6

特定原子力施設の設備，機器の解体撤去に係る補足説明

6.1 目的福島第一原子力発電所においては最新の「東京電力（株）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」，「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」に沿って，福島第一原子力発電所内に存在しているリスクの低減に取り組んでいる。
実施計画上必要な機能を有しない設備・機器（震災前から設置されている設備・機器を含む）の解体撤去（以下，解体撤去）は，福島第一原子力発電所全体のリスク低減対策を行うにあたり，今後の廃炉作業に必要な施設や設備の設置エリアの確保や廃炉作業に係る作業干渉の未然防止の為，安全確保を最優先に遅滞なく実施する必要がある。
本実施計画では，環境への放射性物質の放出抑制対策，汚染状況の調査結果等を踏まえた
放射性物質の拡散防止対策，放射線業務従事者の被ばく低減対策等，解体撤去を実施するにあたっての共通的な対策を定め，この対策を遵守し解体撤去を実施していく。
なお，解体撤去を実施していく中で新たに確認された対策は，必要に応じて実施計画に反映する。
6.2 基本方針
6.2.1 基本方針
解体撤去を実施するにあたっては，設備・機器の仕様や現場環境が多様であることから，作業毎に設備・機器の仕様や現場環境に適した工具・装置・工法を適用する必要があり，要求される安全対策についても様々である。
そのため，「Ⅰ 特定原子力施設の全体工程及びリスク評価 2.1 評価の考え方」に基づ
き解体撤去における安全対策を整理し，共通的な対策を定める。
【解体撤去における安全対策】
・ 解体撤去に伴う事前調査及び事前確認
・ 漏えい防止対策
・ 汚染拡大防止対策
・ 落下防止対策・ 飛散拡散防止対策
・ 被ばく低減対策

Ⅲ-3-6-1-1

【大目標】
特定原子力施設から敷地外への放射性物質の影響を極力低減させ，事故前のレベルとする【大目標達成のための中目標】
１）プラントの安定状態を維持しながら，廃止措置をできるだけ早期に完了させる
２）敷地外の安全を図る（公衆への被ばく影響の低減）
３）敷地内の安全を図る（作業員への被ばく影響の低減）
上記「Ⅰ 特定原子力施設の全体工程及びリスク評価 2.1 評価の考え方」抜粋【中目標達成のための，解体撤去における安全対策】
１）プラントの安定状態を維持しながら，廃止措置をできるだけ早期に完了させる
・ 解体撤去に伴う事前調査及び事前確認
２）敷地外の安全を図る（公衆への被ばく影響の低減）
・ 漏えい防止対策
・ 汚染拡大防止対策
・ 落下防止対策・ 飛散拡散防止対策
３）敷地内の安全を図る（作業員への被ばく影響の低減）
・ 被ばく低減対策

6.2.2 解体撤去における共通的な対策の整理・策定
解体撤去にあたる具体的な各安全対策の共通的な対策の整理・策定については，これまでの解体作業等の実績も踏まえ，以下の考えより実施した。
① これまでの解体撤去における対策の抽出② 上記①で抽出した対策のうち，特殊な工法を採用した作業を除き，一般的な工法を採用した解体撤去における対策を抽出

Ⅲ-3-6-1-2

6.3 解体撤去における共通的な対策
6.3.1 解体撤去に伴う事前調査及び事前確認
解体撤去に伴い，撤去作業周辺の稼働中の設備を損傷させない等のために，事前に図面および現場調査にて確認し，現場状況に応じて適切な措置を講じる。以下の対策を実施する。
解体撤去に伴う事前調査及び事前確認
・ 稼働中の周辺設備に影響を与えないことを図面および現場調査にて確認し，現場状況に応じた設備の移設や物的防護等の適切な措置を計画する。
・ 事前調査及び事前確認を踏まえ，作業計画を立てるとともに，現場環境及び対象設備等の材質に適した工具・装置・工法を採用する。
・ 現場状況に応じて，火気を使用する工法を選定する場合は，十分な火災防護対策を講じたうえで使用する。
・ 現場状況に応じて，現場状況をできる限り再現したモックアップ・トレーニングを実施し，作業上で想定されるリスクの事前抽出とその対策を行い，作業員の安全確保，漏えい及び汚染拡大防止に努めるとともに，作業の成立性の確認を行う。
6.3.2 漏えい防止対策，汚染拡大防止対策
解体撤去する設備・機器の内包する放射性液体廃棄物の性状及びモックアップにより得られた知見に応じて，適切な漏えい防止対策・汚染拡大防止等を実施することにより，放射性液体廃棄物が環境中に放出しないようにする。また，解体撤去で発生した解体物の適切な保管を行い，漏えい防止，汚染拡大防止に努める。以下の対策を実施する。
漏えい防止対策，汚染拡大防止対策
残水回収・移送作業
・ ホース（仮設ホース含む）を使用する場合は，ホースの継手が脱落しないようロッ
ク機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また，ホースの継手は，養生もしくは水受け・堰等を設け,漏えい時に残水を受けられるようにし，現場状況（狭隘等）に応じて可能な範囲で漏えい検知器を設置する。ホースは設置環境（耐紫外線性等）に応じて，二重構造型を使用し，漏えいの拡大防止を図る。
・ 残水回収作業にバキュームカーを使用する場合は，バキュームカーとホース（仮設ホース含む）の継手が脱落しないようロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。
また，バキュームカーとホースの継手に水受けを設け，漏えい時に残水を受けられるようにする。
・ 残水回収・移送作業中は，作業員による常時監視を行う。
Ⅲ-3-6-1-3

・ 万が一，漏えいが発生した場合は，速やかに作業を中断し，漏えい水の回収を行う。
配管の開放・切断作業
・ 配管の開放・配管切断前に，系統の隔離措置及び水抜きを行う。
・ 配管の開放・配管切断箇所の下部に水受け，養生を設ける。
・ 配管の開放端部は閉止措置を行う。
解体撤去作業・ 解体物は，線量，種類，形状，性状等に応じて，周辺の汚染レベルを上昇させない
よう養生または保管容器へ収容を行い保管等を実施する。
（再利用・再使用可能な解体物を除く）・ 屋外での解体撤去作業においては，降雨により汚染を拡大させないためにハウスの設置等の汚染拡大防止の措置を講じる。
6.3.3 落下防止対策，飛散拡散防止対策
解体撤去に伴い，重機による吊上げた解体物等の落下防止対策・環境中へ放出される放射性物質の適切な飛散防止対策を実施することにより，敷地境界での放射線量の放出抑制を図る。作業に応じて以下の該当する対策を実施する。
落下防止対策・ 監視員の配置及び作業エリアの区画等を実施する。
・ クレーン，重機を使用する場合は，落下防止策を施した吊り治具を使用する。また，単一故障による落下を防ぐため，駆動源を喪失しても把持部が開放されない構造とする。
・ 重機・遠隔装置等の操作は経験を積んだ操作者が行う。なお，操作にあたり資格を必要とする重機・遠隔装置等の操作は有資格者が行う。
・ 始業前点検，カメラによる監視等の対策を実施する。
・ 解体物を運搬する場合は，解体物が確実に固縛されていることを確認する。運搬にあたっては低速で走行する。
飛散拡散防止対策・ 切断・解体作業においては，必要に応じて，局所排風機，吸引装置等を設置する。
・ 屋外作業となる場合は，強風時は作業を中断する。
・ タンク等の内部を洗浄する場合は，タンク等の内表面を散水し，表面の汚染を可能な限り洗い流す。
・ 切断・解体作業においては，必要に応じて，ハウス，飛散防止カバー等を設置する。
Ⅲ-3-6-1-4

・ ハウス等の側面に物品搬出入口を設ける場合は，搬出入口は作業計画上で必要となる最小サイズとし，開閉可能かつ，閉止時にダストが通過しない構造のカバーを取付け，人が出入りする際，物品搬出入する際以外はカバーを閉止する。また，物品搬出入する際は作業を中断する。
・ ダスト飛散が想定される作業中は，放射性ダストモニタを設置しダスト濃度を定期的に確認する。また，飛散防止剤の散布または散水等を定期的に実施し，ダストの飛散を抑制する。
・ 作業中にダスト濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断し，ダスト飛散元の養生や飛散防止剤の散布または散水等を実施し，測定値が通常時に戻ったことを確認してから再開する。測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止する。その後，原因を調査し，必要な対策を講じたうえで再開する。
・ 高線量配管を切断する場合は，配管切断箇所及び小割箇所へ発泡ウレタンを注入し，ウレタン注入箇所を切断する等の配管内部のダストを気中に飛散させないための措置を講じる。
・ 解体開口部からの放射性物質の飛散により，周辺に汚染を拡大させないように養生を実施する。
・ 解体物を仮置きする場合は，転倒防止が起きないよう確実に固縛する。
6.3.4 被ばく低減対策
作業者の被ばく管理等において，現存被ばく状況での放射線業務従事者の作業性等を考慮して，遮へい機器の配置，遠隔操作，換気，除染等，所要の放射線防護上の措置及び作業時における放射線被ばく管理措置を講じることにより，放射線業務従事者が立ち入るエリ
アの線量及び作業に伴う被ばく線量を，達成できる限り低減するため，以下の該当する対策を実施する。
被ばく低減対策・ 作業エリアの区画を実施する。
・ 作業エリアの空間線量率を測定し表示する。
・ 可能な限り遠隔操作を利用する。
・ 作業前に除染作業もしくは適切な遮蔽を設置する。
・ 遮へいベスト，遮へいスーツ，全面マスク等の作業に応じた適切な装備を着用する。
・ 作業エリア近傍に遮へい効果のある退避場所を設置し，被ばく低減を図る。
・ 作業時間管理・作業員ローテーションによる被ばく低減を図る。
・ 工事期間中作業実施の都度，現状の放射線防護措置の計画が最適であるかを確認し，必要に応じて，放射線防護措置の計画及び計画線量の見直しの必要性を検討する。
・ 解体物を仮置きする場合は，仮置きに伴ってエリア周辺における作業員の被ばく線量
Ⅲ-3-6-1-5

が増加するのを防止するために，設置可能な範囲で最大限の距離を取って区画をするとともに，線量率表示による注意喚起を通して被ばく低減を図る。
6.4 放射性廃棄物等の管理
6.4.1 放射性固体廃棄物等の管理
解体撤去に伴い発生する放射性固体廃棄物等は，その性状に応じて適切に処理することを含む作業計画が決まり次第，速やかに，十分な保管容量を確保できることを評価する。
また,「Ⅲ 第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，線量，種類で分類しできるだけ減容した上で，屋内保管施設（又は一時保管エリア）で保管する。
6.4.2 放射性液体廃棄物等の管理
解体撤去に伴い発生する放射性液体廃棄物は，「Ⅲ 第 3 編 2.1.2 放射性液体廃棄物等の管理」に従い，発生した放射性液体廃棄物の種別に応じた浄化処理等必要な処理を行い，環境へ排水，散水する放射性物質の濃度を低減する。
6.5 緊急時の安全避難
緊急時の避難指示は，「Ⅱ 1.13 緊急時対策」規定のもと，緊急放送等により施設内に周知することになっているが，緊急放送等が聞こえないエリアでの作業が存在することも考えられる為，作業前の現場調査にて緊急時の退避通路を確認する。
6.6 自然現象への考慮
解体撤去は，実施計画上必要な機能を有しない設備・機器の解体撤去であり，設計における自然現象への考慮事項はない。ただし，解体撤去の作業期間において，自然現象（地震，津波，豪雨，台風，竜巻等）がもたらす影響として，解体物，工具・装置・重機等の飛散や転倒が考えられる為，解体物の速やかな保管（仮置き時は確実な固縛措置等），作業終了後の現場の整理整頓を行うことで，自然現象がもたらす影響を可能な限り低減するよう努める。

Ⅲ-3-6-1-6

6.7 添付資料
添付資料－１：既設処理水バッファタンク及び既設処理水バッファタンク接続配管の解体・撤去の方法について

添付資料－２ ：１号機原子炉格納容器窒素封入ライン（不活性ガス系）の撤去について
添付資料－３：２号機及び３号機の海水配管トレンチにおける高濃度汚染水の処理設備（モバイル式処理設備）の撤去について

添付資料－４ ：中低濃度タンク及び高濃度滞留水受タンクの解体・撤去の方法について
添付資料－５ ：淡水化装置（RO-1A/B，RO-2）の撤去方法について
添付資料－６ ：蒸留水タンク，濃縮水受タンク，濃縮処理水タンクの撤去方法について
添付資料－７ ：地下貯水槽 No.５の解体・撤去について
添付資料－８ ：除染装置処理水移送ポンプ及び弁を含む付属配管
並びに除染装置処理水タンクの撤去について
添付資料－９ ：一時保管エリア A1,A2 仮設保管設備（テント）解体
添付資料－１０：原子炉建屋上部のがれき撤去ならびに使用済燃料プール内のがれき撤去等の手順に関する説明書
添付資料－１１：福島第一原子力発電所第１号機原子炉建屋カバー解体について
添付資料－１２：福島第一原子力発電所第１・２号機原子炉建屋
作業エリアの整備に伴う干渉物解体撤去について
添付資料－１３：福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア北側のガレキの撤去について
添付資料－１４：福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア中央および南側のガレキの一部撤去について
添付資料－１５：福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア外周鉄骨の一部撤去について
添付資料－１６：福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア床上のガレキの一部撤去について
添付資料－１７：福島第一原子力発電所
1 号機及び 2 号機非常用ガス処理系配管の一部撤去について
添付資料－１８：５・６号機 滞留水貯留設備の旧淡水化装置の撤去方法について
添付資料－１９：サブドレン他浄化装置の前処理フィルタの撤去方法について
添付資料－２０：雨水処理設備等の解体・撤去の方法について
添付資料－２１：RO 濃縮水処理設備の撤去方法について
添付資料－２２：福島第一原子力発電所 1/2 号機共用排気筒の上部解体について
添付資料－２３：一時保管エリアの設備の解体撤去における補足説明
以Ⅲ-3-6-1-7

上添付資料－１
既設処理水バッファタンク及び既設処理水バッファタンク接続配管の解体・撤去の方法について
既設処理水バッファタンク（フランジタンク）及び既設処理水バッファタンク接続配管
は，貯留している RO 処理水を新設処理水バッファタンクに移送した後，汚染拡大防止を図った上で解体・切断し，構内で保管する。
１．既設処理水バッファタンク（１）残水回収処理作業時の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策
RO 処理水の移送後にタンク底部に残る残水及び散水により発生する残水の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー及び底部残水回収装置等を使ってタ
ンク底部より残水を回収し，他の貯槽へ移送した後，多核種除去設備等により処理する。
なお，散水により発生する残水の量は，1 回に 1m3 程度であり，ダスト上昇の追加対策として実施する追加散水を考慮しても最大で 5m3 程度であり，汚染水の貯留に支障をきた
すことはない。
当該作業を行う際の，漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
ａ. 漏えい防止策として，仮設ホースを使用する場合は，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また、タンクの撤去にあたり実施する残水回収処理作業にバキュームカーを使用する場合には，バキュームカーとホースの接続にロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。
ｂ. 漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けを設けることにより，漏えい時に残水を受けられるようにした上で，残水移送中には作業員による常時監視を行う。
（２）解体作業時の汚染拡大防止策
解体作業手順の概要を図―１に示す。
a.

タンク上部のマンホールからタンク内表面に散水し，表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクを低減する。

b.

局所排気装置を設置し，タンク下部のマンホールからタンク内部の空気を吸引し，フィルタでろ過することにより，タンク上部から放射性物質が飛散するリスクを抑
制する。

c.

タンク解体片は，地面に降ろした後，周辺の汚染レベルを上昇させないように養生等を実施し運搬する。

Ⅲ-3-6-1-添 1-1

d.

最下段の側板及び底板の解体は，残水が完全に除去されていることを確認した後に
着手する。

e.

解体作業の期間中は，タンク上部の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。
なお，測定値に異常が確認された場合には，作業を中断し，追加散水や集塵の強化等の対策を実施し，測定値が通常時に戻ったことを確認してから再開する。

ｆ．追加散水や集塵の強化等の対策を施しても測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止し，タンク上部に仮天板を取り付ける。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。
（３）減容作業・保管時の汚染拡大防止策a.

切断作業は既設建屋内で実施し，切断に伴い発生するダストを局所排風機で回収することにより汚染の拡大防止とする。

b.

タンク解体片を切断した減容片は，20ft コンテナ（以下，容器）に収納し保管する。

c.

切断作業の期間中は，既設建屋周辺の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。
なお，測定値に異常が確認された場合には，速やかに作業を中止し，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。

（４）作業員の被ばく低減
a.

タンク内の残水処理では，底部残水回収装置を用いて可能な限り遠隔操作を行うことにより，被ばく低減を図る。

b.

タンク底部の解体では，ゴムマット等を敷くことにより，β線の被ばく低減を図る。

c.

タンク切断では，可能な限り遠隔作業により被ばくの低減を図る。

d.

解体作業中にダスト濃度が万が一上昇した場合に備えて，念のため全面マスクを着用する。

（５）瓦礫類発生量a.

フランジタンクの解体・撤去に伴い，約 240m3 の瓦礫類が発生する見込みである。

b.

瓦礫類は 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリア（受入目安表面線量率 0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリア C，N，O，P1，AA））へ搬入する。ただし，タンク減容片を保管した容器については，一時保管エリア P1 または AA へ搬入する。

ｃ. 今後発生する瓦礫類の保管容量が逼迫する場合は，受入目安表面線量率を満足す
る他の線量区分のエリアに瓦礫類を一時保管することにより保管容量を確保する。
また，固体廃棄物貯蔵庫第９棟等の設置を行うことにより容量不足を解消していく。

Ⅲ-3-6-1-添 1-2

（６）保管時の安定性評価a.

容器は，4 段積みし，一時保管エリア P1 において，4 行×4 列×4 段または 1 行×4
列×4 段を 1 ブロックとして，容器間を連結し固定した上で，保管する。また，一時保管エリア AA では，1 行×1 列×4 段で保管する。保管の状態図を図－２－１，２，
３に示す。

b.

保管場所は，表面線量率 0.1mSv/h 以下の瓦礫類の一時保管エリア P1 または表面線
量率 0.001mSv/h 以下の瓦礫類の一時保管エリア AA とする（図－３）。

c.

容器は，内部に汚染水がない状態であるため，耐震Ｃクラス相当と考えて，地震による転倒評価を実施した。容器は 4 行×4 列×4 段または 1 行×4 列×4 段を１ブロックとして一体で評価した。評価の結果，地震による転倒モーメントが，1 ブロックの自重による安定モーメントより小さいことから，転倒しないことを確認した。
（表－１－１，２）また，一時保管エリア AA では，容器の転倒・落下により内容物が容器から出たとしても，屋外集積している状況と変わらないため，耐震性は考慮せず，
4 段積みを行う。

仮設ポンプにて水抜き
天板マンホール開放
タンク内表面散水
局所排気装置の
設置・起動
連続
運転

天板取り外し※残水処理
側板4段目解体
側板3段目解体※作業の熟練度、作業工程
によっては、残水処理を
側板解体前に実施する場合もある。

側板2段目解体
残水処理
停止

側板1段目解体底板解体

図－１ 解体作業のフロー

Ⅲ-3-6-1-添 1-3

約 10.4m

図－２－１ 容器の保管状態

図－２－２ 容器の保管状態

図－２－３ 容器の保管状態

Ⅲ-3-6-1-添 1-4

一時保管エリア（エリア P1，AA）

エリア P1（容器）

H28 年 11 月現在
エリア P1 詳細

Ⅲ-3-6-1-添 1-5

H29 年 12 月現在
エリア AA 詳細
図－３ 容器を保管する一時保管エリア（エリア P1,AA）
L

m： 機器質量g： 重力加速度（9.80665 m/s2）
H： 据付面からの重心までの距離
L： 転倒支点から機器重心までの距離m[kg]CH： 水平方向設計震度（0.24）
地震による転倒モーメント：
M1[N・m] = m×g×CH×H

H

自重による安定モーメント：
M2[N・m] = m×g×L

表－１－１ 転倒評価結果
機器名称
容器（20ft コンテナ）
１ブロック

評価

評価

部位

項目

本体

転倒

水平方向
設計震度
CH
0.24

算出値

許容値

M1

M2

4.60×103

1.80×104

算出値

許容値

M1

M2

1.15×103

2.79×103

単位kN･m

表－１－２ 転倒評価結果
機器名称
容器（20ft コンテナ）
１ブロック

評価

評価

部位

項目

本体

転倒

水平方向
設計震度
CH
0.24

単位

kN･m

２．既設処理水バッファタンク接続配管（１）配管撤去時の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策
ａ. 漏えい防止策として，汚染水を内包している配管の開放作業は，隔離処理及び水抜き後に実施する。
ｂ. 汚染拡大防止策として，汚染水を内包している配管は，開放作業時に受けパン及び飛散防止カバー等を設置する。
ｃ. 抜き取った水の移送時において仮設ホース及び仮設ポンプを使用する際には，継手

Ⅲ-3-6-1-添 1-6

部に養生を行い，監視員による漏えい確認を行う。
ｄ. 残水がある場合に備えて配管取り外し部には受け養生を実施する。
（２）作業員の被ばく低減
ａ. 配管の取り外しまたは切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。
ｂ. 作業を行わない間は作業エリアを区画し，放射線業務従事者が容易に近付けないよ
うにする。
ｃ. 配管の切断作業時においては，全面マスクを着用して作業を実施する。なお，切断作業時におけるダストの舞い上がりは少ないと考えるものの，適宜，空気中の放射性物質濃度を測定し，必要に応じて局所排風機，ハウスを設置する。
（３）瓦礫類発生量ａ. 既設処理水バッファタンク接続配管の撤去に伴い，約 50m3 の配管類が発生する見込
みである。
b.

配管類は 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリア（受入目安表面線量率 0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリア C，N，O，P1，AA））へ搬入する。

Ⅲ-3-6-1-添 1-7

添付資料－２
１号機原子炉格納容器窒素封入ライン（不活性ガス系）の撤去について
１．撤去理由１号機プール燃料取り出しの準備作業として，原子炉建屋を覆う大型カバーを設置する。
大型カバー設置工事において干渉する１号機原子炉格納容器窒素封入ラインについて，撤去を行う。
２．撤去の妥当性
本設備は，１号機原子炉格納容器内窒素封入設備において，常用系として使用されている原子炉圧力容器内窒素封入（原子炉圧力容器頂部冷却系，ジェットポンプ計装ラック）の予備設備として位置付けられる。
原子炉圧力容器内窒素封入は，原子炉圧力容器の気密性が確保されていないことから，封入した窒素が原子炉格納容器内に漏れ出すため，原子炉圧力容器と格納容器の窒素封入を兼ねると考えることができる。
原子炉圧力容器内窒素封入は，３系統（原子炉圧力容器頂部冷却系：１系統，ジェットポンプ計装ラック：２系統）あり，各々が原子炉格納容器内の水素可燃限界以内に維持するために必要な窒素封入量を封入することができるため，窒素封入系統として多重化は確保される。
なお，原子炉格納容器窒素封入ラインは不活性ガス系を撤去しても，原子炉格納容器内
酸素分析ラックからの窒素封入は可能である。
３．瓦礫類発生量（１）撤去工事で発生する瓦礫類は，約４６m3 発生する見込みである。
（２）撤去工事で発生する瓦礫類は，撤去・廃棄時に表面線量率を測定し，１mSv/h 以下の表面線量率のものについては，所定の瓦礫類一時保管エリアへ搬入する。なお，表面線量率が１mSv/h を超えた瓦礫類については，固体廃棄物貯蔵庫第８，９棟に保管するものとする。
４．作業員の被ばく低減対策（１）撤去に関連した作業時においては，全面マスクを着用して作業を実施する。
（２）配管切断時は，局所排風機・ハウスの設置を行い，ダストの飛散防止に努め，周辺の作業員への被ばく低減を図る。
（３）高線量配管の周辺には，鉛マットで遮蔽することで，被ばく低減を図る。
（４）作業場所近傍に低線量のエリアを設置し，控え作業員の被ばく低減を図る。

Ⅲ-3-6-1-添 2-1

５．その他
既設不活性配管切断後，配管端部は閉止処置を行う。

Ⅲ-3-6-1-添 2-2

添付資料－３
２号機及び３号機の海水配管トレンチにおける高濃度汚染水の処理設備（モバイル式処理設備）の撤去について
1.撤去の理由
千島海溝津波に対して，防潮堤を設置することで浸水を抑制し，建屋流入に伴う滞留水の流出と増加の防止，ならびに重要設備の津波被害軽減，廃炉作業の遅延リスク緩和のため，防潮堤を設置する。
防潮堤設置にあたっては，現在供用していないモバイル式処理設備が干渉するため，このモバイル式処理設備配管（ＰＥ管，バルブユニット等）を全撤去する。なお，モバイル
式処理装置は，使用済燃料プール設備と放水路浄化設備とし今後も運用する。
2.撤去の妥当性
本設備は，海水配管トレンチ（ 2, 3 号機）の滞留水を海側立坑から汲み上げ後，モバイ
ル式処理装置にてセシウム等の放射性核種を除去し，山側立坑または 2 号機タービン建屋へ移送するため設置した設備であるが，海水配管トレンチの閉止完了により，現在は供用していない。
3.廃棄物発生量（1）モバイル式処理設備配管（ＰＥ管，バルブユニット等）撤去工事で発生する廃棄物は汚染されていることから金属製の容器に格納する。
（2）撤去工事で発生する廃棄物は，約 150m3 発生する見込みである。
（3）廃棄物について，「実施計画Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従って保管管理する。
撤去工事で発生する廃棄物は 1mSv/h を超える表面線量率であるため，固体廃棄物貯蔵庫第９棟地下 1 階に保管するものとする。なお，表面線量率１mSv/h
以下の廃棄物が発生した場合は，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリアへ搬入する。
4.作業員の被ばく低減（1）配管切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。
（2）高線量配管周辺には鉛遮蔽を設置する。
（3）作業を行わない間は，容易に近づけないよう作業エリアを区画する。

Ⅲ-3-6-1-添 3-1

（4）配管の開放（切断）作業時においては，全面マスクを着用して作業を実施する。また，
配管切断作業時は放射性ダスト濃度測定を実施し，必要に応じ，局所排風機，ハウスの設置を行い，放射性ダストの飛散防止に努める。
(5)作業前に線量測定を実施し，現場状況の把握および必要に応じ遮へい等の線量低減対策を行う。
5.漏えい拡大防止策（1）配管切断前に隔離処置（弁閉）を行い，配管内の水抜きを行う。
（2）配管切断箇所に仮設受けパンを設置し，仮設受けパン廻りをシート養生する。
（3）抜き取った水の排水において仮設ホース及び仮設ポンプを使用する際には，仮設ホース継手部に養生を行い，漏えい確認を行う。
6. 滞留水移送装置との取合箇所の処置
２号機タービン建屋内にて 2.5.1.5.1 滞留水移送装置と接続する箇所について以下の処置を行う。
(1) 弁で隔離された状態かつ，滞留水移送停止時に配管分岐部を切断・撤去する。
(2) 切断箇所は新しい直管のＰＥ管を融着して復旧する。
(3) 滞留水処理を止めないために，２系列のうち１系列ずつ切断，復旧を行う。
7.配管撤去に係る確認事項（1）モバイル式処理設備配管の撤去した範囲については，以下に基づき検査を実施する。
表－１ 確認事項
確認事項
構造強度
・耐震性

確認項目
外観確認

確認内容
実施計画の通り撤去されていること。

判定
実施計画通りであること。

：撤去範囲

図－１ モバイル式処理設備 撤去範囲
Ⅲ-3-6-1-添 3-2

(2)モバイル式処理設備撤去に伴い，2.5.1.5.1 滞留水移送装置（ポリエチレン管）復旧
箇所については，以下に基づき検査を実施する。
表－２ 確認事項
確認事項

確認項目
材料確認

確認内容

判定

実施計画に記載した主な材料

実施計画通りであるについて記録を確認すること。 こと。
実施計画に記載した主要寸法

寸法確認（外径相当）について記録を確
認する。

構造強度
・耐震性

外観確認

据付確認

漏えい確認

各部の外観を確認する。
配管の据付状態について確認する。

実施計画通りであること。
有意な欠陥がないこと。
実施計画の通り施工・据付されていること。

ろ過水による通水にて，漏えい耐圧部からの漏えいがないことを確認する。

がないこと。

図－２ 滞留水移送装置 検査範囲図

以上

Ⅲ-3-6-1-添 3-3

添付資料－４
中低濃度タンク及び高濃度滞留水受タンクの解体・撤去の方法について
中低濃度タンク及び高濃度滞留水受タンクの取替に伴い，核燃料物質その他の放射性物質に汚染されている可能性のある既設のタンクの解体・撤去作業※の方法について 1，2，5に定める。
また，中低濃度タンクを雨水回収タンクに転用する場合のタンク洗浄作業の方法について 3 に，ＲＯ濃縮水貯槽(Ｄエリア)をＲＯ処理水貯槽及び蒸発濃縮処理水貯槽に転用する
場合のタンク洗浄作業の方法について 4 に定める。

1.

ＲＯ処理水一時貯槽
ＲＯ処理水一時貯槽は，Ｄエリアに設置されているノッチタンク（計 139 基）であり，貯留しているＲＯ処理水をＤエリアと隣接するエリアに移送し，ノッチタンクの汚染拡大防止策を図った上で，構内に仮置きを行う。ノッチタンクの仮置き場所を図－１に示す。
1.1. 汚染拡大防止策（1）ＲＯ処理水の移送後は，ノッチタンクの付属機器を取り外し，タンク内に残水がない
ことを確認した後に，取り外し部をフランジで閉止する。なお，付属機器の取り外しの際には，仮設の水受けを設置する。
1.2. 仮置き時のノッチタンクの安定性について（1）ノッチタンクは，空の状態で格子状に２段積みにして仮置きする。ノッチタンクの仮置き状態図を図－２に示す。仮置き時のノッチタンクについて，地震による転倒評価を実施した結果，地震による転倒モーメントはＲＯ処理水一時貯槽の自重による安定モーメントより小さいことから，転倒しないことを確認した。

※実施計画上の撤去作業には仮置き作業を含む

Ⅲ-3-6-1-添 4-1

図－１ ＲＯ処理水一時貯槽の仮置き場所

2,200mm9,300mm

図－２ ＲＯ処理水一時貯槽の仮置き状態図Ⅲ-3-6-1-添 4-2

2.

ＲＯ濃縮水貯槽及びＲＯ処理水貯槽
ＲＯ濃縮水貯槽（フランジタンク）及びＲＯ処理水貯槽（フランジタンク）は，貯留しているＲＯ濃縮水もしくはＲＯ処理水を直接または多核種除去設備等により処理した後に他の貯槽に移送し，汚染拡大防止を図った上で解体・切断し，構内で保管する。
2.1.

残水処理作業時(残水処理前の仮設ポンプによる水抜き作業を含む)の漏えい防止策

及び漏えい拡大防止策
汚染水の処理後にタンク底部に残る残水及び散水により発生する汚染水の残水（以下：残水等）の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー及び底部残水回収装置等を使ってタンク底部より残水を回収し，他の貯槽へ移送した後，多核種除去設備
等により処理する。
なお，散水により発生する汚染水の量は，1 回に 1m3 程度であり，ダスト上昇の追加対策として実施する追加散水を考慮しても最大でタンク 1 基あたり 5m3 程度であり，汚染水の貯留に支障をきたすことはない。
当該作業を行う際の，漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a.

漏えい防止策として，仮設ホースを使用する場合は，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また，タンクの撤去にあたり実施する残水回収処理作業にバキュームカーを使用する場合には，バキュームカーとホースの接続にロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。

b.

漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けを設けることにより，漏えい時に汚染水を受けられるようにした上で，残水移送中には作業員による常時監視を行う。

2.2. 解体作業時の汚染拡大防止策
解体作業手順の概要を図―3 に示す。
a.

タンク上部のマンホールからタンク内表面に散水し，表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクを低減する。

b.

局所排気装置を設置し，タンク下部のマンホールからタンク内部の空気を吸引し，フィルタでろ過することにより，タンク上部から放射性物質が飛散するリスクを抑
制する。

c.

タンク解体片は，地面に降ろした後，周辺の汚染レベルを上昇させないように養生等を実施し運搬する。

d.

最下段の側板及び底板の解体は，残水が完全に除去されていることを確認した後に
着手する。

e.

解体作業の期間中は，タンク上部の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。

Ⅲ-3-6-1-添 4-3

なお，測定値に異常が確認された場合には，作業を中断し，追加散水や集塵の強化等の対策を実施し，測定値が通常時に戻ったことを確認してから再開する。
ｆ．追加散水や集塵の強化等の対策を施しても測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止し，タンク上部に仮天板を取り付ける。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。
2.3. 減容作業・保管時の汚染拡大防止策a.

切断作業は既設建屋内で実施し，切断に伴い発生するダストを局所排風機で回収することにより汚染の拡大防止とする。

b.

タンク解体片を切断した減容片は，20ft コンテナ（以下，容器）に収納し保管する。

c.

切断作業の期間中は，既設建屋周辺の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。
なお，測定値に異常が確認された場合には，速やかに作業を中止し，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。

2.4. 汚染土壌回収作業時の汚染拡大防止策
H4 エリアフランジタンクの解体・撤去作業の際には, 過去に発生した「汚染水貯留設備
RO 濃縮水貯槽からの漏えい事象」に関する報告書に基づいて，タンク基礎下部の汚染土壌を回収し，合わせて土壌の汚染状況について調査を行う。汚染土壌の回収作業は，コンク
リート基礎撤去後の土壌の表面線量率を測定し,汚染土壌の回収範囲を絞り込み,対象箇所の土壌の表面線量率が β 線で 0.01mSv/h 未満になるまで実施する。当該作業における汚染拡大防止策は以下の通り。
なお，過去に RO 濃縮水を堰外に漏えいした H6 北エリアフランジタンクについても，タンク基礎下部に汚染土壌が確認された場合には，上記と同様の対応を実施する。
a.

雨水が汚染土壌に混入し汚染が拡大するのを防止するため,汚染が認められる範囲
をブルーシート等により養生し,シートの継ぎ目については,防水措置を施す。

b.

養生したブルーシート等に雨水が溜まる場合は,ブルーシート等の外側に水切りを行う。

c.

H4 北エリアの汚染土壌回収作業は,深層部の汚染土壌を回収するため土止め壁を設置して回収作業を実施する。土止め壁がタンク基礎に及ぼす影響範囲を評価した結果,
土止め壁に最も近傍のタンク基礎においても影響範囲外であることを確認している。
但し,近傍タンク基礎に変位が生じる場合に備え,汚染土壌回収作業中は近傍タンク
基礎の変位を定期的に観測する。仮に近傍タンク基礎に憂慮すべき変位が確認された
場合には,変位抑制対策を実施する。

2.5. 汚染土壌保管時の汚染拡大防止策
回収した汚染土壌は，一時保管エリアに運搬して，土嚢に収納した上で金属製容器に入

Ⅲ-3-6-1-添 4-4

れて屋外保管する。汚染拡大防止策は以下の通り。
a. 回収した汚染土壌は,滞留水起源の汚染土壌であるため,金属製容器に収納する。
b.

汚染土壌を金属製容器に収納する際には,容器上部をシート等で養生し,雨水浸入防止対策も兼ねる。

また，回収した汚染土壌の保管完了から１年以内に，汚染土壌保管エリアに堰及び屋根の設置を完了させることにより，汚染土壌を入れた金属製容器内に雨水等が浸入し，汚染
土壌と混ざることで汚染水が発生し，金属製容器から漏えいする事象に対する漏えい拡大防止対策とする。
2.6. 作業員の被ばく低減
a.

タンク内の残水処理では，底部残水回収装置を用いて可能な限り遠隔操作を行うことにより，被ばく低減を図る。

b. タンク底部の解体では，ゴムマット等を敷くことにより，β線の被ばく低減を図る。
c. タンク切断では，可能な限り遠隔作業により被ばくの低減を図る。
d.

解体作業中にダスト濃度が万が一上昇した場合に備えて，念のため全面マスクを着用する。
ポンプおよび配管の開放作業時においても，全面マスクを着用して作業を実施する。

なお，開放作業時におけるダストの舞い上がりは少ないと考えるものの，適宜，空気中の放射性物質濃度を測定し，必要に応じて遮へい，局所排風機，ハウスを設置する。また，機器の取り外しまたは切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。
2.7. 瓦礫類発生量a.

フランジタンクの解体・撤去に伴い，H1 エリア：約 2,500m3，H2 エリア：約 5,900m3，
H4 エリア（汚染土壌を含む）：約 15,100m3，
B エリア：約 4,400m3，H3 エリア：約 2,700m3，
H5 エリア：約 5,600m3，H6 エリア：約 2,000m3 ，G6 エリア:約 5,900m3，H5 北エリア：
約 1,700m3，H6 北エリア（汚染土壌を含む）：約 4,400m3，G4 南エリア：約 6,080m3，
Ｅエリア：約 15,990 m3，C エリア：約 2,750m3 の瓦礫類が発生する見込みである。

b. 瓦礫類は 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリア（受入目安表面線量率 0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリア C，N，O，P1，AA））へ搬入する。
ただし，表面線量率 0.1mSv/h を超えた瓦礫類は，エリア E1，P2，W，X へ保管し，タンク減容片を保管した容器については，一時保管エリア P1 または AA へ搬入する。
また，
表面線量率 1mSv/h を超えて 30mSv/h 以下の瓦礫類は，固体廃棄物貯蔵庫第６，７，８，９棟へ搬入する。
c. 今後発生する瓦礫類の保管容量が逼迫する場合は，受入目安表面線量率を満足する他

Ⅲ-3-6-1-添 4-5

の線量区分のエリアに瓦礫類を一時保管することにより保管容量を確保する。また，
固体廃棄物貯蔵庫の追設等を行うことにより容量不足を解消していく。
2.8. 保管時の安定性評価a.

容器は，４段積みし，一時保管エリア P1 において，４行×４列×４段または１行×４列×４段を１ブロックとして，容器間を連結し固定した上で，保管する。また，一時保管エリア AA では，
１行×１列×４段で保管する。
保管の状態図を図－４－１，
２，３に示す。

b.

保管場所は，表面線量率 0.1mSv/h 以下の瓦礫類の一時保管エリア P1 または表面線
量率 0.001mSv/h 以下の瓦礫類の一時保管エリア AA とする（図－５）。

c.

容器は，内部に汚染水がない状態であるため，耐震Ｃクラス相当と考えて，地震による転倒評価を実施した。容器は４行×４列×４段または１行×４列×４段を１ブロックとして一体で評価した。評価の結果，地震による転倒モーメントが，１ブロックの自重による安定モーメントより小さいことから，転倒しないことを確認した。
（表－１－１，２）また，一時保管エリア AA では，容器の転倒・落下により内容物が容器から出たとしても，屋外集積している状況と変わらないため，耐震性は考慮
せず，４段積みを行う。

Ⅲ-3-6-1-添 4-6

仮設ポンプにて水抜き
天板マンホール開放
タンク内表面散水
局所排気装置の
設置・起動
連続
運転

天板取り外し※残水処理
側板4段目解体
側板3段目解体※作業の熟練度、作業工程
によっては、残水処理を
側板解体前に実施する場合もある。

側板2段目解体
残水処理
停止

側板1段目解体底板解体図－３ 解体作業のフロー

約 10.4m

図－４－１ 容器の保管状態

Ⅲ-3-6-1-添 4-7

図－４－２ 容器の保管状態

図－４－３ 容器の保管状態

Ⅲ-3-6-1-添 4-8

一時保管エリア（エリア P1，AA）

エリア P1（容器）

エリア P1 詳細

H28 年 11 月現在

H29 年 12 月現在
エリア AA 詳細
図－５ 容器を保管する一時保管エリア（エリア P1,AA）

Ⅲ-3-6-1-添 4-9

Lm： 機器質量g： 重力加速度（9.80665 m/s2）
H： 据付面からの重心までの距離
L： 転倒支点から機器重心までの距離m[kg]CH： 水平方向設計震度（0.24）
地震による転倒モーメント：
M1[N・m] = m×g×CH×H

H

自重による安定モーメント：
M2[N・m] = m×g×L

表－１－１ 転倒評価結果

機器名称
容器（20ft コンテナ）
１ブロック

評価

評価

部位

項目

本体

転倒

水平方向
設計震度
CH
0.24

算出値

許容値

M1

M2

4.60×103

1.80×104

算出値

許容値

M1

M2

1.15×103

2.79×103

単位kN･m

表－１－２ 転倒評価結果

機器名称
容器（20ft コンテナ）
１ブロック

評価

評価

部位

項目

本体

転倒

水平方向
設計震度
CH
0.24

Ⅲ-3-6-1-添 4-10

単位

kN･m

3.

中低濃度タンクを雨水回収タンクに転用する場合のタンク洗浄について
雨水回収タンクに転用する中低濃度タンクは，貯留水を多核種除去設備等により処理した後に他の貯槽に移送し，汚染拡大防止を図った上で洗浄を実施する。
3.1. 洗浄作業時の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策
洗浄で発生した底部に残る洗浄水及び残水の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー及び底部残水回収装置等を使ってタンク底部より洗浄水及び残水を回収し，他の貯槽へ移送した後，多核種除去設備等により処理する。当該作業を行う際の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a. 漏えい防止策として，仮設ホースを使用する場合は，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また，タンクの撤去にあたり実施する残水回収処理作業にバキュームカーを使用する場合には，バキュームカーとホースの接続にロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。
b.

漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けを設けることにより，漏えい時に洗浄水及び残水を受けられるようにした上で，洗浄水及び残水移送中には作業員による常時監視を行う。

3.2. 洗浄作業時の汚染拡大防止策
当該作業を行う際の，汚染拡大防止策は以下の通り。
a.

タンク内表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクを低減する。

b.

局所排気装置を設置し，タンク下部のマンホールからタンク内部の空気をフィルタでろ過することにより，タンク上部のマンホールから放射性物質が飛散するリスクを抑制する。

3.3. 作業員の被ばく低減
a.

洗浄作業中にダスト濃度が万が一上昇した場合に備えて，念のため全面マスクを着
用する。

b.

タンク内の処理では，底部残水回収装置を用いて可能な限り遠隔操作を行うことにより，被ばく低減を図る。

Ⅲ-3-6-1-添 4-11

4.

ＲＯ濃縮水貯槽(Ｄエリア)をＲＯ処理水貯槽及び蒸発濃縮処理水貯槽に転用する場合のタンク洗浄について
ＲＯ処理水貯槽及び蒸発濃縮処理水貯槽に転用するＲＯ濃縮水貯槽(Ｄエリア)は，貯留
水を多核種除去設備等により処理した後に他の貯槽に移送し，汚染拡大防止策を行った上で洗浄を実施する。
4.1. 洗浄作業の方法について転用するタンクのうち，タンク入口／出口の移送配管が接続されているタンクの洗浄作業の流れは以下の通り。
① タンク上部マンホールを開放し，高圧洗浄機を使用してタンク内側面の洗浄を行う。
② タンク側面マンホールを開放し，ろ過水によりタンク連結管の洗浄，高圧洗浄機を使用してタンク内側面の洗浄を行う。
③ タンク入口／出口の移送配管については，配管開放端部より，仮設ポンプ等を使用してろ過水を圧送し，配管内部の付着物質を洗い流す。
④ ②，③と並行して，タンク内底面の残水（スラッジ含む）回収を行う。作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカーを使用する。
⑤ 残水回収の完了後，水質確認のためにタンク内側面，タンク連結管にろ過水を散水する。なお，散水量はタンク内底面が浸る量(1～3m3 程度)とする。溜まった水を採水し，水質確認(分析)を行う。その後，残水回収を行う。
⑥ タンク入口／出口の移送配管が接続されているタンクについては，③の手順にて新たにろ過水をタンク内へ圧送し，⑤の水と混ぜたものを採水，水質確認(分析)を行う。
⑦ タンク内面点検を行う。かき傷等が確認された場合は補修塗装を行う。
⑧ タンク内面点検の完了後，各マンホールを閉止する。
転用するタンクのうち，タンク入口／出口の移送配管が接続されていないタンクの洗浄作業の流れは以下の通り。
① タンク上部マンホールを開放し，高圧洗浄機を使用してタンク内側面の洗浄を行う。
② タンク側面マンホールを開放し，ろ過水によりタンク連結管の洗浄，高圧洗浄機を使用してタンク内側面の洗浄を行う。
③ ②と並行して，タンク内底面の残水（スラッジ含む）回収を行う。作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカーを使用する。
④ 残水回収の完了後，水質確認のためにタンク内側面，タンク連結管にろ過水を散水する。なお，散水量はタンク内底面が浸る量(1～3m3 程度)とする。溜まった水を採水し，水質確認(分析)を行う。その後，残水回収を行う。
⑤ タンク内面点検を行う。かき傷等が確認された場合は補修塗装を行う。
⑥ タンク内面点検の完了後，各マンホールを閉止する。

Ⅲ-3-6-1-添 4-12

4.2. 洗浄作業時の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策
洗浄で発生した底部に残る洗浄水及び残水の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー等を使ってタンク底部より洗浄水及び残水を回収し，他の貯槽へ移送
した後，多核種除去設備等により処理する。当該作業を行う際の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a.

漏えい防止策として，仮設ホースを使用する場合は，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また，残水回収処理
作業にバキュームカーを使用する場合には，バキュームカーとホースの接続にロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。

b.

漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けを設けることにより，漏えい時に洗浄水及び残水を受けられるようにした上で，洗浄水及び残水移送中には作業員による常時監視を行う。

4.3. 洗浄作業時の汚染拡大防止策
当該作業を行う際の汚染拡大防止策は以下の通り。
a.

タンク内表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクの低減，及びタンク転用後の水質悪化を抑制する。

b.

局所排気装置を設置し，タンク下部のマンホールからタンク内部の空気をフィルタでろ過することにより，タンク上部のマンホールから放射性物質が飛散するリスクを抑制する。

c. 作業の期間中は，空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。なお，測定値に異常が確認された場合には，作業を中断し，追加散水や集塵の強化等の対策を実施し，測定値が通常時に戻ったことを確認してから再開する。
d. 追加散水や集塵の強化等の対策を施しても測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止し，タンク上部のマンホールを閉止する。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。
4.4. 洗浄作業時の作業員の被ばく低減
a.

洗浄作業中にダスト濃度が万が一上昇した場合に備えて，念のため全面マスクを着用する。なお，作業の期間中は，空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する

b.

タンク内の処理では，作業時間の管理と適切な装備を使用することにより，被ばく低減を図る。

Ⅲ-3-6-1-添 4-13

4.5. 貯槽の転用に伴う配管撤去作業に関する補足a.

漏えい防止策として，配管の開放・切断作業は，配管系統の隔離処置及び水抜き後に実施する。作業終了後に発生する開放端部には閉止フランジの取付けを行い，系統
弁がシートパスした際の漏えいを防止する。

b.

漏えい拡大防止策として，配管の開放・切断作業を行う箇所の下部に水受けを設けることにより，配管内の残水を受けられるようにする。水受けには仮設の水中ポンプを設置し，仮設の集水タンクへ残水を逐次回収できるようにする。仮設の集水タ
ンクには作業員を配置し，水が溜まった際に作業を中断できるよう監視を行う。

c.

汚染拡大防止策として，配管の開放・切断作業を行う箇所には飛散防止カバーの養生を行う。また，水受けの下部にも飛散防止カバーの養生を行う。

d.

貯槽転用後のＲＯ濃縮水貯槽との貯留水の混水防止策として，接続されている連結配管の取外しを行い，開放端部には閉止フランジの取付けを行う。

e.

作業員の被ばく低減策として，配管の開放・切断作業は，発電所構内のルールに基づき，全面マスクを着用して作業を行う。なお，開放作業時におけるダストの舞い
上がりは少ないと考えるものの，適宜，空気中の放射性物質濃度を測定し，必要に応じて遮へい，局所排風機，ハウスを設置する。また，配管の取り外しまたは切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。

f.

本作業において，約 5m3 の瓦礫類が発生する見込みである。表面線量率 0.1mSv/h 以
下の瓦礫類は，屋外の一時保管エリア O，P1 に保管する。表面線量率 0.1mSv/h を超える瓦礫類は，養生した上で金属製の容器に収納し，エリア E1，P2，W に保管する。
なお，詳細については「Ⅲ特定原子力施設の保安 2 放射性廃棄物等の管理に係る補足説明 2.1 放射性廃棄物等の管理」に準じて行う。

Ⅲ-3-6-1-添 4-14

5.

多核種処理水貯槽，RO 処理水貯槽（Ｈ９）及び蒸発濃縮処理水貯槽（Ｈ９西）多核種処理水貯槽（フランジタンク）は，貯留している多核種処理水を他の貯槽に移送

し，汚染拡大防止を図った上で解体・切断し，構内で保管する。
RO 処理水貯槽（Ｈ９）（フランジタンク）及び蒸発濃縮処理水貯槽（Ｈ９西）（フランジタンク）は，貯留している RO 処理水を他の貯槽に移送し，汚染拡大防止を図った上で解体・切断し，構内で保管する。
5.1. 残水処理作業時(残水処理前の仮設ポンプによる水抜き作業を含む)の漏えい防止策
残水等の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー及び底部残水回収装置等を使ってタンク底部より洗浄水及び残水を回収し，他の貯槽へ移送した後，多核種除去設備等により処理する。当該作業を行う際の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a. 漏えい防止策として，仮設ホースを使用する場合は，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また，タンクの撤去にあたり実施する残水回収処理作業にバキュームカーを使用する場合には，バキュームカーとホースの接続にロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。
b.

漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けを設けることにより，漏えい時に洗浄水及び残水を受けられるようにした上で，洗浄水及び残水移送中には作業員による常時監視を行う。

5.2. 解体作業時の汚染拡大防止策
解体作業手順の概要を図―６に示す。
タンク内の汚染状況に応じて，汚染管理を以下の通り行う。ダスト飛散リスクが低いと判断できる場合は，下記の a.b.を省略する。
a.

タンク上部のマンホールからタンク内表面に散水し，表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクを低減する。

b.

局所排気装置を設置し，タンク下部のマンホールからタンク内部の空気を吸引し，フィルタでろ過することにより，タンク上部から放射性物質が飛散するリスクを抑制する。

c. タンク解体片は，表面汚染レベルに応じて養生等を実施し運搬する。
d.

最下段の側板及び底板の解体は，残水が完全に除去されていることを確認した後に
着手する。

e.

解体作業の期間中は，汚染状況の把握または汚染拡大の兆候を監視するための作業
環境モニタリングを行う。

Ⅲ-3-6-1-添 4-15

ｆ．空気中放射性物質濃度に異常が確認された場合には，作業を中断し，追加散水や集塵の強化等の対策を実施し，通常時に戻ったことを確認してから再開する。追加散
水や集塵の強化等の対策を施しても測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止し，タンク上部に仮天井を取り付ける。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。
g．初回タンクの解体作業期間中は，タンク上部の空気中の放射性物質濃度を確認する
が，解体作業中の放射性物質濃度が作業管理基準値未満であった場合は，以降のタンクでは放射性物質濃度の測定について省略する。
5.3. 減容作業・保管時の汚染拡大防止策a.

切断作業は既設建屋内で実施し，切断に伴い発生するダストを局所排風機で回収することにより汚染の拡大防止とする。

b.

タンク解体片を切断した減容片は，20ft コンテナ（以下，容器）に収納し保管する。

c.

切断作業の期間中は，既設建屋周辺の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。
なお，測定値に異常が確認された場合には，速やかに作業を中止し，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。

5.4. 作業員の被ばく低減
タンク内線量状況を確認し，下記のｂ．を省略する。
a.

タンク内の残水処理では，高圧洗浄器を用いることにより，作業短縮に努め，被ばく低減を図る。また，必要に応じ，底部残水回収装置等を使用する。

b. タンク底部の解体では，ゴムマット等を敷くことにより，β線の被ばく低減を図る。
c. タンク解体作業中は，作業環境に応じた装備を着用する。
ポンプおよび配管の開放作業中は，全面マスクを着用して作業を実施する。なお，
開放作業時におけるダストの舞い上がりは少ないと考えるものの，適宜，空気中の放射性物質濃度を測定し，必要に応じて遮へい，局所排風機，ハウスを設置する。
また，機器の取り外しまたは切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。
d. タンク切断では，可能な限り遠隔作業により被ばくの低減を図る。
5.5. 瓦礫類発生量a.

フランジタンクの解体・撤去に伴い，G4 北エリア：約 2,940 m3，G5 エリア：約 8,130m3，
H9 エリア：約 3,948ｍ3 の瓦礫類が発生する見込みである。

b.

瓦礫類は 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリア（受入目安表面線量率 0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリア C，N，O，P1，AA））へ搬入する。ただし，表面線量率 0.1mSv/h を超えた瓦礫類は，エリア

Ⅲ-3-6-1-添 4-16

E1，P2，W，X へ保管し，タンク減容片を保管した容器については，一時保管エリア
P1 または AA へ搬入する。
また，
表面線量率 1mSv/h を超えて 30mSv/h 以下の瓦礫類は，固体廃棄物貯蔵庫第６，７,８,９棟へ搬入する。
c.

今後発生する瓦礫類の保管容量が逼迫する場合は，受入目安表面線量率を満足する他の線量区分のエリアに瓦礫類を一時保管することにより保管容量を確保する。また，
固体廃棄物貯蔵庫の追設等を行うことにより容量不足を解消していく。

5.6. 保管時の安定性評価「2.8. 保管時の安定性評価」に同じ。
仮設ポンプにて水抜き※１ 天板マンホール開放
タンク内表面散水※１※１ 局所排気装置の設置・起動

タンク内の汚染状況を確認してダスト飛散リ
スクが低いと判断できる場合、省略する。

連続
運転※２ 残水処理

天板取り外し※２ 残水処理

側板4段目解体※２

作業の熟年度、作業工程によっては、残水処理を天板、側板解体前に実施する場合もある。

側板3段目解体
側板2段目解体

残水処理

停止

側板1段目解体底板解体

図－６ 解体作業のフロー
以上

Ⅲ-3-6-1-添 4-17

添付資料－５淡水化装置（RO-1A/B，RO-2）の撤去方法について
淡水化装置（RO-1A/B，RO-2）の廃止に伴い，解体・撤去作業の方法について定める。
作業にあたっては被ばく量を低減するため，作業エリアのダスト飛散抑制や雰囲気線量率の低減を図る。また，万が一のダスト濃度上昇に備え，全面マスクを着用して作業を実施する。ダスト飛散抑制としては，汚染箇所に対する適切な養生，作業エリアの定期的なダス
ト測定，局所排風機の設置等を作業内容に応じて適宜実施する。雰囲気線量率の低減として
は，高線量物に対する遮へい設置を作業内容に応じて適宜実施する。
1.

RO 膜及びフィルター
RO 膜及びフィルターは淡水置換し，エアブローにより水抜きした後，収容容器から抜取る。その際は養生袋に受けることでダスト及び残水の飛散を抑制する。また，容器抜き取り時に線量測定を行い，必要に応じて遮へいを行う。抜き取り後はテント内にて養生された状
態で静置し水切りを行ったうえで，腐食しないよう袋養生し，金属製の保管容器に収納し，一時保管エリアにて一時保管する。
RO 膜及びフィルターを抜取った後の容器は，養生された状態で静置して水切りを行った
うえで，細断して腐食しないよう袋養生し，金属製の保管容器に収納し，一時保管エリアにて一時保管する。
細断はダスト飛散抑制のため，作業ハウスをテント内に設置しフィルター付き局所排風
機による排気を行いながら実施する。水抜き時は監視人を配置のうえ仮設の受けパンとダストおよび残水飛散防止のための養生を設置し，回収した残水はプロセス主建屋へ移送する。移送に仮設ホースを使用する場合は漏えい防止策として，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して継手の外れ防止を行う。また，汚染水を取り扱う作業ではアノラックを着用する。
表面線量率は 0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリアにて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。
2.

急速ろ過塔・ＭＭＦ・タンク類
急速ろ過塔・マルチメディアフィルター（以下，ＭＭＦ）は，接続配管の切り離し後，塔内の水抜きを行う。ＭＭＦはそのままでは保管容器に入りきらないため，塔上部よりろ過材の回収を行った後，塔内を RO 処理水等で洗浄した上で細断して腐食しないよう袋養生し，金属製の保管容器に収納し，一時保管エリアにて一時保管する。
タンク類は仮設ポンプ，またはパワープロベスター車を用いて残水の水抜き後，内面に汚Ⅲ-3-6-1-添 5-1

染が確認された場合は洗浄を行った上で細断して腐食しないよう袋養生し，金属製の保管
容器に収納し，一時保管エリアにて一時保管する。
細断はダスト飛散抑制のため，作業ハウスをテント内に設置しフィルター付き局所排風
機による排気を行いながら実施する。ろ過材回収時はダストの飛散を抑制するため，作業ハウスおよびグローブボックス、フィルター付き局所排風機を設置する。水抜き時は監視人を配置のうえ仮設の受けパンとダストおよび残水飛散防止のための養生を設置し，回収した残水はプロセス主建屋へ移送する。移送に仮設ホースを使用する場合は漏えい防止策として，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して継手の外れ防止を行う。また，汚染水を取り扱う作業ではアノラックを着用する。
表面線量率は 0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリアにて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。
3.

ポンプ，配管，付属機器
ポンプ，配管類（弁，ホース含む）は，残水の水抜きを行った上で細断して腐食しないよ

う袋養生し，金属製の保管容器に収納し，一時保管エリアにて一時保管する。
細断はダストの飛散を抑制するため，養生を行った上で実施する。ポンプの解体・配管の開放は，隔離処置（弁閉）及び水抜き後に実施する。継続使用する設備との切り離しはフランジ部とし，開放部を閉止する。
細断はダスト飛散抑制のため，作業上困難な場合以外はテント内にて，フィルター付き局所排風機による排気を行いながら実施する。水抜き時は監視人を配置のうえ仮設の受けパ
ンとダストおよび残水飛散防止のための養生を設置し，回収した残水はプロセス主建屋へ移送する。また，配管類からの残水が想定より多かった場合に備え，受けパンより水を移送するための仮設タンク，ポンプを準備する。移送に仮設ホースを使用する場合は漏えい防止策として，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して継手の外れ防止を行う。また，汚染水を取り扱う作業ではアノラックを着用する。
付属機器（ケーブル，計器等）は金属製の保管容器に収納し，一時保管エリアにて一時保管する。
表面線量率は 0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリアにて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。

Ⅲ-3-6-1-添 5-2

4.

ダスト飛散抑制対策
解体・撤去作業前に，既設 RO-1,2 テント内の機器表面および床面の清掃を実施し，ダス

トの飛散を抑制する。系統機器内の残水はダスト飛散の抑制・漏えい防止対策を施した手順にて回収し、プロセス主建屋地下へ移送する。
解体・撤去作業は極力テント内で行うこととする。テント外の解体対象機器は配管・弁であるが，ダスト飛散を抑制する手順にて切り離しを行い，養生した上でテントへ運び込み細断・保管容器への収納を行う。
解体・撤去期間中においては，作業実施日は毎日，作業前・作業中・作業後においてテン
ト内外のダスト測定を実施する。作業中の測定についてはダスト濃度上昇が最大になると予想される作業中(配管切断等)に実施し，テント内外作業管理基準値を超過した場合は一旦作業を中止し，ダスト飛散元の養生や作業計画の見直しを行う。ダスト測定ポイントについては各テントにおいて、作業計画時に当日でダスト濃度上昇が最大になると予想される箇所で実施する。
テント側面には物品搬出入口を設けるが，搬出入口は作業計画上で必要となる最小サイ
ズとし，開閉可能かつ，閉止時にダストが通過しない構造のカバーを取付け，人が出入りする際、物品搬出入する際以外はカバーを閉止する。
また，物品搬出入時はテント内の作業を中断し，搬出入作業前・作業中・作業後においてテント外のダスト測定を実施する。作業中の測定値について，テント外作業管理基準値を超過した場合は一旦作業を中止し，ダスト飛散元の養生や作業計画の見直しを行う。
また，構内の連続ダストモニタにて放射性物質濃度の監視を行う。
5.

汚染拡大防止金属製の保管容器は，屋外保管環境下での腐食防止のため，塗装を施した金属材料を使用する。また，保管容器は，雨水が容易に入り難い構造とする。
6.

瓦礫類発生量撤去に伴う瓦礫類は約 240m3 発生する見込みである。

以

Ⅲ-3-6-1-添 5-3

上添付資料－６

蒸留水タンク，濃縮水受タンク，濃縮処理水タンクの撤去方法について
蒸留水タンク，濃縮水受タンク，濃縮処理水タンクの廃止に伴い，核燃料物質その他の放射性物質に汚染されている可能性のあるタンクの撤去作業の方法について定める。
蒸留水タンクは，Ｃエリアに設置されている角形タンク（計 3 基）であり，廃止に伴い，現状の場所で再利用予定の資機材として仮置きする。仮置きにあたり，蒸留水タンクの付
属機器（出入口配管，蒸留水移送ポンプ等）の取り外しを行い，開口部を閉止する。仮置
き場所を図－１に示す。

逆浸透膜装置蒸発濃縮装置逆浸透膜装置蒸発濃縮装置蒸発濃縮装置蒸発濃縮装置逆浸透膜装置図－１ 蒸留水タンクの仮置き場所
濃縮水受タンク・濃縮処理水タンクはＣエリアに設置されている角形タンク（計 78 基）であり，廃止に伴い撤去し，セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設）および廃スラッジ一時保管施設近隣の仮設ヤードへ移動し，再利用予定の資機材として仮置きする。仮置きにあたり，濃縮水受タンク・濃縮処理水タンクの付属機器（出入口配管・濃縮水供給ポンプ・
濃縮処理水供給ポンプ等）の取り外しを行い，開口部を閉止する。タンクは汚染拡大防止策を図った上で撤去し，構内にて仮置きを行う。タンクの仮置き場所を図－２に示す。
濃縮処理
水タンク仮
置き場所

Ｇ１エリアタンク
廃スラッジ
一時保管
施設
Ｇ３エリアタンク
濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場所

セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設）

図－２ 濃縮水受タンク・濃縮処理水タンクの仮置き場所

Ⅲ-3-6-1-添 6-1

1.

汚染拡大防止策(1)

仮置きするタンクは残水確認・移送を実施する。残水移送にあたっては，仮設の移送ポンプを使用し，移送配管には二重にした耐圧ホースを使用する。ホースとホースの接続部は，抜け防止措置を実施の上，水受け内に設置する。また，ホースとホースの接続部はタンクエリア堰内に置くこととし，外部への漏えい防止を図る。移送時には，仮設ポンプ部，ホースとホースの接続部，吐出部に監視員，および電源部にポンプ操作員を配置し，移送時の異常事態に備える。

(2)

残水の移送後は，仮置きするタンクの付属機器（出入口配管・濃縮水供給ポンプ・
濃縮処理水供給ポンプ・蒸留水移送ポンプ等）を取り外し，タンク内に残水がないことを確認した後に，取り外し部をフランジで閉止する。なお，付属機器の取り外しの際には，仮設の水受けを設置する。

2.

仮置き時のタンクの管理(1) 区画
タンクの仮置き場所に関係者以外が立ち入らないように，柵等で区画を明示するとともに，立入制限の表示を行う。
(2) 線量率測定
被ばく低減の観点から，仮置き場所の線量当量率を定期的に測定し，作業員への注意喚起のために測定結果を表示する。
(3) 巡視，仮置き状態確認
仮置きタンクの状態を確認するため，定期的に仮置き場所を巡視する。

3.

被ばく低減
タンクの仮置きに伴ってエリア周辺における作業員の被ばく線量が増加するのを防止するために，設置可能な範囲で最大限の距離を取って区画をするとともに，線量率表示による注意喚起を通して被ばく低減を図る。
なお，今後，敷地内の線量低減が進み，当該エリア周辺における仮置きするタンクからの線量寄与により目標線量当量率※１を達成できなくなると想定される場合には，適切な遮へいまたは仮置きタンクの移設等の追加処置により線量低減を図る。
※１

4.

「Ⅲ

第三編

3.1.3 敷地内に飛散した放射性物質の拡散防止及び除染による線量低減」参照

タンクの付属機器
蒸留水タンクの仮置き，濃縮水受タンク・濃縮処理水タンクの撤去・仮置きに伴い，タンク付属機器（配管・ポンプ等）が瓦礫類として約 79m3 発生する。瓦礫類は，1mSv/h 以
下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリアへ搬入する。

Ⅲ-3-6-1-添 6-2

5.

仮置きするタンクによる直接線ならびにスカイシャイン線による実効線量
濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場所および濃縮処理水タンク仮置き場所に仮置き予定のタンクは，一部ＲＯ濃縮水の汚染を内包していることから，仮置き時における敷地境界線量に及ぼす影響を評価する。タンク仮置き状態をモデル化して評価した結果、仮置き場所からの最寄りの敷地境界評価地点における実効線量は以下の通り。

6.

敷地境界評価地点

実効線量 [mSv/年]

No.7

約 9.7×10-4

仮置きするタンクの安定性について(1) 仮置きするタンクの耐震性評価
仮置きするタンクは， 1 段積みもしくは２段積みし，仮置きする。2 段積みでの仮置き
状態図を図－３に示す。仮置きするタンクは，内部に汚染水がない空の状態であるため，耐震Ｃクラスとし，地震による転倒・滑動評価を実施した。

図－３ タンクの仮置き状態①

タンクの転倒評価
ａ.１段積みの場合地震による転倒モーメントと自重による安定モーメントを算出し，それらを比較することにより転倒評価を実施した。評価の結果，地震による転倒モーメントは自重による安定モーメントより小さいことから，転倒しないことを確認した。
（表－１）
m： 機器質量g： 重力加速度Hm

H： 据付面からの重心までの距離
L： 転倒支点から機器重心までの距離
CH： 水平方向設計震度

L

地震による転倒モーメント：M1[N・m] = m×g×CH×H
自重による安定モーメント：M2[N・m] = m×g×L

Ⅲ-3-6-1-添 6-3

ｂ.２段積みの場合
１段目は，転倒支点の対角線上の１段目と２段目との接点を 2 段目からの転倒作
用点として，地震による転倒モーメントと自重による安定モーメントを算出し，それらを比較することにより転倒評価を実施した。評価の結果，地震による転倒
モーメントは自重による安定モーメントより小さいことから，転倒しないことを
確認した。
（表－１）
２段目も地震による転倒モーメントと自重による安定モーメントを算出し，それらを比較することにより転倒評価を実施した。評価の結果，地震による転倒モー
メントは自重による安定モーメントより小さいことから，転倒しないことを確認
した。
（表－１）
○1 段目
m1：１段目タンク重量m2：２段目から１段目に作用するタンク重量
H1：据付面から１段目の重心までの垂直距離
H2：据付面から２段目タンク接点
L1：ベース端部から１段目の重心までの水平距離

m2

H2

H1

L2：ベース端部から２段目タンク接点
g ： 重力加速度m1

CH： 水平方向設計震度

L1
L2

転倒モーメント： M1[N・m]＝m1×g×CH×H1＋m2×g×CH×H2
安定モーメント： M2[N・m]＝m1×g×L1＋m2×g×L2○2 段目
m： 機器質量g： 重力加速度H

H： 据付面からの重心までの距離
L： 転倒支点から機器重心までの距離m

CH： 水平方向設計震度

L

地震による転倒モーメント：M1[N・m] = m×g×CH×H
自重による安定モーメント：M2[N・m] = m×g×L

Ⅲ-3-6-1-添 6-4

表－１ 仮置きタンクの転倒評価結果
機器名称
仮置きタンク（蒸留水タンク）
１段積み

仮置きタンク

評価

評価

水平

部位

項目

震度

本体

転倒

0.24

27

104

kN･m

本体

転倒

0.24

27

104

kN･m

算出値 許容値

単位（濃縮水受タンク・

２段

１段目

本体

転倒

0.24

74

292

kN･m

濃縮処理水タンク）

積み

２段目

本体

転倒

0.24

27

104

kN･m

②

タンクの滑動評価
仮置きするタンクについて地震時の水平荷重によるすべり力に対して，地面と 1 段
目，１段目と２段目の仮置きタンク同士の接触面の摩擦力を比較することにより，滑動評価を実施した。評価の結果，地震時の水平荷重によるすべり力は接触面の摩擦力より小さいことから，滑動しないことを確認した。
（表－２）
表－２ 仮置きタンクの滑動評価結果
機器名称
仮置きタンク（蒸留水タンク）
仮置きタンク

１段積み

評価

評価

水平

部位

項目

震度

本体

滑動

0.24

0.24

0.4

本体

滑動

0.24

0.24

0.52

算出値 許容値（濃縮水受タンク・

２段

１段目

本体

滑動

0.24

0.24

0.52

濃縮処理水タンク）

積み

２段目

本体

滑動

0.24

0.24

0.52

(2) 周辺機器への波及的影響について仮置きするタンクについて耐震Ｃクラスの地震による転倒，滑動評価を実施して問題ないことを確認しているが，現状の設置場所から撤去し，仮置き場所に移動させるタンクについては，移動先の濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場所および濃縮
処理水タンク仮置き場所の周辺に，その他の機器が複数設置されていることから，機器自身の耐震クラスを超える地震によって周辺機器へ及ぼす波及的影響について考慮する。
①

周辺機器の状況
濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場所および濃縮処理水タンク仮置き場所の周辺の機器配置図を図－４に示す。濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場
所および濃縮処理水タンク仮置き場所の近傍には，セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設），セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設）クレーン電源ケーブル・電源
盤等が設置されている。

Ⅲ-3-6-1-添 6-5

仮置きするタンクと周辺機器の状況から，仮置きタンクから最も近距離にあるセシウム吸着塔一時保管施設（第一施設）に対する影響を考慮し，セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設）と同等の耐震クラスでの，仮置きタンクの転倒・滑動評価を実施する。
セシウム吸着塔一時保管施設クレーン電源ケーブル
高濃度滞留
水受タンク
受払配管
ＲＯ濃縮水処理用配管

濃縮処理
水タンク仮
置き場所

廃スラッジ
一時保管
施設

タンク水位計電源・通信ケーブル

Ｇ１タンク土盛
濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場所

Ｇ３・Ｇ４エリアタンク堰
ＲＯ濃縮水配管

セシウム吸着塔一時保管施設
クレーン電源盤・操作室

タンクエリア照明用電柱

セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設）

図－４ タンク仮置き場所周辺図②

耐震Ｂクラスの地震による耐震性評価
濃縮水受タンク，濃縮処理水タンク仮置き場所および濃縮処理水タンク仮置き場所に仮置きするタンクに対して，耐震Ｂクラスの地震による耐震性評価を行う。
ａ.転倒評価ⅰ.１段積みの場合
水平方向地震動による転倒評価をした結果，水平方向地震動，タンク自重による転倒および安定モーメントを比較すると，転倒モーメントよりも安定モーメ
ントが大きくなるため，タンクが転倒することはないことを確認した。
（表－３）
m： 機器質量g： 重力加速度H

H： 据付面からの重心までの距離
L： 転倒支点から機器重心までの距離m

CH： 水平方向設計震度

L

地震による転倒モーメント：M1[N・m] = m×g×CH×H
自重による安定モーメント：M2[N・m] = m×g×L
Ⅲ-3-6-1-添 6-6

ⅱ.２段積みの場合
１段目は，転倒支点の対角線上の１段目と２段目との接点を 2 段目からの転倒作用点として，水平方向地震動，タンク自重による転倒および安定モーメントを比較すると，転倒モーメントよりも安定モーメントが大きくなるため，１段目のタンクが転倒することはないことを確認した。
（表－３）
２段目も水平方向地震動による転倒評価をした結果，水平方向地震動，タンク自重による転倒および安定モーメントを比較すると，転倒モーメントよりも安定モーメントが大きくなるため，タンクが転倒することはないことを確認した。
（表－３）

○1 段目
m1：１段目タンク重量m2：２段目から１段目に作用するタンク重量
H1：据付面から１段目の重心までの垂直距離
H2：据付面から２段目タンク接点
L1：ベース端部から１段目の重心までの水平距離

m2

H1

H2

L2：ベース端部から２段目タンク接点
g ： 重力加速度m1

CH： 水平方向設計震度

L1

転倒モーメント： M1[N・m]＝m1×g×CH×H1＋m2×g×CH×H2

L2

安定モーメント： M2[N・m]＝m1×g×L1＋m2×g×L2○2 段目
m： 機器質量g： 重力加速度
H： 据付面からの重心までの距離
Hm

L： 転倒支点から機器重心までの距離
CH： 水平方向設計震度

L

地震による転倒モーメント：M1[N・m] = m×g×CH×H
自重による安定モーメント：M2[N・m] = m×g×L

Ⅲ-3-6-1-添 6-7

表－３ 仮置きタンクの転倒評価結果
機器名称
１段積み

仮置きタンク

評価

評価

水平

部位

項目

震度

本体

転倒

算出値

許容値

単位

0.36

40

104

kN･m

（濃縮水受タンク・

２段

１段目

本体

転倒

0.36

111

292

kN･m

濃縮処理水タンク）

積み

２段目

本体

転倒

0.36

40

104

kN･m

ｂ.タンクの滑動評価
仮置きするタンクについて地震時の水平荷重によるすべり力に対して，地面と１段目，１段目と２段目の仮置きタンク同士の接触面の摩擦力を比較することにより，滑動評価を実施した。評価の結果，地震時の水平荷重によるすべり力は接触面の摩擦力より小さいことから，滑動しないことを確認した。（表－４）
表－４ 仮置きタンクの滑動評価結果
機器名称
仮置きタンク

7.

１段積み

評価

評価

水平

部位

項目

震度

本体

滑動

算出値

許容値

0.36

0.36

0.52

（濃縮水受タンク・

２段

１段目

本体

滑動

0.35

0.36

0.52

濃縮処理水タンク）

積み

２段目

本体

滑動

0.36

0.36

0.52

自然災害対策等(1) 津波仮置きするタンクは，アウターライズ津波が到達しないと考えられる T.P.約 33mに仮置きするため，津波の影響は受けない。
(2) 台風（強風）
建築基準法施行令及び建設省告示に基づいて評価した風荷重により，仮置き状態のタンクが台風（強風）により転倒することはないことを確認した。
(3) 豪雨仮置きするタンクは，開口部を閉止して仮置きするため，雨水は内部に浸入しない。

Ⅲ-3-6-1-添 6-8

8.

タンク・配管の撤去に係る確認事項について
タンク・配管の構造強度及び機能に関する確認事項を表－５および表－６に示す。
表－５ 機能の確認事項（タンク・ポンプ）

確認事項

確認項目

確認内容

判定基準

機能

機能確認

タンク・ポンプが実施計画の実施計画の通りであること。

通り施工されていることを確認する。
表－６ 構造強度及び機能の確認事項（配管）
確認事項

確認項目

確認内容

判定基準

構造強度

外観・据

配管閉止部の外観，据付状態

実施計画の通りであること。

付確認について確認する。

機能確認

配管が実施計画の通り施工さ機能れていることを確認する。

Ⅲ-3-6-1-添 6-9実施計画の通りであること。

添付資料－７
地下貯水槽 No.５の解体・撤去について
設備休止中である地下貯水槽のうち，貯留施設として未使用である地下貯水槽 No.５の解体・撤去作業の方法について定める。
1.

地下貯水槽 No.５
地下貯水槽 No.５（未使用）は，汚染水処理水を貯留した実績がない貯水槽であり，内部には過去に漏えい試験のために注水した試験用水（ろ過水）の残水がポンプで排水しきれずに僅かに残っているため適切に処理する。
また，解体・撤去作業にあたっては，周辺の作業環境に応じた防護装備にて実施するとともに，ダスト飛散防止の観点から強風時には作業を一時中断する。
1.1. 残水処理作業時の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策
地下貯水槽 No.５に残った水の回収作業は，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー等
を使って行う。
当該作業を行う際の，漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a.

漏えい防止策として，仮設ホース，仮設ポンプを使用する際には，仮設ホースの継手
部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。

b.

漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けを設けることにより，漏えい
時に残水を受けられるようにした上で，残水移送中には作業員による常時監視を行う。また，残水回収作業時にバキュームカーを使用する際には，バキュームカーとホースの接続部にはロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。

1.2.瓦礫類発生量a.

地下貯水槽 No.５の解体・撤去に伴い，プラスチック枠材※：約 1,500m3，砕石：約2,300m3，土砂：約 900m3，コンクリートガラ：約 80m3，シート類：約 120m3 の瓦礫類が発生する見込みである。

b. 瓦礫類は， 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリア（受入目安表面線量率 0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリア C，
N，O，P1））へ搬入する。
※ プラスチック枠材は,約 300m3 に減容のうえ,保管する。
以 上
Ⅲ-3-6-1-添 7-1

添付資料－８
除染装置処理水移送ポンプ及び弁を含む付属配管
並びに除染装置処理水タンクの撤去について
1.撤去の理由
処理装置はセシウム吸着装置，第二セシウム吸着装置，第三セシウム吸着装置，除染装置で構成する。このうち除染装置は主要機器設置エリアが高線量エリアで機器の点検等が困難であることから待機状態としている。
第三セシウム吸着装置は除染装置関連機器である除染装置処理水移送ポンプが設置されているサイトバンカ建屋に配置し，干渉物となる除染装置処理水移送ポンプ及び付属配管を撤去したため，除染装置は停止となっている。
また，除染装置処理水タンクについては，これまで除染装置運用中に発生した廃液等を貯留していたが，廃液等の移送が完了したことから撤去を行う。
2.撤去の妥当性
除染装置が待機状態となっている平成 23 年 10 月以降，原子炉注水量及び凍土壁等による地下水流入量の減少により滞留水の処理量が低下している。平成 23 年度の平均処理量が約 45m3/h（除染装置が運転していた 9 月までは約 70m3/h）であることに対し，令和 5 年度の平均処理量は約 13m3/h であり，第二セシウム吸着装置もしくは第三セシウム吸着装置の単独運転での処理が可能となっている。また，セシウム吸着装置，第二セシウム吸着装置
及び第三セシウム吸着装置の設備容量は合計 125m3/h であり，これは令和 5 年度の平均処理量の約 9 倍の余裕を有していることから，除染装置（設備容量 50m3/ｈ）が停止状態であっても設備の必要処理容量は確保されている。
他方，震災当初共通であったセシウム吸着装置と第二セシウム吸着装置への供給電源を分離することで，電源系統の信頼性向上が図られている。また，セシウム吸着装置の油分分離処理水移送ポンプを増設すること等により，装置の信頼性向上も図られている。
以上のことから，今後運転させる汚染水処理設備はセシウム吸着装置，第二セシウム吸着装置及び第三セシウム吸着装置とし，除染装置は停止となっている。
3.廃棄物発生量撤去工事で発生する廃棄物は汚染されていることから金属製の容器に格納する。撤去工事で発生する廃棄物は，除染装置処理水移送ポンプ：約 24m3，弁を含む付属配管：約 48m3，
シート類：最大で 1.9m3，除染装置処理水タンク：約 30m3，可燃物（ウエス類）：0.3m3 が発生する見込みである。
撤去工事で発生する廃棄物は，表面線量当量率に応じて定められた一時保管エリアへ搬入する。

Ⅲ-3-6-1-添 8- 1

4.被ばく低減撤去工事においては以下の被ばく低減対策を図る。
a. 機器の取り外しまたは切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。
b. 高線量である除染装置処理水タンクの周りには鉛遮へいを設置する。
c. 作業を行わない間は作業エリアを区画し，放射線業務従事者が容易に近付けないようにする。
d．タンク切断では，可能な限り遠隔作業により被ばくの低減を図る。
e．解体作業中にダスト濃度が万が一上昇した場合に備えて，全面マスクを着用する。
ポンプおよび配管の切断作業時においては，全面マスクを着用して作業を実施する。
なお，切断作業時におけるダストの舞い上がりは少ないと考えるものの，適宜，空気中の放射性物質濃度を測定し，必要に応じて局所排風機，ハウスを設置する。
タンク除染および放射性液体廃棄物の移送作業時においては，β線遮へい材および局所
排風機の配置により作業時の被ばく低減を図るとともに，ダスト濃度に作業中断基準を設けて作業を行う。
5.漏えい拡大防止策（１）漏えい防止・配管を取り外す前には，配管内部の水抜きを実施する。また，残存配管には閉止措置を行う。
（２）漏えい拡大防止及び漏えい検知
・抜き取った水の移送時において仮設ホース及び仮設ポンプを使用する際には，継手部に養生を行い，監視員による漏えい確認を行う。
・残水がある場合に備えて配管取り外し部には受け養生を実施する。
・処理装置運転時に圧力がかかる閉止部には，堰及び漏えい検知器を設ける。
6.その他
除染装置処理水タンクから SPT 建屋取り合いまでの配管のうち，サイトバンカ建屋およ
び SPT 建屋間の道路跨ぎ部は撤去することが困難であることから，撤去範囲から除く（0.03m3 分）。なお，当該配管については水抜き実施後，両端を閉止処置する。

Ⅲ-3-6-1-添 8- 2

7.付属配管撤去に係る確認事項
付属配管撤去後の残存配管端部の構造強度，機能，溶接検査に関する確認事項を表-1,表-2 に示す。
表-1 構造強度及び機能の確認事項（主配管）
確認事項

確認項目
外観・据付確認

機能
漏えい確認※1

確認内容
実施計画の通り施工されていることを確認する。
運転圧力で保持した後，閉止部からの漏えいが無いことを確認する。

判定基準
実施計画の通りであること。
閉止部からの漏えいが無いこと。

※１ 閉止部に運転圧力がかかる箇所に対して実施。

表-2 管の溶接検査に係る確認事項
確認事項

確認内容

判定基準

材料確認

溶接に使用する材料が，溶接規格等
溶接に使用する材料が，溶接規格等に適に適合するものであり，溶接施工法
合するものであり，溶接施工法の母材のの母材の区分に適合することを確認
区分に適合するものであること。
する。

開先確認

開先形状等が溶接規格等に適合する 開先形状等が溶接規格等に適合するもものであることを確認する。
のであること。

溶接作業
確認

あらかじめ確認された溶接施工法であらかじめ確認された溶接施工法およあることを確認する。あらかじめ確
び溶接士により溶接施工をしているこ
認された溶接士により溶接が行われと。
ていることを確認する。

非破壊確認

溶接部（最終層）について非破壊検査（浸透探傷検査）を行い，その試
験方法及び結果が溶接規格等に適合するものであることを確認する。

耐圧・
漏えい
確認

外観確認

溶接部（最終層）について非破壊検査（浸透探傷検査）を行い，その試験方法
及び結果が溶接規格等に適合するものであること。
運転圧力で保持した後，運転圧力に耐えていること。耐圧確認終了後，耐圧部分
運転圧力及び耐圧代替非破壊試験にからの漏えいがないこと。
より耐圧部からの漏えい等が無いこ
また，耐圧代替非破壊試験の方法及び結とを確認する。
果が溶接規格等に適合するものであること。
溶接部の外観確認を行い，異常のな
溶接部に有意な欠陥がないこと。
いことを記録等により確認する。

以上

Ⅲ-3-6-1-添 8- 3

添付資料－９
一時保管エリア A1,A2 仮設保管設備（テント）解体
一時保管エリア A1,A2 は,30mSv/h 以下の瓦礫類を一時保管するための施設で，仮設保管設備（テント）であるが，瓦礫類の覆土式一時保管施設第４槽への収納，金属製容器に収納し固体廃棄物貯蔵庫等へ一時保管後にテントの解体・切断を実施する。解体廃棄物については構内で保管，エリアは低線量の瓦礫類を一時保管するエリアに転用（ケース１から
ケース２へ切替）する。
1.1 解体作業時の汚染拡大防止
解体作業手順及び汚染拡大防止策は以下のとおり。
a. テント扉閉鎖状態にて表層土撤去を行う
b. テント扉閉鎖状態にてＬ型擁壁を移動する
c. テント膜撤去前に飛散防止剤の散布を行い，ダストの飛散防止を図る
d. テント膜の撤去を行う。以降の解体作業の期間中は，ダストモニタを設置し空気中の放射性物質濃度の有意な変化を確認した場合は，速やかに作業を中断し散水等の対策を必要に応じて実施する。
e. 柱・梁解体を行う。必要により解体箇所に散水を行いダストの飛散防止対策を講じる
f. 基礎解体を行う。必要により解体箇所に散水を行いダストの飛散防止対策を講じる
g. 一時保管エリアの舗装処理を実施する
1.2 解体廃棄物の汚染拡大対策
解体廃棄物については，一時保管エリアに運搬して必要により金属製容器に入れて保管する。
1.3 作業員の被ばく低減
本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減対策として，以下の対策を実施する。
a. 表層土の撤去
b. 待機場所（テント外の低線量エリア）の活用
1.4 瓦礫類発生量
瓦礫類は 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，約 7,730ｍ3 発生する見込みである。
発生した瓦礫類は表面線量率に応じて定められた一時保管エリア（受入目安表面線量率0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリアＣ，Ｐ1，ＢＢ，ＣＣ，ＤＤ，ｅ，固体廃棄物貯蔵庫第９棟１階）等）へ搬入する。

Ⅲ-3-6-1-添 9-1

1.5 エリア面積について
低線量率の瓦礫類を一時保管するエリアに転用（ケース１からケース２へ切替）した後のエリア面積は以下のとおり。
エリア面積（ｍ2）

一時保管エリアＡ１

一時保管エリアＡ２

863

1,902

一時保管
エリアＡ２
一時保管
エリアＡ１

雑固体廃棄物焼却設備建屋
６号機Ｒ/Ｂ

６号機Ｔ/Ｂ

５号機Ｒ/Ｂ

５号機Ｔ/Ｂ

図―１ 一時保管エリアＡ１，Ａ２全体概要図

Ⅲ-3-6-1-添 9-2

添付資料－１０
原子炉建屋上部のがれき撤去ならびに使用済燃料プール内のがれき撤去等の手順に関する説明書
1

概要
１～４号機において，使用済燃料プール内燃料の取り出しを計画しているが，１，３，４号機については使用済燃料プール内燃料の取り出しに先立ち，原子炉建屋上部がれき及び使用済燃料
プール内がれきの撤去等が必要である。
がれき撤去等の作業においては，がれき等を燃料上に落下させ波及的影響を与えないよう対策を講じる必要がある。本説明書は原子炉建屋上部のがれき撤去ならびに使用済燃料プール内のがれき撤去の手順について示すものである。
2

がれき撤去等の監理体制
協力会社ががれき撤去等の計画を立案し，当社がその計画の確認を行う。また，放射線管理に関わる計画は，協力会社が立案し，当社がその計画の確認を行う。確認された計画に基づき協力会社が作業を行い，当社が監理を行う。なお，不測事態が発生した場合，協力会社から当社監理員に連絡を行い，当社および協力会社を交え計画の再検討等今後の対応について協議する。
3

原子炉建屋上部のがれき撤去等の手順(1) がれき撤去フローオペレーティングフロア上のがれきを安全に撤去するために，図 1 に示すがれき撤去フローに従い，作業計画を立案する。なお，オペレーティングフロア上のがれき撤去は，作業状況について常時監視した状況で実施する。監視にあたり以下の点に注意し，異常があった場合は直ちに作業を中止し，関係者へ報告する。
・使用済燃料プールに異常が無いか
・重機による作業区画内に人がいないか・飛散物，落下物，建屋の異常等はないか

Ⅲ-3-6-1-添 10-1

①設備機器*撤去に伴う安全性確認*がれき撤去等の工事において支障となる
設備機器等②事前サーベイによる線量確認③使用済燃料プール等への落下防止施策④屋根および壁柱梁の解体⑤がれき撤去・分別⑥がれき運搬・保管⑦がれき撤去完了

図 1 原子炉建屋上部のがれき撤去フロー
また，がれき撤去フローにおける①設備機器撤去に伴う安全性確認，③使用済燃料プール等への落下防止施策については，次に具体的な内容を示す。
a．①設備機器撤去に伴う安全性確認
がれき撤去工程においては，設備機器の撤去作業を伴うが，安全性確保のため，当社および協
力会社において十分な調査・計画立案が必要である。設備機器の撤去に関するフローを図 2 に示す。
Step-1（詳細調査） ＜作業 4 週間前＞
撤去対象物の内容物等の確認，現地調査，協力会社間での調整を実施し，設備機器撤去計画を立案

Step-2（確認・調整） ＜作業 2～4 週間前＞
設備機器撤去計画に基づき，社内他関係各所に問い合わせ，撤去範囲を確定する

Step-3（最終調整） ＜作業 1 週間前＞
現場写真を含む撤去範囲の詳細計画を改めて確認し，問題が無いことを確認する

Step-4（作業） ＜作業日＞
作業開始報告を行い実施の判断を受け，作業員への指示を徹底し作業着手。作業完了後，目視確認を実施し，報告。
図 2 設備機器撤去に伴う詳細調査・確認・調整業務フロー
Ⅲ-3-6-1-添 10-2b．③使用済燃料プール等への落下防止施策
使用済燃料プールにがれきが落下し，使用済燃料貯蔵ラックや使用済燃料プールが損傷することを防止するため，がれき撤去に先立ち，がれきの状況を写真の分析や模型等により把握し作業手順を検討する。
がれき解体用重機には，下部へのがれき落下防止策を施した吊り治具等を使用し，使用済燃料
プール外のがれき撤去を行う際には，使用済燃料プール上を通過しないように手順を策定する。
燃料取扱機，燃料取り出し用カバーの設置等のオペレーティングフロア上で行う作業にあたっては，極力使用済燃料プール上で作業を行わないように手順を策定する。
なお，必要に応じて使用済燃料プールの表面養生等の対策を施す。
(2) がれき撤去等における留意事項
a．重機によるがれき撤去① 安全対策：作業範囲周辺の安全性に配慮し，がれきの落下防止及びがれき落下に伴う設備
機器・重機損傷の防止を図る。
② がれき撤去：使用済燃料プールへがれきを落下させないよう十分に注意し，作業を行う。
万一がれきが使用済燃料プールに落下した場合には，作業を一時中断し，異常のないことを確認した後，作業を再開する。
③ がれきの分別：がれきは，解体重機でダンプに積み込める大きさに小割し，分別する。
④ がれきの運搬：原子炉建屋周辺ヤードで，遮蔽措置を施したダンプ等へがれき類を積み替
え，指定された集積場所へ運搬する。
b．がれきの仮置き及び分別がれきは，原子炉建屋周辺ヤード内に仮置き場所を設置し，分別集積する。仮置きしたがれき
は線量を計測し，高線量の場合は作業員が近寄らないように区画及び表示を行う。
がれきには粉塵などの飛散防止を目的とした飛散防止剤の散布等を行い，ダンプにて搬出する。
なお，搬出するがれきについては，放射線量に応じて分別し構内に一時保管する。
c．作業員の安全対策
作業開始前は，事前サーベイによる線量確認を実施し，高線量箇所の注意喚起を行うなど作業員の被ばく量低減に努める。また，事前サーベイによる線量確認状況に応じエリアモニタを設置
し，線量の目視確認が可能な状況とする。なお，緊急時（津波警報発生時の避難等）にはサイレン等により警報を発報し，作業員に避難情報を提供する。
d．既存建屋への影響評価
がれき撤去に伴い既存建屋に作用する荷重は低下傾向を示すが，がれきの飛散防止のための養生材や解体重機の積載などの影響により作用荷重が増加する場合も考えられる。がれき撤去により大幅な荷重増減が生じる場合には，既存建屋が局部的に荷重を負担することのないよう，配慮して計画を行う。
なお，がれき撤去が進むに伴い建屋の損傷状況が確認できた場合には，必要に応じて既存建屋
Ⅲ-3-6-1-添 10-3

への影響を再度評価することとする。
e．燃料取扱設備，燃料取り出し用カバー等の設置① 安全対策：作業範囲周辺の安全性に配慮し，設置設備の落下防止及び設備落下に伴う設備
機器・重機損傷の防止を図る。
② 設備設置：設備設置は極力使用済燃料プール上で行わないこととする。やむを得ず使用済
燃料プール上での作業を行う場合は，使用済燃料プールへ設置設備を落下させないよう十分に注意し，作業を行う。
4

使用済燃料プール内のがれき撤去等の手順(1) がれき撤去フロー使用済燃料プール内のがれきを安全に撤去するために，図 3 に示すがれき撤去フローに従い，作業計画を立案する。なお，使用済燃料プール内のがれき撤去は，作業状況について常時監視した状況で実施する。監視にあたり以下の点に注意し，異常があった場合は直ちに作業を中止
し，関係者へ報告する。
・使用済燃料プールに異常が無いか
・がれき撤去作業区画内に人がいないか
・雰囲気線量が異常な値を示していないか①使用する治具類の動作確認②水中カメラよる落下状況確認③がれき把持・切断・吸引・吊り上げ④表面線量測定⑤オペレーティングフロアへ吊り上げ
または水中保管*細断ならびにコンテナへの収納は，地上階への運⑥細断・コンテナへ収納*搬に必要な場合に実施⑦がれき撤去完了

図3

使用済燃料プール内がれき撤去フロー

また，がれき撤去における安全性確認及び使用済燃料プールへの落下防止施策については，
次に具体的な内容を示す。

Ⅲ-3-6-1-添 10-4

a．がれき撤去における安全性確認
がれき撤去工程においては，使用済燃料プール内のがれき撤去作業を行うが，安全性確保のため，当社および協力会社において十分な調査・計画立案が必要である。がれき撤去に関するフローを図 4 に示す。

Step-1（詳細調査） ＜作業 4 週間以上前＞
撤去対象物の種類，サイズ，落下状況確認。協力会社間での調整を実施し，がれき撤去計画を立案。

Step-2（確認・調整） ＜作業 1～4 週間前＞
がれき撤去計画に基づき，社内他関係各所に問い合わせ，撤去方法を確定する。

Step-3（作業） ＜作業日＞
作業開始報告を行い実施の判断を受け，作業員への指示を徹底し作業着手。作業完了後，目視確認を実施し，報告。
図 4 がれき撤去に伴う詳細調査・確認・調整業務フローb．使用済燃料プールへの落下防止施策
使用済燃料プールからのがれき吊り上げ時にがれきが落下し，使用済燃料貯蔵ラックや使用済燃料プールが損傷することを防止するため，がれき撤去に先立ち，がれきの種類・サイズ・落下状況を水中カメラの映像により把握する。
プール内のがれき撤去にあたっては，事前に燃料，ラックとがれきとの干渉について確認する。干渉が想定される場合は，燃料及びラックの健全性並びに作業員の安全を確保するためのがれき撤去の方法・手順について検討し，必要に応じモックアップ・トレーニング等により安
全性の確認を実施する。
がれき把持に用いる治具は，がれきの種類・サイズ・落下状況を考慮した適切な治具を用いる。また，単一故障によるがれき落下を防ぐため，駆動源を喪失しても把持部が開放されない構造とする。
がれき撤去をする上で確実に把持していることを確認するため，水中カメラで確認しながら行うが，水中カメラの視認性を確保するため必要に応じて浄化を行う。
撤去作業中の治具およびがれきの落下を防ぐため，作業前の点検，誤操作防止対策，水中カメラによる監視等を実施する。
把持したがれきは，極力燃料貯蔵ラック上の移動距離が短くなるよう手順を策定する。
(2) がれき撤去等における留意事項
a．把持治具によるがれき撤去① 安全対策：作業範囲周辺の安全性に配慮し，がれきの落下防止を図る。
Ⅲ-3-6-1-添 10-5

② がれき撤去：使用済燃料プール内へがれきを落下させないよう十分に注意し，作業を行う。
万一，監視対象がれき※が使用済燃料プールに落下した場合には，作業を一時中断し，異常のないことを確認した後，作業を再開する。
③ がれきの分別：がれきは，運搬可能な大きさに細断し，分別する。
④ がれきの運搬：燃料取り出し用カバー地上階に待機したトレーラ等にがれきを積載し，指定された集積場所へ運搬する。

※監視対象がれき：落下した場合に燃料に影響を与える可能性があるがれき。

b．がれきの仮置き及び分別がれきは，オペレーティングフロア上，燃料取り出し用カバー内または原子炉建屋周辺ヤードに仮置き場所を設置し，分別集積する。がれきは吊り上げ時に線量を計測し，搬出不可能な
高線量の場合は水中の燃料取り出し作業に干渉しない場所で保管する等の処置を行う。４号機
使用済燃料プールからのがれき撤去においては，表面線量 25mSv/h 以下のものを水中から吊り上げ，それより高いものは水中保管とする。
がれきは必要に応じて細断・コンテナに収納し，トレーラ等に積載させて搬出する。
なお，搬出するがれきについては，「Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，保管・管理する。
３号機の燃料取り出し用カバー完成後の使用済燃料プール内がれき撤去作業に伴い，表面線
量が 30mSv/h を超えるがれき類が約 60m3 発生すると想定している。
c．作業員の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所の外部放射線に係る線量率を把握し，作業時間等を管理することで，作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないようにする。
使用済燃料プール内がれき撤去作業における放射線業務従事者の被ばく低減策として，以下の対策を実施する。
・遠隔操作設備の利用による被ばく低減・遮へい設置による作業環境の線量低減
・待機場所（低線量エリア）の活用による被ばく低減
・必要に応じた遮へいベスト等の保護具着用による被ばく低減
現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。
d．撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制対策
燃料取り出し用カバー完成後の使用済燃料プール内がれき撤去作業は，燃料取り出し用カバー内で実施することで放射性物質の飛散抑制を図る。燃料取り出し用カバーの放射性物質の飛散・拡散を防止するための機能については，「実施計画Ⅱ ２．１１ 添付資料－３－１ 放射性物質の飛散・拡散を防止するための機能に関する説明書」の通り。燃料取り出し用カバーの外へがれきを搬出する際はコンテナに収納し，放射性物質の飛散抑制を図る。
Ⅲ-3-6-1-添 10-6

撤去作業中に，万が一，燃料取り出し用カバー換気設備の排気フィルタユニット出口の放射性物質濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断する。
5

４号機がれき落下時の影響評価
万一，燃料上部に落下したがれき撤去中に，がれきが燃料上に落下した場合の影響について評価した。

(1) 評価条件
a.プール内に落下している最大のものであるデッキプレート（約 10000mm×約 600mm×約 50mm，
約 200kg）の落下による破損体数は，デッキプレートの投影面積から 240 体（30 体ラック：8基）とする。
なお，上記に記載以外の条件については，「実施計画Ⅱ ２．１１ 添付資料－３－２ 移送操作中の燃料集合体の落下」と同一条件とする。
(2) 評価結果
上記の評価条件に基づき評価した結果，核分裂生成物の大気中への放出量は，表 1 の通りである。また，敷地境界外の実効線量は，表 2 の通りであり，本事象による周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクは小さいものと考えられる。
なお，本評価はデッキプレート落下によりプレート下部にある燃料全てが破損すると仮定しているが，燃料１体当たりに掛かる荷重は燃料取り扱い作業中の燃料（約 300kg）落下よりも小さいことから，本評価は十分に保守的な評価と考える。
表 1 ４号機核分裂生成物の大気中への放出量
核分裂生成物

放出量

希ガス（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
大気放出量

約 5.2×1013Bq

よう素(I-131 等価量(小児実効))大気放出量

約 3.5×108Bq

よう素(I-131 等価量(成人実効))大気放出量

約 1.3×109Bq

表 2 ４号機使用済燃料プール内がれき落下時の実効線量
実効線量（小児）

実効線量（成人）

約 8.1×10-2mSv

約 8.1×10-2mSv

Ⅲ-3-6-1-添 10-7

6

３号機がれき落下時の影響評価
万一，燃料取扱機撤去中に燃料取扱機が燃料上に落下した場合の影響について評価した。

(1) 評価条件
a.プール内に落下している燃料取扱機の落下による破損体数は，燃料取扱機がプール全域に渡って落下していることから，保守的にプール内に保管されている全数（566 体）とする。
なお，上記に記載以外の条件については，「実施計画Ⅱ ２．１１ 添付資料－３－２ 移送操作中の燃料集合体の落下」と同一条件とする。
(2) 評価結果
上記の評価条件に基づき評価した結果，核分裂生成物の大気中への放出量は，表 3 の通りである。また，敷地境界外の実効線量は，表 4 の通りであり，本事象による周辺公衆に与える放射線被ばくのリスクは小さいものと考えられる。
表 3 ３号機核分裂生成物の大気中への放出量
核分裂生成物

放出量

希ガス（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
大気放出量

約 1.2×1014Bq

よう素(I-131 等価量(小児実効))大気放出量

約 8.2×108Bq

よう素(I-131 等価量(成人実効))大気放出量

約 3.2×109Bq

表 4 ３号機使用済燃料プール内がれき落下時の実効線量
実効線量（小児）

実効線量（成人）

約 1.5×10-1mSv

約 1.5×10-1mSv

Ⅲ-3-6-1-添 10-8

添付資料－１１
福島第一原子力発電所第１号機原子炉建屋カバー解体について
1. 適用範囲
本書は，第 1 号機原子炉建屋カバー解体に伴う影響評価，大型カバーの換気設備運転以前の
放射性物質濃度の監視方法について記載するものである。
2. 福島第一原子力発電所第 1 号機原子炉建屋からの燃料取り出し目標
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（東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議）を2013年6月27日に改訂した。
今回の改訂では，号機毎の状況を踏まえたスケジュールを検討するとともに，現場の状況に応じて柔軟に対応できるよう複数のプランを号機毎に示している。このうち，１号機の使用済
燃料プールからの燃料取り出しは，2017年度前半～同後半の開始を目標としている。
さらに，「特定原子力施設に係る実施計画作成に対する基本方針」において，至近の課題解決として「使用済燃料の使用済燃料プールからの早期取り出し」を最優先事項のひとつに位置づけている。
3. 使用済燃料プールからの燃料取り出しの作業ステップ
現在検討中の使用済燃料プールからの燃料取り出しの作業ステップは以下の通りである。
① 原子炉建屋カバー(以下 建屋カバー)の排気設備停止・撤去② 既存の放射性物質濃度測定器の移設③ 建屋カバー解体④ オペレーティングフロア上のガレキ撤去・除染・遮へい⑤ 燃料取扱設備等の設置，建屋カバー改造・復旧※⑥ 燃料取り出し開始
また，先行号機の工事実績を踏まえ,建屋カバーの排気設備停止からプール燃料取り出し開始までには 4 年程度を要すると想定している。建屋カバー解体工程表については表 1 に示す。

※

燃料取り出し計画は，複数のプラン(建屋カバー改造・復旧，上部コンテナ，燃料取り出し用カバー)の中から，2014 年
度上半期に決定する。

Ⅲ-3-6-1-添 11-1

4. 建屋カバー解体に伴う影響評価
建屋カバーは2011年10月に原子炉建屋上部からの放射性物質の飛散抑制を目的に設置した。
その後，原子炉の安定冷却の継続により放射性物質の発生量は減少している。
燃料取り出しに向け建屋カバーを解体した場合，放射性物質を含む水蒸気の蒸散やガレキ・粉塵の飛散が懸念されるため，放射性物質の放出量について評価を行った結果，敷地境界における被ばく評価への影響は少ないと評価している。(詳細は，別添１参照。)
なお，建屋カバーを覆う大規模構造物を構築した後，その中で建屋カバーの解体とオペレー
ティングフロア上のガレキ撤去を進める方法も考えられるが，この方法の場合には，建屋カバーの解体により放射性物質の放出量が増加する可能性は低いものの，以下の課題がある。
① 大規模構造物の設置により燃料取り出し開始時期が，燃料取り出し開始目標よりも 5 年以
上の後ろ倒しとなる。
② 使用済燃料プールへのガレキ落下リスクが長期化する。
③ 建屋カバーを覆う大規模構造物の高さが 90ｍ程度となるため，耐震性の確保や高線量下での作業などの技術面，施工面での課題がある。
以上より，敷地境界・敷地外に与える影響が少ないこと，燃料取り出しに早期に着手できること，速やかな燃料の取り出し完了につながることから，建屋カバーを解体し，オペレーティ
ングフロア上のガレキ撤去を進めることとする。また，建屋カバーの解体に伴う放出量を抑制するため，開口部の閉鎖など十分な放出抑制対策を実施する。
5. 建屋カバー排気設備停止に伴う滞留水素の評価
建屋カバー排気設備停止から建屋カバー解体までの間は，排気機能がなく, 建屋カバー内に水素が滞留する可能性があると考えられるため水素の影響について評価した。
「第Ⅱ編 2.2 原子炉格納容器内窒素封入設備」において，第１号機原子炉格納容器内での水素発生量が評価されている。保守的に原子炉格納容器内で発生した水素の全量が建屋カバー内に放出されたものとして評価した結果，建屋カバー内の水素濃度が可燃限界濃度に達するまでの期間は約 2 年と評価される。建屋カバー解体着手は，建屋カバー排気設備停止の約
3～5 ヶ月後と想定しているため，水素濃度が可燃限界濃度に達することをないと評価される。
このため，この期間中の水素濃度測定は必要ないと考える。なお，建屋カバー運用開始以降，
排気設備に設置されている水素濃度計にて水素は検出されていない。

Ⅲ-3-6-1-添 11-2

水素の影響についての評価を以下の条件で評価した。
水素発生量：0.1(m3/h)
建屋カバー内容積：約 45,000(m3)
可燃限界濃度 4%となるために必要な水素量
約 45,000×0.04＝約 1,800(m3)
水素が約 1,800m3 発生する時間
約 1,800/0.1/24＝約 750(日) ⇒ 約 2 年
6. 建屋カバーの排気設備停止以降の放射性物質濃度の監視
6.1 設備構成
排気設備停止以降においてもオペレーティングフロア付近の放射性物質濃度を測定・監視するため，既存の放射性物質濃度測定器を移設する。排気設備停止から建屋カバー解体までの監視設備構成を図 1 に，建屋カバー解体以降の監視設備構成を図 2 に，設備仕様を表 2 に示す。
6.2 運転管理および保守管理(1)運転管理
放射性物質濃度測定器は，現場制御盤及び免震重要棟に表示され，異常を検知した場合には警報を発するシステムとなっている。
(2)保守管理
放射性物質濃度測定器については安全上重要な設備ではなく，運転継続性の要求が高くない。保守作業に伴う被ばくを極力低減する観点から，異常の兆候が確認された場合に対応する。
7.放射性固体廃棄物等の管理撤去したオペレーティングフロア上のガレキは，先行号機と同様に一時保管エリアにて保管する。
（「第Ⅲ編 3 補足事項 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」参照）

Ⅲ-3-6-1-添 11-3

図 1 排気設備停止から建屋カバー解体までの監視設備概略構成図

図 2 建屋カバー解体以降の監視設備概略構成図

Ⅲ-3-6-1-添 11-4

表 1 建屋カバー解体工程表
2013 年度

１Q

2014 年度

2015 年度

燃料取り出し計画は検討中のため，以下

参考工程

２Q

３Q

４Q

2016 年度

2017 年度

排気設備停止・撤去
既存の放射性物
質濃度測定器の
移設

※

建屋周辺
整備等
建屋カバーの解体

ガレキ撤去等
カバー改造・
復旧等※ 既存の放射性濃度測定器の移設期間は，オペレーティングフロア上部の放射性物質濃度の連続監視はできないが，定期的及び必要な都度ダストサンプラで採集し，放射性物質濃度を測定・評価する。

表 2 設備仕様
設 備 名

仕

様

検出器種類：シンチレーション検出器
放射性物質濃度測定器

計測範囲 ：100～104s-1
台数

：4 台

8.別添
別添－1 第１号機原子炉建屋カバー解体後の放射性物質の放出量評価

Ⅲ-3-6-1-添 11-5

別添－１
第１号機原子炉建屋カバー解体後の放射性物質の放出量評価
1.

放出量評価方法の考え方
建屋カバー解体後は，燃料取り出し用カバー設置に向け工事中の第３号機と同様の放出箇所となることから，原子炉直上部・機器ハッチ開口部・原子炉格納容器ガス管理設備の
各放出箇所において放出量評価を行った。
本評価は，建屋カバーが掛かっていない状態での評価となるため，建屋カバー解体工事の事前調査として屋根パネルを一時的に取り外し，採取した平成 26 年 11 月のダスト濃度を評価に適用した。
また，平成 26 年 6 月に機器ハッチ開口部の放出抑制対策として設置したバルーンについては，ガレキ等によりずれが生じるリスク，ずれ発生後の再設置に伴う作業員の被ばくリスク等を排除する観点から撤去するとともに，非常用扉や大物搬入口横扉については，
実態にあわせた開口面積を評価に適用した。

2.

放出量評価
原子炉直上部・機器ハッチ開口部・原子炉格納容器ガス管理設備の各放出箇所において，下記の通りの評価を行った。
① 原子炉直上部
原子炉直上部からの放出量＝原子炉直上部のダスト濃度（Cs-134+Cs-137）× 流量＝1.6×10-5Bq/cm3 × 2.5×102 m3/h × 106 cm3 /m3＝約 4.1×103 Bq/h ＝約 4.1×10-5 億 Bq/h
※計算に引用した数値
・原子炉直上部のダスト濃度評価には，原子炉直上部のダスト濃度が必要であるが，現状，建屋カバーが設置されており，測定が不可能である。
このため，建屋カバー解体工事の事前調査として屋根パネルを一時的に取り外し，採取した平成 26 年 11 月のダスト濃度（1.6×10-5Bq/cm3）を適用した。
・流量
建屋カバー解体工事の事前調査として屋根パネルを一時的に取り外した平成
26 年 11 月における第１号機の蒸気発生量 2.5×102 m3/h（平成 26 年 11 月 1 日

Ⅲ-3-6-1-添 11-6

現在）を流量として適用した。
② 機器ハッチ開口部
機器ハッチに関しては，外部の風によって流量の変動幅が大きいため，変動幅を考慮して評価を行った。
機器ハッチ開口部からの放出量（最大）＝機器ハッチ開口部のダスト濃度（Cs-134+Cs-137）× 流量＝2.4×10-6 Bq/cm3 × 1.1×104 m3/h × 106 cm3 /m3＝約 2.6×104 Bq/h

＝約 2.6×10-4 億 Bq/h

機器ハッチ開口部からの放出量（最小）＝機器ハッチ開口部のダスト濃度（Cs-134+Cs-137）× 流量＝2.4×10-6 Bq/cm3 × 1.5×103 m3/h × 106 cm3 /m3＝約 3.6×103 Bq/h

＝約 3.6×10-5 億 Bq/h

※計算に引用した数値
・機器ハッチ開口部のダスト濃度
建屋カバー解体工事の事前調査として屋根パネルを一時的に取り外し，採取した平成 26 年 11 月のダスト濃度（2.4×10-6Bq/cm3）を適用した。
・流量
外部の風による運動エネルギーにより建物風上側と風下側に圧力差が発生し，圧力差により建屋開口部から空気の流出入が発生する。この圧力差による建屋開口部からの流出入量をベルヌーイの定理を用いて流量を評価した。各前提については，以下の通り。
機器ハッチの開口部の前提
機器ハッチの開口部面積を 0％，二重扉を 80%※，非常用扉を 100%及び大物搬入口横扉を 50%※縮小した場合を想定。
※開口部を貫通している配管，ケーブル等による閉止不可範囲（想定）を除いた面積

Ⅲ-3-6-1-添 11-7

風速
昭和 54 年 4 月から昭和 55 年 3 月までの１年間における福島第一原子力発電所の露場の平均風速（3.1m/s）を適用した。
（原子炉設置変更許可申請書添付
書類 6）
上記の風速を入力条件として 16 方位毎に機器ハッチ開口部からの流量を評価し，最大と最小の流量をそれぞれ以下の通り評価した。
最大の場合の流量は，約 11,000m3/h。
最小の場合の流量は，約 1,500m3/h。
③ 原子炉格納容器ガス管理設備
原子炉格納容器ガス管理設備からの放出量＝原子炉格納容器ガス管理設備出口のダスト濃度（Cs-134+Cs-137）× 流量＝4.4×10-6 Bq/cm3 × 2.1×101 m3/h × 106 cm3 /m3＝約 9.2×101Bq/h ＝約 9.2×10-7 億 Bq/h
※計算に引用した数値
原子炉格納容器ガス管理設備出口のダスト濃度・流量については，平成 26 年 11
月の値を適用した。
上記３箇所の放出箇所からの放出量の評価を受けて，建屋カバー解体後の１号機からの放出量合計値は以下の通り。
建屋カバー解体後の放出量評価（最大）=約 4.1×10-5 億 Bq/h

+ 約 2.6×10-4 億 Bq/h

+ 約 9.2×10-7 億 Bq/h

=約 0.00031 億 Bq/h =約 0.0004 億 Bq/h
建屋カバー解体後の放出量評価（最小）=約 4.1×10-5 億 Bq/h

+ 約 3.6×10-5 億 Bq/h

=約 0.000078 億 Bq/h

=約 0.00008 億 Bq/h+

約 9.2×10-7 億 Bq/h

よって，建屋カバー解体後の放出量評価は，約 0.00008～0.0004 億 Bq/h
なお，建屋カバーが設置されている状態の１号機の平成 26 年度平均の放出量は，約

Ⅲ-3-6-1-添 11-8

0.007 億 Bq/h である。このため，建屋カバー解体によって放出量に大きな変動を与える
ものではない。
3.

被ばく評価
以下の計算条件で，建屋カバーが解体された場合の放出量による被ばく評価を行った。
①気象条件
被ばく評価に用いる気象条件は，昭和 54 年 4 月から昭和 55 年 3 月までの１年間
における風向，風速，日射量，放射収支量の観測データを統計処理して用い，統計処理は「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に基づいて行った。
②実効線量の計算方法
放射性セシウムによる実効線量の計算は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」及び「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公
衆の線量評価」を準用する。
外部被ばく及び吸入摂取による実効線量は，原子炉施設周辺でそれぞれ最大の被
ばくを与える地点に居住する人を対象とし，外部被ばくについては放射性雲からのγ線による実効線量と地表に沈着した放射性物質からのγ線による実効線量を考慮する。
具体的な計算方法等については，Ⅲ第 3 編（保安に係る補足事項）2.2 線量評価
に準じる。
③計算地点
計算地点は，１．２号機共用排気筒を中心として 16 方位に分割した陸側 9 方位の敷地境界外について行う。
上記の評価方法で，評価した結果は，以下の通り。
敷地境界における被ばく量は年間約 0.00002～0.00008ｍSv

Ⅲ-3-6-1-添 11-9

4.

評価
第１号機建屋カバー解体後の放出量評価は，約 0.00008～0.0004 億 Bq/h であり，建屋
カバー解体によって放出量に大きな変動を与えるものではない。これによる敷地境界における被ばく量は，年間約 0.00002～0.00008mSv となる。
建屋カバー解体前の第１～４号機における気体廃棄物の推定放出量は，平成 26 年度平均で合計約 0.1 億 Bq/ｈである。敷地境界における被ばく線量は，最大で年間約 0.03mSvと評価している。
建屋カバー解体前の第１～４号機における気体廃棄物の推定放出量と第１号機建屋カバー解体後の第１～４号機における推定放出量を比較すると，同等であることを確認した。
（下表参照）
なお，放射性気体廃棄物の管理については，Ⅲ第 3 編（保安に係る補足事項）2.1.3 放射性気体廃棄物等の管理に準じる。
放出量［単位：億 Bq/h］
第 1 号機

第１号機カバー解体前

第１号機カバー解体後（評価値）
約 0.00008～0.0004

約 0.007※1（0.000078～0.00031）※2

第 2 号機

約 0.002※1

第 3 号機

約 0.0004※1

第 4 号機

0.0009※1

合計
敷地境界線量［単位：mSv/y］

約 0.1（0.011）

約 0.1※1

約 0.03（0.0039～0.0041）※2,3
約 0.03※1 第 1・2・3・4 号機の放出量については，平成 26 年度の平均値を用いている。
※2 評価値※3 四捨五入の都合上，合計が一致しない

Ⅲ-3-6-1-添 11-10

Ⅲ-3-6-1-添 11-11

添付資料－１２
福島第一原子力発電所第１・２号機原子炉建屋
作業エリアの整備に伴う干渉物解体撤去について
1.

干渉物解体撤去の目的
１・２号機原子炉建屋使用済燃料プール内の燃料取り出しに要する燃料取り出し用カバー（又はコンテナ）および燃料取扱設備を設置するには，１・２号機原子炉建屋周辺に作業エリアを整備するとともに，作業エリアの線量低減を図る必要がある。
しかし，
現在，
１・２号機原子炉建屋の周辺は既存建屋等が干渉して作業エリアを整備できない状況にあるため，当該干渉物を解体撤去する。

2.

解体撤去の対象となる干渉物
作業エリアを整備するために解体撤去を要する干渉物は以下の通り。なお，解体撤去に
は各干渉物に付帯する設備も含む。
(1) ２号機原子炉建屋西側作業エリア
a.廃液サージタンク（２号機）
b.ドラム缶搬出入室
c.ＭＳ／ＳＲＶ※1 窒素ガスボンベ室
d.ＨＣＵ※2 窒素ガスボンベ室e.補助ボイラー窒素ガスボンベ室f.セメントブロアー室※1：主蒸気/逃し安全弁※2：制御棒駆動水圧系制御ユニット(2) ２号機原子炉建屋南側作業エリア
g.電気品室h.１～４号機共用所内ボイラ建屋(3) １号機原子炉建屋西側作業エリア
i.液体窒素貯蔵タンク
j.液体窒素蒸発器
k.廃液サージタンク（１号機）

3.

計画工程
計画工程は以下の通り。工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性がある。
2015 年 8 月～2016 年 2 月（2. 解体撤去の対象となる干渉物：a～g）

Ⅲ-3-6-1-添 12-1

2019 年 6 月～2020 年 6 月（2. 解体撤去の対象となる干渉物：h）
2020 年 2 月～2023 年 3 月（2. 解体撤去の対象となる干渉物：i～k）4.

干渉物の解体撤去方法
干渉物の解体撤去にあたり，干渉物に付帯する設備等を図面や現場調査により確認し，安全を確保した計画を立案する。この計画に基づき，解体重機等による干渉物の解体撤去を実施する。
廃液サージタンクに貯蔵している廃液は，平成 23 年 3 月以前に液体廃棄物処理設備にて処理済の機器ドレンである。廃液サージタンク（２号機）の廃液は，解体撤去前に２号
機放射性廃棄物処理建屋地下まで仮設ホースを敷設し，仮設ポンプを用いて，２号機の滞留水へ移送する。また，廃液サージタンク（１号機）の廃液は，解体撤去前に，プロセス
主建屋地下まで吸引車で移送する。
なお，廃液移送前には当該廃液の全放射能の測定を行う。
解体撤去作業における留意事項を下記に示す。
・ 干渉物の付帯設備を撤去しても，稼働中の周辺設備に影響を与えないことを図面および現場調査にて確認し，適切な処置を施す。
・ 解体撤去作業周辺の稼働中の設備が解体撤去作業に伴い損傷しないために，現場状況に応じて設備の移設や防護を施す。
・ 解体撤去作業においては，火災リスクを低減するため，火気を使用する機材を原則として選定しない。
（ただし,現場状況に応じて火気を使用する機材を選定する
場合は,十分な防護対策を施した上で使用する）
・ 2.解体撤去の対象となる干渉物 h.１～４号機共用所内ボイラ建屋については，建屋内に設置されている稼働中の２号機原子炉建屋排気設備が解体撤去作業に伴い損傷しないために，現場状況に応じて適切な防護を施す。

Ⅲ-3-6-1-添 12-2

廃液サージタンクに貯蔵している廃液の移送作業の留意事項を下記に示す。
・ 廃液移送に用いる仮設ホースの連結部は，図 1 のように養生を行い，受けパンの中には漏えい検知器を設置する，または常時専任監視員を設ける。
・ 漏えい検知器が発報した場合は，速やかに廃液移送に用いている仮設ポンプを停止する。
・ 廃液移送に用いる仮設ホースは，現場状況に応じて損傷防止対策を行う。

図 1 仮設ホース連結部養生

5.

解体撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制策
干渉物の解体撤去時に，放射性物質が付着した粉じんが飛散しないよう，下記の対策を実施する。
(1) 通常の解体撤去作業時の対策
a.作業開始前
当日の解体撤去予定範囲に対して飛散防止剤を散布する。
b.作業中
2.解体撤去の対象となる干渉物 a～g，i～k については，作業対象部およびその周辺に対して散水し，湿潤状態を維持する。散水により発生する水は，吸水マット等で可能な限り回収し，廃棄物として処理する。なお，雨天時は，吸水マット等による水の回収が困難であると判断した場合，散水を伴う作業については実施しない。
2.解体撤去の対象となる干渉物 h.１～４号機共用所内ボイラ建屋については，鉄骨造であり，ダスト飛散の恐れが低いことから，作業中の散水は実施しない。
c.作業完了後
当日の解体撤去実施範囲に対して飛散防止剤を散布する。
(2) 放射性物質の飛散が確認された場合の対策
解体撤去作業中に，万が一，構内の空気中放射性物質濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断し，解体撤去対象物の周囲の空間に対し広範囲に散水または飛散

Ⅲ-3-6-1-添 12-3

防止剤の散布を行う。
6.

解体撤去作業に伴う放射性物質の環境影響
解体する干渉物の表面線量率や表面積から気中へ放出される放射性物質の放出量を保守的な値を用いて概略評価を行い，本作業に伴う放射性物質の放出量が，敷地境界における管理目標値 0.03mSv/年に相当する放出量と比較して，非常に小さな値であることを確認した。
また，本作業に伴う放射性物質の放出量と解体作業期間から想定した放射性物質の放出率は，敷地境界の近傍に設置されたダストモニタの警報設定値に影響を与える範囲ではないことを確認した。
なお，
放射性物質の放出量の評価は，粉じんの飛散抑制策の抑制効果は見込んでおらず，安全側に評価している。

7.

廃棄物の保管
2.解体撤去の対象となる干渉物 a～g，i～k については，干渉物の解体撤去に伴い発生する固体廃棄物の発生量は約 570 ㎥（コンクリート約 230 ㎥，金属類約 340 ㎥），線
量率は 1～30 mSv/h と想定しており，「Ⅲ特定原子力施設の保安 第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，覆土式一時保管施設（エリア L）または仮設保管設備（エリア A1・A2），固体廃棄物貯蔵庫に保管・管理する。なお，2.解体撤去の対象となる干渉物 i.液体窒素貯蔵タンクについては，共用プール建屋西側整備ヤードに一時的に移動・保管した後，解体撤去を実施する。
2.解体撤去の対象となる干渉物 h.１～４号機共用所内ボイラ建屋については，干渉物の解体撤去に伴い発生する固体廃棄物の発生量は約 270 ㎥（コンクリート約 70 ㎥，
金属類約 200 ㎥），線量率は 1～30mSv/h と想定している。解体後，解体対象物の線量測定を行い，線量区分に応じて，下記の通り保管・管理する。
「Ⅲ特定原子力施設の保安 第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，1～
30mSv/h の瓦礫類は固体廃棄物貯蔵庫に保管・管理する。1mSv/h 以下の瓦礫類のうち，0.1～1mSv/h 以下の瓦礫類は一時保管エリア（E1，P2，W，X）及び固体廃棄物貯蔵庫第9 棟に，0.1mSv/h 以下の瓦礫類は一時保管エリア（P1）に保管・管理する。

8.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所では，外部放射線に係わる線量率を把握し，放射線業務従事者等の立入頻度や滞在時間等を管理することで，作業時における放射線業
務従事者が受ける線量が労働安全衛生法およびその関連法令に定められた線量限度を超えないようにする。
１・２号機原子炉建屋使用済燃料プール内の燃料取り出しに関連する今後の工事に

Ⅲ-3-6-1-添 12-4

おける放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，以下の対策を実施する。
・ 放射性物質により汚染している干渉物の撤去による線量低減
・ 路盤面の整備による線量低減
・ 作業に応じて遮へいベストを着用することにより，作業員の被ばく量を低減
・ 作業エリア近傍に遮へい効果のある退避場所を設置し，不要な被ばく量を低減
・ 作業エリアに当該場所の空間線量率を表示することによる注意喚起
高線量エリアにおける施工であるため，現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく線量低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。

Ⅲ-3-6-1-添 12-5

添付資料－１３
福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア北側のガレキの撤去について
1.

ガレキ撤去の目的
１号機原子炉建屋使用済燃料プール内の燃料取り出しに要する燃料取り出し用カバー
および燃料取扱設備を設置するため，オペレーティングフロア（以下，オペフロ）上のガレキを撤去する。

2.

撤去の対象となるガレキ
本資料にて対象となる範囲は図 1～3 の通り，7a 通り以北の範囲のガレキとする。（オペフロ外周の鉄骨を除く）
7a 通りより南側の範囲については，継続して調査を進め，施工計画を策定次第，別途申請する。

北側ガレキ撤去範囲
図 1 屋根伏図（上弦面）

Ⅲ-3-6-1-添 13-1

図 2 立面イメージ
3.

図 3 平面イメージ

計画工程
計画工程は以下の通り。工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性が有る。
平成 30 年 1 月～平成 31 年 3 月

Ⅲ-3-6-1-添 13-2

4.

ガレキの撤去方法
ガレキの撤去にあたり，安全を確保するため，大型クレーンに吊り下げた吸引装置，ペンチ，カッター，ニブラ，ワイヤーソーを用いてガレキの撤去を実施する。
ガレキは，図 4 のように種類の違うガレキが積み重なっており，撤去対象物によって装置・工法を表 1 のように使い分ける。
屋根鉄骨のうち，ワイヤーソーにより切断する箇所を図 5 に示す。

※ 屋根スラブはアスファルト，コンクリート，鉄筋で構成

図 4 ガレキの状態
表 1 撤去対象物ごとの装置・工法の使い分け
装置

工法

吸引装置

吸引

ペンチ

把持

カッター

切断・把持

撤去対象物
・ルーフブロック等
・屋根スラブ（アスファルト，コンクリート）・エレベーターシャフト（コンクリート）・小ガレキ 等・デッキプレート・屋根スラブ（アスファルト，鉄筋）
・エレベーターシャフト（鉄筋）・小ガレキ 等
・屋根鉄骨 等

破砕・エレベーターシャフト（コンクリート）

ニブラ

破砕

・エレベーターシャフト（コンクリート）

ワイヤーソー

切断

・屋根鉄骨

Ⅲ-3-6-1-添 13-3

屋根鉄骨下弦面

屋根鉄骨上弦面

図 5 ワイヤーソーによる切断箇所
撤去作業における留意事項を下記に示す。
・ 撤去作業周辺の稼働中の設備を撤去作業に伴い損傷させないために，図面および現場調査にて確認し，現場状況に応じて設備の防護を施す。
・ 撤去作業においては，火災リスクを低減するため，火気を使用する機材を原則として選定しない。
（ただし,現場状況に応じて火気を使用する機材を選定する場合
は,十分な防護対策を施した上で使用する）
5.

撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制策
ガレキの撤去時に，放射性物質が付着した粉じんの飛散抑制を図るため，下記の対策を実施する。
a.作業開始前
オペフロ上のガレキ全体に，定期的に飛散防止剤を散布することで，粉じんが固着された状態にする。
b.作業中
コンクリート系のガレキに対しては，可能な限り吸引による撤去を行うことで，飛散量の低減を図る。破砕が必要なコンクリート系のガレキに対しては，破砕と並行して散水を実施する。
c.作業完了後撤去したガレキの種類・用いた工法に依らず，当日のガレキ撤去作業後に，撤去実施範囲に対して飛散防止剤を散布する。

Ⅲ-3-6-1-添 13-4

撤去作業中に，万が一，１号機オペフロに設置したダストモニタにより空気中放射性物質濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断し，散水を行う。また，構内に設置してある上記以外のダストモニタおよびモニタリングポストにより，空気中放射性物質濃度もしくは空間放射線量率の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断する。
なお，散布した水は，ファンネルや階段室等の開口を通じ，建屋滞留水となる。散水および炉注水による建屋滞留水増加量，移送ポンプの能力，および原子炉建屋地下の面積から，建屋滞留水の管理上許容できる散水時間を算出した結果，3 時間強程度であり，十分な散水時間を確保できることを確認した。
6.

撤去作業に伴う放射性物質の環境影響
吸引・把持による撤去は，撤去に伴う粉じんの飛散が少ない工法であり，1 号機オペ
フロの調査において支障となるガレキの吸引・把持による撤去を行った際にも，オペフ
ロならびに構内のダストモニタに有意な変動がないことを確認している。
切断・破砕による撤去は，ガレキの表面線量率や表面積から気中へ放出される放射性物質放出量の評価を行い，本作業に伴う放射性物質の放出量による敷地境界での線量が，「特定原子力施設への指定に際し東京電力株式会社福島第一原子力発電所に対して求める措置を講ずべき事項について」で求められている敷地境界線量１mSv/年未満と比較して，十分小さな値であることを確認した。
また，本作業に伴う放射性物質の放出量と解体作業時間から想定した放射性物質の放出率は，敷地境界の近傍に設置されたダストモニタの警報設定値を超えない範囲であることを確認した。

7.

撤去作業中の装置およびガレキの落下対策撤去作業中の装置およびガレキの落下を防ぐため，誤作動防止システムの構築，始業
前点検，カメラによる監視等の対策を実施する。

8.

廃棄物の保管
ガレキの撤去に伴い，表面線量率 30mSv/h 以下の瓦礫類が約 320 ㎥，表面線量率
30mSv/h を超える瓦礫類が約 400 ㎥発生すると想定している。
「Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，30mSv/h 以下の瓦礫類は覆土式一時保管施設（エリア L）または仮設保管設備（エリア A1・A2）もしくは容器収納のうえ固体廃棄物貯蔵庫に，30mSv/h を超える瓦礫類は容器収容のうえ固体廃棄物貯蔵
庫に保管・管理する。

Ⅲ-3-6-1-添 13-5

9.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所の外部放射線に係る線量率を把握し，作業時間等を管理することで，作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないようにする。
なお，本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，以下の対策を実施する。
・ 遠隔操作設備の利用による被ばく低減
・ 遮へいの設置による作業環境の線量低減
・ 待機場所（低線量エリア）の活用による被ばく低減
・ 必要に応じた遮へいベスト等の保護具着用による被ばく低減
高線量エリアにおける施工であるため，現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく線量低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。

Ⅲ-3-6-1-添 13-6

添付資料－１４
福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア中央および南側のガレキの一部撤去について
1.

ガレキ撤去の目的
１号機原子炉建屋使用済燃料プール内の燃料取り出しに要する燃料取り出し用カバー
および燃料取扱設備を設置するため，オペレーティングフロア（以下，オペフロ）上のガレキを撤去する。

2.

撤去の対象となるガレキ
本資料にて対象となる範囲は図 1～3 の通り，7a 通り以南の範囲のガレキとする。（オペフロ外周の鉄骨を除く）
また，撤去するガレキは，図１―①の範囲においては図 4 におけるルーフブロック等，
屋根スラブ，デッキプレートとする。図１―②の範囲はルーフブロック等を撤去する。

Ｎ

ルーフブロック等，屋根スラブ，デッキプレート撤去範囲(①)
ルーフブロック等撤去範囲(②)
オペフロ調査に伴う支障物撤去により，ルーフブロック等，屋根スラブ，
デッキプレート撤去済みの範囲
図 1 屋根伏図（上弦面）

Ⅲ-3-6-1-添 14-1

中央および南側ガレキ撤去
図 2 立面イメージ
ルーフブロック等，屋根スラブ，
デッキプレート撤去範囲
ルーフブロック等撤去範囲
オペフロ調査に伴う支障物撤去により，ルーフブロック
等，屋根スラブ，デッキプレート撤去済みの範囲
図 3 平面イメージ

崩落屋根

ガレキ撤去範囲(図 3
ガレキ撤去範囲(図 3部)部)※ 屋根スラブはアスファルト，コンクリート，鉄筋で構成

図 4 ガレキの状態および中央ガレキ撤去範囲

3.

計画工程
計画工程は以下の通り。工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性が有る。
平成 30 年 6 月～平成 32 年 5 月

Ⅲ-3-6-1-添 14-2

4.

ガレキの撤去方法
ガレキの撤去にあたり，安全を確保するため，大型クレーンに吊り下げた吸引装置，ペンチを用いてガレキの撤去を実施する。
ガレキは，図 4 のように種類の違うガレキが積み重なっており，撤去対象物によって装置・工法を表 1 のように使い分ける。

装置
吸引装置
ペンチ

表 1 撤去対象物ごとの装置・工法の使い分け
工法
撤去対象物
・ルーフブロック等
吸引・屋根スラブ（アスファルト，コンクリート）・デッキプレート把持・屋根スラブ（アスファルト，鉄筋）撤去作業における留意事項を下記に示す。
・ 撤去作業周辺の稼働中の設備を撤去作業に伴い損傷させないために，図面および現場調査にて確認し，現場状況に応じて設備の防護を施す。
・ 撤去作業においては，火災リスクを低減するため，火気を使用する機材を原則として選定しない。
（ただし,現場状況に応じて火気を使用する機材を選定する場合
は,十分な防護対策を施した上で使用する）
5.

撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制策
ガレキの撤去時に，放射性物質が付着した粉じんの飛散抑制を図るため，下記の対策を実施する。
a.作業開始前
オペフロ上のガレキ全体に，定期的に飛散防止剤を散布することで，粉じんが固着された状態にする。
b.作業中
コンクリート系のガレキに対しては，可能な限り吸引による撤去を行うことで，飛散量の低減を図る。
c.作業完了後撤去したガレキの種類・用いた工法に依らず，当日のガレキ撤去作業後に，撤去実施範囲に対して飛散防止剤を散布する。
撤去作業中に，万が一，１号機オペフロに設置したダストモニタにより空気中放射性物質濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断し，散水を行う。また，構内に設置してある上記以外のダストモニタおよびモニタリングポストにより，空気中放射性物質濃度もしくは空間放射線量率の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断す

Ⅲ-3-6-1-添 14-3

る。
なお，散布した水は，ファンネルや階段室等の開口を通じ，建屋滞留水となる。散水および炉注水による建屋滞留水増加量，移送ポンプの能力，および原子炉建屋地下の面積から，建屋滞留水の管理上許容できる散水時間を算出した結果，3 時間強程度であり，十分な散水時間を確保できることを確認した。
6.

撤去作業に伴う放射性物質の環境影響
吸引・把持による撤去は，撤去に伴う粉じんの飛散が少ない工法であり，1 号機オペ
フロの調査において支障となるガレキの吸引・把持による撤去を行った際にも，オペフ
ロならびに構内のダストモニタに有意な変動がないことを確認している。

7.

撤去作業中の装置およびガレキの落下対策撤去作業中の装置およびガレキの落下を防ぐため，誤作動防止システムの構築，始業
前点検，カメラによる監視等の対策を実施する。

8.

廃棄物の保管
ガレキの撤去に伴い，表面線量率 30mSv/h 以下の瓦礫類が約 110 ㎥，表面線量率
30mSv/h を超える瓦礫類が約 620 ㎥発生すると想定している。
「Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，30mSv/h 以下の瓦礫類は覆土式一時保管施設（エリア L）または仮設保管設備（エリア A1・A2）もしくは容器収納のうえ固体廃棄物貯蔵庫に，30mSv/h を超える瓦礫類は容器収容のうえ固体廃棄物貯蔵
庫に保管・管理する。

9.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所の外部放射線に係る線量率を把握し，作業時間等を管理することで，作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないようにする。
なお，本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，以下の対策を実施する。
・ 遠隔操作設備の利用による被ばく低減
・ 遮へいの設置による作業環境の線量低減
・ 待機場所（低線量エリア）の活用による被ばく低減
・ 必要に応じた遮へいベスト等の保護具着用による被ばく低減
高線量エリアにおける施工であるため，現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく線量低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。

Ⅲ-3-6-1-添 14-4

添付資料－１５
福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア外周鉄骨の一部撤去について
1.

外周鉄骨撤去の目的
１号機原子炉建屋使用済燃料プール内の燃料取り出しに要する燃料取り出し用カバー
および燃料取扱設備を設置するため，オペレーティングフロア（以下，オペフロ）上の外
周鉄骨を撤去する。
オペフロ南側ガレキ撤去に際し天井クレーン，燃料取扱機，ガレキ等が使用済燃料プール（以下，ＳＦＰ）へ落下することを防止するため，ＳＦＰ保護等を実施する計画としている。ＳＦＰ保護等は作業床からアクセスを計画しており，ルート確保のため外周鉄骨の一部のブレースを撤去する。

2.

撤去の対象となる外周鉄骨
本資料にて対象となる範囲は図 1～3 の通り，東面 2 箇所，南面 1 箇所，西面 1 箇所のブレースとする。上記以外の外周鉄骨については，施工計画を策定次第，別途申請する。
天井クレーン

(K)

ＳＦＰ

(L)
(M)
(N)
燃料取扱機
(P)
(Q)
(6a)

(6b) (7a) (8a) (9a) (10a) (11a)
外周鉄骨撤去位置
図 2 ブレース撤去位置イメージ

図 1 オペフロ平面図(11a)(10a) (9a) (8a) (7a) (6b) (6a) (Q)(P) (N) (M)(L)(K) (6a) (6b) (7a) (8a) (9a) (10a)(11a)東面

南面

図 3 ブレース撤去位置(建屋外側からの視点)

Ⅲ-3-6-1-添 15-1

西面
…撤去箇所

3.

計画工程
計画工程は以下の通り。工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性が有る。
平成 30 年 7 月～平成 30 年 10 月

4.

外周鉄骨の撤去方法
外周鉄骨の撤去は，切断装置(セーバーソー，バンドソー)を使用し，切断・撤去する。
切断箇所は，図 4 に示すように 4 箇所あり，そのうち初めの 3 箇所をセーバーソーで切断し，残った 1 箇所を，切断した鉄骨の把持・引き抜きを行う把持装置と干渉しないように，バンドソーで切断する。（西面の撤去箇所については，内空確保の観点で下部 2 箇所をバンドソーで切断する）
なお，装置はすべて地上から遠隔により操作する。

図 4 ブレース切断イメージ(南面の例)**：東面，西面については，干渉回避や内空確保の観点で切断位置が異なる

表 1 ブレース撤去に使用する装置
装置

使用目的

セーバーソー・ブレースの切断

バンドソー・ブレースの切断

把持装置

・切断後のブレースの把持，引出し撤去作業における留意事項を下記に示す。
・ 撤去作業周辺の稼働中の設備を撤去作業に伴い損傷させないために，図面および現場調査にて確認し，現場状況に応じて設備の防護を施す。
・ 撤去作業においては，火災リスクを低減するため，火気を使用する機材を原則として選定しない。
（ただし,現場状況に応じて火気を使用する機材を選定する場合
は,十分な防護対策を施した上で使用する）

Ⅲ-3-6-1-添 15-2

5.

撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制策
外周鉄骨の撤去時に，放射性物質が付着した粉じんの飛散抑制を図るため，下記の対策を実施する。
a.作業開始前
オペフロ上のガレキ全体に，定期的に飛散防止剤を散布することで，粉じんが固着された状態にする。
b.作業中，作業完了後
鉄骨は内部に汚染が浸透しないこと，切断時の刃の接触面積が小さいこと，および表面のダストは飛散防止剤により固着していることから，外周鉄骨切断時のダスト発生量は極めて小さい。
撤去作業中に，万が一，１号機オペフロに設置したダストモニタにより空気中放射性物質濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断し，散水を行う。また，構内に設置してある上記以外のダストモニタおよびモニタリングポストにより，空気中放射性物質濃度もしくは空間放射線量率の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断する。
なお，散布した水は，ファンネルや階段室等の開口を通じ，建屋滞留水となる。散水および炉注水による建屋滞留水増加量，移送ポンプの能力，および原子炉建屋地下の面積から，建屋滞留水の管理上許容できる散水時間を算出した結果，3 時間強程度であり，十分な散水時間を確保できることを確認した。

6.

撤去作業に伴う放射性物質の環境影響
外周鉄骨の表面線量率や表面積から，切断により気中へ放出される放射性物質放出量の評価を行い，本作業に伴う放射性物質の放出量による敷地境界での線量が，「特定原子力施設への指定に際し東京電力株式会社福島第一原子力発電所に対して求める措置を講ずべき事項について」で求められている敷地境界線量１mSv/年未満と比較して，十分小さな値であることを確認した。
また，本作業に伴う放射性物質の放出量と解体作業時間から想定した放射性物質の放出率は，敷地境界の近傍に設置されたダストモニタの警報設定値を超えない範囲であることを確認した。

7.

撤去作業中の装置およびガレキの落下対策撤去作業中の装置およびガレキの落下を防ぐため，誤作動防止システムの構築，始業
前点検，カメラによる監視等の対策を実施する。

Ⅲ-3-6-1-添 15-3

8.

廃棄物の保管
ガレキの撤去に伴い，表面線量率 30mSv/h 以下の瓦礫類が約 30 ㎥，発生すると想定している。
「Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，30mSv/h 以下の瓦礫類は覆土式一時保管施設（エリア L）または仮設保管設備（エリア A1・A2）もしくは容器収納のうえ固体廃棄物貯蔵庫に，30mSv/h を超える瓦礫類は容器収容のうえ固体廃棄物貯蔵
庫に保管・管理する。

9.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所の外部放射線に係る線量率を把握し，作業時間等を管理することで，作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないようにする。
なお，本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，以下の対策を実施する。
・ 遠隔操作設備の利用による被ばく低減
・ 遮へいの設置による作業環境の線量低減
・ 待機場所（低線量エリア）の活用による被ばく低減
・ 必要に応じた遮へいベスト等の保護具着用による被ばく低減
高線量エリアにおける施工であるため，現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく線量低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。

Ⅲ-3-6-1-添 15-4

添付資料－１６
福島第一原子力発電所１号機原子炉建屋
オペレーティングフロア床上のガレキの一部撤去について
1.

床上ガレキ撤去の目的
１号機原子炉建屋の崩落屋根ガレキや天井クレーン，燃料取扱機等の撤去にあたり，ガ
レキ落下対策として実施を計画している使用済燃料プール（以下，ＳＦＰ）保護カバー等を設置するため，当該作業に支障となるオペレーティングフロア（以下，オペフロ）床上
ガレキの一部を撤去する。

2.

撤去の対象となる床上ガレキ
対象となる範囲は図１の通り。その他の範囲については必要に応じて計画が纏まり次第，別途申請する。
9

10

11a

Ⓠ

Ⓟ

Ⓝ

Ⓜ

Ⓛ

Ⓚ

11b

：ガレキ撤去範囲
図１ オペフロ床上のガレキ撤去範囲
3.

計画工程
計画工程は以下の通り。工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性が有る。
2019 年 3 月～2020 年 1 月

4.

オペフロ床上ガレキの撤去方法
床上支障ガレキの撤去は，遠隔重機に装着した小型バケットやバイブスクレーパー，カッター，グラップル等を使用する。中型重機のＺＡＸＩＳ－７５は，作業床上から腕が届く範囲でガレキの撤去を行い，小型重機のＺＡＸＩＳ－１７やＡＳＴＡＣＯ－ＳｏＲａ
は，オペフロ床上にアクセスし，ガレキの撤去を行う。

Ⅲ-3-6-1-添 16-1

表１ オペフロ床上のガレキ撤去に使用する装置
装置
単腕遠隔重機（ZAXIS-75，ZAXIS-17）
双腕遠隔重機（ASTACO-SoRa）

主な使用目的・ガレキの把持，手すり等の切断，ガレキのすくい，固着ガ
レキの剥離 等・ガレキの把持，梯子・ケーブル等の切断 等
・ガレキの吸引吸引装置
クレーン（オーシャンクレーン，

・Ｈ鋼の把持，Ｈ鋼の移動

ミニクローラークレーン）撤去作業における留意事項を下記に示す。
・ 撤去作業周辺の稼働中の設備を撤去作業に伴い損傷させないために，図面および現場調査にて確認し，現場状況に応じて設備の防護を施す。
・ 撤去作業においては，火災リスクを低減するため，火気を使用する機材を原則として選定しない。
（ただし,現場状況に応じて火気を使用する機材を選定する場合
は,十分な防護対策を施した上で使用する）
5.

撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制策
オペフロ床上のガレキ撤去時に，放射性物質が付着した粉じんの飛散抑制を図るため，
下記の対策を実施する。
a.作業開始前
オペフロ床上のガレキ全体に，定期的に飛散防止剤を散布することで，粉じんが固着された状態にする。
b.作業中
コンクリート系のガレキに対しては，可能な限り吸引による撤去を行うことで，粉じん飛散量の低減を図る。
c.作業完了後撤去したガレキの種類・用いた工法に依らず，当日のガレキ撤去作業後に，撤去実施範囲に対して飛散防止剤を散布する。
撤去作業中に，万が一，１号機オペフロに設置したダストモニタにより空気中放射性物質濃度の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断し，散水を行う。また，構内に

Ⅲ-3-6-1-添 16-2

設置してある上記以外のダストモニタおよびモニタリングポストにより，空気中放射性物質濃度もしくは空間放射線量率の異常を検知した場合は，速やかに作業を中断する。
なお，散布した水は，ファンネルや階段室等の開口を通じ，建屋滞留水となる。散水および炉注水による建屋滞留水増加量，移送ポンプの能力，並びに原子炉建屋地下の面積から，建屋滞留水の管理上許容できる散水時間を算出した結果，3 時間強程度であり，十分な散水時間を確保できることを確認した。
6.

撤去作業に伴う放射性物質の環境影響
吸引・把持・押し切り切断による撤去は，撤去に伴う粉じんの飛散が少ない工法であり，１号機オペフロの調査において支障となるガレキの吸引・把持・押し切り切断による撤去を行った際にも，オペフロならびに構内のダストモニタに有意な変動がないことを確認している。
機械的切断・すくい・剥離による撤去は，ガレキの表面線量率やガレキ撤去範囲の面
積から気中へ放出される放射性物質放出量の評価を行い，本作業に伴う放射性物質の放出量による敷地境界での線量が，「特定原子力施設への指定に際し東京電力株式会社
福島第一原子力発電所に対して求める措置を講ずべき事項について」で求められている敷地境界線量１mSv/年未満と比較して，十分小さな値であることを確認した。
また，本作業に伴う放射性物質の放出量と解体作業時間から想定した放射性物質の放出率は，敷地境界の近傍に設置されたダストモニタの警報設定値を超えない範囲であることを確認した。

7.

撤去作業中の装置およびガレキの落下対策撤去作業中の装置およびガレキの落下を防ぐため，誤操作防止システムの構築，始業
前点検，カメラによる監視等の対策を実施する。

8.

廃棄物の保管
ガレキの撤去に伴い，表面線量率 30mSv/h 以上のガレキ類が約 30 ㎥発生すると想定している。
「Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，30mSv/h を超えるガレキ類
は容器収容のうえ固体廃棄物貯蔵庫に保管・管理する。

9.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所の外部放射線に係る線量率を把握し，作業時間等を管理することで，作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないようにする。

Ⅲ-3-6-1-添 16-3

なお，本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，以下の対策を実施する。
・ 遠隔操作設備の利用による被ばく低減
・ 遮へいの設置による作業環境の線量低減
・ 待機場所（低線量エリア）の活用による被ばく低減
・ 必要に応じた遮へいベスト等の保護具着用による被ばく低減
高線量エリアにおける施工であるため，現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく線量低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。

Ⅲ-3-6-1-添 16-4

添付資料－１７
福島第一原子力発電所 1 号機及び 2 号機非常用ガス処理系配管の一部撤去について
1.

一部撤去の目的
1 号機及び 2 号機非常用ガス処理系配管（以下，ＳＧＴＳ配管）のうち屋外に敷設されている配管については，1/2 号機廃棄物処理建屋雨水対策工事及び１号 R/B 大型カバー設
置工事等に干渉することから配管の撤去を実施する。

2.

ＳＧＴＳ配管一部撤去の計画概要
1 号機及び 2 号機ＳＧＴＳ配管は各原子炉建屋からそれぞれ屋外に敷設されており，
1 号機ＳＧＴＳ配管及び 2 号機ＳＧＴＳ配管は排気筒付近で合流し，排気筒に接続している。本計画では，図に示す各原子炉建屋出口から 1/2 号機合流箇所手前までの配管を撤去する。

図１ ＳＧＴＳ配管撤去範囲
3.

計画工程
計画工程は以下の通り。
工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性が有る。
計画工程：2021 年 8 月～ 2022 年 3 月

Ⅲ-3-1-6-添 17-1

4.

配管の撤去方法
クレーンにより吊り下げた遠隔切断装置により配管を把持・切断し撤去する。撤去した配管はハウス内で遠隔装置にてコンテナに収納可能な長さに切断しコンテナに入れて固体廃棄物貯蔵庫で保管する。
撤去作業における留意事項を下記に示す。
・ 撤去作業周辺の稼働中の設備を撤去作業に伴い損傷させないため，事前に図面及び現場調査にて確認し，必要に応じて設備の防護を施す。
・ 撤去作業においては火災リスクを低減するため，原則，火気を発生させる装置は使用しない。
・ 切断するＳＧＴＳ配管のうち本計画で撤去しない配管については，端部に閉止キャップを取り付けてダストが気中へ飛散することを防止する。
・ ＳＧＴＳ配管内の水の存在については少量の結露水程度と考えており，結露水が溜まっていると想定する箇所の切断は行わない。
・ ＳＧＴＳ配管内に水素の滞留は無いものと考えているが，予め同材質かつ同口径の配管材を用いて火花が出ないことを確認した低速回転のドリルを使用して穿孔し，水素濃度の測定を行う。配管内の水素濃度が４％以上であった場合は，配管内に窒素をパージしてから作業を継続する。

5.

撤去作業に伴う放射性物質の飛散抑制対策
配管内面には遊離性の放射性ダスト（以下，ダスト）が付着している可能性があることから，配管切断時は下記の対策を実施する。
a.配管切断前
配管切断時に配管内部のダストを気中に飛散させないため，配管切断箇所及び小割箇所へ発泡ウレタンを注入する。
b.配管切断時
配管切断は予めウレタンを注入した箇所を切断する。配管切断中に切断箇所へ飛散防止剤を散布することで，切断箇所にダストを固着させる。さらに，切断装置（ワイヤーソー）の両面にカバーを設置し，カバー内を吸引することでダスト飛散量の低減を図る。
c.配管小割時
配管の小割は，フィルタ付の局所排風機で換気される管理されたハウス内でウレタンの注入されている箇所を切断することで，ダスト飛散量の低減を図る。
d.配管細断時
配管の細断は建屋内に設置するフィルタ付の局所排風機で換気される管理されたハウス内で実施することで，ダスト飛散量の低減を図る。

Ⅲ-3-1-6-添 17-2

上記に加え，各作業エリアにダストモニタを設置しダスト濃度を監視する。
作業中にダスト濃度の異常を検知した場合は速やかに作業を中断し，状況に応じて飛散防止剤の散布または散水の実施を検討する。
6.

撤去作業に伴う放射性物質の環境影響
ＳＧＴＳ配管の表面線量率測定をもとに配管内部の放射性物質量を推定し，切断に伴い欠損する面積分の配管内部の放射性物質が気中へ放出された場合の影響評価を保守的な条件の基に行った。評価結果より，放射性物質の放出による敷地境界での線量影響が，「特定原子力施設への指定に際し東京電力株式会社福島第一原子力発電所に対して求める措置を講ずべき事項について」で求められている敷地境界線量 1mSv/年未満と比較して，十分小さな値であることを確認した。
また，本作業に伴う放射性物質の放出量から想定した敷地境界空気中放射性物質濃度は，敷地境界に設置されたモニタリングポスト近傍ダストモニタの警報設定値を超えな
い範囲であることを確認した。

7.

撤去作業中の部材の落下防止対策撤去作業中の部材落下防止を図るため，遠隔切断装置を用いて把持し把持状態はカメラにより監視する。また，遠隔切断装置とクレーンの使用前点検，監視員の配置及び作業エリアの区画等の対策を実施する。

8.

廃棄物の保管
ＳＧＴＳ配管撤去作業に伴い，表面線量率が最大で 160mSv/h 程度の金属瓦礫類が約15m3 発生すると想定している。なお，撤去作業後に撤去物の線量測定を行い線量区分に応じて下記の通りに保管・管理する。
「Ⅲ 特定原子力施設の保安 第３編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，固体
廃棄物貯蔵庫に保管・管理する。

9.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所では外部放射線に係わる線量率を把握し，立入頻度
や滞在時間等を管理することで作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないように管理する。
なお，本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，遠隔操作設備の利用により被ばく線量の低減を図る。また，配管の細断作業においては既存の建屋内にハウスを設置しＲαゾーンに設定するとともに，配管の細断からキャスク収納までを遠隔で実施することや遮蔽を設置することによる放射線業務従事者の被ばく線量の低減を図る。
Ⅲ-3-1-6-添 17-3

10. モックアップ試験
同材質かつ同口径の配管材で構成されたモックアップ試験設備でＳＧＴＳ配管の把持，穴開け，ウレタン注入，切断，閉止及び細断作業のモックアップ試験を行う。
モックアップ試験では要素試験で確認できていない項目について検証し，各安全対策を満足したうえで全ての作業が成立することを確認する。

Ⅲ-3-1-6-添 17-4

添付資料－１８
５・６号機 滞留水貯留設備の旧淡水化装置の撤去方法について
旧淡水化装置の廃止に伴い，放射性物質に汚染されている可能性のある旧淡水化装置，移送ポンプ，配管等の撤去作業について定める。
1.

旧淡水化装置等
旧淡水化装置，移送ポンプ，配管等は貯留タンクエリア堰内で内部水抜き，残水回収後に汚染拡大防止を図った上で機器を取外し後，Ｆタンクエリア内の作業エリアへ運搬し，切断して減容を行い，切断した減容片は，表面線量率に応じて定められた一時保管エリア
にて一時保管する。継続使用する設備との切り離しはフランジ部とし，開放部を閉止する。

1.1 作業内容と汚染拡大防止策
1.1.1 内部水抜き，残水回収作業時の汚染拡大防止策
旧淡水化装置，移送ポンプ，配管等に残る残水の回収処理作業では，仮設ホース，
仮設ポンプ，仮設タンク等を使用し回収する。回収した残水は淡水化装置等を用いて処理する。
当該作業を行う際の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
ａ．汚染水を内包している配管及びポンプ等の取外し作業は，隔離処置及び水抜き後に実施する。
ｂ．仮設ホースの継手部がレバーロック式カプラの場合，継手部を固縛し外れ防止を行う。
ｃ．漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部を袋養生することにより，漏えい時に汚染水を受けられるようにすると共に，仮設ポンプ等の設置エリアには仮設の堰を設ける。また，残水移送中は作業員による常時監視を行う。
1.1.2 取外，運搬作業時の汚染拡大防止策
ａ．取外し作業時は，開口部からの放射性物質の飛散により，周辺に汚染を拡大させないように養生等を実施する。
ｂ．取外された旧淡水化装置を減容場所まで運搬する際は，養生等に破損がないことを確認したうえで運搬する。

Ⅲ-3-6-1-添 18-1

1.1.3 減容作業・保管時の汚染拡大防止策
ａ．減容作業は汚染拡大防止のためフィルター付局所排風機を設置した仮設ハウス
内で作業を行う。破損の恐れの高い作業床は，足場板及び防炎シートで二重養生する。入口付近には，立入制限及び線量の表示を行う。また，切断にはバンドソー等を使用し，下方に溜まる切断屑は，適宜回収することにより汚染の拡大防止とする。
ｂ．減容作業中は，作業エリアの空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。なお，測定値に異常が確認された場合には，速やかに作業を中断し，集塵の強化等の対策を実施し，測定値が通常時に戻ったことを確認してから再開する。
c.

集塵の強化等の対策を実施しても測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止する。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施したうえで再開する。

d.

旧淡水化装置，移送ポンプ，配管等を切断した減容片は，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。

1.2 作業員の被ばく低減
旧淡水化装置，移送ポンプ，配管等の表面線量は約 0.015mSv/h 以下であり，撤去作業で作業員が過剰被ばくすることはないが，被ばく低減の観点から，作業エリアを区画することにより，作業員が容易に近付くことを防止する。また，線量当量率を測定し，作業員への注意喚起のために測定結果を表示する。
1.3 瓦礫類発生量
旧淡水化装置，移送ポンプ，配管等の撤去に伴い，約 200m3 の瓦礫類が発生する見込みである。瓦礫類の表面線量率は 0.015mSv/h 以下であり，瓦礫類は，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリア（ C, F2, J, O, P1, V ）にて一時保管する。

Ⅲ-3-6-1-添 18-2

添付資料－１９サブドレン他浄化装置の前処理フィルタの撤去方法について
前処理フィルタ 4 の撤去に伴い，放射性物質に汚染されている可能性のある容器，配管等の解体・撤去作業の方法について定める。
1.

前処理フィルタ
フィルタ容器は，淡水置換し，エアブローにより水切りした後，開口部を養生する。表面線量率は 0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリア（Ｐ１）にて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。なお，β汚染が確認された場合及びβ汚染の恐れのある場合については容器に収納した上で一時保管する。
使用済の前処理フィルタの貯蔵は，Ⅱ 2.35 添付資料－１１(５)と同様である。
運搬時に落下することを防止するため，フィルタ保管容器はトレーラに固縛するなどの策を講じて輸送する。
1.1. 汚染拡大防止
使用済みフィルタの金属製の保管容器は，腐食防止のため，塗装を施した金属材料を使用する。保管容器の蓋が容易に外れないよう容器と固定される構造とする。
1.2. 瓦礫類発生量
撤去に伴い，フィルタ容器が約 6.8m3(約 3.4m3 の容器が 2 個)，使用済フィルタの保管容器が約 4m3（約 2m3 の容器で 2 個程度）発生する見込みである。
2.

接続配管，ホース
接続配管，ホースは，残水をブローする。表面線量率は 0.1mSv/h 以下と想定しており，

表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリア（Ｐ１）にて一時保管する。表面
線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。なお，β汚染が確認された場合及びβ汚染の恐れのある場合については容器に収納した上で一時保管する。継続使用する設備との切り離しはフランジ部とし，開放部を閉止する。
撤去に伴い，約 0.1m3 の瓦礫類が発生する見込みである。

Ⅲ-3-6-1-添 19-1

添付資料－２０
雨水処理設備等の解体・撤去の方法について
雨水処理設備等の解体・撤去に伴い，核燃料物質その他の放射性物質に汚染されている可能性のあるタンク，ポンプ，移送配管の解体・撤去作業※の方法について定める。
※実施計画上の撤去作業には仮置き作業を含む

1.

雨水処理設備等ａ．タンク
雨水回収タンク（フランジタンク）は，受入している堰内雨水を雨水処理設備により処理した後に，必要に応じて汚染拡大防止を図った上で解体・切断し，構内で保管する。
ｂ. ポンプ
集水ピット抜出ポンプは，内包する堰内雨水を水抜きし，雨水処理設備により処理した後に，汚染拡大防止を図った上でポンプとケーブルを解体・分別し，ポンプ全体を養生し，構内で保管する。
ｃ．移送配管
移送配管を取り外す前には，配管内部の水抜きを実施し，雨水処理設備により処理を行う。また，残水がある場合に備えて，配管取り外し部には受け養生を実施し，汚染拡大防止を図った上で取り外し・切断し，端部養生を行い構内で保管する。

1.1.

残水処理作業時(残水処理前の仮設ポンプによる水抜き作業を含む)の漏えい防止策
及び漏えい拡大防止策

堰内雨水の処理後にタンク底部に残る残水の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，バキュームカー及び底部残水回収装置等を使ってタンク底部より残水を回収し，雨水処
理設備等により処理する。残水の回収処理作業は，タンク内の空間線量率を測定し、閾値（γ線：0.4mSv/h または β 線：2.5mSv/h）を基準にして残水回収処理方法を判断する。
なお，解体前にタンク内部のダスト濃度測定を行い，閾値（5×10-5Bq/cm3）を超過している場合は，タンク内表面に散水を行うが，散水により発生する残水（1 回に 1m3 程度）についても回収処理作業で回収を行い雨水処理設備等により処理を行う。また、作業中のダスト
濃度上昇に伴う追加対策として実施する追加散水を考慮しても最大でタンク 1 基あたり 5m3程度であるため雨水処理設備等による処理に影響を及ぼすことはない。
当該作業を行う際の，漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a.

漏えい防止策として，仮設ホースを使用する場合は，仮設ホースの継手部をカムロック式とし，さらに番線等で固縛して，継手の外れ防止を行う。また、タンクの撤去にあたり実施する残水回収処理作業にバキュームカーを使用する場合には，バキ
Ⅲ-3-1-6-添 20-1ュームカーとホースの接続にロック機構を有するものを使用し，確実にロックされていることを確認する。
b. 漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部に水受けをもうけることにより，漏えい水を受けられるようにした上で，残水移送中には作業員による常時監視を行う。
1.2. 解体作業時の汚染拡大防止策
解体作業時における汚染拡大防止対策の可否については，解体前にタンク内部のダスト濃度測定を行い，閾値（5×10-5Bq/cm3）を超過する場合は，汚染拡大防止を図った上で作業を実施する。
解体作業手順の概要を図―１に示す。
a※. タンク上部のマンホールからタンク内表面に散水し，表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクを低減する。
b※.

局所排気装置を設置し，タンク下部のマンホールからタンク内部の空気を吸引し，フィルタでろ過することにより，タンク上部から放射性物質が飛散するリスクを抑制する。

c. タンク解体片は，地面に降ろした後，周辺の汚染レベルを上昇させないように養生等を実施し運搬する。
d.

最下段の側板及び底板の解体は，残水が完全に除去されていることを確認した後に
着手する。

e.

解体作業の期間中は，タンク上部の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。なお，測定値が閾値を超過している場合は，作業を中断し，追加散水や集塵の強化等の対策を実施し，測定値が閾値未満に戻ったことを確認してから再開する。

ｆ．追加散水や集塵の強化等の対策を施しても測定値が閾値未満に戻らない場合には，作業を中止し，タンク上部に仮天板を取り付ける。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。
※

a.b についてはタンク内部のダスト濃度が閾値を超えた場合にのみ実施する。

1.3. 減容作業・保管時の汚染拡大防止策「Ⅲ 特定原子力施設の保安 6 特定原子力施設の設備，機器の解体撤去に係る補足説明
添付資料－４ 中低濃度タンク及び高濃度滞留水受タンクの解体・撤去の方法について 5.3.
減容作業・保管時の汚染拡大防止策」に同じ。
1.4. 作業員の被ばく低減
a. タンクの解体においては，必要に応じてゴムマット等の養生を行い，被ばく低減を図る。
b. タンク切断では，可能な限り遠隔作業により，被ばくの低減を図る。
Ⅲ-3-1-6-添 20-2

c.

解体作業中にダスト濃度が万が一上昇した場合に備えて，念のため全面マスクを着用する。
ポンプおよび配管の開放作業時においても，全面マスクを着用して作業を実施する。
なお，開放作業時におけるダストの舞い上がりは少ないと考えるものの，適宜，空気中の放射性物質濃度を測定し，必要に応じて遮へい，局所排風機，ハウスを設置する。また，機器の取り外しまたは切断時においては，開放端部をゴム質のキャップ等で養生し，作業時の被ばく低減を図る。

1.5. 瓦礫類発生量a. タンクの解体・撤去に伴い，B エリア：約 250m3，H5 エリア：約 250m3，G6 エリア：
約 500 m3，H4 エリア：約 500 m3，G4 南エリア：約 250m3 の瓦礫類が発生する見込みである。
b. ポンプ，移送配管の解体・撤去に伴い，C エリア：約 20m3，E エリア：約 10m3，G4 北
エリア：約 20m3，G5 エリア：約 20m3，H9 エリア:約 20m3，H9 西エリア：約 20m3 の瓦礫類が発生する見込みである。
（先行運用分含む）
c. 瓦礫類は 0.1mSv/h 以下の表面線量率であり，表面線量率に応じて定められた屋外の一時保管エリア（受入目安表面線量率 0.1mSv/h 以下のエリア（一時保管エリア C，
N，O，P1，AA））へ搬入する。
ただし，表面線量率 0.1mSv/h を超えた瓦礫類は，エリア E1，P2，W，X へ保管し，タンク減容片を保管した容器については，一時保管エリア P1 または AA へ搬入する。
また，表面線量率 1mSv/h を超えて 30mSv/h 以下の瓦礫類は，固体廃棄物貯蔵庫第６，７，８，９棟へ搬入する。
d. 今後発生する瓦礫類の保管容量が逼迫する場合は，受入目安表面線量率を満足する他の線量区分のエリアに瓦礫類を一時保管することにより保管容量を確保する。また，
固体廃棄物貯蔵庫の追設等を行うことにより容量不足を解消していく。
1.6. 保管時の安定性評価「Ⅲ 特定原子力施設の保安 6 特定原子力施設の設備，機器の解体撤去に係る補足説明
添付資料－４ 中低濃度タンク及び高濃度滞留水受タンクの解体・撤去の方法について 5.8.
保管時の安定性評価」に同じ。

Ⅲ-3-1-6-添 20-3

m： 機器質量g： 重力加速度（9.80665 m/s2）
H： 据付面からの重心までの距離
L： 転倒支点から機器重心までの距離
CH： 水平方向設計震度（0.24）
地震による転倒モーメント：
M1[N・m] = m×g×CH×H
自重による安定モーメント：
M2[N・m] = m×g×L

表－１ 転倒評価結果
機器名称
容器（20ft コンテナ）
１ブロック

評価

評価

部位

項目

本体

転倒

水平方向
設計震度
CH
0.24

算出値

許容値

M1

M2

4.60×103

1.80×104

算出値

許容値

M1

M2

1.15×103

2.79×103単位kN･m

表－２ 転倒評価結果
機器名称
容器（20ft コンテナ）
１ブロック

評価

評価

部位

項目

本体

転倒

水平方向
設計震度
CH
0.24

Ⅲ-3-1-6-添 20-4

単位

kN･m

図－１ 解体作業のフロー

Ⅲ-3-1-6-添 20-5

約 10.4m

図－２ 容器の保管状態

図－３ 容器の保管状態

図－４ 容器の保管状態

Ⅲ-3-1-6-添 20-6

エリア P1

エリア AA

一時保管エリア（エリア P1，AA）

エリア P1（容器）

エリア P1 詳細

エリア AA 詳細

H28 年 11 月現在

H30 年 2 月現在

図－５ 容器を保管する一時保管エリア（エリア P1,AA）
以上
Ⅲ-3-1-6-添 20-7

添付資料－２１
RO 濃縮水処理設備の撤去方法について
RO 濃縮水処理設備の廃止に伴い，核燃料物質その他の放射性物質に汚染されている可能性のある容器，ポンプ，配管等の解体・撤去作業の方法について定める。
1.

処理装置供給タンク処理装置供給タンクは汚染水処理設備等へ用途変更することから，内部を高圧水により洗浄し，残水を回収した後に，出入口配管等を取り外し，汚染拡大防止を図った上で撤去し，構内で保管する。
1.1. 残水処理作業時の漏えい防止策及び漏えい拡大防止策
汚染水の処理後にタンク底部に残る残水の回収処理作業では，仮設ホース，仮設ポンプ，
仮設タンク等を使ってタンク底部より残水を回収する。回収した残水は，RO 濃縮水処理水
中継タンクに仮設ホース，仮設ポンプ，仮設タンク等を用いて移送し，既設設備で Sr 処理
水貯槽等へ移送した後，多核種除去設備等により処理する。
当該作業を行う際の，漏えい防止策及び漏えい拡大防止策は以下の通り。
a.

仮設ホースの継手部をレバーロック式カプラーとし，さらに継手部を固縛して外れ防止を行う。

b. 漏えい拡大防止策として，仮設ホースの接続部を袋養生することにより，漏えい時に汚染水を受けられるようにすると共に仮設ポンプ等の設置エリアは堰を設ける。また，残水移送中には作業員による常時監視を行う。
1.2. 撤去作業時の汚染拡大防止策
a. 局所排気装置でタンク内部の空気を吸引し，フィルタでろ過することにより，タンクから放射性物質が飛散するリスクを抑制する。
b. タンク内表面に高圧水を吹き付け，表面の汚染をできるだけ洗い流すことにより，放射性物質の飛散のリスクを低減する。また，洗浄作業中には作業員による常時監視を行う。なお，洗浄作業により発生する水の量は，処理装置供給タンクの容量以下（サブドレン他浄化装置建屋外周堰の漏えい防止能力以下）である。
c. タンクを減容場所まで輸送する際は，放射性物質の飛散により，周辺の汚染レベルを上昇させないように開口部に養生等を実施し運搬する。
d.

撤去作業中は，タンク周辺の空気中の放射性物質濃度を定期的に確認する。なお，測定値に異常が確認された場合には，速やかに作業を中断し，集塵の強化や養生の見直し等の対策を実施し，測定値が通常時に戻ったことを確認してから再開する。

Ⅲ-3-1-6-添 21-1

e． 集塵の強化や養生の見直し等の対策を実施しても測定値が通常時に戻らない場合には，作業を中止する。その後，原因を調査し，必要に応じて対策を施した上で再開する。
1.3. 作業員の被ばく低減
ａ． タンク内の洗浄作業では，タンク外から洗浄ノズルを挿入し，可能な限りタンクから離れた位置で作業することにより，被ばく低減を図る。
ｂ． タンク近傍で作業を行う場合は，アノラック等の防護装備を着用する。
2.

前処理フィルタ
フィルタ容器は，淡水置換し，エアブローにより水切りした後，開口部を養生する。表面

線量率は 0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリアにて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。なお，β汚染が確認された場合及びβ汚染の恐れのある場合については容器に収納した上で一時保管する。
使用済フィルタは，エアブローにより水切りした後，コンクリート製または金属製の保管
容器に収納して瓦礫類の一時保管エリア（E2,F1,Q）で貯蔵する。
運搬時に落下することを防止するため，フィルタ保管容器はトレーラに固縛するなどの対策を講じて輸送する。
使用済フィルタの保管時は，瓦礫類の一時保管エリアの受入目安表面線量率に応じて，保管容器の表面線量率を管理（保管容器の遮へいを考慮し，保管容器の表面線量率を測定）する。
2.1. 汚染拡大防止
使用済みフィルタのコンクリート製の保管容器は，鉄筋を配したコンクリートを使用する。保管容器の蓋には可燃性ガスの滞留防止のためにベント孔を設け，蓋が容易に外れないよう容器と固定される構造とする。また，保管容器は，雨水が容易に入り難い構造とする。
使用済みフィルタの金属製の保管容器は，屋外保管環境下での腐食防止のため，塗装を施した金属材料を使用する。保管容器の蓋には可燃性ガスの滞留防止のためにベント孔を設け，蓋が容易に外れないよう容器と固定される構造とする。また，保管容器は，雨水が容易に入り難い構造とする。
2.2. 崩壊熱除去
使用済フィルタの保管時においては，フィルタの耐熱温度である 130℃を超えることはなく，材料の健全性に影響を与えるものではない（別添－１）。

Ⅲ-3-1-6-添 21-2

2.3. 可燃性ガスの滞留防止
前処理フィルタは，可燃性ガスの滞留防止のため，淡水置換し，エアブローにより水切りした後，ベント孔を設けた保管容器に収容して保管する。保管時の水素濃度の評価を行った結果，到達水素濃度は可燃限界を超えることはない（別添－２）。
2.4. 瓦礫類発生量
撤去に伴い，フィルタ容器が約 9m3，使用済フィルタの保管容器が約 8m3（約 2m3 の容器で 4 個程度）発生する見込みである。
3.

吸着塔
使用済吸着塔は，淡水置換し，エアブローにより水切りした後，使用済セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設，第四施設）に貯蔵する。
使用済吸着塔は，平成 23 年 6 月から実施している実績のあるセシウム吸着装置の吸着塔と同様の要領により，使用済セシウム吸着塔一時保管施設に搬入される。撤去作業は，
フォークリフトおよびトレーラ等を用いる。運搬時に落下することを防止するため，使用済
吸着塔はトレーラ上に固定されたラックに収容するなどの対策を講じて輸送する。
使用済吸着塔の貯蔵による敷地境界への直接線・スカイシャイン線による寄与は，使用済セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設，第四施設）に貯蔵される他の廃棄物と同程度であり，使用済セシウム吸着塔一時保管施設（第一施設，第四施設）の敷地境界線量の評価結果に包絡される。
3.1. 崩壊熱除去
使用済吸着塔の保管時においては，吸着塔内の吸着材の耐熱温度である 600℃を超えることはなく，材料の健全性に影響を与えるものではない（別添－１）。
3.2. 可燃性ガスの滞留防止吸着塔は，可燃性ガスの滞留防止のため，淡水置換し，エアブローにより水切りした
後，ベントを開放して保管する。保管時の水素濃度の評価を行った結果，吸着塔内の到達水素濃度は可燃限界を超えることはない（別添－２）。
3.3. 瓦礫類発生量
撤去に伴い，使用済吸着塔は 5 基程度発生する見込みである。
4.

ポンプ，配管，付属機器
ポンプ，配管類（弁，ホース含む）は，残水をブローする。瓦礫類の表面線量率は全て0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリアにて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。継続使用する設備との切り離しはフランジ部

Ⅲ-3-1-6-添 21-3

とし，開放部を閉止する。
付属機器（ケーブル，計器等）は，表面線量率は全て 0.1mSv/h 以下と想定しており，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。表面線量率が 0.1mSv/h を超える場合においても，表面線量率に応じて定められた一時保管エリアにて一時保管する。
なお，β汚染が確認された場合及びβ汚染の恐れのある場合については容器に収納した上で一時保管する。
撤去に伴い，約 150m3 の瓦礫類が発生する見込みである。
5.

RO 濃縮水処理設備の撤去に係る確認事項について
RO 濃縮水処理設備の撤去に係る確認事項を表－１に示す。
表－１確認事項（処理装置供給タンク， 前処理フィルタ 1～4，吸着塔 1～5，
処理装置供給ポンプ，処理装置加圧ポンプ，主配管）
確認事項

確認項目

機能

機能確認

確認内容

判定基準

実施計画の通り施工されてい実施計画の通りであること。

ることを確認する。

Ⅲ-3-1-6-添 21-4

別添－１
RO 濃縮水処理設備温度評価
温度評価は，前処理フィルタ及び吸着塔の収容物からの発熱を入熱条件とし，解析により前処理フィルタ及び吸着塔の最高温度を評価する。
1. 評価概要○ 評価手法：
熱解析プログラムSTAR-CCM+により，発熱体からの自然対流熱伝達，熱輻射，固体熱伝導を考慮し，吸着塔の温度分布を解析した。
○ 線源条件：前処理フィルタ及び吸着塔の線源条件については，下表を条件とした。

機器名称

前処理フィルタ

吸着塔

線源強度

核種

（Bq/体）

Cs-134

3.4×1010

Cs-137

3.4×1010

Cs-134

5.9×1011

Cs-1375.9×1011

Sr-90※

4.8×1015※

平衡核種として Y-90 も同濃度として評価○ 入熱条件：・フィルタについては，発熱量が最大となるフィルタ 1 を発熱体とする。フィルタ
１は高性能多核種除去設備にて評価されているフィルタ 3 及び 4 と同等の保管形状であり，かつ発熱密度がフィルタ 3 及び 4 に比べて小さいことから，保守的に高性能核種除去設備のフィルタ 3 及び 4 の入熱条件を採用する。
・吸着材については，吸着量が増大するほど発熱量が増大する。そのため，吸着量が最も大きく，発熱量が最大となるセシウム・ストロンチウム同時吸着塔の吸着材を発熱体とした。

Ⅲ-3-1-6-添 21-5

○ 評価条件：・フィルタは，保管容器に収容される。本評価では，容器及び内部のフィルタをモ
デル化し，解析により温度評価を実施した（図１参照）。
・吸着塔は，中空の円柱形の容器（UNS S32205 製）内に収用されており，さらに容器の外周には鉛の遮へい体が設置されている。本評価では，容器及び遮へい体をモデル化し，解析により温度評価を実施した（図２参照）。
・外気温度は保守的に 40℃と設定した。
2. 解析結果
フィルタ及び吸着塔の温度評価の結果，最高温度はフィルタでは約 67℃，吸着塔では約182℃となった（図 3，図 4 参照）。フィルタ及び吸着塔内の吸着材の耐熱温度である 130℃
及び 600℃を超えることはなく，材料の健全性に影響を与えるものではないことを確認した。

Ⅲ-3-1-6-添 21-6

端栓
容器
フィルタ

フィルタ及び容器断面概要

フィルタ及び容器断面概要（上面より）

フィルタ及び容器評価モデル（上面より）
フィルタ及び容器評価モデル

図１ フィルタの評価モデル

表１ フィルタの評価に用いた物性値等
発熱量

70[W]

フィルタ

0.25[W/m・K]

端栓

0.19[W/m・K]

容器

1.2[W/m・K]

空気

伝熱工学資料第４版
常圧下の気体の熱物性値から近似式により算出

Ⅲ-3-1-6-添 21-7

発熱体
吸着塔
遮へい体

吸着塔
遮へい体

A

A
発熱体

A-A 断面
評価モデル（吸着塔・遮へい体断面）
吸着塔概要

図２ 吸着材の評価モデル
表２ 吸着塔の評価に用いた物性値等
発熱量

吸着材
容器 （S32205）

遮へい体（鉛）1000[W]

熱伝導率は表３に示す値から線形補間
熱伝導率は表４に示す値から線形補間（二相ステンレス鋼加工マニュアル
第二版 2009 年）
径方向 0.75[W/m・K]
周方向，軸方向 30.5[W/m・K]

空気

伝熱工学資料第４版
常圧下の気体の熱物性値から近似式により算出

Ⅲ-3-1-6-添 21-8

表３ 吸着材熱伝導率
温度

熱伝導率

25.0 [℃]

0.119 [W/m・K]

125.0 [℃]

0.161 [W/m・K]

250.0 [℃]

0.186 [W/m・K]

375.0 [℃]0.183 [W/m・K]

500.0 [℃]

0.182 [W/m・K]

表４ 容器(S32205)熱伝導率
温度

熱伝導率

297 [K]

16.0 [W/m・K]

373 [K]

17.0 [W/m・K]

473 [K]

19.0 [W/m・K]

573 [K]

20.0 [W/m・K]

図３ フィルタ温度評価結果

Ⅲ-3-1-6-添 21-9

図４ 吸着塔温度評価結果

Ⅲ-3-1-6-添 21-10別添－２

水素発生量評価について
RO濃縮水処理設備における水素発生量評価の結果を以下に示す。使用するフィルタ及び吸着材のうち，水素発生速度が最も高い吸着材を収容する吸着塔の評価結果を以下に示す。
1. 水素発生量評価
水素は，吸着した核種の崩壊エネルギーが容器内に残留する水に吸収され発生する。水素
発生速度H(mol/s)は次式により求めた。

H

G α E

A

H：水素発生速度
G：水が100eVのエネルギーを吸収した際に発生する水素分子の個数，0.45
α：含水率，1.0
E：水が吸収するエネルギー：5.44×1019（100eV/s）
A：アボガドロ数（6.02×1023個/mol）
2. 水素到達濃度評価
吸着塔内の水素到達濃度は，水素発生量と濃度勾配から生じる拡散による水素排出量を考慮し，以下の方法で評価する。
3. 水素到達濃度評価
吸着塔内の吸着材充填領域から発生した水素ガスは，吸着塔上部の空間部に排出される。吸着塔は，保管時にベント管と取水側のノズルを開放し，上部空間の水素は空気との密度差により上昇しベント管から排出される。また，排出された水素ガスの体積に応じて，取水側ノズルから空気が流入する（図１参照）。このときの水素の排出と空気の流入を流体解析コード(STAR-CCM+)により解析し，吸着塔内の水素濃度を評価した。
なお，吸着塔の線源条件については，下表を条件とした。
機器名称
吸着塔

核種

線源強度（Bq/体）

Cs-134

5.9×1011

Cs-1375.9×1011

Sr-90※

4.8×1015※

平衡核種として Y-90 も同濃度として評価

Ⅲ-3-1-6-添 21-11

4. 評価結果
解析の結果，吸着塔内の到達水素濃度は約2.8%となる（図2参照）。
以上

ベント管

取水側ノズル

ベント管

取水側ノズル

吸着材充填領域

図１ 吸着塔の評価体系

図２ 評価結果

Ⅲ-3-1-6-添 21-12

ベント管及び取水側ノズルのモデル

添付資料－２２
福島第一原子力発電所 1/2 号機共用排気筒の上部解体について
1.

排気筒上部解体の目的
1/2 号機共用排気筒(以下，排気筒)は，震災後の点検で一部の部材の損傷を確認していること，及び排気筒としての機能を有していないことから，耐震上の裕度を向上させるた
め，排気筒の上部を解体する。

2.

排気筒上部解体の計画概要
排気筒は，地上からの高さ 120m，内径 3.2m の筒身を鋼管四角形鉄塔で支えた鉄塔支持
型共用排気筒である。本計画では，地上からの高さ約 60m～120m を解体範囲とする。

解体範囲
図 1 1/2 号機共用排気筒概要図（単位：ｍ）

Ⅲ-3-6-1-添 22-1

3.

計画工程
計画工程は以下の通り。
工程は現場状況や他工事との調整により変動する可能性が有る。
計画工程：平成 30 年 12 月

4.

～ 平成 31 年 12 月

排気筒の解体方法
大型クレーンに吊り下げた遠隔解体装置により，頂部から順番に筒身や鉄塔をブロッ
ク単位で解体する。なお，排気筒周辺の線量が高いことから上部作業は無人化し，下部での準備作業・小割解体作業は有人作業とする。
解体作業における留意事項を下記に示す。
・ 解体作業周辺の稼働中の設備を解体作業に伴い損傷させないために，図面及び現場調査にて確認し，現場状況に応じて設備の防護を施す。
・ 解体作業においては，火災リスクを低減するため，原則，火気を使用する装置は使用しない。また，切断時の火花については，可能な限りで養生する。

5.

解体作業に伴う放射性物質の飛散抑制策
排気筒は震災の際にベント作業で使用していることから，筒身内面に遊離性のダストが付着している可能性がある。よって，筒身切断時は下記の対策を実施する。
a.作業開始前
解体作業前に，筒身内面に飛散防止剤を散布することで，筒身内面の遊離性ダス
トを固着する。
b.作業中
筒身切断時には，切断装置(チップソー)をカバーで覆い，カバー内ダストを可能
な限り吸引することで飛散量の低減を図る。
遠隔解体装置には，ダストモニタを設置し，作業中の空気中放射性物質濃度を監視する。作業中に，万が一，遠隔解体装置に設置したダストモニタ及び構内に設置しているダストモニタ，モニタリングポストにより，空気中放射性物質濃度もしく
は空間放射線量率の異常を検知した場合は，解体対象物が安全な状態にあることを確認した後に作業を中断する。

6.

解体作業に伴う放射性物質の環境影響
排気筒周辺の雰囲気線量率の調査結果から保守的に筒身の表面線量率を推定し，表面積から気中へ放出される放射性物質放出量の評価を行った。評価結果より，本作業に伴う放射性物質の放出による敷地境界での線量影響が，「特定原子力施設への指定に際し東京電力株式会社福島第一原子力発電所に対して求める措置を講ずべき事項について」で求められている敷地境界線量１mSv/年未満と比較して，十分小さな値であること

Ⅲ-3-6-1-添 22-2

を確認した。
また，本作業に伴う放射性物質の放出量と解体作業時間から想定した放射性物質の放出率は，敷地境界の近傍に設置されたダストモニタの警報設定値を超えない範囲であることを確認した。
7.

解体作業中の解体部材の落下防止対策
解体作業中の部材落下防止を図るため，遠隔解体装置には多重の把持機構を設け，把持状態はカメラにより監視する。

8.

廃棄物の保管排気筒解体作業に伴い，表面線量率 1～30mSv/h の金属瓦礫類が約 450 ㎥発生すると想定している。なお，解体後，地上にて解体対象物の線量測定を行い，線量区分に応じて，下記の通りに保管・管理する。
「Ⅲ章第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，1～30mSv/h の金属瓦礫類
は固体廃棄物貯蔵庫に保管・管理する。1mSv/h 以下の金属瓦礫類のうち，0.1～1mSv/h
以下の金属瓦礫類は一時保管エリア(E1，P2，W，X)及び固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟に，0.1mSv/h 未満の金属瓦礫類は一時保管エリア(P1)に保管・管理する。

9.

作業者の被ばく線量の管理
放射線業務従事者が立ち入る場所では，外部放射線に係わる線量率を把握し，放射線業務従事者の立入頻度や滞在時間等を管理することで，作業時の被ばく線量が法令に定められた線量限度を超えないようにする。
なお，本工事における放射線業務従事者の被ばく線量低減策として，以下の対策を実施する。
・ 遠隔操作設備の利用による被ばく低減
・ 待機場所（低線量エリア）の活用による被ばく低減
・ 排気筒周辺作業時の遮へいスーツ着用
・ 作業時間管理・作業員ローテーションによる被ばく低減
・ 解体装置操作室を低線量エリアに設置
・ クレーン操作室への遮へい設置による被ばく低減
高線量エリアに近接した施工であるため，現場状況を踏まえ，今後継続的に被ばく線量低減に向けた線源の把握と除去，線源からの遮へい，作業区域管理等を行い，更なる被ばく線量低減に努める。

Ⅲ-3-6-1-添 22-3

添付資料－２３
一時保管エリアの設備の解体撤去における補足説明
1. 設備解体の目的
作業員の被ばく等のリスクを低減するため水処理二次廃棄物および再利用・再使用対象を除く全ての固体廃棄物（伐採木，瓦礫類，汚染土，使用済保護衣等）の屋外での保管を解消し，建屋内保管へ集約する計画である。本計画の内，伐採木一時保管槽，覆土式一時保管
施設，一時保管エリアＮについて，各設備の解体に伴う解消作業手順及び安全対策について示す。
2. 一時保管エリアの解消作業
2.1 伐採木一時保管槽（一時保管エリアＧ，Ｔ）
2.1.1 解消作業手順
解消作業手順は以下のとおり。
a. 上部に設置した遮水シート，覆土及び保護シートを撤去する。
b. 槽内の伐採木を取り出す。
c. 伐採木運搬重機に積載し増設雑固体廃棄物焼却設備へと運搬する。
2.1.2 飛散拡散防止対策：
解消作業において，放射性物質が付着した粉じんの飛散防止を図るため，以下の対策を実施する。
a. 作業前，作業中，作業終了時に空気中の放射性物質濃度を測定し，放射性物質濃度の有意な上昇を確認した場合には作業を中断する。
2.1.3 汚染拡大防止対策
解消作業において，放射性物質の汚染拡大防止を図るため，以下の対策を実施する。
a. 取り出した伐採木を運搬する際は運搬重機の荷台にシート養生を実施する。
b. 雨天時は伐採木の取り出し作業を実施せず，シートで養生を行う。
2.1.4 作業員の被ばく低減対策
解消作業において，作業員の被ばく低減を図るため，以下の対策を実施する。
a. 伐採木の取り出し及び運搬重機への荷役作業は可能な限り重機を用いて作業する。
2.2 覆土式一時保管施設（一時保管エリアＬ）
2.2.1 解消作業手順
Ⅲ-3-6-1-添 23-1

解消作業手順は以下のとおり。
a. 飛散抑制対策を実施する。
b. 上部に設置した覆土，遮水シート，緩衝材及び保護シートを撤去する。
c. 重機を用いて覆土式一時保管施設内の瓦礫類を金属製容器に収納する。
2.2.2 飛散拡散防止対策
解消作業において，放射性物質が付着した粉じんの飛散防止を図るため，以下の対策を実施する。
a. 覆土式一時保管施設の槽を覆うテントを設置し，必要に応じてテント内でミストを散水する。
b. テントの外側で空気中の放射性物質濃度を測定し，放射性物質濃度の有意な上昇を確認した場合には作業を中断する。
2.2.3 汚染拡大防止対策
解消作業において，放射性物質の汚染拡大防止を図るため，以下の対策を実施する。
a. 覆土式一時保管施設の槽を覆うテントを設置し，瓦礫類の取出し，金属製容器への収納をテント内で実施する。
2.2.4 作業員の被ばく低減対策
解消作業において，作業員の被ばく低減を図るため，以下の対策を実施する。
a. 必要に応じて遠隔操作重機を用いた瓦礫類の取出し，金属製容器への収納を実施する。
2.3 一時保管エリアＮ
2.3.1 解消作業手順
解消作業手順は以下のとおり。
a. 一時保管エリアの屋根を撤去する。
b. エリア内の堰を撤去し，仮堰の設置を行うことで，堰の機能を維持しながら作業を実施する。
c. ノッチタンクに保管された瓦礫類を取り出し，金属製容器に収納する。
2.3.2 飛散拡散防止対策
解消作業において，放射性物質が付着した粉じんの飛散防止を図るため，以下の対策を実施する。
a. ノッチタンクの天板取り外し時， ダスト飛散を確認するためダスト測定を実施し，ダストの飛散が生じる場合は，ダスト飛散抑制対策を実施する。
Ⅲ-3-6-1-添 23-2

2.3.3 汚染拡大防止対策
解消作業において，放射性物質の汚染拡大防止を図るため，以下の対策を実施する。
a. 屋根及び堰を撤去した区画の内，土のう入りのノッチタンクがある区画には，雨水流出防止対策として仮堰を設置する。また，ノッチタンクより取出した土のうは金属製容器に収納する。
b. 屋根のない状態において，雨天時に瓦礫類を取り出す作業を実施しない。
2.3.4 作業員の被ばく低減対策
解消作業において，作業員の被ばく低減を図るため，以下の対策を実施する。
a. ノッチタンクからの瓦礫類の取り出し作業において，遠隔操作治具等を活用する。
3. 廃棄物の管理
一時保管エリアの設備の撤去に伴い新たに発生する廃棄物については，線量測定を行い線量区分に応じて下記の通りに保管・管理する。
「Ⅲ第 3 編 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理」に従い，屋内保管施設（又は一時保管エリア）で保管する。
また一時保管エリアＮにて瓦礫類を取り出した金属製容器については，定検機材倉庫Ａ棟にて減容し，金属製容器に収納の上で，一時保管エリアに保管する。

Ⅲ-3-6-1-添 23-3