Fugen Decommissioning Project

原子炉施設の廃止措置－ふげんの廃止措置状況－
福井県 敦賀市

面 積：250.74km2
人 口：68,742人
世帯数：27,761世帯(2010.3.31日現在)

2008年2月12日にセンター化

関電美浜発電所(PWR)

日本三大松原（気比の松原)

原電敦賀発電所(ＢＷＲ・ＰＷＲ）

原子炉廃止措置研究開発
センター「ふげん」（ATR)

敦賀半島

高速増殖炉研究開発センター「もんじゅ」（FBR)

原電敦賀発電所
3,4号炉予定地（APWR）

1

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

Fugen Decommissioning Project

報告内容

 原子炉施設の廃止措置
 「ふげん」の廃止措置状況

 海外の廃止措置事例

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）2Fugen Decommissioning Project

原子力発電所の廃止措置
運転終了後の原子力発電所の取り扱いのこと
我が国では、原子力発電所の運転終了後できるだけ早い時期に解体
して、跡地を有効に利用していくこととしています。

 原子炉施設の解体
 保有する核燃料物質の譲渡
 核燃料物質による汚染の除去
 核燃料物質により汚染された物の廃棄等
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）3Fugen Decommissioning Project

商業用原子力発電施設の廃止措置の標準工程ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）4Fugen Decommissioning Project

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）5Fugen Decommissioning Project

国内における原子炉施設の廃止措置状況

日本原子力発電㈱HP（http://www.japc.co.jp/haishi/）より

新型転換炉ふげん 発電所（原子力機構）- 重水減速・沸騰軽水冷却圧力管型原子炉(ATR)-電気出力：165 MW- 運転期間：1978年3月～2003年3月- 廃止措置：2008年2月～2028年

東海発電所（日本原子力発電㈱）- 黒鉛減速・炭酸ガス冷却型原子炉- 電気出力:：166 MW- 運転期間:：1966年7月～1998年3月- 廃止措置： 2001年12月～2021年
動力試験炉（日本原子力研究所)- 沸騰水型軽水炉（JPDR）- 電気出力：12.5 MW- 運転期間：1963年10月～1976年3月- 廃止措置：1986年5月～1996年3月

浜岡原子力発電所1・2号機（中部電力㈱）- 沸騰水型軽水炉- 電気出力：540 MW(1号機),840ＭＷ(2号機)- 運転期間：1974年8月～2009年1月(1号機)
1978年5月～2009年1月(2号機)- 廃止措置：2009年11月 – 2036年
中部電力㈱HP（ http://www.chuden.co.jp/energy/hamaoka/hama_about/location/ ）より
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）6Fugen Decommissioning Project

日本初の廃止措置（動力試験炉〔JPDR〕）
一口メモ： 原子力の日（10月26日）
我が国が国際原子力機関（ＩＡＥＡ）憲章に調印した日（昭和31年同日）と、日本原子力研究所の動力試験炉が日本で初めて原子力発電に成功した日（昭和38年同日）にちなみ、昭和39年に設けられた記念日です。

解体前(1986年5月)
動力試験炉（ＪＰＤＲ）とは

ＪＰＤＲ（電気出力12.5MW、ＢＷＲ）は、原子力発電所の建設、運転、保守の経験を得ること、および発電用原子炉の国産化に貢献するために、茨城県東海村に建設され、昭和51年3月に運転を終了しました。
解体完了後 (1996年3月）
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）7Fugen Decommissioning Project

JPDRの廃止措置に適用した工法
アークソー切断装置
高速回転するブレードと被切断物間にアークを発生させて被切断物を溶融して切断

成型爆薬
配管切断用に特殊成型した爆薬を小型ロットで配管
内に装てんし、爆破させて配管を切断

機械的切断装置
ダイアモンドブレードとコアボーリン
グによる切断水ジェット切断装置
小孔ノズルから研磨材を含む高圧水を吹き付けて切断

制御爆破工法
コンクリートに装薬孔をあけ、爆薬を装てんして爆破させて破砕
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）プラズマアーク切断装置
トーチ電極と被切断物間にアークを発生させて高温のプラズマ状態ガス気流を作り、被切断物を溶融して切断ディスクカッター切断装置
円盤状の特殊鋼製ナイフを配管内表面に高圧で押しつけ回転させ、内側から切断

8

Fugen Decommissioning Project

報告内容

 原子炉施設の廃止措置
 「ふげん」の廃止措置状況
 海外の廃止措置事例

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）9Fugen Decommissioning Project「ふげん」の系統概要
原子炉格納容器
格納容器空気再循環系

原子炉冷却系（軽水）

主蒸気系

④

ヘリウム循環系

タービン
発電機

給水・復水系

原子炉本体
制御棒
駆動装置

③
⑥

遮蔽冷却系

①

原
子
炉
再
循
環
系

②
重
水
浄
化
系

⑤

原
子
炉
冷
却
材
浄
化
系

復水脱塩器
復水ポンプ
給
水
加
熱
器

高圧注水系

燃料交換機
急速注水系

重水冷却系

減速材系（重水）
原子炉
補機冷却系

蒸気放出プール

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

排気筒
排ガス系

脱塩器

⑦
蒸気放出プール
冷却系

原子炉補機
冷却海水系

復水器

給水ポンプ

余熱除去系

復水貯蔵
タンク

低圧注水系

① 圧力管（224）② カランドリアタンク③ 上昇管（224）④ 蒸気ドラム（2）⑤ 再循環ポンプ（4）⑥ 下部ヘッダ（2）⑦ 入口管（224）10Fugen Decommissioning Project「ふげん」の原子炉冷却系概要
Steam
drum
蒸気ドラム
Lower
(Distribution) タービンへ
下部ヘッダ
To Turbine
header

原子炉出力

熱出力: 557 MWt
電気出力: 165 MWe

炉心高さ : 3,700 mm
直径 : 4,050 mm
燃料チャンネル数 : 224

重水系

重水装荷重量 : 160 t
重水温度: 70 oC

炉心
Core
From
タービン
Turbineから

Recirculation
再循環ポンプ
pump
Fuel channels
燃料チャンネル(224
Pressure tubes)（224チャンネル）Calandria Vessel
カランドリアタンク

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

原子炉
冷却系

冷却材 : 軽水（H2O)
圧力 : 68 kg/cm2
温度 : 284 oC（蒸気ドラム部）
炉心流量: 7,600 t/h
再循環回路数: 2ループ

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Fugen Decommissioning Project「ふげん」の主要プラント諸元●炉型式

重水減速沸騰軽水冷却型（圧力管型）●出力

電気出力 16.5万kW （熱出力55.7万kW）●炉心

炉心高さ 3.7m
炉心直径
4.0m
圧力管間隔 240mm 燃料装荷重量 39t（総ペレット重量）●圧力管

ジルコニウム2.5％ニオブ合金（内径118mm 肉厚4.3mm）●カランドリア管

ジルカロイ- 2（内径156.4mm 肉厚1.9mm）●重水系

重水装荷重量 160t

●原子炉冷却系

冷却材 軽水（H₂O） 蒸気ドラム温度 284oC 圧力 68kg/cm2G
炉心流量 7.600t/h
再循環回路数 2ルーブ

●タービン

蒸気温度 279oC 蒸気圧力 63.5kg/cm2G
蒸気流量 910t/h●敷地面積約275.000m2 （東京ドームの約６倍の広さ）●原子炉建屋

全高 66m 直径 約40.5m●原子炉補助建屋

長さ 約40m 幅 約35m 高さ 約33.5m

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）12「ふげん」の歩み

Fugen Decommissioning Project

H
年 S
度 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22
試
験

建 設
設 計

運

転

廃止措置準備 廃止措置

運転終了H15.3
初臨界 運開S45.3 原子炉設置許可申請
S45.12 建設開始
S47.2 設置変更許可(Pu利用に向けて)

S42.10 動燃設立
S41.5 原子力委員会決定（ATR,FBRを自主開発）

設備利用率：約62％
発電電力量：219億kWh
MOX燃料装荷体数：772体

廃止措置研究全炉心燃料の取出し
H15.8
系統化学除染
H15.12
原子炉冷却材水抜き
H16.2
S56.10 軽水炉回収Puを使用
廃止措置計画認可
H20.2.12
制御棒全取出しS59.5 軽水炉回収Uを使用
H20.12
ｸﾘｱﾗﾝｽﾓﾆﾀ設置
H22.3
S63.5 ふげん回収Puを使用
敦賀国際廃止措置ｾﾐﾅｰ(核燃料サイクルの輪の完結)
H20.10
H17.5
ATR開発の終了H15.9
米国原子力学会(ANS)
ﾗﾝﾄﾞﾏｰｸ賞授与H16.4
H10.10サイクル機構へ改組
日本原子力研究開発機構の設立H17.10
S57.8ATR実証炉建設主体決定
H7.8 ATR実証炉建設中止

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）Fugen Decommissioning Project「ふげん」廃止措置の基本方針
 安全の確保 既存技術の徹底活用による合理的な廃止措置
 発生廃棄物の低減など環境への負荷軽減
 情報公開の推進 地域社会の理解と支援が得られる事業の推進
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）14Fugen Decommissioning Project

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
廃止措置エンジニアリング技術
残留放射能評価・除染技術
放射性廃棄物の処理技術

廃止措置技術の発信・普及

国内外研究機関との協力
OECD/NEA*廃止措置計画
英国（NDA)、仏国（CEA)協力協定
中部電力との技術協力協定
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「ふげん」解体経験・実績の蓄積「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

原子炉廃止措置研究開発センター＊：経済協力開発機構／原子力機関

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）

敦賀本部ﾚｰｻﾞｰ共同研究所との融合・連携
機構内廃止措置技術の集約

施設の活用

文部科学省
試験研究炉等廃止措置安全性実証等（Ｈ１６～Ｈ２０）
研究開発段階炉等の廃止措置技術の研究開発（Ｈ２１～）

連携

支援（講師・情報）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(敦賀商工会議所)
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

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

参画
地元企業

15

Fugen Decommissioning Project「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

炉心燃料取出し（H15.8.13）

運
転
終
了

使用済燃料搬出
重水回収・搬出／乾燥保管

主
要
施
設
の
解
体
撤
去

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

換気系等解体管理区域解除建屋解体
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）16Fugen Decommissioning Project

原子炉施設の運転状況
その他運転中の主要設備
・放射性廃棄物処理設備

原子炉格納容器

・放射線監視設備
・制御用空気設備
発電機

ヘリウム循環系
給水・復水系

制御棒
駆動装置

復水器

海水

遮蔽冷却系

排ガス系
脱塩器

排気筒

復水貯蔵タンク

重水浄化系

高圧注水系

急速注水系

低圧注水系

建屋換気空調設備

海水

重水冷却系

余熱除去系

原子炉補機冷却系
プール水冷却・浄化系

原子炉補機冷却海水系
使用済燃料貯蔵プール: 運転機器: 待機機器：停止機器

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）17Fugen Decommissioning Project

原子炉施設の解体撤去のイメージ
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

供用を終了した機器の解体① 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 等原子炉の周辺機器解体② 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③ 原子炉本体解体撤去期間

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）④ 建屋解体撤去期間

18Fugen Decommissioning Project「ふげん」から発生する解体撤去物
解体撤去する主な設備例「ふげん」の廃止措置によって発生する廃棄物の量

約３６１，８００トン
汚染分布
図の凡例

放射能レベル区分

低レベル放射性廃棄物

発生量（単位：トン）

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

・放射性廃棄物として処分（約１０，０００トン程度）
ﾚﾍﾞﾙ1 ⇒ 余裕深度処分
ﾚﾍﾞﾙ2 ⇒ ｺﾝｸﾘｰﾄﾋﾟｯﾄ処分
ﾚﾍﾞﾙ3 ⇒ ﾄﾚﾝﾁ処分
放射能レベルが基準値より高い
除染作業

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低い

・一般廃棄物と同様な処分

・リサイクル（約３５２，０００トン程度）*クリアランスとは？

(＊）廃止措置計画書記載対象外

総 計約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

推定発生量は、十トン単位で切り上げ，合計値については、百トン単位で切り上げた値である。（端数処理のため合計値が一致しないことがある）
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）
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）19Fugen Decommissioning Project｢ふげん｣の放射能レベル区分：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もの

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
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）20Fugen Decommissioning Project

使用済燃料の輸送・重水の搬出○使用済燃料輸送全体計画(予定）
東海
再処理施設
海上輸送

輸送容器の積込み

陸上輸送

H17

H18

H19

H16

H17

H18

H20

H21

H22

H23

H24

使用済燃料輸送○重水搬出全体計画(予定）
IP-3型
輸送容器

IP-3型容器を保護容器に収納

《
ふ
げ
ん
》

H19

H20

H21

H22

H23

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

保護容器毎
コンテナに収納

カナダ
電力会社
ｺﾝﾃﾅ陸上輸送

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

ｺﾝﾃﾅ海上輸送

21

Fugen Decommissioning Project

これまでの解体撤去工事範囲
原子炉建屋
原子炉格納容器

タービン建屋
タービン設備

主蒸気管及びタービン主要弁

原子炉補助建屋

発電機

蒸気ドラム

復水器
海水

原子炉
重水・ヘリウム系
第４・5給水
加熱器

第３給水
加熱器

原子炉補助建屋
燃料交換機

排気筒

余熱除去系
復水貯蔵
タンク

海水

復水器の一部及び復水器
周辺機器・配管

重水循環ポンプ：解体撤去完了範囲
原子炉補機冷却海水系

蒸気放出プール：解体撤去実施範囲
使用済燃料貯蔵ﾌﾟｰﾙ

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

プール水
冷却・浄化系

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Fugen Decommissioning Project

解体撤去工事の主な対象設備・機器
原子炉建屋

第4給水加熱器（B2F)

タービン建屋材質：SB46
寸法：外径1282mm×全長14850mm

第5給水加熱器（B1F)

第3給水加熱器

材質：SB46
寸法：外径1282mm×全長11500mm

材質：SS41
寸法：外径1382mm×全長17130mm

タービン・発電機

主蒸気管（B1F）
材質：STS49(480)
寸法：16B

復水器入口水室（B2F)
高圧油圧ユニット（B2F)
凡例：H20,21年度解体済み：H22年度解体予定

材質：SS41

抽気管（B1F)
材質：SB46
寸法：16B

循環水配管（B2F)
材質：STPG38(370)
寸法：φ1600mm

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）Fugen Decommissioning Project

解体撤去工事の作業フロー例
作業準備
解体撤去範囲の確認
保温材撤去
切断箇所マーキング
機器・配管等の解体撤去
基礎の解体撤去

解体撤去物等の分別管理

後片付け

・ｸﾞﾘｰﾝﾊｳｽ、足場、養生等の設置
・ｱｲｿﾚｰｼｮﾝ確認、供用中設備との識別確認

・保温材（石綿)と外装板の分別
・切断箇所のﾏｰｷﾝｸﾞ(ﾋﾞﾆｰﾙﾃｰﾌﾟ等)
・機械的切断(ﾊﾞﾝﾄﾞｿｰ、ｾｰﾊﾞｰｿｰ、ﾃﾞｨｽｸｸﾞﾗｲﾝﾀﾞｰ 等)
・熱的切断 (ｶﾞｽ切断機、ﾌﾟﾗｽﾞﾏ切断機 等)
・ｺﾝｸﾘｰﾄﾌﾞﾚｰｶｰ、電気ﾊﾝﾏ
・放射能ﾚﾍﾞﾙ区分及び機器種別に応じて識別
・解体撤去物等認識帳票(QRｺｰﾄﾞ)の貼付
・解体撤去物等管理票の作成
・放射性廃棄物 ⇒ 固体廃棄物貯蔵庫で保管
・放射性物質として扱う必要のないもの ⇒ 一時保管場所
・ｸﾞﾘｰﾝﾊｳｽ、足場、養生等の撤去

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）24Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【着工前】

第３給水加熱器

第４給水加熱器

第３給水加熱器

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）25Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【保温材撤去】ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）26Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【配管切断】

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）27Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【機器・配管類の解体撤去】

抽気管

主蒸気リード管

湿分分離器ドレンタンク

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）28Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【給水加熱器胴切断】
第3給水加熱器の切断方法

切断機で２箇所切断し３分割で撤去

第4給水加熱器の切断方法

切断機で１箇所切断し２分割で撤去

仮置き架台

機械切断(ｵｰﾋﾞﾀﾙﾊﾟｲﾌﾟ切断機)

チェーン
ブロック等

ワイヤーロープ

熱切断(自動ﾊﾟｲﾌﾟｶﾞｽ切断機)
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）29Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【第3・4給水加熱器撤去後】

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）30Fugen Decommissioning Project

主蒸気管等の解体撤去工事【解体撤去後】【解体撤去前】
主蒸気管

解体撤去物

主蒸気隔離弁（外側）ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）31Fugen Decommissioning Project

第5給水加熱器等の解体撤去工事（1）④① 胴板の上部2/3程度をガス溶
断（半自動）にて切断線入れ

内部構造物のうち、取外し可能なものは取り外したうえで取外し困難なものは据付状態で、ガス溶断にて切断⑤

内部構造物の解体後に残りの胴板をガス溶断（手動）にて切断② 50cm角程度になるようガス溶
断（手動）にて切断⑥ 基礎コンクリートはブレーカにて破砕（コンクリートと鉄筋は分離）③ 伝熱管は粗断後に引き抜き、水室はガソリン溶断にて切断

第5給水加熱器の解体撤去で使用した主な工具■胴板（CS,16mm厚）⇒

ガス溶断器（半自動・手動）■水室（CS,55mm厚）⇒

ガソリン酸素溶断器■伝熱管（SUS,φ16mm） ⇒バンドソー、チップソー、プラズマ溶断器■基礎コンクリート

コンクリートブレーカ、電動ハンマ

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）⇒32Fugen Decommissioning Project

第5給水加熱器等の解体撤去工事（2）【解体撤去前】ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）【解体撤去後】33

Fugen Decommissioning Project

切断方法の例

バンドソーによる切断

ガス切断器（手動）による切断

バンドソー（床上固定式）による切断

ｵｰﾋﾞﾀﾙﾊﾟｲﾌﾟ切断機による切断

自動ガス切断器（自走式）による切断

ハンドブレーカによる破砕（基礎コンクリート部分）

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）34Fugen Decommissioning Project

第3・4給水加熱器等の解体撤去工事【解体撤去物の識別管理】
解体撤去前

内面汚染有
マーキング

切断箇所
マーキング

解体撤去物等認識票（作 業 票 番 号 : H - 0 8 - * * * *）解体撤去後解体撤去物等認識番号【H 08****-解****】
系統No アイソメ図No

解体撤去物等
認識票

切断No

解体撤物等管理票(様式)
解体撤物等認識票(様式)
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）35Fugen Decommissioning Project

解体撤去物の識別と保管
第4給水加熱器
第3給水加熱器

第5給水加熱器・配管類（サポート類)（給水加熱器・配管類)

施錠管理

標示
（注意事項）（保温材)
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

一時保管場所36

Fugen Decommissioning Project

解体実績の活用：管理データ評価システム開発
施設の解体

管理データ評価システム：COSMARD（Code System for Management of JPDR Decommissioning)

合理的な解体計画立案に資するため、動力試験炉（JPDR)の解体経験をもとに、作業工数、被ばく線量、廃棄物発生量や解体工程などを評価するシステム
1400

作業人工数

1200
1000

被ばく線量
廃棄物発生量解体工程（人・ｈr）

データ－
の収集

作
業
人
工
数

放管員
指揮者
作業員補助
作業員
現場監督

800
600
400
200
0

作
業
準
備

識
別
・
標
示

電
力
遮
断

ケ
ー
ブ
ル
解
線

乾
燥

ハ
ウ
ス
設
置

配
管
撤
去

機
器
運
搬

機
器
解
体

サ
ン
プ
リ
ン
グ
採
取

・
移
動

・
撤
去
700

後
片
付
け

600
500

人工数（人･ｈｒ）

反映

y = 917.87x + 127.27

400
300

y = 713.94x + 38.241

200
y = 203.93x + 89.025100

準備作業（人・ｈｒ）
解体実証試験（人・Hr)
合計
線形 (解体実証試験（人・Hr))
線形 (合計)線形 (準備作業（人・ｈｒ）)

00「ふげん」の廃止措置
計画に適用
・作業工数

：約 22万人日・被ばく線量 ：約 2.5 人Sv
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1.2

物量（ｔ）

タンク 物量と人工数の関係

解体作業データに基づき評価モデルを検証
解体作業から得られる作業人工数、被ばく線量等の実績データを収集し、JPDRの評価モデルと照らし合わせながら、検証を予定

37

Fugen Decommissioning Project

管理データ評価システム評価モデルの検討例（給水加熱器の粗断撤去）
作業フローの整理○：給水加熱器（JPDR）□：脱塩器（JPDR)

作業員人工数（人・時）

600

ＪＰＤＲの評価式
Ｙ（人・時）＝21.1×ｍ

500①：作業構成の差400

第3給水加熱器（ふげん）300

第3給水加熱器

第4給水加熱器

粗断準備

粗断準備

粗断 1回目粗断

粗断後処理・前部

粗断後処理・前部

粗断 2回目

粗断後処理・後部

‐参考‐
ＪＰＤＲ
粗断
移送

②：分割数の差200

第4給水加熱器
（ふげん）

100

細断

収納

粗断後処理・中部

0
0

10

20

30

粗断後処理・後部

機器重量(t)「給水加熱器の解体」にかかる作業員人工数

ＪＰＤＲの評価式（給水加熱器）

評価式（粗断）作業を構成する要素ごとに評価式を分割して構築
Y（人･時） = 20.43×n + 0.49×m + 2.49×m×n + 21.43×(n + 1) + 17.50
仮置き架台設置

架台+コンクリート部
一部はつり

切断+開口部閉止

切断片移動

保管場所床養生用
鉄板の設置

Ｙ（人･時）＝21.1×ｍ
粗断準備m：機器物量（ton)

粗断

粗断後処理

m:機器重量（ｔ）、n：切断回数（回）

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）38Fugen Decommissioning Project

これまでの汚染の除去工事範囲
原子炉建屋

タービン建屋

原子炉格納容器

タービン
原子炉補助建屋

発電機

①②
再結合器

復水器

カランドリア
タンク

海水

原子炉

ヘリウム系

重水系

原子炉補助建屋

排気筒

②
①

重水
ダンプタンク

重水浄化塔
重水
冷却器

海水

原子炉補機冷却海水系

余熱除去系
復水貯蔵タンク②③：汚染の除去工事範囲

重水循環ポンプ用
熱交換器

蒸気放出プール
使用済燃料
貯蔵プール

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

プール水
冷却・浄化系

番号凡例①残留重水回収
②トリチウム除去③放射性腐食生成物除染39Fugen Decommissioning Project

重水ヘリウム系設備の除染・解体
設備解体の手順
重水分配管

系統からの重水回収
冷温化設備

ヘリウム系
約 70 C

脱湿器
活性炭吸着器

カランドリアタンク

冷却器

ポイズン
除去塔

重
水
浄
化
系

重水浄化塔

Dump tank

再結合器

重水冷却器

予熱器

保管
搬出

放射性腐食生成物(CP)除染約 20 C,約 20m3/h

約 300Nm3/h

重水乾燥(トリチウム除去)

約 49 C,約 1400m3/h

機器解体撤去

重水冷却器
重水循環ポンプ

重水系、ヘリウム系
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

解体廃棄物の処理・処分

40

Fugen Decommissioning Project

トリチウム取扱作業の状況
着用基準*1（空気中H-3濃度）

重水
換算量*2

Bq/cm3-air

cm3なし（つなぎ服）

～0.08

～0.01

１

エアライン
マスク

0.08～0.8

0.01～0.1

10

トリチウム
防護服

0.8～

0.1～

100

装備

重水循環ポンプの分解点検作業■グリーンハウス

防護
係数*1：トリチウム防護服の着用基準である0.8Bq/cm3-airは、空気中濃度限度の値*2：作業エリア40m3、重水中トリチウム濃度220MBq/cm3として算出■トリチウム除去系吸引■トリチウム防護服

グリーンハウス

作業時のトリチウム対策

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）トリチウム防護服

41

Fugen Decommissioning Project

重水系・ヘリウム系のトリチウム除去方法
熱交換器A

常温通気乾燥

熱交換器
A,B,C

トリチウム除去装置

乾燥装置

トリチウム除去装置

乾燥装置

真空吸引

真空
ポンプ

真空
ポンプ

非常用ｶﾞｽ処理系

非常用ｶﾞｽ処理系

残留水分の確認
熱交換器B

加熱通気乾燥

真空度計

トリチウム除去装置

乾燥装置

熱交換器
A,B,C
真空
ポンプ

空気

非常用ｶﾞｽ処理系

ヒーター

トリチウム除去装置

空気置換

乾燥装置

真空
ポンプ
非常用ｶﾞｽ処理系

熱交換器C

加熱真空吸引ヒーター

トリチウム除去装置

乾燥装置

残留トリチウムの確認

真空ポンプ
非常用ｶﾞｽ処理系

H-3濃度ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ測定

トリチウム濃度の変化、除去に要する時間等を考慮し、最適な処理方法の組合せを選定して、重水系・ヘリウム系全体のトリチウム除去工事を継続実施★防護具着用が軽減できるトリチウム濃度を目標

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）42Fugen Decommissioning Project

原子炉建屋でのトリチウム除去作業＜重水冷却系に対するトリチウム除去＞
重水配分管

制御棒案内管

鉄水遮へい体ｶﾗﾝﾄﾞﾘｱﾀﾝｸ

重水冷却器

重水ダンプタンク
重水循環
ポンプ

トリチウム
除去装置
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）トリチウム除去装置（設置場所：原子炉建屋地下２階）

43

Fugen Decommissioning Project

原子炉本体の構造
構造仕様■主要寸法
本体： 外径9000mm
高さ
7000mm
圧力管(224本)：
材質 Zr-2.5wt%Nb
内径117.8mm
肉厚
4.3mm
カランドリア管（224本）：
材質
ｼﾞﾙｶﾛｲ-2
内径156.4mm
肉厚
1.8mm
■総重量：
約1000 t

■材質(板厚)・ｽﾃﾝﾚｽ鋼（max.150mm）
・炭素鋼（max.150mm）
・ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金（4.3mm)・アルミニウム(25mm)
・コンクリート(550mm)

圧力管(224体)(Zr-2.5wt%Nb)
カランドリア管(224体)(Zry-2)Φ９ｍ

上部延長管部(224体)(SUS)

上部鉄水遮へい体(炭素鋼)
コンクリート

放射化
異種材料
稠密構造

側部鉄水
遮へい体
(炭素鋼)

多様な配置

７ｍ

放射能
(Bq/ton,γ)

防振板(アルミニウム)>10E+13
カランドリアタンク
炉心タンク
(SUS)

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

下部鉄水遮へい体(炭素鋼)
下部延長管部(224体)(SUS)>10E+12>10E+10>10E+05(炉停止後６年)

44Fugen Decommissioning Project

原子炉本体解体の概念①準 備
・解体装置設置
・プール型仮設水タンク設置
切断装置ユニット

切断（細断）装置
並行作業（粗断／細断並行作業による工期短縮）②‐1
一次粗断切断／移送②‐2
二次細断切断把持装置③ 解体物収容容器収容／搬出④ 解体設備機器撤去、片付け

解体物収容容器
切断（粗断）装置必要となる技術高線量下の遠隔解体ロボット技術
高線量下センシング・モニタリング技術

プール型仮設水タンク

金属切断技術
切断粉回収技術

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）45Fugen Decommissioning Project

原子炉本体解体に係る開発ステップ及び各切断試験状況
解体工法の概略検討

機構レーザー技術利用推進室と連携

若狭湾エネルギー
研究センターと連携切断試験時状況

切断試験時状況

水中での各切断工法による圧力管等材料切断ﾃﾞｰﾀ取得

各切断工法の評価及び選定

レーザ水中切断試験装置

プラズマ水中切断試験装置

選定工法による
遠隔水中解体装置の設計、製作・検証試験・評価

解体装置の改造及び付属装置の設計・製作・設置・試運転

ｶｯﾃｨﾝｸﾞﾍｯﾄﾞ

原子炉本体解体着手

切断試験時状況

ｱﾌﾞﾚｯｼﾌﾞｳｫｰﾀｰｼﾞｪｯﾄ水中切断試験装置

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）ﾊﾞﾝﾄﾞｿｰ切断試験時状況

バンドソー水中切断試験装置

46

Fugen Decommissioning Project

原子炉本体解体工法検討の進め方（案）
運 転

廃止措置準備廃止措置

解体方法の概略検討
原子炉本体解体

解体方法の詳細化検討
解体に適用する技術の検討
方法の合理化検討

解体要領策定試験・訓練

遠隔解体装置開発・ﾓｯｸｱｯﾌﾟ試験（試験装置の活用）
装置設計改良・据付

ﾓｯｸｱｯﾌﾟ試験による装置・方法の確証（想定案）
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）47Fugen Decommissioning Project

原子力発電所の解体で発生する廃材

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

原子力安全・保安院パンフレット「クリアランス制度とは」から引用

48

Fugen Decommissioning Project

クリアランスレベル導出の線量目安値（年間）クリアランスレベル導出の線量目安値（年間）0.01

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）49Fugen Decommissioning Project

クリアランスレベル検認の流れ
事業者

国対象物の選定判断基準等の制定
申請

測定・評価方法の設定
認可【第１段階】
測定・評価方法の認可

測定・評価の実施

申請
測定・評価の結果
確認【第２段階】
測定・評価結果の確認

保管・管理、搬出一般物として処分・再利用
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）50Fugen Decommissioning Project

クリアランスモニタ
仕様概要
・寸法：800W×800D×400H mm以下
・重量：100kg(最大)・対象種類：金属類（平板、棒状、配管等）
・検出器：プラスチックシンチレーション式検出器
・測定部位：上面、下面(4ch/面、計8ch)
・測定対象の放射線種類：γ 線

測定前取扱エリア側：Ｂ区域

測定前取扱エリア
法令に定める表面密度等を超えるおそれのある管理区域（B区域）

カメラ

測定後取扱エリア
汚染のおそれのない
管理区域（A区域）

測定後取扱エリア側：Ａ区域

遮へい体

遮へい扉
トレイ

β 線検出器 γ 線検出器

遮へい扉

クリアランス対象物○○○○○○
重量計

○○○○○
搬送装置

搬送装置 寸法測定器
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）装置の検出部

51

Fugen Decommissioning Project

高経年化調査研究事業
事業目的

原子力発電所の高経年化対策の充実を目的として、長期運転に供したふげんの機器・構造物の実機材料データを採取して、保全管理技術の妥当性検証等の研究を行う
ふげん

安全研究センター

・材料試料の採取作業

高経年化調査研究の評価

連携・委員会の運営(1)ステンレス鋳鋼の熱時効脆化調査
・再循環ポンプ、大型弁が対象

・データ採取作業(2)SCC対策の検証

フェライト測定

試料採取部位の選定
外観観察【下部ヘッダ注水弁】
・運転中温度＜40℃
・口径12B
・材質SCS13

試料採取
内表面目視観察
硬度分布測定脆化機構の検証
メゾ・ミクロスケールの現象を考慮した脆化機構のモデル化【下部ヘッダ逆止弁】
・運転中温度275℃
・口径16B
・Aループ側材質SCS16A
・Bループ側材質SCS13【再循環ポンプケーシング】
・運転中温度275℃
・材質SCS13

運転条件調査・運転条件(温度、水質)・溶存酸素濃度、腐食電位・水素注入履歴・溶接条件、材料物性値
・対策モックアップデータ等硬化機構の検証

機械特性試験

硬化に寄与する因子

引張・硬度・衝撃・破壊靭性試験

相の硬化

破壊モードの検証
硬化→脆化へと至る
機構の理解

新たな知見
新たな知見 凝固組織

スピノーダル分解

フェライト量とその分布

析出物（Ｇ相など）

凝固モード（-界面の整合性）

初期条件の確認

内面付着物の分析

今年度実施内容
詳細計画の立案

ひずみ時効拡散に関与するパラメーターの検証

熱時効条件
温度・時間

鋳造条件

下降管
下降管14B
SUS316L＋SUS316L溶接部

吐出管
吐出管16B
SUS316L＋SUS316L溶接部

入口管 2B
SUS316L＋SUS304 水冷溶接部

化学成分・コンタミ（Ｎなど）
凝固速度

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）52Fugen Decommissioning Project

報告内容

 原子炉施設の廃止措置
 「ふげん」の廃止措置状況
 海外の廃止措置事例

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）53Fugen Decommissioning Project

世界の廃止措置状況
26

イギリス

ロシア

1

オランダ

16

3

スウェーデン

3

ドイツ

14

廃止措置完了

カナダ

1

3

1
カザフスタン

アメリカ

1

1

アルメニア

18

4

ウクライナ

日本

4

ブルガリア

4

4

イタリア

1

型 式
BWR
PWR
その他
合計

10

（基数）
運転停止※ 解体完了
17
6
12
5
76
3
105
14

1

ベルギー

11

フランス

廃止措置中（準備中含む）

4

リトアニア
スロバキア

105

＊平成20年12月現在、電気出力1万ｋＷe以上のパイロットプラントを含む※運転停止プラントのうち廃止措置完了を除いた基数とした。

スペイン

2

【2008年版 電気新聞 原子力ポケットブック内データを基に作成】

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）http://edit.freemap.jp/ より引用

54

Fugen Decommissioning Project

海外の廃止措置（1/4）
廃止措置の状態（米国ＮＲＣ）（ＩＡＥＡ）

DECON（即時解体）

Stage-1

使用済燃料等の搬出、系統除染の後、原子力発電施設のすべてを解体撤去。

除染、冷却材の抜き取り、運転系統の閉止、立入制限、モニタリングの継続、一定期間の施設維持管理、使用済燃料の搬出 等

SAFESTOR（安全貯蔵）
使用済燃料等の搬出、系統除染の後、原子力発電施設全体を閉鎖して適切に管理（20-150年）。通常は、放射能の減衰を待ってDECONに移行。

Stage-2
容易に解体可能な設備建物の解体撤去や除染、建物の再利用化
原子炉の遮蔽隔離、燃料取扱系や冷却系の解体撤去、モニタリングの緩和

ENTOMB（遮蔽隔離）
使用済燃料等の搬出、系統除染の後、原子炉建屋内の放射能の高い部分をコンクリート等で遮へい隔離して適切な管理下に置き、他の放射能の低い部分は解体撤去。

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）Stage-3
全ての設備や建物の解体撤去、廃棄物の処理、搬出・処分、残された設備や建物は
一般民生用に再利用、“グリーンフィールド”に再生55Fugen Decommissioning Project

海外の廃止措置（2/4）
廃止措置の考え方や特徴

廃止措置サイトの例

イギリス

・過去においては、放射能の減衰を待って（100年程度の安全貯蔵の後）解体撤去する方式を考慮
・原子力廃止措置機関（NDA）の設立：2005年4月-英国内の廃止措置対象施設を一元的に所管し廃止措置を促進-セラフィールドサイト等の老朽化した施設の廃止措置を優先-原子炉廃止措置を短期化する方向（25年程度）

SGHWR（重水減速軽水冷却炉）
Windscale-AGR（改良型ガス冷却炉）
Berkley 1,2（ﾏｸﾞﾉｯｸｽ（黒鉛減速ガス冷却）炉）
Hunterston A-1,2（ﾏｸﾞﾉｯｸｽ炉）
Trawsfynydd 1,2（ﾏｸﾞﾉｯｸｽ炉） 等

フランス

・原子炉の廃止措置については、過去において、ステージ２で炉心部の放射能を減衰させた後に解体撤去することを考慮
・2000年に方針を変更。プラント閉鎖後に除染した後に解体（資金を制約を考慮し実施時期を設定）

EL-4（重水減速ガス冷却炉）
Bugey 1（黒鉛減速ガス冷却炉）
Chinon A1,A2,A3（黒鉛減速ガス冷却炉）
Saint-Laurent A1, A2（黒鉛減速ガス冷却炉）
Super-Phoenix（高速増殖炉） 等

ドイツ

・原子炉の廃止措置については、主に即時解体方式を選択
・解体撤去物は放射能減衰を待って処理/処分する解体物の中間貯蔵方式を選択しているサイトもある。

Greifswald 1～5（旧ソ連型PWR（VVER））
KRB-A（BWR）
MZFR（重水減速加圧水冷却炉）
AVR（高温ガス炉） 等

アメリカ

・原子炉の廃止措置については、主に即時解体方式を選択
・原子炉や大型機器は、主に細断せずに一括で解体撤去し埋設処分する方式を採用

Trojan（PWR）
Yankee Rowe （PWR）
Maine Yankee（PWR）
Big Rock Point （BWR）（参考） －原子力施設の廃止措置協力ネットワーク：http://www.ec-cnd.net－欧州原子力施設廃止措置サイト：http://www.eu-decom.be/siteentrance/－英国NDAホームページ：http://www.nda.gov.uk/
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）等－米国NRC廃止措置サイト ： http://www.nrc.gov/reading-rm/basicref/students/decommissioning.html－敦賀国際廃止措置セミナー資料、平成20年10月20日、原子力機構

56

Fugen Decommissioning Project

海外の廃止措置（3/4）

炉内構造物の
遠隔解体

原子炉上部機構の解体
タービン設備の解体

イギリスの例（WAGR）
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

イギリスの例（SGHWR）

57

Fugen Decommissioning Project

海外の廃止措置（4/4）

大型容器の一括解体・埋設処分

大型機器の中間貯蔵

アメリカの例（Trojan発電所等）
ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

ドイツの例（Greifswald発電所）

58

Fugen Decommissioning Project

おわりに廃止措置計画に基づき、先駆的役割を果たしつつ、
安全かつ合理的に廃止措置を推進
現在の「ふげん」
廃止措置完了時の予想図

ふげん廃止措置情報 目的外使用・複製・開示禁止 原子力機構 原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）59