第５回福島第一廃炉国際フォーラム

東京電力福島第一原子力発電所に関する課題～原子力規制機関の視点から～

２０２１年１１月１日
原子力規制庁
金子 修一

１．主要なリスク
人や環境へ影響を与えるリスクへの対策〇原子炉建屋等の滞留水の処理〇プロセス主建屋等の地下階にあるゼオライト土嚢の撤去及び安定化〇除染装置スラッジの移送及び安定化〇地震・津波等による構造物の倒壊・損傷への対処〇その他留意が必要なリスクへの対策（上記と比べ外部への影響が大きくないもの）
・ＡＬＰＳスラリーの安定化
・使用済吸着塔の屋内保管
・１号機及び２号機使用済燃料プールからの燃料取り出し

1１．主要なリスク
放射性物質（主にCs-137 ）の所在状況（使用済燃料は除く）
種類( *注）① 滞留水② スラッジ類③ 吸着塔④ シールドプラグ⑤ Cs-137の総量から①～④及び⑥を除いたもの（燃料デブリなど）（単位；PBq）

性状
液状
液状・固形状
固形状（含水）固形状（詳細不明）
固形状（詳細不明）現在の状態
原子炉建屋、プロセス主建屋、高温焼却炉建屋に滞留する高濃度汚染水
汚染水処理初期に発生した沈殿物・汚染水移送前に敷設されたゼオライト土嚢
汚染水処理に使われた吸着材を保管する金属容器（屋外一時保管）
格納容器の上にある遮へい蓋（事故時に放出された高放射能が下面に付着）
原子炉建屋内に残っている燃料デブリ等＊注：環境に移行しやすい順番に並べた

⑥ 12

① 0.4
プロセス主建屋及び高温焼却炉建屋

1～3号機

セシウム吸着塔一時保管施設

220

70

② 1010250

100PBq以上

0.4

⑤ 220
Cs-137の総量
560

10～100PBq③ 250<0.001<0.001④ 70

1～10PBq

タンクエリア

濃縮廃液タンクエリア

0.1～1PBq
0.1PBｑ未満①滞留水②スラッジ類③吸着塔④シールドプラグ• 減衰は事故発生から10年後（2021年3月11日）を基準日として計算• Cs-137の総量を、「JAEA-DATA／Code2012-018」及び減衰を考慮して想定した• 環境放出分については、「国際原子力機関に対する日本国政府の追加報告書－東京電力福島原子力発電所の事故について－（第2報告）」及び減衰を考慮して想定した• 本資料は使用済燃料を除いたCs-137の所在状況を示したものであるが、この他にSr-90について36PBq（プロセス主建屋及び濃縮廃液タンクエリア）、H-3について0.69PBｑ（タンクエリア）存在する• 端数処理を行っているため、合計は一致しない⑤Cs-137の総量から①～④及び⑥を除いたもの（燃料デブリなど）⑥環境放出分
濃縮廃液類
ALPS処理済水2１．主要なリスク
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（主要な目標）
分野
（年度）

2021

2022

2023

液状の放射性物質

使用済燃料

原子炉注水停止に向けた取組

2号機
燃料取り出し遮へい設計等

1・3号機S/C水位低下に向けた取組

タンク内未処理水の処理（2023以降も継続）

原子炉建屋内滞留水の半減・処理（2021年度までにα核種除去方法の確立）

今後の更なる目標

2024～
2032

プロセス主建屋等
ドライアップ
原子炉建屋内滞留水の全量
処理

外部事象等への対応

固形状の放射性物質
大型廃棄物保管庫（Cs吸着材入り吸着塔）設置

乾式貯蔵キャスク増設開始

分析施設本格稼
働分析体制確立

建屋開口部閉塞等【津波】

1号機の格納容器内部調査

建屋周辺のフェーシ
ング範囲の拡大【雨水】～2023

6号機燃料取り出し開始

増設焼却設備運用開始

2号機燃料デブリ試験
的取り出し・格納容器内部調査・性状把握

2号機原子炉建屋オペフロ
遮へい・ダスト抑制～2023

ALPSｽﾗﾘｰ(HIC)安定化処理設備設置

減容処理設備・廃棄物保管庫(10棟)設置

廃炉作業を進める上で重要なもの
労働安全衛生環境の継続的改善
品質管理体制の強化
シールドプラグ付近の汚染状態把握

1,2号機排気筒下部の高線量
SGTS配管等の撤去
高線量下での被ばく低減
建物等からのダスト飛散対策
多核種除去設備処理済水の海洋放出等（時期未定）
シールドプラグ汚染を考慮した
各廃炉作業への影響を検討

除染装置スラッジの回収着手
1号機原子炉建屋
カバー設置

燃料デブリ取り出しの安全対策（時期未定）

プロセス主建屋等ゼオライト等の回収着手（2021年度までに 手法検討）

5号機燃料取り出し開始
乾式貯蔵キャスク
増設エリア拡張
1・2号機
燃料取り出し
全号機使用済燃料プール
からの燃料取り出し分析第2棟等の燃料デブリ分析施設の設置
瓦礫等の屋外保管の解消
廃棄物のより安全・安定な状態での管理取り出した燃料デブリの安定な状態での保管

建物構築物・劣化対策・健全性維持
建屋外壁の止水【地下水】

周辺の地域や海域等への影響を特に留意すべきリスクへの対策
留意すべきであるが比較的外部への影響が小さいリスクへの対策

3

１．主要なリスク：建屋滞留水の処理
原子炉冷却水注入量約200 m3/日

原子炉建屋
タービン建屋地下水
流入量約100 m3/日

プロセス主建屋
高温焼却炉建屋（一時保管設備）
セシウム除去設備
原子炉注水用タンク再利用（１）Areva（France）＜待機＞（２）Kurion（USA）＜バックアップ＞（３）SARRY（東芝）＜通常運転＞

Reverse
淡水化装置
osmosis

ALPS処理水: 約400m3/日

引用：東京電力資料

44１．主要なリスク：高線量のゼオライト土嚢・2018年12月、東京電力はプロセス主建屋（PMB）及び高温焼却炉建屋（HTI）の地下階の線量率を調査、最下階において高線量を確認（PMB：2,600mSv/h、HTI：800mSv/h）
・事故後にPMB及びHTIに貯留する滞留水中の放射性物質を吸着するために設置されたゼオライト土嚢により高線量となっており、土嚢の最大線量率は、PMBで約3000mSv/h、HTIで約4000mSv/h
・PMB及びHTIにおける滞留水はゼオライト土嚢からの放射線を遮へいすることにもなっており、滞留水を取り除くためには、空気中におけるゼオライト土嚢からの放射線を遮へいすることが必要
ゼオライト安定化検討内容

sandbagssandbags
opening① 遠隔回収メリット
・追加の回収作業が無い
デメリット
・遮へい容器保管場所の確保が必要
・回収設備が高線量となる

②遠隔集積
メリット
・当面の間の保管場所が確保できるデメリット
・後で本格回収作業が必要

③ 固化
メリット
・早期に実現可能デメリット
・後の本格回収が困難
・広範囲であり、充填が困
難5

１．主要なリスク：AREVAスラッジ
Plan

3.11津波対策（開口部閉塞等）

使用済セシウム吸着塔
一時保管施設（第四施設）等

2018.9.28完了
屋外設備

高線量エリアコンクリート製ピット

AREVA
設置エリア

T.P.8.5m

貯槽Ｄ
建屋地下階（滞留水有）

除染装置スラッジ

保管容器

T.P.24.9m以上

屋外設備の運用期間：４～６ヶ月程度を想定

貯槽Dから除染装置スラッジを抜き出し、線量の低い屋外で保管容器に入れて、検討用津波到達高さ（T.P.24.9m）以上の高台エリアに移送する方針

プロセス主建屋 貯槽D周辺の建屋構造概要図（断面図）【スラッジ】
凝集沈殿法において、Cs-137などの核種を吸着して沈降したもの
・主要成分 ：硫酸バリウム(66%)フェロシアン化物
・代表的な核種濃度：90Sr（約3×108Bq/cm3）
・含水率：約80%
・発生量：37m3
スラッジ

汚染沈殿物の例

東京電力資料より引用

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１．主要なリスク：ALPSスラリー
前処理設備、多核種除去設備の順に汚染水を処理し、62核種の放射性物質※ 1：High Integrity Container（トリチウムを除く）を除去（高性能容器）（既設）多核種除去設備系統図

ALPS

前処理設備
炭酸塩沈殿
処理設備

鉄共沈処理設備

吸着塔（１６塔）

炭酸塩沈殿スラリー

鉄共沈スラリー

HIC

HIC

HIC

処理カラム（２塔）使用済吸着材（吸着材の種類ごとに収容後脱水）

鉄共沈スラリー

ALPS

前処理設備

炭酸塩沈殿スラリー

HIC※1（補強体付加後）

代表的な除去核種

スラリー量※290Sr：

1×106Bq/cm3HIC：3861008m3

ALPS

90Sr：

HIC：9712535m3

鉄共沈スラリー：FeO(OH)･H2O(75%)

吸着塔（１８塔）

使用済吸着材
HIC

HIC※1(ポリエチレン部)

主成分

増設多核種除去設備系統図

炭酸塩沈殿
処理設備

炭酸塩沈殿スラリー

HIC （吸着材の種類ごとに収容後脱水）

増設ALPS

炭酸塩スラリー：CaCO3

4×107Bq/cm3

HIC：1121
2926m3

引用：東京電力資料を基に原子力規制庁にて作成※ 2：2018年5月28日時点。2020年11月5日時点では、スラリーと使用済吸着材を合わせて3632基のHICが保管。
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２．新たに明確になった懸念
上部シールドプラグの下面にCs-137の汚染が集中しているとの仮定の下で、汚染の程度を計算
１～３号機のオペフロにおける高線量汚染の発生
シールドプラグ下面のCs-137の量（計算値）※1 水素爆発の影響によりシールドプラグがずれたと考えられる

0.1-0.2PBq※120-40PBq

30PBq

Unit 1

Unit 2

Unit 3※“東京電力福島第一原子力発電所事故の調査・分析に係る中間取りまとめ”, Appendix 7-1, p.185,(2021.3.5) 原子力規制委員会
https://www.nsr.go.jp/data/000345595.pdf

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２．新たに明確になった懸念
耐圧強化ベントラインの汚染の現在の状態
空調機室

１号機Several 1000mSv/h

２号機

0.05mSv/h

排気筒基部2～3000mSv/h

ラプチャーディスク【作動】耐圧強化ベントライン

GD

空調機室

0.04mSv/h以下←高線量

20～60mSv/h

ラプチャーディスク【不作動】耐圧強化ベントライン～数1000mSv/h ～数 mSv/h

SGTS合流～6000mSv/h

SGTS

10～50mSv/h

GD

HEPA

HEPA

ベントガスの流れ
主排気ダクト系（換気空調系）～2000mSv/h

主排気ダクト系（換気空調系）

1、2号機に比べて汚染レベルが2桁程度低い
空調機室

３号機

４号機

20mSv/h

50mSv/h

ラプチャーディスク【不作動】ラプチャーディスク【作動】耐圧強化ベントライン

耐圧強化ベントライン

排気筒基部
3mSv/h

0.7mSv/h 3mSv/h GD

HEPA

HEPA

SGTS合流5mSv/h
2mSv/hNo GD 1.5mSv/h

HEPA

0.04mSv/h

HEPA

ベントガスの流れ
主排気ダクト系（換気空調系）

空調機室

10mSv/h

主排気ダクト系（換気空調系）

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３．直面する廃炉作業
出典：地理院地図（電子国土Web）をもとに東京電力ホールディングス株式会社にて作成
https://maps.gsi.go.jp/#13/37.422730/141.044970/&base=std&ls=std&disp=1&vs=c1j0h0k
0l0u0t0z0r0s0m0f1

測定・確認用設備（K4タンク群）
二次処理設備（新設逆浸透膜装置）
トリチウム以外の核種の告示濃度比総和「1～10」の処理途上水を二次処理する

3群で構成し、それぞれ受入、測定・確認、放出工程を担い、連続的な放出を可能とする（約1万m3×3群）

N

南北3.5km

海底トンネル

移送ポンプ

日常的に漁業が行われていないエリア※

トリチウム以外の核種の告示濃度比総和「1以上」の処理途上水を二次処理する

東西
1.5km

ローテーション

二次処理設備（ALPS）

放出
受入 測定・確認

防潮堤

ALPS処理水等タンク

緊急遮断弁や移送配管の周辺を中心に設置

双葉町

流量計・流量調整弁・緊急遮断弁（津波対策）
ヘッダー管
海抜33.5m

海底トンネル出口は、日常的に漁業が行われていないエリア※ 内に設置、エリア内の想定水量は約600億㍑

緊急遮断弁（直径約2m×長さ約7m）

海水流量計

大熊町

道路

放出管

海抜11.5m

当面の間、立坑を活用して、海水とALPS処理水が混合・希釈して いることを直接確認した後、放出を開始

海抜2.5m

新設海水ポンプ（3台）

引用：東京電力資料

5号取水路
放水立坑

海へ

希釈用海水

海底トンネル（港湾外から取水）（約1㎞）※共同漁業権非設定区域

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３．直面する廃炉作業
実施計画の審査における規制上の観点
ALPS処理水の海洋放出設備の審査における規制上の観点

原子炉等規制法に基づく審査
原子力規制委員会は、東京電力が提出する実施計画の変更認可申請に関して、以下の項目を含む規制要求*に適合しているかどうかを確認する(* “特定原子力施設への指定に際し東京電力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” ):II.9 放射性液体廃棄物の処理・保管・管理
II.11 放射性物質の放出抑制等による敷地周辺の放射線防護等
II.14 設計上の考慮

政府方針に則ったものであることの確認
原子力規制委員会は、東京電力提出する実施計画の変更認可申請が政府方針に則ったものであるかどうかを確認する

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４．今後の廃炉活動を進める上での懸案
１Ｆで発生する廃棄物
建屋滞留水
地下水、サブドレン水
雨水、海水水処理二次廃棄物（使用済吸着塔、スラリー等）
ガレキ類
燃料デブリ

作業環境、環境影響の把握
施設内に流入する地下水や処理水の管理処理・処分に向けた性状把握
処理・処分の手法の特定
デブリ取出しの工程検討

常時、一定量の分析による状況把握が必要

今後の廃炉作業の進展に不可欠。分析のニーズは
質・量ともに増加

人員や施設・設備のキャパシティ
今後、増加する分析需要に対する、十分な人員、設備等の確保
人員の増加
分析作業者への教育

これまで、１Ｆ施設内の分析施設のほか、ＪＡＥＡ（原科研、核サ研、大熊分
析センター）、日本分析センター、(株)KANSOテクノスとも協力
加えて、１Ｆ内に新たに以下を建設
放射性物質分析・研究施設第１棟（水処理二次廃棄物及びガレキ類）
放射性物質分析・研究施設第２棟（燃料デブリ）

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