＜資料３＞「もんじゅ」廃止措置の進捗状況

2023年 4月19日
日本原子力研究開発機構（JAEA）

第2段階の廃止措置工程
廃止措置の全体工程（現在認可を受けている廃止措置計画）
区分

第3段階
廃止措置期間Ⅰ

第2段階
解体準備期間

第1段階
燃料体取出し期間2022 2023

年度 2018

第4段階
廃止措置期間Ⅱ

2047

2031 ～

燃料体取出し主な実
施事
項ナトリウム機器の解体準備

現時点

ナトリウム機器の解体撤去
汚染の分布に関する評価
水・蒸気系等発電設備の解体撤去
建物等解体撤去
放射性固体廃棄物の処理・処分

2022年6月の廃止措置計画変更認可申請の主な内容
年 度

第2段階
における主な作業等

ナトリウム
機器の解体
準備

2023

2024

2025

第2段階

解体準備期間

2026

2027

2028

2029

2030

2031

①しゃへい体等取出し作業②ナトリウムの搬出③水・蒸気系等発電設備の解体
撤去

作業内容の検討を引き続き行い、次回以降の廃止措置
計画変更認可申請で具体化予定④汚染の分布に関する評価1第2段階の廃止措置の実施内容（1/3）
ナトリウム機器の解体準備①しゃへい体等取出し作業
 将来実施する原子炉容器解体作業が容易になるよう、原子炉の中に残るしゃへい体等について、燃料体の取出し作業で実績のある燃料交換設備等を使い、同様の手順で燃料池へ移送
中性子しゃへい体等 328体

燃料体 370体

制御棒集合体 19体

中性子しゃへい体等 328体

中性子源集合体 2体

制御棒 19体

模擬燃料体 246体

中性子源集合体 2体

空き（124）

計719体

第1段階開始時炉心配置図

計595体
他、炉外燃料貯蔵槽に４体②ナトリウムの搬出
 保有するリスクを低減し、廃止措置を進めるため、しゃへい体等取出し作業後の2028年度から2031年度にナトリウムを英国に搬出する。
 施設内の既設タンクから今後整備する輸送用タンクにナトリウムを移し替えるルートや設備、作業手順等については、引き続き検討を進め、着手までに改めて廃止措置計画の変更認可申請を行う。

第2段階しゃへい体取出し完了時炉心配置図

第2段階開始時炉心配置図（現在の状態）

（1次系）

（2次系）
ナトリウム 輸送用タンク
抜出ルート （今後準備）（今後整備）

英国へ搬出
既設タンクに抜取・１次系配管と２次系のナトリウムを抜き取り保管中

2

第2段階の廃止措置の実施内容（2/3）③水・蒸気系等発電設備の解体撤去
 大型の非放射性ナトリウム機器の解体撤去後の解体場所と移送ルートの確保を目的とし、2023年度から2026
年度にかけてタービン建物3階以下に設置されているタービン発電機、復水器、給水加熱器等を解体撤去

タービン
建物

もんじゅ建物配置

総合管理棟

タービン発電機（タービン建物３階）④汚染の分布に関する評価
 解体計画策定の前提となる設備の汚染程度を把握するために実施
 第1段階において、主に1次主冷却系の機器・配管等について、放射能測定を実施（結果）放射線量が十分に低いことを確認
 第２段階においては、主に炉内構造物を含む原子炉周辺の汚染の分布評価を測定器
実施

放射能測定作業の様子

3第2段階の廃止措置の実施内容（3/3）⑤使用済燃料の冷却停止に向けた評価
 リスクレベルに応じた設備の運用最適化の一環として、使用済燃料の冷却停止が可能か判断するため、外気温の高い６月から９月にて燃料池の強制冷却を停止し、水温・水位を実測する計画
 燃料池の温度分布が把握できるよう仮設温度計を設置

仮設温度計設置イメージ

4

廃止措置全体像と第２段階ロードマップ

廃止措置計画申請書本
文別添資料4「廃止措置全体像と第２段階ロードマップ」の別紙-1

5

参考

6

「もんじゅ」の概要• ウラン資源の有効利用の観点から国産技術による高速増殖炉開発の一環として建設• 1995年に40％出力運転中に２次系ナトリウムの漏えい事故が発生• 2010年にゼロ出力での性能試験を再開• 2016年12月に「もんじゅ」の取扱いに関する政府方針が決定され、2018年より廃止措置に係る作業に着手【原子炉の形式】
ナトリウム冷却高速中性子型増殖炉【熱出力】71万4千ｋW【電気出力】
28万ｋW【燃料の種類】
プルトニウム・ウラン混合酸化物

7

「もんじゅ」の経緯

1983年2月

1985年10月

1983年5月27日

原子炉設置許可1994年4月5日

初臨界達成

1995年8月29日

初併入（初送電）

1995年10月13日

電気出力４０％到達

1986年10月

1991年４月

2015年11月13日
2016年12月21日

1994年4月初臨界

2010年5月
性能試験を再開

原子力規制委員会から文部科学大臣への勧告
原子力関係閣僚会議「高速炉開発の方針」、「『もんじゅ』の取扱いに関する政府方針」を決定 ＊これにより、もんじゅは廃止措置に移行することが決定

原子力規制委員会に「もんじゅ」廃止措置計画を提出

1995年12月8日

ナトリウム漏えい事故発生

2017年12月6日

2005年3月3日

改造工事の準備工事を開始

2018年2月9日

原子炉施設保安規定の変更認可を申請

2007年8月30日

改造工事の工事確認試験を完了

2010年5月6日

性能試験を再開

2018年3月28日

原子力規制委員会「もんじゅ」廃止措置計画、原
子炉施設保安規定認可

2010年8月26日

燃料交換片付け作業中に炉内中継装置落下2018年8月30日

燃料体の処理開始（炉外燃料貯蔵槽⇒燃料池）

2011年 3月11日（東日本大震災）2019年9月17日

2012年11月27日

保守管理不備を公表

燃料体の取出し開始（原子炉容器⇒炉外燃料貯蔵槽）

2013年5月29日

原子力規制委員会による保安措置
命令*1

2022年4月22日

原子炉容器からのすべての燃料体の取出し完了

2022年10月13日

すべての燃料体の燃料池（水プール）への移送完了*1)

2017年１月18日に原子力規制委員会が効力を失ったものと判断

8高速増殖原型炉もんじゅ 業務管理体制
2023年4月1日現在

廃止措置主任者

所⾧

所⾧代理：1名

安全・品質保証部

廃止措置部部⾧

次⾧：1名

次⾧：3名

計画管理 技術実証
課⾧
課⾧

部⾧

設備保全 施設管理課⾧
課⾧

品質保証 安全管理 施設保安課⾧
課⾧
課⾧

管理課⾧
9

「もんじゅ」の現在のプラント状態
・ 原子炉にあった燃料体は、全て取出しを完了。
・ 原子炉にはしゃへい体や、燃料体取出し時に装荷した模擬燃料体等が残っている。

１次系
原子炉中１間次熱交 ポ主換 ン循
器 プ環

２次系

２次ポ主ン循
プ環

蒸発器

過熱器

水・蒸気系

窒素ガスを封入し保管中
乾燥空気にて保管中

床ライナ
タンク

タンク

炉外燃料貯蔵槽・ 原子炉及び炉外燃料貯蔵槽にあった530体の燃料体は全て燃料池（水プール）にて保管中。

原子炉建物

2022年4月、1次主冷却系全てのナトリウムを抜き取り、現在タンク内で固体の状態で保管中。

原子炉補助建物

海水を抜き、機器を分解して保管中

2018年12月、2次系全てのナトリウムを抜き取り、現在タンク内で固体の状態で保管中。
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廃止措置の全体概要【第２段階 解体準備期間】【第１段階 燃料体取出し期間】

汚染の分布に関する評価（原子炉本体等は第2段階に実施）

燃料体取出し作業【第３段階 廃止措置期間Ⅰ】

ナトリウム機器の解体撤去
水・蒸気系等発電設備の解体

２次系ナトリウムの抜取り

しゃへい体等取出し作業

汚染の分布に関する評価（原子炉本体等）バルクナトリウム搬出

水・蒸気系等発電設備の解体【第４段階 廃止措置期間Ⅱ 】

建屋解体撤去11

しゃへい体等の取出し作業概要
 第 1 段階の燃料体取出し作業で経験、実績のある燃料取扱設備を使用
 以下の①、②の作業を繰り返し、安全確実に実施①しゃへい体等の取出し
燃料体取出し作業と同様にしゃへい体等を炉心から取り出して炉外燃料貯蔵槽に移送する②しゃへい体等の処理
しゃへい体等を炉外燃料貯蔵槽から取り出して燃料洗浄設備において付着したナトリウムを蒸気及び水によって洗浄し、燃料池の貯蔵ラックに貯蔵する ナトリウム漏えいの発生リスク低減等、廃止措置を安全、確実かつ、可能な限り早期に完了するため、原子炉容器内ナトリウム液位を通常液位（NsL）から低液位（SsL）とし、しゃへい体等の取出し作業を実施
 SsL液位による燃料交換装置への影響（熱収縮や浮力、不純物混入によるナトリウム純度低下）を事前に確認するとともに、燃料交換装置の動作に影響を及ぼす可能性を想定し、ナトリウム純化等を可能とするリカバリープランを予め検討、準備。（次頁以降参照。）炉外燃料貯蔵槽

燃料交換装置

燃料出入機

回転プラグ

燃料移送機
燃料池
水中台車

Na

原子炉容器

:しゃへい体等の取出しNa
燃料洗浄設備

炉内中継装置凡例:しゃへい体等の処理

水中燃料貯蔵設備

しゃへい体等取出し経路

12

原子炉液位低液位（SsL）による燃料交換設備への影響の確認結果
影響１（熱収縮、浮力）
燃料交換設備がナトリウムに浸漬する範囲が変わる
ため、燃料交換設備の熱収縮（200℃→160℃）、浮力の低下（炉心頂部+6000㎜→ 2800mm）を生じ、動作制御に影響する。

以下のとおり動作制御への影響が無いこと、または対処可であることを確認した。また、フルモックアップ試験の動作経験もあり、動作上の問題はないと評価する。
•熱収縮は約3mm程度であるが垂直方向の位置検出に影響しない。水平方向の位置検出に約１ｍｍの熱収縮が発生するが設定値の調整で対応が可能と評価。浮力も同様•

5月に低液位の状態で燃料交換設備を動作させ、熱収縮、 浮力低下の影響を確認した結果、上記事前評価で想定された範囲内であった（P15参照）•

過去のフルモックアップ試験では、より低液位（炉心頂部＋2300～＋6800㎜ ）での動作経験あり
低液位動作試験でガス中に露出する範囲
SsL運用でガス中に露出する範囲
炉心頂部からの液位

燃料交換設備フルモッ
クアップ試験液位＋6800㎜

NsL

もんじゅ液位＋6000㎜

NsL＋2800㎜

SsL＋2300㎜＋1720㎜

EsL低液位試験
EsL

0：グリッパの位置

もんじゅ実機の燃料交換装置動作範囲

フルモックアップ試験ともんじゅ実機の液位の関係
13原子炉液位低液位（SsL）による燃料交換設備への影響の確認結果（前頁の続き）影響2（不純物）
不純物が混入した場合、連続的なナトリウム純化をできないためナトリウム不純物が析出して燃料交換設備に付着し、動作に影響する恐れがある。

以下のとおりこれまでの作業管理、カバーガス管理を継続する
限り不純物析出により機器動作に影響することは無いと評価する。また念のためリカバリプランを準備することでリスクの顕在化に対処可能であること確認した。
•

これまでの作業管理、カバーガス管理で、純度悪化は0.4ppm/年程度であり、不純物は溶解度を超えて析出した
実績はない（P16参照）

リカバリープランの準備 低液位運用は、十分に成立性はあるものの、万が一の不具合に対応できるようリカバリープ
ランを準備する。
（一例として、ナトリウム純度が悪化した場
合、リカバリープランとしてメンテナンス冷却系を利用し純化運転する際の系統を示す）:ナトリウム純化・汲上ライン:ナトリウム抜き取りライン

リカバリープラン（ナトリウムの純化運転）で使用する設備のイメージ

14事前確認試験1
目的

事前確認試験は、原子炉容器内ナトリウム低液位（SsL）における燃料交換装置の熱収縮、浮力低下の影響を確認することを目的として、パンタグラフ開閉及びグリッパによるしゃへい体等のつかみはなし等を行い、荷重、動作トルク等への影響を確認した。

結果

SsLにおいて①燃料交換装置パンタグラフ開閉動作②同本体昇降加重確認③同本体昇降ストローク確認④アドレス確認を実施し、燃料交換装置のそれぞれ部位の熱収縮・浮力低下の影響を確認した。結果、影響は想定した範囲内であり、しゃへい体の吊り不吊り判定値を見直すことでSsLにおけるしゃへい体等の取出しが可能であることを確認した。
②本体昇降荷重③本体昇降ｽﾄﾛｰｸ

試験項目

想定した影響

試験内容

試験結果

①燃料交
換装置パ
ンタグラフ
開閉動作
確認

パンタグラフの熱収縮により約1mm短くなり、パンタグラフ動作に影響する可能性がある。R＆Dや1992年にもんじゅで実施した試験ではNsLの場合と大差なく正常に動作した実績がある。

燃料交換装置をパンタグラフ開閉位置まで移動させ、パンタグラフ開閉動作を実施。ストローク、リミットスイッチ動作、トルク値を測定し、動作性を確認する。

ストローク、リミットスイッチ
動作、トルク値は、想定した範囲内。
パンタグラフ開閉動作に異常なし。

②燃料交換装置本体昇降荷重確認

燃料交換装置の浮力が低下し、重量は計算上約60kg（計算値）増加する。1992年にもんじゅで実施した試験では浮力影響を考慮し、吊り不吊り判定荷重の設定値を見直すことで正常に動作している。

燃料交換装置でしゃへい体等を引き抜き、吊り不吊り判定荷重、警報設定値を検討する。

しゃへい体等の引き抜き時、昇降動作に異常なし。
グリッパ昇降荷重が想定されたズレ(60kg＝588N)と同程度増加した。

③燃料交
換装置本
体昇降ス
トローク確
認

本体胴熱収縮により、グリッパの炉心頂部着床位置が約3mm上方にずれるが、第1段階と同様に据付時に着床位置を再設定することで対応可能。1992年にもんじゅで実施した試験では、NsLと昇降位置の差は上限で比較して3mmのズレ。

燃料交換装置を「下限位置」、「旋回点」、「パンタグラフ開閉点」、「上限位置」の各位置に移動させ、その位置を測定。NsLの各位置と比較し、熱収縮量を確認する。

各位置に移動させた結果、①ﾊﾟﾝﾀ開閉動作位置ずれは想定範囲内であり、昇降動作に異常なし。
昇降ストロークが想定され②本体昇降荷重③本体昇降ｽﾄﾛｰｸたズレ（3mm）と同程上限位置度増加した。
旋回点位置熱収縮によりホールドダウンアームが約1mm短くなり、中心位置から偏心するが、許容偏心量20mm範囲内で問題ない。試験で検証する計画。1992年にもんじゅで実施した試
験では、偏心量は15mm以内に収まっていることを確認。

NsLの基準アドレス（各炉心構成要素頂部の中心位置）を用いて、燃料交換装置グリッパをしゃへい体等ハンドリングヘッドに挿入させ、挿入可能であることを確認する。

炉心構成要素頂部（代表9箇所）にグリッパを挿入可。

④アドレス
確認

①ﾊﾟﾝﾀ開閉動作④ｱﾄﾞﾚｽ
(偏心量)

NsL

SsL

ﾊﾟﾝﾀ開閉位置
吊り不吊り判定荷重

引き抜き荷重下限位置④ｱﾄﾞﾚｽ(偏心量)15しゃへい体等取出し時における不純物混入の可能性評価

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水・蒸気系等発電設備の解体撤去範囲（断面図）
第42回もんじゅ安全監視チーム会合（2022.10.24）
資料2-2 図2.217

水・蒸気系等発電設備の解体撤去範囲（系統図）※※分解保管済み

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