模な投資であり浜通り地域への大きな経済効果が見込
まれることから、着実に取組の推進・強化を行っていく必要がある。
一方、特に高機能製品の製造については高度な技術を要することから、地元企業の技術力の向上を図るなど、地元企業の積極的な参画に繋げられるかが課題となる。
よって、当面は「①地元企業の参画拡大」「②地元企業のステップアップサポート」といった現状の取組もしっかりと継続・強化していくとともに、新たな廃炉関連施設の立地場所や規模、建設・運用までのスケジュール、雇用・協業・発注における地元との関わりなど諸々の検討状況について、地元の自治体、商工団体及び関係機関に丁寧に説明し、理解・協力を得ながら取組を進めていくことが重要である。
また、元請企業の理解の下、地元企業が受注しやすくなるような発注・契約方法を具体的に検討し、まずは試行的に実施することも必要である。2020 年度、地元企業を対象に行ったヒアリ
ングの結果、地元企業は必ずしも元請となることを希望しておらず、まずは下請けとして参入して技術や経験を得ることを望む傾向にあるといったことが明らかとなった。こうした地元企業の意向やニーズを適切に把握した上で、地元企業へのアプローチのみならず、既存の元請企業に対しても、例えば、技術指導を含めた地元企業への発注を促進し、地元企業の受注や人材育成に関し一定の成果があった場合には、複数年契約や優先発注のような契約上のインセンティブを元請企業に付与するといった仕組みを構築するなど、両者にメリットが生じるような手法を取り入れることで、地元企業の受注促進に寄与するものと考えられる。特に、今後の廃炉作業を念頭に入れながら、具体的な調達の内容や地元企業の特徴を関係機関と分析した上で、地元企業が継続した一定規模の発注を見通すことができる取組を検討するなど、今後長期にわたる廃炉作業を地
元・福島とともに進めていくという姿勢を示していくことが重要である。併せて、人材育成の取組に関しては、2018 年に発足し、これまで放射線防護教育、低圧電気取扱等の特定事項に関する特別教育等を実施してきている福島原子力企業協議会の福島廃炉技術者研修センターを活用し、今後は並行して地元企業向けに特化した研修に係る具体的な検討・準備を加速させることが求められる。こうした様々な取組を状況の変化に適宜対応しながら着実に進め、廃炉事業を通じた地元産業・経済の基盤づくりと地元企業・人材の育成を図っていくことが重要である。
さらに、廃炉に関する研究開発はもとより、域外企業の進出や地元企業への技術指導などが今後進んでくると、域外から来訪・滞在する技術者や研究者の増加が見込まれることから、そうした外部人材が地域社会に溶け込み、その一員として活躍することができるよう、必要な環境整備や支援体制の構築を図っていくことが求められる。特に環境整備については、単身はもとより家族ぐるみで安心して生活できるよう、日常生活や教育などの機能を幅広く考慮する必要がある。
この点、福島県が住民の帰還促進に加え、広域的な移住・定住を促進することで避難地域の復興を加速化させるため、主に県外から 12 市町村への移住・定住を支援する「ふくしま 12 市町村
移住支援センター」を開設し、全国の移住に関心を持つ層への情報発信や 12 市町村への移住希81

望者に対する各種支援などを行っている。こうした地元の取組との連携・協力の可能性を検討していくことも重要である。
これらの地域共生の取組を着実に進めるには、東京電力社内における組織体制の強化及び各部署間の緊密な連携が不可欠である。東京電力が組織改編により地域共生の専門部署を順次設置
し、廃炉を通じた地元の産業振興に向けた取組が少しずつではあるが前に進んでおり、地元からも一定の評価を得つつある。この流れを絶やさず着実に進めつつ、更なる地元の産業振興に向け、必要に応じて社内の取組を更に強化していくことが重要である。
さらに、福島県を始めとする地元自治体、共同相談窓口の運用やマッチング商談会の共催などを行っている福島イノベーション・コースト構想推進機構、福島相双復興推進機構を始めとする
地元関係機関との連携・協働をより一層強化していく必要がある。NDF は、東京電力の地域共生に関する取組を適切に支援するとともに、地元自治体、関係機関等との連携・協働の強化に努めていく。

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