廃 室 発 第 ７ ８ 号
令和元年１０月３１日
原子力規制委員会

殿
住所 東京都台東区上野五丁目２番１号

申 請 者 名日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社

代表者氏名

取 締 役 社 長

村松衛

敦賀発電所 1 号炉廃止措置計画変更認可申請書

核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 43 条の 3 の 34 第
3 項において準用する同法第 12 条の 6 第 3 項の規定に基づき，下記のとおり敦
賀発電所 1 号炉の廃止措置計画変更認可の申請をいたします。
記
一

氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名
氏名又は名称

日本原子力発電株式会社

住

東京都台東区上野五丁目２番１号

所

代表者の氏名二村

松

工場又は事業所の名称及び所在地
名
所

三

取締役社長

在

称

敦賀発電所

地

福井県敦賀市明神町１番地

発電用原子炉の名称
名

称

敦賀発電所

１号原子炉

衛

四

変更に係る事項
平成 29 年 4 月 19 日付け原規規発第 17041910 号をもって認可を受け，別紙１のとおり変更を届け出た敦賀発電所 1 号炉廃止措置計画認可申請書の記載事項中，次の事項の記述の一部を別紙２のとおり変更する(ただし，下線は含まない。)。
本文五廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方
法

本文八

五

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄添付書類三廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

添付書類五

核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

変更の理由（１）圧縮減容装置の導入に伴う変更
雑固体廃棄物及び解体工事で発生する金属等を減容するための圧縮減容装置を導入する。
（２）大型機械等の保管方法の明確化に伴う変更
新たな保管場所に大型機械等を保管する場合の汚染拡大防止措置を具体的に記載する。
（３）記載の適正化
以上別紙１
敦賀発電所１号炉廃止措置計画変更認可（届出を含む。
）の経緯
認
1
2

可（届

出）

年

月

平成 29 年 4 月 19 日
平成 31 年 2 月 28 日(届出)

日

認

可

番

号

原規規発第 17041910 号
-

変更後

-1２

２

拡散及び漏えい防止対策

汚染状況を踏まえ，放射能が大きい場合は，放射性物質の飛散が少ない方法を策定するとともに，工事によって発生する気体状の放射性物質に対しては，拡散防止措置（汚染拡大防止囲い，局所フィルタ，局所排風機等）を講じる。また，工事によって発生す２．１

拡散及び漏えい防止対策

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

汚染状況を踏まえ，放射能が大きい場合は，放射性物質の飛散が少ない方法を策定するとともに，工事によって発生する気体状の放射性物質に対しては，拡散防止措置（汚染拡大防止囲い，局所フィルタ，局所排風機等）を講じる。また，工事によって発生す２．１

安全確保対策廃止措置に当たっては，安全確保対策として次に示す放射性物質の拡散及び漏えい防止対策，被ばく低減対策及び事故防止対策を講じる。

（３）保安のために必要な事項を保安規定に定めて，適切な品質保証活動の下に保安管理を実施する。
（４）施設の解体に当たっては，２号炉の保安のために必要な施設（可搬型重大事故等対処設備の保管場所及びアクセスルートを含む。）の機能に影響を及ぼさないことを確認した上で，工事を実施する。また，２号炉を運転する上で廃止措置計画へ反映する
内容が明確になった場合は，変更認可を受ける。

（３）保安のために必要な事項を保安規定に定めて，適切な品質保証活動の下に保安管理を実施する。
（４）施設の解体に当たっては，２号炉の保安のために必要な施設（可搬型重大事故等対処設備の保管場所及びアクセスルートを含む。）の機能に影響を及ぼさないことを確認した上で，工事を実施する。また，２号炉を運転する上で廃止措置計画へ反映する
内容が明確になった場合は，変更認可を受ける。

安全確保対策廃止措置に当たっては，安全確保対策として次に示す放射性物質の拡散及び漏えい防止対策，被ばく低減対策及び事故防止対策を講じる。

事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（以下「線量告示」という。）に準拠する。また，原子力安全委員会指針 原子炉施設の解体に係る安全確保の基本的考え方（平成 13 年 8 月 6 日一部改訂）（以下「安全確保の基本的考え方」という。）を参考とする。
（２）周辺の公衆及び放射線業務従事者に対し，原子炉等規制法に基づき定められている
線量限度を遵守するとともに，国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が 1977 年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ：as low as reasonably
achievable。）の基本的考え方に基づき，合理的に達成可能な限り放射線被ばくを低減するよう，工事対象範囲の核燃料物質による汚染状況を踏まえ，放射性物質の拡散及び漏えい防止対策（解体方法及び核燃料物質による汚染の除去方法の策定を含む。），
被ばく低減対策及び事故防止対策を講じる。また，核燃料物質によって汚染された物の廃棄についても同様とする。

事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（以下「線量告示」という。）に準拠する。また，原子力安全委員会指針 原子炉施設の解体に係る安全確保の基本的考え方（平成 13 年 8 月 6 日一部改訂）（以下「安全確保の基本的考え方」という。）を参考とする。
（２）周辺の公衆及び放射線業務従事者に対し，原子炉等規制法に基づき定められている
線量限度を遵守するとともに，国際放射線防護委員会（ＩＣＲＰ）が 1977 年勧告で示した放射線防護の基本的考え方を示す概念（ＡＬＡＲＡ：as low as reasonably
achievable。
）の基本的考え方に基づき，合理的に達成可能な限り放射線被ばくを低減するよう，工事対象範囲の核燃料物質による汚染状況を踏まえ，放射性物質の拡散及び漏えい防止対策（解体方法及び核燃料物質による汚染の除去方法の策定を含む。），
被ばく低減対策及び事故防止対策を講じる。また，核燃料物質によって汚染された物の廃棄についても同様とする。

廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

廃止措置の基本方針
廃止措置は，安全確保を最優先に，次の基本方針の下に行う。
（１）核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「原子炉等規制法」という。），核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（以下「原子炉等規制法施行令」という。），実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。
）を遵守するとともに，核原料物質又は核燃料物質の製錬の五廃止措置計画変更前後比較表

１

敦賀発電所１号炉

廃止措置の基本方針
廃止措置は，安全確保を最優先に，次の基本方針の下に行う。
（１）核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「原子炉等規制法」という。），核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令（以下「原子炉等規制法施行令」という。），実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。
）を遵守するとともに，核原料物質又は核燃料物質の製錬の１

五 廃止措置対象施設のうち解体の対象となる施設及びその解体の方法

変更前

備考

別紙２

-2-

敦賀発電所１号炉
変更後す。なお，新燃料及び使用済燃料が原子炉施設から搬出されるまでの期間は，燃料取扱，
臨界防止，放射線遮蔽，水位の監視，漏えいの監視，使用済燃料プール水補給及び冷却・浄化並びに燃料落下防止機能を維持管理する。

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

す。なお，新燃料及び使用済燃料が原子炉施設から搬出されるまでの期間は，燃料取扱，
臨界防止，放射線遮蔽，水位の監視，漏えいの監視，使用済燃料プール水補給及び冷却・浄化並びに燃料落下防止機能を維持管理する。

２．５ 保安に関すること
燃料体の炉心への再装荷を不可とする措置を含め，保安のために必要な事項は，保安規定に定める。また，燃料体の保管については「六 核燃料物質の管理及び譲渡し」に示

２．５ 保安に関すること
燃料体の炉心への再装荷を不可とする措置を含め，保安のために必要な事項は，保安規定に定める。また，燃料体の保管については「六 核燃料物質の管理及び譲渡し」に示

料の健全性に影響はなく，また，臨界にならないと評価できることから，使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための重大事故対策設備は不要であることを確認した。

料の健全性に影響はなく，また，臨界にならないと評価できることから，使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和し及び臨界を防止するための重大事故対策設備は不要であることを確認した。

２．４ 専ら廃止措置の用に供する装置に関すること
専ら廃止措置の用に供する装置の導入を行うに当たっては，装置の機能に応じて日本
産業規格等の規格及び基準に準拠するとともに，所要の手続きを行い，拡散及び漏えい 記 載 の 適 正防止対策，被ばく低減対策及び事故防止対策を講じる。
化

２．３ 事故防止対策
維持管理している施設及び２号炉の保安のために必要な施設（可搬型重大事故等対処
設備の保管場所及びアクセスルートを含む。
）の機能に影響を及ぼさないことを確認した上で行う。
事故に備え，低レベル放射性廃棄物のうち，放射能レベルの比較的低いもの（Ｌ２）以上となる解体対象が残存する間は，建屋の放射性物質閉じ込め機能が損なわれないよ
うにする。また，火災，爆発，重量物の取扱い等による人為事象に対する事故原因の除去のために，安全対策を講じる。
事故発生時には，事故拡大防止等の応急措置を講じるとともに，早期の復旧に努める。
なお，使用済燃料を使用済燃料プールに貯蔵している間において，使用済燃料プール
から冷却水が大量に漏えいする事象を考慮しても，燃料被覆管表面温度の上昇による燃２．３ 事故防止対策
維持管理している施設及び２号炉の保安のために必要な施設（可搬型重大事故等対処
設備の保管場所及びアクセスルートを含む。）の機能に影響を及ぼさないことを確認した上で行う。
事故に備え，低レベル放射性廃棄物のうち，放射能レベルの比較的低いもの（Ｌ２）以上となる解体対象が残存する間は，建屋の放射性物質閉じ込め機能が損なわれないよ
うにする。また，火災，爆発，重量物の取扱い等による人為事象に対する事故原因の除去のために，安全対策を講じる。
事故発生時には，事故拡大防止等の応急措置を講じるとともに，早期の復旧に努める。
なお，使用済燃料を使用済燃料プールに貯蔵している間において，使用済燃料プール
から冷却水が大量に漏えいする事象を考慮しても，燃料被覆管表面温度の上昇による燃

備考

２．４ 専ら廃止措置の用に供する装置に関すること
専ら廃止措置の用に供する装置の導入を行うに当たっては，装置の機能に応じて日本
工業規格等の規格及び基準に準拠するとともに，所要の手続きを行い，拡散及び漏えい防止対策，被ばく低減対策及び事故防止対策を講じる。

２．２ 放射線業務従事者の被ばく低減対策
外部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，線量当量率が高い場合は，放射線遮蔽，遠隔化の導入及び立入制限を行う。内部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，表面汚
染密度及び空気中の放射性物質濃度（以下「汚染レベル」という。）が高い場合は，防護具を用いる。また，外部及び内部被ばく低減のため，線量当量率及び汚染レベルを考慮し，核燃料物質による汚染の除去を行う。

る液体状の放射性物質に対しては，漏えい防止措置（廃液回収容器，廃液回収ポンプ等）を講じる。

廃止措置計画変更前後比較表

２．２ 放射線業務従事者の被ばく低減対策
外部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，線量当量率が高い場合は，放射線遮蔽，遠隔化の導入及び立入制限を行う。内部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，表面汚
染密度及び空気中の放射性物質濃度（以下「汚染レベル」という。
）が高い場合は，防護具を用いる。また，外部及び内部被ばく低減のため，線量当量率及び汚染レベルを考慮し，核燃料物質による汚染の除去を行う。

る液体状の放射性物質に対しては，漏えい防止措置（廃液回収容器，廃液回収ポンプ等）
を講じる。

変更前

-3-

質の搬出を実施する。
（２）原子炉本体等解体期間
原子炉本体等解体準備期間を通して放射能減衰した原子炉本体等を含む施設の解体を行う。
（３）建屋等解体期間
建屋及び設備の解体を行うとともに，管理区域を解除する。廃止措置終了後の敷地は，敦賀発電所の周辺監視区域として継続管理する。
４ 解体の対象となる施設及びその解体の方法
４．１ 解体の計画
施設の解体は，核燃料物質によって汚染された物の廃棄の前作業として，原子炉本体
等及び原子炉本体等以外の二つに分けて行う。
４．２ 解体の方法
施設の解体方法を表５－２に示す。

質の搬出を実施する。
（２）原子炉本体等解体期間
原子炉本体等解体準備期間を通して放射能減衰した原子炉本体等を含む施設の解体を行う。
（３）建屋等解体期間
建屋及び設備の解体を行うとともに，管理区域を解除する。廃止措置終了後の敷地は，敦賀発電所の周辺監視区域として継続管理する。

４ 解体の対象となる施設及びその解体の方法
４．１ 解体の計画
施設の解体は，核燃料物質によって汚染された物の廃棄の前作業として，原子炉本体
等及び原子炉本体等以外の二つに分けて行う。

４．２ 解体の方法
施設の解体方法を表５－２に示す。

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

除く。）並びに放射性物質による汚染のないことが確認された地下建屋，地下構造物及び建屋基礎以外の全てを対象に行う。解体対象施設を表５－１に示す。また，解体対象施設の配置図を図５－２に示す。
解体の対象のうち，炉心支持構造物（汽水分離器及びドライヤを除く。），原子炉容器（蓋を除く。），原子炉容器外側の壁，格納容器のうちドライウェル（蓋を除く。）及びドライウェル外周の壁（蓋を除く。）で，汚染された物を原子炉本体等という。これら以外を原子炉本体等以外という。
核燃料物質による汚染の除去は，廃止措置に当たって講じる安全確保対策等として，必要に応じて行う。核燃料物質によって汚染された物の廃棄は，建屋等解体期間の完了までに行う。
（１）原子炉本体等解体準備期間
原子炉本体等以外の施設の解体を行う。また，１号炉原子炉建物内からの核燃料物除く。）並びに放射性物質による汚染のないことが確認された地下建屋，地下構造物及び建屋基礎以外の全てを対象に行う。解体対象施設を表５－１に示す。また，解体対象施設の配置図を図５－２に示す。
解体の対象のうち，炉心支持構造物（汽水分離器及びドライヤを除く。），原子炉容器（蓋を除く。），原子炉容器外側の壁，格納容器のうちドライウェル（蓋を除く。）及びドライウェル外周の壁（蓋を除く。）で，汚染された物を原子炉本体等という。これら以外を原子炉本体等以外という。
核燃料物質による汚染の除去は，廃止措置に当たって講じる安全確保対策等として，必要に応じて行う。核燃料物質によって汚染された物の廃棄は，建屋等解体期間の完了までに行う。
（１）原子炉本体等解体準備期間
原子炉本体等以外の施設の解体を行う。また，１号炉原子炉建物内からの核燃料物

廃止措置の主要な手順
廃止措置の主な手順を図５－１に示す。
施設の解体は，廃止措置対象施設のうち，２号炉との共用施設（雑固体焼却設備等を３

３

廃止措置の主要な手順
廃止措置の主な手順を図５－１に示す。
施設の解体は，廃止措置対象施設のうち，２号炉との共用施設（雑固体焼却設備等を

２．６ 労働災害防止対策
一般労働災害防止対策として，高所作業対策，石綿等有害物対策，感電防止対策，粉じん障害対策，酸欠防止対策，振動対策，騒音対策，火傷防止対策，回転工具取扱対策等を講じる。

２．６ 労働災害防止対策
一般労働災害防止対策として，高所作業対策，石綿等有害物対策，感電防止対策，粉じん障害対策，酸欠防止対策，振動対策，騒音対策，火傷防止対策，回転工具取扱対策等を講じる。

廃止措置計画変更前後比較表
変更後

敦賀発電所１号炉

変更前

備考

-4-

格納容器のうちサプレッション・チェンバ
解体の方法は，気中又は水中において熱的方法又は機械的方法で行う。
解体に当たって講じる安全確保対策は以下のとおり。
・汚染状況を踏まえ，工事によって発生する気体状の放射性物質に対しては，拡散防止措置（汚染拡大防止囲い，局所フィルタ，局所排風機等）を講じる。また，工事によって発生する液体状の放射性物質に対しては，漏えい防止措置（廃液回収容器，廃液回収ポンプ等）を講じる。
・外部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，線量当量率が高い場合は，放射線遮蔽，遠隔化の導入及び立入制限を行う。内部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，汚染レベルが高い場合は，防護具を用いる。また，外部及び内部被ばく低減のため，線量当量率及び汚染レベルを考慮し，核燃料物質による汚染の除去を行う。
・維持管理している施設及び２号炉の保安のために必要な施設（可搬型重大事故等対処設備の保管場所及びアクセスルートを含む。
）の機能に影響を及ぼさないことを確認した上で行う。

格納容器のうちサプレッション・チェンバ
解体の方法は，気中又は水中において熱的方法又は機械的方法で行う。
解体に当たって講じる安全確保対策は以下のとおり。
・汚染状況を踏まえ，工事によって発生する気体状の放射性物質に対しては，拡散防止措置（汚染拡大防止囲い，局所フィルタ，局所排風機等）を講じる。また，工事によって発生する液体状の放射性物質に対しては，漏えい防止措置（廃液回収容器，廃液回収ポンプ等）を講じる。
・外部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，線量当量率が高い場合は，放射線遮蔽，遠隔化の導入及び立入制限を行う。内部被ばく低減のため，作業環境を踏まえ，汚染レベルが高い場合は，防護具を用いる。また，外部及び内部被ばく低減のため，線量当量率及び汚染レベルを考慮し，核燃料物質による汚染の除去を行う。

・維持管理している施設及び２号炉の保安のために必要な施設（可搬型重大事故等対処設備の保管場所及びアクセスルートを含む。）の機能に影響を及ぼさないことを確認した上で行う。

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

ドライウェル外周の壁の蓋(b)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
燃料取扱装置（１号炉原子炉建物内）
キャスク除染設備（１号炉原子炉建物内）
使用済燃料貯蔵設備（１号炉原子炉建物内）(c)原子炉冷却系統施設
冷却材再循環系
原子炉冷却材浄化系
主蒸気系
給水系(d)原子炉格納施設
格納容器のうちドライウェルの蓋

ドライウェル外周の壁の蓋(b)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
燃料取扱装置（１号炉原子炉建物内）
キャスク除染設備（１号炉原子炉建物内）
使用済燃料貯蔵設備（１号炉原子炉建物内）(c)原子炉冷却系統施設
冷却材再循環系
原子炉冷却材浄化系
主蒸気系
給水系(d)原子炉格納施設
格納容器のうちドライウェルの蓋

変更後（１）原子炉本体等解体準備期間
ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体
以下に示す施設区分(a)から(d)のうち原子炉解体に干渉する施設の解体を供用の終了後に行う。ただし，核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の解体は，新燃料及び使用済燃料搬出完了後，供用の終了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。
(a)原子炉本体
汽水分離器及びドライヤ
原子炉容器の蓋廃止措置計画変更前後比較表（１）原子炉本体等解体準備期間
ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体
以下に示す施設区分(a)から(d)のうち原子炉解体に干渉する施設の解体を供用の終了後に行う。ただし，核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の解体は，新燃料及び使用済燃料搬出完了後，供用の終了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。
(a)原子炉本体
汽水分離器及びドライヤ
原子炉容器の蓋

敦賀発電所１号炉

変更前

備考

-5-

放射能が大きいものの解体は，気中において機械的方法を採用する。また，上記以外の復水脱塩装置使用済樹脂受タンク等の放射能が小さいものの解体は，汚染状況を踏まえた安全確保対策を考慮した上で適用可能な場合，気中において熱的方法を採用する。
解体に当たっては，「（１）原子炉本体等解体準備期間ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体」と同様な安全確保対策を講じる。
（２）原子炉本体等解体期間
ａ．原子炉本体等解体
以下に示す施設区分(a)及び(b)のうち汚染された物の解体を原子炉本体等解体準
備期間の完了後，供用の終了後に行う。ただし，原子炉容器外側の壁の解体は，炉心支持構造物（汽水分離器及びドライヤを除く。）及び原子炉容器（蓋を除く。
）の解体完了後に行う。また，ドライウェル外周の壁（蓋を除く。
）及び格納容器のうちドラ
イウェル（蓋を除く。）の解体は，原子炉容器外側の壁の解体完了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。
(a)原子炉本体

放射能が大きいものの解体は，気中において機械的方法を採用する。また，上記以外の復水脱塩装置使用済樹脂受タンク等の放射能が小さいものの解体は，汚染状況を踏まえた安全確保対策を考慮した上で適用可能な場合，気中において熱的方法を採用する。
解体に当たっては，「（１）原子炉本体等解体準備期間ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体」と同様な安全確保対策を講じる。
（２）原子炉本体等解体期間
ａ．原子炉本体等解体
以下に示す施設区分(a)及び(b)のうち汚染された物の解体を原子炉本体等解体準
備期間の完了後，供用の終了後に行う。ただし，原子炉容器外側の壁の解体は，炉心支持構造物（汽水分離器及びドライヤを除く。）及び原子炉容器（蓋を除く。）の解体完了後に行う。また，ドライウェル外周の壁（蓋を除く。）及び格納容器のうちドラ

イウェル（蓋を除く。）の解体は，原子炉容器外側の壁の解体完了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。
(a)原子炉本体

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

終了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。
(a)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設(b)原子炉冷却系統施設(c)計測制御系統施設(d)放射性廃棄物の廃棄施設(e)放射線管理施設(f)原子炉格納施設(g)その他原子炉の附属施設
解体の方法は，気中において熱的方法又は機械的方法で行う。
放射性廃棄物の廃棄施設のうち，フィルタスラッジ貯蔵タンク，使用済樹脂貯蔵タ
ンク，濃縮廃液貯蔵タンク，クラッドスラリ貯蔵タンク及び雑固体焼却設備のような変更後終了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。
(a)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設(b)原子炉冷却系統施設(c)計測制御系統施設(d)放射性廃棄物の廃棄施設(e)放射線管理施設(f)原子炉格納施設(g)その他原子炉の附属施設
解体の方法は，気中において熱的方法又は機械的方法で行う。
放射性廃棄物の廃棄施設のうち，フィルタスラッジ貯蔵タンク，使用済樹脂貯蔵タ
ンク，濃縮廃液貯蔵タンク，クラッドスラリ貯蔵タンク及び雑固体焼却設備のような廃止措置計画変更前後比較表
・事故に備え，低レベル放射性廃棄物のうち，放射能レベルの比較的低いもの（Ｌ２）以上となる解体対象が残存する間は，建屋の放射性物質閉じ込め機能が損なわれないようにする。また，火災，爆発，重量物の取扱い等による人為事象に対する事故原因の除去のために，安全対策を講じる。
・事故発生時には，事故拡大防止等の応急措置を講じるとともに，早期の復旧に努める。
ｂ．原子炉本体等以外の解体
以下に示す施設区分(a)から(g)の施設の解体を供用の終了後に行う。ただし，核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設の解体は，新燃料及び使用済燃料搬出完了後，供用の敦賀発電所１号炉・事故に備え，低レベル放射性廃棄物のうち，放射能レベルの比較的低いもの（Ｌ２）以上となる解体対象が残存する間は，建屋の放射性物質閉じ込め機能が損なわれないようにする。また，火災，爆発，重量物の取扱い等による人為事象に対する事故原因の除去のために，安全対策を講じる。
・事故発生時には，事故拡大防止等の応急措置を講じるとともに，早期の復旧に努める。
ｂ．原子炉本体等以外の解体
以下に示す施設区分(a)から(g)の施設の解体を供用の終了後に行う。ただし，核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設の解体は，新燃料及び使用済燃料搬出完了後，供用の

変更前

備考

-6-

敦賀発電所１号炉(a)原子炉本体
原子炉建物外壁(b)原子炉格納施設
原子炉建物
建屋の解体の方法は，圧砕機やブレーカ等を用いて行う。
解体に当たっては，「（１）原子炉本体等解体準備期間ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体」と同様な安全確保対策を講じる。
b．原子炉本体等以外の解体「（２）原子炉本体等解体期間 b．原子炉本体等以外の解体」を引き続き行う。

法又は機械的方法を採用する。また，上記以外の給水スパージャ及び炉心シュラウド
下部等の放射能が小さいものの解体は，汚染状況を踏まえた安全確保対策を考慮した上で適用可能な場合，気中において熱的方法又は機械的方法を採用する。
解体に当たっては，「（１）原子炉本体等解体準備期間ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体」と同様な安全確保対策を講じる。
b．原子炉本体等以外の解体「（１）原子炉本体等解体準備期間 b．原子炉本体等以外の解体」を引き続き行う。
（３）建屋等解体期間
ａ．建屋解体以下に示す施設区分(a)及び(b)の建屋の解体を原子炉本体等解体期間完了後，供用の終了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。

炉心支持構造物（汽水分離器及びドライヤを除く。）
原子炉容器（蓋を除く。
）
原子炉容器外側の壁
ドライウェル外周の壁（蓋を除く。
）(b)原子炉格納施設
格納容器のうちドライウェル（蓋を除く。
）
解体の方法は，気中又は水中において熱的方法又は機械的方法で行う。
原子炉本体のうち，炉心支持構造物の上部炉心格子，炉心シュラウド上部，燃料支
持板及び下部炉心格子のような放射能が大きいものの解体は，水中において熱的方

変更前

変更後

備考

伴う変更

圧縮減容装
置の導入に

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

廃止措置期間中に新たに導入する設備を表５－３に示す。

(a)原子炉本体
原子炉建物外壁(b)原子炉格納施設
原子炉建物
建屋の解体の方法は，圧砕機やブレーカ等を用いて行う。
解体に当たっては，「（１）原子炉本体等解体準備期間ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体」と同様な安全確保対策を講じる。
b．原子炉本体等以外の解体「（２）原子炉本体等解体期間 b．原子炉本体等以外の解体」を引き続き行う。

法又は機械的方法を採用する。また，上記以外の給水スパージャ及び炉心シュラウド
下部等の放射能が小さいものの解体は，汚染状況を踏まえた安全確保対策を考慮した上で適用可能な場合，気中において熱的方法又は機械的方法を採用する。
解体に当たっては，「（１）原子炉本体等解体準備期間ａ．原子炉解体に干渉する施設の解体」と同様な安全確保対策を講じる。
b．原子炉本体等以外の解体「（１）原子炉本体等解体準備期間 b．原子炉本体等以外の解体」を引き続き行う。
（３）建屋等解体期間
ａ．建屋解体以下に示す施設区分(a)及び(b)の建屋の解体を原子炉本体等解体期間完了後，供用の終了後に行う。
対象の全てが撤去されたことをもって解体を完了する。

炉心支持構造物（汽水分離器及びドライヤを除く。）
原子炉容器（蓋を除く。
）
原子炉容器外側の壁
ドライウェル外周の壁（蓋を除く。
）(b)原子炉格納施設
格納容器のうちドライウェル（蓋を除く。）
解体の方法は，気中又は水中において熱的方法又は機械的方法で行う。
原子炉本体のうち，炉心支持構造物の上部炉心格子，炉心シュラウド上部，燃料支
持板及び下部炉心格子のような放射能が大きいものの解体は，水中において熱的方廃止措置計画変更前後比較表

-7-

変更前

敦賀発電所１号炉
変更後

雑固体廃棄物及び解体工事で発生する金属等を減容する。

圧縮減容装置処理の対象となる廃棄物の処理が終了した段階で撤去す
る。

撤去時期

備考
圧縮減容装
置の導入に
伴う変更(表５－２の後に追加)

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

概要

廃止措置期間中に新たに導入する設備

設備名称

表５－３

廃止措置計画変更前後比較表

-8-

敦賀発電所１号炉

定し，周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が，線量告示に定める濃度限度を超えないようにするとともに線量目標値に関する指針に基づき，粒子状放射性物
質の放出管理目標値を設定し，これを超えないように努める。
建屋等解体期間の放射性気体廃棄物の処理処分フローを図８－３に示す。

ィルタ等を通した後，排気口から大気へ管理放出する。
放射性気体廃棄物の管理放出に当たっては，排気口において放出放射性物質を測定し，周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が，線量告示に定める濃度限度を超えないようにするとともに線量目標値に関する指針に基づき， 粒子状放射性物
質の放出管理目標値を設定し，これを超えないように努める。
建屋等解体期間の放射性気体廃棄物の処理処分フローを図８－３に示す。
（２）既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更後
建屋等解体期間のうち，既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更後に発生する放射性気体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，切断時の粒子状物質の発生量が多くなる等の廃棄物性状に応じて汚染拡大防止囲いを用い，局所フィルタ等を通した後，廃止措置期間完了までに，排気口から大気へ管理放出する。
放射性気体廃棄物の管理放出に当たっては，排気口において放出放射性物質を測

１．２．３ 建屋等解体期間
建屋等解体期間に発生する放射性気体廃棄物の種類は，主に解体工事及び放射性固体
廃棄物の処理に伴って発生する粒子状放射性物質を含む換気系排気である。
（１）既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更前
建屋等解体期間のうち，既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更前に発生する放射性気体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，切断時の粒子状物質の発生量が多くなる等の廃棄物性状に応じて汚染拡大防止囲いを用い，局所フ

八 核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄

変更前
八

変更後

備考

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

定し，周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が，線量告示に定める濃度限度を超えないようにするとともに線量目標値に関する指針に基づき，粒子状放射性物
質の放出管理目標値を設定し，これを超えないように努める。
建屋等解体期間の放射性気体廃棄物の処理処分フローを図８－３に示す。

ィルタ等を通した後，排気口から大気へ管理放出する。
放射性気体廃棄物の管理放出に当たっては，排気口において放出放射性物質を測定し，周辺監視区域の外の空気中の放射性物質の濃度が，線量告示に定める濃度限度を超えないようにするとともに線量目標値に関する指針に基づき， 粒子状放射性物
質の放出管理目標値を設定し，これを超えないように努める。
建屋等解体期間の放射性気体廃棄物の処理処分フローを図８－３に示す。
（２）既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更後
建屋等解体期間のうち，既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更後に発生する放射性気体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，切断時の粒子状物質の発生量が多くなる等の廃棄物性状に応じて汚染拡大防止囲いを用い，局所フィルタ等を通した後，廃止措置期間完了までは，排気口から大気へ管理放出する。 記 載 の 適 正
放射性気体廃棄物の管理放出に当たっては，排気口において放出放射性物質を測 化

１．２．３ 建屋等解体期間
建屋等解体期間に発生する放射性気体廃棄物の種類は，主に解体工事及び放射性固体
廃棄物の処理に伴って発生する粒子状放射性物質を含む換気系排気である。
（１）既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更前
建屋等解体期間のうち，既設建屋換気系の一部撤去に伴う放出経路変更前に発生する放射性気体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，切断時の粒子状物質の発生量が多くなる等の廃棄物性状に応じて汚染拡大防止囲いを用い，局所フ

核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の廃棄廃止措置計画変更前後比較表

-9-

原子炉本体等解体準備期間の放射性固体廃棄物の処理処分フローを図８－５に示す。
廃止措置工事に伴い発生する放射性固体廃棄物については，処理，保管等の過程で，飛散，汚染の拡大及び放射線による被ばくを防止できるように，取扱いに関わる必要な措置を講じる。
放射性固体廃棄物の管理方法を次に示す。
（１）濃縮廃液
タンクに貯蔵した後，アスファルト固化装置で固化剤と混合してドラム缶内に固化して貯蔵保管する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（２）使用済樹脂
放射能濃度が高い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
放射能濃度が低い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
貯蔵保管した放射能濃度が低い使用済樹脂は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（３）フィルタスラッジ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（４）クラッドスラリ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。

原子炉本体等解体準備期間の放射性固体廃棄物の処理処分フローを図８－５に示す。
廃止措置工事に伴い発生する放射性固体廃棄物については，処理，保管等の過程で，飛散，汚染の拡大及び放射線による被ばくを防止できるように，取扱いに関わる必要な措置を講じる。
放射性固体廃棄物の管理方法を次に示す。
（１）濃縮廃液
タンクに貯蔵した後，アスファルト固化装置で固化剤と混合してドラム缶内に固化して貯蔵保管する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（２）使用済樹脂
放射能濃度が高い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。

放射能濃度が低い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
貯蔵保管した放射能濃度が低い使用済樹脂は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（３）フィルタスラッジ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

（４）クラッドスラリ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

変更後
３．２ 廃止措置期間中に発生する放射性固体廃棄物の種類及び管理方法
３．２．１ 原子炉本体等解体準備期間
原子炉本体等解体準備期間に発生する放射性固体廃棄物の主な種類は，濃縮廃液，使用済樹脂，フィルタスラッジ，クラッドスラリ，使用済制御棒等，雑固体廃棄物等及び解体工事で発生する金属，コンクリート，除染に伴い発生する使用済樹脂等（以下「解体工事で発生する金属等」という。）である。
原子炉本体等解体準備期間に発生した放射性固体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，放射性固体廃棄物の放射能等の性状に応じて処理を行い，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

廃止措置計画変更前後比較表

３．２ 廃止措置期間中に発生する放射性固体廃棄物の種類及び管理方法
３．２．１ 原子炉本体等解体準備期間
原子炉本体等解体準備期間に発生する放射性固体廃棄物の主な種類は，濃縮廃液，使用済樹脂，フィルタスラッジ，クラッドスラリ，使用済制御棒等，雑固体廃棄物等及び解体工事で発生する金属，コンクリート，除染に伴い発生する使用済樹脂等（以下「解体工事で発生する金属等」という。）である。
原子炉本体等解体準備期間に発生した放射性固体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，放射性固体廃棄物の放射能等の性状に応じて処理を行い，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

敦賀発電所１号炉

変更前

備考

-10-

敦賀発電所１号炉
変更後する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
解体工事で発生する金属等のうち，放射能濃度が低く，原子炉運転中に発生した廃棄物と同様の性状のものは，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容

圧縮減容装
置の導入に
伴う変更

の明確化に
伴う変更

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
解体工事で発生する金属等のうち，放射能濃度が低く，原子炉運転中に発生した廃棄物と同様の性状のものは，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（７）解体工事で発生する金属等解体工事で発生する金属等は，廃棄時の放射能レベル区分を見据えて形状，汚染形
態等の廃棄物性状に応じて，除染可能なものは除染を行う。
解体工事で発生する金属等のうち，炉内構造物等の廃棄物は，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄貯蔵保管した不燃性の放射性固体廃棄物は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。

備考

は，雑固体焼却設備で焼却する。
焼却で発生する焼却灰は，ドラム缶に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設
備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管す
る。
貯蔵保管された焼却灰は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。
なお，2011年1月26日に運転を停止してから十分な時間が経過していることから，廃止措置期間中に焼却する可燃性の放射性固体廃棄物は，80日間の減衰期間が既に経たものとして取り扱う。
雑固体廃棄物等のうち，不燃性の放射性固体廃棄物は，圧縮可能なものは圧縮減容
し，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか若しくは雑固体減容処理設備で溶融固化して 大 型 機 械 等
容器に固型化若しくは固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管するか又はドラ の 保 管 方 法

作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（５）使用済制御棒等
廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（６）雑固体廃棄物等
雑固体廃棄物等のうち，可燃性の放射性固体廃棄物は，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体焼却設備で焼却する。貯蔵保管した可燃性の放射性固体廃棄物

廃止措置計画変更前後比較表

ム缶等詰めが困難な大型機械等についてはこん包等の汚染の広がりを防止する措置を講じて貯蔵保管する。
貯蔵保管した不燃性の放射性固体廃棄物は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化，固型化剤を充填し容器に固型化又は廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し容器に固型化して貯蔵保管する。
貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（７）解体工事で発生する金属等解体工事で発生する金属等は，廃棄時の放射能レベル区分を見据えて形状，汚染形
態等の廃棄物性状に応じて，除染可能なものは除染を行う。
解体工事で発生する金属等のうち，炉内構造物等の廃棄物は，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄は，雑固体焼却設備で焼却する。
焼却で発生する焼却灰は，ドラム缶に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設
備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管す
る。
貯蔵保管された焼却灰は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。
なお，2011年1月26日に運転を停止してから十分な時間が経過していることから，廃止措置期間中に焼却する可燃性の放射性固体廃棄物は，80日間の減衰期間が既に経たものとして取り扱う。
雑固体廃棄物等のうち，不燃性の放射性固体廃棄物は，圧縮可能なものは圧縮減容
し，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。

作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（５）使用済制御棒等
廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（６）雑固体廃棄物等
雑固体廃棄物等のうち，可燃性の放射性固体廃棄物は，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体焼却設備で焼却する。貯蔵保管した可燃性の放射性固体廃棄物

変更前

-11-

管するか，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
貯蔵保管した放射能濃度が低い使用済樹脂は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（３）フィルタスラッジ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（４）クラッドスラリ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄管するか，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
貯蔵保管した放射能濃度が低い使用済樹脂は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（３）フィルタスラッジ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（４）クラッドスラリ

タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

廃止措置工事に伴い発生する放射性固体廃棄物については，処理，保管等の過程で，飛散，汚染の拡大及び放射線による被ばくを防止できるように，取扱いに関わる必要な措置を講じる。
放射性固体廃棄物の管理方法を次に示す。
（１）濃縮廃液
タンクに貯蔵した後，アスファルト固化装置で固化剤と混合してドラム缶内に固化して貯蔵保管する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（２）使用済樹脂
放射能濃度が高い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
放射能濃度が低い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，ドラム缶等に詰めて貯蔵保

変更後廃止措置工事に伴い発生する放射性固体廃棄物については，処理，保管等の過程で，飛散，汚染の拡大及び放射線による被ばくを防止できるように，取扱いに関わる必要な措置を講じる。
放射性固体廃棄物の管理方法を次に示す。
（１）濃縮廃液
タンクに貯蔵した後，アスファルト固化装置で固化剤と混合してドラム缶内に固化して貯蔵保管する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（２）使用済樹脂
放射能濃度が高い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
放射能濃度が低い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，ドラム缶等に詰めて貯蔵保廃止措置計画変更前後比較表
器に封入又は雑固体廃棄物等と同じ管理を行う。
３．２．２ 原子炉本体等解体期間
原子炉本体等解体期間に発生する放射性固体廃棄物の主な種類は，濃縮廃液，使用済
樹脂，フィルタスラッジ，クラッドスラリ，使用済制御棒等，雑固体廃棄物等及び解体工事で発生する金属等である。
原子炉本体等解体期間に発生した放射性固体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，放射性固体廃棄物の放射能等の性状に応じて処理を行い，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
原子炉本体等解体期間の放射性固体廃棄物の処理処分フローを図８－５に示す。

敦賀発電所１号炉器に封入又は雑固体廃棄物等と同じ管理を行う。
３．２．２ 原子炉本体等解体期間
原子炉本体等解体期間に発生する放射性固体廃棄物の主な種類は，濃縮廃液，使用済
樹脂，フィルタスラッジ，クラッドスラリ，使用済制御棒等，雑固体廃棄物等及び解体工事で発生する金属等である。
原子炉本体等解体期間に発生した放射性固体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，放射性固体廃棄物の放射能等の性状に応じて処理を行い，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
原子炉本体等解体期間の放射性固体廃棄物の処理処分フローを図８－５に示す。

変更前

備考

-12-

敦賀発電所１号炉
変更後解体工事で発生する金属等のうち，放射能濃度が低く，原子炉運転中に発生した廃棄物と同様の性状のものは，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は雑固体廃棄物等と同じ管理を行う。

圧縮減容装
置の導入に
伴う変更

伴う変更

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

解体工事で発生する金属等のうち，放射能濃度が低く，原子炉運転中に発生した廃棄物と同様の性状のものは，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は雑固体廃棄物等と同じ管理を行う。

貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（７）解体工事で発生する金属等解体工事で発生する金属等は，廃棄時の放射能レベル区分を見据えて形状，汚染形
態等の廃棄物性状に応じて，除染可能なものは除染を行う。
解体工事で発生する金属等のうち，炉内構造物等の廃棄物は，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

貯蔵保管した不燃性の放射性固体廃棄物は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。

備考

焼却で発生する焼却灰は，ドラム缶に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設
備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管す
る。
貯蔵保管された焼却灰は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。
なお，2011年1月26日に運転を停止してから十分な時間が経過していることから，廃止措置期間中に焼却する可燃性の放射性固体廃棄物は，80日間の減衰期間が既に経たものとして取り扱う。
雑固体廃棄物等のうち，不燃性の放射性固体廃棄物は，圧縮可能なものは圧縮減容
し，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか若しくは雑固体減容処理設備で溶融固化して 大 型 機 械 等
容器に固型化若しくは固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管するか又はドラ の 保 管 方 法
ム缶等詰めが困難な大型機械等についてはこん包等の汚染の広がりを防止する措置 の 明 確 化 にする。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（５）使用済制御棒等
廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（６）雑固体廃棄物等
雑固体廃棄物等のうち，可燃性の放射性固体廃棄物は，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体焼却設備で焼却する。貯蔵保管した可燃性の放射性固体廃棄物
は，雑固体焼却設備で焼却する。

廃止措置計画変更前後比較表を講じて貯蔵保管する。
貯蔵保管した不燃性の放射性固体廃棄物は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化，固型化剤を充填し容器に固型化又は廃止措置のために導入する処理設
備を用いて処理し容器に固型化して貯蔵保管する。
貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（７）解体工事で発生する金属等解体工事で発生する金属等は，廃棄時の放射能レベル区分を見据えて形状，汚染形
態等の廃棄物性状に応じて，除染可能なものは除染を行う。
解体工事で発生する金属等のうち，炉内構造物等の廃棄物は，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

焼却で発生する焼却灰は，ドラム缶に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設
備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管す
る。
貯蔵保管された焼却灰は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。
なお，2011年1月26日に運転を停止してから十分な時間が経過していることから，廃止措置期間中に焼却する可燃性の放射性固体廃棄物は，80日間の減衰期間が既に経たものとして取り扱う。
雑固体廃棄物等のうち，不燃性の放射性固体廃棄物は，圧縮可能なものは圧縮減容
し，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。

する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（５）使用済制御棒等
廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（６）雑固体廃棄物等
雑固体廃棄物等のうち，可燃性の放射性固体廃棄物は，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体焼却設備で焼却する。貯蔵保管した可燃性の放射性固体廃棄物
は，雑固体焼却設備で焼却する。

変更前

-13-

器に固型化する。
貯蔵保管した放射能濃度が低い使用済樹脂は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（３）フィルタスラッジ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（４）クラッドスラリ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

器に固型化する。
貯蔵保管した放射能濃度が低い使用済樹脂は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（３）フィルタスラッジ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（４）クラッドスラリ
タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

飛散，汚染の拡大及び放射線による被ばくを防止できるように，取扱いに関わる必要な措置を講じる。
放射性固体廃棄物の管理方法を次に示す。
（１）濃縮廃液
タンクに貯蔵した後，アスファルト固化装置で固化剤と混合してドラム缶内に固化して貯蔵保管する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（２）使用済樹脂
放射能濃度が高い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
放射能濃度が低い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容変更後飛散，汚染の拡大及び放射線による被ばくを防止できるように，取扱いに関わる必要な措置を講じる。
放射性固体廃棄物の管理方法を次に示す。
（１）濃縮廃液
タンクに貯蔵した後，アスファルト固化装置で固化剤と混合してドラム缶内に固化して貯蔵保管する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（２）使用済樹脂
放射能濃度が高い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
放射能濃度が低い使用済樹脂は，タンクに貯蔵した後，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容廃止措置計画変更前後比較表
３．２．３ 建屋等解体期間
建屋等解体期間に発生する放射性固体廃棄物の主な種類は，濃縮廃液，使用済樹脂，
フィルタスラッジ，クラッドスラリ，雑固体廃棄物等及び解体工事で発生する金属等である。
建屋等解体期間に発生した放射性固体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，放射性固体廃棄物の放射能等の性状に応じて処理を行い，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
建屋等解体期間の放射性固体廃棄物の処理処分フローを図８－５に示す。
廃止措置工事に伴い発生する放射性固体廃棄物については，処理，保管等の過程で，敦賀発電所１号炉

３．２．３ 建屋等解体期間
建屋等解体期間に発生する放射性固体廃棄物の主な種類は，濃縮廃液，使用済樹脂，
フィルタスラッジ，クラッドスラリ，雑固体廃棄物等及び解体工事で発生する金属等である。
建屋等解体期間に発生した放射性固体廃棄物は，「五 １ 廃止措置の基本方針」に基づき，放射性固体廃棄物の放射能等の性状に応じて処理を行い，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
建屋等解体期間の放射性固体廃棄物の処理処分フローを図８－５に示す。
廃止措置工事に伴い発生する放射性固体廃棄物については，処理，保管等の過程で，

変更前

備考

-14-

棄物と同様の性状のものは，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は雑固体廃棄物等と同じ管理を行う。

貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（７）解体工事で発生する金属等解体工事で発生する金属等は，廃棄時の放射能レベル区分を見据えて形状，汚染形
態等の廃棄物性状に応じて，除染可能なものは除染を行う。
解体工事で発生する金属等のうち，炉内構造物等の廃棄物は，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
解体工事で発生する金属等のうち，放射能濃度が低く，原子炉運転中に発生した廃貯蔵保管した不燃性の放射性固体廃棄物は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。

大型機械等
の保管方法
の明確化に
伴う変更

備考

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

棄物と同様の性状のものは，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は雑固体廃棄物等と同じ管理を行う。

貯蔵保管した不燃性の放射性固体廃棄物は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化，固型化剤を充填し容器に固型化又は廃止措置のために導入する処理設備 圧 縮 減 容 装を用いて処理し容器に固型化して貯蔵保管する。
置の導入に貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
伴う変更（７）解体工事で発生する金属等解体工事で発生する金属等は，廃棄時の放射能レベル区分を見据えて形状，汚染形
態等の廃棄物性状に応じて，除染可能なものは除染を行う。
解体工事で発生する金属等のうち，炉内構造物等の廃棄物は，廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。貯蔵保管された放射性固体廃棄物は，廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
解体工事で発生する金属等のうち，放射能濃度が低く，原子炉運転中に発生した廃備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管す
る。
貯蔵保管された焼却灰は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。
なお，2011年1月26日に運転を停止してから十分な時間が経過していることから，廃止措置期間中に焼却する可燃性の放射性固体廃棄物は，80日間の減衰期間が既に経たものとして取り扱う。
雑固体廃棄物等のうち，不燃性の放射性固体廃棄物は，圧縮可能なものは圧縮減容
し，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか若しくは雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化若しくは固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管するか又はドラ
ム缶等詰めが困難な大型機械等についてはこん包等の汚染の広がりを防止する措置を講じて貯蔵保管する。

変更後

備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管す
る。
貯蔵保管された焼却灰は，雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。
なお，2011年1月26日に運転を停止してから十分な時間が経過していることから，廃止措置期間中に焼却する可燃性の放射性固体廃棄物は，80日間の減衰期間が既に経たものとして取り扱う。
雑固体廃棄物等のうち，不燃性の放射性固体廃棄物は，圧縮可能なものは圧縮減容
し，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設備で溶融固化して容器に固型化又は固型化剤を充填し容器に固型化して貯蔵保管する。

廃止措置計画変更前後比較表（５）使用済制御棒等
廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（６）雑固体廃棄物等
雑固体廃棄物等のうち，可燃性の放射性固体廃棄物は，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体焼却設備で焼却する。貯蔵保管した可燃性の放射性固体廃棄物
は，雑固体焼却設備で焼却する。
焼却で発生する焼却灰は，ドラム缶に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設

敦賀発電所１号炉（５）使用済制御棒等
廃止措置のために導入する処理設備を用いて処理し，容器に封入又は固型化する。
作製された放射性固体廃棄物は，貯蔵保管するか又は廃棄事業者の廃棄施設に廃棄する。
（６）雑固体廃棄物等
雑固体廃棄物等のうち，可燃性の放射性固体廃棄物は，ドラム缶等に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体焼却設備で焼却する。貯蔵保管した可燃性の放射性固体廃棄物
は，雑固体焼却設備で焼却する。
焼却で発生する焼却灰は，ドラム缶に詰めて貯蔵保管するか又は雑固体減容処理設

変更前

-15-

敦賀発電所１号炉
変更後

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

を保管する。
保管場所の設定のため，保管廃棄物に起因する直接線量及びスカイシャイン線量について評価を行った結果，人の居住の可能性のある敷地境界外の評価地点における直接線
及びスカイシャイン線による周辺公衆の被ばく線量は，空気カーマで年間約19.4μGyである。
新たに保管場所を設定する際の保管容量は，表８－４に示す直接線及びスカイシャイン線の評価条件のうち線源の設定条件（容器換算箱数）を満足する保管容量とする。

３．４．２ 新たに設定する保管場所
新たに設定する保管場所とは，廃止措置対象施設内の当該箇所に設置されている機器等の撤去を終えた区域を活用して設定する保管場所であり，原子炉建物地階にＬ１以下の廃棄物，タービン建物１階にＬ２以下の廃棄物，原子炉建物，タービン建物，廃棄物
処理建物，新廃棄物処理建物，焼却炉建物及びサイトバンカ建物に，Ｌ３廃棄物及び「放射性物質として扱う必要のないもの」と推定されるもの（以下「ＣＬ推定物」という。）

３．４．２ 新たに設定する保管場所
新たに設定する保管場所とは，廃止措置対象施設内の当該箇所に設置されている機器等の撤去を終えた区域を活用して設定する保管場所であり，原子炉建物地階にＬ１以下の廃棄物，タービン建物１階にＬ２以下の廃棄物，原子炉建物，タービン建物，廃棄物
処理建物，新廃棄物処理建物，焼却炉建物及びサイトバンカ建物に，Ｌ３廃棄物及びク
リアランス対象物（以下「ＣＬ対象物」という。）を保管する。

の保管容量を超えないように解体工事等を行う。
３．４．１ 既設の保管場所
既設の保管場所とは，表４－５に示すとおり，原子炉運転中に使用している固体廃棄物貯蔵庫，使用済燃料プール，サイトバンカ，フィルタスラッジ貯蔵タンク等である。

保管場所の設定のため，保管廃棄物に起因する直接線量及びスカイシャイン線量について評価を行った結果，人の居住の可能性のある敷地境界外の評価地点における直接線
及びスカイシャイン線による周辺公衆の被ばく線量は，空気カーマで年間約19.4μGyである。
新たに保管場所を設定する際の保管容量は，表８－４に示す直接線及びスカイシャイン線の評価条件のうち線源の設定条件（容器換算箱数）を満足する保管容量とする。

備考

３．４ 放射性固体廃棄物の保管
全期間を通して，解体工事で発生する解体撤去物等の処理過程にあるもの並びに測定 記 載 の 適 正及び評価を行った放射能濃度確認対象物（確認待ちエリアに保管）を除き，放射性固体 化 ( 以 下 同
廃棄物については，廃棄が行われるまでの間は，既設の保管場所及び新たに設定する保 じ)
管場所（以下「固体廃棄物貯蔵庫等」という。
）に保管する。
新たに保管場所を設定する際には，保管場所及び保管容量等の必要な事項を保安規定に定める。
放射性固体廃棄物を保管する際には，計画的に処理処分を進めるとともに，上記で評価された保管可能場所の中に保管場所を設定する等の対応を行い，固体廃棄物貯蔵庫等廃止措置計画変更前後比較表

３．４．１ 既設の保管場所
既設の保管場所とは，表４－５に示すとおり，原子炉運転中に使用している固体廃棄物貯蔵庫，使用済燃料プール，サイトバンカ，フィルタスラッジ貯蔵タンク等である。

の保管容量を超えないように解体工事等を行う。

３．４ 放射性固体廃棄物の保管
全期間を通して，解体工事で発生する解体撤去物等の処理過程にあるもの及び放射性廃棄物として扱う必要のないものと推定されるもの（確認待ちエリアに保管）を除き，放射性固体廃棄物については，廃棄が行われるまでの間は，既設の保管場所及び新たに設定する保管場所（以下「固体廃棄物貯蔵庫等」という。
）に保管する。
新たに保管場所を設定する際には，保管場所及び保管容量等の必要な事項を保安規定に定める。
放射性固体廃棄物を保管する際には，計画的に処理処分を進めるとともに，上記で評価された保管可能場所の中に保管場所を設定する等の対応を行い，固体廃棄物貯蔵庫等

変更前

-16-

敦賀発電所１号炉

Ｌ３
ＣＬ対象物

タービン建物Ｌ２

約 1,790 箱
約 1,790 箱
約 1,790 箱
約 1,790 箱
約 1,790 箱
約 5,130 箱

１階

２階

３階

４階

５階

１階

約 405 箱約 115 箱約 115 箱

１階

地階

１階

サイトバンカ建物

約 1,505 箱

２階

約 1,410 箱

地階
約 505 箱約 845 箱２階

１階

約 1,350 箱

約 680 箱地階

１階

約 3,385 箱

３階

約 2,455 箱

約 1,790 箱

地階

２階

約 1,430 箱

約 1,270 箱

１階

地階

焼却炉建物

新廃棄物処理
建物

廃棄物処理
建物

タービン建物

原子炉建物

原子炉建物

Ｌ１

表８－４ 直接線及びスカイシャイン線の評価条件のうち線源の設定条件
保管場所
対象
線源の設定条件
廃棄物（容器換算箱数）
建物名称
階数

変更前

変更後

Ｌ３
ＣＬ推定物

Ｌ２

Ｌ１

１階

地階

１階

２階

１階

地階

２階

１階

地階

３階

２階

１階

５階

４階

３階

２階

１階

地階

１階

地階

約 115 箱約 115 箱約 405 箱約 1,505 箱

約 505 箱約 1,410 箱

約 845 箱約 1,350 箱

約 680 箱約 3,385 箱

約 2,455 箱

約 5,130 箱

約 1,790 箱

約 1,790 箱

約 1,790 箱

約 1,790 箱

約 1,790 箱

約 1,790 箱

約 1,430 箱

約 1,270 箱

備考

記載の適正
化

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

サイトバンカ建物

焼却炉建物

新廃棄物処理
建物

廃棄物処理
建物

タービン建物

原子炉建物

タービン建物

原子炉建物

表８－４ 直接線及びスカイシャイン線の評価条件のうち線源の設定条件
保管場所
対象
線源の設定条件
廃棄物（容器換算箱数）
建物名称
階数

廃止措置計画変更前後比較表

-17-

添付書類 三廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

添付書類 三廃止措置に伴う放射線被ばくの管理に関する説明書

備考

区域境界外の評価地点について評価する。
直接線及びスカイシャイン線の評価条件を表３－２－２３，線源想定の設定区域をそれ
ぞれＬ１は図３－２－３，Ｌ２は図３－２－４，Ｌ３及びＣＬ対象物は図３－２－５に示す。
評価地点における直接線及びスカイシャイン線による線量の最大値は，立石方向の空気
カーマで年間約19.4μGyとなる。
直接線及びスカイシャイン線による線量の評価結果を表３－２－２４に示す。

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

区域境界外の評価地点について評価する。
直接線及びスカイシャイン線の評価条件を表３－２－２３，線源想定の設定区域をそれ
ぞれＬ１は図３－２－３，Ｌ２は図３－２－４，Ｌ３及びＣＬ推定物は図３－２－５に示す。
評価地点における直接線及びスカイシャイン線による線量の最大値は，立石方向の空気
カーマで年間約19.4μGyとなる。
直接線及びスカイシャイン線による線量の評価結果を表３－２－２４に示す。

２．２．３ 直接線及びスカイシャイン線による周辺の公衆の受ける線量
２．２．３ 直接線及びスカイシャイン線による周辺の公衆の受ける線量廃止措置期間中に発生する放射性固体廃棄物のうち，Ｌ１を原子炉建物地階に，Ｌ２を廃止措置期間中に発生する放射性固体廃棄物のうち，Ｌ１を原子炉建物地階に，Ｌ２をタービン建物１階に，Ｌ３及びＣＬ対象物を原子炉建物，タービン建物，廃棄物処理建物， タービン建物１階に，Ｌ３及びＣＬ推定物を原子炉建物，タービン建物，廃棄物処理建物， 記 載 の 適 正
新廃棄物処理建物，焼却炉建物及びサイトバンカ建物に保管する際の放射性固体廃棄物に新廃棄物処理建物，焼却炉建物及びサイトバンカ建物に保管する際の放射性固体廃棄物に 化 ( 以 下 同起因した直接線及びスカイシャイン線による線量を，人が居住する可能性のある周辺監視起因した直接線及びスカイシャイン線による線量を，人が居住する可能性のある周辺監視 じ)

変更後

敦賀発電所１号炉 廃止措置計画変更前後比較表

変更前

-18-

タービン建物１階

Ｌ２：約 30 ｍ

考慮せず

各建物の中間壁，機器等

タービン建物中心からの距離：約 670 ｍ
高さ：約 10 ｍ

高さ

考慮せず

浦底方向

立石方向

浦底方向

各建物の中間壁，機器等

各建物の天井

評価地点

立石方向：約 30 ｍ

備考

記載の適正
化(以下同
じ)

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

考慮せず

考慮せず

タービン建物中心からの距離：約 670 ｍ
高さ：約 10 ｍ

高さ

タービン建物中心からの距離：約 640 ｍ

容器寸法：1.6 m×1.6 m×1.6 m
核種：Ｃｏ－60
線量率 ：2 mSv／h（表面）100 μSv／h（表面より 1 m）

タービン建物中心からの距離：約 640 ｍ

Ｌ２

容器寸法：1.6 m×1.6 m×1.6 m
核種：Ｃｏ－60
線量率 ：2 mSv／h（表面）100 μSv／h（表面より 1 m）

容器寸法：1.6 m×1.6 m×1.6 m
核種：Ｃｏ－60
線量率 ：10 mSv／h（表面）

容器寸法：1.35 m×1.35 m×1.1 m
Ｌ３
核種：Ｃｏ－60ＣＬ推定物 線量率 ：2 mSv／h（表面）100 μSv／h（表面より 1 m）

Ｌ１

放射性固体廃棄物の仕様

タービン建物１階

原子炉建物地階

評価条件

原子炉建物（地階，１階，２階，３階，４階，５階）
タービン建物（１階，２階，３階）
Ｌ３
廃棄物処理建物（地階，１階，２階）
ＣＬ推定物 新廃棄物処理建物（地階，１階，２階）
焼却炉建物（１階）
サイトバンカ建物（地階，１階）

Ｌ２

Ｌ１

容器寸法：1.6 m×1.6 m×1.6 m
核種：Ｃｏ－60
線量率 ：10 mSv／h（表面）

保管場所

項目

変更後
直接線及びスカイシャイン線の評価条件（１／２）

容器寸法：1.35 m×1.35 m×1.1 m
Ｌ３
核種：Ｃｏ－60
ＣＬ対象物 線量率 ：2 mSv／h（表面）100 μSv／h（表面より 1 m）

Ｌ２

Ｌ１

原子炉建物（地階，１階，２階，３階，４階，５階）
タービン建物（１階，２階，３階）
Ｌ３
廃棄物処理建物（地階，１階，２階）
ＣＬ対象物 新廃棄物処理建物（地階，１階，２階）
焼却炉建物（１階）
サイトバンカ建物（地階，１階）

原子炉建物地階

Ｌ１

評価条件

表３－２－２３敦賀発電所１号炉 廃止措置計画変更前後比較表

直接線及びスカイシャイン線の評価条件（１／２）

各建物の天井

評価地点

放射性固体廃
棄物の仕様

保管場所

項目

表３－２－２３

変更前

-19-

５階
１階
２階

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

約 10,260 m３，容器換算：約 5,130 箱※

約 4,910 m３，容器換算：約 2,455 箱※

約 6,700 m３，容器換算：約 3,385 箱※

約 1,360 m３，容器換算：約

３階

４階

５階

１階

２階

３階

地階

３

４階

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

２階

約

約

約

地階

１階

サイトバンカ建物

115 箱※
115 箱※

230 m３，容器換算：約230 m３，容器換算：約３405 箱※

810 m３，容器換算：約

約 3,010 m３，容器換算：約 1,505 箱※

２階

１階

約 1,010 m３，容器換算：約１階505 箱※

※
注

１階

地階

１階

３

5,210 m３，容器換算：約 1,270 箱※

3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

680 箱※

845 箱※

505 箱※

約約

約

115 箱※

115 箱※

405 箱※

備考

記載の適正
化(以下同
じ)

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

３

230 m３，容器換算：約230 m３，容器換算：約810 m３，容器換算：約

約 3,010 m３，容器換算：約 1,505 箱※

約 1,010 m３，容器換算：約

約 2,820 m３，容器換算：約 1,410 箱※

約 1,690 m３，容器換算：約

約 2,700 m３，容器換算：約 1,350 箱※

約 1,360 m３，容器換算：約

約 6,700 m３，容器換算：約 3,385 箱※

約 4,910 m３，容器換算：約 2,455 箱※

約 10,260 m３，容器換算：約 5,130 箱※

約

約

約

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

約 5,900 m３，容器換算：約 1,430 箱※

約

線源の設定条件

容器体積をＬ１及びＬ２は 4.1 m ，Ｌ３・ＣＬ推定物は 2 m として計算各保管場所における線源の配置は，図３－２－３～５に示すとおりである。

サイトバンカ
建物

焼却炉建物

２階

１階

地階

約 2,820 m３，容器換算：約 1,410 箱※

地階

新廃棄物処理建物

２階

845 箱※

約 1,690 m３，容器換算：約

２階

１階

地階

３階

３階

１階

約 2,700 m３，容器換算：約 1,350 箱※

廃棄物処理
建物

タービン建物

原子炉建物

タービン建物１階

680 箱※

２階

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

１階

Ｌ３・
ＣＬ推定物

１階

約 3,580 m３，容器換算：約 1,790 箱※

地階

焼却炉建物

新廃棄物処理
建物

廃棄物処理
建物

タービン建物

地階

Ｌ２

約 5,900 m３，容器換算：約 1,430 箱※

地階

１階

原子炉建物

Ｌ１

地階

約 5,210 m３，容器換算：約 1,270 箱※

保管場所
建物名称
階数

対象
廃棄物

※ 容器体積をＬ１及びＬ２は 4.1 m ，Ｌ３・ＣＬ対象物は 2 m として計算
注 各保管場所における線源の配置は，図３－２－３～５に示すとおりである。

Ｌ３・
ＣＬ対象物

タービン建物

Ｌ２

原子炉建物

原子炉建物

変更後
直接線及びスカイシャイン線の評価条件（２／２）

線源の設定条件

保管場所
建物名称
階数

表３－２－２３敦賀発電所１号炉 廃止措置計画変更前後比較表

直接線及びスカイシャイン線の評価条件（２／２）

Ｌ１

対象
廃棄物

表３－２－２３

変更前

-20-

1.46×10１

2.5×10－１

1.94×10１

サイトバンカ建物

合計

3.4×10－２

8.6×10

焼却炉建物

1.7×10－１

8.3×10－１

3.6×10０

新廃棄物処理建物－１

3.5×10０

3.4×10０

廃棄物処理建物

注 端数処理のため合計が一致しないことがある。

Ｌ３
ＣＬ対象物

5.7×10タービン建物

3.4×10０

6.2×10－１

4.6×10－１

原子炉建物
０1.3×10０

1.9×10０

タービン建物１階

4.9×10０

3.3×10０

Ｌ２

浦底方向

評価点

立石方向

原子炉建物地階

保管場所

直接線及びスカイシャイン線による線量の評価結果（単位：年間μＧｙ）

注

タービン建物１階

原子炉建物地階

保管場所

合計

サイトバンカ建物

焼却炉建物

新廃棄物処理建物

廃棄物処理建物

タービン建物

原子炉建物

変更後

評価点

1.46×10１

3.4×10－２

1.7×10－１

8.3×10－１

3.5×10０

3.4×10０

6.2×10－１

1.3×10０

4.9×10０

浦底方向

備考

記載の適正
化

注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

1.94×10１

2.5×10－１

8.6×10－１

3.6×10０

3.4×10０

5.7×10０

4.6×10－１

1.9×10０

3.3×10０

立石方向

直接線及びスカイシャイン線による線量の評価結果（単位：年間μＧｙ）

端数処理のため合計が一致しないことがある。

Ｌ３
ＣＬ推定物

Ｌ２

Ｌ１

対象廃棄物

表３－２－２４敦賀発電所１号炉 廃止措置計画変更前後比較表

Ｌ１

対象廃棄物

表３－２－２４

変更前-36-

汚染の放射能の評価結果を用いて，放射能濃度に応じて，放射能レベル区分ごとに評価する。
廃止措置に伴って発生する放射性固体廃棄物の放射能レベル区分ごとの推定発生量を表
５－３－１に示す。また，主な廃止措置対象施設の推定汚染分布は，既に示した図４－７のとおりである。
なお，原子炉運転中に発生した放射性固体廃棄物の種類，保管場所及び貯蔵又は保管量は，既に示した表４－５のとおりである。

備考注）下線は，変更箇所を示すものである。下線は，変更内容に含まない。

汚染の放射能の評価結果を用いて，放射能濃度に応じて，放射能レベル区分ごとに評価する。
廃止措置に伴って発生する放射性固体廃棄物の放射能レベル区分ごとの推定発生量を表
５－３－１に示す。また，主な廃止措置対象施設の推定汚染分布は，既に示した図４－６ 記 載 の 適 正化のとおりである。
なお，原子炉運転中に発生した放射性固体廃棄物の種類，保管場所及び貯蔵又は保管量は，既に示した表４－５のとおりである。

３ 放射性固体廃棄物の推定発生量の評価
３ 放射性固体廃棄物の推定発生量の評価
廃止措置に伴って発生する放射性固体廃棄物の推定発生量は，放射化汚染及び二次的な廃止措置に伴って発生する放射性固体廃棄物の推定発生量は，放射化汚染及び二次的な核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

添付書類 五添付書類 五核燃料物質による汚染の分布とその評価方法に関する説明書

変更後

敦賀発電所１号炉 廃止措置計画変更前後比較表

変更前