デコミッショニング技報
第62号（2020年 9 月）

－目

次－

巻頭言
福島の復興・再生を目指して東工大の技術力を結集……………………………………………………
竹下

１

健二

技術報告
武蔵工大炉の廃止措置における固体廃棄物と解体廃棄物の保管………………………………………



内山

孝文、三橋

2

偉司

JMTRの廃止措置に向けた難処理廃棄物の廃棄体化のための処理方法の開発－炉内構造物と使用済イオン交換樹脂－関…………………………………………………………………

美沙紀、中野

寛子、永田

寛、大塚

薫、大森

崇純

武内

伴照、井手

広史、土谷

邦彦



東海村における除去土壌の埋立処分に関する実証事業について


村田

千夏、北原

理、田中

究、天澤

弘也

武部

慎一、山田

修、亀尾

裕


総

………………………………………

9

20

説
チェルノブイリ原子力発電所の溶岩状燃料含有物質（LFCM）管理に対するレーザー切断の検討 ……

アンドレアス ベツィヒ、マキシム サベリエフ、ビクトル クラスノフ

アヒム マーレ、パトリック ヘルビック、セシル ジャベーユクリストフ ライアンズ、ノルベルト モリトー

32

諸外国の発電炉の廃止措置戦略及び実績
第 4 回 英国の主要な廃炉プロジェクトの概況と特徴
… ……………………………………………… 47
宮坂

― i ―

靖彦、澁谷

進、榎戸

裕二

Journal of RANDEC
No. 62 Sep. 2020

CONTENTS

Technical Report
Storage of Solid Waste and Dismantled Waste During Decommissioning of Musashi Reactor……………


2

Takafumi UCHIYAMA and Ishi MITSUHASHI

Development of the Treatment Method for Difficult Wastes Aimed at Decommissioning of JMTR
－ Structural Materials of Reactor and Used Ion-exchange Resins － ……………………………………


Misaki SEKI, Hiroko NAKANO, Hiroshi NAGATA, Kaoru OHTSUKA

Takazumi OHMORI, Tomoaki TAKEUCHI, Hiroshi IDE and Kunihiko TSUCHIYA

9

Safety Demonstration Project on Disposing of Contaminated Soil in Tokai-mura ………………………… 20
Chinatsu MURATA, Masaru KITAHARA, Kiwamu TANAKA, Hiroya AMAZAWAShinichi TAKEBE, Osamu YAMADA and Yutaka KAMEOTechnical Review
Prospects of Laser Cutting for Lava- like Fuel-containing Materials (LFCM) Management
at the Chornobyl Nuclear Power Plant… ……………………………………………………………………… 32
Andreas Wetzig, Maxim Saveliev, Viktor Krasnov

Achim Mahrle, Patrick Herwig, Cécile JavelleChristoph Leyens and Norbert Molitor

Strategy and Experiences of Decommissioning Projects of Nuclear Power Plants in Overseas（4）Overviews of the Representative Projects of NPP Decommissioning
in the United Kingdom (UK)… ……………………………………………………………………………… 47
Yasuhiko MIYASAKA, Susumu SHIBUYA and Yuji ENOKIDO― ii ―

SUMMARIESStorage of Solid Waste and Dismantled Waste During Decommissioning of Musashi Reactor

it is taken an inspection of a plan concerning decommissioning because the performance of JMTR does not

Takafumi UCHIYAMA and Ishi MITSUHASHI
J. RANDEC, No. 62 (Sep. 2020), page 2～8, 2 Figures, 1 Table.
Tokyo City University Atomic Energy Research

confirm with the stipulated earthquake resistance. As
aluminum and beryllium are used for the core structural materials in JMTR, it is necessary to establish

Laboratory was established in Ozenji, Asao-ku, Kawasaki-City in 1960. Since the TRIGA-II type research reactor (Musashi reactor) reached the firstcriticality in 1963, it has achieved many research results in the treatment of brain tumors and skin cancers, the analysis of substances and trace elements inthe environment by activation analysis. The reactor
facility was decided to be abolished in May 2003. After that, we are proceeding with decommissioning byperforming procedures based on laws, stopping thefunctions of various facilities and equipment, carryingout spent fuel, and dismantling and removing some facilities. Tokyo City University Atomic Energy Research Laboratory has facilities for using radioactive
isotopes and nuclear fuel. They are used as educational and research facilities together with the reactor facilities. Currently, the main task of nuclear reactor
facilities is storage management of radioactive solid
waste. This paper introduces the concept and current

treatment methods of these materials for the fabrication of stable wastes. In addition, a treatment method
for the accumulated spent ion-exchange resins needs
to be examined. This report describes the overview ofthese examination situations.
Safety Demonstration Project on Disposing ofContaminated Soil in Tokai-muraChinatsu MURATA, Masaru KITAHARA
Kiwamu TANAKA, Hiroya AMAZAWA
Shinichi TAKEBE, Osamu YAMADA
and Yutaka KAMEO

J. RANDEC, No. 62 (Sep. 2020), page 20～31, 11
Figures, 3 Tables.
On the basis of Act on Special Measures, municipalities stripped surface soil off the playground ofpark to decontaminate the soil which had been contaminated with radionuclides released from Tokyo
Electric Power’s Fukushima Daiichi Nuclear Power
Plant. To minimize the exposure dose of the residents, it was essential to decide safe disposal of thestatus of storage of solid waste generated during operation and dismantled waste generated during decommissioning.

contaminated soil which has been stored at storage
areas. Tokai-mura office, therefore, required Japan

Development of the Treatment Method for Difficult
Wastes Aimed at Decommissioning of JMTR

Atomic Energy Agency (JAEA) to perform demonstration project of burying the contaminated soil generated by decontamination of public facilities in order that

－ Structural Materials of Reactor and Used
Ion-exchange Resins －Misaki SEKI, Hiroko NAKANO, Hiroshi NAGATA
Kaoru OHTSUKA, Takazumi OHMORI
Tomoaki TAKEUCHI, Hiroshi IDE
and Kunihiko TSUCHIYA
J. RANDEC, No. 62 (Sep. 2020), page 9～19, 7 Figures, 6 Tables.

the ministry of the environment provides decision on
the enforcement ordinance and guidelines of burying
it. In this project, we acquired data of air dose rate
and the personal exposure dose during transporting,burying, and storing the contaminated soil. In addition,
we measured radioactivity concentration of dust collected from surroundings of the landfill and seepage
water through contaminated soil.

Japan Materials Testing Reactor (JMTR) has been
contributing to various research and development(R&D) activities such as the fundamental research of
nuclear materials/fuels, safety R&D of power reactors, and radioisotope production since the beginningof the operation in 1968. JMTR, however, was decided as one of decommission facilities in April 2017 and― iii ―

prehensive safe approach for the overall challenge at

Prospects of Laser Cutting for Lava- like Fuel-containing Materials (LFCM) Management at the Chor-

ChNPP Unit 4. This international project is open to

nobyl Nuclear Power Plant

international cooperation. It includes cold testing in

Andreas Wetzig, Maxim Saveliev, Viktor Krasnov
Achim Mahrle, Patrick Herwig, Cécile Javelle

Germany and mock ups and hot testing with real material in Ukraine. It is assumed that a dedicated tool

Christoph Leyens and Norbert Molitor
J. RANDEC, No. 62 (Sep. 2020), page 32～46, 8 Figures, 3 Tables.
The Chornobyl Nuclear Power Plant (ChNPP) Unit

can be developed with the next 15 years. This project
has to be developed in parallel to the other dismantling and waste management technologies needed forthe conversion of destroyed ChNPP Unit 4 into ecologically safe conditions.

4 nuclear accident created an unprecedented amountof radioactive waste that is yet to be handled for final
disposal. Damaged fuel assemblies and large amountsof fuel containing materials (FCM) made of molten
fuel that fused with other reactor components are
mixed with reactor debris, and are now covered under
the shelter of the arch-shaped New Safe Confinement(NSC). Within the design life time of the NSC of up
to 100 years, all structures and materials under the
NSC have to be safely removed. The solidified fuelcontaining lava represents several hundreds of cubic
meters, present in several rooms down to level 0 of
the unit.
The material is hard, but its inevitable degradationand self-destruction over time is a worrying evolution
causing increasing amounts of radioactive dust andaerosols inside the Object Shelter (OS). Recovering
as much solid FCM as possible before it converts todust is the only way to prevent uncontrollable amounts
of aerosols in the NSC. The task is a unique challenge considering the FCM characteristics and location, and because there is no reference case for theirretrieval and processing towards safe disposal.
For fragmentation of such materials before their retrieval, remote-operated laser cutting has been identified as a segmentation tool of choice for highly contaminated and fuel containing materials under the
NSC conditions.
In cooperation with the Institute of Safety Problems of Nuclear Power Plants (Ukraine) and Plejades
in coordination with ChNPP, the Fraunhofer InstituteIWS in Dresden (Germany) has initiated a R&D program on laser cutting for the lava-like FCM at ChNPP with solid state laser, to provide a practicable,robust and safe technical solution as part of a com-

Strategy and Experiences of Decommissioning
Projects of Nuclear Power Plants in Overseas(4) Overviews of the Representative Projects of
NPP Decommissioning in the United Kingdom(UK)
Yasuhiko MIYASAKA, Susumu SHIBUYA
and Yuji ENOKIDO
J. RANDEC, No. 62 (Sep. 2020), page 47～66, 25
Figures, 2 Tables.
In this report introducing“the decommissioning
strategy and performance of power generation reactors in overseas,”we will focus on the United Kingdom (UK) as the 4th article, following the first of theUS, the second of Germany and the third of France.
In the UK, 45 units including pilot nuclear power reactors have been constructed so far, currently operating 14 advanced gas reactors (AGRs) and 1 PWR.
Two state-of-the-art European pressurized reactors
manufactured by Areva of France are under construction at Hinckley Point C site. On the other hand,
there are 30 power reactors closed by 2015, and theactivities of decommissioning are continued systematically. The decommissioning of Gas-Cooled Reactors(GCR) is working on decommissioning measures basedon the principle of long-term safe storage of the reactor itself. This report outlines the decommissioning
project of GCR, Windscale Advanced Gas-cooled Reactor (WAGR), Steam-Generating Heavy Water Reactor (SGHWR) and Prototype Fast Reactors (PFR),
including an overview of laws and regulations related
to decommissioning. This report also describes the
UK policies for nuclear energy, decommissioning andwaste management.

― iv ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

福島の復興・再生を目指して東工大の技術力を結集

東京工業大学先導原子力研究所所長
理事副学長特別補佐（研究担当）
竹下健二

東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置は2011年12月に政府が決定した中長期ロードマップに従って進められているが、事故当初より問題となっている汚染水に対して、陸側遮水壁の設置や事故炉周囲のサ
ブドレインからの地下水汲みあげなどの対策が功を奏し、事故炉への地下水の流入は事故直後の400 m3/
日から170 m3/日に大きく減少している。発生した汚染水は多核種除去装置で順調に処理されている。今後は、燃料デブリの取り出しが主要課題となるが、事故炉からの放射性物質に起因するリスクを継続的かつ速やかに低減することを基本方針に廃炉作業が進められる。リスク低減には、①損傷施設の閉じ込め機構の改善、②閉じ込められている放射性物質の性状や形態の安定化、③損傷施設からの放射性物質の回収とその健全な保管が必要である。
一方、事故時に放出された放射性Csによるオフサイトの広域環境汚染も重要な問題である。事故後の懸命な除染作業により、原発周囲の帰宅困難区域を除いて広域な環境汚染は解消されつつあり、汚染土壌
は仮置場から中間貯蔵施設に輸送されている。汚染土壌の総量は1,300万m3超と大量であるが、約96％は8,000 Bq/kg以下に放射能が減衰するのを待って建設用材等に再利用される。汚染度の高い残りの土壌（約75万m3）は何らかのCs回収固定化・廃棄物減容化などの処理が必要である。
こうした福島の現状を踏まえ、東工大の技術力を結集して同地域の早期復興を目指して、本年 4 月より
東工大の科学技術創成研究院内に「福島復興・再生研究ユニット」を立ち上げ、さらに、研究ユニット内に廃止措置に特化した「TEPCO廃炉フロンティア技術創成協働研究拠点」を東京電力ホールディングス
株式会社と連携して発足させた。東工大教員の特色ある研究課題から廃止措置現場のニーズに適合した課題を抽出し、以下の研究を進めている。
（1） 廃止措置の推進・事故の早期収束に資する技術開発

原子炉建屋内の漏洩調査ロボット開発、デブリ発生機構研究、デブリ取出し時の再臨界防止研究、水処理 2 次廃棄物の減容・安定固化研究を東電技術者と二人三脚で現場ニーズに即して進めていく。
（2） 汚染土壌からのCs回収及びCs固定化技術の開発

高度汚染土壌や焼却飛灰からの放射性Csの回収、安定固定化と最終廃棄物の高減容化技術を開発し、中間貯蔵後30年以内の最終処分を目指している。
（3） 原発災害地域の産業復興と人材育成

原発事故で被害を受けた浜通りの生活環境の再建に向け大学の知を結集し、福島イノベーション・コースト構想に基づいて地元自治体と連携して産業振興を推進するとともに、廃止措置を進める技術者、研究者を育成する。
現在すでに「英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業」などの大型研究を複数進めており、
福島復興の早期実現に向けて東工大の技術力を研究ユニットに更に結集していくつもりである。

― 1 ―デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

武蔵工大炉の廃止措置における固体廃棄物と解体廃棄物の保管
内山

孝文＊、三橋偉司＊Storage of Solid Waste and Dismantled Waste
During Decommissioning of Musashi Reactor
Takafumi UCHIYAMA＊ and Ishi MITSUHASHI＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚
東京都市大学原子力研究所は、1960年に川崎市麻生区王禅寺に開設された。1963年にTRIGA－Ⅱ型研
究用原子炉（武蔵工大炉）が初臨界を達成して以来、脳腫瘍・皮膚癌の治療、放射化分析による物質・環境中の微量元素の解析等で多くの研究成果を収めた。原子炉施設は、2003年 5 月に廃止を決定し、その後、法令に基づく手続きに従い、種々の施設・設備の機能停止、使用済燃料の搬出、一部施設・設備の解体撤去を行い、廃止措置を進めている。原子力研究所には放射性同位元素使用施設や核燃料使用施設を併設し、原子炉施設とも併せ、教育研究施設として活用しているが、現在の原子炉施設の施設管理上の主要な業務は放射性固体廃棄物等の保管管理である。
本稿では、廃止措置中の武蔵工大炉において、運転で発生した固体廃棄物並びに廃止措置中に発生した解体廃棄物の保管の考え方や現状について紹介する。

Tokyo City University Atomic Energy Research Laboratory was established in Ozenji, Asao-ku, Kawasaki-City in 1960. Since the TRIGA-II type research reactor (Musashi reactor) reached the first criticality in 1963, it has achieved many research results in the treatment of brain tumors and skin cancers, theanalysis of substances and trace elements in the environment by activation analysis. The reactor facility
was decided to be abolished in May 2003. After that, we are proceeding with decommissioning by performing procedures based on laws, stopping the functions of various facilities and equipment, carrying out
spent fuel, and dismantling and removing some facilities. Tokyo City University Atomic Energy ResearchLaboratory has facilities for using radioactive isotopes and nuclear fuel. They are used as educational andresearch facilities together with the reactor facilities. Currently, the main task of nuclear reactor facilities is storage management of radioactive solid waste. This paper introduces the concept and current status of storage of solid waste generated during operation and dismantled waste generated during decommissioning.

1．はじめに
武蔵工大炉は、濃縮ウラン水素化ジルコニウム
減速水冷固体均質型（TRIGA－Ⅱ）で、最大熱出力100 kWの原子炉である。1959年（昭和34年）

10月に設置の許可を受け、昭和38年 1 月に初臨界となった。
アルミニウム被覆燃料炉心で1985年（昭和60年） 3 月まで運転（積算出力1,100 MWh）、ステンレス被覆燃料炉心に変更して1989年（平成元 年 ）12月 ま で 運 転 し た（ 積 算 出 力 約400＊： 東京都市大学原子力研究所（Tokyo City University Atomic Energy Research Laboratory）― 2 ―Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）MWh）。原子力技術者育成のための教育訓練の場、
放射化分析や炉物理などの研究の場、そして医療・
生物治療研究を中心とした全国の大学共同利用研究施設として重責を担ってきた。
その後、長期停止を経て、原子炉施設を廃止することとなり2004年（平成16年） 1 月27日に原子炉等規制法第38条第 1 項に基づき文部科学省に「解体届」を提出し、同年 4 月より廃止措置に着手した。原子炉等規制法が改正されて廃止措置計
画の認可制度が新設されたことに伴い、文部科学省に「廃止措置計画」を申請し、認可され、さらに、 2 度の廃止措置計画の変更認可を行った。
本稿では、廃止措置中の武蔵工大炉において、運転で発生した固体廃棄物並びに廃止措置中に発生した解体廃棄物の保管の考え方や現状について紹介する。

2．廃止措置の進捗状況
2.1 廃止措置計画の概要
廃止措置は、Table 1に示す通り、2003年（平成15年）の廃止措置決定後、2004年（平成16年）に原子炉の永久停止措置として原子炉の運転機能の停止、使用済燃料の輸送に伴う輸送容器の用意と輸送前の準備・手続きを行い、2006年（平成18年）に使用済燃料を米国エネルギー省（USDOE）
へ輸送した。使用済燃料輸送後、2007年（平成19年）から2012年（平成24年）にかけ、燃料貯蔵施設の機能停止や液体廃棄物処理設備の機能停止と解体撤去、さらに、運転で発生した固体廃棄物を貯蔵していた固体廃棄物貯蔵庫の解体撤去等を行った。
現在は、上記、運転で発生した固体廃棄物並びに廃止措置作業等で発生した解体廃棄物は、原子炉室内で保管管理を行っている。

Table 1 Decommissioning basic plan and its progress― 3 ―デコミッショニング技報
2.2 原子炉運転機能停止（永久停止措置）
2004年（平成16年）から開始した廃止措置は、
燃料及び制御棒をはじめとする炉内構造物が原子炉タンクから取り外され、原子炉タンク水が排出された状態から開始した。
原子炉運転機能停止は、
計測制御系統施設である制御棒駆動装置を撤去、運転制御盤を電源から離線を行い、据付状態で保管した（なお、本運転制御盤は、PCと連携させ、
現在はシミュレータとして学生実験等で活用している）。また、炉心への燃料再装荷が出来ないよ
う原子炉タンク上面にカバーを取付け、施錠を行った。この作業と並行し、設備等の放射線線量率の測定を行った。測定結果は、保管場所と合わせ記録を確実に行い、今後の廃止措置工事計画立案のための基礎データとするために行った。なお、
この測定で線量率の高いものは遮へいブロックを用いて放射線遮へいを施し、原子炉室内にて保管している。
2.3 燃料輸送
使用済燃料は、米国エネルギー省（USDOE）の「海外試験研究炉燃料引き取り政策」に基づき
USDOEに引き渡すこととし、「輸送準備」→「使用済燃料の検査及び輸送容器への収納」→「発送
前検査・積付検査」→「実輸送」というプロセス
を経て、2006年（平成18年）に燃料輸送を行い引き渡し先であるUSDOEアイダホ国立研究所へ引き渡した。これをもって燃料輸送は完了した。
使用済燃料の輸送容器への装荷に際しては、
ORIGENコードによって算出した核種インベン
トリをもとに、モンテカルロ計算コード（MCNP）
より臨界解析を行い、未臨界性を確認した。さらに、燃料装荷シミュレーションも行い、その結果をもとに燃料装荷手順を作成し、装荷時には未臨
界測定を実施した。実装荷で得られた未臨界測定
結果とシミュレーション計算結果はほぼ一致し、輸送容器への燃料装荷は未臨界を確認、担保しつつ行った。
2.4 使用済燃料輸送後の設備の機能停止並びに解体撤去（1）使用済燃料に係る設備の機能停止と一部解体
撤去

第62号（2020年 9 月）
2006年（平成18年）から行った使用済燃料の輸送完了に伴い、その後、燃料に係る全ての系統・設備の運転機能停止を行った。例えば、核燃料物
質の貯蔵施設である使用済燃料貯蔵容器や燃料貯蔵プールは、機能停止後、据え付け状態で原子炉室内にて保管した。原子炉冷却系統施設の二次冷却設備の一部であるクーリングタワーは、非管理区域に設置されていた設備であり解体撤去し、一般産業廃棄物として処分した。
（2）固体廃棄物及び液体廃棄物の廃棄施設の機能停止と解体撤去
液体廃棄物の廃棄設備はRI施設との供用設備であり、半地下式のコンクリート貯槽と廃液を処理するための処理装置、さらに、廃液を移送するための配管により構成され、原子炉建屋とは独立し、屋外の管理区域（後に、下記、解体撤去後、当該区域は、管理区域から解除している）に設置されていた。施設の運用開始から長い年月を経ており、予防保全的に更新の必要性があった。しかしながら、今後、原子炉の運転が無く、原子炉施設からの放射性液体廃棄物の発生が無い状況から更新の必然性に乏しく、一方ではRI施設は今後
とも教育・研究に活用していく計画があることか
ら、当該設備の使用をやめ、新たにRI施設としての排水設備を新設することとした。
これに伴い、原子炉施設からの排水系統並びに給水系統配管の切断並びに閉止等を行い、原子炉施設に係る放射性廃棄物の廃棄施設である液体廃
棄物の廃棄設備の機能停止を行った。その後、既存の設備はRI施設の排水設備が新設された後、解体撤去し、解体撤去物の一部は、放射性廃棄物
でない廃棄物（以下、NR廃棄物という）として処分し、残り全ては、原子炉室内にて保管した。
また、同場所では、原子炉の運転で発生した固体
廃棄物（以下、運転で発生した固体廃棄物という）を保管する固体廃棄物の廃棄設備である固体廃棄物貯蔵庫もあり、排水設備同様、解体撤去し、発生した解体撤去物の一部は、NR廃棄物として処分し、残り全ては原子炉室内にて保管した。なお、固体廃棄物貯蔵庫に保管されていた運転で発生した固体廃棄物については、原子炉室内の固体廃棄物保管場所（補機室）に保管した。Fig. 1にその保管状況を示す。

― 4 ―Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
らかであり、その分離が可能であるものも含む）。
②①を満足した物は、放射能量が検出限界未満であることを確認する。
この NR 廃棄物と非 NR 廃あることを確認する。このNR廃棄物と非NR廃棄棄物の区分けの重要な点は、放射能測定による測物の区分けの重要な点は、放射能測定による測定
定結果によりNR
廃棄物と非NR
廃棄物の判断基
結果によりNR廃棄物と非NR廃棄物の判断基準と
1),
2),
準として適用しない点である1），2），3)3）。
して適用しない点である。

なお、上記、NR廃棄物の扱いについては、所内で定める品質保証計画書の第 3 次文書の位置づある。①施設の運転開始からの使用履歴や設置状けとなる「NR廃棄物取扱マニュアル」を策定し況等の記録から判断する（汚染している部分が明行った。そのNR廃棄物の判断基準はのとおりでらかであり、その分離が可能であるものも含む）。
ある。①施設の運転開始からの使用履歴や設置状②①を満足した物は、放射能量が検出限界未満で況等の記録から判断する（汚染している部分が明

解体撤去物及び付随廃棄物は原子炉室へ＊一部はNR廃棄物として処理している

原子炉室

固体廃棄物
保管場所
（補機室）

液体廃棄物の廃棄施設の解体撤去

固体廃棄物は原子炉室内固体廃棄物保管場所へ
固体廃棄物貯蔵庫の解体撤去

Fig. 1 Status of the reactor room, which is storage locations for solid waste generated
during operation and dismantled waste

Fig. 1 Status of the reactor room, which is storage locations
for solid waste generated during operation and dismantled waste
線量が高いものについては、同原子炉室内、コン
3．廃棄物の保管管理
クリートブロックを用いた放射線遮へいを施した
３． 放射性廃棄物の保管管理た区域（以下、B
ホールという）で保管をしてい区域（以下、
Bホールという）で保管をしている。
3.1 廃棄物の保管
3.1 廃棄物の保管る。④については、据え付け状態のまま、管理表
2 章で記載の通り、2004 年（平成 16 年）に廃示を付け保管している。
廃棄物の保管の考え方を④については、据え付け状態のまま、管理表示を2 章で記載の通り、2004年（平成16年）に廃止
止措置を開始してから、廃止措置に係る機能停止
まとめると以下とおりである。
付け保管している。廃棄物の保管の考え方をまと措置を開始してから、廃止措置に係る機能停止やや解体撤去等これまで様々な作業を行ってきた。
・発生した廃棄物等は分散せず、原子炉室に集めると以下とおりである。
解体撤去等これまで様々な作業を行ってきた。こ
これら作業に伴い、以下のように分類される廃棄中・発生した廃棄物等は分散せず、原子炉室に集れら作業に伴い、以下のように分類される廃棄物物が発生し、現在、200ℓ
ドラム缶に収納され保・運転で発生した固体廃棄物は固体廃棄物保管中が発生し、現在、200狩ドラム缶に収納され保管管管理を行っている。なお、保管管理している廃場所（補機室）に、解体撤去物等は原子炉室・運転で発生した固体廃棄物は固体廃棄物保管管理を行っている。なお、保管管理している廃棄
棄物には、液体状の放射性廃棄物はない。
に、それぞれ保管場所を分け、廃棄物を混在場所（補機室）に、解体撤去物等は原子炉室
物には、液体状の放射性廃棄物はない。
①運転で発生した固体廃棄物
させないに、それぞれ保管場所を分け、廃棄物を混在①運転で発生した固体廃棄物②解体撤去物・線量の高い物については、B ホールに保管させない②解体撤去物③解体付随廃棄物
・線量の高い物については、Bホールに保管③解体付随廃棄物④据付状態の設備機器
3.2 廃棄物の管理④据付状態の設備機器運転で発生した固体廃棄物と解体撤去物等の上記、①については、一部線量が高いものがある
3.2
廃棄物の管理上記、①については、一部線量が高いものがあ
管理は、保安規定に基づき管理が行われる。運転ことから原子炉室内・固体廃棄物保管場所（補機運転で発生した固体廃棄物と解体撤去物等の管ることから原子炉室内・固体廃棄物保管場所（補で発生した固体廃棄物及び解体撤去物等は、月
1室）に、②、③については、原子炉室内に、それ回の頻度でドラム缶表面の外観検査等の点検をぞれ保管し、原子炉の運転時に発生した廃棄物と理は、保安規定に基づき管理が行われる。運転で機室）に、②、③については、原子炉室内に、そ行っている。また、解体撤去物等のうち、線量が廃止措置に伴って発生した解体撤去物等が混在発生した固体廃棄物及び解体撤去物等は、月 1 回
れぞれ保管し、原子炉の運転時に発生した廃棄物
B ホールに保管しているものについては、年しないようにしている。また、②の廃棄物うち、 高くの頻度でドラム缶表面の外観検査等の点検を行っと廃止措置に伴って発生した解体撤去物等が混在
2回の頻度で保管物の状態や員数等の点検を行っ
線量が高いものについては、同原子炉室内、コンている。また、解体撤去物等のうち、線量が高くしないようにしている。また、②の廃棄物うち、ている。原子炉室に保管している解体撤去物等にクリートブロックを用いた放射線遮へいを施し4― 5 ―デコミッショニング技報
Bホールに保管しているものについては、年 2 回の頻度で保管物の状態や員数等の点検を行ってい
ついては、定常の点検に加え、自主点検時（1
ついては、定常の点検に加え、自主点検時（1 年
年る。原子炉室に保管している解体撤去物等につい
に
1
回）
にドラム缶
5
本を選定し、ドラム缶表面に 1 回）にドラム缶 5 本を選定し、ドラム缶表面ては、定常の点検に加え、自主点検時（
1 年に 1の外観点検等を、の外観点検等を、さらに詳しく点検を行っている。
さらに詳しく点検を行っている。
回）にドラム缶
5本を選定し、ドラム缶表面の外なお、これら保管管理している廃棄物は、放射性
なお、これら保管管理している廃棄物は、放射性観点検等を、
更に詳しく点検を行っている。なお、廃棄物の外部処分場への受入れが可能になる時
廃棄物の外部処分場への受入れが可能になる時
これら保管管理している廃棄物は、放射性廃棄物
点まで、点まで、原子炉室内において適切に保管管理を行
原子炉室内において適切に保管管理を行の外部処分場への受入れが可能になる時点まで、う。
う。
原子炉室内において適切に保管管理を行う。

４．
４． 年次報告の対象となる放射性固体廃棄物の年次報告の対象となる放射性固体廃棄物の4．年次報告の対象となる放射性固体廃棄物の見直しと廃棄物の管理強化のための保安規定変見直しと廃棄物の管理強化のための保安規定変見直しと廃棄物の管理強化のための保安規
更要請
更要請
定変更要請
上記、3
上記、3 章の通り、当施設では、原子炉室内で章の通り、当施設では、原子炉室内で廃棄物の保管を行っており、当該保管廃棄物は
上記、
3
章の通り、当施設では、原子炉室内で廃棄物の保管を行っており、当該保管廃棄物は「原子炉の運転で発生した廃棄物」と「廃止措置
廃棄物の保管を行っており、当該保管廃棄物は「原「原子炉の運転で発生した廃棄物」と「廃止措置に伴い発生した解体撤去物等」と、区別して管理
子炉の運転で発生した廃棄物」と「廃止措置に伴に伴い発生した解体撤去物等」と、区別して管理を行っていた。
い発生した解体撤去物等」と、区別して管理を行を行っていた。
2018っていた。
2018 年（平成年（平成 2929 年）3年）3 月に原子力規制庁での月に原子力規制庁での「放射性固体廃棄物保管量の年次報告に関する2018年（平成29年）3 月に原子力規制庁での「放「放射性固体廃棄物保管量の年次報告に関する面談」において、次のような要請があった。
射性固体廃棄物保管量の年次報告に関する面談」
面談」において、次のような要請があった。

保管場所
原子炉室

固体廃棄物保管場所

第62号（2020年 9 月）
において、次のような要請があった。
・年次報告・放射線管理等報告書にある放射性・年次報告・放射線管理等報告書にある放射性・年次報告・放射線管理等報告書にある放射性固体廃棄物保管量については、廃止措置に伴
固体廃棄物保管量については、廃止措置に伴
固体廃棄物保管量については、廃止措置に伴って発生した固体廃棄物の保管数量も含めるって発生した固体廃棄物の保管数量も含めるって発生した固体廃棄物の保管数量も含める
報告とする。
報告とする。
報告とする。
・廃止措置計画で認可されている保管または仮・廃止措置計画で認可されている保管または仮・廃止措置計画で認可されている保管または仮置場所毎の保管容量を定め、その場所毎の保
置場所毎の保管容量を定め、その場所毎の保
置場所毎の保管容量を定め、その場所毎の保管数量を記録すること及び巡視に関すること
管数量を記録すること及び巡視に関すること
管数量を記録すること及び巡視に関することを保安規定に定める。
を保安規定に定める。
を保安規定に定める。
上記より、当施設では、要請以前は、「運転で上記より、当施設では、要請以前は、「運転で上記より、当施設では、要請以前は、「運転で発生した廃棄物」の保管量のみを報告していたが、発生した廃棄物」の保管量のみを報告していたが、発生した廃棄物」の保管量のみを報告していたが、本要請を受け、「廃止措置に伴って発生した固体
本要請を受け、「廃止措置に伴って発生した固体
本要請を受け、「廃止措置に伴って発生した固体
廃棄物」の保管量も加え、放射性固体廃棄物保管
廃棄物」の保管量も加え、放射性固体廃棄物保管
廃棄物」の保管量も加え、放射性固体廃棄物保管量として放射線管理等報告書にて報告すること
量として放射線管理等報告書にて報告することと量として放射線管理等報告書にて報告することとなった。また、規制庁の要請に従い、Fig.
なった。また、規制庁の要請に従い、Fig. 222に示となった。また、規制庁の要請に従い、Fig.
に示す通り、
放射性固体廃棄物の保管又は仮置場
す通り、放射性固体廃棄物の保管又は仮置場所毎に示す通り、
放射性固体廃棄物の保管又は仮置場
所毎の保管容量と保管数量及び点検頻度、の保管容量と保管数量及び点検頻度、それに係る所毎の保管容量と保管数量及び点検頻度、それにそれに係る記録等について新たに保安規定に定め、記録等について新たに保安規定に定め、変更認可係る記録等について新たに保安規定に定め、変更変更
認可申請を行った。
申請を行った。
認可申請を行った。

現保管量*） 保管容量*）
（本）
（本）

廃棄物種別
放射性固体廃棄物

12
**）

Bホール

解体撤去物

ー

原子炉室内

解体撤去物及び解体付随廃棄物

107

点検頻度

80

月1回

5

年2回

300

月1回

Fig. 2 Current
storage amount andits capacity
in thethereactor roomroom
Fig.
Fig. 22 Current
Current storage
storage amountamount andand its
its capacity
capacity inin the reactor
reactor room５．
５． 法令改正に伴う、今後の廃止措置中の原子
法令改正に伴う、今後の廃止措置中の原子炉施設の維持管理について
炉施設の維持管理について
5.1
法令改正の概要
5.1 法令改正の概要
2016
2016 年
年（平成（平成 2828 年）年）にに IRRSIRRS 報告書において、報告書において、「運転段階の安全を確保する検査制度や放射性「運転段階の安全を確保する検査制度や放射性同位元素に係る規制の見直し・強化により、さら同位元素に係る規制の見直し・強化により、さらに安全水準を高めていくことが喫緊の課題」に安全水準を高めていくことが喫緊の課題」とさとされ、「原子力発電所の廃炉が本格化していく中、れ、「原子力発電所の廃炉が本格化していく中、

― 5
6 ―

5

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
5．法令改正に伴う、今後の廃止措置中の原子炉施設の維持管理について
5.1 法令改正の概要
2016年（平成28年）にIRRS報告書において、「運
転段階の安全を確保する検査制度や放射性同位元素に係る規制の見直し・強化により、更に安全水準を高めていくことが喫緊の課題」とされ、「原
子力発電所の廃炉が本格化していくなか、廃止措置が適切に進められる規制制度の整備も必要」とのことから、法令の改正がなされた。その改正内
容の要点は、以下の通りである。
【原子炉等に係る規制】・廃止措置実施方針の作成・公開制度の導入
・試験研究用等原子炉の廃止措置実施方針の作成及び公開・検査制度の見直し（新検査制度）の導入
・原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の整備
・使用前事業者検査・定期事業者検査・原子力規制検査
上記のうち、廃止措置実施方針の作成及び公開
並びに新検査制度の導入に伴う定期事業者検査について以下に記載する。
5.2 廃止措置実施方針の対応
原子力及び放射線関連施設の廃止措置を運転期
間中でも考慮することが規制要求に加えられ、廃止措置を講ずる前の早期段階から、廃止措置を実施する方針（以下、廃止措置実施方針という）の作成及び公表（WEBにて一般公開）することが義務付けられた。施行は2018年（平成30年）10月
1 日からである（なお、当施設は既に廃止措置計
画が認可されている施設であるため、施行日から
更に 3 か月の施行期間が設けられた）。
廃止措置実施方針は、既にある廃止措置計画の内容に加え、「廃止措置に要する費用の見積もり及びその資金の調達の方法」、「廃止措置の実施体
制」、「廃止措置に係る品質保証計画」及び「廃止措置の工程」の項目を追加し策定した。本実施方
針は、2018年（平成30年）12月 １ 日付で研究所ホームページより一般公開した。

5.3 施設の維持と定期事業者検査（1）原子炉施設の維持
原子炉等規制法（試験研究用等原子炉施設の維持）第28条の 2 に試験研究用等原子炉設置者は、試験研究用等原子炉施設を原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するように維持することとなった。廃止措置の認可を受けた試験研究
用等原子炉施設においても、試験炉規則第 3 条の７ に則り、廃止措置対象施設に性能維持施設が存在する場合は、法第28条の 2 の規定が適用され、当施設においても廃止措置計画に性能維持施設が定められていることから、施設の性能維持管理に努めることとなり、以下の定期事業者検査において、点検・検査等が行われることとなった。
（2）定期事業者検査
原子炉等規制法第29条により、試験研究用等原子炉設置者は、原子力規制委員会規則で定めるところにより、定期に、試験研究用等原子炉施設について検査を行い、その結果を記録し、これを保存することとあり、廃止措置の認可を受けた原子炉施設においても、性能維持施設が存在する場合
は、原子炉施設の技術上の基準に適合することを確認するため、本年度より定期事業者検査を実施している。なお、この定期事業者検査を実施するにあたり、定期事業者検査の報告（開始時報告）を作成し、国へ報告した。

6．おわりに
以上、廃止措置中の武蔵工大炉において、運転で発生した固体廃棄物並びに廃止措置中に発生した解体廃棄物の保管の考え方や現状について紹介した。武蔵工大炉は1960年（昭和35年）の設立か
ら、 1989年（平成元年）の原子炉停止まで、運転
時 間21,177 時 間、 積 算 出 力1,483,223 kWhの 原
子炉の運転を行った。その後、2004年（平成16年）より廃止措置に着手し、第 1 段階として原子炉の永久停止措置及び使用済燃料の輸送を終えた。
2012年（平成24年）の液体廃棄物の廃棄設備の解体撤去工事以降、大きな工事は行っておらず、現在は第 2 段階として、法令遵守の下、施設・設備の性能維持のための施設管理や廃棄物管理を主な業務として行ってきている。そんな中、法令改正― 7 ―デコミッショニング技報に伴い、新たな検査制度の下、許認可申請対応や定期事業者検査の準備対応など現在もなお、その渦中にある。
一方、第 3 段階に予定している放射性廃棄物の外部処分場への搬出を将来に見据え、放射化量イ
ンベントリ評価やクリアランス検認にかかる廃止
措置関連技術等を廃止措置中の原子炉を題材にして検討を行い、研究用原子炉の廃止措置モデルが確立できる研究を行いたいと考えている。

参考文献（1）三橋 偉司，内山 孝文，松本 哲男，丹沢富雄，“武蔵工大炉の廃止措置における廃棄物

第62号（2020年 9 月）
処理場の管理区域解除，”デコミッショニング
技報，No. 50， pp. 3-11， 2014年 9 月．
（2）三橋 偉司，内山 孝文，松本 哲男，丹沢富雄，“「武蔵工大炉」の廃止措置経験 －計画
策定から解体，サイト開放まで－，”第29回原
子力施設デコミッショニング技術講座，公益財団法人 原子力バックエンド推進センター，
pp. 109-134，平成28年10月27日．
（3）内山 孝文，
“研究炉の廃止措置と廃棄物マ
ネジメント（武蔵工大炉の経験），”日本原子力学会 バックエンド部会 部会誌，Vol. 24，No. 2，「原子力バックエンド研究 講演再録」，2016
年度．

― 8 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

JMTRの廃止措置に向けた難処理廃棄物の廃棄体化のための処理方法の開発－炉内構造物と使用済イオン交換樹脂－
関美沙紀＊、中野

寛子＊、永田武内

寛＊、大塚
伴照＊、井手薫＊、大森広史＊、土谷崇純＊
邦彦＊Development of the Treatment Method for Difficult Wastes Aimed
at Decommissioning of JMTR
– Structural Materials of Reactor and Used Ion-exchange Resins –Misaki SEKI＊, Hiroko NAKANO＊, Hiroshi NAGATA＊, Kaoru OHTSUKA＊
Takazumi OHMORI＊, Tomoaki TAKEUCHI＊, Hiroshi IDE＊ and Kunihiko TSUCHIYA＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚材料試験炉（JMTR）は、1968年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉を中心に、新型転換炉、高速炉、高温ガス炉、核融合炉等の燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。しかし、法令で定める耐震基準に適合していないため2017年 ４ 月に施設の廃止が決定され、現在廃止措置計画の審査を受けている。
JMTRでは発電炉とは異なった炉心構造材であるアルミニウムやベリリウムが使用されているため、これらの処理方法を確立し、安定な廃棄体を作製する必要がある。また、蓄積された使用済イオン交換樹脂の処理方法についても検討する必要がある。本報告では、これらの検討状況について紹介する。
Japan Materials Testing Reactor (JMTR) has been contributing to various research and development(R&D) activities such as the fundamental research of nuclear materials/fuels, safety R&D of power reactors, and radioisotope production since the beginning of the operation in 1968. JMTR, however, was decided as one of decommission facilities in April 2017 and it is taken an inspection of a plan concerning decommissioning because the performance of JMTR does not confirm with the stipulated earthquake
resistance. As aluminum and beryllium are used for the core structural materials in JMTR, it is necessary
to establish treatment methods of these materials for the fabrication of stable wastes. In addition, a treatment method for the accumulated spent ion-exchange resins needs to be examined. This report describes
the overview of these examination situations.

1．はじめに
材 料 試 験 炉（JMTR） は、2006年 ８ 月 １ 日 にJMTR第165サイクルをもって一旦運転終了した
後、再稼働を目指し、2007年度より 4 年間改修を行ってきた1）。しかし、2011年 3 月11日の東日本
大震災による東京電力ホールディングス株式会社
福島第一原子力発電所の事故以降、2013年に「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下、
新規制基準という）＊： 国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構 高速炉・新型炉研究開発部門 大洗研究所 材料試験炉部(Department of JMTR, Waste Management and Decommissioning Technology Development Center, Oarai Research and Development
Institute, Sector of Fast Reactor and Advanced Reactor Research and Development, Japan Atomic Energy Agency)― 9 ―デコミッショニング技報が施行され、試験研究炉に対しても適合性確認を受けた後でなければ、運転できないこととなった。
このため、2015年 3 月に新規制基準の適合性確認のための申請を提出したものの、新規制基準を満足するためには大掛かりな耐震補強が必要となったことから、2017年 4 月 1 日に公表した「施設中長期計画2）」において、JMTR施設の廃止が正式に決定した。それに伴い、2019年 9 月18日原子力規制委員会に廃止措置計画認可申請書を提出し、現在、審査を受けている。
JMTRの廃止措置を進めるにあたり、他の原子力施設の廃止措置と同様に主な検討項目として、①廃止措置のエンジニアリング技術、②安全評価
技術、③除染技術、④解体技術、⑤廃棄物処理技術及び⑥放射線測定技術3） が必要となる。この中で、①～④及び⑥については、先行している発電炉等の廃止措置技術の活用が可能と考えられる。
一方、⑤において、JMTRは中性子を効率よく利用するために発電炉とは異なる炉心構造材料が使用されていたり、一次冷却水の精製系統等で使用されたイオン交換樹脂も施設内で保管されていたりといった特徴を踏まえた技術開発が必要になる。

第62号（2020年 9 月）
本報告では、JMTRの廃止措置計画の審査と並行して、発電炉とは異なる試験研究炉における特有 の 課 題 点 等 を 抽 出 し、 廃 棄 体 作 製 に 困 難 な
JMTR炉内構造物等の処理方法の検討状況について紹介する。

2．施設概要と廃棄体作製の課題点
2.1 JMTR施設の概要
JMTR施設の鳥瞰図及び炉心配置図をそれぞれFig. 1及びFig. 2に示す。JMTRは軽水減速軽水冷
却タンク型であり熱出力は50 MWである。燃料
要素は、U3Si2-Al分散型合金であり、U-235の濃縮度は約20％である。制御棒は 5 本あり、制御材としてハフニウムを用いている。熱中性子束及び高速中性子束は、いずれも最大 4 ×1018/m2・sであり、一次冷却水の流量は約6,000 m3/h、圧力は約1.5 MPa（炉心入口）である。炉心は円柱形であり、燃料要素、制御棒、ベリリウム枠の他、燃料を取り囲むようにベリリウム反射体やアルミニ
ウム反射体が配置されている。ベリリウム反射体
やアルミニウム反射体は中性子が均等に照射されるよう定期的に方向または装荷位置を変更しながホットラボ

原子炉と照射設備

Fig. 1 Bird’s-eye view of JMTR facility― 10 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

反射体要素

ガンマ線
遮蔽版

制御棒
案内管

燃料領域
ベリリウム枠

Fig. 2 Photo of the core and diagrammatical view of JMTR coreら使用されていた。一方、炉心内の反射体を固定するためのベリリウム枠は炉心内の格子位置に設置されている。このベリリウム枠は、東枠、西枠
及び北枠からなり、それぞれ垂直方向に 7 段に積まれて使用されている。
JMTRは、1968年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉を中心に、原子炉材料に係る基礎研究や人材育成、医療・工業用のラジオアイソトープ（RI）の製造等に活用される等、我が国の原子力に係る研究開発、利用の発展に貢献してきた4）。
このため、これらの開発にあたっては、様々な材料の照射試験が行われ、一般的な材料については、
運転（操業）廃棄物として保管されているものの、一部の材料については廃棄物管理施設に引渡されることなく、JMTRの施設内に保管されている。
これら炉心構造物や照射装置等で使用された材料のうち、大量に放射性廃棄物として存在している
アルミニウム及びベリリウム、一次冷却水の精製系統等で使用されていた使用済イオン交換樹脂の処理方法について、課題点を次項に抽出した。
2.2 廃棄体の基準
発電炉の廃止措置に伴い発生する廃棄物量のう
ち、放射性廃棄物は約 2 ％、クリアランスは約 5％、放射性廃棄物でない廃棄物は約93％である5）。
放射性廃棄物は性状ごとに分別され、それぞれの特性に合わせて処理され廃棄体とする。低レベル
放射性廃棄物の大部分は金属類で、ステンレス（SUS）系廃棄物は処分に向けセメント系充填材
によって固化される。アルミニウムは水素ガスが発生する恐れがありセメントで直接固化できないが、その物量の少なさから積極的な技術開発は行われていない。ベリリウムは、発電炉で用いられることはほぼなく、試験研究炉独自の課題となっている。このように、SUS系廃棄物とは異なり廃棄体化が困難である廃棄物を難廃棄物という。
原子炉等規制法第51条の 6 及びRI 法第19条の2 第 2 項において、廃棄体が技術基準に適合することについて、原子力規制委員会の確認を受けなければならないと定められている。この技術基準のうち、水素ガス発生の観点から「廃棄体の健全性を損なう物質」として、アルミニウムのみでできているものや原料や大半がアルミニウムでできているもので、大きさが手のひらサイズ（15 cm）
程度以上のものについては除去することになって
い る6），7）。 ベ リ リ ウ ム は 放 射 化 に よ りHe- 4 やH- 3 がガスとして含まれるため、アルミニウムと同様に「廃棄体の健全性を損なう物質」の可能性がある。また、ベリリウムは生活環境に影響を及ぼすおそれのある有害な化学物質であり、特定化学物質にも指定されている。イオン交換樹脂は減容化が課題であり、それに伴う無機安定化も視― 11 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

Fig. 3 Basic stance of wastes treatment in JMTR

野に入れて検討されている。
JMTR施設での固体廃棄物の処理・処分の概念をFig. 3に示す。廃止措置で発生したコンクリー
トや金属類の各種廃棄物は、汚染状況の把握、放射能濃度の評価を行った後、分別管理する。その後、JMTR施設から直接埋設施設に輸送することが検討されている。前述のような廃棄体の作製が困難な材料については、施設内で安定化等の処理を施した後、廃棄体を作製することになる。加えて、固体廃棄物の処理・処分の検討にあたっては、「⑥放射線測定技術」の確立も重要であり、分析室の整備や廃棄物の種類及び核種別の測定方法の検討も開始している。
2.3 JMTR施設にある難廃棄物の特徴（1） アルミニウムの特徴
アルミニウムは中性子吸収（中性子吸収断面積：
約0.125バーン）が小さく、物理的及び化学的性質も良好で、
なおかつ経済的にも安価であるため、原子炉材料として広く用いられている8）。アルミ
ニウム及びその合金は比較的照射損傷を受け難く、特に中性子照射下での耐食性に優れ、溶接を含めて加工性が良い。
放射化したアルミニウム廃棄物は、他の放射性雑固体廃棄物と同様に切断し、セメント系充填材を用いて固化させると、水素ガスが発生し、廃棄
体の健全性を損なう可能性があるという問題がある。この反応は充填剤の固化後も続くため、保管施設や処分施設の安全な維持管理に影響を及ぼすことが考えられる。SUS系廃棄物と混合溶融しFe-Al合金とする方法9） や火花放電により水酸化
アルミニウムへ変換し、これを焼成することで化学的に安定な酸化アルミニウムとする技術10） が検討されているが、設備管理の難しさや処理コストがかかることから実現に至っていない。
JMTRでは中性子反射体要素等の炉心構成材料
として約3.6トンのアルミニウムが使用されている。
（2） ベリリウムの特徴
ベリリウムは、中性子吸収（中性子吸収断面積：
約0.009 バーン）が小さく、かつ中性子の散乱特性が良好であるため、試験研究炉の中性子反射材
として、中性子密度を高めるために利用された。
中性子反射材としてベリリウムを使用した場
合、熱中性子束を大きくすることができるが、核― 12 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
反応により、He- 4 やH- 3 がベリリウム中に蓄積する。このため、ベリリウム反射体は中性子が均等に照射されるよう定期的に方向または装荷位置を変更しながら使用していた。また、ベリリウム
枠は、その燃料領域側と反射体領域側及び垂直方向の高速中性子の照射量に差が生じるため、内部に蓄積するヘリウムによるスエリングが不均一となり変形（燃料領域側に湾曲）が進み、やがてベ
リリウム枠照射孔内に装荷されたキャプセルの冷却条件の悪化と各炉心要素のハンドリングに支障をきたす。これらの悪影響を未然に防ぐため、ベ
リリウム枠の変形（曲がり）量を定期的に測定し、交換をしていた11）。ベリリウム枠の使用履歴と交換実績をTable 1に示す。現在、交換した約 3 トンのベリリウム枠が、JMTRカナル内で水中保管されている。
さらに、ベリリウムは特定化学物質に指定されていることから、交換した使用済ベリリウムは処理や処分が難しく、JMTRでは原子炉施設内で保管している状況である。例えば、米国では使用済
ベリリウムを砂漠に埋蔵処分した実績があるが、そのベリリウムから長半減期であるC-14が地下水に混入するという環境問題が生じ、米国内で大きな問題になったこともあった12）。米国では試験研究炉へのベリリウム管理・廃棄物処理に係る調査結果がまとめられている13） が、使用済ベリリ
ウムの廃棄物の処分方法は決定していないのが現状である。日本においても、JMTRの廃止措置を進めるにあたり、JMTRカナルに保管されている
使用済ベリリウム枠、ベリリウム反射体の処理・処分の方法を検討する必要がある。

（3） イオン交換樹脂の特徴
イオン交換樹脂は、スチレンとジビニルベンゼ
ンの共重合体に官能基を付与したものであり、その極性により陰イオン樹脂と陽イオン樹脂に分類されている。JMTR施設においては、これらのイ
オン交換樹脂を適切な比率で混合し、原子炉一次
冷却水及びプール・カナル水を精製していた。イオン交換樹脂は化学的に安定であり、放射性物質のうち、イオン状のものが除去されるが、これらのイオンを吸着した使用済イオン交換樹脂は、放射能レベルが比較的高いことから施設内の貯蔵タ
ンクに未処理のまま保管されているのが現状である。使用済となったイオン交換樹脂はJMTR施設の第 3 排水貯槽（以下、廃液貯槽という）に貯蔵されており、その貯蔵量はJMTRの運転に伴い増加した。このため、使用済イオン交換樹脂の貯蔵においては、廃液貯槽の貯蔵能力を超える前に廃液貯槽を増設することにより対応してきた14）。
現在、廃液貯槽は（I）及び（II）の 2 つあり、貯留槽タンク容量は約200 m3である。現在、使用
済イオン交換樹脂は、廃液貯槽（I）に約170 m3、廃液貯槽（II)に約130 m3が貯蔵されている。特に、廃液貯槽（I）は、1968年から使用済イオン交換
樹脂の受入れを開始しており、貯槽内に水はなく、乾燥していることから、使用済イオン交換樹脂の表面は粉化している状態である。JMTRの廃止措置にともない、これらの使用済イオン交換樹脂を適切に処理し、廃液貯槽の管理区域を解除する必要がある。

Table 1 Use history of beryllium frames
使用サイクル

積算出力量
（MWd）

照射量
(×1026m-2)

曲がり量
(mm)

代

1 ～ 33

約24,000

0.96

0.71

第 2 世代34 ～ 63

約28,000

1.12

0.84

初

第 3 世代64 ～ 87

約25,000

1.00

0.75

第 4 世代88 ～ 119

約36,000

1.44

1.24

第 5 世代120 ～ 146

約29,000

1.15

1.09

第 6 世代147 ～ 165

約25,000

1.00

0.93

― 13 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）ているアルミニウム合金中に含まれる長半減期の放射性核種はNi-63、Ag-108 m、Ni-59とされている。このことから、バイヤー法でのアルミニウ
ムの安定化処理のみならず、長半減期の放射性核
種と放射能レベルの低いアルミニウムを分離でき、解体廃棄物の低レベル化及び減容化に適しているといえる。
検討している基本的なアルミニウムの安定化処
理フローをFig. 4に示す。
JMTR施設で多く使用されているアルミニウム
は、A1050やA6061のような合金であり、日本産
業規格（JIS）からTable 2に示す元素が添加されている。
安定化処理フローを実証するため、焼成特性及び不純物除去特性を調べた。まず、添加元素（不純物）の多いA6061を選定し、未照射のA6061を処理し、得られたAl（OH）
3を焼成し、X線回折装置を用いて構造分析を行った。また、生成したア
ルミナの相同定を行った。焼成後のX線回折結果
をFig. 5に示す。この結果、この安定化処理によ3．難廃棄物の処理方法の検討状況（1）アルミニウムの処理方法
前項のアルミニウムの特徴を踏まえ、アルミニ
ウムの処理方法の検討にあたっては、化学的に安定なアルミナへと変換することとし、この処理方法について検討している。主な検討条件として、①設備管理が容易であること、②処理コストが安価であること、③常温常圧環境化での作業が可能なこと、に着目し、産業界で一般的に使用されているバイヤー法を選定した。バイヤー法15） は、
ボーキサイトを水酸化ナトリウム（NaOH）にて溶解し、水酸化アルミニウム（Al（OH）3 ）に変換させた後、アルミニウムを選択的に得る方法である。NaOHで溶解するため、シリカ、金属等は溶解しにくいので、不純物の分離も可能である。
2015年 2 月に日本原子力研究開発機構が所有する原子力施設の廃止に伴って発生する解体廃棄物のうち、この廃棄物が含まれる主要な長半減期核種について報告16） され、試験研究炉で使用され放射性金属
アルミニウム
溶解
不純物除去
中和(析出)
ろ過・乾燥・洗浄
焼成
アルミナ
Fig. 4 Basic process flow of the radioactive aluminum waste
Table 2 Chemical ingredient list of aluminum (A6061) [%]

17)

Si

Fe

Cu

Mn

Mg

Cr

Zn

Ti

他

Al

0.40
-0.8

0.7
以下

0.15
-0.40

0.15
以下

0.8
-1.2

0.04
-0.35

0.25
以下

0.15
以下

0.05
以下

残部

― 14 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Intensity [a.u]800oC, 2h,
Air
800℃
α‐Al
α 2O3
β 2O3
β‐Al
σ 2O3
γ‐Al
σ‐Al2O3
NaCl

20

40

60

80

100

Diffraction angle, 2θ/ deg.
Fig. 5 X-ray diffraction figure of alumina
Table 3 Radioactivity and the ratio included in aluminum (A6061) after the irradiation at KUR [%]
不純物

廃水

水酸化物

Cr-51

86.8

0.4

0.2

Fe-59

90.9

0.0

0.0

Na-24

106.7

0.4

4.3
※N=8の平均値

り、アルミニウムをアルミナへと変換できることを明らかにした。
また、京都大学研究用原子炉（KUR）で短時間照射（照射時間：10 ～ 20分）したA6061を用いて、安定化処理フローの有効性を確認した。この結果をTable 3に示す。この結果、ほとんどの
放射性不純物核種はNaOHに不溶のため、不溶残差として溶液から85％以上の分離が可能であることも明らかにした18）。
以上の結果から、アルミニウムの安定化処理の見通しが得られ、今後、本方法で得られたアルミ
ナとセメント系充填剤との安定性を調査する予定である。
（2） ベリリウムの処理方法
ベリリウムの処理方法の検討にあたっては、一般的なベリリウムに関する法令と放射性廃棄物の処理方法に係る基準の両方の側面から検討を行い、安定な廃棄体の作製を行うことが必要である。
しかし、使用済ベリリウムの処理方法は、JMTR
のみならず世界の試験研究炉の共通の課題として取組んでいるが、前述の通り最終的な処理処分方法は決定されておらず、施設内で保管されている状況である。
文献13） の報告において、Fig. 6のようにJMTRで使用したベリリウムの放射能インベントリの評価がされている。JMTRで発生する使用済ベリリ
ウムについては、中深度処分相当の放射性廃棄物として検討されており、ベリリウム中に内在する
主 な 長 半 減 期 核 種 はC-14、Ni-59、Ni-93の 他、
Be-10となっている。2005年にドイツでのベリリ
ウムの処分方法の検討について報告19） されたが、最終処分のためのキャスクの検討にとどまっている。
一方、国際科学技術センター（ISTC）の国際協力のもと、カザフスタン国立研究所（NNC）
において、使用済ベリリウムのリサイクル技術の研究開発が行われた20）。本研究開発では、実際にJMTRで使用されていた使用済ベリリウムを研究用試料としてNNCに輸送して行われた。Ge検出器で測定した使用済ベリリウム中の核種分析結果― 15 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

Fig. 6 Radioactivity inventory of beryllium reflectors

16)Radioactivity inventory of beryllium reflectors17)

2000
2000

1 3 3 2 k e V C o -6 0

6 1 4 k e V A g -1 0 8 m
6 6 2 k e V C s -1 3 7
7 2 3 k e V A g -1 0 8 m

4 3 4 k e V A g -1 0 8 m

カウント

Ag-108m(434keV)

3000
3000

Ag-108m(723keV)
Cs-137(662keV)
Ag-108m(614keV)

C o u n t, im p

.

4000
4000

Co-60(1332keV)

Co-60(1173keV)【初代：Beフレーム】･照射期間: 1～33サイクル･積算出力: 24,017.4MWD･熱中性子束 : ～8.0×1013 n/cm2/s (50MW)･高速中性子束: ～7.5×1012 n/cm2/s (50MW)

5000
5000

1 1 7 3 k e V C o -6 0

Fig. 6

1000
1000

0
0
0
0

200
200

400
400

600
600

800
800

1000
1000

1200
1200

1400
1400

Energy, keV
エネルギー (keV)

Fig. 7 Radioactivity of the beryllium’s frameをFig. 7に示す。また、H- 3 については、熱放出により電離箱での測定も行った。これらの測定値については、
簡易計算で算出した計算値と比較し、その結果をTable 4に示す。この結果、検出された主なγ核種は、Co-60、Ag-108m及びCs-137であった。なお、Cs-137は、ベリリウム中に不純物として含まれるウランの核反応により生成したものと考えられている。
リサイクル方法としては、乾式法21） に着目し、実証試験が行われた。この結果、Fig. 6で示した

18)

使用済ベリリウム試料中の放射性不純物（Co-60、
Cs-137、Ag-108m等）の除去率は、99.9%以上と非常に良好な結果を得た。世界の試験研究炉にある使用済ベリリウムは20 ～ 40トンと推定され、リサイクル技術も放射性廃棄物低減には魅力的な方法の 1 つである。
今後、放射能インベントリ及びJMTRに保管されている使用済ベリリウムの実測値との比較を行い、より精度の高い評価を行うとともに、JMTRにある使用済ベリリウムの処理方法を確立するた― 16 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Table 4 Radioactivity of beryllium: calculation and measurement
計算値※１(Bq/kg)

測定値(Bq/kg)C/E

55

1.67×106

－

－

59

6

－

項目
核種
Fe

2.16×10－60

Ni

1.26×107

3.30×107108m

Ag

1.61×10

7

6

10

Be

1.71×107

14

C

3

3 ※2

Co

H

1.06×10

0.38
15.2

－

－

3.70×10－－1.30×1010

1.10×1011

0.12※１：計算値は簡易計算値※２：トリチウムは電離箱による測定値

渣の放射性物質の保持率、排出ガスの低減などの観点から、様々な手法が開発されている。これらの処理方法の開発は、取扱いの容易さからセメン
ト固化を基本として進められている。一方、固化材のセメントに代わる材料として、ジオポリマーの開発も進んでいる。これらの状況を踏まえて、
JMTR施設にある使用済イオン交換樹脂の処理方法の検討を開始している。
使用済イオン交換樹脂を処理せずに直接廃棄処
分、すなわち200ℓドラム缶で使用済イオン交換
樹脂をセメント固化材による廃棄体を作製する場
合、イオン交換樹脂の混和量は20 wt%24） 程度とされている。このため、使用済イオン交換樹脂
300 m3分の廃棄体の本数は約2,000本以上と推定

めの技術開発を進める。
（3） イオン交換樹脂の処理方法
JMTRで使用されていたイオン交換樹脂の仕様
をTable 5に示す。この使用済イオン交換樹脂は、JMTR施設内に保管されているが、その一部をサンプリング測定した放射能濃度と平均比放射能をTable 6に示す23）。使用済イオン交換樹脂は 2 つの廃液貯槽に合計して約300 m3貯蔵されていることから、Co-60が5.5 MBq/ton、Cs-137が3.3 MBq/tonと推定され、低レベル放射性廃棄物の中でトレンチ処分に区分されると考えられる23）。
これまで使用済イオン交換樹脂の処理方法は、
主に焼却法と酸分解法の ２ つの方法が開発されてきた。特に、焼却法については、高い減容比、残Table 5 Specifications of the ion-exchange resins used in JMTR

22)

種類

陰イオン交換樹脂

陽イオン交換樹脂

型番SA10AL

SK1BL

イオン

Cl-

Na+

体積密度（g/L-R）

665

830

43 ～ 47

43 ～ 50

水分含有量（％）
粒度分布1.180 μm 以上（割合 5 ％以下）
300 μm 以下（割合 1 ％以下）

直径（μm）

0.40以上

真密度

1.07

1.29

Table 6 Radioactivity concentration actual value of the spent ion-exchange resins and average ratio radioactivity in JMTR
放射能濃度の実測値（Bq/g）
JMTR

H-3

C-14

Co-60

Ni-63

Sr-90

Nb-94

Cs-137全α平均比放射能(Bq/g)

―

―

54.69

―

―

―

3.28

―

1.42E-10― 17 ―

22)

デコミッショニング技報される。
焼却法による処理方法は、国内外での実績も多く、採用される可能性が高いと考えられる。特に、高周波加熱方式による焼却法が開発25） されており、開発当初の減容率 1 /20に対し、最近では減容率が 1 /5026） 程度まで高まっている。JMTRの使用済イオン交換樹脂を焼却法で焼却灰としたものをセメント固化した場合、固化体作製時の焼却
灰を焼却前の含水樹脂の体積に対する固化体の体積比率として容積比32.5％27） と仮定すると、200ℓドラム缶中には65ℓの焼却灰を収容することが可能である。これは使用済イオン交換樹脂約 3 m3分の焼却灰に相当することから、廃棄体の本数は約100本に減少することができる。なお、焼却法
ではオフガス処理設備が必要であり、フィルタ等の二次廃棄物の発生も考慮する必要がある。
酸処理法による処理方法は、使用済イオン交換
樹脂の減容と無機化を同時に達成できる化学処理であり、約60年前に開発した技術である28）。パイ
ロットプラント（処理能力 5 kg/h）による実証試
験29） も行われたが、二次廃棄物の発生、コストの観点から課題点が挙げられている。
ジオポリマーを用いた固化処理については、ス
ロバキア及びチェコの原子力発電所で発生した使用済イオン交換樹脂等を固化した実績がある。また、 使 用 済 イ オ ン 交 換 樹 脂 の 充 填 率 を 最 大70
wt%30） としても、環境への漏えいを抑制する性能があることも確認されている。ジオポリマーを固化材として使用した場合、使用済イオン交換樹脂の前処理は必要なくなり、JMTRの使用済イオン
交換樹脂は廃棄体としての本数は約650本になり、セメント固化した場合と比較して約 1 / 3 に減少できることが推定される。
今後、JMTR施設内に保管されている使用済イ
オン交換樹脂について、保管状態の調査を詳細に行い、規制基準の動向や他施設での開発により、適切な処理方法を策定していく。

4．おわりに
本報告では、JMTRの廃止措置計画の審査と並行して、発電炉とは異なる試験研究炉における特有の課題点等を抽出し、長期間にわたる廃止措置第62号（2020年 9 月）
を効率的に進めるため、炉心構造物や照射装置等で使用された材料のうち、大量に放射性廃棄物として存在しているアルミニウム及びベリリウム、
一次冷却水の精製系統等で使用されていた使用済
イオン交換樹脂の処理・処分について、課題点の検討状況について紹介した。
JMTR施設に保管管理されている廃棄体作製が困難な材料については、廃止措置が効率的に進捗するように、今後とも処理方法を確立するための技術開発を推進していく。

参考文献
1 ） H. Kawamura, M. Niimi, M. Ishihara, et al.,“Status and Future Plan of Japan Materials
Testing Reactor,”JAEA-Conf 2008-011, 4852 (2008).
2 ）日本原子力研究開発機構，“施設中長期計画，”（2017）．
3 ）小室敏也，新田義一，赤羽 崇，他，“三菱重工の原子力施設廃止措置に対する取組み,”デコミッショニング技報，60，28-40（2019）．
4 ）照射試験炉センター，“JMTR照射試験・照射後試験に関する技術レビュー，”JAEA-Review 2017-016 (2017).
5 ）電気事業連合会，“原子力発電所等の廃止措
置及び運転に伴い発生する放射性廃棄物の処分について，”原子力規制委員会「第 2 回廃炉等に伴う放射性廃棄物の規制に関する検討チーム
会合」（2015）．
6 ）原子力環境整備センター，“低レベル放射性廃棄物処分用廃棄体作製技術について（各種固体状廃棄物），”9-11（1998）．
7 ）北海道電力株式会社, 東北電力株式会社, 東
京電力ホールディングス株式会社，他，“充填
固化体の標準的な製作方法，”14-21，（2019）．
8 ）中村康治，“原子力と軽金属（その１），”軽．
金属，11巻， 4 号，292-300（1961）9 ）日本碍子株式会社，“放射性アルミニウム廃棄物の処理方法，”特開平8-262192（1996）．
10）株式会社日立製作所，日立エンジニアリング
株式会社，“放射性アルミニウム廃棄物の処理
方 法 及 び そ の 処 理 装 置，
” 特 開2003-28989― 18 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）（2003）．
11）塙 善雄，田口剛俊，北岸 茂，他,“ベリリウ
ム製中性子反射体の製作と管理，”平成20年度
弥生研究会「研究炉等の運転・管理及び改良に関する 研 究会 」 発表 要 旨集，UTNL-R 0471,
521-528 (2009).
12）DOE,“Fast Action Needed On Buried Beryllium At INEEL,”The Energy Daily, Mar.,18 (2004).
13）G.R. Longhurst, K. Tsuchiya, C.H. Dorn, etal.,“Managing Beryllium in Nuclear Facility
Applications,”Nuclear Technology, 176, 430441 (2011).
14）日本原子力研究所，“大洗研究所原子炉施設
設置変更許可申請書（完本），”（2001）．
15）Walter H. Gitzen (Ed.),“Alumina as a ceramic material,”The American Ceramic Society, Columbus, 17 (1970).
16）日本原子力研究開発機構，“日本原子力研究開発機構から発生する低レベル放射性廃棄物等について，”原子力規制委員会「第 2 回廃炉等に伴う放射性廃棄物の規制に関する検討チーム
会合」（2015）．
17）“アルミニウム及びアルミニウム合金の棒及び線,”JIS H4040: 2015.
18） M. Seki, K. Ishikawa, H. Nagata, et. al.,“Research on activation assessment of a reactor
structural materials for decommissioning,
KURNS Progress Report 2018,”Institute forIntegrated Radiation and Nuclear Science,
Kyoto University, Japan, 257 (2018).
19） 榎戸裕二，“研究炉のベリリウムとカドミウ
ムの処分方策，”RANDECニュース，No. 66，
14-15 （2005）．
20） K. Tsuchiya,“Status of Beryllium Study in
JAEA,”Proceedings of the 8 th Specialist
Meeting on Recycling of Irradiated Beryllium

October 28, 2013, Bariloche, Río Negro, Argentina, (JAEA-Review 2014-012), 43-55 (2014).
21） H. Kawamura,“Industrial Challenge for Recycle of Beryllium Irradiated by Neutron with
Advanced Fukushima Hot-Lab,”Proceedings of
the 8 th Specialist Meeting on Recycling of Irradiated Beryllium October 28, 2013, Bariloche, Río Negro, Argentina, (JAEA-Review
2014-012), 5 -11 (2014).
22） 木村正，大戸勤，出雲寛互，他，“使用済イ
オン交換樹脂の海外委託処理に関する検討，”
JAEA-Review 2008-080 (2008).
”第二種廃棄物埋設に係る規23） 原子力規制庁，制制度の概要，”（2015）．
24） 九州電力株式会社，日揮株式会社，“使用済
イオン交換樹脂のセメント固化処理方法，”特開昭63-289500 （1988）．
25） 藤沢盛夫，片桐源一，金子能成，“放射性廃”富士時報，76，345-352
棄物処理・処分技術，（2003）．
26） 坂内仁，菊池優輝，今泉春樹，福井康太，“固体廃棄物減容処理施設（OWTF）の概要及び減容処理，”デコミッショニング技報 第57号，
34-42 （2018）．
27）“低放射性廃棄物の熱分解技術の開発，”三井造船技報，第172号．
28）“I. Larson, Practices in the Treatment of
Low- and Intermediate-level Radioactive
Wastes,”IAEA STI/PUB/116 (1965).
“低中レベル29） 和達嘉樹，松鶴秀夫，土尻 滋，
放射性廃棄物処理技術開発の現状，”保険物理，
19，375-385 （1984）．
30） IAEA-TECDOC-1701-2013,“The Behaviorsof Cementitious Materials in Long Term Storage and Disposal of Radioactive Waste Rresults of a Coordinated Research Project,”― 19 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

東海村における除去土壌の埋立処分に関する実証事業について村田

千夏＊、北原理＊、田中
武部 慎一＊＊、山田

究＊、天澤 弘也＊＊
修＊＊＊、亀尾裕＊

Safety Demonstration Project on Disposing ofContaminated Soil in Tokai-mura
Chinatsu MURATA＊, Masaru KITAHARA＊, Kiwamu TANAKA＊, Hiroya AMAZAWA＊＊
Shinichi TAKEBE＊＊, Osamu YAMADA＊＊＊ and Yutaka KAMEO＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

東京電力福島第一原子力発電所の事故による環境汚染に対処するため、特措法に基づき、各自治体による除染が実施された。この除染により発生した除去土壌は、除染現場等で保管された状態が継続されていたが、安全な処分方法を検討することが重要な課題となっていた。そこで日本原子力研究開発機構では、
環境省による除去土壌の埋立処分に関する施行規則やガイドラインの策定に資することを目的に、東海村
からの委託を受け、実際の除染作業により発生した除去土壌を用いて、埋立処分に関する実証事業を実施した。本実証事業では、除去土壌の運搬、埋立作業等における個人被ばく線量を把握するとともに、環境
モニタリングとして、埋立場所周辺における空間線量率や大気中放射能濃度、除去土壌を通過した浸透水
中の放射能濃度等を測定した。
On the basis of Act on Special Measures, municipalities stripped surface soil off the playground of park
to decontaminate the soil which had been contaminated with radionuclides released from Tokyo ElectricPower’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. To minimize the exposure dose of the residents, it wasessential to decide safe disposal of the contaminated soil which has been stored at storage areas.
Tokai-mura office, therefore, required Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to perform demonstration
project of burying the contaminated soil generated by decontamination of public facilities in order that theministry of the environment provides decision on the enforcement ordinance and guidelines of burying it.
In this project, we acquired data of air dose rate and the personal exposure dose during transporting,burying, and storing the contaminated soil. In addition, we measured radioactivity concentration of dust
collected from surroundings of the landfill and seepage water through contaminated soil.

1．はじめに2011年 3 月11日に発生した東日本大震災による東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い、多量の放射性物質が原子炉から周辺に放出された。この放射性物質による環境汚染への対処に関し、国、地方公共団体、関係原子力事業者等が講ずべき措置について定め、環境汚染による人の健康又は生＊：国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所 バックエンド技術部（Department of Decommissioning and Waste
Management, Nuclear Science Research Institute, Japan Atomic Energy Agency）＊＊ ：同機構 埋設事業センター（Low Level Radioactive Waste Disposal Center, Japan Atomic Energy Agency）＊＊＊：東海村長（Tokai-mura chief）― 20 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
法について検討するため、茨城県東海村及び栃木県那須町の 2 か所で実証事業による確認が行われることとなった。2018年 5 月、国立研究開発法人
日本原子力研究開発機構は東海村からの委託を受けるとともに、本実証事業に係る除去土壌等の運搬、埋立、モニタリング等の詳細な計画を立案し、同年 8 月より現地での作業を開始した。
本稿では、東海村において実施した除去土壌の埋立処分に係る実証事業の内容について、詳しく紹介する。

活環境への影響を速やかに低減することを目的に、「平成二十三年三月十一日に発生した東北地
方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故により放出された放射性物質による環境の汚染への対処に関する特別措置法」（以下、「特措法」という）
1）
が公布・施行された 。この特措法に基づき汚染状況重点調査地域に指定された市町村は、追加被ばく線量が年間 1 mSv以下となることを目指し、①汚染状況の調査及び測定結果に基づく除染実施
区域の決定、②除染実施計画の策定及び除染等の実施、③除染等により生じた除去土壌の収集、運搬及び保管の各作業を実施してきた2）。
除染等の措置に伴い発生した除去土壌は、仮置場や除染現場において、安全を確保しながら一時的な保管が実施されてきたが、処分方法に関しては国による方針が示されていない状況となっていた3）。このため、発生した除去土壌の処分方法の考え方について検討することを目的として、2017
年 9 月、専門的知見を有する学識経験者等により構成される「除去土壌の処分に関する検討チーム」
が環境省に設置された。本検討チームにおいて、福島県外での除去土壌の保管状況や土壌中の放射性セシウムの挙動に関するレビュー等を確認した
結果、福島県外の除去土壌は、放射能濃度が比較的低く、埋め立てた場合でも、外部被ばく線量及び地下水等からの内部被ばく線量が科学的な知見に基づけば極めて低いレベルになると考えられる
ことが示された4）。
そこで、市町村等の除染実施者が保管している除去土壌を集約して埋立処分を行う場合の管理方

2．実証事業の概要
2.1 実証事業に用いた除去土壌
東海村では、放射線量の低減を図り村民の不安を解消するため、2012年 3 月に「東海村除染実施計画」を策定し、特措法の対象となる除染事業対象区域（豊岡なぎさの森及び真崎古墳群公園）と、特措法の対象外であるが周辺より空間線量率の高い公園（石神城址公園、白方公園、白方第 2 公園、阿漕ヶ浦公園及び平原東部第 1 児童公園）において、枝葉の剪定、
低木等の高圧洗浄、
落ち葉の除去、
除草、側溝等の清掃、洗浄、汚泥の除去等を行った5）。これらの除染作業により発生した除去土壌及び除染廃棄物は、フレキシブルコンテナに収納し、遮へい用の土嚢（遮へい土嚢）で覆った状態
で各公園に仮置き保管された。各公園に保管されていた除去土壌等の量（発生時）をTable 1に示す。
これらの保管量は、フレキシブルコンテナ 1 袋を
1 m3として算出している。なお、本実証事業実施時点では経年変化に伴い、これらの容積は減少しTable 1 Depository and storage amount of contaminated soil and radioactive waste（単位：m3）
除去土壌

除染廃棄物
（草木類）

豊岡なぎさの森

1,985

1,824

1,013.5

4,822.5

真崎古墳群公園

509

367

345

1,221

石 神 城 址 公 園

12

183

131

326

白

園

76

82

116.5

274.5

阿 漕 ヶ 浦 公 園

162

7

141.5

310.5

45

55.5

100.5

2,508

1,803

7,055

区分
特措法

特措法外

保管場所

方

公

平 原 南 部 工 業
団地第 3 児童公園
合計

―
2,744

― 21 ―

遮蔽土

保管量合計

デコミッショニング技報ている。
本実証事業では、Table 1に示す除去土壌をす
べて埋立に使用し、その他の除染廃棄物及び遮へい土嚢は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内に運搬したのち敷地内での保管を開始した。
2.2 埋立場所の構造
本実証事業では、原子力科学研究所のグラウン
ドに埋立場所を 2 か所（第 1 区及び第 2 区）設置
した。第 1 区は、特措法に基づく除染事業対象区域である豊岡なぎさの森及び真崎古墳群公園の除去土壌を半分ずつ、累計約700 m3埋め立てるため、
約36 m×18 mの範囲を1.5 m掘削し、埋立層厚は1.2 mとした。第 2 区は、第 1 区に埋め立てた除去土壌以外の全ての除去土壌約800 m3を埋め立てるため、約22 m×18 mの範囲を4.0 m掘削し、埋立層厚は3.7 mとした。覆土厚については、除染関係ガイドライン等を踏まえ、放射線を約98％遮へい可能であり、十分な締固めが行える0.3 mとした。
モニタリング設備については、除去土壌を通過した浸透水の放射能濃度を把握するため、集水第62号（2020年 9 月）
ピット及び観測井戸を第 1 区に 4 か所、第 2 区に
2 か所設置した。集水ピットは、約2.0 m×2.0 m
×0.5 mの木枠の中に一体型のPVCシートを張った構造とし、その中に砂利（砕石 5 号、 6 号）を満たした。なお、充填した砂利については、事前にCs-137等の放射性物質が検出されないことを確認した。集水ピットは、底部まで塩ビ管（φ50mm）が差し込まれており、地表から浸透水を採取できる構造とした。また、埋立後の除去土壌の沈下量を把握するため、埋め立てた除去土壌の上部に沈下板を設置した。沈下板の数は、第 1 区が4 か所、第 2 区が 3 か所とした。第 1 区及び第 2区の断面構造をFig. 1に示す。
2.3 モニタリング地点
空間線量率、大気中及び浸透水の放射能濃度、沈下板の測定地点をFig. 2に示す。
空間線量率（ 1 cm周辺線量当量（H*
（10）
）
）の
測定は、グラウンドとグラウンド外との境界に 4地点（空間 1 ～ 3 、 8 ）、第 1 区付近に 4 地点（空間 9 ～12）及び埋立場所上部に10地点（上部 1～10）、第 2 区付近に 4 地点（空間 4 ～ 7 ）及び埋立場所上部に10地点（上部11～20）の計32地点

Fig. 1 Structure of cross section of each landfill site

― 22 ―

6)

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Fig. 2 Monitoring site of each landfill siteに設置して実施した。
大気中の放射能濃度測定は、埋立作業中及び埋立後の除去土壌から受ける追加被ばく量や環境への影響を確認するため、第 1 区に 4 地点（大気 5～ 8 ）、第 2 区に 4 地点（大気 1 ～ 4 ）で大気浮
遊じんの採取を行った。
浸透水は、第 1 区に埋め立てた各除去土壌を通過した浸透水の放射能濃度のデータが取得できる
ように、豊岡なぎさの森の除去土壌の埋立場所に2 か所（水 1 、 2 ）、真崎古墳群公園の除去土壌の埋立場所に 2 か所（水 3 、4 ）設置した集水ピッ
トからそれぞれ採取し、第 2 区については、豊岡
なぎさの森の埋立場所に 1 か所（水 6 ）、その他の公園の埋立場所に 1 か所（水 5 ）設置した集水ピットより浸透水の採取を行った。
沈下板は、第 1 区に 4 か所、第 2 区に 3 か所設置した。
2.4 個人被ばく線量本実証事業において、作業者は個人線量計（Dシャトル（個人用）、株式会社千代田テクノル製）
を装着し、除去土壌以外から受ける放射線量を含む個人被ばく線量（ 1 cm線量当量（Hp（10））について、 1 時間毎の積算値を取得した。

2.5 除去土壌の放射能濃度
運搬時に測定したフレキシブルコンテナの表面線量率データを参考に、第 1 区における豊岡なぎ
さの森でフレキシブルコンテナ10袋、真崎古墳群
公園で10袋、第 2 区における豊岡なぎさの森で50袋をそれぞれ選定し、ゲルマニウム半導体検出器
による放射能濃度測定の対象とした。選定したフレキシブルコンテナは破袋する際に、除去土壌の山を作り、その山から均等に10か所において除去
土壌を採取した。一つのフレキシブルコンテナについて、10か所から採取した除去土壌をよく混合した後、約500 g分取し、これを測定用試料とした。

3．作業の詳細な実績及びモニタリング結果
3.1 作業工程
本実証事業において実施した運搬、埋立、モニタリング等の工程をFig. 3に示す。運搬は、原子力科学研究所に最も近い阿漕ヶ浦公園から着手し、豊岡なぎさの森、真崎古墳群公園、石神城址
公園、白方公園、平原南部工業団地第 3 児童公園の順で実施した。
グラウンド内では、埋立場所の掘削、除去土壌の取り出し及び埋立、上部覆土の各作業を第 1 区は2018年 9 月12日 ～ 10月23日、 第 2 区 は2019年― 23 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

Fig. 3 Schedule of this project

1 月16日～ 2 月21日の期間にそれぞれ実施した。
モニタリングのうち、空間線量率測定はグラウ
ンドに除去土壌を受け入れた 8 月27日より、大気
浮遊じんの採取は第 1 区の埋立を開始した 9 月18日より、浸透水の採取は第 1 区の埋立終了翌日の10月24日より開始した。
3.2 除去土壌等の運搬作業運搬にあたっては、まず、移動式クレーンにより、除去土壌や除染廃棄物が封入されたフレキシ
ブルコンテナを一つずつ吊り上げ、経年劣化による破損の有無を確認した。フレキシブルコンテナに破損が確認された場合には、運搬時における除去土壌の飛散等を防止するため、その場で軽微な補修を行うか、又は新しいフレキシブルコンテナ
への詰替え（オーバーパック）を行った。フレキ
シブルコンテナの状態確認及び詰替え作業の様子
をFig. 4に示す。
運搬にあたり支障がないことを確認したフレキ
シブルコンテナは、移動式クレーンにより、輸送
車へ積込み、荷台をシートで覆った状態で運搬した。これらの作業は、除染関係ガイドラインに準拠して実施した。
各公園からグラウンドに運び込んだフレキシブ

Fig. 4 Refilling contaminated soil

ルコンテナは、重量測定及び表面線量率の測定を行った。その後、発生場所の公園ごとにエリアを区画して定置し、埋立作業の開始まで一時保管を行った。
また、運搬終了後の各公園においては、整地等の原状回復を行うとともに、空間線量率の測定を行い、周囲のバックグラウンド線量率と同程度であることを東海村職員とともに確認し、公園としての供用が再開された。運搬前及び原状回復後の様子をFig. 5、Fig. 6に示す。

― 24 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

作業開始前

作業完了後

Fig. 5 Photos of Toyookanagisanomori Park during transportation period (Left: Before transportation, Right; After transportation)

作業開始前

作業完了後

Fig. 6 Photos of Masakikofungun Park during transportation period (Left: Before transportation, Right: After transportation)

3.3 除去土壌の埋立作業
グラウンドに一時保管していたフレキシブルコ
ンテナは、第 1 区から以下の手順で埋立を実施した。
① グラウンド内の一時保管場所から移動式クレーンで、埋立場所近傍まで移動② フレキシブルコンテナにペイントされていた識別番号を記録③ フレキシブルコンテナ上部をカッターナイ
フにより開封④ クレーンで吊り上げ、掘削した埋立場所内部に移動⑤ 開封部が下になるようにフレキシブルコン
テナを上下反転させ、除去土壌を取出し⑥ 適宜、ブルドーザーにより、除去土壌を敷均し締固め
当初は、豊岡なぎさの森、真崎古墳群公園の除去土壌をそれぞれ350 m3ずつ埋め立てる計画であったが、除染当時と比較し、経年変化により除去土壌の容積が減少していたこと、さらに締固め
によっても容積が減少したため、最終的な真崎
古墳群公園の除去土壌の埋立容積は290 m3となった。各種モニタリングは、覆土厚が0.3 mの状態で実施することを計画していたため、最上部の埋立範囲を縮小し、除去土壌の埋立高さ1.2 mを確保した。Fig. 7に第 1 区埋立場所における作業の様子を示す。
第 2 区は、深さ4.0 mまで掘削を行い、豊岡なぎさの森及び特措法対象外の除去土壌を区画して― 25 ―

Fig.7
Fig.7

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

掘削前

掘削後

掘削前

掘削後

破袋

覆土完了

Fig.
section破袋7 Burying the contaminated soil at first landfill 覆土完了

掘削前

掘削後

掘削前

掘削後

破袋

覆土完了

Fig. 8 Burying the contaminated soil at second landfill section
破袋
覆土完了― 26 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
埋め立てた。なお埋立の手順は、第 1 区と同様であり、最終的な埋立容積は、豊岡なぎさの森が671 m3、特措法対象外が116 m3となった。Fig. 8に第 2 区埋立場所における作業の様子を示す。
3.4 モニタリング（1） 空間線量率
空間線量率の測定は、埋立場所の準備段階から掘削開始前までの期間は、週 1 回の頻度で実施した。また、埋立場所の掘削から覆土完了までの作業期間中は、 1 日 1 回の頻度で測定を行った。覆土完了後は、埋立場所周辺に加えて、埋立場所上部において、週 1 回の頻度で測定を行った。測定は、地表からの高さ1.0 mにおいてNaIシンチレー
ション式サーベイメータ（RADEYE PRD-ERJ
広範囲線量率サーベイメータ、株式会社千代田テクノル製）を使用して実施した。このようにして実施した空間線量率の測定結果をFig. 9に示す。
第 1 区周辺（空間 9 ～12）において、埋立開始前の準備作業から覆土完了までの期間、空間線量

Fig. 9 Trend of air dose rate

― 27 ―

デコミッショニング技報率は0.02 ～ 0.18 μSv/hの範囲であった。一方、覆土完了後は、0.03 ～ 0.06 μSv/hの範囲となった。Fig. 3の工程表に示す通り、 8 月 1 日～ 11月22日の期間は、各公園から除去土壌をグラウンド
内へ搬入しており、これらの仮置き保管されていた除去土壌の影響を受けて空間線量率が若干上昇したものと考えられる。特に2018年 9 月18日は空間12において、0.18 μSv/hが測定されたが、この日は埋立作業開始の前日であり、空間12の測定地点付近には、翌日の埋立開始に備えて除去土壌が移設されていた。埋立場所からやや距離の離れた、空間 1 ～ 3 、 8 についても、同様に埋立前の除去土壌の仮置き保管の状態に起因して、空間線量率が変化している。
第 2 区周辺（空間 4 ～ 7 ）については、埋立開始前から覆土完了までの期間、空間線量率は0.04 ～ 0.14 μSv/hの範囲であり、覆土完了後は、
0.03 ～ 0.09 μSv/hとなった。また、埋立場所上
部（ 上 部 1 ～ 20） は、0.03 ～ 0.06 μSv/hの 範囲であった。
以上の測定により、埋立作業開始前の準備期間（除去土壌の受け入れ、
仮置き）は、
通常時に比べ、
若干、空間線量率が高くなるものの、追加被ば
く線量が 1 mSv/年の目安となる0.23 μSv/hを下回っていることが確認できた。また、覆土完了後第62号（2020年 9 月）
は、空間線量率が安定して、0.03 ～ 0.09 μSv/hで推移することが確認できた。
（2） 大気中の放射能濃度
ガラス繊維製のフィルタ（QR-100、 石英繊維
フィルタ、株式会社アドバンテック製）を装着したダストサンプラ（HV-500R、ハイボリウムエ
アサンプラー、柴田科学株式会社製）を、 1 日 8
時間稼働させ、連続で 5 日間（作業期間中は作業日のみ）の大気浮遊じんを捕集した。覆土完了後は、月 1 回の頻度で 1 日 8 時間、連続して 5 日間の大気浮遊じんを捕集した。吸引量は800ℓ/minとし、大気浮遊じんを捕集したフィルタは、環境中の放射性物質の付着に注意しながら、12等分に折りたたみ、ユニパックに封入して測定試料とした。ゲルマニウム半導体検出器（GC-25187500SL-2002CSL、ミリオンテクノロジーズ・キャ
ンベラ株式会社製）を用いて、測定試料のCs134及びCs-137を測定した。なお、本測定は「放射能測定法シリーズ 7 ゲルマニウム半導体検出7）器によるガンマスペクトロメトリー」に準拠して実施した。
Cs-134は 全 て の 測 定 に お い て 検 出 下 限 値 未満であったため、第 1 区及び第 2 区周辺におけるCs-137の大気中放射能濃度の変化をFig. 10、Fig. 11に示す。

Fig. 10 Trend of Cs-137 concentration of dust collected from surroundings of first landfill section― 28 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Fig. 11 Trend of Cs-137 concentration of dust collected from surroundings of second landfill section

2018年 9 月18日～ 9 月22日及び 9 月23日～ 9
月28日に採取した大気 8 の試料から、それぞれ
0.084 mBq/m3及び0.18 mBq/m3のCs-137が検出された。この期間中、大気 8 の測定地点周辺では、除去土壌の入ったフレキシブルコンテナの開封や、除去土壌を取り出し後のフレキシブルコンテ
ナの汚染検査等の作業が行われており、これらの作業に起因して微量のCs-137が検出されたものと推測される。同様に、2019年 2 月13日～ 2 月
18日の期間に採取した大気 4 の試料からも、0.11
mBq/m3のCs-137が検出されたが、当該期間は第2 区の埋立作業を行っており、この作業に起因してCs-137が検出されたものと推測される。
2019年 1 月16日～ 1 月20日の期間においても、
大気 5 の試料から0.10 mBq/m3、大気 8 の試料か
ら0.18 mBq/m3のCs-137が検出された。第 1 区は
2018年10月23日に覆土が完了した状態であり、また、第 2 区は埋立場所の造成工事のみを実施中で、当該期間中に除去土壌を取り扱う作業は実施していない。2019年 1 月の関東地方は、降雨量が少な
く土壌は乾燥しており、風の強い日にはグラウンド内に限らず、土埃が舞い上がる状態であった。
茨城県環境放射線監視センターでは、大気浮遊
じん中の放射能濃度や放射性核種の降下物量等が継続的に調査されている。
この調査結果によると、

東海村における2018年12月～ 2019年 2 月の期間の大気浮遊じん中のCs-137の濃度は0.02 mBq/m3
未満となっている。そこで、降下物量の調査結果を確認したところ、東海村に隣接するひたちなか
市では、12月には0.35 MBq/km2であったCs-137の降下物量が、 1 月には4.5 MBq/km2に増加し、
2 月は0.98 MBq/km 2に減少した8 ）。東海村における観測データはないが、2019年 1 月はひたちな
か市と同様に環境中に浮遊するCs-137の量が多く、これがグラウンド内においても検出された可能性が考えられる。
なお、作業期間を通して検出された最大値である0.18 mBq/m3を基に、埋立場所周辺に 5 日間滞在した場合の被ばく線量が環境省により評価されているが、追加被ばく線量は7.8×10-7 mSvであった6）。
（3） 浸透水の放射能濃度
覆土が完了した後、集水ピットに溜まった浸透
水は週 1 回の頻度で汲み上げ、500 mℓポリ瓶に入れて、これを測定試料とした。測定にはゲルマニウム半導体検出器を使用し、Cs-134及びCs137の放射能濃度を測定した。なお、使用した測定器及び方法は、大気浮遊じんの測定と同様とした。浸透水の放射能濃度の測定結果をTable 2に示す。

― 29 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

Table 2 Radioactivity concentration of seepage water
採取日
第1区

2018/10/24 ～ 2020/3/30

第2区

2019/2/27 ～ 2020/3/30

核種

放射能濃度(Bq/ℓ)

検出下限値(Bq/ℓ)

Cs-134

検出下限値未満

0.61 ～ 0.91

Cs-137

検出下限値未満

0.66 ～ 0.99

Cs-134

検出下限値未満

0.61 ～ 0.95

Cs-137

検出下限値未満

0.70 ～ 0.99

Cs-134、Cs-137の測定値は、全ての試料において検出限界値（1.0 Bq/ℓ）以下であることを確認した。セシウムは土壌に強く固定・保持されることが知られていたが、本実証事業においても浸透水中の放射能濃度は検出下限値未満であり、飲料水中の放射性物質の基準値である10 Bq/ℓを十分に下回ることを確認した。

リングした除去土壌の放射性セシウム濃度の測定
結果から、本実証事業で取り扱った除去土壌の放射性セシウム濃度は平均値で1,370 Bq/kg（最小170 Bq/kg ～最大 6,100 Bq/kg）であることを確認した9）。

3.5 埋立作業者の個人被ばく線量
各作業工程における 1 日当たりの個人被ばく線
量の平均値及び 1 時間あたりの線量に換算した個
人被ばくの平均値をTable 3に示す。

東海村で保管されていた除去土壌に対して、運搬、埋立、覆土等の作業を実施し、各工程における周辺環境への影響や作業者が受ける被ばく線量を調査した。モニタリング結果より、埋立作業期
間中の空間線量率は、埋立作業開始前の変動幅の範囲に収まっていることが確認できた。また、大気中の放射能濃度の測定から、吸入による追加被
ばく線量は十分に小さく抑えられていることがわかった。浸透水の放射能濃度は全ての試料で検出下限値以下であり、セシウムは土壌に強く固定・保持され、移行し難いことがこれまでの調査と一致した。
本稿で示せなかったデータも含め、本実証事業で取得したこれらのデータは、環境省のホームページにおいて公開されるとともに、除去土壌の処分に関する検討チーム会合において報告され、除去土壌の埋立処分に関する施行規則やガイドラインの策定に向けて重要な役割を果たした。

Table 3 Individual dose of workers
平均値(μSv/日)平均値(μSv/h)

受入

0.68

0.11

造成

0.69

0.11

埋立

0.75

0.11

覆土

0.67

0.10

管理期間中のモニタリング

0.14

0.08

各作業工程における 1 時間あたりに換算した個
人被ばく線量の平均値は0.08 ～ 0.11 μSv/hの範囲であり、作業内容による個人被ばく線量に大きな差は無いことがわかった。個人被ばく線量については、環境省によりシミュレーションによる評価も行われている。本実証事業により取得した個
人被ばく線量とシミュレーション計算結果を比較した結果、埋立作業期間における作業者の被ばく線量は計算により適切に予測できることが示された 6 ）。
3.6 除去土壌の放射能濃度
フレキシブルコンテナの表面線量率及びサンプ

4．まとめ

謝辞
本実証事業を進めるにあたり、有益な助言頂いた環境省及び東海村の関係者の皆様に深く感謝申し上げます。また、現場作業の安全管理に尽力して頂いた原子力エンジニアリング株式会社の担当者の皆様に深く感謝申し上げます。

― 30 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

参考文献
1 ） 環境省，“廃棄物関係ガイドライン第 2 版，”
（2013）．
2 ） 環 境 省，
“ 除 染 関 係 ガ イ ド ラ イ ン 第 2 版，”
（2013）．
3 ） 環境省ホームページ，“放射線による健康影
響等に関する統一的な基礎資料（平成30年度
”環境省.
版），
“除去土壌の処分に関す
4 ） 環境省除染チーム，
る検討チーム会合（第 1 回）参考資料 3 「除去土壌の埋設に係る放射性セシウムの挙動の把握」，”環境省, 11-13，（2014）．
“東海村除染実施計画，”2，（2012）．
5 ） 東海村，― 31 ―

6 ） 環境省環境再生・資源循環局，“除去土壌の処分に関する検討チーム会合（第 5 回）資料 1「除去土壌の埋立処分に係る実証事業の結果に”（2019）．
ついて」，
7 ） 文部科学省 科学技術・学術政策局 原子力安
全課防災環境対策室，“放射能測定法シリーズ
7 ゲルマニウム半導体検出器によるガンマス
ペクトロメトリー，”日本分析センター，（1992）．
8 ）“平成30年度茨城県環境放射線監視センター
年報，”158-159，茨城県（2020）．
“除去土壌の処分に関す
9 ） 環境省除染チーム，
る検討チーム会合（第 4 回）資料 1 「除去土壌の埋立処分に係る実証事業の結果について（中間取りまとめ案）」，”環境省，15，（2019）．

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

チェルノブイリ原子力発電所の溶岩状燃料含有物質（LFCM）管理に対するレーザー切断の検討
アンドレアス ベツィヒ＊、マキシム サベリエフ＊＊、ビクトル クラスノフ＊＊
アヒム マーレ＊、パトリック ヘルビック＊、セシル ジャベーユ＊＊＊
クリストフ ライアンズ＊、ノルベルト モリトー＊＊＊Prospects of Laser Cutting for Lava- like Fuel-containing Materials(LFCM) Management at the Chornobyl Nuclear Power Plant
Andreas Wetzig＊, Maxim Saveliev＊＊, Viktor Krasnov＊＊
Achim Mahrle＊, Patrick Herwig＊, Cécile Javelle＊＊＊Christoph Leyens＊ and Norbert Molitor＊＊＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚チェルノブイリ原子力発電所（ChNPP） 4 号機の原子力事故は、最終処分の処理ができないくらい前
例のない多量の放射性廃棄物を発生させた。破損した燃料集合体と原子炉機器構造物と溶け合った溶融燃料からなる大量の燃料含有物質（FCM）は、原子炉デブリと混じり合って、アーチ型の新安全閉じ込め構造物（NSC）の下に埋もれている。NSCの最大100年の設計寿命内で、NSCのなかにある全構造物と物質を安全に取り除く必要がある。数百 m3の固化したFCMは、 4 号機のレベル 0 までのいくつもの部屋に存在する。
この物質は硬いが、事故の経過とともに避けられない性質劣化と自己破壊によって、オブジェクトシェ
ルター（OS）内の放射性ダストとエアロゾルを増加させる原因となっている。NSC内のエアロゾルを制御不能に陥らせない方策は、FCMがダストに変化する前にできるだけ回収することである。破壊した 4号機を環境上安全な状態へ移行するため、NSCの条件下で燃料を含む高濃度汚染物質の回収前の断片化に必要な遠隔操作のレーザー切断は、他の解体及び廃棄物管理技術と並行して開発すべき最適な切断ツールとされる。
4 号機で全体的な課題に対する包括的な安全なアプローチの一環として、実用的で確実安全な技術的解決策を提供するために、ChNPPに関係するウクライナの原子力発電所安全問題研究所及びプレジャディス㈱と協力して、ドレスデン（ドイツ）にあるフラウンホーファー研究所IWSは、ChNPPで溶岩状FCM（LFCM）を固体レーザーで切断する研究開発計画を進めている。この国際プロジェクトは自由参加の国際協力で、コールド試験はドイツ国内で、モックアップ試験と実物質を用いたホット試験はウクライナで行われる。このプロジェクトは、 4 号機を環境上安全な状態に移行するために、必要な他の解体技術及び廃棄物管理技術と並行して進められる。

＊：フラウンホ－ファー研究所IWS（Fraunhofer-Institut für Werkstoff- und Strahltechnik IWS Dresden）＊＊ ：原子力発電所安全問題研究所（Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants of National Academy of Science of Ukraine）＊＊＊：プレジャディス㈱（Plejades GmbH – Independent Experts）（本論文は英語で書かれた原稿を当センターで和訳し、掲載するものです）― 32 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
The Chornobyl Nuclear Power Plant (ChNPP) Unit 4 nuclear accident created an unprecedented
amount of radioactive waste that is yet to be handled for final disposal. Damaged fuel assemblies and large
amounts of fuel containing materials (FCM) made of molten fuel that fused with other reactor components
are mixed with reactor debris, and are now covered under the shelter of the arch-shaped New Safe Confinement (NSC). Within the design life time of the NSC of up to 100 years, all structures and materials
under the NSC have to be safely removed. The solidified fuel containing lava represents several hundredsof cubic meters, present in several rooms down to level 0 of the unit.
The material is hard, but its inevitable degradation and self-destruction over time is a worrying evolution causing increasing amounts of radioactive dust and aerosols inside the Object Shelter (OS). Recovering as much solid FCM as possible before it converts to dust is the only way to prevent uncontrollable
amounts of aerosols in the NSC. The task is a unique challenge considering the FCM characteristics andlocation, and because there is no reference case for their retrieval and processing towards safe disposal.
For fragmentation of such materials before their retrieval, remote-operated laser cutting has been identified as a segmentation tool of choice for highly contaminated and fuel containing materials under the NSC
conditions.
In cooperation with the Institute of Safety Problems of Nuclear Power Plants (Ukraine) and Plejades
in coordination with ChNPP, the Fraunhofer Institute IWS in Dresden (Germany) has initiated a R&D
program on laser cutting for the lava-like FCM at ChNPP with solid state laser, to provide a practicable,robust and safe technical solution as part of a comprehensive safe approach for the overall challenge at
ChNPP Unit 4. This international project is open to international cooperation. It includes cold testing inGermany and mock ups and hot testing with real material in Ukraine. It is assumed that a dedicated tool
can be developed with the next 15 years. This project has to be developed in parallel to the other dismantling and waste management technologies needed for the conversion of destroyed ChNPP Unit 4 into ecologically safe conditions.

1．概要
1986年 4 月26日土曜日にチェルノブイリ原子力発電所（ChNPP）で発生した原子力事故は、前例のない深刻な原子力事故であった。この事故の間、 4 号機の原子炉は完全に破壊され、爆発により炉心や原子炉建屋にあった燃料集合体の一部は飛散った。残りの炉心部は溶融し、さまざまな種
類の燃料含有物質（FCM）を形成した。主なものは、燃料と原子炉やその他の構造物と混合した溶岩状燃料含有物質（LFCM)である。最初の対策として「石棺」としても知られる「オブジェク
トシェルター」（OS）は、環境を保全し、核物質及び高放射能を閉じ込めるために、事故後、数か月で 4 号機の上に建設された（Fig. 1）。
1997年に、 4 号機周辺の環境を安全に確保するため、国際シェルター実施計画（SIP）が策定された2 ）。とりわけ、新しい安全な閉じ込め構造物（NSC）は、不安定な構造物の安全な解体と将来の回収まで対象となる放射能の確実な安全確保のために設置された。このNSCは2017年に完成し、試運転に成功した後、2019年に運用するために正式にChNPPに移管された。具体的に、NSCは以下の目的で設置された：（i）放射性汚染物質の放出を防止し、破壊された原子炉ユニットと不安定なOSを解体すること、（ii）放射性廃棄物（RAW）とFCMを外部から閉じ込めること、（iii）FCM及び放射性物質を取り出すこと、（iv）最大100年のNSCの設計寿命期間中のOS解体及び廃止措置を容易にすること、である。
解体する構造物はクレーンで撤去後、除染又は廃棄物管理作業に適した大きさに切断する必要がある。解体される大半の構造物は、簡単に除染できる表面のホコリの可能性がある。将来の除染では、HEPAフィルター付き掃除機の使用、グリットブラスト（鉄鋼部材の場合）及び表面粗面化（コ― 33 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

Fig. 1 Cross-section of ChNPP Unit 4 reactor in 1986 after election of the Object Shelter

ンクリートの場合）が使用される。これらの作業のために、NSCには、換気システム、監視シス
テム、各50 t 荷重容量の 2 つのトロリーホイストを備えた 2 つの遠隔操作ブリッジクレーン等の装置が装備されている。
それらは並行して作動し、最大100 tの負荷を処理できる。 3 番目のトロリーは、切断物及び汚染除去装置を処理するための可動装置プラット
フォーム（MTP）をぶら下げている。現状では、最終的な解体プロセスの確実な方法はまだ明確に決定されていないが、種々の技術と使用工具が概念として提案されている。具体的には、プラズマ
アーク切断トーチ、ダイヤモンド円形切断ホイー
ル、ダイヤモンドワイヤー切断などの切断ツールである。ツールの最終的選択は、安全性と生産性の両方の面で有効性と効率を保証する必要がある。
FCMは回収され、高レベル廃棄物用のコンテ
ナに梱包される。シェルターの下にある他のタイ
プの廃棄物とは異なり、これらは除染することができず、臨界の恐れがあるため、FCMを容器に保管する必要があるが、線量率は作業者による直接切断及び取り扱いが可能な範囲を大きく超える。したがって、FCMは遠隔で処理し、調整前に正確な形状に切断する必要がある。

1)

1.1 事故時に 4 号機に存在した核分裂性物質
チェルノブイリで使用された高出力チャネル型
原子炉（RBMK）の燃料集合体は「熱放出カセッ
ト」と呼ばれ、円筒形状をしている（Fig. 2）。
このカセットは、それぞれ18本の燃料棒が 2 つのバンドル（
「カートリッジ」）で構成されている。
燃料棒は、中央の保持棒に沿って配置され、燃料集合体内のウランの総質量は114.7 kg、U-235の
濃 縮 度 は1.8 ％ で あ る。 燃 料 集 合 体 の 全 長 は10.025 m、正味の燃料部分の長さは上部と下部燃料合わせて6.862 mである。
事故当時、原子炉には1,659体、南側の使用済
燃料プールには129体の使用済燃料があった。原
子炉内の燃料は、11〜15 MWd/kgUの初期装荷燃料であり、新燃料はほとんどなかった3）。一方、84体の新燃料集合体が原子炉建屋にあり、そのう
ち48体は中央ホールの北東側のラックに設置して
あった。
1.2

事故の結果として生成した燃料含有物質の種類
事故の結果、原子炉炉心と190 tのウランに相当する1,659体の燃用集合体は完全に破壊された：
燃料の一部は飛び出し又は蒸発し、残りは溶融し― 34 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Fig. 2 Schematic diagram of a RBMK-1000 fuel assembly (“cassette”)て原子炉容器と原子炉下部のコンクリートを浸食し、マグマ溜まりの形で305/2室に蓄積した。そこから、溶融物の一部は固化するまで隣接場所やより低いレベルまで流れた。この溶融物は約30％のケイ酸塩が含まれるので、ChNPPでは、溶融過程によって生成されるすべてのタイプの物質の名称は、コリウムではなく、燃料含有物質（FCM）としている＊。
さらに、OSには、中央ホールに吊り下げられて い た48体 の 新 し い 燃 料 集 合 体 と 南 側SFPにあった使用済燃料の129体すべての破壊による燃料破片も含まれている（約20 tのウラン）。
（1） 破片化した炉心と破損した燃料集合体
炉心の爆発と破壊の結果、燃料集合体の一部は破片化した炉心に崩落し、また、破壊した 4 号機の種々の場所（ 3 号機の屋根とエンジンルーム及び 4 号機の外側に隣接する工業用地）に飛散した（Fig. 3）
。炉心の破片が飛散した距離は0.5〜1.3kmの範囲である。
4 号機には、南北それぞれに使用済燃料プール（SFP）があり、各プールは、平面上4.2 m×10.6m、深さ18 mである。プールの床には、0.9 m×1.3
mのふた付きの薄肉（約 6 mm）ステンレス鋼の床が並んでいた。事故当時、使用済燃料は南側
SFPのみに存在していた。事故後、南側SFPには 5 つのボーリング孔が掘削された。水平ボア
ホールを通して、燃料集合体の下部や燃料集合体間の床にも細かいほこりや粉末の山が見えた。燃料集合体の一部がケースの下部で密閉性を失い、南側SFPの底に分散して使用済燃料が失われた

Fig. 3 Damaged fuel inside internal premises of the destroyed Unit 4[Photos: courtesy of Alexandr Kupnyi]＊OECDの定義によれば、コリウムの定義は、「燃料物質、部分的又は完全に酸化した被覆管、非揮発性核分裂生成物や種々の構造材料の溶融混合物。容器内コリウムの主成分は、UO2、ZrO2、Zr及び鋼」である。この定義によれば、ChNPP溶融物には、原子炉容器周囲のコンクリート構造物からの無機物の割合が多く含まれているため、厳密にこの溶融物質には適用できない。したがって、一部の定義では「FCM」と「コリウム」を区別していないが、ChNPP燃料含有物質を説明するためにコリウムという用語は使用されていない。
（訳者注：本論文で対象とするFCMはLFCMである。）― 35 ―

デコミッショニング技報可能性がある。
事故当時、北側SFPは空であったが、事故後、ボアホールが開けられ、そこから黒鉛と燃料棒の破片が取り出された。炉心破片のクラスター高さ
は約 1 mである。北側SFPの底には、事故の間に中央ホールから放出された破片があった。新燃料48体があった中央ホールの様子をFig. 4に示す。残りの36体の新しい燃料集合体は、爆発の影
響を受けずに貯蔵部屋に保管され、事故後に安全に取り出すことができた。
（2） 溶岩状燃料含有物質事故が活発に続く段階で、照射された燃料の大部分は、原子炉の下の305/2室の南東の場所に集中し、そこでは主にLFCMの形成が進んだ。
この物質形成のプロセスに直接関与する材料（Table 1）には、炉心の一部であった材料と原子
炉室（reactor shaft）で爆発中に落下した材料が含まれている。しかし、続く事故の間に投入され第62号（2020年 9 月）
たホウ素（40 t）、粘土砂（1,800 t）、鉛（2,400 t）の化合物については、ほとんど原子炉に入らず溶融プロセスに関与していない3 ），4 ）。
使用済燃料と構造材料との相互作用の結果として、ウラン、ジルコニウム、ケイ素、酸素に加えて、多くの元素がLFCM組成に含まれている（Ta5）， 6）
ble 2）。LFCMは、ウランの量に応じて、主に黒と茶色のLFCMとして、種々のタイプが生成されている（Table 2、Fig. 5）。
黒いガラスタイプのLFCMは、1986年秋に印象的な固化した溶岩流として初めて発見された（「象の足」と呼ばれている）。そこから最初のサンプ
ルを取得するために、高レベルのガンマ放射線場（8,000 Rem/h）だけでなく、材料の硬度が高い
ため、突撃銃AK-74が使用された。分析によると、
このLFCMは約1,500〜2,600 ℃の温度で生成した可能性がある。
ミクロレベルでは、
LFCMは不均一な固溶体で、Fig. 4 Cassettes with "fresh" fuel in the north-eastern corner of the Central Hall (left) anddestruction in the south-eastern part of the Central Hall (right)[Photos: by courtesy of Alexandr Kupnyi]
Table 1 Materials in the reactor shaft at the beginning of the active stage of the accident 4)
Inventory in rooms
504/2 and 305/2 (inreactor shaft) [t]Part of the inventory
that became FCM [t]Nuclear Fuel (U)

120

90

Steel

1,300

< 20

Serpentinite mixes

580

160

Concrete of the reactor containmentand structures

130

130

Concrete of the building

950

480

Sandy backfill material

300

280

Material

Zirconium-

45

Graphite750

nearly none

― 36 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Table 2 Mineralogical composition of LFCM [%]
Mg

Si

Ca

Zr

U

Black FCM in room 305/2

FCM clusters in the shelter

1.5 ± 0.7

30.5 ± 3.1

4.7 ± 1.8

3.4 ± 1.5

5.1 ± 1.2

Black FCM in the southwest, nearby
room 305/2

2.5 ± 0.5

30.1 ± 3.6

5.2 ± 1.6

3.2 ± 1.1

4.3 ± 1.6

Brown FCM in the southwest, nearby
room 305/2

4.2 ± 1.0

29.9 ± 4.9

5.1 ± 0.8

4.9 ± 1.0

8.4 ± 0.2

Black FCM in sector 304/3

2.3 ± 0.3

30.5 ± 3.8

5.3 ± 1.5

3.0 ± 0.8

3.9 ± 0.4

Black FCM in sector 217/2

2.3 ± 0.6

31.1 ± 5.4

6.1 ± 2.6

3.3 ± 1.2

4.4 ± 0.2

Black FCM in sector 210/6 (Steam
distribution valve)

3.1 ± 0.4

29.0 ± 3.5

4.8 ± 2.0

3.6 ± 1.6

5.1 ± 3.0

Brown FCM in sector 210/7 (Steam
distribution valve)

4.1 ± 1.0

29.3 ± 4.9

5.1 ± 0.8

4.6 ± 1.3

7.9 ± 1.5

Brown FCM in sector 012/15 (Bubbler
pool level 2)

4.2 ± 0.4

35.5 ± 0.7

4.9 ± 1.3

3.3 ± 0.7

7.5 ± 0.8

2.4

30.1

5.1

3.2

4.4

Average composition black FCM
Average composition brown FCM

3.7

30.5

5.0

4.4

7.6

Average composition FCM, all types

2.9

30.3

5.1

3.7

5.7

Fig. 5 LFCM masses in rooms below the reactor shaft[Photos: by courtesy of Alexandr Kupnyi]

その「溶媒」は多数の含有物を含むガラス状ケイ酸塩マトリックスであり、その中には酸化ウラン、
ウラン-ジルコニウム-酸素相UxZryO2、ウラン含
有ジルコン（「チェルノブイリ型」）と金属小球が含まれている。チェルノブイリのLFCMのマト
リックスは、K、Ca、Al、Mg、Zr、Fe、Uの不純 物 を 含 む ケ イ 酸 塩 ガ ラ ス で あ る。 こ れ ら のLFCMは、その密度をTable 3に示すように、炉心構成物とは著しく異なっている。黒と茶色の
LFCMの比熱は、鉄筋コンクリート、砂、ガラスなどの材料に近い約0.8 kJ/(kg・K)で、熱伝導率は0.7 ～ 0.9 W/(m・K)である。
事故後、FCMの性質は変化している。初期の物質の硬さはモース硬度約7.5で、非常に硬かっ
たが、他方、自然にかつ継続的に劣化し、ダストや放射性エアロゾルを発生している7）， 8）。これらの構造変化は1988年以来観察されている9 ）。ヤン
グ率と微小硬度の値は、時間の経過とともに大幅に減少している9）， 10）。毎年、数トンのFCMがダストに変化しているとみなされ事故時の爆発によって生成したダストに加え、FCMの自然劣化によって、時間の経過とともに大量のダストやエアロゾルが生成されると言われている。FCMの劣化の最終段階は、溶岩状の物質がサブミクロンの放射性ダストに変化することが予測されている10）。このダストには、中長期寿命の核分裂生成― 37 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

Table 3 Density of various formations of LFCM inside Unit 4 Shelter 6)
Room
Central hall and adjacent premises

Room 305/2 + reactor shaft

Type of FCM
Core fragments

10.4Black ceramic

2.3—2.7

Brown ceramic

2.5—3.0

Loose layer of lava

1.2—1.5

Polychrome ceramic (blue lava)

Room 304/3, horizontal flow

2.8

Black ceramic (top layer)

0.7—0.9

Black ceramic (middle layer)

0.9—1.8

Black ceramic (bottom layer
and main part of the FCM)

1.8—2.4

Corridor of steam distribution unit Brown ceramic(Steam discharge valves /corridor),Black ceramicrooms 210/

3.00 ± 0.13

Bubbler pool, 1st and 2nd floors, Brown ceramic heaps
rooms 012/
Pumice2.14 ± 0.34

物や放射化生成物とともに酸化ウランが含まれる。それは主に人の健康に害を与えることを示す。
FCMの厄介な変化は、まだ固体状態である間に、できるだけこの物質を除去する強力な動機にもなる。
1.3

Density[g/cm3]

ChNPPで利用可能な切断技術の概要とFCMへの適用性の評価
これまでのところ、ChNPPには、廃止措置プ
ロジェクトで一般的に使用される切断工具が装備されている。現在、 1 号機から 3 号機の構造物を解体するために、 1 号機の以前のタービンホールにセルが設置されている。切断には、機械又は熱切断ツールを使用して手動で行われている11）。
1 号機から 3 号機を解体するための課題は、乾式貯蔵のための使用済燃料の処理である。発電所の運転開始以来、約22,000体の使用済燃料集合体
がISF 1 建屋内プールに保管されている。それらは取り出され、キャニスターの中で乾燥、処理され、使用済燃料の新施設であるISF 2 に保管される。現在稼働中のこの施設は、遠隔操作切断用のSFPF（使用済燃料準備施設）建屋内にホットセルユニットで構成されている。RBMK燃料集合体
は非常に長い（約11 m）ため、処理プロセスで
は 3 つの部分に切断する。すなわち、 2 つの燃料
バンドル間の保持棒中央部の切断と上部に向かっ2.69 ± 0.17

0.14—0.18て延長棒ロッドを取り外すための切断である12）。
SFPFでは、低速回転ブレードを備えた丸ノコ
を使用して、
燃料集合体を垂直に立てて切断する。
この機械的手法は、ホットセル内に設置されたカ
メラを汚染するエアロゾルを生成しないために選択されている。機械的な代替案は、油圧式剪断機（ギロチンなど）であったが、保持棒を挟む恐れがあった。レーザー技術も考慮されたが、カメラやホットセルの表面でビームが反射するリスクがあり選択されなかった。
現在、NSCに格納されている 4 号機では、廃棄物管理用に処理セルが利用できる。それらは、最初のシェルターから取り出される構造物との接点となる。残念ながら、すでに導入されている既存の切断技術は、 4 号機のNSCの下でFCMを安全に回収するのに適さない。さまざまな場所に散らばっている破損した燃料集合体と燃料含有物質の取り扱いは大きな課題である。
• シェルター内に残っているすべての燃料集合体はひどく破壊しており、撤去しなければ正常な処理ができず、従ってISF 2 で処理できない。
• 封じ込め機能が喪失し、燃料塊は遮蔽のない
オープン線源になっている。線量率が高く、直接取り扱うことはできない。さらに、サイトのレイアウトから見ると放射線防護（遮蔽― 38 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）とエアロゾルの抑制）となる水中操作はできない。
• FCMの形状と位置が常に正確に分からない
し、 同 じ 形 状 と 寸 法 の 塊 は な い。 一 部 のFCMクラスターの厚さは、数十cmに達する
のでより柔軟なシステムが必要である。
• NSCは、一種の非常に大きなホットセルと見なすこともできる。換気システムは、圧力差を使用して、放射性ダストやエアロゾルが
環 境 に 放 出 さ れ な い よ う す る。 さ ら に、
NSCには遠隔システムが装備されており、ほとんどの作業は遠隔操作ができる。また、
適切な個人用保護装置（PPE）に作業者が入ることができ、
特定の活動は除外されない。
したがって、エアロゾルとダストの発生が大幅に増加した場合は、軽減する必要があり、発生源の場所で直ちに制御して、スタッフや機器の汚染のリスクを最小限に抑え、換気シ
ステムのHEPAフィルターの目詰まりを防止する必要がある。
• 大量のFCMや破損した燃料集合体を取り扱う場合、安全を確保するために重要な処理（大
きな形状のものを適切な形状とサイズに小片化する）を検討する必要がある。
上記のような諸条件を考慮すると、遠隔制御
レーザー切断プロセスは、核分裂性物質を含むものや高度に汚染した大型部材の切断と回収を安
全、効果的、効率的に行う適切な選択肢である。
原子力発電所安全問題研究所（ウクライナ）及びプレジャディス㈱（ドイツ）と協力して、ドレスデン（ドイツ）のフラウンホーファー研究所IWS
は、固体レーザーを使用して、ChNPPでFCMの切断に関するR＆D計画を開始した13）。

2．ChNPPにおけるOSでのFCMのレーザー切断技術の理論的基礎
レーザー技術は、1960年に発明されて以来、今日の製造業界には不可欠になっている。レーザー
は、摩耗のない精密なツールであり、現在工業界で利用される最高の出力密度を提供する。レー
ザー技術は、表面処理、積層造形、接合、アブレーション、切断など、さまざまな産業用途に利用さ
れている。
金属、
非金属、
ほぼ全ての種類の材料をレーザーで切断できる。通常、切断カーフ内の材料は溶融又は分解され、その後、不活性ガス又は反応性ガスによって排出される。CO2レーザーはこれまで
高出力レーザー応用の市場を独占してきたが、今日では、最先端のファイバーレーザーは、長距離にわたる単純なビーム送信などの利点があり、特にレーザー切断の市場を獲得している。
すなわち、高い出力密度を生成する機能とエネルギー変換効率及びシステム全体の高い堅牢性や低いメンテナ
ンス作業さを併せ持っている。標準的なレーザー
出力は最大20 kWで、より高い出力レベルも利用
できる。
2.1

廃止措置におけるレーザー利用に関する文
献調査
汚染物質や放射化物質をレーザー光線で切断すること自体は新規なものではない。1985年、統合
燃料リサイクルプログラムの一環として、オークリッジ国立研究所（ORNL）の燃料リサイクル部
門は、高速増殖炉やその他の核燃料サイクルからの燃料のリサイクル用にレーザー技術を実用化した。Weil14） は燃料棒から処理できないハードウェ
アを取り除き、燃料棒束を短い長さに剪断するための高出力 9 kW連続波（cw）CO2レーザー切断システムを提案した。レーザーは、核燃料の解体に使用する貴重なツールであると結論付けた。その後、ORNLは同じレーザーシステムを使用して軽水炉燃料の脱被覆管技術を検討したが、その時
点 で は、 鋸 引 き と 研 磨 が 最 良 の 選 択 肢 と さ れ
た15）。
現在、レーザービームは廃止措置の分野で多種多様な用途があり、田村らは、100 mmまでの厚さの鋼板16） 及び300 mmまでの厚さの鋼板17） のレーザー切断条件を検討した。さらに、鋼板の切断のためのレーザー技術の開発を目的とした30
kWファイバーレーザーを使用した廃炉研究を行った18）。Lopezら19）， 20)は、厚さ70 mmまでの材料のレーザー切断を示し、廃棄物を最小限に抑える適切パラメーターによる切断手順最適化の指針を作成した。HiltonとKhan21） は、直接廃止措置― 39 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）

ピー変化に関連している。固体の熱量状態方程式用に小型化を目的とした水中レーザー切断とレーを適用すると、単位体積あたりのエンタルピー変
ザーくり抜き切断の組み合わせを示した。Shin
22）
化ΔhV,Mは次のようになる。
ら は、解体作業の厚鋼切断用の新しい切断ヘッドを開発し、 6 kWファイバーレーザーシステム
hS/L   (1)0 0 hS/L
hhV,M    ccp,mp,m m.p.
(1)
（1）
V,M
m.p.
を適用して60 mm厚さのステンレス鋼板を切断しhV,M    cp,m  m.p.  0  hS/L (1)た。
ここに、ρは材料の質量密度、cは融点と環は材料の質量密度、
cp,mp,mは融点と環境温度0 0と
は材料の質量密度、
cp,m
は融点
m,p
ここに、
ここに、
m,p
m,pと環境温度
フランスでは、CEAが率いるチームが、加圧
境温度
は融点
m,p

h
ここに、は材料の質量密度、cp,m は融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を0 との温度差における平均比熱、は融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を
wCut,m、、長Cut,m0との温度差における平均比熱、Δh
S/L は w  cp,m  m.p.
hV,M と環境温度 0  hS/L (1)
空気で作動して汚染地域への水の分散を回避する

は融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を
wCut,m、長さを、深さ又はシート厚さ
hV,M    cp,mhS/L m.p.
 0 lCutを切断するレーザービームのエネルギーは次のよう
EEMMは次のよう
tShを切断するレーザービームのエネルギーt融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅をSh  (1)

は材料の質量密度、
c
は融点
と環境温度
0 と
ここに、
p,m
m,p
遠隔操作ロボットに取り付けた高出力
8 kW cw
w Cut,m、長さをCut、深さ又はシート厚さをtShを切
EMl は次のようになる。
tSh を切断するレーザービームのエネルギー
E


h

w

l

t
E


h

w

l

t
(2)
(2)
23）， 24）
M
V,M
Cut,m
Cut
Sh
M
V,M
Cut,m
Cut
Sh

は材料の質量密度、
c
は融点

と環境温度
ここに、
p,m
m,p
0と
は融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を
wCut,m、長Nd：YAGレーザーツールの開発に成功した断するレーザービームのエネルギー。
E Mは次のよEM hV,M  wCut,m  lCut  tSh は融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を(2)
wCut,mを切断するレーザービームのエネルギー
EM は次のようtうになる。
このシステムは、マルクールのUP 1 （フランス）
Sh連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度
h    c      h 
(1)
連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度
で
vv 、長
で





V,M











 p,m  m.p.



0




S/L



Cut
Cut


m.p.
hV,M    cp,m vCut 0 
hを切断するのに必要な時
EM は次のようt間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
Sh を切断するレーザービームのエネルギー(1)の解体に適用された。また、原子力用途の厚い金S/L 
連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度で長さlCut間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
E


h

w

l

t
(2)

（2）
M
V,M
Cut,m
Cut
Sh
0 と
ここに、は材料の質量密度、cp,m は融点m,p と環境温度
属材料を切断するパルスレーザー光源の性能も研間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
E


h

w

l

t
(2)
M は材料の質量密度、V,M
Cut,m Cut Shcp,m は融点m,p と環境温度0 と
ここに、
E
E
25）
は融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を
wCut,m、長究された 。
連続プロセスとしての切断を考えると、切断速連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度
でMM wCut,m
tSh v vCutCutPP
hhV,M(3) w vCut、長(3)V,M w
Cut,m tShMMは融解潜熱である。したがって、平均カーフ幅を
EM
Cut,m
t
t
を切断するレーザービームのエネルギー
E
は次のよう
t
Sh
M
Cut
Cut
連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度
v
で
Cut
度
廃止措置と解体の問題を解決するためのレーvで長さlを切断するのに必要な時間を導入
PM  
hV,M  wCut,m  tSh  v間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
(3)CutCut Cutを切断するレーザービームのエネルギー
E
は次のよう
t
Sh
M
t
Cut
間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
ザーの使用に加えて、最近の研究では、東電福島
するとパワーバランスは次のようになる。
EM 
hV,M  wCut,m  lCut  tSh
これは切断カーフを作成するための理論上の出力であり
これは切断カーフを作成するための理論上の出力であり
(2)
E
M
P



h

w

t

v
第一原子力発電所の燃料デブリを処理するための
E


h

w

l

t
(3)
(2)
M
V,M
Cut,m ShSh
Cut
M
Cut,m Cut
これは切断カーフを作成するための理論上の出力であり、レーザービーム切断は、焦点の合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることか合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることか
tECutMV,M
連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度
vCut で
P



h

w

t

v
レーザービームの使用も検討されている。山田
 (3)
（3）
M
V,M
Cut,m
Sh
Cut
合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることから利点が明確となる。ただし、他の実際のプロセスと同様に、切断手順中のエネルギー又はの実際のプロセスと同様に、切断手順中のエネルギー又はtCut
連続プロセスとしての切断を考えると、切断速度
v
26）
Cut で
間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
ら は、燃料デブリと圧力容器内構造物を除去
これは切断カーフを作成するための理論上の出力でありの実際のプロセスと同様に、切断手順中のエネルギー又は出力の損失を考慮する必要がある
溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必間を導入するとパワーバランスは次のようになる。
これは切断カーフを作成するための理論上の出力でありするための有望な技術として、ファイバーレー
これは切断カーフを作成するための理論上の出合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることかEM
溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必要なレーザー出力
PL は、以下の
うになる。
うになる。
27）
PM 

hV,M  wCut,m  tSh  v Cut(3)
ザー切断と破砕を評価した。Journeauら力であり、レーザービーム切断は、焦点の合ったは、合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることか
Eの実際のプロセスと同様に、切断手順中のエネルギー又は
M
うになる。
t 
PM 
ww
 tShShtShvvvCuthhhV,M
(3)
P
PCut
V,M
Cut,m
Cut
V,M w
Cut,m t切断手順中のエネルギー又は
Cut
Cut,m
MM
レーザービームが小さなカーフを作成できること
溶融燃料に類似した物質を使用し、実験室条件下の実際のプロセスと同様に、溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必
t
P


P

Cut
(4)
(4)
L
L
h使
wCut,m
PM 物 をV,M
Cutこれは切断カーフを作成するための理論上の出力であり
C C
C C
から利点が明確となる。ただし、他の実際のプロで 現 実 的 な 非 放 射 性 のFCM代
用 した  tSh  v溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必
うになる。

PL 替

(4)
これは切断カーフを作成するための理論上の出力であり
C
C合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることか
セスと同様に、切断手順中のエネルギー又は出力
レーザー切断の包括的な試験を行った。レーザー
うになる。
は切断効率である。上式を再配置すると、単位
η
ここに、
ここに、
hV,M  wCut,m  tSh  vCut
PηMc cは切断効率である。上式を再配置すると、単位合ったレーザービームが小さなカーフを作成できることかの実際のプロセスと同様に、切断手順中のエネルギー又はの損失を考慮する必要がある。溶融のエネルギー
ビーム切断試験は、 8 kWディスクレーザー光源

P

(4)
L
eL
ここに、ηc は切断効率である。上式を再配置すると、単位面積あたりの切断エネルギー
hV,M  wCut,m t切断手順中のエネルギー又は
得られる。
得られる。
P
Sh  v Cut
M
の実際のプロセスと同様に、CC
溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必要件を提供し、損失を補償するために必要なレーを使用して破片ブロックで行われ、150 mm/min

PL 
(4)
得られる。
Cは、以下のようになる。
  wCut,mhhV,M
溶融のエネルギー要件を提供し、損失を補償するために必PP
ザー出力Pの速度で約40 mmの切断深さを達成した。
V,MCw
Cut,m
うになる。
LL
は切断効率である。上式を再配置すると、単位
ここに、
cL
eLeL η



(5)
(5)
h
w


うになる。
P
さらに、レーザー切断中に放出されたエアロゾ
V,M
Cut,m ここに、tηtcShは切断効率である。上式を再配置すると、単位 v vCutC C t  v
L
Cut
Sh
得られる。

h

w
eL 

PM
(5)
V,M
Cut,m Sh
Cut

PL P
ルは、フィルターとインパクターによって収集さ
 (4)
（4）
tSh  vCut
C
得られる。

h

w

t

v
V,M
Cut,m
Sh
Cut
M
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成


h
w


P

P

C
C
V,M
Cut,m
(4)
L
L
れ、最終的に質量濃度、粒子サイズ分布、及び組
eL 

(5)
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成可能な切断速度の実験的に決定可Cw
能なデータから、厚さ能なデータから、厚さの材料を切断して、切断効率の材料を切断して、切断効率
tSh
t
CC
Sh
C PL
Cut,m
は切断効率である。上式を再配置す
vCut hV,M
成に関して分析された28）， 29）。レーザー切断技術
ここに、η
C
ここに、
c cは切断効率である。上式を再配置すると、単位eL tηSh
(5)
能なデータから、厚さ tSh の材料を切断して、切断効率と関連する出力損失の値はP
Cと二次出力損失を区別して評価
一次出力損失一次出力損失PPLoss,S
PPLoss,P
Loss
Loss,Pと二次出力損失
Loss,Sを区別して評価tηShc は切断効率である。上式を再配置すると、単位 vCut
ここに、C
eLが得はFCMとコリウム切断の大きな可能性があるとると、単位面積あたりの切断エネルギー得られる。
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成を区別して評価すると、次のように推定できる。
一次出力損失 PLoss,P と二次出力損失
P
Loss,S得られる。
結論付けられ、複雑な形状を切断する高い柔軟性られる。
PP 11C C  tPP
(6)
(6)
Loss  PP
Loss,PPP
Loss,S
Loss
Loss,S
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成能なデータから、厚さの材料を切断して、切断効率
Cw
hV,MShLoss,P
PLLL
Cut,m
持ち、エアロゾル濃度を最低限に抑え、有害な廃PLoss  PL  1  C   PLoss,P  P


(6)
(5)
Loss,SeL
能なデータから、厚さの材料を切断して、切断効率
h
w


t
C
Sh
P
と二次出力損失を区別して評価
一次出力損失PP
Loss,S
Cut,m
ここに、一次出力損失
PLoss,P
ここに、一次出力損失
P
は材料に無関係なレーザー放は材料に無関係なレーザー放Loss,P
 vL CutLoss,P V,M
eL tShC(5)
棄物を放出しない30）。

（5）
一次出力損失PLoss,S を区別して評価
PLoss,P と二次出力損失
ここに、一次出力損失 PLoss,P は材料に無関係なレーザー放射の反射部分と透過部分に関連する損失で、二次出力損失
る損失で、二次出力損失
PPLoss,Sは母材への熱伝導と溶融材
は母材への熱伝導と溶融材
Loss,SC
PLoss tShPLvCutP
1  C   PLoss,P(6)
Loss,S
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成る損失で、二次出力損失
P
らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源のらの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源のLoss,S は母材への熱伝導と溶融材料の過熱によって発生する。これ
P

P

1



P

P
(6)
Loss
L 
C
Loss,P
Loss,S
この関係を使用すると、適用可能なレーザー出
2.2 切断中のレーザーによるエネルギー出力のこの関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成能なデータから、厚さの材料を切断して、切断効率
tPShLoss,PC
ここに、一次出力損失
は材料に無関係なレーザー放らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源の波長、切り口のカーフ形状、切り取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する力と達成可能な切断速度の実験的に決定可能な推定
能なデータから、厚さの材料を切断して、切断効率t

Sh
C
一次出力損失PLoss,S を区別して評価
PLoss,P と二次出力損失
ここに、一次出力損失
PLoss,Pは材料に無関係なレーザー放る損失で、二次出力損失
PLoss,Sは母材への熱伝導と溶融材取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する。ただし、これらの主要な損失を推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプロ
推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプロ
データから、厚さt
レーザービーム切断は、レーザービームによるの材料を切断して、切断効
一次出力損失PLoss,S を区別して評価
PLoss,PShと二次出力損失
る損失で、二次出力損失
PLoss,Sは母材への熱伝導と溶融材
31), 32), 33)。
らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源の
P

P

1



P

P
推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプローチがある
全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用し全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用し


(6)
Loss
L
C
Loss,P
Loss,S
切断面に沿った材料の溶融と切断ガスによる溶融率ηcと関連する出力損失P Lossの値は、一次出力らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源のPLoss  PL  1  C   PLoss,P  PLoss,S
取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する(6)
全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用して、またLFCMに類似した材料
実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断
実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断
材料の吹き飛ばしに依存する熱切断技術である。
損失P Loss,P と二次出力損失
P Loss,Sを区別して評価
ここに、一次出力損失
PLoss,Pは材料に無関係なレーザー放取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプロ
実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断の性能評価のために不可欠であ
その結果、切断プロセスのエネルギー要件は、溶すると、次のように推定できる。
ここに、一次出力損失
PLoss,Pは材料に無関係なレーザー放る損失で、二次出力損失
PLoss,Sは母材への熱伝導と溶融材
推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプロ
全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用し融を引き起こすために処理される材料のエンタル
2.3
2.3
ChNPP
の
LFCM
切断解決への方法
ChNPP
の
LFCM
切断解決への方法
る損失で、二次出力損失
PLoss,S は母材への熱伝導と溶融材
らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源の全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用し実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断
2.3 ChNPP の LFCM 切断解決への方法
らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源のChNPPののFCM
FCM切断には、対象材料の不均一組成、不規
切断には、対象材料の不均一組成、不ChNPP
取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する
実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する
ChNPP の FCM 切断には、対象材料の不均一組成、不規則な形状とサイズ等、多くの課を満たす汎用性のあるツールを用意する必要がある。レー
を満たす汎用性のあるツールを用意する必要がある。レー
推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプロ
2.3
ChNPP の LFCM 切断解決への方法
推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプロ
を満たす汎用性のあるツールを用意する必要がある。レーザー技術の一般的な利点は下記の全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用し通りである。
通りである。
2.3
ChNPP のの FCM
LFCM 切断解決への方法
ChNPP
切断には、対象材料の不均一組成、不規全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用し― 40 ―実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断
通りである。
•乾式技術：切断プロセスに水やその他の液体も不要•乾式技術：切断プロセスに水やその他の液体も不要
ChNPP の FCM 切断には、対象材料の不均一組成、不規を満たす汎用性のあるツールを用意する必要がある。レー
実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断•乾式技術：切断プロセスに水やその他の液体も不要•省力（無負荷）工具：レーザーとワークピースの間に•省力（無負荷）工具：レーザーとワークピースの間に機を満たす汎用性のあるツールを用意する必要がある。レー
通りである。
2.3 ChNPP の LFCM 切断解決への方法•省力（無負荷）工具：レーザーとワークピースの間に機械的接触がない

eLhV,M  wCut,mPLtSh  vCut
C

(5)

この関係を使用すると、適用可能なレーザー出力と達成可能な切断速度の実験的に決定可
Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
能なデータから、厚さ tSh の材料を切断して、切断効率C と関連する出力損失 PLoss の値は、一次出力損失 PLoss,P と二次出力損失 PLoss,S を区別して評価すると、次のように推定できる。
次元運動、任意の位置への接近、及び湾曲した切断カーフが可能
ここに、一次出力損失
Pは材料に無関係なレーザー放射の反射部分と透過部分に関連す• 粉塵の形成と制御：他の乾式切断と比較してここに、一次出力損失PLoss,P
Loss,P は材料に無関係なる損失で、二次出力損失
Pは母材への熱伝導と溶融材料の過熱によって発生する。これ
Loss,S
少ない
レーザー放射の反射部分と透過部分に関連する損らの損失は、光学材料の性質、適用されるレーザー光源の波長、切り口のカーフ形状、切り• 比エネルギーが低い：他の熱的方法と比較し失で、二次出力損失P Loss,Sは母材への熱伝導と溶て、低エネルギー入力
融材料の過熱によって発生する。
これらの損失は、取られる表面の切り口前面の傾斜及び環境条件に依存する。ただし、これらの主要な損失を
31), 32), 33)。
• 遠隔操作が可能：レーザーヘッドのみが切断
光学材料の性質、適用されるレーザー光源の波長、推定、決定するために利用可能な理論的及び実験的アプローチがある部の至近距離にある
切り口のカーフ形状、切り取られる表面の切り口
全体として、関連する材料等の熱的物理的性質を利用して、またLFCM に類似した材料の前面の傾斜及び環境条件に依存する。ただし、こ実験室における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切断の性能評価のために不可欠である。
さらに、レーザービームは、動的ビーム成形技
れらの主要な損失を推定、決定するために利用可能
31），32）， 33）
術の使用に拡張できる。材料処理プロセス中の横な理論的及び実験的アプローチがある。
2.3
ChNPP の LFCM 切断解決への方法
方向又は縦方向の空間高周波ビーム振動に依存全体として、関連する材料等の熱的物理的性質
ChNPP の FCM 切断には、対象材料の不均一組成、不規則な形状とサイズ等、多くの課題
し、エネルギー蓄積と切断プロセスの固有の特性を利用して、またFCMに類似した材料の実験室を満たす汎用性のあるツールを用意する必要がある。レーザー技術の一般的な利点は下記のの高度な制御が可能である34）， 35）， 36）。Fig. 6は、における切断試験は信頼性のあるこれらの材料切通りである。
断の性能評価のために不可欠である。
試験の構成（左図）とカーフの形状とサイズ及び•乾式技術：切断プロセスに水やその他の液体も不要切り口の品質（右図）を制御するための発振技術
2.3•省力（無負荷）工具：レーザーとワークピースの間に機械的接触がない
ChNPPのFCM切断解決への方法の可能性を模式的に示す。
ChNPPのFCM切断には、対象材料の不均一組モニタリングアプローチと組み合わせると、
11
成、不規則な形状とサイズ等、多くの課題を満た
FCMの断片化に最適な加工処理体系が可能となす汎用性のあるツールを用意する必要がある。
る。先端（エッジ）の品質は通常、最先端の解体
レーザー技術の一般的な利点は下記の通りである。
又は断片化のアプローチでは重要な要素とは見な• 乾式技術：切断プロセスに水やその他の液体されないが、
達成可能なプロセスの成果、
切断カーも不要
フの形状、エッジの外観は、最大限の切削効率を• 省力（無負荷）工具：レーザーとワークピー
備えた信頼性の高い堅牢なレーザー切断プロセス
スの間に機械的接触がないの鍵である。すなわち、このプロセス開発は、放• 摩耗のない工具：保護メガネの交換などメン
射性廃棄物量を最小限に抑え性能を最適化し、潜テナンス要件が少なく、長寿命
在的に危険な二次的放出の抑制が期待される。
• 柔軟で高精度のツール：レーザーにより、 3

PLoss  PL  1  C   PLoss,P  PLoss,S



(6)
（6）

Fig. 6 Schematic illustration of the experimental setup for a laser cutting/grooving process (left) andexperimental results of laser cutting with cut kerf control by longitudinal oscillation of the focal
layer position (right)(Parameter: laser power = 4 kW, cutting speed = 1.3 m/min, material = stainless steel AISI
304, sheet thickness = 10 mm)― 41 ―

デコミッショニング技報

3．ChNPP発電所の解体の鍵となるレーザー切断の研究開発計画
最先端の固体レーザーは、コリウム、FCM及び核分裂性物質の断片化の最適な熱切断工法である。しかし、 4 号機のような特定の環境下での適用は、個々の特殊な課題に対処する必要がある。
4 号機の放射性インベントリは、種々の形の核分裂性物質で構成され、破損した燃料要素、FCMの塊、汚染建物の破片の下に混合し、埋没し、部分的に高度に汚染した原子力機器・設備である。
これらの構造物はすべてNSCの決められた作業
環境下において上部から下へと撤去する必要がある。
NSCに既に設置されているインフラ基盤を使用して、汚染された建物の破片や破損した部分的に非常に広く汚染された機器・設備を、その後の除染や処理のために撤去しても、FCM又は他の高度に汚染された構造物、困難な形状の構造・強度に対しては十分ではい。このためには、「現場切断」が安全回収の前提条件であり、他の回収用部材の安全な取扱いと処理最適化を並行して進めるべきである。
示されたレーザーの特性と利点及び他のサイトでの成功経験に基づき、最先端の遠隔操作型固体レーザー（Fig. 7）は、高線量率で高放射性物質のその場切断が可能である。 4 号機の非常に特殊な形態を考えると、レーザーは、主要なツールとしてNSCの下で、機器・建物の安全解体とFCM

第62号（2020年 9 月）の断片化に役立つ13）。
この作業を実行するための作業環境は、破壊した 原 子 炉 構 造 物 上 でNSCを 稼 働 さ せ る こ と によって決められる。
最先端の適応レーザー技術は、汚染された頑強で大型機器・構造物の断片化と仕分けを伴う安全な解体の主要な技術として寄与できる。
例外的な環境下で、未解決の作業を行うための新しい技術の実施は、サイト所有者、技術専門家、安全の専門家、規制の専門家及び資金提供者の間の協力行動を要する課題である。このプロジェク
トは、作業環境と安全要件の明確化から始まり、次に、断片化される問題のある対象物の特性化が続く。データ収集と共通基盤の統合の第 1 段階は
現在進行中であるが、コロナウイルス禍による制限のため、作業が遅れており、2021年の前半に終了する予定である。
この技術の採用が決まると、レーザーの安全性、有効性、効率に関する実行可能性と利点の予備分
析、及び 4 号機の課題（ダスト管理、リモート操
作、切断手順、性能など）への安全な適用の確認が行われ、次のステップで実行される。この段階
で、資金調達の準備をすることになる。準備中の段階は、以下のようなタスクである。
• 最先端のレーザー光源と供給者の選択と試験• 効果的かつ効率的な切断と除去戦略と基本プ
ロセス開発• 予備的なプロセスのシミュレーションと最適化

Fig. 7 Principle of remote-operated laser cutting― 42 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）• プロセスの監視及び制御機能• 加工ヘッドとハンドリングシステムの開発• 実験室規模の条件下での試験• NSC環境で十分かつ簡単に制御できることを確認するための、断片化プロセス中に形成されたダストとエアロゾルの特性評価• 研究プログラムの次のステップのための包括的な説明の統合• 主要な利害関係者（サイト運営者、所管官庁、
潜在的な研究プログラムスポンサー）との協議研究プログラムの次のステップには、暫定的に以下のステップが含まれる。
• 準備作業に基づきシステムを構成する技術的要件と安全要件の定義• コールドでの予備モックアップ試験（部品、小規模）• ドイツのフラウンホーファー研究所IWSにおける最初のコールド試験（Fig. 8）• ウクライナでの実用化システムへのスケールアップと設置（サイトの内部又は近く）• 試験及びトレーニング用のモックアップ（大規模、実物大）• 計画された状況のシミュレーション（検索、保守、修理）• 計画外の状況のシミュレーションとそれらの管理• 包括的なフィールドデモンストレーター（パイロット試験）• 実現可能性を確認する現場試験（NSC環境で）• デモンストレーターとしてのパイロット検索
試験（アクセス可能なエリアで）• 包括的な検索アプローチでの結果の統合• ChNPP又は他のプロジェクトでの他の課題に対する調査結果の使用の拡大

おわりに大量のFCMがオブジェクトシェルターに存在
し、NSCの下に閉じ込められている。NSCの施設基盤を使用して上からシェルターの対象物を解体する際に、蓄積したこの物質に接近できるようになる。ウラン酸化物に含有するこれらの物質と劣化が時間の経過とともにダストに変わり、それらは健康に害を与えることを示す。
既存の経験に基づいて、遠隔操作で制御できる固体レーザーは、FCMをブロックに断片化し、安全に回収できるようにするための最適なツールとして特定された。フラウンホーファー研究所
IWS、プレジャディス㈱、ウクライナの原子力発
電安全問題研究所によって開始したR＆Dプログ
ラムの目的は、15年以内に解決策を開発することである。このプログラムは、最初の段階であるドイツのフラウンホーファー研究所IWSでの開発と試験、それに続くウクライナでのレーザーツー
ルの実証で構成される。原子力発電所安全問題研
究所での包括的な試験の後、オブジェクトシェル
ター内のFCMを含む接近可能な部屋でパイロッ
ト試験を実施する予定である。

Fig. 8 Central laboratory space with different laser units at Fraunhofer IWS Dresden [Source: IWS]

― 43 ―

デコミッショニング技報

参考文献
1 ） Borovoy A. A., Velihov E. P.,“Experienceof Chernobyl, Part 1,”Moscow, 2012 (in Russian).
2 ） Dr Norbert Molitor, Zoran Drace, Cécile
Javelle, Plejades GmbH,“Achievements andRemaining Challenges for the Conversion of
Chornobyl NPP Unit 4 into Ecologically Safe
Conditions,” in Publication 30 anniversary
ChNPP Accident (in Russian), 140-159.
3 ）“Information on the amount of nuclear fuel atthe 4 th Chernobyl NPP unit at the time of theaccident,”approved by the chief engineer of
the Chernobyl NPP on January 30, 1996.
4 ） Pazukhin E. M.,“Lava-like fuel-containing
masses of the 4 th block of the Chernobyl
NPP: topography, physicochemical properties.
formation scenario,”Radiochemistry. - 1994. T.
36, no. 2. 97-142 (in Russian).
5 ） Bogatov S. A., Borovoy A. A., Gavrilov. S. L.,
Lagunenko A. S., et al.,“Database on the location and condition of nuclear fuel of the 4 th
power unit of the ChNPP before and after theaccident,”Project No. 2916,“Development of
a Model of Nuclear Fuel Behavior During the
Active Stage of an Accident,”Moscow, 2007,
147 p.- (Prep. / RRC“Kurchatov Institute,”
No. 130-11 / 2 ) (in Russian).
6 ） R. V. Arutyunyan, L. A. Bolshov, A. A. Borovoi, E. P. Velikhov, A. A. Klyuchnikov,“Nuclear fuel in the «Shelter» encasement of theChernobyl NPP,”Nauka, 2010. — 240 p. : ill.
— ISBN 978- 5 -02-037465- 2 (bound).
7 ） Study of the influence of changes in theproperties of fuel-containing materials of theShelter on its nuclear, radiation and radioecological safety. T. 1 “Analysis of the processesof formation and behavior of lava-shaped fuel-containing materials in the Chernobyl accident”: (Research Report (Final)) / ISP NPP
NAS of Ukraine. - Arch. No. 4003. – Chernobyl, 2011. - 124 pp. (in Russian).

第62号（2020年 9 月）
8 ） Zhidkov, A. V.,“Fuel-containing materialsof‘Shelter’object today: actual physical properties and facilities for their state prognosis
creation,”in Technical Report INIS-UA-066,
in Problems of Chornobyl – Issue 7 (2001), 18
pp out of 263 https://www.osti.gov/etdeweb/
servlets/purl/20169518#page=26 NATIONAL
ACADEMY OF SCIENCES OF UKRAINEINTERDISCIPLINARY SCIENTIFIC ANDTECHNICAL CENTRE «SHELTER» (2001)
9 ） B. Burakov, V. G. Khlopin Radium Institute,
St. Petersburg, Russia,“Actinide behaviour
during severe nuclear accident Chernobyl studyof Chernobyl“lava”, corium and hot particles:
experience of V. G. Khlopin Radium Institute(KRI),”58 pages, (2013).
10） S. V. Gabelkov, A. V. Nosovsky, V. N.
Shcherbin (2016),“Degradation model for microstructure of lava-like fuel containing materials of“Ukryttya”object,”10 pp, http://
dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/127769
11） SSE ChNPP, equipment dismantling project.
Available, online: https://chnpp.gov.ua/
en/184-projects/current-projects/591-project-qequipment-dismantlingq591
12） HOLTEC, HOLTEC International, FINALCONFIRMATORY FUNCTIONAL TESTING
OF CHERNOBYL’S USED FUEL STORAGE FACILITY BEGINS TODAY WITH
HANDOVER TO THE OWNER EXPECTEDTHIS SUMMER; With link to video showing
the process:“Process of SNF transportationfrom the existing storage facility into ISF-2,”
https://youtu.be/GYR 3 GmkRZV 0
13） A. Wetzig, P. Herwig, A. Mahrle, N. Molitor,
V. Krasnov,“Laser cutting – An option forsegregation of corium and lava type FCM,”International Conference on Nuclear Decommissioning and Environment Recovery (INUDECO), 27-29 April 2020, Slavutych – Chornobyl,
Ukraine.
14） B. S. Weil,“A laser cutting system for nuclear fuel disassembly,”Proc. of the Int. Con-

― 44 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
gress on Applications of Lasers and Electro-Optics,”ICALEO 1985, San Francisco(CA, USA), November 11-14 (1985).
15） W. D. Bond, J. C. Mailen, G. E. Michaels,“Evaluation of methods for decladding LWR
fuel for a pyroprocessing-based reprocessing
plant,”Report, Oak Ridge national Laboratory(TN, USA), report no. ORNL/TM-12104(1992).
16） K. Tamura, R. Yamagishi,“Laser cutting
conditions for steel plates having a thickness ofmore than 100 mm using a 30 kW fiber laser
for nuclear decommissioning,”Mechanical Engineering Journal, Vol. 3, No. 3 ( 9 pp) (2016).
17） K. Tamura, R. Ishigami, R. Yamagishi,“Laser
cutting of thick steel plates and simulated components using a 30 kW fiber laser,”Journal of
Nuclear Science and Technology, Vol. 53, No.
6, 916-920 (2016).
18） K. Tamura, S. Toyama,“Laser cutting performances for thick steel specimens studied bym 8 olten metal removal conditions,”Journal of
Nuclear Science and Technology, Vol. 54, No.
9, 1011-1017 (2017).
19） A. B. Lopez,“Laser cutting in decommissioning of Nuclear Power Stations,”MS thesis,
Técnico Lisboa, May 2015 (106 pp) (2015).
20） A. B. Lopez, E. Assunção, L. Quintino, J.
Blackburn, A. Khan,“High-power fiber laser
cutting parameter optimization for nuclear decommissioning,” Nuclear Engineering andTechnology, 49, 865-870 (2017).
21） P. Hilton, A. Khan,“New developments inlaser cutting for nuclear decommissioning,”
Proc. of the Nuclear Waste Management Conference, WM2014, March 2 -6, Phoenix, Arizona, USA, Paper 14045 (15pp) (2014).
22） J. S. Shin, S. Y. Oh, H. Park, C. Chung, S.
Seon, T. Kim, L. Lee, B. Choi, J. Moon,“Highspeed fiber laser cutting of thick stainless steel
for dismantling tasks,”Optics and Laser Technology, 94, 244-247 (2017).
23） J. P. Alfillé, D. de Prunele, G. Pilot, J.

Schildknecht, J. Raoux, P. Frederick, V. S.
Ramaswami, P. Muy,“Application des procédéslasers CO 2 et YAG à la découpe dans l’air etsous eau de structures métalliques – Étude expérimentale et analyse comparative,”Rapport
Final (in French), Rapport No. EUR 16854 FR(72 pp) (1996).
24） C. Chagnot, G. de Dinechin, G. Canneau,“Cutting performances with new industrial continuous wave Nd:YAG high power lasers for
dismantling of former nuclear workshops – theperformances of recently introduced high power continuous wave Nd:YAG lasers are assessed,”Nuclear Engineering and Design, 240,
2604-2613 (2010).
25） J. P. Alfillé, G. Pilot, D. de Prunelé,“Newpulsed YAG laser performances in cutting
thick metallic materials for nuclear applications,”Proc. of SPIE, High-Power Lasers:
Applications and Emerging Applications, Besancon (France). September 23, 1996.
26） T. Yamada, T. Hanari, T. Takebe, Y. Matsunaga, N. P. Long, T. Muramatsu,“Evaluationof fibre laser cutting and crushing applied to
the removal technology of fuel debris andin-vessel structures,”Proc. ICALEO 2014,
Paper 103, 303-307 (2014).
27） C. Journeau, J. Monerris, B. Tormos, L.
Brissonneau, E. Excoffier, V. Testud, C. Chagnot, D. Roulet,“Fabricating Fukushima Daiichi
in-vessel and ex-vessel fuel debris simulants
for the development and qualification of laser
cutting technique,”Proc. of the 8 th European
Review Meeting on Severe Accident research,
ERMSAR-2017m May 2017, Varsovie (Poland)(2017).
28） E. Porcheron, S. Peilon, T. Gelain, C. Chagnot, C. Journeau, D. Roulet,“Analysis of aerosol emission and dispersion during the laser
cutting of Fukushima fuel debris simulants,”
Proc. of the 26th International Conference on
Nuclear Engineering, ICONE26 , London (UK),
July 22-26, 2018.

― 45 ―

デコミッショニング技報29） C. Journeau, J. Zanini, E. Excoffier, V. Testud, E. Brackx, C. Chagnot, I. Doyen, E.
Porcheron, D. Roulet,“Aerosols released during the laser cutting of a Fukushima Daiichi
debris simulant,”Proc. of the 9 th European
Review Meeting on Severe Accident Research,
ERMSAR 2019 , Prague (Czech Republic),
March 2019.
30） C. Georges, D. Roulet, C. Chagnot, C. Journeau, G. Canneau, S. Blanchard, E. Porcheron,“Benefits from developments in the field of decommissioning for Fukushima Daiichi fuel debris retrieval: Remote-controlled laser cutting
process,”Proc. of the Nuclear Waste Management Conference, WM2017, March 5 -9, 2017,
Phoenix, Arizona, USA.
31） A. Mahrle, E. Beyer,“Theoretical estimationof achievable travel rates in inert-gas fusion
cutting with fibre and CO2 lasers,”Proc. of theFifth Int. WLT-Conference on Lasers in Manufacturing, LIM 2009 , Munich (Germany), June
2009.
32） A. Mahrle, E. Beyer,“Theoretical aspects of第62号（2020年 9 月）
fibre laser cutting,”Journal of Physics D: Applied Physics, 42 (2009), Paper 175507 ( 9 pp).
33） L. D. Scintilla, L. Tricarico, A. Wetzig, A.
Mahrle, E. Beyer,“Primary losses in disk andCO2 laser beam inert gas fusion cutting,”Journal of Materials Processing Technology, 211,
2050-2061 (2011).
34） C. Goppold, T. Pinder, P. Herwig, A.
Mahrle, A. Wetzig, E. Beyer, “Beam oscillation – periodic modification of the geometricalbeam properties,”Proc. of the Lasers in manufacturing Conference 2015, Munich ICM (Germany), June 22-25, 2015.
35） A. Wetzig, L. D. Scintilla, C. Goppold, R.
Baumann, P. Herwig, A. Mahrle, A. Fürst, J.
Hauptmann, E. Beyer,“New progress in laser
cutting,”Lasers in Engineering, Vol. 35, 75100 (2016).
36） A. Wetzig, P. Herwig, M. Borkmann, C. Goppold, A. Mahrle, C. Leyens,“Fast beam oscillations improve laser cutting of thick materials,”PhotonicsViews, Vol. 13, Issue 3, 26-31(2020).

― 46 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

諸外国の発電炉の廃止措置戦略及び実績
第 4 回 英国の主要な廃炉プロジェクトの概況と特徴
宮坂

靖彦＊、澁谷進＊、榎戸裕二＊

Strategy and Experiences of Decommissioning Projects of
Nuclear Power Plants in Overseas(4) Overviews of the Representative Projects of NPP Decommissioning
in the United Kingdom (UK)
Yasuhiko MIYASAKA＊, Susumu SHIBUYA＊and Yuji ENOKIDO＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚「諸外国の発電炉の廃止措置戦略及び実績」を紹介する本報では、第 1 回米国、第 2 回ドイツ、第 3 回
フランスに続き、英国に焦点を合わせる。英国では、パイロットプラントを含め発電炉は45基建設され、現在、AGR型14基及びPWR型 1 基を運転中である。最新鋭の欧州加圧型炉 2 基がヒンクリーポイントC
サイトで建設中である。一方、閉鎖された発電炉は、30基あり廃止措置が進められている。ガス冷却炉（GCR）の廃止措置では、安全貯蔵方式が例外なく採用されすでに約80年間の安全貯蔵が開始された。本報では、複数のGCR、AGRのパイロットランプであるWAGR、重水減速軽水冷却炉（SGHWR）及び高速増殖炉（PFR）の各発電炉の廃止措置プロジェクトの概要を紹介するとともに、英国の原子力政策、廃止措置政策、廃棄物管理政策等について述べる。
In this report introducing“the decommissioning strategy and performance of power generation reactors
in overseas,”we will focus on the United Kingdom (UK) as the 4th article, following the first of the US,
the second of Germany and the third of France. In the UK, 45 units including pilot nuclear power reactors
have been constructed so far, currently operating 14 advanced gas reactors (AGRs) and 1 PWR. Twostate-of-the-art European pressurized reactors manufactured by Areva of France are under construction
at Hinckley Point C site. On the other hand, there are 30 power reactors closed by 2015, and the activities of decommissioning are continued systematically. The decommissioning of Gas-Cooled Reactors (GCR)
is working on decommissioning measures based on the principle of long-term safe storage of the reactor
itself. This report outlines the decommissioning project of GCR, Windscale Advanced Gas-cooled Reactor(WAGR), Steam-Generating Heavy Water Reactor (SGHWR) and Prototype Fast Reactors (PFR), including an overview of laws and regulations related to decommissioning. This report also describes the UK
policies for nuclear energy, decommissioning and waste management.

＊： 公益財団法人 原子力バックエンド推進センター（Radwaste and Decommissioning Center）― 47 ―

デコミッショニング技報

1．はじめに
英国では、2020年 1 月現在、AGR型14基及びPWR型軽水炉 1 基が運転し、原子力発電が総発
電量の約18％を占めている。新型炉の建設は、ヒ
ンクレーポイントCサイトで行われいる旧アレバ
社 の 欧 州 加 圧 水 型 炉（UK EPR：163万 kWe）
C-1号機が2018年12月に、C-2号機が2019年12月に着工した。電源構成は、最近の情報によると、
ベストミックスを維持するため原子力発電の重要性が認識され、再生エネルギーと原子力発電を推進し、石炭火力発電を2025年までに終了する。
一方、閉鎖された発電炉は30基あり、廃止措置の活動が計画的に続けられている。また、運転中の改良型ガス冷却炉（AGR）の14基は、2023年
以降、順次に閉鎖することが検討されている。
本報の第 2 章では、廃止措置規制に関わる法規
制、戦略、放射性廃棄物対策等につて最近の動向を含めて述べる。第 3 章では、
ガス冷却炉
（GCR）
、
実証炉である改良型ガス冷却炉（WAGR）、重水
減速水冷却炉 (SGHWR)、高速増殖炉（PBR）等の代表的な廃炉プロジェクトの概要を紹介する。
これらの廃止措置では、GCRの安全貯蔵準備、
WAGRの原子炉容器までの解体撤去、PBRでのナトリウム処理などの貴重な経験している。最後に、英国の廃止措置規制、代表的な廃炉プロジェ
クトの実施経験・計画からの知見を参考に、我が国の廃炉戦略等に対する提言を述べる。

2．廃止措置規制、NDAの役割、廃止措置戦略等の概況
2.1 廃止措置に係る関連規制の概要
英国では、世界に先駆け民生用の原子炉を実用化した国であり、閉鎖した発電炉が多くあることから廃止措置が非常に重視されている。廃止措置に関する政府の方針は、英国政府と委任され発行した2004年の声明及び2004年エネルギー法に重要なポイントを示している。総合的な廃止措置戦略の構築及び廃止措置の合理化の観点から、2004年のエネルギー法に基づき、原子力廃止措置機構（NDA）
が2005年 4 月に設立された。その後、「2008
年エネルギー法」の改定、「2008年原子力白書」
基づき、原子力政策の在り方、規制の整備等が進第62号（2020年 9 月）
められている。原子力規制制は、2011年 4 月から
保健安全執行部（HSE）の原子力局等から原子力規制局（ONR）という新規組織に移された。
ONRは、効率性、独立性及び透明性を高める目的で発足し、原子力事業者への認可の発効、許可取得者の法律遵守の検査等を実施している。
原子力施設の安全規制に関する法令の体系は、上位法令として労働安全衛生法、原子力施設法（NIA65法）、環境法がある。下位法令には、電離放射線規則、原子炉規則等がある。廃止措置段階
における直接的な規制は、NIA65法の 4 条に基づく「原子力サイトの許可条件」の LC35「廃止措置」に定めている。また、廃止措置は、環境影響評価
を規則（EIADR99）に基づき審査され、許可される。これらの規制の対応には、原子力施設安全評価原則（SAPs）に基づく廃止措置技術評価ガ
イ ド（TAGガ イ ド：NS-TAST-GD-026）、 廃 止措置安全技術検査ガイド（LC35ガイド）等が準備されている1），2），3），4）。
（1）TAGガイド
こ の ガ イ ド は、ONR検 査 官 に、SAPs原 則、
EIADR99等に基づき、廃止措置に関する規制上の判断を助言及び通知するためのガイダンスを提供している。検査官は、各種のTAGガイドシリ
ーズ①放射線防護、②有害廃棄物の低減対策、③記録と知見情報の管理、④訓練計画、⑤契約者の技術・管理能力、⑥スタッフレベル・組織管理能力、⑦安全性説明書、⑧放射性廃棄物の管理等を考慮して判断し、また、検査官へのアドバイスとして、廃止措置中の責任、組織構造、請負業者の配置、廃止措置戦略の選択、放射性廃棄物の管理等の事項について定めている2）。
（2）LC35ガイド
このガイドは、TAGガイドを補足し、設置者がLC35「廃止措置」で定めた条件の要件を満しているか、検査官にガイダンスを提供し、検査への一貫したアプローチを促進することにある。このガイドは、①廃止措置中に合理的に実行可能な
限り労働者と公衆に対するリスクの軽減、②廃止
措置戦略に一貫性があるプログラムに関する規制
当局の承認、④安全性を理由に基づくONRの指示による廃止措置の中止、⑤ORNの同意なしの再開の禁止 等について定めている3）。

― 48 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）（3）GCRの廃止措置、燃料撤去及び廃棄物（DFW）
規制
NDAは、GCRの検査計画、年次レビュー、長期 間 の 安 全 貯 蔵（Care & Maintenance : C&M）
段階に入る基準等を2016年に見直し、改訂された。
燃料撤去及び廃止措置と修復サイトに係る検査は、例えば、立ち入り検査を年間10回から 4 〜 6
回 に 減 ら し、 毎 回 3 〜 4 日 と な っ た。 ま た、
C&M段階での立ち入り検査は、3.3節で述べるブラッドウェルの場合、年 1 回と数回の遵守検査に限定される4）。
（4） 原子力施設の規制解除
ONRは、原子力認可サイトの免許に関する規制上の判断の根拠をNIA65法に基づき政策報告書とガイダンスを公開している。その要点は、以下のとおりである1）， 5）， 6）。
①規制解除と許可取得者の責任期間の終了
NIA65法の条件では、ONRがライセンシーに書面で確認し、ONRがサイトに残っている記事からの放射線を電離することによる「危険性がない」ことを確認するまで、原子力認可サイトの規制解除することはできない。
②サイトでの認可可能な活動の終了後、除染とクリーンアップの後、サイトに残っている放射線障害による許容可能なレベルの残留リス
クは、広く受け入れられるよう合理的に実行
可能な限り低くする（ALARP）。
③サイト内にあるあらゆる物質からの電離放射線による危険が存在しなくなったという見解
をONRが表明しない限り責任期間は終了しない。即ち、10-6/年の個人の死の付加的なリスクに相当し、広く社会に許容される。
④サイト全体の規制解除 －検査と評価の方法－
許可取得者は、安全性説明書により規制当局に申請し、許可取得者が実施した対象区域内における放射能レベルの評価方法の詳細及びその結果を示さなければならない。原子力サイト許可を取り消す前に、ONR、環境関連機関等と協議すること。
⑤部分規制解除は、
NIA65法第 3 章（6）により、許可取得者が部分規制解除する場合にONRが要求する項目により、ONRが許可変更を認める条件を示している。

2.2 NDAの役割等
NDAの役割は、総合戦略の構築にあり、主にBNFL、英国原子力公社（UKAEA）等の原子力施設の廃止措置に対して総合的に責任を持ち、規制当局との調整を含め、安全なクリーンアップ、
債務保証及び効率的なコスト管理を推進する組織
で省庁から独立した公的機関と位置付けられている。NDAは、イングランド（12か所）、ウェールズ（ 2 か所）、スコットランド（ 3 か所）の17か所の民間原子力遺産（原子力発電所サイト、廃棄物処分センター等）を所有している。NDAは、廃止措置に関わるサイト母体組織（PBO）であるEnergy Solutions EU 社と契約している。廃止
措置等の運営は、PBO所有のサイトライセンス会社（SLCs）である4社、マグノックス（Magnox）
社、セラフィールド（Sellafield）社、ドーンレイ・
サイト・レストレーション（DSRL）社及び低レベル廃棄物管理 (LLWR) 社が担っている。SLCsは、認可された原子力施設のライセンスを保持し、関連する環境機関によって発行された他の許可又は認可に関わり原子力施設を運営し、関連組織全体で約16,000人の強力な原子力労働者等を雇用している。また、NDAは、SLCs の4社に直接資金を提供している1）。
2.3 廃止措置戦略
英国の各原子力事業者は、各サイトの廃止措置
戦略と計画を作成及び維持する責任がある。廃止措置戦略の策定には、関係する地方自治体や国民、国家機関を含む利害関係者の意見を考慮し、労働者と公共の安全、環境、技術（適切な技術と知識基盤へのアクセス・維持、積極的技術開発・研究
開発の実施）、経済的要因などの関連要因を検討
し、透明な方法で客観的に示す必要がある。事業者には、戦略を定期的に見直して最新の状態を維持し、廃止措置アプローチに関する最新の考え方を反映し、状況の重大な変化に対応することを求めている。エネルギー法（2004）は、NDAに廃止措置戦略を 5 年ごとに見直し、公開することを要求している。第 3 回目のNDAの総合戦略は、①使用済燃料（SF）の安全かつ費用効果の高い
ライフサイクル管理、②核物質の在庫を安全、確
実、費用対効果の高いライフサイクル管理、③廃― 49 ―

デコミッショニング技報
棄物が現在と将来の人々と環境を保護する方法で管理、④サイトの廃止と修復について、2016年に発表している。NDAの指定サイトは、廃止措置と修復を確実に実施し、計画的に次の再利用のために解放する方針である1）。
2.4 放射性廃棄物対策等
英国の放射性廃棄物対策戦略の中心は、廃棄物階層の適用、既存のLLW管理施設の最適な使用及び新しい廃棄物管理ルートの開発である。
（1） 放射性廃棄物の分類
英国では、放射性廃棄物を発熱能力と活動量に応じて、次の広範なカテゴリに分類されている1）。
高レベル廃棄物（HLW）：放射能の結果として大幅に温度上昇する可能性がある廃棄物
中レベル廃棄物（ILW）：放射能レベルが低レ
ベル廃棄物（LLW）の上限を超える廃棄物
低レベル廃棄物（LLW）：放射能含有量αで 4
GBq / t、β/γで12 GBq / tを超えない
超低レベル廃棄物（VLLW）：
・少量VLLW：規制免除令（SoLA）等を参考に一般廃棄物処分
・大量VLLW：環境規制当局が指定した方法での処分（例えば、最大濃度 4 MBq / t）
（2） LLWの処分施設
英 国 のLLWの 処 分 施 設 は、 唯 一 の 施 設 を
LLWR社が運営している。廃棄体には、金属製のISOコンテナが用いている。コンテナにグラウトを充填することによりコンテナ内の空隙が最小限に抑えられる。コンテナは、コンクリートで裏打ちされたボールト（Vault）に配置される。英国のLLW量は、2016年 4 月 1 日時点で全土に蓄積された未処分の量が約 3 万ｍ3である。この大部分は、リサイクル又は廃棄のいずれかを待っている一時的な保管場所にある。
これらの廃棄物は、
LLWR社のボールト 9 での将来の処分を待って保管されるか、専門プロバイダーによる処理を受ける場合がある。LLWR社は、2016年 7 月、カンブリア郡議会から 3 番目のボールトを拡張に沿う 2 つの新しいボールトの開発に同意された。また、既存のボールトと新しいボールトの最終的な覆い及び 7 つの埋め立て式のトレンチも許可された。建設中のボールト 9 をFig. 1に示す。

第62号（2020年 9 月）
ド ー ン レ イ サ イ ト で は、LLWを2015年 4 月、ISOコンテナを用い受け入れる新しいLLW処分
施設で埋設が開始されている。DSRL社が運営するドーンレイの処分施設をFig. 2に示す1）。

Fig. 1 Construction of Vault 9 at LLWR

Fig. 2 Dounreay LLW disposal facility

3． 廃炉プロジェクト
3.1 概況
第 一 世 代 のGCRは、11サ イ ト の26基 で あ り、
1989年から2015年の間に閉鎖した。Magnox社は、GCRの廃止措置戦略の選択に放射能レベルの高
い大量の黒鉛ブロックがあるため、原子炉本体を安全貯蔵するC&M方式を採用する方針で、次の3 段階に区分して計画している1）, 7）, 8）。
第 1 段階：安全貯蔵の準備（Care & Maintenance Preparation : C&MP）
第 2 段階：安全貯蔵（C&M）
第 3 段階：最終的な原子炉本体の解体とサイト― 50 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）のクリアランス（Final Site Clearance : FSC）
GCRのサイトは、すでにブラドウェルが2018
年12月に第 2 段階に入り、バークレー及びチャペ
ルクロスが2023年までに、他のサイトも2028年までに第 2 段階に入りするよう計画されている。第3 段階での原子炉本体の解体撤去の時期は、作業者の許容被ばくを 2 mSv/年と仮定すると、高価な遠隔装置を使用しなくても炉心部の解体ができるよう約80年経過すると約40時間/週で最適であると評価し、また、放射性廃棄物発生量の低減が期待される9）。
各原子力発電所の廃止措置の概要をTable 1 に示す1），7），9）。

Table 1 Summary of decommissioning projects in the UK
炉型

電気出力
（万kW）

運転期間

廃止措置方式

停止理由

1

GCR

16

1962.06-1984.03

安全貯蔵

経済性

2

GCR

16

1962.10-1984.03

〃

〃

1

GCR

12.9

1962.06-2002.03

〃

使命達成

2

GCR

12.9

1962.11-2002.03

〃

〃

1

GCR

6

1956.08-2003.03

〃

〃

2

GCR

6

1957.02-2001.09

〃

〃

3

GCR

6

1958.03-2001.09

〃

〃

4

GCR

6

1959.04-2001.10

〃

〃

A-1

GCR

16.9

1964.05-1990.04

〃

〃

A-2

GCR

16.9

1964.09-1990.04

〃

〃

A 1

GCR

32.1

1965.04-2000.05

〃

〃

A 2

GCR

32.1

1965.05-2000.05

〃

〃

1

GCR

23.5

1965.02-1993.07

〃

〃

2

GCR

23.5

1965.03-1993.07

〃

〃

A-1

GCR

25

1966.01-2006.12

〃

〃

A-2

GCR

25.5

1966.03-2006.12

〃

〃

A-1

GCR

28.5

1965.09-2006.12

〃

〃

A-2

GCR

28.5

1965.12-2006.12

〃

〃

1

GCR

6

1959.02-2004.06

〃

〃

2

GCR

6

1959.08-2004.06

〃

〃

3

GCR

6

1959.12-2004.06

〃

〃

4

GCR

6

1960.03-2004.06

〃

〃

1

GCR

23

1968.01-2012.02

〃

〃

2

GCR

23

1968.01-2011.06

〃

〃

1

GCR

50

1971.11-2015.12

〃

〃

2

GCR

50

1972.01-2012.04

〃

〃

WAGR

AGR

3.6

1963.02-1981.04

即時解体

使命達成

・2011年RPV解体完了
・監視管理

SGHWR

10.2

1968.02-1990.10

安全貯蔵

開発中止

最終段階の解体を延期中

DFR

LMFBR

1.5

1963.07-1977.03

即時解体

使命達成

・2016年NaK処理完了
・2025年解体完了予定

PFR

LMFBR

25

1976.08-1994.03

即時解体

開発中止

・2015年Na処理完了
・2028年解体完了予定

発電所名
バークレー

ブラッドウェル

コールダーホール

ハンターストン

ヒンクレーポイント

トロースフィニッド

サイズウェルダンジネス

チャペルクロスオールドベリーウィルファ
ウィンズケール

ウィンフリス（SGHWR）

ドーンレイ― 51 ―

現状・計画（C&M-解体-サイト解放）
安全貯蔵準備中（2023 - 2070 - 2079）
安全貯蔵完了（2018 - 2083 - 2092）

安全貯蔵準備中(認可寿命50年を短縮）

安全貯蔵準備中（2024 - 2071 - 2080）
安全貯蔵準備中（2027 - 2081 - 2090）
安全貯蔵準備中(2029 - 2074 - 2083)
安全貯蔵準備中(2027 - 2088 - 2097)
安全貯蔵準備中(2025 - 2087 - 2097)

安全貯蔵準備中（2023 - 2070 - 2079）

安全貯蔵準備中(2027 - 2092 - 2103)
安全貯蔵準備中(2026 - 2097 - 2105)

デコミッショニング技報
3.2 バークレー原子力発電所（1）概要
この原子力発電所は、ブリストル海峡に流れる
英国最長のセバーン川東堤防沿いのグロスターシ
ャー州のバークレー町にある英国最初の商用発電
炉 で あ る。 サ イ ト に は、 2 基 のGCR（16.0万
kWe/基が建設され、 1 号機は1962年 6 月に、 2号機は1962年10月に商業運転に入った。その後、
GCRの設計寿命（20～25年間）を超えて運転を継続する場合には、安全性評価（LTSR）の 実施が義務付けられた。評価の結果、運転延長を認める上で規制当局の要求条件は技術的に達成可能であったが、1984年に経済性を理由に閉鎖した。
1992年までにSFを再処理のためにセラフィール
ドに搬出作業を終了した。廃止措置は、NDAの戦略に基づき、3 段階に区分して計画されている。
第 1 段階のC&MPは、主冷却系の解体を1993年から始まり、1995年にタービンホールのような構造

第62号（2020年 9 月）
物が解体された。
熱交換器（「ボイラー」ともいう）は、1996年、撤去中及び原子炉建屋の脇の地上に横置された。
その外観写真をFig. 3に示す。その後、SF貯蔵プール（「ポンド」ともいう) 建屋の解体は、ポンド内壁の汚染部を40 mmから60 mm剥離する作業を含め、1994年から2001年 4 月にかけて実施された。本サイトは、2006年までに全面積の約40％の部 分 を 解 放 し て い る。 中 レ ベ ル 放 射 性 廃 棄 物(ILW)である燃料要素デブリ等の回収、処理及びパッケージ化は、2016年 6 月に開始し、現在、継続中である。NDA、今後の計画について、C&M
移行への許可の段取り、バークレー ILW管理プ
ログラム及びC&M管理体制について、ONRとの合意に向けて進められており、2023年にC＆Mに入り、約60年間後の2070年から解体撤去を開始、2079年までにサイト全体を解放する1), 7), 8), 10)。

Fig. 3 Photos showing boiler lowering (left) and final example of one storage location (right) 11)（2）ボイラーのリサイクル
地上に横置きで保管されていたボイラーは、16基のうち15基を経済性等の観点を考慮して、リサ
イクルのためバークレーサイトからスウェーデンのスタズビック社に2012年末までに輸送し、処理された（Fig. 4）。ボイラーは、厚さ28.6 mm、直径5.3 m、全長21 m, 総重量約300 tである。このボイラープロジェクトは、2012年に発足し、スタ
ズビック社への輸送を2013年 3 月までに完了し、再利用のための放射性廃棄物の処理が短時間にスムーズに成し遂げられた。輸送中のボイラーの汚染密度は、
外表面0.4 Bq/cm2（α線)、
4 Bq/cm2（β/γ線）で制限値以下であった。また、ボイラーの外表面の線量率は、 8 ～50μSv/hであり、表面から 1 mの高さで平均値1.3μSv/h、最高値3.1
μSv/hであった。スタズビック社での解体・処理は、解体後、鋼材ブラスト材による除染、溶融処理によるインゴット生産の順に実施された。各
ボ イ ラ ー の 処 理 中 の 作 業 員 の 被 ば く 量 は、 約
8 mSv/人（1.5か月）である。この解体による 2次廃棄物は、約 5 ％で溶融過程でのスラグ、切断やブラスト時の残留物、換気システムの塵であり、英国に返却された。なお、溶融インゴットはスタ
ズビック社の所有物となり、再溶融されて鉄鋼業界に売却し、新たな鉄鋼製品として一般市場でリサイクルされる。生産されたインゴットは、全重― 52 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
量の96％（最高値）で自由放出が可能となった。
これは、ステークホルダー（顧客、投資家、規制
当局、契約者等）間の継続した連携体制が早期に構築できたことが重要であったと報告されている。なお、残りの1基は、サイト内で減容と放射性廃棄物が処理された11)。

Fig. 4 Boiler load onto Self-Properlled trailer (left) and Boiler segmentation in Studsvik treatment facility (right) 11)（3）一部サイトの解放
規制解除に関する安全性説明書は、規制当局に提出・承認された。関連データの収集の前に汚染された箇所に応じたサイトの領域区分、サイト内計測方法、サンプリング計画等について規制当局と事前に合意した。解放条件は、放射性物質の規制免除令（SoLA）等の基準に基づき、また、平均的な自然バックグラウンドを超えない。測定サ
ンプルは、換気ダクトや汚染の可能性がある区域などから採取され、0.4 Bq/gの基準値と比較された。その結果、2006年、サイト全体27 haの一部11 ha（40％）について、エネルギー・気象変動省（DECC）国務大臣の承認を得て、指定解除が達成された。一部サイト解放での教訓に、次のことを挙げている10），12）。
①複数の専門分野を持ち、柔軟なチームであること②チームに経験及び専門性があること③ステークホルダーグループとの適切なコミュ
ニケーション（4）ボールト内に保管中のILW等の回収、処理
ILWは、仮保管庫を構築後、廃棄物の回収、処理及びパッケージ化が進行中である。複雑な混合廃棄物（ILW）は、サイト内に 4 基の地下保管施設（ボールト）あり、運転段階で発生した燃料要素デブリ（FED：約620 t）、放射性排水及びポンドの水処理プラントからのスラッジと樹脂及びその他の汚染物が下記の 3 基に蓄積されている。
・ボールト 1 ：約270 tのFED及び855缶のイオ
ン交換樹脂
・ボールト 2 ：約350 t及び310缶のその他の汚染されたもの（MCI）
・ボールト 3 ：約1,400のスラッジ缶と約5,000のMCI缶
すべてのILWになると予測していが、革新的な回収技術と分離のキャンペーンにより、その一部を低レベル廃棄物及び超低レベル廃棄物として処分した。FEDを含む保管庫での回収及び処理機器の積極的な試運転が行われた。処理機器の設計は、2010年に始まり、機器の製造、設置、テス
トは2013年から実施された。ILWは、遮蔽ダク
タイル鋳鉄コンテナ（DCIC）に収納され、バークレーサイトの中間保管施設（ISF）に移される
前に、調整施設で充填及び乾燥される。ボールト
2 からのILWの回収は、2016年 6 月に開始され、2017年現在、88 tのFEDが54体のDCICに回収され（Fig. 5）、乾式貯蔵施設が利用可能になるま
でISF保管される1）。

― 53 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）(a) Beginning of retrieval operation(b) After removal

Fig. 5 Berkeley fuel element debris of vault 2 1)

3.3 ブラッドウェル原子力発電所（1）概要
この原子力発電所は、ロンドンの東北東 70 kmの海岸の入江に、GCR (125 MWe/基） 2 基が建設され、1962年に運転開始、40年間運転後の2002
年に恒久停止した。運転停止後、清浄化作業が行われ、2005年に炉心からの燃料取出し作業を完了した。Magnox 社は、廃止措置プロジェクトの計
画概要を EIADR99 規則に基づき、提出し、2003
年にHSE（現、ONR）から承認された。HSEは、
5 年以内にプロジェクトを開始、環境への影響を低減する等の準備など、 5 つの許可条件に基づき許可した。HSEは、2003年の申請内容を詳細化したサイト環境管理計画を、2014年 2 月に承認した。廃止措置プロジェクトは、第一段階のC&MP作業として2011年にタービンホール解体が行われた。2018年12月には英国で最初にC&Mに入った（Fig. 6）
。同発電所は70～80年間のC&Mの貯蔵後解体撤去、敷地の規制解除を行う予定である13），14），15）。
（2）C&Mの要件
ブラッドウェルサイトは、他のサイトに先行してC&MP活動を通して安全評価原則（SAPs）の原則を示すこととなった。C&M受動的安全性の要件は、下記の方針を決めた15），16），17）。
①能動的安全システムの極小化、②必要な検査、保全及び監視機能の極小化、③施設を安全に維持するための人的関与無し、③固体、液体、気体の環境への放出は極小化、④無許可の放出の回避、⑤非常時対応要求は極小化、⑥放射性廃棄物は容器封入・遮蔽、⑦内部、外部構造物をFSCまでの約100年間程度形状を維持し安全を確保。
さらに、ブラッドウェルではC&Mに入る状態（形態）として、C&M安全審査書の中で以下のことが記述されている。
① 2 つの原子炉建屋：構造物で囲う②中レベル廃棄物：回収し、小型貯蔵庫で保管③構造物の地下を残す場合：許容レベルまで除染④排水口：施栓するかモルタル注入⑤汚染された敷地部分：現状復帰（3）Magnox 社 の C&M 戦 略 に 対 す る 規 制 機 関（ONR）の審査
ONRは、原子炉及び一次系機器の廃止措置を
先 送 り す る た め の 適 切 な 対 応 策 で あ る と し、C&M戦略は2013年 1 月に承諾した。
また、ONRは、
このC&M戦略に対して 2 基の原子炉建屋等を安全・安定状態でC&Mに入ると原子炉建屋の覆いが貯蔵中の放射性物質の環境条件による劣化により、放射性廃棄物量が増加、汚染の拡散に通じる
格 納 設 備 の 破 損 が 生 じ る 可 能 性 を 指 摘 し た。
Magnox社は、C&M時の覆いが既存建屋のフレー
ムに新しいフレームを取り付け、その上にアルミ・
シートで覆い、与圧換気システムを使って水分の浸入を制限する方式を選択し、保守が容易になるとした。ルーバーと合体させた被覆シートに水漏れが起きないようにシールし、凝縮を最小化するために特定のエリアを換気すること等を提案した。ONR は、雨水の浸入及び凝縮形成リスクの最小化に資する解決策であると判断した18）。
（4）ボイラーの撤去又は長期保管の課題― 54 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
ブラッドウェルのボイラーは、バークレーのよ
うに撤去することも検討されたが、原子炉本体と一体にするC&M方式を選択した。原子炉圧力容器から切離して長期保管するためボイラーの倒壊から内部から汚染物質の放出リスクがあることが危惧され、対策が検討された19）。
（5）解体で発生した廃棄物対策
放射性廃棄物は除染・圧縮等により減容処理する。汚染土壌のLLW/VLLWは、最終サイト解放まで管理し、減衰効果により放射性廃棄物の低減を期待する19）。
（6）C&MP段階
C&MPの完了後に、受動的安全状態を維持し、人の介入が最小化されるC&Mに置かれる。そのため下記の撤去、管理が行われる19）。
（a）不要建屋の撤去、新設貯蔵庫
放射性物質を含まないプラント及び建屋を解体する。中レベル放射性廃棄物は、現在の貯蔵位置から回収・処理され、地下処分施設まで新設の一時貯蔵庫に保管される。
（ｂ）フィルター、アスベストの有害廃棄物の保管、処理
Magnox社は、粉じんを回収し、有害物質を安全に閉じ込める鋳物の金属容器に移し替える装置を設置の設置方法をさらに研究し合理的な除去又は固定化する。
（ｃ）ポンドの除染・塗装
SFポンドの汚染核種は、Sr-90とCs-137で約80 ％を占め、その他、Pu、Am-241等が存
在 す る。 表 面 か ら 5 mm 以 内 に A ｍ -241
（99.9%） とCs-137（99.8%） 存 在 す る。 建設時のエポキシ塗装内にAm-241（96%）とCs-137（80%）が存在するポンドは、除染・ポリウレタン塗装により汚染物を固定化した。
（7）C&M管理体制
Magnox社の最終目的は、全サイト（Winfrithを除く）の「C&Mハブ」とする一括管理体制の実現であり、ブラッドウェルが最初のC&Mハブとなり、中期的には幾つかのC&Mハブが形成され、長期的には中央C&Mハブが全Magnox発電所のCM状況を一括管理する14）。

Fig. 6 Views of Bradwell power station at operation period (left) 15)
and C&M ready state with all weather proof enclosure (right) 18)

3.4 ヒンクレーポイントA原子力発電所（1）概要
ヒンクレーポイントサイトは広大であり、サイトAに 2 基のGCRを廃止措置中、サイトBにAGR
型発電炉 2 基が稼働中、また、サイトCにPWR型発電炉（UK EPR） 2 基が建設中である1）。
サイトAの 2 基のGCRは、
外観をFig. 7に、
また、サイトの様子をFig. 8に示す。1965年に運転開始、約35年間順調に運転し、さらに運転を続ける計画であった。耐用年数45年を目指して、複雑な遠隔操作による炉内の補修と改良を行うために、1999
年 4 月に停止した。しかし、内部への接近が困難であることから、2000年 5 月、改修を断念して閉鎖を決定した。廃止措置は、
NDAの戦略に基づき、3 段階に区分して計画されている。2004年までに燃料の搬出作業が終了し、SFを再処理のために― 55 ―

デコミッショニング技報

第62号（2020年 9 月）搬出されたことから、オフサイトの緊急計画の要件を解除した。第一段階のC&MPは、EIADR99
規則に基づき、HSE（現、ONR）が2003年に認可した。C&MPは、現在、2027年までにC&Mを達成するため、サイトを受動的安全な状態にして人間の介入による管理の最小限を目標に進められている1）,7）,20）。

Fig. 7 Hinkley Point A nuclear power satation 20)

Fig. 8 View of Hinkley Point A from Quantock Hills 20)（2）廃止措置に必要な施設の建設
廃棄物暫定保管施設（ISF）、モジュール式中レベル廃棄物体化プラント及び事前コンディショ
ニング施設（PCF）をC&MPの初期に完成した。
ま た、 モ ジ ュ ー ル 式 放 射 性 廃 液 処 理 プ ラ ン ト（MAETP）を設置し、既存の廃液処理プラント（ETP）と置き換えた。MAETPは、廃止措置活動で発生した低レベルの放射性廃水を処理する。
なお、ETPは、第 2 段階のC&Mで再使の予定である20）。

（3）タービンホールと関連する建物の解体
タービンホール建物等の解体は、C&MPで実施された最大の単一プロジェクトである（Fig. 9）。
このプロジェクトは、費用700万ポンドであり、
12,000 tを超える廃棄物が発生し、そのうち90％近くがリサイクルの対象となった。すべての解体
及び関連する活動は安全に実施され、環境へのリスクが最小限に抑えるように管理された20）。

Fig. 9 Turbine hall demolition – Before (left) and After (right) 20)― 56 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
3.5 オールドベリー原子力発電所（1）概要
この原子力発電所は、ブリストル海峡に流れる
セバーン川南堤防沿いのサウスグロスターシャ州にGCR（23.0万kWe/基） 2 基が建設され、1968
年に運転開始、その後、約45年間の運転寿命を達成し、 2 号機が2011年 6 月に、また 1 号機が2012
年 2 月に運転を恒久停止した。その後、2016年 1月までに燃料撤去し、SFを再処理のためにセラフィールドへの移送を完了した。Magnox Electric Ltd（現、Magnox社）は、運転中に2007年 3
月、EIADR99規則等に従って、オールドベリーの廃止措置の承認を得るためHSEに環境評価書を添付して申請した。HSEは、公開協議の後、2008年 2 月 に 正 式 に 同 意 し た。 廃 止 措 置 は、
NDA基本戦略に基づき、 3 段階に区分して実施する計画である。
第 1 段階の作業として、SFポンドの機器・除染を2016年から開始し、現在、最終段階にある。
また、中レベル廃棄物（ILW）の回収、処理及び輸送方法をONRの許可を得て、2018年から開始された。Magnox社.は、2027 年以降のC&Mの管理体制の確認について、ONRと合意に向けて進めている。この原子力発電所の外観及びC&M
予想図をFig. 10に示す1）,7）,21）。

Fig. 10 View of Oldbury site (left) 1) and site assumption map of C&M (right) 21)（2）一部サイトの規制解除
このサイトでは、SFポンドの冷却配管のクラックにより 2 号機の近くの土壌が放射性物質の漏洩による土壌汚染のトラブルを1976年に経験している。地下水のモニタリングで汚染核種である
Sr-90、Cs-137及びH-3が検出された。1977年以降もコアボーリングによるモニタリングを継続していたが汚染拡大はなかった。再確認のため土壌及び地下水の核種の移動可能性を調べるため
2007/2008年にボーリングによるモニタリングを追加した。それでも、すべてのゾーンが汚染の可能性があると想定し、確認測定が実施された。測定には、低グロスカウンター（LRGS： 3 × 3 in
NaI）及び高分解能γサーベイメータ（HRGS）で行った。また、念のため表面及びコアボーリン
グによるサンプル採取による測定もされた（Fig.11参照）。高分解能γサーベイメータの測定

は、地上 1 mの高さでのコリメータなしの高純度
Ge検出器“ISOCS”をベースに、Cs-137とCo-60の検出限界値（MDA）を0.02 Bq/gとし実施した。
低グロスカウンターの測定は、329,000地点で実施し、結果は、450 cps以下で信頼レベル95％以上である。測定結果は、Cs-137が最大0.065 Bq/gであり、IAEAのRS-G-1.7のクリアランスレベ
ル（0.1 Bq/g）より低く、また、ボーリングにより、地下6.5 mまで、各 2 m毎に 3 試料までサンプル採取し、安全基準を満足した。さらに、健康保護庁（HPA）は、サンプル採取及び分析を独自に実施された。これにより、Magnox 社のサーベイ結果は、非管理区域)内の放射線状況と同じ、妥当であることが確認された。サイトの保全
フェンスの外側は、最終的にHSE、HPA及びEAの協議に基づき、32 ha（全体の69％）の部分をエネルギー・気象変動省（EDCC）国務大臣の承― 57 ―

デコミッショニング技報認を得て、2011年に規制解除された。このサイト
は、英国で一度に指定解除された最大の土地で、第62号（2020年 9 月）
将来の新原子力発電所の候補地に挙げられている。サイトの規制解除区域をFig. 12に示す12）。

Fig. 11 Borehole sampling 12)

規制解除区域；1，2：シルト環礁、3，4，5：草原、
6：道、駐車場、排水施設、7：建物、8：建設廃棄物
Fig. 12 Delicensing area zones 12)（3）SFポンド内の機器撤去・除染
ポンド内の機器撤去及び除染作業は、ダンジネ
スA、サイズウェルAでの経験を参考に進められた。第 1 段階の作業として、2016年 4 月、ポンドの機器撤去から開始された。作業は、ポンド水を排水する前に空の容器、プールの床に堆積したス
ラッジ、その他の破片を取り除くことで、困難な放射性環境下で行われた。オールドベリーの廃棄物は、ダンジネス、サイズウェルと合わせ40 t、高度に汚染されたカートリッジ、フィルター、ス
ラ ッ ジ 等 を 処 理 し、 遠 隔 作 業 で 廃 棄 コ ン テ ナ（MOSAIK）にパッケー化した。中央廃棄物チームと緊密に協力して、当初計画で必要としたMOSAIK 24体から10体に低減した。オールドベリーのポンドでは、現在、ポンド下床を高圧ジェットで除染し、洗浄後の残留を確認調査を実施している。ポンド内の機器撤去及びプール内のスラッジ撤去後の様子をFig. 13とFig. 14に示す21）, 24）。

Fig. 13 Desplitter machine removal (left) and flat top size reduction (right) 21)― 58 ―

Fig. 14 Pond floor surface after sludge removal 21)

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
3.6 ウィンズケール（WAGR）原子力発電所（1）概要
WAGRは、改良型ガス炉（AGR）の実証炉として建設され、18年間の運転後、1981年に役割を終え停止した。この発電炉の廃止措置は、EC委員会の原子炉解体研究開発プロジェクトの一つに 指 定 さ れ た。WAGR閉 鎖 後 の 解 体 の 経 過 をTable 2に示す。原子炉本体は、10段階区分して実施し、1999年から開始し、2011年に完了した。
その後、解体撤去作業は、セラフィールドサイトの他のプロジェクトを優先するため、生体遮蔽体、建屋の撤去工事を休止し、施設は、現在、監視管理されている7），25），26），27）。

Table 2 Summary of WAGR decommissioning
工事内容等
1982-1983

・初期廃止措置作業の開始
・燃料撤去完了

1989

燃料交換機の解体撤去を完了

1990-1992

原子炉上部生体遮蔽及び原子炉圧力容器上部ドームの撤去とその位置に解体作業可能な特殊遮蔽体設置

1993-1994

中レベル廃棄物（ILW）貯蔵庫建設

1994-1995

蒸気発生器（ 4 基）の一括撤去・ドリック処分場へ搬出・埋設

1995

解体廃棄物移動ルート・廃棄体化装置設置

1997-1999

放射能のない部分の解体完了

1999-2011

原子炉本体の解体撤去（2）原子炉本体の解体
原子炉本体（黒鉛ブロック、炉心下部構造物、
原子炉圧力容器等）の解体は、原子炉上部に遠隔解体装置を設置して、マニュプレータを用い実施した。これらの解体撤去時の廃棄物の流れをFig.
15に示す。マストの下部のマニピュレータープ
ラットフォームに取り付けた改良型マニピュレー

ター（到達距離 2 m、最大操作荷重100 kg）を
Fig. 16に示す。解体撤去ツールとして、炉心上部構造物及び中性子遮蔽のためにプラズマ・トー
チ、黒鉛ブロックのためにつかみ冶具、原子炉圧力容器及び断熱材のために鉄パウダー入りガス切断が用いられた25），26），27）。

Fig. 15 Cross-section of WAGR 25)
Fig. 16 Mast assembly with manipulator
platform 26)― 59 ―

デコミッショニング技報（3）廃棄物ボックス
このボックスの設計と開発及びそれに伴う廃棄
物体化プラントは、Nirex（現、NDAの放射性廃棄 物 管 理 局 ） の 設 立 前 に 完 了 し た。LLW及 び
ILW用のボックスは、将来の処分ルートを確実に利用できるようNirexに承認を求め、了解された。ILW廃棄物ボックスは、廃棄物処理建屋から少し離れた場所にある専用の保管庫に保管された。ボックスの構造と保管建屋での保管状況を
Fig. 17に示す。保管/廃棄に採用されたボックス
は、2.4×2.2×2.2 mの長方形の鉄筋コンクリー

第62号（2020年 9 月）
ト製である。ボックスの囲い壁は、構造の完全性とIP-2規格への内容物の放射線遮蔽の両方を兼ねている。ボックスの寸法は、WAGR熱遮蔽板と黒鉛ブロックを切断せずに収容できるように選択された。内容物により遮蔽要件に応じて、 2 種類のコンクリートを使用してボックスを構築している。LLW用のボックスには通常密度（2.4 t/m3）のコンクリートが使用され、ILW用のボックスには磁鉄鉱岩の骨材を使用して高密度（3.9t/m3）の混合物にして使用した27）。

Fig. 17 WAGR waste box (left) and box store (right) 27)

3.7 ウィンフリス（SGHWR）原子力発電所（1）概要
SGHWR（Steam Generating Heavy Water Reactor）は、ドーセット州にあるウィンフリス複合原子力サイトに立地する重水減速軽水冷却圧力管 型 炉 の 発 電 実 証 炉（100 MWe） で あ る。
SGHWRは、1963年に着工、 4 年間の建設期間を経て1968年に運転を開始し、燃料に微濃縮ウランを使用、平均設備利用率約60％で23年間運転され、1990年に恒久停止された。廃止措置プロ
ジェクトは、Magnox 社がNDAから受託し進めている。ウィンフリスサイトの一部は、現在、解放され他の目的（非原子力）で再利用されている。
SGHWRの跡地は、更地に復旧した後、造園される計画である。運転中のSGHWRの全景をFig. 18に、年表をFig. 19に示す28）。現工程では2021年に 廃 止 措 置 完 了 と さ れ て い た が、NDAの 年 報（2018/19年）によれば、遅延が余儀なくされている。

Fig. 18 Overall view of Winfrith SGHWR― 60 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）

Fig. 19 SGHWR timeline（2）廃止措置の第一段階28）
第一段階の廃止措置は、炉心からの燃料集合体
279体の取り出しとセラフィールドへの移送から開始され、減速材である重水系の洗浄とドレーン（重水にはトリチウムを含む）、燃料ポンドのドレーンと除染、一次系（再循環系）など各系統のドレーンが実施された。並行して、冷却塔の解体撤去、ディーゼル建屋や制御室などの解体撤去が行われている。
SGHWRの廃止措置の一環として実施された主要 な プ ロ ジ ェ ク ト は、 4 基 の 屋 外 汚 泥 タ ン ク（EAST)に留された放射能を含むスラッジの廃棄体化である。このために廃棄物化処理プラント（WETP）が設計・建設された。WETPは、2005
年から2011年まで操業され、1,000ドラム缶以上の汚泥を処理し、敷地内貯蔵施設に移送後、空の汚泥タンクとWETPは除染・解体撤去された。
（3）廃止措置の第二段階28）， 29）
第二段階の廃止措置作業は2005年から開始され、二次系格納建屋の250以上の部屋やエリアから主要な大型設備機器が解体撤去された。また、
120フィートの敷地内で最も高い構造物である換
気スタックも撤去された。以下に設備機器の細断に用いられた切断方法を例示する。
‐ 燃料交換機回転シールド：ペトロジェン切断（石油と酸素ガスの混合）‐ 燃料交換機（合計約760 t）：プラズマアーク
切断（Fig. 20）‐ 蒸気タービン・ロータ：ダイヤモンド・ワイ
ヤソー（Fig. 21）‐ 復水器及び細管：ガス切断、酸素・アセチレ
ントーチ切断、チップソー
このように、金属を効率的かつ経済的に細断するために一般産業界で実績のある各種の熱的切断が適用された。ダイヤモンドワイヤー切断は、鉄筋コンクリートの換気シャフト、高圧ローター、
高圧水タンク、EASTのコンクリート壁を切断にも使用された。また、高圧水ジェットが、原子炉と冷却塔を繋いでいた地下冷却水配管の切断に使用されている。

Fig. 20 Lifting out of the rotating shields

Fig. 21 Diamond wire-sawing LP rotors― 61 ―

デコミッショニング技報（4）廃止措置の最終段階30），31）
二次系格納建屋と屋外の付帯設備の解体撤去が完了したことで、最終段階のステップとして、2013年より一次系（再循環系）及び原子炉本体の解体撤去が開始された。最終段階における解体撤去の対象となる原子炉本体及び原子炉周辺の主要な設備機器を、Fig. 22に示す。
原子炉本体を他の設備機器から隔離するために、実物大のプラントのモックアップを使用した
リハーサルなど数か月間の計画と準備が行われている。原子炉本体系と連結する、重水系や主蒸気系などの配管の封止、ポンプ、圧力逃がし弁などの主要な機器が撤去され、蒸気ドラムを含む一次系（再循環系）にアクセス可能となった（リハー
サルから得た教訓は、原子炉本体及び一次系を撤去する際にも活用される）。
Magnox社は、原子炉領域の解体撤去を計画、第62号（2020年 9 月）
実 施 に つ い て、JFN 社（James Fisher Nuclear
Ltd）とターンキー方式で請負契約を締結した。
同社は、遠隔操作のツールを設計、構築し、原子炉本体と周辺機器の細断化及び廃棄体化する技術を開発した。 重量が約35ｔの上部中性子遮蔽（UNS）の解体撤去は、技術的な課題の1つであった。JFN社の方法論は、3Dモデリングシステ
ムを多用して設計開発し、既製システムと特注の機器を組み合わせて利用し、原子炉本体を遠隔で解体撤去するために必要な機器・システムを統合することである。JFN社によれば、原子炉本体は炉心下部からジャッキアップされ、炉心上部で遠隔操作機器により順次細断、解体撤去され、隣接するエリアに移送されパッケージされる。原子炉
本体領域の解体撤去方法のイメージをFig. 23に示す32）。

Fig. 23 Segmentation image of reactor coreFig. 22 Reactor core and peripheral systems

3.8 実験用高速炉（DFR）
DFR（Dounreay Fast Reactor、熱出力60 MW（15 MWe））は、英国スコットランド北部の海外沿いに1955年～ 1958年に建設され、国内電力網に接続した世界最初の高速中性子炉で、1963年に運転開始し、1977年 3 月に廃止措置のために
恒久運転停止した。
DFRは、24ループを有するループ型炉で各ループは二次系冷却系及び崩壊熱除去系（DHS）の熱交換器を備えている。主循環系の全配管は、二次系とDHSで二重で囲まれるかリークジャケ
ットで囲まれる。一次系配管は、9 kmを超える、
コンクリート製生体遮蔽体（壁）で囲まれている。
冷却材は、Naが70％のNaK液体金属混合物である。DHSは、NaK共晶合金（78% Na）であり－12℃まで液体状態で存在する。1967年にリーク
ジャケットへの主循環系Naの漏洩が発生し修理した。この際、効率の良くないコールドトラップ― 62 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）を 撤 去 し、 外 側 に 付 け た。 二 次 系 とDHS系 のNaKは、1970年にドレーンされ、水処理によって中和された。1980年代の初めに、プロジェク
トは中止され、原子炉は1990年代後半まで管理と保守が続けられた33）。
廃止措置の初期段階は、2006年、2018年までに完了する計画した34）。その後、2014年の時点
でNaKは主循環系から除去され、二次系NaK等と同様な処理が実施され、二次系とDHS系統は切断され生体遮蔽体（壁）にところで閉塞させたが、残留アルカリ金属で汚染されていた。この時点で原子炉容器内のプールと附属容器内に残る残留NaKの最小化を行っている。しかし、これらの容器の内 3 基ではホットトラップがジルコニウムの薄板で作られておりNaKが容器から除去されても、最小化に当たってうまくドレーンできない33）。
2015年11月までに二次系の金属冷却材の処理やタービンの撤去とその建屋解体、原子炉と熱交換器 を 繋 い で い た 配 管 な ど の 撤 去 を 実 施 し た。
DSRL社は、DFRの NaK金属冷却材、約68 tの処理が完了したと2016年 8 月に発表した。
NDAが管理するサイトの中でも、非常に危険性が高いとされていたNaK冷却材を１次系から抜き取った後、水素ガスと塩水に安全に転換するという作業を10年かけて終了した。欧州で最も複雑な廃止措置の作業は、今後、主循環系配管、原
子炉除染及び撤去を行う予定である35）。また、燃料貯蔵槽の機材 、スラッジの撤去及びNak処理施設の建設を完了し、ブランケット燃料撤去プラ
ントの建設も進めている34）。
3.9 高速原型炉（PFR）（1）概要
PFR（Dounreay Prototype Fast Reacor、250
MWe）は、DFRの後継炉として北スコットラン
ドのド－ンレイに建設され1974年の臨界後、国内の電力網に接続し営業運転を開始し、1994年3月に恒久停止した。PFRは、 3 ループ型のタン
ク炉で1,500 tのNa冷却材で熱伝達し蒸気発生器の蒸気で発電した。PFRの原子炉容器内の機器配置図をFig. 24に示す。炉心からの燃料撤去は1995年まで、Na処理を2015年までに完了した。
1996年11月までにタービン建屋からタービン、発電機、その他の付属機器が撤去された33), 36)。原
子炉の解体は、現在、2028年完了を目標に進めている8）。

Fig. 24 Bird’s-eye view of PFR reactor and installation of equipment 36)― 63 ―

デコミッショニング技報（2）WVN法、NOAH処理等
主循環系及び二次系の全Naは、除去され処分用に処理され、崩壊熱除去系（DHS）のNaKも全てNa処理中にそれに添加して一緒に処理された。二次系Naは、WVN法（Water Vapor Nitrogen法：窒素ガス雰囲気下でのスチームによる反応を利用）
により循環系統内を完全に洗浄できた。

第62号（2020年 9 月）
原子炉容器には約915 m3のNaがあったがその内
8 ｔ以下が容器の底や配管の曲部と金属膜として残留している33）。二次系に245 t、さらにNaタン
クや燃料セル380ｔのNaが残留する。
主に多量のNa処理は、実績のあるNOAHを採用、処理プロセスをFig. 25に示す36）。

Fig. 25 Treatment flows of NOAH process adopted at PFR

4． まとめと提言
英国で閉鎖した発電炉は30基であり、また、運転中のAGRも2023年以降に順次閉鎖が予想されている。英国は、廃止措置対策を極めて重要な課題と捉え、最適な戦略構築、実施に向け取り組んでいる。英国の廃炉関連規制、廃炉戦略の選択、廃棄物対策及び代表的な廃炉プロジェクトの主要な概況と特徴について、以下に要約する。
・ONRは、効率性、独立性及び透明性を高める目的で2011年 4 月に発足し、原子力事業者への許認可、法律遵守の検査等を実施し、各種のガイド整備し、規制業務の円滑化に寄与している。
また、環境規制当局は、廃止措置計画の認可、規制解除の審査及び測定・評価に関わっている。
・NDAは、総合的な廃止措置戦略の構築及び廃止措置の合理化の観点から、2005年 4 月に設立された。NDAは、各サイトを担当するサイト
ライセンス会社（SLCs）とともに規制当局との調整、先行しているサイトでの経験を、後続サイトへの技術継承を図るなどに寄与している。
・英国でも増大する放射性廃棄物の処理処分が課題となっている。LLW処分施設の確保のため施設の増設、新設による対応し、廃棄体にISOコンテナを用いている。また、ILWは、処分場が確保できていないため中間貯蔵されている状況で課題となっている。
・NDA と SLCs（Magnox 社 ） は、GCR に 対 しC&M戦略を採用している。ブラドウェルは、
2018年12月に第 2 段階のC&Mに入り、他のサイトもブラドウェルの経験を参考に順次2028年までにC&Mに到達させる計画である。
・英国の原子力政策は、再生エネルギー利用と合
わせベストミックスを維持するために原子力発電を推進している。この政策を受け、ヒンクレ
ーポイントサイトでは、サイトAの 2 基がC&M戦略の最終段階にあり、隣接のサイトCに 2 基の新型軽水炉を建設中である。また、オールドベリーサイトは、一部サイト解放の許可に基づき、新設の発電所の建設候補地になっている。

― 64 ―

Journal of RANDEC № 62（Sep. 2020）
・WAGRは、遠隔解体技術の開発導入により放射 能 の 高 い 炉 心 部 等 の 解 体 撤 去 に 成 功 し、
2011年以降、他のサイト廃止措置を優先する
ため監視管理下にある。
・SGHWRは、第 2 段階までほぼ終わり、最終段
階の解体を延期している。
・DFRは、2016年 8 月までにNaKの処理を完了
し、2025年目標に解体撤去中である。
・PFRは、2015年までにNa処理を完了し、2027
年目標に解体が進められている。
我が国の廃炉基数は、福島第二発電所の4基の廃止措置の認可申請が2020年5月に行われ、これらを加えると27基となり、廃炉対策と廃棄物処理処分の対策が極めて重要な課題である。JPDRの解体を1996年に完了してから約25年を経過し、改めて、体制を含む戦略の構築、技術継承の重要性を再認識する必要がある。最後に、廃止措置等に関する提言を以下にまとめる。
・サイト再利用を含む総合的な廃炉戦略を構築す
ること
・廃炉技術・放射性廃棄物対策の諸外国との積極的な交流とノウハウを共有化すること・プラント運転保守経験者の積極的な活用を図る
こと
・放射性廃棄物リサイクルセンターの設置と廃棄物の再利用
・代表的なプラントによる先行する廃炉活動の完
結

参考文献1 ）“The United Kingdom’s Sixth National Report on Compliance with the Obligations of the
Joint Convention on the Safety of Spent Fueland Radioactive Waste Management,”October
2017.
2 ） TAG Guide,“ONR, Decommissioning, Nuclear Safety Technical Assessment Guide,”NSTAST-GD-026 Revision 5, Sep. 2019.
3 ） LC35 Guide,“ONR, Decommissioning, Nuclear Safety Technical Inspection Guide, NSINSP-GD-035 Revision 5,”April 2019.

4 ） Mina Golshan,“Regulation of the Shutdown
Defueling and Decommissioning Reactors in the
United Kingdom,”WM2016, March 2016.
5 ） HSE,“HSE Criterion for De-licensing Nuclear Sites,”May 2005,
www.onr.org.uk/delicensing.pdf.
6 ） HSE,“De-licensing Guidance; Guidance toInspectors on the Interpretation and Implementation of the HSE Policy Criterion of No Danger for the De-licensing of Nuclear Sites,”13
August 2008.
7 ） NDA,“Business Plan, 1 April 2018 to 31
March 2021,”March 2018.
8 ） NDA,“Draft Business Plan, April 2020 to
31 March 2023. Cleaning up the UK’s earliest
nuclear sites, caring for people and the environment,”December 2019.
9 ） Paul B. Woollam,“Reactor Decommissioning
in the UK,”TLG Decommissioning Con.10/
2002.
10）NDA, Berkeley Site Summary, Lifetime
Plan 21. 2006/2007.
11）Bo Wirendal, et al.,“Berkeley Boiler Project,”Studsvik Symposium, April 2014.
12）W. A. Westall and B. L. Tawton,“Radiological Characterisation Experience with Magnox
Reactors”, Workshop on Studsvik, Nyköping,
Sweden, April 2012.
“UK’s Bradwell site enters care and mainte13）
nance,”World Nuclear News, 30th Nov. 2018.
14）Jonathan Bankhead, et al. Magnox, Ltd,
“Bradwell - The first UK Nuclear Site to Enter Care and Maintenance,”WM2018, March
2018.
15）
“International Peer Review for The Decommissioning Programme of Magnox Limited(U.K) with Bradwell as the Reference Site,”
IAEA-NS-2011/ December 2011.
16）ONR, 2014 Update of the Safety Assessment
Principles for Nuclear Facility，http://www.
onr.org.uk/consultations/2014/17）ONR,“Permissioning of Bradwell Licensed
Nuclear Site into Care and Maintenance,”Pro-― 65 ―

デコミッショニング技報ject Assessment Report ONR-SDFW-PAR-17001 Rev.0 2017.
18）ONR,“Bradwell Accelerated Decommissioning – Reactor Safestore Cladding,”NR-BRAPAR-12-063 – Rev. 0 January 2013.
19）Magnox Limited,“Bradwell site：Environmental Management Plan 2014/2015,”2014.
20）Magnox Limited,“Hinkley Point A Site, Environmental Management Plan,”October 2019.
21）Magnox Limited,“Oldbury Site, Environmental Management Plan (Decommissioning),”
Issue Eleven 2018.
22）NDA,“Business Plan,”1 April 2018 to 31
March 2021.
23）NDA, “Oldbury Site Summary, Lifetime
Plan 26,”2006/2007.
24）“Cleaning up Magnox ponds,”Nuclear Engineering International, May 2020.
25）James Varley,“Windscale: getting down tothe core,”Nuclear Engineering International，Nov. 1997.
26）Terry Benest,“Taking up arms for decommissioning,”Nuclear Engineering International、Aug., 2004.
27）Chris Halliwell,“The Windscale Advanced
Gas Cooled Reactor (WAGR) Decommissioning
Project A Close Out Report for WAGR Decommissioning Campaigns,”WM2012 (2012).

第62号（2020年 9 月）28）“Steam Generating Heavy Water Reactor –SGHWR The final chapter,”NDA, Magnox
Ltd, Cavendish Flour Partnership, 2015.
29）K. D. Miller, R. M. Cornel,“Decommissioningof the Secondary Containment of the SteamGenerating Heavy Water Reactor at UKAEA
Winfrith,”WM’
07 March, 2007.
30）Authority and Magnox Ltd,“Work underway
to remove nuclear reactor core in Dorset,”November, 2016.
31）“Nuclear Decommissioning at Winfrith,”Technical lecture, 10 October, 2019,https://nearyou.imeche.org/near-you/UK/
Wessex/Dorchester-Area/event-detail32）John Falch, James Fisher and Sons plc,
2016,
https://www.james-fisher.com/media/pelican-newsletter/spring-2018/33）IAEA-TECDOC-1769,“Treatment of Residual Sodium and Sodium Potassium from Fast
Reactors,”IAEA VIENNA, 2015.
34）The Highland Council,“Dounreay Planning
Framework,”(1/2006).
（一社）日本原子力産業会議ニュース, 201635）
年 8 月 6 日 https://www.jaif.or.jp/160808-a36）Alastair Comline, NNC,“Dounreay Prototype Fast Reactor Liquid Metals Disposal Projects.”― 66 ―

廃止措置工事で必要な防護資機材を提供し、有効な測定装置を提案致します･･･
・作業者用防護資機材（個人線量計、防護服、各種マスク･･･）
・可搬型β線／α線識別式連続ダストモニタ（ｉＣＡＭ）
・廃棄物容器（角型密閉容器 密閉性能：20kPa以上）など･･･
原子力事業本部〒㻝㻝㻟－㻤㻢㻤㻝 東京都文京区湯島㻝㻙㻣㻙㻝㻞 千代田御茶の水ビル

http://www.c-technol.co.jp
e-mail: ctc-master@c-technol.co.jp／tel：03-3816-5921

Ẓᅈ˟ؕႴỉᄽẓửਃạ࿢‫ؾ‬ἩἿἧỹἕἉἹἜἽ
્‫ݧ‬ᏡЎௌǛƸơǊŴ࿢‫ؾ‬ƴ᧙Ƣǔբ᫆˴ưǋƝႻᛩɦƞƍᲛٌૹષ঳༮ٍ

৹ਪ‫؞‬ীෲऊैଢ଼஢৫৅‫ؚ॔‬ইॱ‫ش‬ইज़ট‫ش‬ऽदउ௢஘भ஘‫ر‬ऩ୭୆ୖ਻पउૢइखऽघ

‫ٷ‬৹ਪ‫؞‬ীෲ੿঵୭୆೾৒/ॲॖड़य़३থథ/PCB/॔५ঋ५ॺ‫؞‬ଅယ‫؞‬পਞ୭୆‫؞‬ൾ਷‫؞‬਷ସ‫؞‬ႝਞ৹ਪ‫ٷ‬॥থ१ঝॸॕথॢ

୭୆॔७५ওথॺ/েણ୭୆୶஭৹ਪ/பႝৌੁ/ଅယළഉৌੁ

‫ٷ‬૥ୡ‫؞‬ଢ଼஢ଣೝચपঢ়घॊਭ౏૥ୡ‫ق‬ਭ౏ৰౚ੗ਯँॉ‫ك‬/ঞ॔ওॱঝীෲ/౮੟ীෲଣೝચறரীෲ‫ق‬Cs, Sr90, I131‫ك‬/MOVING LAB‫॔ق‬५ঋ५ॺ‫ؚ‬PM2.5‫ؚ‬ଣೝચ‫ك‬ٌॺআॵॡٍ
‫୕ٷ‬ળ঴दଣೝચীෲ৫઩खऽखञ‫آ‬ऴऎखऽଘৢॉॖঀঋ‫ش‬३ঙথ७থॱ‫قش‬FHIC)‫ٷ‬ঋॺॼ঒पುਡ॑ਝয়खऽखञ‫آ‬

KES(Kankyo Environment Solutions)

FHIC ਗ௴

Ⓔ୭୆ଵ৶७থॱ‫قش‬ISO/IEC 17025 ੳ৒হ঵ਚ ‫ك‬‫پ‬ম঺‫ٿ؟‬193-0832 ূ਎੃ழ௝৕৘ങি঴ 3-7-23
TEL (042)673-0500‫ ك৻ق‬FAX (042)667-6789

੾঵ओ੧৔‫(؟‬03)6206-4321

https://www.kankyo-kanri.co.jp/‫پ‬ଣೝਙ७३क़঒‫ق‬ఀಣ੟‫ؚ‬ଅယ‫ؚك‬੎সര‫ؚ‬஗ఇథ‫ؚ‬VOC‫ق‬ଅယ‫ؚ‬୭୆਷‫ॲؚك‬ॖड़य़३থథ‫ق‬ఀಣ੟‫ؚ‬ଅယ‫ؚ‬୭୆਷‫ك‬

原子力関連施設の安全性評価のための解析業務に豊富な実績があります
原子力関連施設の安全性評価のための解析業務に豊富な実績があります
原子力関連施設の安全性評価では、放射性物質発生量の計算から、人の被ばく線量計
原子力関連施設の安全性評価では、放射性物質発生量の計算から、人の被ばく線量計算にいた算にいたるまで、様々な解析手法を駆使する必要があります。V.I.C.は、関係省庁や各研究機るまで、様々な解析手法を駆使する必要があります。V.I.C.は、関係省庁や各研究機関と協力
関と協力し、一連の解析手法に関連する技術・知見を積み上げてきています。
し、一連の解析手法に関連する技術・知見を積み上げてきています。

廃棄物中の放射能量の計算（燃焼計算、放射化計算）－ORIGEN2
放射線輸送計算、遮へい計算－QAD、MCNP、PHITS
埋設処分施設の安全評価（地下水流動解析、核種移行解析、線量評価）● 臨界計算-MVP、SRAC、DANTSYS、SMORES、OPT-TWO、OPT-DANT、AGNES、AGNES-P－3DSEEP、Dtransu、TOUGH2、GSA-GCL、GSRW●● 廃棄物中の放射能量の計算（燃焼計算、放射化計算）－ORIGEN2● 放射線輸送計算、遮へい計算－QAD、MCNP、PHITS●● 埋設処分施設の安全評価（地下水流動解析、核種移行解析、線量評価）● －3DSEEP、Dtransu、TOUGH2、GSA-GCL、GSRW

2次元物質移行解析結果例
2次元物質移行解析結果例

1次元核種移行解析結果例
1次元核種移行解析結果例

株式会社ヴィジブルインフォメーションセンター

国際放射線防護委員会（ICRP）1990年勧告〒319-1112 茨城県那珂郡東海村村松440
点減衰核法によるγ線簡易（Publication 60）対応 電話 029-282-1654 FAX 029-282-8788 e-mail call@vic.co.jp ht t p: //www. v i c. co. j p/
し ゃ へ い 設 計 コ ー ド の運用環境を提供致します。
γ線しゃへい計算システム

Windows 10 対応版を販売しています。
旧バージョンからのアップグレード特別価格：99,360円（税込）

■概要

■納入実績

国 際 放 射 線 防 護 委 員 会 (ICRP)1990 年 勧 告（Publication 60）対応版としてしゃへい物に係わる限度等、使用施設等に係る基準となる量として新たに定義された実効線量Ｅを算出する計算コードをサポートする総合計算システムです。
充実したユーティリティプログラムや Windows環境でのデータハンドリングの快適な操作性がしゃへい設計作業の効率化に役立つこととなるでしょう。

● 日本原子力研究開発機構

原子力科学研究所● 日本原子力研究所 東海研究所● 日本原子力研究所 大洗研究所● 核燃料サイクル開発機構
大洗工学センター● 核物質管理センター● 京都大学原子炉実験所● 東京電力柏崎刈羽原子力発電所● 日本アイソトープ協会● 日揮● 清水建設● 大成建設● 大林組● 日立エンジニアリング● ﾆｭｰｸﾘｱ・ﾃﾞﾍﾞﾛｯﾌﾟﾒﾝﾄ● 放射線医学総合研究所● 海上技術安全研究所● 高エネルギー加速器研究機構● 電力中央研究所

順不同、敬称略、法人格名略

γShielder 価格・動作環境
価 格 ( 税 込 ) 1 ラ イ セ ン ス ： 5 0 0 , 0 0 0 円 動作環境：Microsoft Windows 7/8/8.1/10
株式会社 ヴィジブル インフォメーション センター
〒319-1112 茨城県那珂郡東海村村松440
電話 029-282-1654 FAX 029-282-8788 e-mail call@vic.co.jp

http://www.vic.co.jp/

Microsoft、Windows は、米国 Microsoft Corporationの米国及びその他の国における登録商標または商標です。 その他、記載されている会社名、製品名は、各社の登録商標または商標です。

図５、コンクリート板高速除染２ｋW
レーザーを用いて 20m2/ 時間