福島第一原子力発電所廃炉検討委員会 企画セッション
福島第一原子力発電所廃炉完了までを見据えたリスクへの対応
2024年３月26日（火）

放射性廃棄物の保管・処理・処分に係る課題

柳原敏
廃棄物検討分科会主査
福井大学
1

廃棄物検討分科会における活動の概要
目的
1F廃炉・環境修復における取り組みを俯瞰して、放射性廃棄物管理の観点から、エンドステートに向けた具体的な取り組みの可能性を幾つか示し、その特性を明らかにする。
これまでの活動概要⚫ 国際機関における廃炉・環境修復に係る検討、わが国の廃棄物管理に係る現状調査などを中心に活動を進め検討結果を中間報告「国際標準から見た廃棄物管理」にまとめ、公開（2020年）
提言✓ 廃炉の定義✓ エンドステートに係る議論の必要性✓ ステークホルダーによる討議機会の整備✓ 放射性廃棄物の低減に係る取り組みの早期実施✓ 放射性廃棄物処分に係る制度の見直し

総合的廃棄物対策の実施✓ 有害物質の分別と処分方策の検討✓ クリアランス制度の適用✓ サイト内での限定再利用の実施✓ 処分体系の再検討✓ スチュワードシップ等の検討⚫ 廃棄物の取り扱いに係るテーマを中心にシンポジウムを開催（例2023年8月）
浅沼他，1F 廃炉で発生する放射性廃棄物の取り扱い パネルディスカッション－保管の在り方・必要なことは何か、日本原子力学会誌, p35-39, Vol.66, No.2, 20242

事故から廃炉エンドステートに至る工程と廃棄物管理に係る課題• 事故対応• 安定化• 事故後除染• （施設特性調査）

燃料デブリの取り出し保守・管理
廃炉（除染・解体撤去）
サイトの環境修復

エンドステート

放射能レベルの高い廃棄物の管理に係る取り組み
減容化・保管・最終処分

大量に発生する放射能レベルの低い廃棄物に係る対策
エンドステートはどうあるべきか→ サイト解放（全領域、部分領域）/
スチュワードシップ

事故発生

大量に発生する処理水の対策
海洋への放出・保管管理→ 廃炉で発生する廃棄物管理に必要となる領域の確保→ 特性評価、減容処理、長期保管、廃棄体化
処分場の立地 / 長期保管3発生する放射性廃棄物の特性に基く領域区分
HC

B

A

CI

DEFG

廃炉対象領域

環境修復対象領域

A) 原子炉建屋・タービン建屋等（1–4号機）
B) 原子炉建屋・タービン建屋等（5, 6号機）
C) 放射性廃棄物の管理建屋
D) 水処理二次廃棄物貯蔵領域
E) 地下水抑制施設
F) 事務建屋,湾施設,道路,フェーシング領域,緑地帯, 他

G) 地表面の汚染領域
H) 港湾底部の堆積物
I) 冷却水浸透エリア（凍土壁の内側）

4放射性廃棄物発生量予測の考え方：1– 6号機の解体作業
通常炉における廃止措置の廃棄物量

我が国の商用炉廃止措置で発生する廃棄物量

トン
BWR
区分

小規模

中規模

大規模L150

7080

L2760

830

850

L3

5,530

6,750

11,810

CL

9,710

9,750

28,490NR

130,620

220,430

495,420

合計

146,670

237,830

536,650

出典：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, 平成２７年２月１２日

１F施設の廃炉で発生する廃棄物量の推定（CL及びNRも放射性廃棄物になると想定）
区分

1号機

２号機

トン

3号機

4号機

5号機

6号機

合計

L15070707070

80

410

L2760

830

830

830

830

850

4,930

L3

5,530

6,750

6,750

6,750

6,750

11,81044,340

CL

9,710

9,750

9,750

9,750

9,750

28,49077,200NR

130,620

220,430

220,430

220,430

220,430

495,420

1,507,760

合計

146,670

237,830

237,830

237,830

237,830

536,650

1,634,640

注：1号機出力：46.0万kWe, 2-5号機出力：78.4万kWe、6号機出力：110万kWe

施設全体が汚染し、放射性廃棄物になると想定すると廃棄物量は約163万トン

5領域毎に区分して予測した放射性廃棄物の発生量注

環境修復
37%

全体の廃棄物量
7,800×103 トン（5,600×103 m3）

燃料デブリ

1-6号機施設の解体
19% 1,500×103 トン

HLW L18%
L２29%

L3
64%

（860×103 m3）

原子炉施設以外(事務棟等)の解体 41%
廃棄物施設解体
0.3%
水処理施設解体3%
注3,200×103 トン（2,000×103 m3）

H. Kawamura, et al. (2017), “Decommissioning and Environmental Remediation Scenario
Development for Fukushima Daiichi”, International Journal for Nuclear Power (atw), 2017

L13%

L２
10%

L3
87%

6

時間軸を考慮した廃棄物管理シナリオ
フェーズ１：廃炉（主要設備）
フェーズ２：廃炉（その他設備）
燃料デブリ
取り出し

機器・構造物
全撤去

フェーズ３：サイトの環境修復
汚染全撤去

シナリオ１
機器・構造物部分撤去

汚染部分撤去

シナリオ２

準備

安全貯蔵

サイト利用
全領域

スチュワードシップ
廃棄物管理

機器・構造物
全撤去

汚染全撤去

シナリオ３

準備

シナリオ４

安全貯蔵

機器・構造物部分撤去

A
A(30年)

フェーズ４：施設・環境の管理

汚染部分撤去B
B(100年)

サイト利用
部分
サイト利用
全領域

スチュワードシップ
廃棄物管理

サイト利用
部分

C
C(300年)7廃棄物シナリオの比較例（廃棄物量）AB

含まれる核種やその量、時間軸が明らかでないため核種の減衰は考えていない。
主要核種が137Csであると想定すると、フェーズ１の開始時に比較して放射能濃度はAの段階で約2分の１、Bの段階で10分の1、Cの段階で1000分の1程度になることが予想される。

C
H. Kawamura, et al. (2017), “Decommissioning andEnvironmental Remediation Scenario Development
for Fukushima Daiichi”, International Journal for
Nuclear Power (atw), 2017をもとに概算

30年

100 年

その他施設の廃炉・環境修復から発生する放射性廃棄物のレベル区分をL3（放射能レベルが極めて低い廃棄物）とし、その濃度に対する放射性廃棄物の重量分布が一様（100Bq/gから0.1Bq/gまで一様に分布）であると仮定すると、シナリ
オ３，４におけるフェーズ２、３、４の放射性廃棄物はゼロになる。

300 年
8

廃炉工程で分類した廃棄物管理の主要課題
ステップ1,2

事故対応

第1期

安定化

第3期

第2期

エンドステート

事故後除染（施設特性調査）

燃料デブリ
取出し

廃止措置（解体撤去）

燃料デブリ等廃棄物

解体廃棄物

環境修復廃棄物✓ 金属✓ コンクリート✓ 処分不適合物✓ 金属✓ コンクリート✓ 土壌、等

事故発生

減容処理施設の運転による低減、等

事故対応・安定化・除染廃棄物✓使用済作業衣✓瓦礫/伐採木✓汚染水✓汚染水処理二次廃棄物✓ 燃料デブリ✓ 施設の除染等✓ 使用後機器

高レベル放射性廃棄物
最終処分を考慮した高レベル廃棄物の処理、分別、保管（長期保管）、処分の準備

環境修復・管理廃止措置・環境修復のシナリオにより異なる

スチュワードシップによる低減

低レベル放射性廃棄物
敷地内での再使用/再利用のための解体資材の条件付きクリアランスの準備
9

燃料デブリ取り出しで発生する解体物の取り扱い（技術戦略プラン）
技術戦略プラン2021注１
3.1.2.3.3.2 燃料デブリ取り出し作業時における仕分けの課題
燃料デブリ取り出しの作業においては、溶融した炉心燃料が金属類と混合・固化した燃料デブリや、溶融した炉心燃料がPCV 底面のコンクリートと混ざり合って生成された化合物（MCCI 生成物）の他に溶融燃料が部分的に付着した干渉物や構造物等もPCV 内から取り出される。これらのうち、微量な溶融燃料が付着しているものも全て燃料デブリとすると膨大な量となり、そのための燃料デブリ保管施設及び必要となる敷地規模も大型化する等の廃炉を進める上での阻害要因となる可能性がある。このためには、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けの技術、すなわち仕分けのシナリオ（取り出しから保管までのどのプロセスで仕分けを行うか等）、仕分け基準及び必要な計測技術の開発が必要である。
技術戦略プラン2023注２
3.2 廃棄物対策
3.2.1 目標
(2) 2021 年度に示した処理・処分方策とその安全性に関する技術的見通し（以下「技術的見通し」という。）を踏まえ、固体廃棄物の特徴に応じた廃棄物ストリームの構築に向けて、性状把握を進めつつ、処理・処分方策の選択肢の創出とその比較・評価を行い、固体廃棄物の具体的管理について全体として適切な対処方策の提示に向けた検討を進める。

注１東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2021, 2021 年10 月29 日原子力損害賠償・廃炉等支援機構
注２東京電力ホールディングス㈱福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2023, 2023 年10 月18 日原子力損害賠償・廃炉等支援機構

10

燃料デブリ取り出し・炉内構造物等の解体で発生する廃棄物管理シナリオの考え方
廃炉作業工程（時間軸）
シナリオ1
シナリオ2エンドス
テート

シナリオ3
燃料デブリ
取り出し
炉内機器
解体撤去

保管管理

⚫ 保管施設⚫ 容器仕様⚫ 保管管理計画

処分処理

長期保管に向けた処理

長期保管⚫
⚫
⚫
⚫

立地
地元説明
設計建設
安全評価

廃棄体化
処理

減容処理

例：880トンの燃料デブリを約10kg毎にユニット管に収納する場合注88,000個の容器の管理が必要になる。

⚫ 処理施設⚫ 処理の方法⚫ 廃棄体仕様

出典：燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発（仕分けに必要な燃料デブリ等の非破壊計測技術の開発）
2023年10月技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）

地層処分相当
0.02％

L368%

L14%
L228%

11

燃料デブリ取り出しで発生する廃棄物の分類（例：2号炉）
A. 燃料と構造物が溶融固化したもの（コリウム）➢ 燃料（約220トン）➢ 制御棒・計装機器（約16トン）➢ 炉内構造物及びコンクリートの溶融部分（？）
B. 燃料デブリが付着した機器・構造物✓ RPV（約290トン）✓ 炉心シュラウド、等（約30トン）
C. 核分裂生成物が付着した機器・構造物✓ RPV 上部機器（約30トン）✓ 熱遮蔽（約730トン）✓ ペデスタル等のコンクリート構造物（？）

RPV上部の構造物（溶融していない）

CCC

PCVドライウェルの汚染機器・構造物

RPV

B
IRIDによる燃料デブリの量の評価注
燃料＋構造物＋コンクリート
1号機：279 トン
2号機：237 トン
3号機：364 トン
合計 ：880 トン

A
炉内構造物と燃料が溶融固化したもの

燃料が溶融固化したもの（コンクリートンクリーAトとの反応物）

注：技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）ホームページ, 解析・評価等による燃料デブリ分布の推定について,
2016年１０月４日

12１F廃炉の放射性廃棄物管理に係る主要な課題と廃棄物検討分科会の今後の取り組み
高レベル放射性廃棄物：処分体系・管理方法の検討⚫ 燃料デブリ：放射性廃棄物の処分体系における位置づけの明確化と管理シナリオの構築⚫ 炉心部解体機器：燃料デブリ取り出しと同時に進められる機器解体の廃棄物の実行可能な管理シナリオの構築
低レベル放射性廃棄物：再資源化（クリアランス、限定再利用）の検討⚫ 原子炉施設及びその他施設のコンクリート解体物をクリアランスするための方策の構築⚫ 空になった水処理タンクなどの金属解体物のクリアランスによる限定再利用の実施
環境修復（１Fサイト）で発生する放射性廃棄物：低減化の検討⚫ エンドステートに向けた環境修復の在り方に係る討議⚫ エンドステートの設定（グリーンフィールドの達成は可能か）⚫ スチュワードシップ及びサイト利用に係るシナリオの構築

廃棄物管理シナリオの検討⚫ 幾つかの選択肢（シナリオ）を設定⚫ 評価に必要なシナリオ属性を明確化

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まとめ
⚫ 廃炉作業における放射性廃棄物発生量を予測するとともに、エンドステートに向けた廃棄物管理シナリオ（4ケース）を作成してその特徴を明らかにした（中間報告を公開）。

✓ 低レベル放射性廃棄物の量が高レベル及び中レベル放射性廃棄物に比べて非常に多い。
✓ 地下構造物の原位置管理や環境汚染領域のスチュワードシップは、廃棄物発生量を低減し、汚染を管理・監視できる利点がある。
⚫ 廃炉作業が中長期ロードマップ第3期に入ることを背景に、廃棄物発生量の再評価、燃料デブリ等の取り扱いなどを中心にエンドステートを視野に入れた廃棄物管理シナリオの作成を進める。
⚫ 原子炉建屋・タービン建屋以外の施設の解体で発生する解体物に関しては、限定クリアランスの可能性について検討（シナリオ作成）を進める。
⚫ ステークホルダー（事業者、行政、廃棄物専門家、解体関連業者、研究者、近隣住民などを含む）によるエンドステートや中長期ロードマップの再構築などに係る議論に資するための基盤整備を進める。

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