「ふげん」廃止措置の概況
2008年2月12日にセンター化

関電美浜発電所
(PWR)

敦賀半島

原電敦賀発電所(ＢＷＲ・ＰＷＲ）

高速増殖原型炉「もんじゅ」（FBR)

原子炉廃止措置研究開発センター「ふげん」（ATR)

原電敦賀発電所
3,4号炉予定地（APWR）

独立行政法人日本原子力研究開発機構
敦賀本部 原子炉廃止措置研究開発センター
所長

野田正男

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ふげんの設備概要
原子炉格納容器
主蒸気系

発電機
制御棒

復水器

海水

重水・ヘリウム系

原子炉
給水・復水系
復水貯蔵タンク

燃料交換機

排気筒

非常用炉心冷却系

海水
原子炉補機冷却海水系

蒸気放出プール
プール水冷却・浄化系

使用済燃料貯蔵プール2

原子炉廃止措置研究開発センターの取組み
廃止措置技術の開発・集約
原子炉本体の遠隔解体技術
国内外研究機関との協力

放射能ｲﾝﾍﾞﾝﾄﾘの評価・除染技術

OECD/NEA*廃止措置計画
英国（NDA)、仏国（EDF)協力協定
アジア地域関連機関との連携
国内大学、研究機関との連携
国内関連機関/電力との連携

放射性廃棄物の処理技術

廃止措置技術の発信・普及「ふげん」の廃止措置技術
海外の廃止措置技術情報
廃止措置に係る理解促進

廃止措置エンジニアリング技術「ふげん」解体経験・実績の蓄積

原子炉廃止措置研究開発センター*:経済協力開発機構/原子力機構
協力・支援

機構内技術の融合・集中化

研究開発拠点化（福井県）

関西光科学研究所との融合・連携
機構内廃止措置技術の集約

文部科学省

施設の活用

研究開発段階炉等の連携支援（講師・情報）廃止措置技術の研究開発

ｴﾈﾙｷﾞｰ研究開発拠点化推進組織（若狭湾ｴﾈﾙｷﾞｰ研究ｾﾝﾀｰ）↑
１．安全･安心の確保
２．研究開発機能の強化
３．人材の育成・交流
４．産業の創出・育成(原子力安全技術センター)

地元産業界との連携

経済産業省

廃止措置研究会
拠点化研修事業(企業向研修）

原子力発電施設高経年化調査研究(原子力安全保安院→原子力安全基盤機構) 高経年化調査
研究会

参画
地元企業

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「ふげん」の廃止措置スケジュール
廃止措置計画認可▼
廃止措置準備期間

H25年度頃
▼

使用済燃料搬出期間

H30年度頃▼

原子炉周辺設備
解体撤去期間H39年度頃
▼原子炉本体解体撤去期間

H40年度
▼建屋解体
期間

運転終了

炉心燃料取出し（H15.8.13）
使用済燃料搬出主要施設の解体撤去

重水回収・搬出／乾燥保管

原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設 等の解体
核燃料物質取扱施設・貯蔵施設、重水系・ヘリウム系 等の解体

原子炉廃止措置研究開発センターへ移行（ H20.2.12 ）原子炉領域の解体

換気系解体

管理区域解除建屋解体

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施設解体のイメージ例
復水器、タービンの一部解体

再循環系配管等のサンプル採取
重水搬出、残留重水回収、トリチウム除去

原子炉の周辺機器解体

供用を終了した機器の解体

使用済燃料搬出期間

原子炉本体領域の解体後に解体
・廃棄物処理設備・換気系等

原子炉周辺設備解体撤去期間

原子炉本体領域の解体

建屋解体

原子炉本体解体撤去期間

建屋解体撤去期間

5使用済燃料輸送・重水の搬出作業○使用済燃料輸送全体計画(予定）○使用済燃料輸送全体計画(予定）
東海再処
理施設

燃料輸送隊（ふげん出発）

輸送容器の積込みH17H18H19H16H17H18

輸送専用船

H20H21H22H23H24

使用済燃料輸送○重水搬出全体計画(予定）○重水搬出全体計画(予定）IP-3型輸送容器︽ふげん ︾

IP-3型容器を保護容器に収納

H19H20H21H22H23

サンプル輸送重水前処理
重水輸送
・IP-3型輸送容器48本／コンテナ
・2コンテナ／１輸送（重水量約19ｍ3）
・2輸送／年 (平成17年度〜23年度)予定

保護容器をコンテナに収納

カナダ
陸上輸送

海上輸送

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「ふげん」から発生する廃棄物とその処分について「ふげん」の廃止措置（解体）によって発生する廃棄物の量解体撤去する主な設備例：

約３６１，８００トン

汚染分
布図の凡例

放射能レベル区分

・放射性廃棄物として処分

放射能レベルの比較的高
いもの（レベル1)

約500

放射能レベルの比較的低
いもの（レベル２)

約4,400

放射能レベルの極めて低いもの（レベル３)

約45,500

放射性物質として扱う必要のないもの（約１０，０００トン程度）
除染作業

低レベル放
射性廃棄物発生量（単位：トン）

クリアランス制度*による分別

放射能レベルが基準値より高い
放射能レベルが基準値より低い

約600

合 計

約50,800

放射性廃棄物でない廃棄物（管理区域外からの発生分を含む）

約141,000（＊）汚染のない地下の建屋、構造物、事務所、倉庫等

約170,000*クリアランスとは？

約361,800

放射性物質の放射能濃度が極めて低く、人の健康への影響が無視できるものについて、放射性物質として扱わず、普通の産業廃棄物として再利用・処分できるようにする制度。

総 計

・一般廃棄物と同様な処分・リサイクル（約３５２，０００トン程度）

推定発生量は、百トン単位で切り上げた値である。 (＊）廃止措置計画書記載対象外
放射能レベル区分毎の物量は，除染を考慮していないレベル区分で集計したものである。（今後の除染等により各レベルの数量は変わりうる。）

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「ふげん」の放射性物質レベル区分：放射能レベルの比較的高いもの（レベル１）：放射能レベルの比較的低いもの（レベル２）：放射能レベルの極めて低いもの（レベル３）：放射性物質として扱う必要のない物

原子炉建屋

原子炉格納容器

カランドリアタンク(炉心タンク)
生体遮蔽体ｺﾝｸﾘｰﾄ
タービン

タービン建屋原子炉冷却系再循環ポンプ

発電機(注) 除染等の処理を想定
原子炉補助建屋8平成20年度 原子炉廃止措置研究開発センター
年間廃止措置作業実績
平成20年

年 月
項 目

4月

5月

6月

7月

8月

平成21年
9月

10月

11月

12月

1月

2月

3月

1.年間廃止措置作業(1) 重水の搬出(2) 解体撤去工事①原子炉冷却系統施設のうちタービン設備a)第3、4給水加熱器等の解体撤去
b)主蒸気管等の解体撤去
c）タービン補機冷却系(3) 汚染の除去工事①重水系・ﾍﾘｳﾑ系等の汚染の除去工事
a)残留重水回収工事b)ﾄﾘﾁｳﾑ除去工事（重水循環ﾎﾟﾝﾌﾟ熱交換器、ﾍﾘｳﾑ浄化系、重水冷却系）

ﾍﾘｳﾑ浄化系
重水循環ﾎﾟﾝﾌﾟ用熱交換器

ﾍﾘｳﾑ浄化系等②その他（制御棒等の取り出し作業）(4) 新型転換炉原型炉施設を用いた研究開発①試験研究炉等廃止措置安全性実証等(5)廃止措置のために導入する装置の設置①固体廃棄物仕分・分別処理装置の設置
2.施設定期検査(1) 第21回施設定期検査

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H20年度解体撤去等作業範囲
タービン建屋

原子炉格納容器

タービン設備（原子炉建屋）原子炉補助建屋

中性子検出器
制御棒

主 蒸気管及びタービン主要弁

発電機

復水器
第４給水加熱器

原子炉

海水

重水・ヘリウム系
第３給水加熱器

排気筒
燃料交換機

非常用炉心冷却系
復水貯蔵タンク

海水

重水循環ポンプ

原子炉補機冷却海水系
H２０年度解体撤去等作業範囲 ：H２０年度汚染の除去作業範囲 ：蒸気放出プール
使用済燃料
貯蔵プール

プール水冷却・浄化系

原子炉補助建屋

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解体撤去の対象設備・機器
機器類に付設した配管等(Ｂ1F、B2Ｆ)

タービン建屋

第４給水加熱器
第３給水加熱器

材質：炭素鋼
寸法：外径1,282mm×全長1,4850mm

材質：炭素鋼寸法：外径1,382mm×全長17,130mm

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H20年度解体撤去作業の状況（第３・４給水加熱器等解体撤去）
解体撤去機器・配管の保温撤去

原子炉
補助建屋 廃棄物
原子炉建屋
原子炉建屋
処理室

バンドソーによる配管切断作業

中間建屋

重水が漏れた場所
工事過程にある解体撤去物の一時保管（仮置き）場所（給水加熱器など）

タービン建屋

作業エリア
地上1階

主建屋概略平面図

タービン建屋地下２階

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第３・４給水加熱器等の解体撤去工事
【着工前】

【完了後】

第３給水加熱器

第３給水加熱器 第４給水加熱器

ドラム缶用仕分分別処理装置

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廃止措置安全性実証試験に係る技術協力○文部科学省委託事業：試験研究炉等廃止措置安全性実証等（研究開発段階炉の調査）○実施機関：(財)原子力安全技術センター

主蒸気隔離弁

主蒸気隔離弁
解体撤去後

主蒸気管

主蒸気管
解体撤去後

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平成２１年度の作業計画
重水搬出、使用済燃料輸送、タービン設備の一部の設備の解体撤去、トリチウム除去、廃棄物の仕分け・分別等を計画的に実施する。
また、解体撤去物のクリアランス検認に向けた検討を進める。
現在の「ふげん」
廃止措置完了時の予想図

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