令和３年度第１回福島県原子力発電所安全確保技術検討会
資料２－１

令和2年度第５回福島県原子力発電所
安全確保技術検討会 追加質問への回答

2021年４月2６日
東京電力ホールディングス株式会社

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

1

質問事項No.3：「性能維持施設について、必要な期間中、必要な機能及び性能を維持できるよう、保安規定に施設管理計画を定め」とあるが、その内容について説明していただきたい。特に台数を現状から減らして機能を維持する場合（非常用ディーゼル発電機は減らす？）は、その根拠を明確にしていただきたい。
保安規定 第54条（施設管理計画）に記載しているとおり，今回の変更認可申請で修正した主な箇所は以下の３点になります。
保全対象範囲を廃止措置計画に定める性能維持施設及びその他自ら定める設備に縮小すること
従来の施設管理計画の内容を踏まえつつ，廃止措置段階に維持する設備の重要さ度合いに応じた保全を行っていくこと
運転炉に関する規定を削除していること
非常用ディーゼル発電機については，外部電源を喪失した際に性能維持施設へ電源を供給する機能を維持しますが，廃止措置段階では，原子炉が停止しており，外部電源喪
失時に原子炉を安全に停止するための機器（工学的安全施設）などへ電力を供給する必要はなく，多重性は不要のため，１号，２号，３号及び４号炉で設置されている12台のうち廃止措置における電源供給に必要な２台を維持します。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

2

質問事項No.4：浸水した際には機動的対応により燃料の健全性は確保できるとしているが、海水熱交換器建屋の水密化・浸水防止対策、タービン建屋接続トレンチ浸水防止対策及び原
子炉建屋側15.4m防潮堤による日本海溝・千島海溝沿いの巨大地震に伴う津波への対策の効果（各建屋への浸水防止対策の有効性、使用済燃料の冷却設備の健全性の確保可否、等）について説明していただきたい。
原子炉建屋側15.4m防潮堤については，弊社津波解析により主要建屋設置エリア（
O.P.+12m盤）の北側へわずかに浸水するものの，原子炉建屋内へ浸水しないことを確認しております。
海水熱交換器建屋機器搬入扉の水密化や，海水熱交換器建屋内の非常用電気品室入口扉の浸水防止については，設計浸水深（O.P. +約6m）で対策を実施していることから，海水が流入する可能性があります。
また，海水熱交換器建屋とタービン建屋をつなぐトレンチの浸水防止対策については，
設計津波高さ(O.P. +15.4m）で水密化・止水処置を実施しておりますが，トレンチを通じてタービン建屋に浸水する可能性があります。その場合でも浸水範囲はタービン建屋地
下2階床面に留まり，復水補給水ポンプ及び燃料プール補給水ポンプと関連する電源の健全性は確保され，使用済燃料プールの冷却が可能であることを確認しております。
仮に、地震等の他要因により既設電源が喪失した場合も，当該ポンプに電源車により電源を供給することで使用済燃料プールへの注水は成立すると考えております。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

3

質問事項No.6：設備復旧対応の例として、復水補給水ポンプ、燃料プール補給水ポンプに電
源車より電源を供給して、使用済燃料プールへ注水するとしているが、復水補給水ポンプ、燃料
プール補給水ポンプ及び電源盤の設置場所、海抜高さについて説明すること。それらの巨大津波の浸水の影響について説明していただきたい。
燃料プール補給水ポンプ，復水補給水ポンプの設置場所及び電源盤の設置場所は下表のとおりです。
設備

燃料プール補給水ポンプ

設置場所

１～４号炉
原子炉建屋地下１階（海抜６ｍ）

電源盤の設置場所
１号炉
原子炉建屋２階（海抜１８ｍ）
２号炉
原子炉建屋１階（海抜１２ｍ）
原子炉建屋地下２階（海抜０ｍ）
３，４号炉
原子炉建屋地下１階（海抜６ｍ）

復水補給水ポンプ

１，２号炉
タービン建屋地下１階（海抜２．４ｍ）
３，４号炉
タービン建屋地下２階（海抜－２ｍ）

１～４号炉
タービン建屋１階（海抜１２ｍ）

日本海溝・千島海溝沿いの巨大地震に伴う津波の影響について，弊社の評価では，主要建屋設置エリアの南側は浸水せず，同エリア北側の一部で僅かに浸水する結果となっておりますが，燃料プール補給水ポンプ及び復水補給水ポンプと関連する電源の健全性は確保されることを確認しております。仮に、地震等の他要因により既設電源が喪失した場合も，当該ポンプに電源車により電源を供給することで使用済燃料プールへの注水は成立すると考えております。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

4

質問事項No.9：品質マネジメントシステムに係り、廃止措置期間に設備更新や新増設する設
備および導入する装置には原子力品以外の一般産業品や汎用品が用いられる事が増えるのか。
設備や装置等の品質不良による不適合・トラブル発生を低減させるため、調達・設計段階から調達仕様書に性能・品質要求を明記し必要な試験・検査を行うなど品質管理が必要。「品質マネジメントシステムを構築し、保安規定に定める予定」とあるが、品質マネジメントに係る保安規定の記載内容等について説明していただきたい。
原子力品以外の一般産業品や汎用品の採用に関しましては，今後廃止措置を実施していく中で検討してまいりますが，現段階では大きな変更はないと考えております。
現行の保安規定第３条（品質マネジメントシステム計画）の中で，品質マネジメントシステ
ム，経営責任者等の責任，資源の運用管理，業務に関する計画の策定及び業務の実施，評価及び改善に関する内容を定めており，廃止措置段階に移行後も，運転段階と同様の品質管理を実施してまいります。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

5

質問事項No.10：解体工事準備期間(第一段階)放射性液体廃棄物処理処分及び監視について運転時と同様としているが、液体廃棄物の種類、放出量、処理処分及び監視について系
統概要、設備を示した上で説明していただきたい。特に、処理処分においては、サンプリングして濃度測定し海水系にて希釈放出する際の希釈方法（循環水系に代わる海水系は？希釈率は？）、排水モニタに拠る監視方法について説明していただきたい。
解体工事準備期間（第１段階）中に発生する放射性液体廃棄物については，各建屋の機器からのドレン等の原子炉運転中と同様な廃棄物を見込んでおり，廃液の種類及び性状に応じて，濃縮，ろ過及び脱塩処理を行い，放射性物質を可能な限り取り除いたう
えで，再使用又は保安規定に定める範囲内で管理放出致します。環境への放出前にはあらかじめタンク等※においてサンプリングし，放射性物質の濃度の測定を行います。
放出の際は，当直長が，液体廃棄物処理系排水モニタにより放射性液体廃棄物の放出を監視し，放水口での放射性物質の濃度が法令に定められた告示濃度を超えていないことを確認します。
放射性液体廃棄物の希釈方法を，原子炉運転中に考慮していた循環水ポンプから原子炉補機冷却海水系ポンプに変更するため，希釈水量は原子炉運転中と比較して約1/100となります。
排水モニタに異常があった場合でも，放水口モニタにて測定して検知可能となっております。
※：保安規定に定める試料採取箇所（貯留槽，収集槽，収集タンク，サンプル槽，受けタンク）放射性液体廃棄物に係る系統概要，設備について

6

放射性液体廃棄物の放出経路等については以下のとおりです。
•

希釈方法を，原子炉運転中に考慮していた循環水ポンプから原子炉補機冷却海水系ポンプに変更します。

•

運転中と同様に，各放出経路の最終タンク（図中★印）にて試料採取を実施します。また，液体廃棄物処理系排水モニタ（図中 ＲＥ ）にて放出を監視します。

•

２号，３号及び４号炉放水口のいずれかから放出します。なお，廃棄物処理建屋は放射性液体廃棄物がタイラインによって，それぞれ移送できる構造となっております。

•

放水口の最終段では、希釈された排水を放水口モニタで監視しています。

【１号炉】

除染廃液系 ★
シャワ・ドレン系 ★

シャワ・ドレン系

液体廃棄物処理系
排水モニタ
ＲＥ

高電導度廃液系

(※※)

(※※)

洗濯廃液系 ★
(※)

除染廃液系 ★
シャワ・ドレン系

シャワ・ドレン系 ★

高電導度廃液系

【４号炉】

Ｐ

Ｐ

Ｐ

循環水ポンプ

１号炉放水口
放水口モニタＲＥ

海洋
放出

除染廃液系 ★

除染廃液系 ★

【３号炉】

Ｐ
原子炉補機冷却海水系ポンプ

高電導度廃液系 ★

高電導度廃液系

ＲＥ【1号及び2号炉廃棄物処理建屋】

(※)

【２号炉】

放水口モニタ

液体廃棄物処理系
排水モニタ
ＲＥ

高電導度廃液系 ★
【3号及び4号炉廃棄物処理建屋】

高電導度廃液系

Ｐ

原子炉補機冷却海水系ポンプ
液体廃棄物処理系
排水モニタ
ＲＥ

Ｐ
原子炉補機冷却海水系ポンプ
液体廃棄物処理系
排水モニタ
ＲＥ

Ｐ

Ｐ

Ｐ

循環水ポンプ

概要図であり，実際の配管接続位置等を示すものではありません。
放射性液体廃棄物処理系のうち，海洋放出経路がある系統のみを記載しております。

Ｐ
原子炉補機冷却海水系ポンプ

放水口モニタ
ＲＥ

海洋
放出
Ｐ

Ｐ

Ｐ

循環水ポンプ

３号炉放水口
放水口モニタＲＥ

海洋
放出

除染廃液系 ★
(※)

２号炉放水口Ｐ

Ｐ

Ｐ

循環水ポンプ

４号炉放水口第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

7

質問事項No.11：解体工事準備期間(第一段階)放射性気体廃棄物処理処分及び監視について運転時と同様としているが、放出ルート、放出量、処理処分（フィルター）、監視(放出量、放出基準、濃度)及び放出管理について系統概要、設備を示した上で説明していただきたい。
解体工事準備期間（第１段階）中に発生する放射性気体廃棄物としては，換気空調系からの放出を見込んでおります。そのうち，希ガスとよう素の放出量については原子炉の運転を停止してから長期間が経過し，十分に減衰していることから無視できるとしております。また，粒子状放射性物質については，解体工事準備期間（第１段階）中は放射性物質によって汚染された区域の解体工事を行わないことから，これも無視できるとしております。
放出管理にあたっては，希ガス，よう素及び粒子状放射性物質を原子炉運転中と同様に測定を実施するとともに，フィルタを通して排気ファンにより排気筒等から放出します。
ここで言う「排気筒等」につきましては，放射性廃棄物の放出及び保管状況並びに放射線業務従事者の被ばく状況の報告で対象としている７箇所（１～４号炉主排気筒，廃棄物処理建屋換気系排気筒，焼却設備排気筒，サイトバンカ建屋排気口）と同じです。放射性気体廃棄物を大気中に放出する場合は，排気筒モニタ等による放射性物質の連続監視及び周辺監視区域境界付近の放射線監視を行います。また，放出管理目標値は放出量を考慮して設定せず，「発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質の測定に関する指針」に定める測定下限濃度未満であることを確認します。

放射性気体廃棄物に係る系統概要，設備について放射性気体廃棄物の放出経路等については以下のとおりです。
•

運転中と同様に，フィルタを通して排気ファンにより排気筒等から管理放出します。

•

放射性気体廃棄物を大気中に放出する場合は，異常がないことの確認に資するため，排気筒モニタ等による放射性物質の連続監視及び周辺監視区域境界付近の放射線監視を行います。

１～４号炉
主排気筒※

8
廃棄物処理建屋
換気系排気筒

試料採取用
フィルタ

ＲＥ

放射線検出器

試料採取用
フィルタ

ＲＥ

放射線検出器【１～４号炉】

各建屋

外気
フィルタ

フィルタ

給気ファン

排気ファン

【廃棄物処理建屋】

建屋

外気
フィルタ

給気ファン

フィルタ

排気ファン

フィルタ

排ガスブロア

焼却設備排気筒

焼却設備
試料採取用
フィルタ

フィルタ

給気ファン

放射線
検出器

【サイトバンカ】

建屋

外気

ＲＥ

フィルタ

排気ファン

試料採取用
フィルタ

※：概要図であり，実際には１号，２号，３号及び４号炉それぞれ個別の主排気筒が存在します。

ＲＥ

放射線
検出器

サイトバンカ建屋
排気口

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

9

質問事項No.15：保安管理体制に係り、廃止措置に係る組織への見直し、廃止措置室の新設、廃止措置主任者の選任、廃止措置計画Ｇ及び廃止措置除染プロジェクトG新設等を実施するとしており、参考として組織図・体制表は示されているが、見直しの考え方、従来からの変更と目的、新職務の役割、位置付け等について説明していただきたい。
廃止措置の体制については，廃止措置に関する保安管理業務を円滑かつ適切に実施するため，以下を実施したうえで確立します。
廃止措置の業務に係る各職位とその職務内容を明確にする
保安管理上重要な事項を審議するための委員会の設置及び審議事項を規定する
廃止措置の実施に当たりその監督を行う者として廃止措置主任者を定め，その選任に関する事項及びその職務を明確にし，各職位の業務を総括的に監督させる
廃止措置に係る保安活動を確実に実施するための品質マネジメントシステムを構築し，保安規定の品質マネジメントシステム計画に定めます。品質マネジメントシステム計画
では，社長をトップマネジメントとして品質マネジメントシステムを定め，廃止措置に関する保安活動の計画，実施，評価及び改善の一連のプロセスを明確にし，効果的に運用することにより，廃止措置期間中における福島第二原子力発電所の原子力安全の達成
・維持・向上を図ってまいります。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

10

従前からの変更と目的については，以下のとおりです。
【本社組織】
廃止措置室を新設：廃止措置の総括に関する業務を実施【発電所組織】廃止措置計画Gを新設：発電所における廃止措置の計画及び実施の総括に関する業務を実施廃止措置除染プロジェクトGの新設：発電所における汚染状況の調査及び除染の計画策定，管理に関する業務の実施
組織の一元化（放射線管理の一元化，廃棄物管理の一元化並びに各種設備管理の一元化等）：発電所の廃止措置をより効率的に進め，これまでの業務を継承
新職務の設置については，原子炉主任技術者に代わり，廃止措置に係る保安活動が適切に実施されていることを監督する廃止措置主任者を設けます。業務（役割，位置づけ）は以下のとおりです。
廃止措置に関し保安上必要な場合は，所長へ意見具申するとともに廃止措置に従事する者へ指導・助言を行う。
保安規定に定める報告内容及び記録の内容等を確認し，保安の監督状況について必要に応じて社長に直接報告する。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

11

質問事項No.20：放出管理目標値等を変更するとしているが、運転中、休止期間中の放出の実績値を管理目標値と比較する形で、グラフ等にまとめて示していただきたい。（トリチウム、トリ
チウム以外の核種）。また、トリチウムについては、現在のサイトでの貯蔵量についても併せて示していただきたい。
現在の福島第二原子力発電所におけるトリチウムの貯蔵量については下表のとおりです。なお，廃止措置段階においては原子炉の運転を行わないことから，今後はトリチウ
ム濃度の上昇はなく，半減期（12.26年）により減少するのみとなります。
保有水量

トリチウム濃度

トリチウム総量※

原子炉水

約 570m3/基

約 60Bq/cm3

約 1.4×10 Bq/4 基

使用済燃料ﾌﾟｰﾙ水

約 1,620m3/基

約 60Bq/cm3

約 3.9×10 Bq/4 基

復水貯蔵タンク水

約 3,600m3/基

約 40Bq/cm3

約 5.8×10 Bq/4 基

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ水

約 3,900m3/基

約 70Bq/cm3

約 1.1×10 Bq/4 基

ｻｲﾄﾊﾞﾝｶﾌﾟｰﾙ水

約 1,500m3

約 20Bq/cm3

約 3.0×10 Bq

合

計

11
11
11
12

10
12

約 2.2×10 Bq

採取日：2018年4月～2019年7月※端数処理により計算が合わない場合があります放射性液体廃棄物の放出実績について

12

放射性液体廃棄物の放出実績は図のとおりです（上：トリチウムを除く放射性液体廃棄物，下：トリチウム）。
↑原子炉運転中の放出管理目標値：1.4×1011Bq/年

放出量／Bq

1.0E+10↑解体工事準備期間中の放出管理目標値：1.2×109Bq/年

1.0E+08
1.0E+06

東日本大震災による
福島第一原子力発電所の事故のため

1.0E+04
1.0E+02
1.0E+00
N.D.
S 57

S 59

S 61

S 63

H2

H4

H6

H8

H 10

H 12

H 14

H 16

H 18

H 20

H 22

H 24

H 26

H 28

H 30

年度

Ｈ14

Ｈ16

Ｈ18

Ｈ20

Ｈ22

Ｈ24

Ｈ26

Ｈ28

Ｈ30

年度

1.0E+14

放出量／Bq

1.0E+13↑原子炉運転中の放出管理の基準値：1.4×1013Bq/年

1.0E+12
1.0E+11↑解体工事準備期間中の放出管理の基準値：1.4×1011Bq/年

1.0E+101.0E+09
S 57

S 59

S 61

S 63

Ｈ2

Ｈ4

Ｈ6

Ｈ8

Ｈ10

Ｈ12

原子炉運転中（４号炉運転は昭和62年度より）原子炉停止中【参考】放射性液体廃棄物の放出管理目標値等の設定根拠

13放射性液体廃棄物の運転中・解体工事準備期間中における復水器冷却水等の設定根拠について

計算条件

原子炉運転中解体工事準備期間中(2)3台／基（約272,000m3/h）(1)0台(－)

海水ポンプ（原子炉補機冷却海水）の運転台数及び容量

－(3)

１台／基
（約3,500ｍ3/ｈ）(1)(4)

循環水ポンプ及び海水ポンプの稼働率※

80％

80％

約217,600

0

原子炉補機冷却海水流量（m3/h）：②－(3)

約2,800復水器冷却水等の量（m3/h）：①+②

約217,600

約2,800１基あたり復水器冷却水等の量（m3/y）(①+②)×24h×365日

約1.9×109

約2.5×107

発電所全体の復水器冷却水等の量（m3/y）

約7.6×109（4基）

約7.4×107（3基）

循環水ポンプ（復水器冷却水）の運転台数及び容量

復水器冷却水流量（m3/h）：①
計算結果

運転中の約1/100(1)原子炉設置許可申請書の値。
(2)解体工事準備期間中においては，１号炉復水器冷却水放水口から放射性液体廃棄物は放出しないため当該条件は2号，3号及び4号炉
復水器冷却水放水口での放出を考慮したものです。
(3)原子炉補機冷却海水の水量は運転中放射性液体廃棄物の希釈の評価では考慮しておりません。
(4)解体工事準備期間中の海水ポンプ（原子炉補機冷却水）の流量は，最小流量の２号炉の値を代表して用いたものとなります。
※ 「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」に基づき，原子炉施設の稼働率を年間80％としており，解体工事準備期間についても原子炉運転中と同様としております。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

14

質問事項No.21：放出管理目標値の等の変更に係り、放射性液体廃棄物の放出管理目標
値は、復水器冷却水量の減少（約1/100）を考慮して運転中（現行）の１/100としている
が、運転終了後の、放射性液体廃棄物の発生量、RW処理量、放出排水量、希釈海水量と希釈率等の根拠や希釈用海水設備、放出ルート、放出モニタリング方法、について説明していただきたい。
また、第２期以降（一時冷却水を処分する場合など）に、再び基準値を引き上げることはあり得るのかも併せて説明していただきたい。
放射性液体廃棄物に関する原子炉停止中の至近の実績を踏まえると，解体工事準備期間（第１段階）中における最大年間放出量は約9,000m3と推定され，廃棄物処理設備の年間処理可能量20,000m3を下回っていることから，原子炉運転中と同様に既存の液体廃棄物処理系にて処理を行い，管理放出致します。
放射性液体廃棄物の希釈方法を，原子炉運転中に考慮していた循環水ポンプから原子炉補機冷却海水系ポンプに変更するため，希釈水量は原子炉運転中と比較して約1/100となります。１号炉の放射性液体廃棄物については，放水路内で放射性液体廃棄物と原子炉補機冷却海水が混ざる構造となっていないため，２号炉，３号炉及び４号炉の放水口のいずれかから放出致します。なお，放出の際は，液体廃棄物処理系排水モニタにより放射性液体廃棄物の放出を監視し，放水口での放射性物質の濃度が法令に定められた告示濃度を超えていないことを確認します。また，放出管理目標値を十分下回るように放射性液体廃棄物の発生量低減に努めてまいります。

第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会 追加質問への回答

15

今回の保安規定変更認可申請の対象範囲は解体工事準備期間（第１段階）の認可を受けるものであり，原子炉本体周辺設備等解体撤去期間（第２段階）以降における放射性液体廃棄物の放出管理目標値については，施設の汚染状況の調査結果，解体撤去の工法及び手順についての検討結果を踏まえ，原子炉本体周辺設備等解体撤去期間（第２段階）に入るまでに評価を実施し，必要に応じ，廃止措置計画に反映し変更の認可を受ける予定です。

令和２年度第５回福島県原子力発電所安全確保技術検討会
No
.
1

資料名
1-1

令和 3 年度第 1 回福島県原子力発電所安全確保技術検討会
資料２－２
追加質問への回答一覧

頁

修正質問案

回答

1

新規参入作業員への放射線被ばく低減対策、労働災

新規参入作業員には「発電所入所時に安全上必要な教育」と「放射線業務従事

害防止対策において、運転段階から廃止措置段階に者に対する教育」を引き続き行ってまいります。運転段階から廃止措置段階にフェーズが変わり、運転中と作業内容が異なること

フェーズが変わるため，「発電所入所時に安全上必要な教育」では，廃止措置段

から、被ばくのリスク、災害のリスクに対し気を付階の発電所に初めて従事する方にも配慮し，今までの教育内容に加えて「廃止けなければいけない点が異なってくると考えられ措置の概要」についての教育を行います。また，廃止措置の段階に応じて変化る。それらを踏まえた教育とすると伴に、原子力関する被ばくのリスクや災害のリスクを踏まえ，適切に教育内容を見直してまい係施設に初めて従事する人に配慮した導入教育、入ります。

所時教育等とすること。
2

1-1

1

廃炉期間中における性能維持施設については、既存廃炉期間中における性能維持施設について，保安規定第５４条（施設管理計画）

施設を継続して使用するものは、30 年の設計寿命、 に定める施設管理計画に基づき， 各設備の重要度に応じて適切に設備の点検
供用期間を過ぎたものが多いので、長期的な視点でを実施していくとともに，経年劣化の長期的な傾向も監視しながら必要に応じもって計画を作成し、適切に修繕・設備更新を保守

設備更新を計画し，適切に維持管理してまいります。

管理をすること。

1

No
.
3

資料名
1-1

頁

修正質問案

回答

1

「性能維持施設について、必要な期間中、必要な機保安規定 第 54 条（施設管理計画）に記載しているとおり，今回の変更認可

能及び性能を維持できるよう、保安規定に施設管理申請で修正した主な箇所は以下の３点です。

計画を定め」とあるが、その内容について説明する

保全対象範囲を廃止措置計画に定める性能維持施設及びその他自ら定めこと。特に台数を現状から減らして機能を維持するる設備に縮小していること

場合（DG は減らす？）は、その根拠を明確にして従来の施設管理計画の内容を踏まえつつ，廃止措置段階に維持する設備の説明すること。

重要さ度合いに応じた保全を行っていくこと
運転炉に関する規定を削除していること
なお，非常用ディーゼル発電機については，外部電源を喪失した際に性能維持施設へ電源を供給する機能を維持しますが，廃止措置段階では，原子炉が停止しており，外部電源喪失時に原子炉を安全に停止するための機器（工学的安全施設）などへ電力を供給する必要はなく，多重性は不要のため，１号，２号，３号及び４号炉で設置されている 12 台のうち廃止措置における電源供給に必
要な２台を維持します。
性能維持施設に関する当社の考え方については，原子力規制委員会で審査いた
だいております。

2

No
.
4

資料名
1-1

頁

修正質問案

回答

8

14 頁にまとめとして浸水した際には機動的対応に

原子炉建屋側 15.4m 防潮堤については，弊社津波解析により主要建屋設置エより燃料の健全性は確保できるとしているが、8 頁

リア（O.P.+12m 盤）の北側へわずかに浸水するものの，原子炉建屋内へ浸水に朱書きで示されている海水熱交換器建屋の水密しないことを確認しております。

化・浸水防止対策、タービン建屋接続トレンチ浸水

海水熱交換器建屋の機器搬入扉の水密化や海水熱交換器建屋内の非常用電気防止対策及び原子炉建屋側 15.4m 防潮堤による日品室入口扉の浸水防止については，設計浸水深（O.P. +約 6m）で対策を実施し

本海溝・千島海溝沿いの巨大地震に伴う津波への対ていることから，海水が流入する可能性があります。また，海水熱交換器建屋策の効果（各建屋への浸水防止対策の有効性、使用とタービン建屋をつなぐトレンチの浸水防止対策については，設計津波高さ

済燃料の冷却設備の健全性の確保可否、等）につい(O.P. +15.4m）で水密化・止水処置を実施しておりますが，トレンチを通じてて説明すること。

タービン建屋に浸水する可能性があります。その場合でも範囲はタービン建屋
地下 2 階床面に留まり，復水補給水ポンプ及び燃料プール補給水ポンプと関連する電源の健全性は確保され，使用済燃料プールの冷却が可能であることを確認しております。仮に、地震等の他要因により既設電源が喪失した場合も，当該ポンプに電源車により電源を供給することで使用済燃料プールへの注水は成立すると考えております。

5

1-1

9

p9、
「ガスタービン発電機車や重機等は、定期的に運車両は法令に基づき定期的に点検を行い整備内容に応じ部品等の交換を行っ

転を行い機能を確認しています」としているが、昨ております。昨年末の電源車クラッチ焼き付きにつきましては，登坂中にギア

年 12 月に電源車のクラッチ焼き付きが発生していチェンジを行った後，半クラッチのまま走行したためクラッチディスクが急激る。配備から 10 年近く経過するが、車両としてのに摩耗し発生させたものです。対策として，登坂運転時の適正なギア操作を含

劣化（エンジン、バッテリー、タイヤ等）の確認、 め，運転技量の習熟に努めてまいります。
維持管理はできているのか。

3

No
.
6

資料名
1-1

頁
11

修正質問案

回答

11 頁、設備復旧対応の例として、復水補給水ポンプ、 燃料プール補給水ポンプ，復水補給水ポンプの設置場所及び電源盤の設置場所
燃料プール補給水ポンプに電源車より電源を供給

は以下のとおりです。

して、使用済燃料プールへ注水するとしているが、

設備

設置場所

電源盤の設置場所

復水補給水ポンプ、燃料プール補給水ポンプ及び電１号炉

源盤の設置場所、海抜高さについて説明すること。

原子炉建屋２階（海抜１８ｍ）

それらの巨大津波の浸水の影響について説明すること。

燃料プール補給
水ポンプ

１～４号炉

２号炉

原子炉建屋地下１階

原子炉建屋１階（海抜１２ｍ）（海抜６ｍ）

原子炉建屋地下２階（海抜０ｍ）
３，４号炉
原子炉建屋地下１階（海抜６ｍ）

１，２号炉
タービン建屋地下１
復水補給水ポン階（海抜２．４ｍ）

１～４号炉

プ

３，４号炉

タービン建屋１階（海抜１２ｍ）

タービン建屋地下２階（海抜－２ｍ）
日本海溝・千島海溝沿いの巨大地震に伴う津波の影響について，弊社の評価では，主要建屋設置エリアの南側は浸水せず，同エリア北側の一部で僅かに浸水する結果となっておりますが，燃料プール補給水ポンプ及び復水補給水ポンプと関連する電源の健全性は確保されることを確認しております。仮に、地震等の他要因により既設電源が喪失した場合も，当該ポンプに電源車により電源を供給することで使用済燃料プールへの注水は成立すると考えております。

4

No
.
7

8

資料名
1-1

1-2

頁

修正質問案

回答

13

p13、最終手段としての「海水」について、会議でも現在の注水水源として，十分な量の淡水を複数のタンク類（サプレッションプ

小山専門委員から淡水の調達について意見が出さール，復水貯蔵タンク，ろ過水タンク等）に貯蔵しており，緊急時におけるこれたが、福島第一で使用しているような淡水化装置

れらの注水手順も確立しております。また，何らかの理由でこれらが使用でき（ＲＯ）があれば、外部から運搬するよりも容易にない場合でも容易に調達できる海水を注水する手順を確立しており，水源は十調達できるのではないか。また、構内で利用できる分であると考えております。さらに，3.11 震災時に使用したように木戸川の伏井戸等は無いのか。

流水をろ過水タンクへ補給する方策も可能と考えております。

廃止措置の実施体制に関して、保安管理が運転中の廃止措置段階に移行後も，社長をトップマネジメントとした保安活動の運用に

LCO 管理から廃止措置期間の管理（運転停止に関す変更はなく，運転段階と同様の品質マネジメントを継続して実施してまいりまる恒久的な措置及び安全貯蔵措置等、施設運用上のす。

基準）に移行する中で、社長をトップマネジメント

また，施設管理（旧保守管理）及び作業管理につきましても，廃止措置に関わ1とした、廃止措置に関する保安活動の計画、実施、 る新たな業務を行うグループの新設や従来の業務を行うグループの統廃合を評価及び改善の一連のプロセスについて、保安規定

することによって保安管理体制を整備した上で，適切に実施してまいります。

に定められた内容等を説明すること。また、廃止措
置期間においては保守管理(経年劣化を考慮)、作業管理（不適合発生防止及び労働災害発生防止）が重要になる。体制を組んで適切に実施のこと。

5

No
.
9

資料名
1-2

頁
1

修正質問案

回答

資料 1-2 の 1 頁、
品質マネジメントシステムに係り、 原子力品以外の一般産業品や汎用品の採用に関しましては，今後廃止措置を実
廃止措置期間に設備更新や新増設する設備および施していく中で検討してまいりますが，現段階では大きな変更はないと考えて導入する装置には原子力品以外の一般産業品や汎おります。

用品が用いられる事が増えるのか。設備や装置等のまた，現行の保安規定第３条（品質マネジメントシステム計画）の中で，品質品質不良による不適合・トラブル発生を低減させる

マネジメントシステム，経営責任者等の責任，資源の運用管理，業務に関するため、調達・設計段階から調達仕様書に性能・品質計画の策定及び業務の実施，評価及び改善に関する内容を定めており，廃止措要求を明記し必要な試験・検査を行うなど品質管理

置段階に移行後も，運転段階と同様の品質管理を実施してまいります。

が必要。
「品質マネジメントシステムを構築し、保安規定に定める予定」とあるが、品質マネジメントに係る保安規定の記載内容等について説明すること。

6

No
.
10

資料名
1-2

頁

修正質問案

回答

2

解体工事準備期間(第一段階)放射性液体廃棄物処理

解体工事準備期間（第１段階）中に発生する放射性液体廃棄物については，各処分及び監視について運転時と同様としているが、 建屋の機器からのドレン等の原子炉運転中と同様な廃棄物を見込んでおり，廃液体廃棄物の種類、放出量、処理処分及び監視につ

液の種類及び性状に応じて，濃縮，ろ過及び脱塩処理を行い，放射性物質を可いて系統概要、設備を示した上で説明すること。特能な限り取り除いたうえで，再使用又は保安規定に定める範囲内で管理放出致に、処理処分においては、サンプリングして濃度測します。環境への放出前にはあらかじめタンク等※においてサンプリングし，定し海水系にて希釈放出する際の希釈方法（循環水

放射性物質の濃度の測定を行います。放出の際は，当直長が，液体廃棄物処理系に代わる海水系は？希釈率は？）、排水モニタに系排水モニタにより放射性液体廃棄物の放出を監視し，放水口での放射性物質

拠る監視方法について説明すること。

の濃度が法令に定められた告示濃度を超えていないことを確認します。
また，放射性液体廃棄物の希釈方法を，原子炉運転中に考慮していた循環水ポンプから原子炉補機冷却海水系ポンプに変更するため，希釈水量は原子炉運転中と比較して約 1/100 となります。
以上の系統概要及び設備については，別紙で説明させていただきます。
なお，万一，排水モニタに異常があった場合でも放水口モニタにて測定して検知可能となっております。
※：保安規定に定める試料採取箇所（貯留槽，収集槽，収集タンク，サンプル槽，受けタンク）

7

No
.
11

資料名
1-2

頁

修正質問案

回答

3

"解体工事準備期間(第一段階)放射性気体廃棄物処

廃止措置計画においては，解体工事準備期間（第１段階）中に発生する放射性理処分及び監視について運転時と同様としている

気体廃棄物としては，換気空調系からの放出を見込んでおりますが，そのうち，が、放出ルート、放出量、処理処分（フィルター）、 希ガスとよう素の放出量については原子炉の運転を終了していること，原子炉監視(放出量、放出基準、濃度)及び放出管理についての運転を停止してから長期間が経過し，十分に減衰していることから無視でき系統概要、設備を示した上で説明すること。

るとしております。また，粒子状放射性物質については，解体工事準備期間（第１段階）中は放射性物質によって汚染された区域の解体工事を行わないことから，これも無視できるとしております。
放出管理にあたっては，希ガス，よう素及び粒子状放射性物質を原子炉運転中と同様に測定を実施するとともに，フィルタを通して排気ファンにより排気筒等から放出します。ここで言う「排気筒等」につきましては，放射性廃棄物の放出及び保管状況並びに放射線業務従事者の被ばく状況の報告で対象としている７箇所（１～４号炉主排気筒，廃棄物処理建屋換気系排気筒，焼却設備排気筒，サイトバンカ建屋排気口）と同じです。放射性気体廃棄物を大気中に放出する場合は，異常がないことの確認に資するため，排気筒モニタ等による放射性物質の連続監視及び周辺監視区域境界付近の放射線監視を行います。また，放出管理目標値は放出量を考慮して設定せず，「発電用軽水型原子炉施設
における放出放射性物質の測定に関する指針」に定める測定下限濃度未満であることを確認します。
なお，系統概要及び設備については，別紙で説明させていただきます。

8

No
.
12

13

資料名
1-2

1-2

頁

修正質問案

回答

5

p5、
「号機間輸送する場合は、必要に応じて廃止措置

ご指摘どおり，燃料の号炉間輸送については，設置許可を取得済みであり，輸計画に反映し変更の認可を受ける予定」としている

送の実績もあります。

が、現状（２０００年に実績あり）でも号機関輸送

ただし，現時点で具体的な計画がないため，廃止措置計画では号炉間輸送をしは可能ではなかったのか。設置許可、廃止措置計画ない内容で申請しており，今後，号炉間輸送を計画する際に，あらためて廃止（NRA 指摘で該当する規定削除か）、保安規定で定措置計画に反映し変更の認可を受けることとしております。

められている号機間輸送に関する定めを整理して

なお，号炉間輸送を計画していないことを明確化するため，廃止措置計画の該説明すること。

当箇所を削除する補正を行っております。

資料 1-2 の 6 頁、解体工事準備期間（第１段階）屋解体工事準備期間（第１段階）において解体を検討している屋外設備の解体・外解体工事のおける粉じん等の飛散防止、拡散防撤去作業では，必要に応じて，作業エリアの囲い及び局所排風機の設置，粉じ止、粉じん測定、監視等ダスト飛散防止対策についん源の湿潤化等のダスト飛散防止対策を講じて，作業員の安全を確保しながらて、具体的に説明すること。

作業を実施してまいります。

6

9

No
.
14

資料名
1-2

頁

修正質問案

回答

7

資料 1-2 の 7 頁、解体工事準備期間（第１段階）に解体工事準備期間（第１段階）における放射線業務従事者の被ばく評価の内訳

おける被ばく線量の評価について、1 基当たり約 0.7を以下に示します。

人・Ｓv/10 年間としているが、資料２の 5 頁の第一段階における作業工程の実施事項と関連付け被ば放射線業務従事者の被ばく評価の内訳（人・Sv／10 年）

く線量評価の内訳について説明すること。
汚染状況の調査
原子炉施設の維持管理等（核燃料物質による汚染の除去・放射性廃棄物の処理
処分含む）
管理区域外設備の解体撤去
使用済燃料プールからの核燃料物質（使用済燃料，新燃
料）の搬出
合計／基

１号炉

2 号炉

3 号炉

4 号炉

備考

約 0.24

約 0.24

約 0.24

約 0.24※１

約 0.36

約 0.36

約 0.36

約 0.36

※２

0

0

0

0

※３

約 0.03

約 0.02

約 0.04

約 0.03

※４

約 0.7

約 0.7

約 0.7

約 0.7

※１：1 日あたりの想定被ばく線量を 0.1mSv/日（注として評価しているため１～４号炉で同値です。（注：１日あたりの管理上の被ばく線量値※２：第１段階中は原子炉運転中の保全活動に伴う被ばく線量の範囲内での汚染の除去及び放射性廃棄物の処理処分を実施する計画のため，原子炉施設の維持管理に含むとしています。
※３：第１段階中での解体撤去の対象物は，管理区域外設備のため０と評価しています。
※４：号炉間の評価の差異の理由は，使用済燃料プールエリアの雰囲気線量の違いによるものです。

10

15

3

1

資料 3 の 1 頁～3 頁、保安管理体制に係り、廃止措

廃止措置の体制については，廃止措置に関する保安管理業務を円滑かつ適切に置に係る組織への見直し、廃止措置室の新設、廃止実施するため，以下を実施したうえで確立します。

措置主任者の選任、廃止措置計画Ｇ及び廃止措置除○廃止措置の業務に係る各職位とその職務内容を明確にする。

染プロジェクト G 新設等を実施するとしており、参○保安管理上重要な事項を審議するための委員会の設置及び審議事項を規定

考として組織図・体制表は示されているが、見直しする。

の考え方、従来からの変更と目的、新職務の役割、 ○廃止措置の実施に当たりその監督を行う者として廃止措置主任者を定め，そ位置付け等について説明すること。

の選任に関する事項及びその職務を明確にし，各職位の業務を総括的に監督させる。
さらに，廃止措置に係る保安活動を確実に実施するための品質マネジメントシ
ステムを構築し，保安規定の品質マネジメントシステム計画に定めます。品質
マネジメントシステム計画では，社長をトップマネジメントとして品質マネジ
メントシステムを定め，廃止措置に関する保安活動の計画，実施，評価及び改善の一連のプロセスを明確にし，効果的に運用することにより，廃止措置期間中における福島第二原子力発電所の原子力安全の達成・維持・向上を図ってまいります。
従前からの変更と目的については，以下のとおりです。
【本社組織】
・廃止措置室を新設：廃止措置の総括に関する業務を実施【発電所組織】・廃止措置計画 G を新設：発電所における廃止措置の計画及び実施の総括に関する業務を実施・廃止措置除染プロジェクト G の新設：発電所における汚染状況の調査及び除染の計画策定，管理に関する業務の実施
・組織の一元化（放射線関管理の一元化，廃棄物管理の一元化並びに各種設備管理の一元化等）：発電所の廃止措置をより効率的に進め，これまでの業務を

11

No
.

資料名

頁

修正質問案

回答
継承
新職務の設置については，原子炉主任技術者に代わり，廃止措置に係る保安活動が適切に実施されていることを監督する廃止措置主任者を設けます。業務（役割，位置づけ）は以下のとおりです。
・廃止措置に関し保安上必要な場合は，所長へ意見具申するとともに廃止措置に従事する者へ指導・助言を行う。
・保安規定に定める報告内容及び記録の内容等を確認し，保安の監督状況について必要に応じて社長に直接報告する。

12

16

3

4

資料 3 の 4 頁～6 頁、従前の「原子炉を安全に運転

実用炉規則において廃止措置計画の認可にあたっては，原子炉の炉心から使用するための措置」及び「運転上の制限(LCO)遵守」

済燃料が取り出されていること，核燃料物質の管理及び譲渡しが適切なものでに代わり、新たに規定された「原子炉の運転停止にあることなどが要求されていることから，保安規定に原子炉の運転停止に関す関する恒久的な措置」と「安全貯蔵措置」、更に「施る恒久的な措置を定めております。さらに当社として廃止措置を安全かつ計画設運用上の基準」について保安規定の当該条項を示的に実施するため廃止措置管理に，残存放射能の時間的減衰による被ばく低減

した上で、設定根拠を含め説明すること。

を図るための安全貯蔵措置，燃料が全て使用済燃料プールに貯蔵されていることから，その水位及び水温を施設運用上の基準として定めております。
第１６条（原子炉の運転停止に関する恒久的な措置）（原子炉の運転停止に関する恒久的な措置）
第１６条
当直長は，次の事項を遵守する。
（１）原子炉内に燃料を装荷しないこと。
（２）原子炉モードスイッチを「停止」位置から他の位置に切り替えないこと。
２．燃料・輸送ＧＭは，燃料を譲り渡す場合は，表１６に定める譲渡し先に譲り渡す。
表１６
種別

譲渡し先

使用済燃料

再処理事業者

新燃料

加工事業者等第１８条（安全貯蔵措置）（安全貯蔵措置）
第１８条
廃止措置計画ＧＭは，廃止措置計画に基づく安全貯蔵※１の対象範囲及び期間を定めるとともに，安全貯蔵期間中に講じる措置を定める。
※１：安全貯蔵とは，放射能レベルの比較的高い原子炉圧力容器及び原子炉圧力容器を取り囲む放射線遮蔽体を含む領域の解体撤去工事を実施する前に，放射線業務従事者の被ばく線量を合理的に達成可能な限り低減するため，残存放射能の時間的減衰を図ることをいう。

13

第２１条（使用済燃料プールの水位及び水温）（使用済燃料プールの水位及び水温）
第２１条
使用済燃料プールに使用済燃料が貯蔵されている期間において，使用済燃料プー
ルの水位及び水温は，表２１－１で定める事項を施設運用上の基準とする。
２．使用済燃料プールの水位及び水温が前項で定める施設運用上の基準を満足していることを確認するため，次号を実施する。
（１）当直長は，表２１－１の事項を毎日１回確認する。
３．当直長は，使用済燃料プールの水位又は水温が第１項で定める施設運用上の基準を満足していないと判断した場合，表２１－２の措置を講じる。
表２１－１
項目

施設運用上の基準

使用済燃料プールの水位

オーバーフロー水位付近にあること

使用済燃料プールの水温

６５℃以下

表２１―２

14

条件

要求される措置完了時間

Ａ.施設運用上の基準を満足していないと判断した場合

A1. 使用済燃料プールの水位を維持するための注水手段が確保されていることを確認する。
及び
A2. 使用済燃料プール内での照射された燃料に係る作業を中止する。ただし，移動中の燃料は所定の場所に移動する。

速やかに
その後毎日１回

速やかに

No
.
17

資料名
3

頁

修正質問案

回答

4

p4、「原子炉を恒久的に運転停止するために講ずべ

原子炉の運転停止に関する恒久的な措置として実施するハード的な措置は，き措置として以下を規定します」としているが、こ「原子炉モードスイッチを「停止」位置から他の位置に切り替えないこと」にれら措置を守るためのハード的な措置はどのよう対して，原子炉モードスイッチを「停止」位置で施錠します。施錠した鍵につになるのか。

いては，厳重に管理します。
そのほか，「原子炉内に燃料を装荷しないこと」，「使用済燃料及び新燃料を譲
渡し先に譲り渡すこと」については，マニュアル等に基づいて適切に管理しま
す。

15

.
18

資料名
3

頁

修正質問案

回答

4

p4、
「安全貯蔵の対象範囲及び期間を定める」として廃止措置段階における支配的な核種として，コバルト 60 が挙げられますが，いるが、代表的な核種について、運転停止後の減衰

その半減期は約 5.3 年であり，現在の放射能は運転停止後の約 27％に減衰しグラフを参考までに示していただきたい。また、安ています。

全貯蔵期間に講じる措置について、具体的に説明す

安全貯蔵期間に講じる具体的な措置については，安全貯蔵措置の対象範囲を設ること。

定し，弁により隔離するとともに，隔離している弁が不用意に操作されないよ
うロックします。また安全貯蔵措置対象の周辺を区画し，施錠等により立ち入り制限を行う予定です。

100

放射能
（運転停止時を100とする）

No

80

Co-60の減衰曲線（半減期約5.3年）

60
40
20
0
0

16

5

10

15
20
25
30
運転停止後からの経過年数（年）

35

40

No
.
19

資料名
3

頁

修正質問案

回答

5

自然災害発生時の対応について、緊急時対策要員の自然災害発生時の措置として想定する災害シナリオは，外部電源，非常用ディ

配置、教育訓練内容、資機材の配備数について、想ーゼル発電機等といった全交流電源の喪失及び使用済燃料プールの冷却機能定している災害シナリオとあわせて説明すること。 の喪失により，使用済燃料プールの水位が低下することを想定しております。
特に、ケースの一つとして 3.11 の際に発生した周辺

想定する災害シナリオに対しては，海水を水源とした使用済燃料プールへの給地域を含めた停電も考慮されているかどうかを説

水では消防自動車２台を活用し，４名で対応できると考えております。

明すること。地震・火災については、「運転中と同様

また，当所の原子力事業者防災業務計画において，原子力防災要員のうち上記に」とされているが、現行計画が存在して体制が整

シナリオに対応するための復旧班の要員を１２名以上配置するとともに，給水備されていることを説明すること。

用の消防車２台を配備することを定めています。
要員の訓練については使用済燃料プール水位低下事象を想定して，1 回／月程
度の頻度で実施しており，廃止措置移行後も訓練を継続することで所員の力量を確保してまいります。3.11 の際に発生した周辺地域を含めた停電についても
上記の外部電源の喪失として考慮しております。
また，地震・火災に対する対応については，現行保安規定にて体制や活動内容について定めており，廃炉措置段階においても活動内容に変更はないことから引き続き維持していくものです。

17

No
.
20

資料名
3

頁

修正質問案

回答

9

放出管理目標値等を変更するとしているが、運転

原子炉運転中（長期停止中を含む。）の放射性液体廃棄物の放出の実績値につ

中、休止期間中の放出の実績値を管理目標値と比較

いては，別紙にてご説明させていただきます。

する形で、グラフ等にまとめて示すこと。
（トリチウ

また，現在の福島第二におけるトリチウムの貯蔵量については下表のとおりで

ム、トリチウム以外の核種）。また、トリチウムにつす。なお，廃止措置段階においては原子炉の運転を行わないことから，今後は

いては、現在のサイトでの貯蔵量についても併せて

トリチウム濃度の上昇はなく，半減期（12.26 年）により減少するのみとなり

示すこと。

ます。
採取日：2018 年 4 月～2019 年 7 月
保有水量

トリチウム濃度

トリチウム総量※

原子炉水

約 570m3/基

約 60Bq/cm3

約 1.4×10 Bq/4 基

使用済燃料ﾌﾟｰﾙ水

約 1,620m3/基

約 60Bq/cm3

約 3.9×10 Bq/4 基

復水貯蔵タンク水

約 3,600m3/基

約 40Bq/cm3

約 5.8×10 Bq/4 基

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝﾌﾟｰﾙ水

約 3,900m3/基

約 70Bq/cm3

約 1.1×10 Bq/4 基

ｻｲﾄﾊﾞﾝｶﾌﾟｰﾙ水

約 1,500m3

約 20Bq/cm3

約 3.0×10 Bq

合計※：端数処理により計算が合わない場合があります。

18

11
11
11
12

10
12

約 2.2×10 Bq

No
.
21

資料名
3

頁
9

修正質問案

回答

"資料 3 の 9 頁、放出管理目標値の等の変更に係り、 放射性液体廃棄物に関する原子炉停止中の至近の実績を踏まえると，解体工事
放射性液体廃棄物の放出管理目標値は、復水器冷却準備期間（第１段階）中における最大年間放出量は約 9,000m3 と推定され，廃水量の減少（約 1/100）を考慮して運転中（現行）の棄物処理設備の年間処理可能量 20,000m3 を下回っていることから，原子炉運

１/100 としているが、運転終了後の、放射性液体廃転中と同様に既存の液体廃棄物処理系にて処理を行い，管理放出致します。

棄物の発生量、RW 処理量、放出排水量、希釈海水

放射性液体廃棄物の希釈方法を，原子炉運転中に考慮していた循環水ポンプか

量と希釈率等の根拠や希釈用海水設備、放出ルーら原子炉補機冷却海水系ポンプに変更するため，希釈水量は原子炉運転中と比ト、放出モニタリング方法、について説明すること。 較して約 1/100 となります。これに伴い，１号炉の放射性液体廃棄物について
また、第２期以降（一時冷却水を処分する場合など） は，放水路内で放射性液体廃棄物と原子炉補機冷却海水が混じる構造となってに、再び基準値を引き上げることはあり得るのかもいないため，２号，３号及び４号炉放水口のいずれかから放出致します。なお，

併せて説明すること。

放出の際は，液体廃棄物処理系排水モニタにより放射性液体廃棄物の放出を監視し，放水口での放射性物質の濃度が法令に定められた告示濃度を超えていな
いことを確認します。また，放出管理目標値を十分下回るように放射性液体廃棄物の発生量低減に努めてまいります。
また，今回の保安規定変更認可申請の対象範囲は解体工事準備期間（第１段階）の認可を受けるものであり，原子炉本体周辺設備等解体撤去期間（第２段階）
以降における放射性液体廃棄物の放出管理目標値については，施設の汚染状況の調査結果，解体撤去の工法及び手順についての検討結果を踏まえ，原子炉本体周辺設備等解体撤去期間（第２段階）に入るまでに評価を実施し，必要に応じ，廃止措置計画に反映し変更の認可を受ける予定です。

19

No
.
22

資料名
その他

頁

修正質問案

回答

－

不適合管理は、廃止措置期間中になっても現状と変不適合管理については，廃止措置段階になっても変わりはありません。

わりはないのか。変わらない場合についても、一度

不適合情報は，システム（原子力保全統合マネジメントシステム）により一元

どのようなシステムになっているのか教えていた

管理しており，新たに発生した不適合は同システムに入力され，原則毎営業日

だきたい。
（抽出、分類、対応の進捗確認、水平展開、 開催される会議体（パフォーマンス向上会議）で不適合の重要度に応じて分類
根本原因分析をどのような体制で、またどのような（グレード付け）しております。不適合の処置については主管箇所にて実施さ会議体等を使い実施しているのか。
）

れ，進捗確認や水平展開についても分類（グレード）に応じて会議体への報告を求めております。また，必要に応じ根本原因分析の指示も行っております。
パフォーマンス向上会議は，主査及び委員で構成され，発電所長の指名によりその構成に偏りがないよう発電所各組織から選出されます。なお，主査の他，３名以上の委員の出席をもって会議の成立条件としております。また，根本原
因分析の体制につきましては，安全総括部長の任命により，分析チームリーダ
ー（当該事象に直接関係しない部門に属する者で且つ，力量を有する者）及び分析チーム員（当該事象に直接関係しない者で且つ，力量を有する者あるいは当該業務に精通する者）を選出し，根本原因分析の活動計画を策定した上で分析を実施しております。

23

その他

－

廃止措置期間中に実施する福島第二原子力発電所

原子力災害対策特別措置法及び保安規定に基づき，原子力災害対策特別措置法における原子力防災に関する訓練の内容と頻度に

第 15 条に至る事象を想定した訓練を１回／年の頻度で実施してまいります。

ついて説明すること。また、何に基づいて実施する

この他に，自主的な訓練として原子力防災に関する力量の維持・向上のため 1

訓練かも合わせて示すこと。
（例．法令に基づく、保回以上/月の頻度で実施してまいります。

安規定に基づく、社内規定に基づく）

20

No
.
24

資料名
その他

頁

修正質問案

回答

－

廃炉作業に伴いガレキが大量に発生するため、廃棄管理区域外設備（屋外設備）の解体撤去工事に伴い発生する解体物のうち，有物保管管理計画を策定して、廃止措置に滞りがない用物については可能な限り再利用に努め，廃棄物は法規制に従い適切な処理処

ように、廃棄物発生量、保管量、搬出量をシミュレ

分方法を検討してまいります。

ーションし、計画的に進めること。

また，管理区域内設備の解体撤去工事に伴い発生する放射性廃棄物について
は，関係法令に基づいて適切に処理処分していく方針ですが，現時点では国内に処分事業者や処分場が存在していないのが実情です。これは既に廃止措置炉を保有している先行電力とも共通の課題であり，今後，国・事業者が協同して解決していかなければならないものだと考えております。当社としても可能な
限り早期に整備できるよう努力してまいる所存です。
ご指摘頂いた廃棄物の保管管理計画につきましても，今後実施する汚染状況の調査等を踏まえ，廃止措置を進める中で検討してまいります。

21