資料No.３-２

敦賀発電所１号機の廃止措置の状況について

平成29年6月7日
日本原⼦⼒発電株式会社

廃止措置計画の概要

1○ 敦賀発電所１号機の廃止措置は大きく３段階に分け、24年かけて実施していく。
①原子炉本体等解体準備期間（9年間︓H29年度〜37年度)②原子炉本体等解体期間（9年間︓H38年度〜H46年度）
原子炉建屋

原子炉建屋
核燃料物質の搬出

原子炉格納容器

原子炉格納容器

タービン建屋
使⽤済燃料
プール（ラック）

発電機

換気空調設備原子炉
圧⼒容器

主な解体範囲タービン

補機冷却⽔設備③建屋等解体期間（6年間︓H47年度〜H52年度）
原子炉建屋

主な解体範囲工事内容

工事内容• 核燃料物質の搬出(新燃料36体:加工メーカ、使⽤済燃料314体:2号機)• 原子炉建屋及びタービン建屋内設備等の解体撤去

換気空調設備

原子炉
圧⼒容器

復⽔器

圧⼒抑制プール

タービン建屋

使⽤済燃料プール（冷却⽔系）

補機冷却⽔設備• 原子炉圧⼒容器等の解体撤去• 原子炉本体等解体準備期間に引き続き、原子炉建屋及びタービン建屋内設備等の解体撤去＜解体対象施設の範囲＞
解体対象施設の範囲

タービン建屋敦賀発電所１号機

敦賀発電所２号機

主な解体範囲工事内容• 管理区域の解除• 原子炉建屋、タービン建屋等の解体撤去
注︓１号炉及び２号炉共⽤設備、地下構造物等は解体対象施設から除く

原⼦炉本体等解体準備期間（H29年度〜H37年度）＜主な工事内容＞
⽐較的放射線量が低い区域で、タービン、圧⼒抑制プール等の施設を解体・撤去する。
設備

制御棒駆動⽔圧ユニット

サイズ

⾼さ︓約８m
広さ︓約20×10m

重量約100トン(主に⾦属）

設備

設備

タービンサイズ⾼さ︓約4m
幅 ︓約20m

重量約1,000トン（主に⾦属）

圧⼒抑制プール

設備

復⽔器

サイズ

外径︓約30m
幅 ︓約9mサイズ

⾼さ︓約13m
幅 ︓約20m

重量約1,000トン（主に⾦属）

重量約800トン（主に⾦属）

原子炉建屋

主な工事範囲タービン建屋＜作業イメージ（東海発電所の廃止措置の様子） ＞
解体対象設備への識別作業＜主な留意事項＞

管理区域内での撤去物の細断作業

低圧タービンローター撤去作業○維持設備の誤解体防止（解体対象設備と維持する設備を明確にするための識別表⽰等）○アスベスト対策の徹底（マスク、保護衣着⽤等による吸引防止、石綿作業主任者等の配置、粉じんの飛散防止等）○労働災害の発⽣防止（クレーンを使った重量物運搬作業に伴う落下、挟まれ防止等）

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原⼦炉本体等解体期間（H3８年度〜H4６年度）

3＜主な工事内容＞
⽐較的放射線量が⾼い区域で、原子炉圧⼒容器等の機器を解体する。
＜原子炉圧⼒容器の解体⽅法（例）＞

原子炉建屋

主な工事範囲汚染拡大防止囲い①遠隔切断装置にて圧⼒容器を切断設備

原子炉圧⼒容器サイズ

⾼さ︓約19m
幅 ︓約4m

重量約３００トン②切断片を細断場所まで運搬

タービン建屋③切断片を遮蔽容器に収納できるサイズまで細断④細断片を遮蔽容器に収納

細断装置
遠隔切断装置

原子炉圧⼒容器（気中切断）
⽔（遮蔽）
原子炉格納容器①遠隔切断装置により、圧⼒容器を切断②切断物を台⾞等にて細断場所まで運搬③切断物を遮蔽容器に収納できるサイズまで細断④細断片を遮蔽容器に収納＜主な留意事項＞○⾼線量区域における作業員の過剰な被ばくの防止（遠隔切断装置の導⼊による外部被ばくの低減等）○放射能レベルが⽐較的⾼い設備の解体時の汚染拡大防止囲い、⽔中切断作業等による放射性物質の拡散防止○労働災害の発⽣防止（クレーンを使った重量物運搬作業に伴う落下、挟まれ防止等）

建屋等解体期間（H4７年度〜H5２年度）

4＜主な工事内容＞
管理区域を解除し、原子炉建屋等を解体する。
主な工事範囲設備

タービン建屋

設備

原子炉建屋

サイズ

⾼さ︓約30m
幅 ︓約90m

サイズ

外径︓約40m
⾼さ ︓約60m

重量約40,000トン（主にコンクリート）

重量約60,000トン（主にコンクリート）＜作業イメージ（東海発電所におけるタービン建屋内構造物撤去）＞＜主な留意事項＞○表面汚染除去（ハツリ等）に伴い発⽣する粉じんは局所フィルタによる回収、汚染拡大防止囲い等による拡散防止○労働災害の発⽣防止（クレーンを使った重量物運搬作業に伴う玉掛けや落下、挟まれ防止等）

放射能測定・評価

5○ 敦賀１号機は、従前H28年度に運転停止することを表明しており、廃止措置計画（施設の解体計画、放射性廃棄物の処理・処分、安全評価、廃止措置工程等）を⽴案するため、予め放射能および汚染の分布の測定・評価を⾏い、放射性廃棄物量を算出している。
⾦属箔

z 実測による評価 (H13〜H27）¾ 中性子束測定¾ ⾦属箔による測定（格納容器内︓30箇所）¾ 試料測定・測定• コンクリートサンプリング（建屋内︓約250箇所）• ⾦属試料採取（交換部品等）• 建屋線量測定、放射能濃度測定
z 解析による評価（H25〜H27）¾ 中性子束分布計算• 二次元・三次元計算¾ 放射能分布評価・レベル区分• 分布評価、放射能濃度分布評価¾ 機器、構造物毎の放射能濃度分布
⾦属箔設置による中性子束の測定

原子炉建屋のコンクリートコア＜廃止措置対象施設の汚染分布＞

直近３年間の廃止措置工事の工程

6○ 現在、タービン建屋１階にある排⽔ピットの除染工事を実施中（平成29年5月15⽇〜）○ 平成29年度は、タービン・発電機や制御棒駆動⽔圧ユニットの解体に順次着⼿する計画
工事内容
機器・配管等の除染
圧⼒抑制プール⽔処理
放射能汚染レベルが低い設備の解体
新燃料搬出
使⽤済燃料構内移送

排⽔ピットの除染（タービン建屋１階、H29.5〜）

平成29年度
除染

平成30年度

平成31年度処理装置据付⽔処理作業（〜H32）（H29.5.15〜）

制御棒駆動⽔圧ユニット解体
タービン・発電機解体
加工メーカーへ搬出（36体）
２号機へ搬出（314体）

タービン・発電機解体（タービン建屋３階、H29下期〜）

制御棒駆動⽔圧ユニット解体（原子炉建屋１階、H29下期〜）

排水ピット除染工事の概要

7＜工事概要＞
タービン建屋１階に設置されている排⽔ピットを⾼圧洗浄等により除染（5月15⽇〜6月中旬）。
＜工事内容＞
排⽔ピット上部に取り付けられている機器（排⽔ポンプ、⽔位検出器等）を取り外し、ピット内の放射線環境測定（線量当量率、表面汚染密度）後、機器取り外し後の開⼝部に仮蓋を設置してピット内を⾼圧洗浄する。
＜除染完了目標＞
除染前

除染後

線量レベル(mSv/h）

＜0.1

＜0.1

汚染レベル(Bq/cm２）

1.9（MAX）

検出限界以下＜主な安全対策＞○ 被ばく低減対策¾ 作業前環境測定¾ 防護具の着⽤＜排⽔ピット除染工事工程＞
H29.5月
準備・後片付け
機器取外し・放射線環境測定
除染（半面マスク等（内部被ばく防止））○ 汚染拡⼤防止・漏えい防止対策¾ シート養⽣、管理区域区分設定による汚染拡大防止¾ 洗浄⽔の飛散防止のため、干渉物取り外し後の開⼝部は仮蓋等で閉止○ 労働安全対策¾ 労働安全衛⽣マネジメントシステム活⽤による労働災
害リスクの低減¾ 監視員による常時監視¾ 当社社員による安全パトロール

H29.6月＜放射性廃棄物の処理＞○ 推定発⽣量¾ 不燃性・可燃性廃棄物︓ドラム缶 約１本¾ 除染廃液（洗浄後の廃液）○ 処理⽅法¾ 不燃性廃棄物は、運転中廃棄物と区分した上で容器に収納し、固体廃棄物貯蔵庫に保管。可燃性廃棄物も同様に運転中廃棄物と区分した上で雑固体焼却設備にて焼却処理。
¾ 洗浄後の廃液は、既設の液体廃棄物処理設備にて処理。
処理後の廃液は、プラント⽔として再利⽤。

東海発電所の経験を活かした安全対策

8○ 敦賀１号機の廃止措置においては、既に実施している東海発電所の廃止措置で培った様々な経験を活⽤し、安全に廃止作業を進めていく。
＜排⽔ピット除染作業における撤去物の識別＞
廃液処理系へ

解体対象（赤）

排⽔ピット構造図

解体対象設備と維持する設備を明確に識別し、誤解体を防止する。

＜解体物の管理（例）＞

解体撤去物にバーコードシールを貼り付け、運転中廃棄物と区分し、廃棄物管理を徹底する。

東海発電所の解体物

廃止措置段階における敦賀発電所の体制

9○ 廃止措置の保安活動を総括的に監督する「廃止措置主任者」を選任。また、新たに「廃止措置室」を設置し、体制を整備。
工事内容

平成29年度

平成30年度

平成31年度圧⼒抑制プール⽔処理処理装置据付

⽔処理作業（〜H32）

放射能汚染レベルが低い設備の解体（タービン・発電機設備 等）

解体・撤去

新燃料搬出

搬出・輸送

使⽤済燃料構内移送

２号機へ搬出機器・配管等の除染

除染廃止措置段階における保安管理体制（廃止措置計画認可後）
敦賀発電所（約300名）原子炉主任技術者

原子炉施設（2号機）の保安監督業務（1名）

廃止措置主任者

廃止措置（1号機）に係る保安監督業務（1名）

発電室

1号機施設運⽤管理、2号機運転管理に関する業務

廃止措置室

1号機の廃止措置に係る業務（13名（うち専任６名））

廃止措置管理Gr

廃止措置に係る運営管理業務

廃止措置工事Gr

廃止措置工事管理に関する業務

安全管理室
保修室
技術ｾﾝﾀｰ
総務室
安全・防災室
品質保証室
運営管理室○ 原子炉主任技術者に代わり、廃止措置主任者が廃止措置の保安活動を総括的に監督¾¾○ 新たに設置した「廃止措置室」は、廃止措置に係る工事、運営管理を実施¾¾

1,2号機の運営の取りまとめ、安全・警備、放射線・被ばく、設備保守の関する業務（廃止措置業務含む）

廃止措置に従事する者への指導・助言
保安に関する記録（燃料・廃棄物管理、巡視結果、教育訓練等）の確認 等

廃止措置管理Gr
廃止措置工事の全体計画、進捗管理、関係箇所との調整 等廃止措置工事Gr
廃止措置工事の個別計画⽴案及び現場作業管理 等○ 維持設備の運⽤管理、保守、被ばく管理、安全管理等の必要な項目は、発電所の各室と連携して実施

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参考資料

使⽤済燃料の健全性評価

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敦賀発電所１号機については、原子炉から燃料を取出し（H23.2月）、使⽤済燃料プール（以下「SFP」という。）に保管している。廃止措置計画に係る原子⼒規制庁との審査において、使⽤済燃料の健全性について評価。

１．概要
敦賀発電所１号機のSFPの冷却⽔が全量喪失した場合について、燃料被覆管温度等の評価を実施し、燃料の健全性を確認。
外気への放熱２．評価条件・評価⼿法
燃料は空気の⾃然対流①〜④により冷却され、全て天井を通して外気へ放熱されると仮定し、熱平衡状態における被覆管温度を求める。
項目

評価条件

使⽤済燃料貯蔵体数314体

総発熱量

83kW

３．評価結果○燃料被覆管温度 340℃以下
ジルコニウム合⾦の酸化反応が促進されることはなく、また、酸化減⾁を考慮しても、燃料被覆管のクリープ歪みはプール⽔が全て喪失した１年後においても約0.2％であり、クリープ変形による破損は発⽣せず、燃料の健全性は維持される。

②天井面に沿って拡散しながら熱交換により冷却③冷却された空気が下降 ①加熱された空気が上昇

燃料集合体④燃料集合体に流⼊

⾃然対流による原子炉建屋内の空気の流れ