東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ

平成２３年１２月２１日
原子力災害対策本部
政府・東京電力中長期対策会議

目次
１．はじめに.................................................................................................................... 1
２．中長期の取組の実施に向けた基本原則 ..................................................................... 2
３．安全確保の考え方 ..................................................................................................... 3
３－１．中長期安全確保に係る基本方針...................................................................... 3
３－２．安全確保方策 .................................................................................................. 4
４．中長期ロードマップの期間区分及び時期的目標....................................................... 5
４－１．中長期期間の区分の考え方............................................................................. 5
４－２．中長期ロードマップにおける時期的目標及び判断ポイント........................... 5
５．中長期の取組の具体的計画 ....................................................................................... 8
５－１．プラントの安定状態維持・継続に向けた取組 ................................................ 8（１）原子炉の冷却計画 ........................................................................................... 8（２）滞留水処理計画 ............................................................................................... 9
５－２．発電所全体の放射線量低減・汚染拡大防止に向けた計画 ............................ 10（１）海洋汚染拡大防止計画 .................................................................................. 10（２）放射性廃棄物管理及び敷地境界の放射線量低減に向けた計画...................... 11（３）敷地内除染計画 ............................................................................................. 12
５－３．使用済燃料プールからの燃料取り出し計画.................................................. 13
５－４．燃料デブリ取り出し計画 .............................................................................. 16
５－５．原子炉施設の解体・放射性廃棄物処理・処分に向けた計画......................... 21（１）原子炉施設の解体計画 .................................................................................. 21（２）放射性廃棄物の処理・処分計画 .................................................................... 22
６．福島第一原子力発電所における作業円滑化のための体制及び環境整備 ................. 23
６－１．中長期の取組に向けた東京電力の実施体制.................................................. 23
６－２．中長期の取組に向けた東京電力の要員計画.................................................. 23
６－３．作業安全確保に向けた計画........................................................................... 26
７．国際社会との協力 ................................................................................................... 28
８．中長期の取組の実施体制......................................................................................... 28
９．おわりに.................................................................................................................. 29

１．はじめに東京電力(株)福島第一原子力発電所の事故については、事故発生後、政府及び東京電力において、「東京電力福島第一原子力発電所・事故の収束に向けた道筋 当面の取組のロードマップ」をとりまとめ、これに基づいて事故の早期収束に向けた取組を計画的に進めてきた。本年７月には、上記ロードマップにおけるステップ１の目標である「放射線量が着実に減少傾向にある」状況を達成し、先般、ステップ２の目標である「放射性物質の放出が管理され、放射線量が大幅に抑えられている」状況についても達成したところである。これにより、原子炉は「冷温停止状態」に達し、不測の事態が発生した場合も、敷地境界における被ばく線量が十分低い状態を維持することができるようになったことから、これにより、東京電力(株)福島第一原子力発電所の原
子炉は安定状態となったことに加え、当該プラントが敷地外に与える放射線の影響は十分小さく抑えられている状況にある。
ステップ２完了以降は、これまでのプラント安定化に向けた取組から、確実に安定状態を維持する取組に移行する。これに並行して、１～４号機の使用済燃料プールからの燃料の取り出し、１～３号機の原子炉圧力容器及び原子炉格納容器からの燃料デブリ1の取り出し等、廃止措置に向けて必要な措置を中長期に亘って進めていくことにより、避難されている住民の皆さまの一刻も早いご帰還を実現し、地域の方々をはじめとした国民の皆さまの不安を解消することが重要となる。
このような中長期の取組に関しては、本年８月に原子力委員会に設置された東京電力(株)福島第一原子力発電所における中長期措置検討専門部会（以下、「原子力委員会
専門部会」という。）において、技術課題、研究開発項目が整理されるとともに、「燃料デブリ取り出し開始までの期間は１０年以内を目標。廃止措置がすべて終了するま
では３０年以上の期間を要するものと推定される。」との整理がなされている。
１１月９日には、枝野経済産業大臣及び細野原発事故収束・再発防止担当大臣より、廃止措置等に向けた中長期ロードマップ（以下、「本ロードマップ」という。）の策定等についての指示（以下、「両大臣指示」という。）が、東京電力、資源エネルギ
ー庁、原子力安全・保安院に出された。
さらに、ステップ２の完了に伴い、政府・東京電力統合対策室を廃止し、原子力災害対策本部の下、本ロードマップの策定とその進捗管理を行う政府・東京電力中長期対策会議が設置された。
本ロードマップは、両大臣指示を受け、上記の３者にてとりまとめたものを、同会議で決定したものである。
本ロードマップでは、ステップ２完了から２年以内の開始を目標とした使用済燃料
プール内の燃料取り出し開始までを第１期と定義した。この期間においては、使用済
燃料プール内の燃料取り出し開始のための準備作業を行うとともに、燃料デブリ取り出しに必要な研究開発を開始し、成果を活用した現場調査に着手する等、廃止措置等に向けた本格的な作業開始までの集中的な準備を行う。
第１期以降では、ステップ２完了から１０年以内の開始を目標とした燃料デブリ取り出し開始までを第２期とし、その後廃止措置終了までを第３期と定義した。
本ロードマップの実施にあたっては、長期に亘るとともにこれまで経験のない技術
的困難性を伴う課題が多いことから、我が国の叡智を結集しつつ、政府及び東京電力が密接に連携していくことが重要である。

1

燃料と被覆管等が溶融し再固化したもの。
1

２．中長期の取組の実施に向けた基本原則【原則１】地域の皆さまと作業員の安全確保を大前提に、廃止措置等に向けた中長期の取組を計画的に実現していく。
【原則２】中長期の取組を実施していくにあたっては、透明性を確保し、地域及び国民の皆さまのご理解をいただきながら進めていく。
【原則３】今後の現場状況や研究開発成果等を踏まえ、本ロードマップは継続的に見直していく。
【原則４】本ロードマップに示す目標達成に向け、東京電力、資源エネルギー庁、原
子力安全・保安院は、各々の役割に基づき、連携を図った取組を進めていく。

 上記基本原則を踏まえ、東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院は、本ロードマップの実現の重要性を認識し、下記方針に基づき適切な対応を実施していく。
① 多くの作業が、これまで経験のない技術的困難性を伴うものであるとの共通認識の下、関係する産業界や研究機関の協力も得つつ、必要となる研究開発を実施し、現場作業に適用していく。
② 東京電力は、これらの成果が得られる節目節目に判断ポイントを設定し、現場の状況も勘案の上で、適用する技術の実現性・妥当性を見極めつつ、中長期の取組を着実に実施するとともに、そのための体制を整備する。
③ 資源エネルギー庁は、上記研究開発における予算措置、プロジェクト管理において主導的な役割を果たすとともに、東京電力の取組について適切に指導、監督していく。
④ 原子力安全・保安院は、中長期の取組にあたり、必要な規制制度の整備を図るとともに、東京電力の取組について安全確保の観点から確認を行っていく。
⑤ 東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院は、本計画について定期的に見直すとともに、中長期の取組状況を公表するなど、透明性を確保していく。

2３．安全確保の考え方
３－１．中長期安全確保に係る基本方針（１）中期的安全確保の考え方に基づく施設運営計画
事故後における福島第一原子力発電所の安全確保については、ステップ１、２の期間を通じ、損傷した炉心への循環注水冷却、使用済燃料プールの循環冷却、高レベル放射性汚染水の処理や漏えい防止、原子炉格納容器への窒素ガス注入による水素爆発の防止、事故で喪失した電源の復旧等の対策を行い、重要な設備については万が一の故障の際にも予備の設備で必要な機能が確保できるよう、多重性、多様性をもたせた設備を設置してきた。ステップ２が完了した現時点においては、原子炉の安定的な冷却状態を維持しており、原子炉格納容器からの追加的放出による公衆被ばく線量は大幅に抑制されている。
ステップ２完了から具体的な廃止措置に向けての作業開始までの期間における、
公衆及び作業員の安全を確保するため、原子力安全・保安院は本年１０月３日に「中期的安全確保の考え方」を示し、東京電力はそれに対し「中期的安全確保の考え方に基づく施設運営計画」を提出した。
この施設運営計画において、原子力安全・保安院は、・ 原子炉圧力容器・格納容器内での崩壊熱を適切に除去できること
・ 原子炉格納容器の水素爆発を防止できること
・ 使用済燃料プールについて崩壊熱を適切に除去し最終的な熱の逃がし場へ輸送できること・ 原子炉圧力容器・格納容器での臨界を防止できること
等について適切に措置が講じられていることを確認している。併せて、これらの措置が適切に講じられていれば、万が一の事故が発生し冷却機能を失ったとしても、代替機能による冷却機能の回復を速やかに行うことが可能であり、事故として非常に厳しい条件を想定しても敷地境界における被ばく線量が十分に低いことを確認している。
当面３年間においては、東京電力は当該施設運営計画を確実に実施するとともに、定期的に原子力安全・保安院に報告することになっており、原子力安全・保安院はこの報告や独自の調査に基づき、東京電力の取組を安全確保の観点から確認・評価を行う。また、その評価結果を踏まえ、必要に応じ、随時「中期的安全確保の考え方」の個別事項を見直すとともに、少なくとも１年に１回全体的な見直しを行うことにより、発電所の安全を確保していく。
（２）中長期的な取組に対する安全確保のための主な基本目標
中長期的には、使用済燃料プールからの燃料取り出し、炉心の燃料デブリ取り出
しなど、事故後の原子炉建屋プール、炉心にある燃料をより安定的な状態である共用プールや収納容器内に移動させる作業も行われる。このような燃料取り出し作業
にあたっては、取り出し作業中の燃料落下事故などにより、新たな放射性物質の放出を招くことのないよう、安全措置を講ずることが必要となる。
これらについても引き続き、原子力安全・保安院より示された以下の基本目標に基づき、今後、東京電力が具体的な作業方法を検討する各段階において、設備、手順の安全性（耐震性を含む）、周辺環境への放射線影響について評価し、原子力安
全・保安院による評価・確認を経た上で、実施していく。

3

＜中長期的な取組に対する安全確保のための主な基本目標＞① 放射性物質の放出源を特定し、適切な放出抑制策を講じ、モニタリングを行う
ことができること。
② 原子炉圧力容器・格納容器及び使用済燃料プール内での崩壊熱を適切に除去できること。
③ 原子炉圧力容器・格納容器及び使用済燃料プール内での臨界を防止できること。
④ 可燃性ガスの検出、管理及び処理を適切に行うことができること。
⑤ 原子炉施設に起因する実効線量を合理的に達成できる限り低減すること。
⑥ 万が一安全に関する機能を一時的に喪失しても敷地境界における放射性物質の追加放出による被ばく線量が安全上支障がないこと。
⑦ 作業員の被ばく線量が法令に適合すること。
３－２．安全確保方策（１）設備安全第１期においても、ステップ２までと同様、①放射性物質の放出抑制・管理機能、②原子炉、使用済燃料プールの冷却機能、③臨界防止機能、④水素爆発防止機能の維持・強化を図っていく。具体的には、滞留水処理施設の設備改善や再臨界の連続監視機能の追設等に加え、常に設備の運転状態を確認しつつ、必要な措置を講じる
ことにより更なる信頼性の向上を図る。これに並行して、使用済燃料プール内の燃料の取り出しを開始し、プラントをより安定状態にしていく計画である。
第２期以降においても、長期的にプラントの安定状態の維持に必要な設備について、適切な保守・管理も含め、信頼性向上に向けた取組を引き続き実施していくとともに、燃料デブリ取り出しを実施すること等により、上記設備に依存することなくプラントを安定的に維持できる状態に移行させ、最終的な廃止措置を実施していく。
（２）作業安全作業員の一般作業安全、放射線管理、健康管理については、安全事前評価、線量低減対策、医療体制整備など、ステップ２までの取組を継続・充実していく。
放射線管理については、作業環境監視の拡充、線量管理の確実な実施、除染等による線量低減等を図るとともに、高線量環境での作業には、ロボット等の遠隔技術を適切に採用すること等により、作業員の被ばく線量を線量限度以下に抑える。
（３）敷地境界の放射線量低減・管理
現状、原子炉が安定的に冷却され、原子炉格納容器からの放射性物質の放出は抑えられており、これによる敷地境界における年間被ばく線量は最大でも 0.1mSv／年と評価されている。これに加え、2012 年度内には、発電所全体からの追加的放出、及び敷地内に保管する事故後に発生したガレキ等や水処理に伴い発生する二次廃棄物（使用済セシウム吸着塔、スラッジ等、以下、「水処理二次廃棄物」という。）
による放射線の影響を低減し、これらによる敷地境界における実効線量を 1mSv／年未満とすることを目指す。
また、上記に加え、敷地内除染を計画的に実施することで、更に敷地境界線量を低減していく。
気体廃棄物については、引き続き環境放出量の低減に努めるとともに、放出監視を継続していく。液体廃棄物については、今後、以下について必要な検討を行い、4これを踏まえた対策を実施することとし、汚染水の海への安易な放出は行わないものとする。
①増水の原因となる原子炉建屋等への地下水の流入に対する抜本的な対策②水処理施設の除染能力の向上確保や故障時の代替施設も含めた安定的稼働の確保方策③汚染水管理のための陸上施設等の更なる設置方策
なお、海洋への放出は、関係省庁の了解無くしては行わないものとする。
更に異常がないことを確認するため、周辺監視区域境界付近及び周辺地域において空間放射線量率及び環境試料の放射能の監視を継続的に実施していく。
（４）その他安全関連
核物質防護管理、核物質保障措置についても、関係法令や国や関係機関の指示の下、適切な対応を実施していく。

４．中長期ロードマップの期間区分及び時期的目標
添付資料１－１に福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた本ロードマップの主要スケジュールを示す。本ロードマップは、本年１２月７日の原子力委員会専門部会報告書、並びに、１１月９日の両大臣指示を踏まえ、米国 TMI-22の事故収束例など現時点における知見を基に東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院の３者が協同にて策定したものである。３者は、２章で述べた各々の役割を確実に実行し、本ロードマップに定めた実施事項を着実に進めていく。
本ロードマップにおける工程・作業内容は今後の現場状況や研究開発成果等によって変わり得るものであり、これらを踏まえ、継続的に検証を加えながら見直していくこととする。
４－１．中長期期間の区分の考え方
本ロードマップでは、第１期から第３期までを以下の通り定義した。
 第１期 ： ステップ２完了～使用済燃料プール内の燃料取り出し開始まで（目標は２年以内）
・ 使用済燃料プール内の燃料取り出し開始のための準備作業を行うとともに、
燃料デブリ取り出しに必要な研究開発を実施し、現場調査にも着手する等、廃止措置等に向けた集中準備期間となる。
 第２期 ： 第１期終了～燃料デブリ取り出し開始まで（目標は１０年以内）
・ 当該期間中は、燃料デブリ取り出しに向けて多くの研究開発や原子炉格納容器の補修作業などが本格化する。
・ また、当該期間中の進捗を判断するための目安として（前）
、
（中）、
（後）の
３段階に区分。
 第３期 ： 第２期終了～廃止措置終了まで（目標は３０～４０年後）
・ 燃料デブリ取り出しから廃止措置終了までの実行期間。
４－２．中長期ロードマップにおける時期的目標及び判断ポイント
第１期を含む至近の約３年間（2014 年度末まで）については、年度毎に展開し、
2

米国スリーマイルアイランド原子力発電所２号機。
5

可能な限り時期的目標を設定した。2015 年度以降については、時期・措置の内容が今後の現場状況や研究開発成果等によって大きく変わり得ることから、おおよその時
期的目標を可能な限り設定した。また、当該期間中の各作業は、技術的にも多くの課題があり、現場状況、研究開発成果、安全要求事項等の状況を踏まえながら、段階的に工程を進めていくことが必要となる。このため、次工程へ進む判断の重要なポイン
トにおいて、追加の研究開発の実施や、工程又は作業内容の見直しも含めて検討・判断することとしている。これを判断ポイント（HP）として設定した。
本ロードマップにおける主な時期的目標及び判断ポイント（HP）は以下の通りである。
（１）原子炉の冷却・滞留水3処理計画
 現行水処理施設の信頼性向上等について検討を行い、2012 年度までに主要な対策を実施するとともに、その後においても継続的に改善を実施。
 現行施設では除去が困難なセシウム以外の放射性物質も除去可能な多核種除去設備を 2012 年内に導入。
 循環ループの縮小については、上記現行水処理施設の信頼性向上や、第２期（中）の建屋間止水、原子炉格納容器下部の補修等に合わせて段階的に実施。
 第２期（後）には、タービン建屋／原子炉建屋内の滞留水処理を完了。
＜滞留水処理に係る判断ポイント＞
建屋間止水及び原子炉格納容器下部の補修の成否により、滞留水の減少に向けた実施方法が変わり得ることから、以下の判断ポイントを設定。
（HP1-1）：原子炉建屋／タービン建屋間止水・格納容器下部補修完了【第２期（中）】（２）海洋汚染拡大防止計画
 万一地下水が汚染した場合の海洋流出を防止するため、遮水壁の構築を 2014
年度半ばまでに完了。
 ５、６号機側にシルトフェンスを設置し、１～４号機及び５，６号機の取水路前面エリアの海底土を固化土により被覆することにより、海底土の拡散を防止することに加え、１～４号機取水路前面における海水循環型浄化装置の運転を継続し、2012 年度中を目標に、港湾内の海水中の放射性物質濃度について、告示に定める周辺監視区域外の濃度限度未満を達成。
（３）放射性廃棄物管理及び敷地境界における放射線量の低減に向けた計画
 2012 年度内を目標に、発電所全体からの追加的放出、及び敷地内に保管する
事故後に発生した放射性廃棄物（水処理二次廃棄物、ガレキ等）による敷地境界における実効線量 1mSv/年未満を達成。
 現在実施中の水処理二次廃棄物の性状、及び保管容器の寿命の評価に基づき、2014 年度末までに保管容器等の設備更新計画を策定。
 第２期（後）以降、必要に応じて設備更新を実施。
（４）使用済燃料プール内の燃料取り出し計画
 ４号機において、ステップ２完了後２年以内（2013 年中）に取り出し開始。
 ３号機において、2014 年末を目標に取り出し開始。
3

1～4 号炉のタービン建屋，原子炉建屋等に滞留している汚染水のこと
6 １号機については、３、４号機での知見・実績を把握するとともに、ガレキ等の調査を踏まえて具体的な計画を検討、立案し、第２期（中）の開始を目指す。
 ２号機については、建屋内除染、遮へいの実施状況を踏まえて設備の調査を行い、具体的な計画を検討、立案の上、第２期（中）の開始を目指す。
 第２期（後）には、全号機の燃料取り出しを終了。
 取り出した使用済燃料の再処理・保管方法について、第２期（後）に決定。
＜取り出し後の燃料に係る判断ポイント＞
取り出し後の燃料の取り扱いについては、今後実施する長期保管上の健全性評価、再処理に向けた研究開発成果を踏まえる必要があることから、以下の判断ポイントを設定。
（HP2-1）：使用済燃料の再処理・保管方法の決定【第２期（後）】（５）燃料デブリ取り出し計画
 初号機での燃料デブリ取り出し開始の目標をステップ２完了後１０年以内に設定。
 計画の実現に向けて工法・装置開発をはじめとする研究開発を実施する。実施にあたっては、成果となる技術の現場への適用性を確実に実証（以下、「現場実証」という。）していく。
 2013 年度末頃まで実施する遠隔による除染技術開発成果を適宜現場に適用し、原子炉建屋内除染を進めることに加え、2014 年度半ば頃までを目途に原子炉格納容器漏えい箇所特定技術開発成果（現場実証を含む）を得た上で、2014 年度末までに原子炉建屋内除染により建屋内アクセス性を確保し、原子炉格納容器漏えい箇所調査及び原子炉格納容器外部からの内部調査に本格着手。
＜燃料デブリ取り出し作業等における判断ポイント＞
現場の状況、研究開発の成果（現場実証含む）、安全要求事項等の状況をも踏まえ、以下の判断ポイントを設定。また、取り出し後の燃料デブリの取り扱いについても判断ポイントを設定。
（HP3-1）：原子炉格納容器下部補修方法、止水方法の確定【第２期（前）】（研究開発の目標時期）
原子炉格納容器補修技術の現場実証終了（建屋間、格納容器下部）： 2015 年度末頃
（HP3-2）：原子炉格納容器下部水張り完了、内部調査方法確定【第２期（中）】（研究開発の目標時期）
原子炉格納容器内部調査技術の現場実証終了 ： 2016 年度末頃
（HP3-3）：原子炉格納容器上部補修方法の確定【第２期（中）】（研究開発の目標時期）
原子炉格納容器補修技術（上部）の現場実証終了：2017 年度末頃
（HP3-4）：原子炉格納容器上部水張り完了、炉内調査方法の確定【第２期（後）】（研究開発の目標時期）
原子炉圧力容器内部調査技術の現場実証終了：2019 年度半ば頃（HP3-5）：燃料デブリ取り出し方法の確定、燃料デブリ収納缶等の準備完了【第２期（後）】7

（研究開発の終了目標時期）
燃料デブリ取り出し技術の現場実証終了：2021 年度末頃
燃料デブリ収納缶開発終了 ：2019 年度末頃
燃料デブリ計量管理方策確立：2020 年度末頃
（HP3-6）：燃料デブリの処理・処分方法の決定【第３期】（６）原子炉施設の解体計画
 １～４号機の原子炉施設解体の終了時期としてステップ２完了から３０～
４０年後を目標とする。
（参考）TMI-2 における燃料デブリ取り出し期間（４年強）、通常の原子炉施設の解体標準工程（１５年程度）から、１基の原子炉施設の解体には燃料デブリ取り出し開始から２０年以上が必要と想定。
 解体・除染工法等の検討に必要となる、現場の汚染状況等の基礎データベースの構築等に向けた計画を 2012 年度中を目途に策定。
 第１期から第２期（中）にかけて、原子炉施設の解体に向けた基礎データベースを構築。
 上記データベースに基づき、第２期（中）から第３期にかけて原子炉施設解体に向けた遠隔解体などの研究開発・制度の整備（解体廃棄物の処分基準等）を実施。
＜原子炉施設の解体実施に向けての判断ポイント＞（HP4-1）：解体・除染工法の確定。解体廃棄物処分基準の策定【第３期】→ 解体、処分に必要な機器・設備の設計・製造に着手。
（HP4-2）：解体廃棄物処分の見通し。必要な研究開発終了【第３期】→ 解体に着手。
（７）放射性廃棄物の処理・処分計画
 事故後に発生した廃棄物は、従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状（核種組成、塩分量等）が異なることから、2012 年度中に処理・処分に関する研究開発計画を策定。
 2014 年度末までに、廃棄物の性状把握、物量評価等を実施。
 この結果を踏まえ、第２期において処分概念を構築。
＜放射性廃棄物処理・処分に向けての判断ポイント＞
これらの廃棄物は、解体工事で発生した廃棄物とともに以下の判断ポイン
トを設定し、第３期の終盤での処分場への搬出を目指し、研究成果の反映を図りつつ検討を進める。
（HP5-1）：廃棄物の性状に応じた既存処分概念への適応性確認【第２期（中）】（HP5-2）：廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認【第２期（後）】（HP5-3）：廃棄体仕様・製造方法の確定【第３期】（HP5-4）：廃棄体製造設備の設置及び処分の見通し【第３期】

５．中長期の取組の具体的計画
５－１．プラントの安定状態維持・継続に向けた取組（１）原子炉の冷却計画
8

① 原子炉冷温停止状態の継続監視
ステップ２において原子炉冷温停止状態は達成済みであり、第１期以降燃料デブリ取り出しが終了するまでの間、注水冷却を継続しつつ、確実に原子炉内が冷却され、冷温停止状態が安定的に維持されていることを温度や圧力等のパラメータにより継続監視していく。また、上記監視を補完する観点から、原子炉格納容器内に光ファイバー装置等を挿入して、部分的でも内部を観察し、水位・温度等の状況を直接確認することについてもまずは２号機において実施する。１，３号機については、２号機の実績並びに現場調査の結果を踏まえた上で実施を判断する。
② 循環注水冷却設備の信頼性向上
原子炉への注水冷却設備については、現在、タービン建屋から取水し、滞留水処理設備で処理した水を処理水バッファタンクに貯めており、これを水源として、
常用高台炉注水ポンプ（３台）からの注水ラインで１～３号機に注水している。
このバックアップとして、これまでに、水源としてのタンク、及び注水ライン
を２系統確保し、多重性、多様性を図ってきている。さらに、３号機復水貯蔵タ
ンク（ＣＳＴ）および処理水バッファタンクを水源とし、タービン建屋内に設置
した注水ポンプによる常用の注水ラインを 2012 年初頭目途に追加し、より信頼性の高い注水を実現する。
第１期では、その運転状況等を踏まえた上で、更なる信頼性向上対策として、ラインを構成する配管等の一部材質強化・耐震性向上などについて実施していく。
③ 小循環ループ化
第２期では、今後実施する研究開発成果を活用した原子炉建屋とタービン建屋間の止水や原子炉格納容器の漏えい箇所補修の実施計画との整合を取りながら、
計画的に取水源を現在のタービン建屋から原子炉建屋地下や原子炉格納容器に変更していく。
原子炉格納容器の漏えい箇所補修が完了した後には、原子炉格納容器内の水張りを実施し、原子炉格納容器内保有水のみを循環冷却・浄化する小循環ループとすることで、より安定的な冷却状態とすることについても検討していく。
（２）滞留水処理計画① 滞留水処理施設の信頼性向上
タービン建屋等に滞留した汚染水（滞留水）の処理施設については、運転開始
当初の様々なトラブルを踏まえた設備改善、処理装置の多重化等により、信頼性の向上を図ってきている。また、本年１２月４日に発生した蒸発濃縮装置からの漏水事象を踏まえた堰内への漏えい検知機の設置等についても、ステップ２完了までに終了している。
第１期では、現行施設について、信頼性向上等について検討し、主要な対策を2012 年度に行い、安定運転を維持していく計画である。また、これに併せ、現行
約４ｋｍある循環ラインについてもライン縮小を基本とした配管等の漏えいリス
ク低減対策を実施していく。さらに、処理水4に含まれる放射性物質の濃度をより一層低くできる多核種除去設備を 2012 年内に導入し、処理水の放射性物質の濃度が告示に定める周辺監視区域外の濃度限度を十分下回るように管理していく。
4

現行の水処理施設によりセシウムを除去した水のこと。
9

第２期（中）では、今後実施する研究開発成果に基づき原子炉建屋とタービン建屋間の止水や原子炉格納容器の漏えい箇所の止水の実現状況を踏まえつつ、これに応じた循環ラインの更なる縮小化も検討していく。
なお、水処理によって必要となる廃棄物等の保管施設については、既存の保管施設を増設する等、必要に応じて適宜対応していく。
② 滞留水の速やかな処理
現在、低レベルの汚染が確認されているタービン建屋等の周辺に設けられたピット（井戸）内のサブドレン5の汲み上げは実施していない。そのため、タービン建屋等には恒常的に地下水が流入している。
第１期では、サブドレンの浄化等を行い、サブドレンに汚染がないことを確認し、タービン建屋等の滞留水の水位がサブドレン水位より上回らないように管理しつつサブドレン水位を低下させていく。このようにサブドレンの浄化等の状況を踏まえた上で、地下水流入量を抑制し、タービン建屋内の滞留水の量を減らしていく対策を実施していく。
第２期（中）において、原子炉建屋とタービン建屋間の止水や原子炉格納容器の漏えい箇所の止水が実現すれば、原子炉の冷却水漏えいによる滞留水が発生しなくなることから、引き続き滞留水の処理を着実に実施することより、第２期（後）には、タービン建屋及び原子炉建屋地下に存在する滞留水処理を完了させることを目指していく。
滞留水の処理にあたっては、以下について必要な検討を行い、これを踏まえた対策を実施することとし、汚染水の海への安易な放出は行わないものとする。
 増水の原因となる原子炉建屋等への地下水の流入に対する抜本的な対策
 水処理施設の除染能力の向上確保や故障時の代替施設も含めた安定的稼働の確保方策
 汚染水管理のための陸上施設等の更なる設置方策
なお、海洋への放出は、関係省庁の了解なくしては行わないものとする。
（ＨＰ1-1）原子炉建屋／タービン建屋間止水、格納容器下部補修完了
・ 原子炉建屋／タービン建屋間止水や格納容器下部補修が完了していること、
サブドレン水位を管理することにより地下水の建屋内への流入が十分に抑制可能であること等に基づき、タービン建屋、原子炉建屋地下の滞留水量の計画的な処理・減少を図っていく。
５－２．発電所全体の放射線量低減・汚染拡大防止に向けた計画（１）海洋汚染拡大防止計画① 汚染水漏えい時における海洋汚染拡大リスクの低減
これまでに、建屋内の滞留水の一部がピット等を通じて海洋へ流出した事象が発生したことから、ピット等の閉塞、港内へのシルトフェンス6や海水循環型浄化装置の設置等、様々な対策を講じてきている。また、建屋内の滞留水の水位を管理することにより、地中内への流出を抑制してきており、今後もこれを継続する。
これらの対策に加え、万一汚染水が地下水に漏えいした場合の海洋汚染拡大防止を目的とした１～４号機の既設護岸の前面への遮水壁の設置工事について、本56

建屋周辺に設けているピット（井戸）に流入してくる地下水のこと。
水中にカーテンを張ることで拡散する汚濁水を滞留させることができる水中フェンスのこと。
10

年１０月に着手しており、2014 年度半ばまでに完成する計画である。
② 港湾内海水中の放射性物質濃度の低減（告示濃度未満）
2011 年度末までに５、６号機側にシルトフェンスを設置し、2012 年度半ばまでに１～４号機及び５，６号機の取水路前面エリアの海底土を固化土により被覆する。これらの対策により、海底土の拡散を防止することに加え、１～４号機取水路前面における海水循環型浄化装置の運転を継続することにより、今後速やかに、
港湾内の海水中の放射性物質濃度が告示に定める周辺監視区域外の濃度限度を下回ることを目指す。また、大型船の航行に必要な水深の確保のために行う浚渫により発生する土砂についても、港湾内に集積し固化土により被覆する等により拡散を防止する。
また、構築した設備等を維持・管理していくとともに、廃止措置が終了するま
での間、地下水及び海水の水質等を継続的にモニタリングしていく。
（２）放射性廃棄物管理及び敷地境界の放射線量低減に向けた計画① 固体廃棄物管理
発電所敷地内においては、今回の地震、津波、水素爆発によるガレキ等が発生しているが、回収したガレキ等は、コンクリート、金属が主であり、その放射線量は低い線量率のものから高い線量率のものまで幅広く存在している。また、事故の復旧工事に伴い伐採した樹木や水処理二次廃棄物、使用済保護衣類等が生じている。
このうちガレキ等については、線量率や材質により可能な限り分別し、放射性物質が飛散するおそれのあるものについては飛散抑制対策（容器収納、シート養生等）を講じ一時保管している。また、水処理二次廃棄物については、放射線遮へいに対する考慮等を行った上で仮保管施設に保管している。
この他、使用済保護衣類等については、袋詰め又は容器に収納し、決められた場所に一時保管している。また、伐採した樹木についても、防火対策を施して決められた場所に一時保管している。
ガレキ等については、第３期において処分場へ搬出するまでの長期間に亘り一時保管する必要があることから、今後の廃棄物の発生量や放射能レベルに応じてエリアを確保し適切に管理していくための管理計画を策定し、必要に応じて見直しを加えながら計画的に実施する。またその中で、ガレキ等による敷地境界への放射線影響の程度を踏まえ、遮へい等による対策を実施することに加え、ガレキ
等の減容処理や再利用についても検討を行う。
水処理二次廃棄物についても今後の廃棄物の発生量に応じて保管エリアを確保
するとともに、敷地境界への放射線影響の程度を踏まえ、それを低減するための更なる遮へい等の措置について実施する。また、現在実施中である水処理二次廃
棄物の性状、保管容器の寿命評価等に基づき、2014 年度末までに保管容器等の設
備更新計画を策定する。
第２期（後）では、それまでの対策の継続に加え、水処理二次廃棄物に対しては、必要に応じ保管容器等の設備更新を実施する。
② 気体廃棄物管理
現時点において、原子炉の冷却により原子炉格納容器からの放射性物質の放出による発電所敷地境界における被ばく線量は最大でも 0.1mSv/年と評価しており、新たな放出については抑制が図られた状態となっている。
11

第１期では、現在１，２号機に設置・運用中の原子炉格納容器ガス管理設備を
３号機にも早期に設置することにより気体廃棄物の放出をさらに抑制するとともに、同設備や原子炉建屋カバーのフィルタ出口において放射線モニタで連続監視していく。
また、１～４号機のタービン建屋、廃棄物処理建屋や集中廃棄物処理施設の地
下部の放射性物質を含む滞留水については、水位が低下した場合に乾燥し再浮遊する放射性物質の拡散を防止するために地下開口部を閉塞しており、第１期以降
も、各建屋において可能かつ適切な箇所において放出監視を行っていく。
敷地周辺では、空気中放射性物質濃度の測定を行い、告示に定める周辺監視区
域外の空気中の濃度限度を下回っていることを確認していく。また、現状、周辺監視区域全体を管理区域と同等の管理を要するエリアとしていることから、周辺監視区域内でも空気中放射性物質濃度の測定を行い、告示に定める放射線業務従事者に係る空気中の濃度限度を下回っていることを確認していく。
③ 液体廃棄物管理
滞留水等の液体廃棄物については、貯蔵、または、水処理施設による放射性物質の低減処理（浄化処理）を行う。浄化処理に伴い発生する処理水はタンクに貯蔵するとともに、淡水化した上で再利用を行う等、適切に管理していく。
なお、汚染水の取り扱いについては、３－２（３）に記載の通りである。
④ 敷地境界の線量低減（発電所全体から新たに放出される放射性物質等による敷地
境界線量＜1mSv/年の達成）
上記の対策を適切に実施していくことにより、2012 年度内には、発電所全体か
らの放射性物質の追加的放出、及び敷地内に保管する事故後に発生した放射性廃棄物（水処理二次廃棄物、ガレキ等）による敷地境界における実効線量 1mSv/年未満の達成を目指す。
⑤ 環境モニタリングの継続実施
現在、異常がないことを確認するため、周辺監視区域境界付近および周辺地域において空間放射線量率及び環境試料の放射能の監視を行っている。第１期以降も、引き続き、陸域、海域において、環境中でモニタリングを継続していく。現状、可能な範囲で事故時に放出された放射性物質の環境への影響および追加の異常な放出が無いことを監視しているが、今後は汚染レベルの推移に応じて、事故前に実施していた測定対象、測定項目等を基に、環境放射線モニタリング指針に整合した環境モニタリングを実施していく。
（３）敷地内除染計画
敷地内の除染については、最終的には敷地内全体を対象とするが、一般公衆、従事者の被ばく線量の低減及び今後の事故対応を円滑に進めるための作業性の向上を目的として、敷地内を４つのエリアに分類し、具体的な除染計画を立てて段階的に進めていく。
＜敷地内のエリア分類＞
・ 執務エリア：非管理区域化を目指すエリア（免震重要棟等）
・ 作業エリア：多数の作業員が復旧作業に従事するエリア
・ アクセスエリア：作業エリアへアクセスする敷地内主要道路
・ その他エリア：森林等、上記以外のエリア
12

除染計画においては、エリア分類に基づき除染実施箇所の優先順位の設定を行
い、順次除染を実施していく。また、線量率低減の効果を確認し、除染方法の改善、計画の見直しを図っていく。 執務エリアについては、非管理区域化の早期実現のため最優先で実施する。作業エリア、アクセスエリアは、線量率が高いエリ
アから実施していく。
第２期以降は、敷地外に現存する線源の除去に伴う線量環境の低減状況と連携を図りつつ敷地内の除染を進め、最終的には敷地内全体の除染を実施する。
一方、水素爆発により飛散したガレキが発電所構内に留まっているか否かについての確認については速やかに着手し、遅くとも 2014 年度中に終了する。

５－３．使用済燃料プールからの燃料取り出し計画（１） 現状１～４号機の使用済燃料プールは津波の影響により一時的に冷却機能を失ったが、コンクリートポンプ車（通称キリン）等による冷却水の注水が実施され、使用済燃料プール内の燃料の冷却は維持された。現在では、循環冷却系により安定的に冷却されている。燃料取り出し完了までの間は、冷却機能を維持する必要があり、設備の保守管理を継続しつつ、必要に応じて設備更新等を実施し、信頼性の維持・向上を図っていく。また、使用済燃料プール水の放射性物質濃度の分析結果等から、大部分の燃料は健全であると考えられる。
２～４号機の使用済燃料プールは、当初、応急的な処置として海水を注入していたことから、使用済燃料プールライニング7やプール内機器の腐食防止のため、現在、４号機において塩分除去装置を用いた水質改善を図っている。今後、２号機、３号機でも、４号機同様の水質改善を図っていく計画としている。また、３号機では、水素爆発によるガレキ混入によりプール水のｐＨが上昇したため、中和剤（ホウ酸）注入による水質改善を実施した。今後も水質を継続的に監視し、必要に応じて対策、改善を図っていく。
（２） 燃料取り出し作業の概要（添付資料２参照）
使用済燃料プールからの燃料取り出しを実施するためには、水素爆発に伴う燃料取替床上のガレキ撤去、カバー（又はコンテナ）設置による燃料取扱設備を含む作業環境の整備等を行った後、より安定的な貯蔵状態にするため、発電所内にある共用プールに移送する計画である。
使用済燃料プールからの燃料取り出しに係る作業ステップを添付資料２に示す。
現在、３、４号機では、本作業の第１ステップである原子炉建屋上部ガレキ撤去作
業と、後段ステップの準備として、燃料取り出し用カバー、燃料取扱設備、構内用輸送容器等の検討・設計を実施中である。
① 原子炉建屋上部ガレキ撤去
１、３、４号機は原子炉建屋の上部が破損し、燃料取替床上及び使用済燃料
プールに、ガレキが散乱している。そのため、燃料取り出しに先立ち、燃料取替床上及び使用済燃料プール内にあるガレキを、重機又は燃料取扱設備を用いて撤去する。なお、１号機については設置済みのカバーの取り外しを含め、今後、ガレキ撤去作業計画を立案し、これに基づき実施する。
7

使用済燃料プール内面壁への内張りのこと。
13

② カバー（又はコンテナ）の設置、燃料取扱設備の設置又は復旧
１、３、４号機は原子炉建屋の上部が破損しており、燃料取り出しの作業環
境保持として風雨を遮るための燃料取替エリアを覆うカバー（又はコンテナ）を設置する。内部には燃料取り出し作業のための燃料取扱設備を新たに設置する。
２号機は、原子炉建屋内が高線量のため燃料取扱設備の健全性は確認できていない。今後、除染等により燃料取扱設備への近接が可能となった時に、設備の点検、修理等を行う。
③ 構内用輸送容器・収納缶の設計、製造
使用済燃料プールから共用プールへの健全燃料の移送は、既存または、新規に製造する構内用輸送容器を使用する。
破損燃料が確認された場合には、新たに設計・製造する収納缶に燃料を収納した上で、構内用輸送容器に収納し、移送することで、健全燃料を移送する場
合と同様の安全性を有する対応とする。
④ 共用プール内空きスペース確保／改造
使用済燃料プールから取り出した燃料を受け入れ、貯蔵するエリアを確保するために、共用プール内に貯蔵中の健全な使用済燃料を乾式キャスクに収納し、共用プールから搬出する。搬出先として、発電所内に新たな乾式キャスク仮保
管設備を設置する。乾式キャスク仮保管設備は、保管容量に柔軟性のあるモジ
ュール方式とし、共用プールから受け入れる乾式キャスクに加えて、キャスク保管庫で貯蔵中の既存乾式キャスクも当面の間保管する。
また、使用済燃料プールから取り出した燃料は、塩分の付着や損傷の可能性があることから、洗浄等の必要性を検討し、専用の収納場所の設置等、設備の改造、追設を行う。
⑤ 使用済燃料プールからの燃料取り出し
クレーンにより原子炉建屋の使用済燃料プール内に構内用輸送容器を吊り降ろし、燃料取扱機を用いて使用済燃料貯蔵ラックから構内用輸送容器に燃料を収納する。構内用輸送容器は、クレーンにより地上へ吊り降ろし、トレーラーを用いて原子炉建屋から発電所内を共用プールへ輸送する。
なお、構内用輸送容器への収納にあたっては事前に燃料の健全性を確認し、破損が確認された燃料は、前述の収納缶に収納した上で輸送を実施する。
⑥ 取り出し燃料の保管・管理
共用プールでは、プール冷却浄化系により、水質の純度及び透明度の改善・維持を図る。なお、海水が注入された使用済燃料プール水を共用プールへ持ち込まないよう、輸送容器内部水の置換を行う。
（３） 使用済燃料プールからの燃料取り出し計画（スケジュール）
使用済燃料プールからの燃料取り出しは、ガレキ落下、建屋・設備・燃料等の損傷、線量等の状況により号機毎に必要な準備や取り出しの期間が異なるため、号機の状況・特性を考慮の上、後続号機では先行号機の知見・実績を反映した
14

計画とする。共用プールでは、取り出し燃料受入の他に、既存乾式キャスク点
検、乾式キャスクへの燃料充填・搬出、取り出し燃料受入準備工事等の多岐の作業が並行して行われるため、安全確保、作業錯綜の抑制と作業迅速化を考慮した計画とする。
１～４号機の燃料取り出しは、安全確保かつ早期取り出しを念頭に、キャスク
製造、港湾復旧、乾式キャスク仮保管設備等も含めて、燃料取り出し全体を最適化した計画を検討、立案していく。
原子炉建屋上部ガレキ撤去（上述①）について、重機を用いた作業は、４号機
では 2012 年半ばの完了を目指している。３号機はガレキ落下状況が十分確認できていないため、2012 年度末頃の完了を想定している。ガレキ撤去後に燃料取り出し用カバー及び燃料取扱設備の設置（上述②）、並行して構内用輸送容器等の設計・製造（上述③）を行う。なお、作業エリアの線量が高い号機では、遠隔操作可能な燃料取扱設備、構内用輸送容器とする。また、共用プールにおける取り出し燃料の受入準備として、2012 年末頃までに設備点検・復旧、乾式キャスク仮保管設備の設置を行う。その後１年間程度をかけて共用プールから乾式キャスク仮保管設備へ順次搬出し、取り出し燃料受入に必要な空き容量を確保していく（上述④）。
燃料取り出しは、新たに設置する燃料取扱設備等によるプール内ガレキ撤去、燃料調査等を行い、原子炉建屋と共用プールにおける準備が整い次第、開始する（上述⑤）。開始時期については、最初に取り出しを開始予定の４号機は、ス
テップ２完了から２年以内の開始を目標、３号機は、ステップ２完了から３年程度後の開始を目標とする。１号機については、３、４号機のガレキ撤去、遠隔操作設備の操作性・不具合、燃料調査等の知見・実績を把握するとともに、ガレキ等の調査を踏まえて、具体的な計画を検討、立案する。２号機について
は、遠隔除染技術の確立を踏まえて、建屋内除染、遮へいを行い、燃料取扱設
備への近接が可能となった時に、設備の調査を行い、点検・修理、燃料取り出しの具体的な計画を検討、立案する。１、２号機の燃料取り出しは、現場の状況等に依存するものの、第２期（中）の開始を目指す。
燃料取り出し作業については、４号機の健全燃料は、今後の作業環境を想定し、通常時と同様の設備、作業体制・手順で行う前提で２年程度、２号機も、通常時と同様の環境が整う場合、１．５年程度と考えられる。一方、１、３号機の線量が高い場合の遠隔操作による燃料取り出しは、新たに導入する燃料取扱設
備、輸送容器を用いるため、作業の詳細は今後の検討によるものの、号機あた
り２～３年程度を目標とする。今後、作業環境、燃料の状態等を確認し、作業体制、作業手順・時間等を検討した上で、具体的な計画を立案していくが、第２期（後）までに、１～４号機全ての燃料取り出しの完了を目指していく。
なお、燃料取り出しを計画通り実現するにあたっては、以下に示すような工程に影響を与える可能性のある課題を解決する必要があり、関係者と協力・連携
しつつ、安全確保を最優先とした上で作業を実施していく。
－ ガレキ撤去作業
現状、ガレキの落下状況や線量等未確認事項が多く、作業の長期化、追加の可能性がある。
－ 燃料取り出し用カバー設置作業
建物の損傷や線量の状況、基礎構築に支障となる地下埋設物の状況等、
15現時点で不確定性の高い要素があり、作業の長期化、追加の可能性がある。
－ 共用プール復旧、共用プール内燃料取り出し作業
共用プール復旧に向けて設備点検中であり、想定外の不具合等の発生・発見による修理等が必要となる可能性がある。
－ 使用開始までの各ステップでの対応
燃料取り出しに係わる設備は、【設計→製造→設置→運用開始】というステップを踏む過程で、許認可を取得していくが、許認可期間を考慮して工程を作成する。
－ 燃料健全性確認
作業効率に配慮し、有効な確認方法、手順等を確立する。
－ プール燃料取り出し作業
想定以上に破損燃料割合が多い、あるいは燃料の損傷程度が想定以上の場合は、作業の長期化、追加の可能性がある。
遠隔操作、特に遠隔操作による不具合・点検修理対応、物理的変形等の燃料取り扱い等の経験がなく、設備の信頼性・安全性の向上、作業迅速化を目指し、先行号機等での知見・経験を反映した設備、作業手順を整備する。
（４） 取り出し後の燃料の取り扱いに向けた研究開発
使用済燃料プールから取り出した燃料は、当面の間、共用プールに保管する。
これに並行して、海水の影響等も踏まえた長期的な健全性の評価及び対策、並びに再処理に向けた研究開発を実施する。（詳細は別冊１「研究開発計画」参照）（ＨＰ2-1）： 使用済燃料の再処理・保管方法の決定
・ 使用済燃料プールから取り出した使用済燃料の長期健全性の評価、再処理に向けた研究開発成果を踏まえ、将来の処理・保管方法を決定する。
５－４．燃料デブリ取り出し計画（１） 現状震災時に運転中の１～３号機においては、合計 1,496 体の燃料が炉心に装荷されていたが、いずれの号機も炉心損傷に至っている。この結果、炉内の燃料は燃料デブリとなり、その一部は原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に流れ出ているものと推定される。
炉心に注水を継続している冷却水についても、格納容器下部から原子炉建屋地下階を経由して、隣接するタービン建屋等に流出しており、原子炉圧力容器、格納容
器ともに冷却水が漏えいしている状況である。
現時点において、燃料デブリの状態や冷却水等の具体的な流出箇所は特定されていない。
（２） 燃料デブリ取り出し計画の概要
燃料デブリ取り出しを開始するまでに必要となる作業は、高線量下にある原子炉建屋内で行われること等から技術的に課題が多く、現時点で具体的な方法を確定的に決めることは困難であるが、TMI-2 で採用された方法と同様に、放射線遮へいに優れた水中で燃料デブリを取り出すことが最も確実な方法であると考えられる。
しかしながら、TMI-2 では、原子炉圧力容器への水張りが支障なく実施できたの16

に対し、１～３号機においては、上述の通り、現状炉心に注入した冷却水が原子炉格納容器から漏えいしている状態にあり、水張りに必要なバウンダリ（境界）の構
築が燃料デブリ取り出しを実現するための重要なポイントとなる。
そこで、水中における燃料デブリ取り出しの実現に至るまでの作業フローについて検討を行い、以下の①から⑩までの作業ステップと６つの判断ポイントにより構成される計画を策定した。また、国、原子力プラントメーカー、研究機関の協力の下、各作業ステップにおける技術課題及びこの解決に必要な研究開発項目をとりまとめた。これら研究開発項目については、原子力委員会専門部会において、その妥当性が評価され、今年度より必要な研究開発を開始する計画である。
＜燃料デブリ取り出しに係る作業ステップ＞
添付資料３に燃料デブリ取り出しに係る作業ステップのフローを示す。以下①か
ら⑩の作業ステップ毎の内容を示す。本内容については、今後の現場状況や研究開
発成果等により見直しが必要であることを踏まえ、工程面では複数の判断ポイントを設け、それまでに得られた成果の評価と次工程への移行判断等を実施していく。
① 原子炉建屋内除染
これまでの調査により、原子炉建屋内には数100～1000mSv/hの高線量箇所の存在及びガレキの散乱が確認されていることから、建屋内で実施する各作業に先立ち、作業に必要な箇所の除染を実施していく。
比較的低線量箇所は人による除染作業を行うが、高線量箇所は遠隔での除染作業が必要となる。
したがって、人による作業時の被ばく低減措置（遮へい、作業時間管理等）
を確実に図るとともに、遠隔汚染調査装置、汚染状況に応じた合理的な除染技
術及びこれを適用した遠隔除染装置の開発を実施する。
② 原子炉格納容器漏えい箇所調査
燃料デブリの取り出しを水中で実施するためには、原子炉格納容器の漏えい箇所を補修し、格納容器内を水で満たすことが必要であり、これに先立ち、格
納容器漏えい箇所を特定するための調査を実施する。
漏えい箇所は高線量下、かつ水中や狭隘部にも存在すると考えられるため、遠隔で当該部にアクセスするための技術や、漏えいを検知するための技術を開発し、成果を適用していく。
③ 原子炉建屋止水/原子炉格納容器の下部補修②の調査により特定された漏えい箇所を補修し、原子炉建屋とタービン建屋間の漏えいを止水するとともに、原子炉格納容器下部の部分的な水張りに向けてバウンダリを構築する。
また、漏えい箇所は高線量下、かつ水中や狭隘部にも存在すると考えられる
ため、遠隔で当該部にアクセスするための技術や、補修を実施する技術・工法を開発し、成果を適用していく。
なお、原子炉建屋からの漏えいを止水する前には、循環注水冷却の取水源をタービン建屋地下から原子炉建屋地下や原子炉格納容器下部に切り替える必要があり、これに合わせて循環注水ループの縮小化に取り組んでいく。
17さらに、原子炉格納容器の水張りに対して構造強度や耐震性の評価を行い、必要な補強等を行う。
④ 原子炉格納容器部分水張り③において原子炉格納容器下部の補修・止水を実現した後、注水継続により原子炉格納容器下部の水張りを行う。
この際、燃料デブリ廻りの冷却水流量等が変化することから、臨界検知・防止対策に十分配慮する必要がある。
⑤ 原子炉格納容器内部調査・サンプリング④において原子炉格納容器の部分水張りを実施した後、原子炉格納容器内に遠隔によりアクセスし、本格的な調査・サンプリングを実施することにより、燃料デブリの分布・性状等を把握する。
原子炉格納容器内部は高線量であり、かつ内部の汚染水が濁水であることが想定されることから、このような環境下における遠隔調査技術・治具等を開発し、適用していく。
⑥ 原子炉格納容器上部補修⑤の調査が終了した後、原子炉格納容器内の水位上昇を目指して、原子炉格
納容器上部の補修を実施する。
ここでも遠隔補修技術を活用した補修装置を開発していく。
⑦ 原子炉格納容器／原子炉圧力容器水張り⑥において原子炉格納容器上部を補修した後、臨界検知・防止対策に配慮しつつ、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の水張りを行う。
上記水張りが完了した後、放射性物質の放出や線量環境について十分安全性を確認した上で、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器の上蓋を開放し、原子炉
圧力容器の上部の構造物である気水分離器や湿分分離器の取り外しを実施する。
また、上蓋開放の一連の作業を開始する前には、原子炉建屋コンテナ（またはカバー改造）等を設置し、閉じ込め空間を形成する。なお、原子炉建屋コン
テナ（またはカバー改造）等の構造については、燃料デブリの取り出し方法や装置と整合させる必要があることから、今後の研究開発の状況を見極めながら検討を進めていく。
⑧ 炉内調査・サンプリング⑦により原子炉格納容器及び原子炉圧力容器の解放が完了した後、当該容器上部に作業用の作業台車を設置し、原子炉圧力容器内部の調査・サンプリングを実施することにより、燃料デブリの分布・性状等を把握する。
原子炉格納容器内部は高線量であり、かつ内部の汚染水が濁水であることが想定されることから、このような環境下における遠隔調査技術・治具等を開発し、適用していく。

⑨ 燃料デブリ取り出し技術の整備と取り出し作業
18

燃料デブリの取り出しは、臨界検知・防止対策に配慮しつつ、⑧と同様に作業台車から実施する。取り出した燃料デブリは専用の収納缶に収納した後、所定の場所に移送することとなる。
取り出し作業においては、燃料デブリの破砕、把持、吸引等、様々な作業が想定されることから、TMI-2での実績を参考としつつ、これらを遠隔で実施する工法・装置・治具等を開発し、適用していく。
⑩ 取り出し後の燃料デブリの安定保管、処理・処分
１～３号機とも、一時海水を炉内に注入していることから、燃料デブリは塩分を含有しているものと推定される。したがって、燃料デブリは、冷却機能、閉じ込め機能等の通常の要求仕様に加え、塩分による耐腐食性を考慮して開発される収納缶に収納して取り出され、当面の間、適切な貯蔵設備において安定貯蔵される。
（３）上記を実現するための研究開発の実施
上記①～⑩に記載した研究開発については、国、産業界、研究機関の支援・協力の下、進めていく。これら研究開発については、４章に示したスケジュールで進めるが、可能な限り前倒しを図るとともに、研究開発と並行して、必要に応じて実機における工事等に向けた準備作業等を実施する。
（詳細は別冊１「研究開発計画」参照）
 共通基盤技術の開発
燃料デブリ取り出しに向けた作業（除染、各種調査、補修工事等）をはじめ、今後、原子炉建屋内における多様な作業においては、原子炉建屋内が高線量環境下であることを踏まえれば、ロボット等の遠隔技術の開発・適用が必須となる。
この遠隔技術は、多様な原子炉建屋内作業に適用すべき横断的技術であることから、各作業に必要なニーズを明確にし、共通するプラットフォーム（共通要素技術、基盤技術）を特定した上で、モジュール化、標準化に配慮した開発を実施していく。
 代替方策の検討
原子炉格納容器の補修工法の開発は、燃料デブリ取り出し作業の要となる開発項目であり、その技術的難易度も高いと想定される。従って、格納容器漏えい箇所の調査結果等を踏まえ補修工法の開発が困難となる場合も想定し、補修工法の開発を進めつつ、それに代わり得る工法の検討も併せて実施する。
 原子炉圧力容器・格納容器の健全性維持
燃料デブリ取り出しを確実に実施するためには、原子炉圧力容器・格納容器の健全性を維持することが極めて重要となる。現在、原子炉圧力容器・格納容器の腐食防止として、注水する処理水の塩化物イオン濃度抑制・脱気（窒素バ
ブリングによる溶存酸素低減）などの水質管理を行っている。さらに、原子炉
圧力容器・格納容器の長期健全性を確保するため、評価データの取得、腐食抑制策の検討を実施していく。

19

（４）燃料デブリ取り出しに向けたスケジュール
原子力委員会専門部会においては、TMI-2 の実績を参考に、燃料デブリ取り出
し開始目標は１０年以内と設定された。両大臣指示においても同様の目標である
ことも踏まえ、初号機での燃料デブリ取り出し開始は、ステップ２完了から１０
年以内を目標とし、この達成を目指し、必要な研究開発等に取り組む。
なお、全号機の取り出し終了時期については、原子炉格納容器まで燃料デブリが落下している等、TMI-2 に比べて分布範囲が広範なことも踏まえ、２０～２５年後と想定（取り出し期間：１０～１５年間）している。
この実現を目指し、今後、国、産業界、研究機関等と連携・協力の上で研究開発を実施し、この成果を活用しつつ、現場作業を順次進めていく。ただし、現状、現場の状況は不明であり、かつ漏えい箇所の補修技術などの開発にも多くの不確実性があることを踏まえ、工程面では下記の通り、複数の判断ポイントを設け、それまでに得られた必要な開発成果に加え、関連する現場作業の状況、次工程に向けた作業手順・安全確保措置の準備状況、規制手続きの進捗状況等を総合的に踏まえ、取り出し計画を常に最適なものに見直していく。
なお、原子炉建屋内除染については、まずは既存技術を基に比較的汚染の少な
いエリアから開始し、開発成果により得られる遠隔除染技術を適切に組み合わせ
ることにより高汚染エリアを段階的に除染していく。これにより、2014 年度末ま
でに原子炉格納容器廻り（特に下部）のアクセス性を確保する。
また、上記除染の結果及び現場の状況等を踏まえ、原子炉格納容器漏えい箇所の調査及び原子炉格納容器外部からの内部調査についても 2014 年度末までの本格着手を目指す。
（ＨＰ3-1）：原子炉格納容器下部補修方法、止水方法の確定
・ 原子炉格納容器漏えい箇所の調査により原子炉格納容器下部・建屋地下の漏えい箇所・状況が特定され、当該部の補修に必要な工法・装置の開発が終了していること、現場の状況が当該技術を適用可能な状況にあること、循環冷却水が原子炉格納容器下部・原子炉建屋地下から取水可能となっていること等を確認
し、原子炉格納容器下部・建屋地下の補修（止水）工事の着手を判断する。
・ また、この時点において、現場の漏えい箇所の状況等を踏まえ、当該部の補修に着手する号機順位を決定することにより、燃料デブリ取り出しに向けた号機
順位について一次的な評価を行う。
（ＨＰ3-2）：原子炉格納容器下部水張り完了、内部調査方法確定
・ 原子炉格納容器下部の漏えい箇所の補修等が終了し、当該部の水張りが完了していること、及び内部調査方法及び装置の開発が完了していること等を確認し、原子炉格納容器内部調査の開始を判断する。
（ＨＰ3-3）原子炉格納容器上部補修方法の確定
・ 当該部の補修必要箇所が特定され、必要な工法・装置の開発が完了していること等を確認し、原子炉格納容器上部の補修工事着手を判断する。
・ なお、本作業については、研究開発の進捗、現場や要員の状況次第では、上記原子炉格納容器下部の補修と並行して実施する可能性もある。
（ＨＰ3-4）原子炉格納容器上部水張り完了、炉内調査方法の確定
・ 原子炉格納容器上部（原子炉圧力容器も含む）までの水張りが完了しているこ
20

と、原子炉建屋コンテナ（又はカバーの改造）等の閉じ込め空間が形成されていること、原子炉内部調査方法及び装置の開発が完了していること等を確認し、原子炉圧力容器の上蓋解放、及び原子炉内調査の開始を判断する。
（ＨＰ3-5）燃料デブリ取り出し方法の確定、燃料デブリ収納缶等の準備完了（目標：ステップ２完了から１０年以内）
・ 原子炉格納容器／原子炉圧力容器内部調査の結果等に基づく燃料デブリ取り出し方法・装置、取り出しに必要な保管容器（収納缶）の開発が完了していること、取り出した燃料デブリの保管・貯蔵場所が確保されていること等を確認
し、燃料デブリ取り出しへの着手を判断する。
（ＨＰ3-6）燃料デブリの処理・処分方法の決定
・ 取り出した燃料デブリについて、関連する研究開発、及び国の政策との整合性等を踏まえ、将来の処理・処分方法を決定する。
（※）HP3-1 で決定した燃料デブリ取り出しに向けた号機順位については、以降の判
断ポイントにおいて再確認し、必要に応じて見直していく。

５－５．原子炉施設の解体・放射性廃棄物処理・処分に向けた計画（１）原子炉施設の解体計画①概要
１～４号機の原子炉施設の解体については、使用済燃料プール内燃料、炉心からの燃料デブリ取り出し後、想定される放射性廃棄物の種類と量、環境への影響（公衆への影響を含む）、作業員の被ばく、適用される工法、工程さらに、解体廃棄物の処分の見通し等を踏まえた上で、原子炉施設の解体計画を策定し、進めていくことが必要である。
このため、今後、建屋除染、原子炉圧力容器／原子炉格納容器の調査、燃料デブリの取り出し作業等の進展にあわせて、放射性物質による建屋や機器の汚染の状況（原子炉建屋、タービン建屋、プロセス主建屋等において高レベル放射性汚染水を貯留したことによる放射性物質移行量の評価を含む）や原子炉圧力容器／
原子炉格納容器内の燃料デブリの残存量など、廃止措置計画策定に必要なデータの蓄積を図るとともに、遠隔解体技術、コンクリート・金属の除染、減容技術など必要な研究開発を実施していく。
原子炉施設の解体期間としては、原子炉施設解体引当金制度にあわせて検討された標準的な工程を基に、１５年程度かけて実施していく事を想定している。本
標準工程では、前半の１０年間は、作業者の被ばく線量を低減する観点から、放射性物質の減衰を待つとともに、タービン建屋等比較的放射線量の低い部分から解体に着手し、後段の５年間で炉心部分の解体に着手する。
福島第一原子力発電所１～４号機の原子炉施設解体にあたっては、事故の影響により通常の原子力施設の解体と比べ、発生する放射性廃棄物の種類や量が異なる可能性も考慮して、解体工法を確定する必要がある。また、原子炉施設解体の着手に先立ち、解体された廃棄物を処分するための、技術的な基準の整備や、処分の見通しを得ることが重要であり、これらについて国及び東京電力が連携して進めていく。
以上の状況を踏まえ、福島第一原子力発電所１～４号機の原子炉施設解体は、
21

３０～４０年後の終了を目標とし、以下の判断ポイントを設定して進めていく。
その際、炉心に燃料デブリの無い４号機から開始する。
② 原子炉施設の解体に向けたスケジュール（ＨＰ4-1）解体・除染工法の確定。解体廃棄物の処分基準の策定
今回の事故においては、通常の原子力プラントと異なり、放射性解体廃棄物の種類や量が異なることも予想される。このため、放射性物質の種類に応じ、処分基準の検討、除染・減容のための研究開発及び解体作業中の被ばく線量低減のための工法開発が終了していることを確認した上で、必要な機器・設備の設計・製造に着手する。
（ＨＰ4-2）解体廃棄物処分の見通し。必要な研究開発の終了
解体廃棄物の処分の見通しが得られていることを確認した上で、解体工事に着手する。
（２）放射性廃棄物の処理・処分計画① 概要
放射性廃棄物は、その性状（含まれる放射性核種、放射能レベル）に応じ、容器に詰めてセメントで固める等の加工を施した廃棄体を作り（以下、「処理」という。）、廃棄体を処分場に搬出して埋設する（以下、「処分」という。）ことを基本方針とする。
事故後に発生した廃棄物は、破損した燃料に由来した放射性核種が付着していることや、処分場の性能に悪影響を与える塩分を多く含む等、従来の原子力発電所で発生していた廃棄物と異なる特徴がある。
このため、処理、処分を実現するには、廃棄物の特徴をよく分析し把握した上で研究開発を行い、安全に処理・処分を行うための見通しを得る必要がある。
安全性の見通しを確認して必要な制度的措置に関する検討を経て、処理・処分
関する安全規制や技術基準が明確化される。
このような過程を経た上で、発電所内に処理設備を設置し、処分場に搬出する
廃棄体の製造に着手していくことが可能となるため、当面の間は、将来の処理・処分の妨げにならないよう分別した上で保管を継続する。また、処理・処分に必要な研究開発を国、東京電力、関係する産業界、研究機関が連携・協力の上、実施していく。（詳細は別冊１「研究開発計画」参照）② 放射性廃棄物の処理・処分のスケジュール
３、４号機の原子炉建屋上部ガレキ撤去が完了し、当面の物量が見通せる 2012
年度中には放射性廃棄物の処理・処分に関する研究開発計画を策定する。
また、研究開発の成果を踏まえた安全性の見通しを得つつ段階的に進める必要があるため、これまでの国内における放射性廃棄物処分に関する検討過程を参考にして下記の判断ポイントを設ける。
（ＨＰ5-1）：廃棄物の性状に応じた既存処分概念への適応性の確認
・ 廃棄物の性状に関する研究等の成果を受け、既に検討済みの処分概念への適応性の確認を行う。
・ 塩分を多く含む廃棄物等、一部の廃棄物については既存の処分概念の適用が22

困難となる可能性もあるため、必要に応じ、新たな処理・処分方策（人工バ
リア構成等）の検討を行い、研究開発計画を策定し、研究を着手する。
（ＨＰ5-2）：廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認
・ 事故後に発生した廃棄物等の処理・処分に関して、技術的な成立性を踏まえた安全性の見通しを確認する。また、処理・処分に関する安全規制の枠組みを作るために必要な情報を整理する。
・ なお、燃料デブリの取り出し及び解体工事の進展に応じて、廃棄物性状に関して新たな情報が得られると予想される。また、工事に際して行われる除染により新たな廃棄物が生じる可能性があるため、必要に応じて研究開発を継続し、処理・処分の安全性の向上を図る。
（ＨＰ5-3）：廃棄体仕様・製造方法の確定
・ 放射性廃棄物の処理・処分に関する研究開発の結果を踏まえ、必要に応じて規制制度を整備し、処理・処分において必要な条件（廃棄体の仕様、処分場に必要なサイト要件、処分場の設計要件）を明らかにする。
・ 上記条件に基づき、廃棄体の仕様や製造方法を確定する。
（ＨＰ5-4）：廃棄体製造設備の設置及び処分の見通し
・ 廃棄体を製造する製造設備の設置を完了し、処分の見通しを得た上で、廃棄体の製造を開始し、搬出する。

６．福島第一原子力発電所における作業円滑化のための体制及び環境整備
第１期以降も、多くの線量の高い環境下での作業が想定される。このような中、これまで同様、協力企業との協力体制を維持しつつ、100mSv/5 年を確実に遵守することで作業員の安全を確保しながら、長期に亘って要員を確保していく必要がある。
本章では、現時点において想定しうる作業と総被ばく線量を踏まえた要員計画の策定とその実現見通しの評価を行うとともに、要員の意欲向上策及び放射線管理を含む
現場作業の安全確保計画を取りまとめた。

６－１．中長期の取組に向けた東京電力の実施体制
東京電力は中長期の取組を着実に推進していくため、本店に専任の組織を設置する。
本組織は、中長期の取組に係る基本方針策定や全体プロジェクト管理、設計・許認可業務などを、現場作業を実施する福島第一安定化センター及び福島第一原子力発電所と協調して進める。
現場を熟知していること及び、ステップ２までの実績があることを考慮し、中長期の取組を実現していくための体制としては、東京電力と協力企業約４００社とともに、
これまでと同様の現場作業の実施体制で取り組んでいく。
また、社内及び社外の作業員に対して、健康相談や被ばく線量に応じた検診を行う
等、線量・健康管理を一元管理していくための専任の体制を本店に設置する。

６－２．中長期の取組に向けた東京電力の要員計画（１）要員計画とその実現可能性
23今後５*年間に計画している作業に対して、必要人員と総被ばく線量について想定を行い、要員計画の実現可能性について確認を行った。
＊：作業内容の見通しの精度や線量管理上 100mSv/5 年の制限があること等を考慮し要員計画の想定期間を５年間とした。
① 必要作業員数と想定被ばく線量100mSv/5 年を考慮し、一部の線量の高い作業*を除き作業員一人当たりの年間の想定被ばく線量を 20mSv 以下とした場合、想定される必要作業員数は以下の通り。
＊ ：滞留水処理施設の信頼性向上・ループ縮小等は 40mSv を想定

【人】

16000
14000

（１）
（２）

12000

（３）

10000

（４）
（５）

8000

（６）

6000

（７）
共通

4000

ステップ１，２の実績人数

2000
0
2012年

2013年

2014年

（１）プラントの安定状態維持・継続に向けた計画

2015年（４）燃料デブリ取り出し計画（循環注水冷却の信頼性向上等）（２）発電所全体の放射線量低減・汚染拡大防止（建屋間止水等）（５）原子炉施設の解体・放射性廃棄物処理・処分に向けた計画（遮水壁の構築等）（３）使用済燃料プールからの燃料取り出し計画

2016年に向けた計画（６）実施体制・要員計画（７）作業安全確保に向けた計画（プール燃料取り出し等）

注）：本計画は現段階で想定可能な範囲で試算したものであり、今後、現場調査が進み新たな作業が必要となるなど状況に変化が生じた場合、必要作業員数に増減が生じる可能性がある。
注）：図中のステップ１，２の実績人数とは、当該期間中（3～11 月で集計）に東京電力(株)福島第一原子力発電所において作業を行った東京電力及び主要な企業の作業員の人数。

ステップ１，２における実績人数は約 14,100 人であり、今後も少なくともそれ以上の人数は確保できる見込みである。現在想定している今後 5 年間に必要とな
24

る作業員数（最大：１年目 約 11,700 人）はその値を下回っており、要員の不足による現場作業への支障は生じない見込みである。
なお、2017 年以降の作業については、滞留水処理等の継続作業に加え、原子炉
建屋コンテナ等の設置や燃料デブリ取り出しといった大型工事も控えており、今後も継続して一定量の作業員の確保が必要な見込みであり、地元雇用に配慮しつつ、今後も要員の確保に努める。
② 要員確保に向けた今後の取り組み①よりステップ１，２の実績人数は必要作業員数を上回っているが、更に要員確保の確実性を増すために、今後以下の取り組みを行っていく。
・線量予測に基づいた要員配置
作業に必要な線量を個人単位で事前に予測することにより、計画的な人員配置を行っていく。
・計画的な人材育成
特に専門的な作業に関しては教育が必要なことから、計画的な人材育成を行っていく。
－水処理の場合
水処理装置は当社として初めて導入したものであり、系統が複雑なことから要員の配置前に、設備の設計や機器配置等に関する机上教育や移送・処理設備等の運転・保守の現場訓練を実施していく。
－放射線管理の場合
現在も実施している社員及び協力企業社員を対象とした放射線測定要員養成教育研修を継続して実施し、今後必要性の高まる放射線関係の要員を計画的に育成していく。
・更なる被ばく低減対策
これまで各作業で実施している、「遮へい設置」や「線量の高い箇所を避ける」等に加え、遠隔作業可能な装置の開発や作業エリアの更なる除染を行っていく。
・要員計画の精度を向上させるために、毎年計画の見直しを行っていく。
（２）意欲向上策
今後も継続して東京電力と協力企業が共に廃止措置等に向けた取組を実現していくために、以下の通り作業員が安心して働ける各種条件整備を図っていく。
・ 食事の改善－ 食事メニューの多様化・栄養バランスの向上について検討を継続していく。
－ 温かい食事の提供について検討を継続していく。
・ 環境の改善－ 作業の指示命令等で長時間滞在する免震重要棟について、非管理区域化を行っていく（～2012 年 4 月）。企業棟については、協力企業のニーズに応じて、優先順位を踏まえつつ、緊急度の高いものについて 2012 年度内に線量低減を図っていく。
－ 構内全域について、線量低減を行っていく。
－ 工事規模、エリア等の変化に応じて必要な休憩所の設置等を検討していく。
25

－ ノーマスクエリアの拡大等、環境に応じた段階的な防護装備の軽減化を行っていく。
－ 執務スペースや福利厚生施設の拡充など執務環境の改善に、継続的に取り組む。
・ 改善効果のモニタリング－ 上記の改善に加え、６－３（３）に記載の健康管理について改善効果の確認を行うために、年２回アンケート等により定期的なモニタリングを実施し、必要に応じ更なる改善を行っていく。

６－３．作業安全確保に向けた計画
作業安全管理及び放射線管理は、作業員の安全を確保し、健康を保つための重要な活動である。
安全確保は今後の中長期の取組における前提であり、今後も従来に無い困難な作業が継続することとなるが、重大災害を発生させない、過剰被ばくを発生させないという強い安全意識を関係者全員で共有し、以下の活動を展開するとともに、常に検証を実施することで、業務を継続的に改善することに努める。
（１）作業安全全般
事故以降これまでに経験の無い作業環境、作業内容での対応が求められたことか
ら、安全事前評価、協力企業との情報共有・連携強化、休憩所の設置、熱中症対策について取り組んで来た。
今後も従来に無い困難な作業が継続することから、安全を最優先に以下の４項目を重点的に取り組んでいく。
・ 継続的な安全活動－ 作業安全を確保するため、作業方法、安全対策、安全教育、他設備への影
響等についての事前検討を継続して実施する。特に、特殊な条件下の作業、新技術、新工法を導入して行う作業等については、安全事前評価委員会（社内）で審議を実施し、安全パトロールや監視装置を活用した実施状況の確認を行い、安全への取組の改善を図る。
・ 協力企業との連携－ 構内での協力企業との安全推進連絡会を継続して開催（毎週１回）して安全に対する周知・連絡等を行い、作業員に対する安全意識の向上を図る。
－ さらに意志疎通が円滑に行えるよう、執務環境の改善をはかる。
・ 休憩所の維持管理・拡充－ ステップ１以降、設置を図って来た休憩所とその設備を適切に維持すると共に、工事規模、エリア等の変化に応じて必要な休憩所の設置等を検討する。
・ 熱中症発生防止－ 熱中症の恐れのある作業場所においては、ＷＢＧＴ測定器8（湿球黒球温度）により環境を把握し、作業時間の短縮や適切な水分補給の奨励、クー
ルベストの着用等の熱中症発生防止対策を行う。また、作業員に対し、熱中症の予防方法等についての教育を行う。

8

人体の熱収支に影響の大きい湿度、輻射熱、気温の３つを取り入れた指標の測定機器
26

（２）放射線管理
・ 出入り拠点の整備－ 大規模な放射性物質の放出による放射線レベルの上昇により、周辺監視区
域全体が、外部線量に係る線量、空気中放射性物質濃度、又は放射性物質
によって汚染された表面の放射性物質密度について、管理区域に係る値を超えている。このため、現状、周辺監視区域全体を管理区域と同等の管理を要するエリアとして管理対象区域を設定している。
－ 現状、管理対象区域の出入管理（スクリーニングや保護衣類及び放射線測定器の着用）は管理対象区域から離れた場所で行っているが、今後、本来の形として、管理対象区域から近い場所で実施可能な出入管理箇所の選定を行っていくこととする。
・ 作業環境の連続監視の拡充－ 既設建屋内のエリア放射線モニタは、現在、機能していないが、建屋内への入域の頻度やエリアが限られていることから、現状は従事者自らが周辺の放射線レベルを計測するという管理的手段により、異常の検知に努めているところである。
－ すなわち、管理対象区域での作業にあたっては、従事者の線量を合理的に達成できる限り低減することを旨として、作業前及び作業中には、必要に応じ、外部放射線に係る線量当量率及び空気中放射性物質濃度を測定し、線量の高い作業を識別した上で作業を行うこととしている。
－ 今後、入域の頻度の多さ、エリアの拡大を考慮して、必要に応じて従来のエリア放射線モニタによる管理に移行できるよう検討を進めていく。また、
屋外又は津波以降に設置された建屋内については、運転操作、監視、点検等のために人が駐在する場所に、エリア放射線モニタを設置し、放射線環
境の状況の把握と放射線防護への情報提供の観点から放射線レベルの連
続監視を行っていくこととする。
・ 個人線量管理の確実な実施－ 今後、一元的な線量計貸出回収管理・個人線量の履歴管理も含めたデータ管理の信頼性向上を図るとともに、外部線量データと内部線量測定結果、電離健康診断日等を一元化することにより、ホールボディカウンタ（ＷＢＣ）9の受検（環境改善に伴った評価頻度の合理化を含む）や健康診断の有効期限管理をシステマチックに実施する。（～2012 年 4 月）
・ 各種工事に応じた線量低減対策の検討･実施－ 作業にあたっては、従事者の線量を合理的に達成できる限り低減することを旨として、事前に作業環境に応じて放射線防護具類の着用、作業人数、時間制限等必要な条件を定め、放射線業務従事者の個人被ばく歴を考慮して合理的な作業計画を立てる。
－ 作業計画において上記のような必要な条件を定めるために、事前に作業訓
練やロボットの活用を行うことも考慮する。
・ 防護装備の軽減化－ 線量管理に万全を期した上で、ノーマスクエリアの拡大等、環境に応じた段階的な実施及び確実な管理を実施する。
9

個人の内部被ばくの測定装置で、体内に摂取された放射性物質を体外から測定する全身放射能測定
装置。
27

－

このためには、放射線レベルの低減化が必要であり、敷地内の除染を計画
的・段階的に実施していくこととする。

（３）健康管理・ 医療体制の継続的確保－ 現地の地域医療が一定程度戻るまでの間は、作業員の安全・安心を確保する観点から、福島第一原子力発電所、福島第二原子力発電所、Ｊヴィレッジといった各拠点の医療体制を継続的に確保する。具体的には、医師をはじめとした医療職を必要に応じて配置するとともに、必要な医療資器材、医薬品を配備する。また、外部医療機関への搬送体制を維持する。そして、運営上の改善を重ね、医療の質の最適化と搬送の迅速化を図る。
・ 長期健康管理の実施－ 厚生労働省より示された「東京電力福島第一原子力発電所における緊急作業従事者等の健康の保持増進のための指針」（2011 年 10 月 11 日）も踏まえながら、緊急作業従事者に対する長期的な健康管理を実施する。具体的には、健康相談窓口を運営するとともに、協力企業作業員を含め、がん検診等の受診を手厚く支援する。

７．国際社会との協力
これまで政府の原子力災害対策本部では、「国際原子力機関に対する日本国政府の追加報告書 -東京電力福島原子力発電所の事故について-」を本年６月及び９月にとりまとめ・公表し、国際社会に対して透明性の確保を最重要課題とし、得られた情報を迅速かつ正確に提供してきている。
また、世界の叡智を結集して事故に対応する必要があることから、これまでも各国からの支援・協力を受入れてきている。第１期以降においても、引き続き、各国及び国際機関との協力を進めていく。
特に、大規模かつ長期にわたる廃止措置等に向けた研究開発を効率的・効果的に進めるためには、海外の事故対応等に係る知見・経験を充分に活用するとともに、諸外国の政府関連研究機関や民間事業者との協力強化を図る。

８．中長期の取組の実施体制
これまで事故発生後、政府及び東京電力は、「東京電力福島第一原子力発電所・事故の収束に向けた道筋 当面の取組のロードマップ」を策定し、進捗状況に応じて同
ロードマップを改訂しながら、政府と東京電力が連携して事故収束の活動に取り組んできた。
本ロードマップの実施にあたっては、引き続き、政府と東京電力が強固な連携を図る体制を確立し、透明性を確保して地域及び国民の皆さまのご理解をいただきつつ、
国内外の広範な分野の技術的知見を得ながら廃止措置等に向けた取組を着実に進めていくことが不可欠である。このため、ステップ２完了に伴って政府・東京電力統合
対策室を廃止し、原子力災害対策本部の下、本ロードマップの策定とその進捗管理を行う政府・東京電力中長期対策会議が設置されたところである。
また、廃止措置等に向けた中長期対策の検討・実施に必要となる研究開発について
は、世界的に見てもこれまで経験のない難しい課題が多いことから、国内外の関係機
28

関の協力を得ながら取り組んでいく必要がある。このため、これらの研究開発計画を推進する体制を確立し、課題毎に具体的な実施計画を策定するとともに、現場作業と研究開発プロジェクトとの間で的確に連携を図りながら実施していくことが必要である。

９．おわりに
今後、避難されている住民の皆様の一刻も早いご帰還を実現し、地域及び国民の皆さ
まの不安を解消するためにも、東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院は、
適切な協同体制の下、本ロードマップに基づき、廃止措置等に向けた中長期の取組を着実に進めていく。
併せて、今後の現場状況や研究開発成果等を踏まえ、東京電力、資源エネルギー庁、
原子力安全・保安院は、本計画について定期的に見直すとともに、中長期の取組状況を公表するなど、透明性を確保していく。
また、本ロードマップは廃止措置等に向けた作業や必要な研究開発の内容などをとりまとめた技術的な工程を示すものであり、その検討過程において費用の見積もりについては行っていない。
なお、原子力安全・保安院は、本ロードマップをその趣旨とともに、2012 年 4 月に設立される予定の新規制庁に確実に引き継ぐものとする。

＜添付資料＞
添付資料１－１：東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップの主要スケジュール
添付資料１－２：中期スケジュール
添付資料２：使用済燃料プールからの燃料取り出しに係る作業ステップ
添付資料３：燃料デブリ取り出しに係る作業ステップ＜別冊資料＞
別冊１：東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた研究開
発計画について29東京電力㈱福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップの主要スケジュール

添付資料1-1

第１期

第２期

使用済燃料プール内の燃料取り出しが開始されるまでの期間

２０１２年度

燃料デブリ取り出しが開始されるまでの期間

2014年度

２０１３年度

2015年度

2016年度

2017年度（前）

2年後以内

2018年度

廃止措置終了までの期間

2019年度

2020年度（中）（後）

プール燃料取り出し開始（4号機）▽

ステップ2完了
▼

主要な目標

第３期
2021年度

2022年度～10年後以内燃料デブリ取り出し開始（初号機）▽20～25年後30～40年後

燃料デブリ取り出し終了（全号機）▽

廃止措置終了（全号機）▽

原子炉冷温停止状態の維持・監視（注水継続、温度・圧力等パラメータにより継続監視）

原子炉の冷却計画
プラントの安定状態維持・
継続に向けた計画
滞留水処理計画

：現場作業
：研究開発
：検討

格納容器内の部分的観察▽目標：原子炉建屋（若しくは格納容器下部）からの取水に切替完了
循環注水冷却（原子炉建屋（若しくは循環注水冷却（格納容器
循環注水冷却（タービン建屋からの取水）の信頼性向上
格納容器下部）からの取水）から取水の小ループ）（※2）（※1）：格納容器補修、
原子炉建屋コンテナ等の設置［（※4）より］▽目標：現行設備の信頼性向上の実施
建屋間止水[HP3-1] へ（原子炉建屋コンテナの設置状況を踏まえて検討）▽目標：タービン建屋/原子炉建屋の滞留水処理終了
HP
原子炉建屋／タービン建屋間止水
現行処理施設による処理
1‐1 ・格納容器下部補修完了
信頼性を向上させた水処理施設による滞留水処理
現行設備の信頼性向上等
循環ループ縮小

循環ループ縮小検討

循環ループ縮小検討：次工程着手の条件：必要な情報の流れ

循環ループ縮小（検討結果を踏まえ必要に応じて実施）

サブドレン水処理の検討 → 滞留水減少（地下水位の低下に応じて建屋内滞留水水位を低下）

地下水・除染水等の処理
タービン建屋／原子炉建屋の滞留水減少

多核種除去設備の設置▽目標：汚染水漏えい時における海洋汚染拡大リスクの低減

遮水壁の構築シルトフェンス追加設置 ▽目標：港湾内海水中の放射性物質濃度の低減（告示濃度未満）

海洋汚染拡大防止計 取水路前面エリアの海底土の被覆
画
海水循環浄化（継続）
航路・泊地エリアの浚渫土砂の被覆等
地下水及び海水のモニタリング（継続実施）▽目標：発電所全体から新たに放出される放射性物質等による敷地境界線量1mSv/年未満

ガレキ等
発電所全体
の放射線量
低減・汚染拡 放射性廃大防止に向 棄物管理
及び敷地
けた計画
境界の放 水処理二
射線量低 次廃棄物減に向けた計画

遮へい等による保管ガレ
キ等の線量低減実施

低減努力継続安定保管の継続遮へい等による保管水処理
二次廃棄物の線量低減実施

低減努力継続安定保管の継続

必要に応じて
設備更新

設備更新計画策定

水処理二次廃棄物の性状、保管容器の寿命の評価

処分場へ搬出（※5）：放射性廃棄物処理・処分計画へ（最終的な処理・処分については放射性廃棄物処理・処分計画にて検討）
格納容器ｶﾞｽ管理ｼｽﾃﾑ設置

気体・液体 （格納容器からの放射性物質放出抑制）
廃棄物

陸域・海域における環境モニタリング（継続実施）

敷地内除染計画▽目標：免震重要棟の非管理区域化▽目標：企業棟の線量低減（協力企業のニーズを踏まえて実施）
発電所敷地内除染の計画的実施（執務エリア・作業エリア等から段階的に実施、敷地外の線量低減と連携を図りつつ低減を実施）
プール循環冷却（保守管理、設備更新等による信頼性の維持・向上）
ガレキ等調査・計画立案【１号機】 燃料取り出し方法検討／３,４号機調査

1～4号機使用済燃料
プール【２号機】 建屋内除染・遮へいの検討・準備（※3）
【３号機】 ガレキ撤去（原子炉建屋上部）
ガレキ撤去【４号機】 （原子炉建屋上部）

除染・遮へい、設備調査、計画立案▽目標：ガレキ撤去完了
燃料取り出し用カバー
・燃取設備の設置▽目標：ガレキ撤去完了

使用済燃料プールからの
燃料取り出し計画

燃料取り出し用カバー
・燃取設備の設置

キャスク製造（順次）
共用プール復旧研究開発

設備点検・修理

燃料取り出し
燃料取り出し▽燃料取り出し開始（目標：3年程度後）
プール内ガレキ撤去
・燃料調査

燃料取り出し▽燃料取り出し開始（目標：2年以内）
プール内ガレキ撤去
・燃料調査

港湾復旧

共用プール

燃料取り出し準備（ガレキ撤去、設備設置等）

燃料取り出し使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の貯蔵（保管・管理）

搬出

キャスク製造・搬入（順次）HP
2‐1

共用プール燃料取り出し/設備改造△目標：共用プール受入準備完了

使用済燃料の再処理・保管方法の決定

使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価
使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討＊本ロードマップについては、研究開発及び現場状況を踏まえて、継続的に見直していく。

1/2（注）ＨＰ ： 判断ポイント

東京電力㈱福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップの主要スケジュール

添付資料1-1

第１期

第２期

使用済燃料プール内の燃料取り出しが開始されるまでの期間

２０１２年度

燃料デブリ取り出しが開始されるまでの期間

2014年度

２０１３年度

2015年度

2016年度

2017年度

（前）

2年後以内

主要な目標

第３期
廃止措置終了までの期間

2019年度

2018年度

2020年度（中）（後）2022年度～10年後以内燃料デブリ取り出し開始（初号機）▽

プール燃料取り出し開始（4号機）▽

ステップ2完了▼

2021年度（※3）
除染技術調査／遠隔除染装置開発

建屋内除染（現場調査、現場実証を含む）

格納容器漏えい箇所調査・補修に向けた研究開発（建屋間止水含む）

格納容器（下部）補修装置の設計・製作・試験等

格納容器漏えい箇所調査装置の設計・製作・試験等

漏えい箇所調査

格納容器/圧力容器水張り

燃料デブリ取 燃料デブリ取り出し技
り出し計画
術の整備

（開発成果の現場実証含む）★
格納容器上部補修方法の確定★：各HPでのプラント状況を踏まえて、号機の優先順位を決定
格納容器上部補修
／上部水張

★

HP
3‐2

格納容器下部水張り完了
格納容器内調査方法確定

炉内調査装置の設計・製作・試験等

格納容器内調査装置の設計・製作・試験等

HP
3‐4（開発成果の現場実証含む）

格納容器上部水張り完了
炉内調査方法の確定

燃料デブリ取り出し工法・装置開発

格納容器内調査・サンプリング

格納容器外部からの調査

燃料デブリ取り出し作
業

HP
3‐3

格納容器下部補修／建屋
間止水／下部水張燃料デブリ取り出しに向けた研究開発（内部調査方法や装置開発等、長期的課題へ継続）

HP
3‐5

炉内調査・
サンプリング★

燃料デブリ取り出し方法の確定
燃料デブリ収納缶等の準備完了
燃料デブリ取り出し

貯蔵（安定保管）

燃料デブリ収納缶開発
燃料デブリ処理に向けた取り出し後の燃料デブ 研究開発
リの安定保管、処理・処
分
処理・処分技術の調査・開発

廃止措置終了（全号機）▽：次工程着手の条件：必要な情報の流れ

格納容器（上部）補修装置の設計・製作・試験等（※2）
格納容器調査/炉内調
査・サンプリング

燃料デブリ取り出し終了
（全号機）
▽

：現場作業
：研究開発
：検討

（継続実施）▽目標：除染によるアクセス性確保★
（※1）
格納容器下部HP
補修方法確定3‐1 止水方法確定

建屋間止水
格納容器補修30～40年後▽目標：除染ロボット技術の確立
建屋内除染・遮へい等

格納容器漏えい箇所調
査

20～25年後搬出・処理・処分

既存技術調査、保管システム選定・安全評価技術の開発、収納技術/移送・保管技術開発、モックアップ
模擬デブリサンプルを用いた試験・評価HP
3‐6

実デブリサンプルを用いた試験・評価

燃料デブリの処理・処分方法の決定

燃料デブリに係る計量管理方策の構築
原子炉建屋コンテナ等
設置
原子炉圧力容器/格納
容器の健全性維持

原子炉施設の解体計
画
原子炉施設の解体・放射性廃棄物処理・処分に向
けた計画

本格検討・設計
圧力容器／格納容器腐食に対する健全性の評価技術の開発

補修/腐食抑制対策（必要に応じて更なる腐食抑制対策実施）

腐食抑制対策（窒素バブリングによる原子炉冷却水中の溶存酸素低減）

調査・データベース構築計画策定

原子炉施設の解体に向けた基礎データベース（汚染状況等）の構築

遠隔解体など必要な研究開発

廃棄物の性状に応じた既存処分概念への適応性の確認

放射性廃棄物処理・処分計画

原子炉建屋コンテナ等の設置（※4）

処理・処分に関する研究開発計
画の策定

実施体制・要員計画

協力企業を含む要員の計画的育成・配置、意欲向上策の実施 等

作業安全確保に向けた計画

安全活動の継続、放射線管理の維持・充実、医療体制の継続確保 等

解体・除染工法の確定
解体廃棄物処分基準の策定
解体廃棄物処分の見通し
機器・設備の設計・製造
必要な技術開発終了
HP
4‐2
解体

制度化

HP
5‐2

廃棄体仕様・製 （※5）
造方法の確定

HP
5‐3

HP
5‐4

廃棄体製造設備の設置処分概念の構築

廃棄物の処分の最適化研究＊本ロードマップについては、研究開発及び現場状況を踏まえて、継続的に見直していく。

制度化に向けた検討

廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認

放射性廃棄物の処理・処分の安全性確認に必要な研究開発
廃棄物の性状把握、物量評価等

HP
5‐1

HP
4‐1

処理・処分の工学的技術・安全性評価に関する研究開発

2/2

廃棄体製造設備の設置及び処分の見通し

廃棄体の製造/搬出・処
分

処理・処分の安全性向上に向けた研究開発の継続（注）ＨＰ ： 判断ポイント

＊本ロードマップは、研究開発及び現場状況を踏まえて、継続的に見直していく。

第１期

当面の取組
終了時点

課題

２０１２年度

中期的課題への対応
状プ
に
態ラ
向
維ン
け
持ト
た
・の
計
継安
画
続定
発
低
電
減
に 所
・
向 全
汚
け 体
染
た の
拡
計 放
大
画 射
防
線
止
量

冷
状温
態停
止

滞留水
処理計画

滞
留
水
の
減
少

画線及放
量び射
低敷性
減地廃
に境棄
向界物
けの管
た放理
計射

ガレキ等
水処理
二次廃棄物
気体・液体
廃棄物

敷地内除染計画
1～4号機
使用済燃料
プール

使用済燃料プールからの燃料取出計画

共用
プール
研究開発

燃料デブリ取出

燃料デブリ
取出計画

取出後の
燃料デブリ安定保管、処理・処分
原子炉建屋コンテ
ナ等設置

よ
り
安
定
的
な
冷
却

冷
温
停
止
状
態

信頼性を向上させた水処理施設による滞留水処理

循環ループ縮小

サブドレン水処理の検討→滞留水減少（地下水位の低下に応じて建屋内滞留水水位を低下）
多核種除去設備の設置

遮水壁の構築
港湾内海底土の被覆、海水循環浄化（継続）等
地下水及び海水のモニタリング（継続実施）
安定保管の継続遮へい等による保管ガレキ等の線量低減実施

低減努力継続安定保管の継続低減努力継続遮へい等による保管水処理二次廃棄物の線量低減実施

水処理二次廃棄物の性状、保管容器の寿命の評価

設備更新計画策定格納容器ｶﾞｽ管理ｼｽﾃﾑ設置

発電所敷地内除染の計画的実施
プール循環冷却（保守管理、設備更新等による信頼性の維持・向上）
ガレキ撤去／プール燃料取出用カバーの設置／輸送容器の調達／燃料取扱設備の設置又は復旧
プール燃料取出
港湾復旧（クレーン・道路）（護岸改修）
使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の貯蔵（保管・管理）
キャスク製造（順次）キャスク製造・搬入（順次）共用プール復旧
共用プール燃料取出／設備改造
使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価
使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討
除染技術調査／遠隔除染装置開発
建屋内除染・遮へい等
継続

格納容器調査・補修装置の設計・製作・試験等
格納容器内調査装置の設計・製作・試験等

漏えい箇所調査（開発成果の現場実証を含む）
格納容器外部からの調査（開発成果の現場実証を含む）

収納缶開発（既存技術調査、保管システム検討・安全評価技術の開発他）
処理・処分技術の調査・開発
燃料デブリに係る計量管理方策の構築

調査・データベース構築計画策定

放射性廃棄物処理・処分計画

作業安全確保に向けた計画

循環ループ縮小検討

圧力容器／格納容器腐食に対する健全性の評価技術の開発
腐食抑制対策（窒素バブリングによる原子炉冷却水中の溶存酸素低減）

原子炉施設の解体計画

実施体制・要員計画

現行処理施設による処理
現行設備の信頼性向上等

陸域・海域における環境モニタリング（継続）RPV/PCVの健全性維持
原子炉施設の解体・放射性廃棄物処理・処分に向けた計画

原子炉冷温停止状態の維持・監視（注水継続、温度・圧力等パラメータにより継続監視）
格納容器内の部分的観察
循環注水冷却（タービン建屋からの取水）の信頼性向上

除染
（開始）

建屋内
除染
PCV漏えい箇所
調査・補修

中期施設運営計画に基づく対応

拡海
大洋
防汚
止染

保
飛
管
散
・
抑
管
制
理

第２期（前）▽使用済燃料プールからの燃料取り出し開始
２０１４年度

２０１３年度

施設運営
計画策定

原子炉の
冷却計画

海洋汚染
拡大防止計画添付資料１－２

東京電力㈱福島第一原子力発電所・中期スケジュール

処理・処分に関する研究開発計画の策定

原子炉施設の解体に向けた基礎データベース（汚染状況等）の構築
廃棄物の性状把握、物量評価等
廃棄物の処分の最適化研究

環境改善
の充実

協力企業を含む要員の計画的育成・配置、意欲向上策の実施 等

被ばく線量管理の徹底

安全活動の継続、放射線管理の維持・充実、医療体制の継続確保 等

諸計画の取り組み状況（その１）
第２期（前）

第１期（当面の取組終了後２年後以内）

課題

ステップ２完了（１２／１６）
２０１２年度
中期的課題への対応

２０１３年度

中期施設運営計画に基づく対応

２年目見直し

２０１４年度

３年目見直し原子炉冷温停止状態の維持・監視（注水継続、温度・圧力等パラメータにより継続監視）
格納容器の部分的観察
冷原
却子
計炉
画の

２
号

イメージスコープ、熱電対による原子炉格納容器内の状態の遠隔目視確認と雰囲気温度・水位の直接測定、評価

１号

イメージスコープ、熱電対による原子炉格納容器内の状態の遠隔目視確認と雰囲気温度・水位の直接測定、評価

３号

イメージスコープ、熱電対による原子炉格納容器内の状態の遠隔目視確認と雰囲気温度・水位の直接測定、評価

循環注水冷却（タービン建屋からの取水）の信頼性向上（配管等の一部材質強化・耐震性向上など検討・実施）
水源：処理水バッファタンク（主）及び３号機復水貯蔵タンク（副)縮小した循環ループによる冷却（３号復水貯蔵タンクを水源）▽目標：現行設備の信頼性向上の実施
現行処理施設による処理（メンテナンス・運用管理による施設延命）

処
滞
理
留
計
水
画

現行設備の信頼性向上等
循環ループ縮小検討

信頼性を向上させた水処理施設による滞留水処理

循環ループ縮小

サブドレン水処理の検討→滞留水減少（地下水位の低下に応じて建屋内滞留水水位を低下）
多核種除去設備の設置

諸計画の取り組み状況（その２）
第２期（前）

第１期（当面の取組終了後２年後以内）

課題

ステップ２完了（１２／１６）
２０１２年度

２０１３年度

２０１４年度

目標：汚染水漏えい時における海洋汚染拡大リスクの低減▽

遮水壁の構築
海
防洋
止汚
計染
画拡
大

シルトフェンス追加設置▽目標：港湾内海水中の放射性物質濃度の低減（告示濃度未満）

取水路前面エリアの海底土の被覆

海水循環浄化（継続）
航路・泊地エリアの浚渫土砂の被覆等
地下水及び海水のモニタリング（継続実施）

敷
地
境放
界射
線性
量廃
低棄
減物
に管
向理
け及
たび
計
画

ガ
レ
キ
等

▽目標：発電所全体から新たに放出される放射性物質等による
敷地境界線量1mSv/年未満

安定保管の継続遮へい等による保管ガレキ等の線量低減実施

低減努力継続

（固体庫復旧、遮へい機能付保管エリア追設、伐採木の覆土保管）

二
次水
廃処
棄理
物

気
廃体
棄・
物液
体

安定保管の継続

水処理二次廃棄物の性状、保管容器の寿命の評価

設備更新計画策定格納容器ガス管理システム設置・運用
２号機：運用
１，３号機：設置

運用

陸域・海域における環境モニタリング（継続実施）▽目標：免震重要棟の非管理区域化

敷地内除染
計画

低減努力継続遮へい等による保管水処理二次廃棄物の線量低減実施▽目標：企業棟の線量低減（協力企業のニーズを踏まえて実施）

発電所敷地内除染の計画的実施（執務エリア・作業エリア等から段階的に実施、敷地外の線量低減と連携を図りつつ低減を実施）

諸計画の取り組み状況（その４）
第２期（前）

第１期（当面の取組終了後２年後以内）

課題

ステップ２完了（１２／１６）
建
屋
内
除
染

２０１４年度

２０１３年度

２０１２年度
除染技術調査／遠隔除染装置開発▽目標：除染ロボット技術の確立

遠隔汚染調査技術の開発①
遠隔除染装置の開発①
現場調査、現場実証（適宜）

目標：除染によるアクセス性確保▽継続

建屋内除染・遮へい等（作業環境改善①）

燃
料
取
デ
出
ブ
リ
管デ取
ブ出
処リ後
分
理安の
・ 定燃
処保料

格納容器漏えい箇所調査・補修に向けた研究開発（建屋間止水含む）
格納容器調査装置の設計・製作・試験等②
格納容器補修装置の設計・製作・試験等③⑥

漏えい箇所調査（開発成果の現場実証含む）
燃料デブリ取出に向けた研究開発（内部調査方法や装置開発等、長期的課題へ継続）
格納容器内調査装置の設計・製作・試験等⑤

格納容器外部からの調査（開発成果の現場実証含む）

、

燃
料
デ
ブ
リ
取
出
計
画

調漏
格
査え
納
・い
容
補箇
器
修所

収納缶開発（既存技術調査、保管システム検討・安全評価技術の開発他）
処理・処分技術の調査・開発
燃料デブリに係る計量管理方策の構築

原子炉建屋
コンテナ等
設置

RPV/PC
V健全性
維持

圧力容器／格納容器腐食に対する健全性の評価技術の開発
腐食抑制対策（窒素バブリングによる原子炉冷却水中の溶存酸素低減）

その他

臨界評価、検知技術の開発

原子炉施設の解体計画

調査・データベース構築計画策定

放射性廃棄物処理・処分計画

処理・処分に関する研究開発計画の策定

実施体制・
要員計画
作業安全確保に向けた計画

原子炉施設の解体に向けた基礎データベース（汚染状況等）の構築
廃棄物の性状把握、物量評価等
廃棄物の処分の最適化研究

協力企業を含む要員の計画的育成・配置、意欲向上策の実施 等
安全活動の継続、放射線管理の維持・充実、医療体制の継続確保 等
免震重要棟の非管理区域化

使用済燃料プールからの燃料取り出しに係る作業ステップ（１／２）
第1期
2012年度

添付資料２

第２期

2013年

第３期

①ガレキ撤去/②カバー、クレーン等の設置/③輸送容器・収納缶の設計、製造
港湾復旧⑤プール燃料取り出し/貯蔵（保管・管理）

キャスク製造（順次）搬出

キャスク搬入（順次）共用プール設備復旧④共用プール内空きスペース確保/設備改造

ステップ① 原子炉建屋上部ガレキ撤去（３，４号機にて実施中）② カバー（又はコンテナ）／
クレーン等の設置

＜４号機＞

カバー
（又はコンテナ）③ 取り出し用輸送容器・収納缶の設計、製造＜輸送容器の例：NH-25＞

クレーン

燃料取扱機

イメージ
DSピット

原子炉ウエル

使用済燃料
プール（メーカ資料より）

～
～

～
～
内容

大型クレーンや重機を用いて原子炉建屋上部のガレキを撤去。

原子炉建屋を覆うカバー（又はコンテナ）を設置し、プール燃料取り出しに必要なクレーン、燃料取扱機を設置。

プールから取り出した燃料を共用
プールに移送するため、輸送容器・収納缶等を設計・製造。

技術開発における留意点と課題－－－

安全確保に向けた主な留意点・プール水の安定冷却の維持
・ガレキ撤去時の空気中への放射性物質拡散防止
・環境モニタリング・作業員の被ばく低減（遠隔撤去等）

・プール水の安定冷却の維持
・作業員の被ばく低減（雰囲気線量低減等）－

使用済燃料プールからの燃料取り出しに係る作業ステップ（２／２）
第1期
2012年度

第２期

2013年

第３期

①ガレキ撤去/②カバー、クレーン等の設置/③輸送容器・収納缶の設計、製造
港湾復旧⑤プール燃料取り出し/貯蔵（保管・管理）

キャスク製造（順次）搬出

キャスク搬入（順次）共用プール設備復旧④共用プール内空きスペース確保/設備改造④ 共用プール内空きスペース確保／改造

ステップ
＜現在＞
キャスク
ピット

貯蔵エリア

キャスク
ピット

キャスク
ピット

貯蔵エリア

キャスク
ピット

空きスペースの確保（貯蔵量6,375体／容量6,840体⑤ プール燃料取り出し号機

燃料貯蔵体数

1号機

392

2号機

615

3号機

566

4号機

1,535

1～4号機合計

3,108

共用プール

6,375

カバー
（又はコンテナ）
クレーン

燃料取扱機

順次搬出※

イメージ

○改造工事
・洗浄、検査設備
・破損燃料用ラック（メーカ資料より）
輸送容器

当面は、構内乾式
キャスク仮保管設備
にて仮保管

内容

既存（健 全）燃料
保管エリア

隔壁

燃 料受入・洗浄 ・除染・ 検査エリア

共用プール内に既貯蔵中の燃料を順次搬出し、空きスペースを確保。その上で、受入れに必要な隔壁、洗浄・検査設備、破損燃料用ラック等を設置。

技術開発における
留意点と課題・塩分付着燃料及び漏えい燃料の洗浄／除染／検査方法の検討

安全確保に向けた
主な留意点

・作業員の被ばく低減（平常管理）

使用済燃料
プール

搬出

燃料の健全性を確認（外観確認、荷重試験等）し、破損
燃料は収納缶に収納した上で輸送容器に装荷し、搬出。
－
・プール水の安定冷却の維持
・燃料落下防止・作業員の被ばく低減（遠隔化、雰囲気線量低減等）

燃料デブリ取り出しに係る作業ステップ（１／３）
第1期
2012年度

添付資料３
第３期

第２期
2013年

（前）

2年後以内

（中）

格納容器下部補修方法確定 HP
止水方法確定② 格納容器漏えい箇所調査
格納容器外部からの調査

HP

（後）

格納容器下部
水張り完了
格納容器内調査
方法確定

HP 格納容器上部補修
方法の確定

HP

原子炉建屋止水③ 格納容器下部補修⑥ 格納容器上部補修
格納容器部分水張り④① 原子炉建屋内除染⑦▽圧力容器上蓋開放
格納容器／圧力容器水張り② 格納容器漏えい箇所調査（②以降の作業毎に必要な箇所を順次実施する）

燃料デブリ取り出しHP

HP ：技術的な判断ポイント。現場状況，技術開発成果により、次工程以降を見直していく。

※ TMIと同様に水中での取り出しを想定した一連の作業を記載。

① 原子炉建屋内除染⑨

燃料デブリの処理・処分方法の決定（実際の除染作業は個々の作業毎に必要な箇所を実施）

ステップ20～25年後

格納容器上部HP 燃料デブリ取り出し方法
水張り完了の確定／燃料デブリ収
炉内調査方法の確定
納缶等の準備完了⑧ 炉内調査・サンプリング⑤ 格納容器内部調査・サンプリング

除染によるアクセス性確保 目標10年後以内③ 原子炉建屋止水

格納容器外部からの調査

格納容器下部補修
原子炉建屋止水が実現すれば、循環注水冷却の取水源をタービン建屋滞留水からトーラス室に変更

使用済燃
料プール

イメージ

使用済燃
料プール

除染装置 燃料デブリ
圧力容器
（遠隔）

水処理装置より
除染装置

格納容器

タービン建屋

貫通部

補修装置
（遠隔）

貫通部
ｶﾒﾗ搭載
観察装置
（遠隔）

ｶﾒﾗ搭載
観察装置

圧力容器

タービン建屋

格納容器

圧力容器
格納容器

使用済燃
料プール

補修装置

水処理装置へ
ﾄｰﾗｽ室

漏えい

ﾄｰﾗｽ室

漏えい

ﾄｰﾗｽ室

止水

格納容器へのアクセス性を向上するため、高圧水、
コーティング、表面はつり等により、作業エリアを除染。

格納容器及び原子炉建屋の漏えい箇所を、手動または遠隔の線量測定やカメラ等で調査。また、格納容器
外部からγ線測定、音響調査等により、格納容器内部の状況を推定調査。

デブリの取出しは、水中で実施することが放射線の遮へいの観点からも有利と考えられることから、格納容器の漏えい箇所を補修・止水。まずは格納容器内調査に向け、下部を優先して実施。

技術開発に
おける
留意点と
課題

◆高線量箇所（数100～1,000mSv/ｈレベル）の存在。
◆建屋内ガレキによるアクセスが制限されていること。
・ 上記を踏まえた遠隔除染方法の検討・確立が必要◆調査対象が高線量エリア、汚染水中、狭隘部などにあること。
・漏えい箇所調査方策・装置の開発
・格納容器外部からの内部調査方策・装置の開発◆炉心循環冷却のための注水を継続しながら、高線
量下・流水状態で止水すること。
・漏えい箇所の補修・止水技術・工法の開発
・代替方策の検討・開発

安全確保に
向けた
主な留意点

・炉心安定冷却の維持・除染作業に伴う空気中への放射性物質拡散防止
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

・炉心安定冷却の維持
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

・炉心安定冷却の維持
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

内容

燃料デブリ取り出しに係る作業ステップ（２／３）
第1期
2012年度

第３期

第２期
2013年

（前）

2年後以内

（中）

格納容器下部補修方法確定 HP
止水方法確定② 格納容器漏えい箇所調査
格納容器外部からの調査

HP

（後）

格納容器下部
水張り完了
格納容器内調査
方法確定

HP 格納容器上部補修
方法の確定③ 格納容器下部補修⑥ 格納容器上部補修
格納容器部分水張り④① 原子炉建屋内除染⑦▽圧力容器上蓋開放
格納容器／圧力容器水張り

ステップ④ 格納容器部分水張り⑨
燃料デブリ取り出し
燃料デブリの処理・処分方法の決定（実際の除染作業は個々の作業毎に必要な箇所を実施）※ TMIと同様に水中での取り出しを想定した一連の作業を記載。

20～25年後

格納容器上部HP 燃料デブリ取り出し方法
水張り完了の確定／燃料デブリ収
炉内調査方法の確定
納缶等の準備完了⑧ 炉内調査・サンプリング⑤ 格納容器内部調査・サンプリング
原子炉建屋止水

除染によるアクセス性確保 目標HP

10年後以内HP

HP ：技術的な判断ポイント。現場状況，技術開発成果により、次工程以降を見直していく。

⑥ 格納容器上部補修⑤ 格納容器内部調査・サンプリング

格納容器下部のバウンダリ構築が実現すれば、循環
注水冷却の取水源をトーラス室から格納容器に変更

使用済燃
料プール

イメージ

使用済燃
料プール

使用済燃
料プール
水処理装置より
圧力容器
タービン建屋

水張り

水処理装置へ圧力容器
ｶﾒﾗ
ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ

格納容器
ﾄｰﾗｽ室

伸縮管

観察装置
タービン建屋

補修装置
（遠隔）

圧力容器
補修装置

格納容器
ﾄｰﾗｽ室

貫通部

ﾄｰﾗｽ室

格納容器

内容

格納容器内部調査の開始に向け、格納容器下部に部分的な水張りを実施。

格納容器内を調査し、圧力容器から流れ出たと推定されるデブリの分布状況の把握、サンプリング等を実施。

格納容器を満水まで水張りすべく、上部の漏えい箇所を、手動または遠隔にて補修。

技術開発に
おける
留意点と
課題

◆③と同様
・格納容器下部のバウンダリ構築（トーラス室にグラウ
ト充てんする案も含む）が大前提◆高線量によるアクセス性の制約、格納容器内部環
境（内部水の濁り、デブリの所在等）が不明
・上記を踏まえた遠隔調査方法及びサンプリング方法の開発◆ ②と同様・ 格納容器漏えい箇所の補修・止水技術・工法の開発（③と同様）

・炉心安定冷却の維持
・未臨界確認・格納容器内の放射性物質の拡散防止
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

・炉心安定冷却の維持
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

安全確保に
向けた
主な留意点

・炉心安定冷却の維持
・未臨界確認

燃料デブリ取り出しに係る作業ステップ（３／３）
第1期
2012年度

第３期

第２期
2013年

（前）

2年後以内

（中）

格納容器下部補修方法確定 HP
止水方法確定② 格納容器漏えい箇所調査
格納容器外部からの調査

HP

（後）

格納容器下部
水張り完了
格納容器内調査
方法確定

HP 格納容器上部補修
方法の確定

HP

原子炉建屋止水③ 格納容器下部補修⑥ 格納容器上部補修
格納容器部分水張り④① 原子炉建屋内除染⑦▽圧力容器上蓋開放
格納容器／圧力容器水張り

ステップ⑦ 格納容器／圧力容器水張り⇒ 圧力容器上蓋開放
天井クレーン

燃料デブリ取り出しHP

HP ：技術的な判断ポイント。現場状況，技術開発成果により、次工程以降を見直していく。

⑧ 炉内調査・サンプリング⑨ 燃料デブリ取り出し

コンテナ

作業台車

圧力容器上蓋イメージ⑨

燃料デブリの処理・処分方法の決定（実際の除染作業は個々の作業毎に必要な箇所を実施）※ TMIと同様に水中での取り出しを想定した一連の作業を記載。

20～25年後

格納容器上部HP 燃料デブリ取り出し方法
水張り完了の確定／燃料デブリ収
炉内調査方法の確定
納缶等の準備完了⑧ 炉内調査・サンプリング⑤ 格納容器内部調査・サンプリング

除染によるアクセス性確保 目標10年後以内

使用済燃
料プール

使用済燃
料プール

燃料デブリ収納缶

伸縮管
デブリ収納缶搬出

水処理装置より

カメラ、切断、掘削、把持、吸引装置

圧力容器
水処理装置へ
格納容器
ﾄｰﾗｽ室

ﾄｰﾗｽ室

格納容器

ﾄｰﾗｽ室

格納容器

十分遮へいが担保できる水位まで格納容器／圧力容器を水張り後、圧力容器上蓋を取り外し

炉内を調査し、デブリや炉内構造物の状態把握、サンプリング等を実施。

圧力容器／格納容器内のデブリの取り出しを実施。

技術開発に
おける
留意点と
課題

（⑥により格納容器バウンダリ構築が大前提）◆高線量によるアクセス性の制約、圧力容器内部環
境（内部水の濁り、デブリの所在等）が不明
・上記を踏まえた遠隔調査方法及びサンプリング方法の開発◆デブリの分布状況によっては技術開発範囲が拡大（特に格納容器内の燃料取出しはTMIでも経験なし）
・ＴＭＩに比べ、より高度な取り出し技術・工法の開発

安全確保
に向けた
主な留意点

・炉心安定冷却の維持
・未臨界確認・格納容器内の放射性物質の拡散防止

・炉心安定冷却の維持
・未臨界確認・デブリの収納（閉じ込め等）
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

・炉心安定冷却の維持
・未臨界確認・デブリの収納（閉じ込め等）
・作業員の被ばく低減（遠隔化、遮へい等）

内容