2019 年度
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会

活 動 報 告 書
（2019 年 4 月 ~ 2020 年 3 月）

2020 年 7 月

一 般 社 団 法 人 日 本 原 子 力 学 会

福島第一原子力発電所廃炉検討委員会

1

- 目次 -

- 頁 -１．はじめに

１
1

２．廃炉委員会の概況

１
1

３．廃炉委員会の体制と委員構成

１2（１） 体制（２） 委員の構成
４．廃炉委員会の活動状況（１）廃炉委員会の開催

3３（２）分科会の活動

4４（３）本年度にまとまった成果報告書

６7

廃炉リスク評価分科会報告書
建屋構造性能検討分科会 中間報告

（４）情報発信・コミュニケーション

7７

１）秋の大会廃炉委員会セッション
２）春の年会〃〃

３）春のシンポジウム
４）国際会議（５）廃炉委ワークショップ

9８（６）廃炉関連施設の視察 (福島第一サイト・JAEA 楢葉)

9９（７）部会、連絡会等との連携

10９

福島復興・廃炉推進学協会連絡会(ANFURD)
水化学部会・燃料デブリ専門委員会（８）外部機関の研究成果等の聴取と意見交換

10９

ANFURD、NDF、JAEA、資源エネルギー庁（９）廃炉委員会表彰制度の検討

10
11

５．次年度の課題、注力事項 とスケジュール（１）福島第一廃炉の全体概況と技術課題（２）次年度に向けた廃炉委員会の課題と注力事項
１）廃炉委員会
２）分科会（ 3 ）スケジュール

2-

添付資料 -

頁

1 福島第一原子力発電所廃炉検討委員会 委員リスト

13

2 同分科会委員リスト

16
16

3 分科会・WG 設立趣旨
21

-1 強度基準検討分科会（設立趣旨、活動方針）

28-2 学会事故調提言フォローWG

４ 成果報告書 抜粋-1 廃炉リスク評価分科会 報告書「燃料デブリの取り出しにおける定量的リスク評価手法の検討」2019 年 10 月
-2 建屋の構造性能検討分科会 中間報告書 第一報「燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性について」2019年 3月

3243

５ 廃炉委員会セッション、廃炉国際会議報告-1 秋の大会廃炉委員会セッション(富山大学、2019 年 9 月 )64-2 FDR2019（福島 J-Village、2019 年 5 月）

66

-3 SMiRT25 JASMiRT ワークショップ セッション４

69(米 NC 州シャーロット、2019 年 8 月)

6 廃炉関連施設視察委報告 (福島第一サイト・JAEA 楢葉、2019 年 10 月)
7
-1

72

関係部会・委員会からの報告
ANFURD 活動状況 （第 22,25 回廃炉委）

84-2 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会活動状況87（第 24 回廃炉委）

8 廃炉委表彰制度の検討

92

9

94

廃炉委員会スケジュール
2019 年度実績と 2020 年度計画案

3

１．はじめに
福島第一原子力発電所の廃炉は、かつて経験のない技術的な挑戦を伴いつつ、極めて長期にわたり継続される事業である。日本原子力学会としてこの問題に長期に取り組み事故炉の廃炉が安全かつ円滑に進むよう技術的・専門的な貢献を行うとともに学会事故調の提言・課題をフォローするため、2014 年度に「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」(以下 廃炉委員会)を設置し、活動を進めている。
本報告書は、廃炉委員会の 2019 年度の活動についてまとめたものである。
２．廃炉委員会の概況
福島第一原子力発電所の事故後9年目となった2019年度は、個別検討課題に取り組む分科会の活動が次の通り進展するとともに、新たに、「強度基準検討分科会」及び「学会事故調提言フォローＷＧ」を設置した。
・廃炉リスク評価分科会分科会は、燃料デブリ取り出しに関する NDF のリスク評価結果のレビューを行ない、その結果を次の報告書にとりまとめた（抜粋：添付資料 4-1）。
「燃料デブリの現状及びその取り出しにおける定量的リスク評価手法の検討(2019 年 10 月)」
・建屋の構造性能検討分科会は、「燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性についての中間報告書（2019 年 3 月）」(抜粋：添付資料 4-2)を昨年度末にとりまとめた後、今後の長期に亘る使用での構造の劣化について検討を進めている。また、高温に晒されたペデスタルの構造性能を把握することも重要な課題と認識し、これらに対する現状の知見をとりまとめて行く。
・ロボット分科会は、「廃炉作業にかかわるロボットアイデアへの提言（2019 年４月、抜粋を 2018 年
度期末報告書に添付）」をとりまとめた後、実際の廃炉プロジェクトに直接かかわる技術者等から定期的に情報発信願い、それに基づきシーズ技術を提案する活動を、廃炉ロボット技術オープンフォ
ーラム等を通して継続的に進めている。
・廃棄物検討分科会は廃棄物処分の最終的なプラント・サイトの状況（エンドステート）を見据えた検討を進め、中間報告書「国際基準から見た廃棄物管理」をとりまとめ中である。
・福島第一原子力発電所（以下 福島第一）事故により損傷を受けて一部機能を失っている構造物に対しての強度基準の在り方を議論し、適切な基準に対する考え方をまとめて提言することを目的とし、強度基準検討分科会を2019年5月に設置した。
設立の趣旨を添付資料3-1-1に、活動の方針と現況を添付資料3-1-2に示す。
・近く福島第一事故後10年を迎える機会に、学会事故調で提言された各項目がどの程度実現され、何が残された課題となっているのかを、再度学会の立場でレビューを行い、必要な提言を行うことを目的とし、「事故調提言フォローＷＧ」を2019年11月に設置した。
設立の趣旨と活動方針を添付資料3-2に示す。
また、事故から 9 年が経過し、福島第一では環境を含めて安定化が進み、燃料デブリ取り出しの本格的な作業の準備が整いつつある状況であり、廃炉に向けて関係者の率直な意見を集めて分科会の活動を支援すべく、本年度は４(５)項に示す通り廃炉委ワークショップを２回実施した。
なお、原子力に携わる若手研究者・技術者を対象に、廃炉委員会としての表彰制度の検討を開始した（４(9)項および添付資料 8 参照）。
-1-

３．廃炉委員会の体制と委員構成（１）体制
廃炉委員会の運営を円滑に進めるため、運営タスクチームを 2017 年 1 月に設けており、各分科会からの協力者も加わって活動している。
分科会については、現在 図１に示す次の 5 分科会 1WG の構成で進めている。
・廃炉リスク評価分科会
・建屋の構造性能検討分科会
・ロボット分科会
・廃棄物検討分科会
・強度基準検討分科会
・学会事故調提言フォローＷＧ
福島第一での廃炉作業が本格化し学会が取り組み支援を進める中で、今後とも課題に応じて新たな分科会および検討 WG を設定し、多くの学会員に協働いただき、支援を強化していく。

図１

福島第一原子力発電所廃炉委員会の体制
2020.2.25（２）委員の構成
2018 年度末の廃炉委員会委員リストを添付資料 1 に、分科会の委員リストを添付資料 2 に示す。

-2-

４．廃炉委員会の活動状況
本年度の廃炉委員会及び分科会の活動状況は以下の通りである。
廃炉委員会の本年度の活動スケジュール実績を添付資料 9 に示す。
（１）廃炉委員会の開催
廃炉委員会を表１の通り開催した。
表１ 廃炉検討委員会 開催状況
回

開催日

第 21 回

2019/4/3

第 22 回

2019/5/31

第 23 回

2019/9/2

第 24 回

2019/11/25

第 25 回

2020/2/25

主な議事内容・春の廃炉シンポジウム報告
・春の年会企画セッション 報告
・廃炉委ＷＳ実施概要
・事故調 課題のフォローについて・ロボット分科会 2018 年度中間報告書案
・廃棄物分科会 中間報告書 骨子
・建屋構造分科会 中間報告書 2018 最終版
・関係部会/組織の活動状況- FP 挙動専門委員会の活動現況-IRID の研究開発の概況-ＮＤＦ「廃炉研究開発連携会議報告」
・強度基準検討分科会設置
・年間スケジュール案
・2018 年度活動報告書構成案
・リスク評価分科会/ロボット分科会/建屋構分科会 最終報告書の公開
・ FDR2019(廃炉国際会議)報告
・秋の大会廃炉委セッション計画
・関係組織の活動状況- エネ庁：福島第一廃炉への取組-ＮＤＦ：第 4 回福島第一廃炉国際フォーラム紹介-ANFURD：活動状況
・秋の大会廃炉委セッション準備状況
・廃炉関連施設視察計画
・関係組織の活動状況-NDF：福島第一廃炉戦略プラン 2019 要旨-JAEA：CLADS の活動状況、大熊分析/研究センター建設準備状況
・学会事故調提言フォローＷＧの設置
・次年度予算構成案
・廃炉委表彰制度の提案
・廃炉リスク評価分科会 2019 年度報告書
・秋の大会廃炉委セッション報告
・春の年会廃炉委セッション計画
・廃炉関連施設視察(10/1,7 1F サイト・JAEA 楢葉)報告
・部会/専門委員会からの報告- SA 時の FP 挙動専門委活動状況
・学会事故調提言フォローＷＧの活動計画
・廃炉委表彰制度検討状況
・廃炉委 WS 今後の計画
・春のシンポジウム/年会廃炉委セッション準備状況
・廃棄物分科会中間報告書案
・関係組織の活動状況- ANFURD 活動報告
-3-

（２）分科会の活動
各分科会の活動方針、本年度活動状況、来年度の展望を下表２にまとめる。
表２ 分科会活動状況
1)建屋の構造性能検討分科会 (主査：瀧口克己(東京工業大学名誉教授))
活動方針

福島第一の建屋の健全性について、信頼性の検証や課題の整理を行うと共に、社会にわかりやすく情報を発信していく。

活動状況

第 17 回
第 18 回

2019/
07/10

・福島第一原子力発電所 燃料取出し用カバーの設計と施工に関する紹

10/04

・原子炉建屋の地震観測記録を使った伝達関数の傾向分析結果の紹介。

介。

・炉内調査時に確認されたペデスタル壁面写真からの考察の紹介。
・2 号燃料取出し方法の見直し計画案の紹介。
第 19 回

2020/

・福島第一原子力発電所 原子炉建屋の劣化評価に関する課題等の議論

01/08

を実施。

来年度の

・本分科会に関連する課題で大きなものは、先ず、使用済み燃料取り出しを第一ステップとし

展望て、廃炉の各ステップにおける建屋の耐震性の評価である。また、高温に晒されたペデスタルの構造性能を把握することも重要な課題である。前年度に引き続きこれらの課題に対する現状の知見をとりまとめる。

その他

第 20 回分科会予定 2020/07/08 am2)ロボット分科会 (主査：吉見卓(芝浦工業大学))

活動方針

福島第一の廃炉にかかわる遠隔操作ロボットに関し、ロボット技術からの俯瞰的支援と社会に受け入れられるロボット技術貢献の在り方を提言する。

活動状況

第 11 回

2019/6/6

・RSJ2018 でのオープンフォーラムについて報告。
・RSJ2019 でのオープンフォーラム企画、AESJ2019 秋の大会廃炉セッ
ションでの講演企画、今後の活動内容等について議論。
（Robomech2019 会場で実施。
）

ｵｰﾌﾟﾝﾌｫ2019/9/3

・第 37 回日本ロボット学会学術講演会の会場にて、オープンフォーラ

ｰﾗﾑ
企画ｾｯｼ

ム「廃炉に向けた日本原子力学会との連携と課題 5」を開催。
2019/9/13

ｮﾝ・日本原子力学会 2019 秋の大会「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」企画セッションにて、淺間一教授（東大）が「福島第一原子力発
電所の廃炉のための遠隔技術」と題して講演。

その他

2019/ 秋 以
後・廃炉委のパンフレットの改訂に対応し、分科会の活動紹介に関する
和文原稿作成、英文原稿見直しを行った。
・新型コロナウィルスの感染拡大の影響で、2021 年度末からの活動が停止している。今後の状況を見て、活動を再開していく。

来年度の「ロボット分野で、学会は、そして当該分科会は、本格的にデブリ取り出しのフェーズを迎え

展望る廃炉作業にどのような形で関わり、貢献していくのか。」についての議論に基づき、活動を継続実施していく。我々の活動を実際の廃炉プロジェクトに役立てるために、プロジェクトに直-4-

接かかわる技術者等からの定期的な情報発信を受けて、シーズ技術の提案等の活動を進めていく。そのための仕組みづくり、場の提供を念頭においた活動を、今年度も分科会全体で行う。
その他

2020 年度はコロナ禍の影響を受け、第 38 回日本ロボット学会学術講演会がオンライン開催となり、全てのオープンフォーラムの実施が無くなった。これを受けて、例年実施してきた「廃炉に向けた日本原子力学会との連携と課題」も見送りとなった。今年度の活動が本格化するのは年度後半となる見込みであることから、分科会での議論を通して活動を企画実施していく。

3)廃棄物検討分科会(主査：柳原敏(福井大学))
活動方針

・放射性廃棄物管理シナリオの分析
・事故炉の放射性廃棄物対策に係るレビュー
第 10 回
第 11 回
第 12 回2019/

・ 放射性廃棄物管理に係る課題の整理

3/7

・ 中間報告の討議（用語の定義、構成など）

2019/

・第 4 回福島廃炉シンポジウムの概要説明と意見の整理

4/17・中間報告の討議(全体構成、報告の主眼など)

2019/

・中間報告の討議(全体構成、放射性廃棄物管理シナリオなど)

6/21
第 13 回

第 14 回・今後の活動方針に係る討議

2019/

・第 8 回ワークショップの紹介とコメントの整理

9/25

・中間報告の討議(宮野委員長のコメント対応など)

2019/

・中間報告の討議(予め設定された燃料デブリの量が取り出せなかった場合

11/6に係るシナリオの考え方の討議など)
・今後の活動方針に係る討議

第 15 回

2020/

・中間報告の検討（全体構成の見直し）

1/30

・中間報告を公表する場合の説明資料の内容

来年度の・中間報告の公表

展望・中間報告の公表後、マスコミを含め１F 廃炉廃棄物に関して関心のある人々との討議の機会を作る。また、そこで集約した意見などに基づいて今後の活動について検討する。

その他

第 16 回分科会 ：2020 年 8 月頃に開催予定。

4)廃炉リスク評価分科会 (主査：山本章夫(名古屋大学))
活動方針
活動状況

燃料デブリ取り出し等、廃炉作業に伴って放射線リスクが増加する可能性があり、リスクの定量化検討が NDF によって行われている。本分科会では、検討されているリスク評価手法について、各分野の専門家の観点で、レビューを実施することを通じて、その改善と手法としての確立に資する。
 報告書の内容について、メールベースで審議・確認を実施。
 分科会としての報告書を取りまとめ、9/2 廃炉委検討委員会で説明。
 11/25 の廃炉検討委員会でコメント反映内容を説明。
 廃炉検討委員会ＨＰにて報告書を 2019.12 に報告書を公開

本年度の・これまでのレビュー結果として報告書を取りまとめ、HP にて公開した。

成果-5-5)強度基準検討分科会 (主査：鈴木俊一(東京大学教授))
活動方針

損傷を受けて一部機能を失っている構造物に対しての強度基準の在り方を議論し、適切な基準に対する考え方をまとめて提言する。

活動状況

第1回

2019/7/23「1F 廃炉の構造維持評価について、何が課題か、また何を議論すべきか」について各委員より意見が出され、議論を行った。

第2回

2019/9/30· 「要求される安全機能と守るべき機器」について議論した。
· 要求される安全機能として、閉じ込め機能、冷却機能等が挙げられ、守るべき機器について議論した。

第3回

2019/11/18· 「要求される安全機能と守るべき機器」に関する意見の集約結果を示し、議論した。また、強度評価の考え方について一例を示し、議論した。さらに、「強度評価で考慮すべき事項・評価手法」について議論
した。

第4回

2020/2/10· 第 3 回までの議論内容を受けた 1F における強度基準の在り方（案）を示し、議論した。

第5回

2020/7/5· S/C 耐震支持構造物等のケーススタディーを実施し、第 4 回に示したフローの修正すべき点等について議論し、課題を洗い出した。

来年度の・分科会で実施した強度基準の在り方に関する議論の取りまとめ。

展望その他

第 6 回分科会予定 2020/9/8 13:00～15:00

6) 学会事故調提言フォローWG (主査：越塚誠一(東京大学教授))
活動方針

学会事故調査報告書の提言内容に対し、学会内外の関係各所による取り組み状況を調査し、内容の分析及び評価を行うとともに、今後につなげるための提言を取りまとめる。

活動状況

第1回

2020/2/25

準備会合を開催。WG の位置づけ、第 1 回調査報告書の概要確認、活動方針について議論を行った。

第2回

·
·
·

来年度の

・取り組み状況の調査と同時に、2016 年報告書に基づき内容の分析と評価を開始する。

展望・分析及び評価結果を提言としてまとめ、報告書とする（2020 年内を目標）

その他

第 2 回 WG 予定-6-

（３）本年度にまとまった成果報告書
本年度にまとまった成果報告書は次の通りである。
1)リスク評価分科会 最終報告書「廃炉リスク評価分科会報告書～燃料デブリの現状及びその取り出しにおける定量的リスク評価手法の検討～」

2019 年 9 月（下記廃炉委員会サイトで公開済、抜粋：添付資料 4-1）

https://www.aesj.net/aesj_fukushima/fukushima-decommissioning
なお、昨年度にまとまった次の報告書について、本年９月に版権の処理ができたので抜粋を添付する。
2) 建屋の構造性能検討分科会 中間報告書「燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性について」2019 年 3 月（公開準備中、抜粋：添付資料 4-2 ）（４）情報発信・コミュニケーション
秋の大会、春の年会に加え、原子力学会を軸に 2016 年 5 月に設立された「福島復興・廃炉推進に貢献する学協会連絡会(ANFURD)」を情報発信・コミュニケーションの場として活用している。なお；・秋の大会では 福島第一の廃炉に関連する各組織の研究成果報告と意見交換
・春の年会では 廃炉委の活動状況・成果報告および検討の方向性に関する議論を主に行うこととしている。
廃炉委員会としての社会への発信は、毎年春にシンポジウムを開催して、その時の最もホットな話題を取り上げ、議論いただくようにしている。
１）秋の大会
秋の大会(富山大学 五福キャンパス)中の 2019 年 9 月 13 日午後、廃炉委員会セッション「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会－現地状況および活動報告-」 を実施した(添付資料 5-1 参照)。
会場は満席で立ち見がでる盛況であり、聴講者数は約 200 人。学会員の関心の高さが窺えた。
福島第一廃炉の現況・課題と展望、廃炉委員会の活動状況を伝える良い場であり、今後とも活用して行きたい。

・座長：関村副委員長
・講演-1 福島第一原子力発電所廃炉作業の現状
東京電力 HD 鬼束 俊一-2 福島第一原子力発電所の廃炉のための遠隔技術
東京大学 淺間 一-3 英知事業・国際協力の取り組み
JAEA CLADS 岡本 孝司-4 廃炉検討委員会の取り組み
廃炉検討委員会委員長 宮野 廣
・全体討論

-7-

２）春の年会
春の年会(福島大学)中の 2020 年 3 月 18 日午後、廃炉委員会セッション「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会 活動報告」を以下の内容で実施すべく準備していたが、新型コロナウィルスの影響で春の年会自体が中止となった。
・座長：関村副委員長
・講演-1 福島第一原発廃炉の課題と廃炉委の取り組み
廃炉検討委員会委員長 宮野 廣
-2 廃炉の過程におけるリスクの評価とマネジメント
名古屋大学 山本 章夫-3 燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性について
東京工業大学 瀧口 克己-4 IAEA 等の国際基準に基づいた廃棄物管理の様々な選択肢
福井大学 柳原 敏
・全体討論
３）春のシンポジウム
一般向けの第5回廃炉シンポジウムを、2020 年 3 月 7 日に開催すべく準備していたが、新型コロナウィルスの影響で中止とした。

４)国際会議・FDR2019
日本機械学会と日本原子力学会の共催で、福島第一原子力発電所の廃炉について国内外の研究者・技術者が最新の研究成果などを報告する国際会議-International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research FDR 2019を、福島の Jヴィレッジで 2019 年 5 月 24-26 日に開催した。（添付資料 5-2参照）
会場が連日満員になるほどの盛況で、その企画・実施に宮野委員長、岡本副委員長、浅沼委員、可児委員、矢板委員が貢献した。
・SMiRT25 での廃炉国際セッション
JASMiRT と連携し 2019 年 8 月 7 日に、SMiRT25(米シャーロット)での JASMiRT ワークシ
ョップの１つのセッションとして、廃炉国際セッションを実施した。
（添付資料 5-3 参照）（５）廃炉委ワークショップ（WS）
福島第一事故から 9 年が経過、環境を含めて安定化が進み燃料デブリ取り出しの本格的な作業の準備が整いつつある中、原子力学会は専門家集団として積極的に貢献しなければならない。廃炉委員会として関係者の率直な意見を集めて分科会の活動を支援すべく、昨年度に引き続き本年度は、表３に示す通り２回の廃炉委ワークショップを実施した。
-8-

表３ 廃炉委ワークショップ 開催状況
回

開催日

１

2018/
5/28

２

6/ 9

３

7/ 7

４

12./8

５

2019/
1/19

６

1/26

７

2/ 9

8

9/23

9

2020/
3/9

テーマ：話題提供者

主な論点

廃炉のロードマップ、論点と対応：
岡本 廃炉委副委員長（東大）

1F 廃炉の位置づけとあり方,1F の現状とリスク源,
外部ハザード対応,人材育成,ロードマップの在り方,
社会との関係,今後の研究課題
廃止措置と管理目標：
廃止措置作業と管理目標,管理目標が対象とする
山本 事故・課題フォロー分科会主査 範囲, 管理目標の必要性・策定主体,策定に(名大） あたっての基本的な考え方,構成例,策定例
廃棄物の取り扱いについて(その 1)：
廃棄物対策に係る基本的考え方, 廃炉(1F)の定義,
柳原 廃棄物分科会主査 (福井大）
中長期を見据えた廃棄物管理シナリオ, 環境修復,
エンドステート
事故炉廃炉での放射性物質/放射線の閉 バウンダリの意味・性能要求と施設の管理目標とのじ込めのためのバウンダリの考え方:
関連, 定量的管理目標の例, 我国規制における定量
村松健 (東京都市大)的・定性的表現の例,・・・
廃棄物の取り扱いについて(その２)：発生する放射性廃棄物の行先, 放射性廃棄物の発生
柳原 廃棄物分科会主査 (福井大）
量低減への取組み, 廃炉終了の姿とそこに至るシナリオの考え方
事故炉廃炉における自然事象に対する 地震動・津波ハザード評価の動向,状況に応じた備え備えを議論する上での前提条件の必要性,ハザード評価者と技術者の役割,
糸井 建屋・構造分科会幹事（東大） 施設側の備えの考え方
宇宙・衛星の信頼性技術と事故炉廃炉向 人工衛星の品質保証の課題・不具合事例・原子力発
けロボットへの展開：小畑俊裕（東大） 電所との関連性, システムズエンジニアリング,
事故炉廃炉向けロボットへの展開,・・・
廃棄物の取り扱いについて(その 3)：
廃棄物分科会中間報告の論点整理
柳原 廃棄物分科会主査 (福井大）
福島第一廃炉のための IAEA における
福島第一廃炉に向けた IAEA 国際ピアレビュー
活動： 八木 雅浩(IAEA)
ミッション（６）廃炉関連施設の視察
廃炉関連施設として、福島第一サイトおよび JAEA 楢葉遠隔技術開発センターを 10 月 1 日および同７日に次の通り廃炉委関係者 15 名で視察した。視察内容を添付資料 6 にまとめているが、今回
ANFURD を通して呼び掛けたこともあり、1 日に 16 名、７日に 14 名と多数参加いただいた。
・福島第一サイト：
管理区域内に立ち入り、１～４号機外観、凍土壁設備、サブドレン設備、汚染水処理設備他を視察。
・JAEA 楢葉遠隔技術開発センター：
研究管理棟にて格納容器内状況を立体視できる VR システムを体験、試験棟にてロボット試験用モックアップ階段、止水技術実証試験装置、モーションキャプチャー設備を視察。

（７）部会、連絡会等との連携
本年度は、福島第一廃炉に関連する部会、連絡会(ANFURD 等)のうち・ANFURD(福島復興・廃炉推進に貢献する学協会連絡会)から活動状況を第 22,25 回廃炉委にて、
・「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会から第 21,24 回廃炉委にて紹介いただき意見交換を行った。その資料を各々添付資料 7-1, 7-2 に示す。
なお燃料デブリ専門委員会は、活動報告書を 2018 年度にまとめた後活動を停止している。

-9-

（８）外部機関の研究成果等の聴取と意見交換
福島第一の廃炉に関連する外部機関（エネ庁、NDF､東電､JAEA）の活動状況・研究成果等の聴取と意見交換を、廃炉委員会及び秋の大会を活用して行った。廃炉委員会で行われた項目を表４に示す。
表４ 廃炉委員会での外部機関との意見交換
廃炉委

開催日

主な内容

第 21 回

2019/4/3

第 22 回5/31- エネ庁：福島第一廃炉への取組-ＮＤＦ：第 4 回福島第一廃炉国際フォーラム紹介

第 23 回

9/2-NDF：１F 廃炉戦略プラン 2019 要旨- IRID の研究開発の概況-ＮＤＦ「廃炉研究開発連携会議報告」-JAEA：CLADS の活動状況、大熊分析/研究センター建設準備状況
・秋の大会(富山大学)では、9 月 13 日の廃炉委員会セッションで、(4) 1)項にある通り、
東京電力から「福島第一廃炉作業の現状」、
JAEA から「CLADS の英知事業・国際協力への取り組み」
が紹介され意見交換が行われた。これに引き続き行われた(エネ庁)／NDF 主催の「廃炉戦略
ワークショップ」では、各号機炉内・燃料デブリの状況把握、および燃料デブリ取出し工法に関して調査・研究成果等の聴取と意見交換が行われた。

（９）廃炉委員会表彰制度の検討
原子力に携わる若手研究者・技術者を対象に、廃炉委員会としての表彰制度の検討を開始し、原子力学会理事会・総務財務委員会と内容を調整中である（添付資料 8 参照）。

- 10 -

５．次(2020)年度の課題、注力事項とスケジュール（１）福島第一廃炉の全体概況と技術課題
2019年末に東京電力、資源エネルギー庁の廃炉ロードマップが見直され、2021年度からの燃料
デブリの調査取り出しを起点として本格取り出し作業に入ると言う方針が示された。
いよいよ福島第一での廃炉作業が本格化し、ますます学会の支援の強化が求められる。
廃炉委員会では、分科会、ワークショップに加えて、他の組織との協働にも積極的に取り組み、活動の展開を図っていく。この状況の中で、技術課題として次の項目が挙げられる。
・シナリオの見えない事象のリスク評価のあり方
・サイトのどのような姿を目指して廃炉作業を進めるか
・大きな災害に対する健全性維持のあり方
・必要な技術開発項目の整理と現況の把握
・国際社会との連携をどのように進めるか（２）次年度に向けた廃炉委員会の課題と注力事項
次年度への課題と注力事項は以下と考えられる。
１）廃炉委員会の活動〇2021年の10年目に向け、学会事故調提言のフォロー活動を始める。
（例）
・背後要因のうち組織的なものに関する事項の分析
・専門家集団としての学会・学術界の取組みの在り方の検討○課題解決型のWSの開催を継続する。
（例）・トリチウム水への対応
・風評被害への対応
・計量管理
・弁別の考え方、クリアランスの評価法

２）分科会の活動
・廃炉リスク評価分科会：廃炉作業におけるリスク評価法の確立
・建屋の構造性能検討分科会：廃炉の構造評価法の提案
・ロボット分科会：炉内調査ロボットの開発、信頼性の提言
・廃棄物検討分科会：報告書として「提言」した項目の具体的な検討
・強度基準検討分科会：事故炉の強度基準の考え方の提言
・事故調提言フォローWG：学会事故調2016年提言の各組織実施状況の調査・分析・評価- 11 -

３）国際会議・FDR2021の開催準備。2021年5月6日―19日 於J-Villageを予定。
・JASMiRTと連携し、廃炉分野をSMiRTにも根付かせる努力を続ける。
-SMiRT26は2021年８月ベルリン、SMiRT27は2023年８月横浜にて開催される。
・ＮＤＦ第５回福島第一廃炉国際フォーラムについては延期が決定された。
４）秋の大会、春の年会の廃炉委セッション（開催は未定）
9月の秋の大会、来年3月の春の年会では、廃炉委セッションを計画・実施する。
５）春のシンポジウム
2021年3月の一般向け廃炉シンポジウムについては、市民目線の内容で計画・実施する。
また、2021年は10年の節目であり、学会主催行事との連携にも配慮する。

（3）スケジュール
本年度の廃炉委員会の活動実績と来年度のスケジュール計画案を添付資料9に示す。
以上- 12 -

添付資料 １
日本原子力学会「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」
委員リスト (2020.2.25時点)
委員長

宮野 廣

法政大学 大学院デザイン工学研究科

関村 直人

東京大学 大学院工学系研究科原子力国際専攻

岡本 孝司

東京大学 大学院工学系研究科原子力専攻

FP ・ 廃 棄 物 処 理 ・
汚染水対策

浅沼 徳子

東海大学 工学部原子力工学科

燃料デブリ

阿部 弘亨

東京大学 大学院工学系研究科原子力専攻

福島特別プロジェ
クト代表

井上 正

（一財）電力中央研究所 原子力技術研究所

分科会主査

鈴木 俊一

東京大学 大学院工学系研究科原子力国際専攻

分科会主査

瀧口 克己

東京工業大学名誉教授

福島第一廃炉早瀬 佑一

エネルギー・環境研究会

リスク評価

山口 彰

東京大学 大学院工学系研究科原子力専攻

分科会主査

山本 章夫

名古屋大学 大学院工学研究科総合エネルギー工学専攻

分科会主査

吉見 卓

芝浦工業大学 工学部電気電子学群電気工学科

分科会主査

柳原 敏

福井大学 附属国際原子力工学研究所

矢板 由美

東芝エネルギーシステムズ（株）エネルギーシステム技術開発センター 化学技術開発部

林道 寛(一財)エネルギー総合工学研究所

山内 豊明

日本原子力発電（株） 廃止措置プロジェクト推進室

安部田 貞昭元三菱重工業川原 博人

三菱重工業(株) パワードメイン原子力事業部デコミプロジェ
クト室

出光 一哉

九州大学 大学院工学研究院エネルギー量子工学部門

内田 俊介（国研）日本原子力研究開発機構 安全研究・防災支援部門

副委員長

幹事

福島第一廃炉
廃炉ｼﾅﾘｵ／除染
燃料デブリ

委員

FP ・ 廃 棄 物 処 理 ・
汚染水対策

可児 祐子
小西 哲之

ロボット

材料・構造
(特に耐震構造)放射線影響（株）日立製作所 研究開発グループ 原子力システム研究部
京都大学 大学院エネルギー理工学研究所/エネルギー科
学研究科

高木 純一

東芝エネルギーシステムズ（株）原子力化学システム設計部

大隅 久

中央大学 理工学部精密機械工学科

安部 浩（一社）日本原子力学会

加治 芳行（国研）日本原子力研究開発機構 原子力科学研究部門

高田 毅士

東京大学 大学院工学系研究科建築学専攻

渡邉 豊

東北大学 大学院工学研究科量子エネルギー工学専攻

服部 隆利（一財）電力中央研究所 原子力技術研究所

1

13

(旧)事故調

リスク評価

東京大学 大学院工学系研究科システム創成学専攻

奈良林 直

東京工業大学 科学技術創成研究院先導原子力研究所

竹田 敏

大阪大学 大学院工学研究科環境・エネルギー工学専攻

成宮 祥介(一社)原子力安全推進協会

安部 浩（一社）日本原子力学会

浅沼 徳子

東海大学 工学部原子力工学科

可児 祐子（株）日立製作所 研究開発グループ 原子力システム研究部

川原 博人

三菱重工業(株) パワードメイン原子力事業部デコミプロジェクト室

矢板 由美
運営タスクチーム

越塚 誠一

笹沼 美和＊

東芝エネルギーシステムズ（株） エネルギーシステム技術開発センター
化学技術開発部【建屋の構造性能検討分科会】東京電力ホールディングス（株） 福島第一廃炉推進カンパニープロジェクト計画部

芦澤 怜史＊【ロボット分科会】名城大学 理工学部メカトロニクス工学科

川崎 大介＊【廃棄物検討分科会】福井大学 学術研究院工学系部門原子力・エネ
ルギー安全工学専攻

高田 孝*【廃炉リスク評価分科会】(国研)日本原子力研究開発機構

成宮 祥介*【廃炉リスク評価分科会】(一社)原子力安全推進協会

中野 宏之*【強度基準検討分科会】東京電力ホールディングス(株) 経営技術戦略研究所 技術開発部 材料・化学エリア*：分科会からの協力者

アドバイザー(顧問)

オブザーバー

近藤 駿介

原子力発電整備機構

石榑 顕吉

埼玉工業大学石川 迪夫

原子力デコミッショニング研究会

土屋 博史

資源エネルギー庁原子力発電所事故収束対応室長

岡本 正樹

資源エネルギー庁原子力発電所事故収束対応室 企画官

田中 佑典

資源エネルギー庁原子力発電所事故収束対応室 課長補佐

金杉 祥平

資源エネルギー庁原子力発電所事故収束対応室 係長

梅原 肇

原子力損害賠償・廃炉等支援機構 (NDF)

野田 耕一

日本原子力研究開発機構

今村 功

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 (IRID)

川本 敦史

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 (IRID)

長谷部 伸治

化学工学会（京都大学国際高等教育院特定教授）

松方 正彦

化学工学会（早稲田大学理工学術院教授）
東京電力 廃炉推進カンパニー
原子力規制委員会

214

【 事務局 】

岡嶋 成晃

学会会長 （(国研)日本原子力研究開発機構）

駒野 康男

学会前会長 (MHI NSエンジニアリング（株）)

佐治 悦郎

学会理事 （MHI NSエンジニアリング(株)）三倉 通孝

学会理事 (東芝エネルギーシステムズ（株）)

上坂 充

学会元会長 (東京大学)

上塚 寛

学会元会長 (放射線計測協会)

田中 隆則

学会元理事 (原子力環境整備促進･資金管理センター)

中山 真一

学会理事（(国研)日本原子力研究開発機構）

藤澤 義隆

学会理事（中部電力(株)）藤田 玲子

学会元会長 (科学技術振興機構)

堀池 寛

学会元会長 (大阪大学)

宮原 要

学会前理事 ((国研)日本原子力研究開発機構)

富田 靖（一社）日本原子力学会

315添付資料 2
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会 分科会 委員リスト (2020.2.25 時点)
１．「建屋の構造性能検討分科会」委員リスト
主査

瀧口

克己

東京工業大学

幹事

糸井

達哉

東京大学

今本

啓一

東京理科大学

工学部建築学科兼近稔

鹿島建設(株)

原子力部

倉員

宗一

(株)東芝

黒澤

到

清水建設(株)佐藤芳幸

東京電力ホールディングス（株） 福島第一廃炉推進カンパニー
プロジェクト計画部

鈴木

俊一

東京大学

大学院工学系研究科原子力国際専攻

高田

毅士

東京大学

大学院工学系研究科建築学専攻

委員(五十音順)

堤

オブザーバー(五十音順)

【事務局】

知明

名誉教授

大学院工学系研究科原子力国際専攻

原子力プラント設計部

技術研究組合原子力・火力本部

国際廃炉研究開発機構(IRID)

中村

隆夫

大阪大学

大学院工学研究科

福士直己

日立 GE ニュークリア・エナジー(株)

前田

匡樹

東北大学

村上

健太

長岡技術科学大学

薮内彰夫

原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF)

安部浩（一社）日本原子力学会

小林博栄

原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF)

笹沼

美和

東京電力ホールディングス（株）

平間敏彦

アイディールブレーン（株）

富田

靖（一社）日本原子力学会

大学院工学研究科

原子力計画部

都市・建築学専攻

技術学研究院
技術グループ

技術グループ

原子力設備管理部

116

２．「ロボット分科会」委員リスト
主査
副主査
幹事

吉見 卓
大西 献
梅田 和昇
芦澤 怜史
淺間 一
安達 弘典
安納 章夫
上野 陽平
大須賀 公一委員(五十音順)

【事務局】

大隅 久
大道 武生
岡田 聡
川妻 伸二
川端 邦明
神徳 徹雄
小島 史男
阪上 知己
佐藤 知正
田所 諭
中村 仁彦
田村 雄介
中山 良一
平井 成興
藤井 浩光
藤江 正克
細田 祐司
松日楽 信人
間野 隆久
湯口 康弘
油田 信一
横井 一仁
横小路 泰義吉灘 裕
富田 靖

芝浦工業大学 工学部電気電子学群電気工学科
三菱重工業(株) ｴﾈﾙｷﾞｰ･環境ﾄﾞﾒｲﾝ原子力事業部機器設計部
中央大学 理工学部精密機械工学科
名城大学 理工学部メカトロニクス工学科
東京大学 工学系研究科精密工学専攻
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(IRID)
原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF) 技術グループ
日立 GE ニュークリア・エナジー（株） 原子力設計部
大阪大学
中央大学 理工学部精密機械工学科
名城大学 理工学部メカトロニクス工学科(株)日立製作所 日立研究所（国研）日本原子力研究開発機構（国研）日本原子力研究開発機構（国研）産業技術総合研究所 情報・人間工学領域
神戸大学 大学院システム情報学研究科
東京電力ホールディングス（株） 経営技術戦略研究所
東京大学
東北大学 大学院情報科学研究科応用情報科学専攻
東京大学
東京大学
工学院大学 先進工学部機械理工学科
千葉工業大学 未来ロボット技術研究センター
千葉工業大学 先進工学部 未来ロボティクス学科
早稲田大学 理工学術院次世代ロボット研究機構（一社）日本ロボット学会
芝浦工業大学（一財）製造科学技術センター（株）東芝 原子力福島復旧・サイクル技術部
芝浦工業大学 SIT 総合研究所（国研）産業技術総合技術研究所
神戸大学
大阪大学
（一社）日本原子力学会

217

３．「廃棄物検討分科会」委員リスト
主査

柳原 敏

福井大学 附属国際原子力工学研究所

副主査

新堀 雄一

東北大学 大学院工学研究科・工学部量子エネルギー工学専攻原子核システム安全工学講座原子力地質工学分野

川崎 大介

福井大学 学術研究院工学系部門工学領域

岸本 克己

幹事
渡辺 直子

委員
(五十音順)（国研）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
技術部高減容処理技術課
北海道大学 大学院工学研究院エネルギー環境システム部門エネル
ギー生産・環境システム分野原子力環境材料学研究室

渡辺 将久（国研）日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門企画調整室

浅沼 徳子

東海大学 工学部原子力工学科

浅野 隆

日立ＧＥニュークリア・エナジー（株）燃料サイクル部

安部 浩

日本原子力学会

出光 一哉

九州大学 大学院工学研究院エネルギー量子工学部門

大井 貴夫（国研）日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門廃炉国際共同研究センター廃棄物処理処分技術開発グループ

金子 昌章

日本核燃料開発株式会社 研究部材料グループ

紺谷 修

鹿島建設（株）鈴木 俊一

東京大学 大学院工学系研究科原子力国際専攻

前田 一人
宮本 泰明

オブザーバー

原子力安全工学講座

原子力部原子力設計室

三菱重工業(株） 新型炉・原燃サイクル技術部原子力中長期措置対策（国研）日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門廃炉国際共同研究センター研究推進室

山内 豊明

日本原子力発電（株） 廃止措置プロジェクト推進室

山下 雄生

東芝エネルギーシステムズ（株）原子炉化学・サイクル技術開発部
原子炉化学管理・廃棄物処分技術開発グループ

早瀬 佑一

エネルギー・環境研究会

318

４．「廃炉リスク評価分科会」委員リスト
主査
幹事

山本

章夫

名古屋大学

竹田

敏

大阪大学

高田

孝

（国研）日本原子力研究開発機構

糸井

達哉

東京大学

内田

俊介

（国研）日本原子力研究開発機構

内田剛志（一財）電力中央研究所

張委員(五十音順)

常時参加者

承賢

東京大学

鈴木

俊一

東京大学

成宮

祥介

（一社）原子力安全推進協会

野口和彦

横浜国立大学

宮野

廣

法政大学

牟田

仁

東京都市大学村松健

東京都市大学松本昌昭（株）三菱総合研究所

木村有輝（株）テプコシステムズ

増田貴広（株）東京電力

高守

謙郎

技術研究組合肥田

和毅

原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF)

井野孝

原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF)

中島清（株）三菱総合研究所

江藤淳二（株）三菱総合研究所

安部浩（一社）日本原子力学会

国際廃炉研究開発機構(IRID)

4

19

５．「強度基準検討分科会」委員リスト
主査

鈴木

俊一

東京大学

幹事

中野

宏之※

東京電力ホールディングス（株）
開発部材料・化学エリア

青木

孝之

東北大学

朝田

誠治

三菱重工業（株）

浅山

泰（国研）日本原子力研究開発機構 高速炉・新型炉研究開発
部門大洗研究所高速炉サイクル研究開発センター

糸井

達哉

東京大学

稲田

文夫

（一財）電力中央研究所

井上

龍介※

東京電力ホールディングス（株）
ニープロジェクト計画部

小山田修

元（一社）原子力安全推進協会

笠原

直人

東京大学

木村

博

清水建設（株）小林博栄

原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF)

紺谷修

鹿島建設（株）堤知明

委員(五十音順)

常時参加者

大学院工学系研究科原子力国際専攻
経営技術戦略研究所技術

原子炉廃止措置基盤研究センター
パワードメイン原子力事業部機器設計部

大学院工学系研究科建築学専攻
原子力技術研究所
福島第一廃炉推進カンパ

大学院工学系研究科原子力国際専攻
原子力・火力本部建設エンジニアリング部
技術グループ

原子力部

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(IRID) 研究管理部燃料デブリ取出技術グループ
東京電力ホールディングス（株） 経営技術戦略研究所技術開発部材料・化学エリア
日立 GE ニュークリア・エナジー（株） 原子力生産本部 原
子力設計部
東芝エネルギーシステムズ（株） 磯子エンジニアリングセ
ンター原子力システム設計部

手塚

英志

永田

徹也

松永

圭司

山下

裕宣

（一社）保全学会

山根正嗣

東京電力ホールディングス（株） 福島第一廃炉推進カンパ
ニープロジェクト計画部電気・機械設備グループ

渡邉

豊

東北大学

大学院工学研究科量子エネルギー工学専攻

宮野

廣

法政大学

大学院デザイン工学研究科

瀧口克己

東京工業大学安部浩（一社）日本原子力学会

名誉教授

※：副委員

5

20

添付資料

3-1-1

日本原子力学会福島第一原子力発電所廃炉検討委員会「強度基準検討分科会」の設置について
2019-5-27○分科会の趣旨と検討内容
福島第一原子力発電所の事故が発生して 8 年を経過する中、様々な対策が実施された結果、燃料デブリは現在、一定の安定状態を維持していると考えられる。しかしながら、中長期的には安定状態からの逸脱や施設の劣化等の可能性があるため、燃料デブリを取り出して、より安定で安全な状態で保管することが計画されている。
燃料デブリを取り出す作業は、長期にわたることが予想されている。一部の従来の構造を残した燃料や一度溶融し再度固まった燃料デブリなどは、未だ圧力容器内に多く存在し、格納容器や原子炉建屋などの構造の健全性の確保は重要な課題であり、長期にわたり要求される。しかし、事故炉は多くの構造部分に従来求められていた健全性は失われている。だが、事故炉として福島第一の 1 号機、2 号機、3 号機の主要構造が、どこまでその健全性を確保すればよいかについては、これまでは議論はない。
そこで、本分科会では、損傷を受けて一部機能を失っている構造物に対しての強度基準の在り方を議論し、適切な基準に対する考え方をまとめて提言することを目的とする。
また、強度基準は様々な構造評価や組織に関連するものであり、広く議論を進めて、コンセンサスを作ることが望ましい。
○スケジュールと活動
年 4 回程度分科会を開催し、レビューを実施することを予定している。レビューを完了した時点で成果を取りまとめ、報告書として公開し、分科会を終了する。新たな強度基準の詳細な検討は、WG などを設置して議論を重ね、原案、検討課題を取りまとめる。
○その他
本分科会での審議内容については、その概要を議事概要として廃炉検討委員会で報告し、公開する。
（注）事故炉のような運転プラントの構造健全性については、これまで議論はなく、構造評
価に用いられる強度基準はない。
添付資料：
１．委員候補名簿

1

21

添付１
委員候補名簿(予定)2019-5-22 現在

No.

氏名

所属

備考

1

鈴木俊一

東京大学

(主査予定）

2

渡邉

豊

東北大学

3

笠原直人

東京大学

4

糸井 達哉

東京大学

5

山根

東京電力

6

稲田文夫

電中研

7

松永圭司

東芝 ES

8

永田徹也

日立 GE

9

向井正行

三菱重工

10

紺谷

鹿島建設

11

浅山 泰

12

小山田

13

山下裕宣

保全学会顧問

14

青木孝之

東北大学

(正)

修

常時参加者：

依頼状況（副）井上、手塚JAEA
修

元原安委委員宮野 廣（廃炉委委員長）

2

22

添付資料 3-1-2

強度基準検討分科会の活動状況〜福島第⼀原⼦⼒発電所における強度基準の在り⽅について〜
2020/2/25

福島第⼀原⼦⼒発電所廃炉検討委員会
強度基準検討分科会
主査
東京大学 鈴⽊俊⼀

1

強度基準検討分科会の活動状況
 背景・目的• 原⼦炉格納容器(PCV)、原⼦炉建屋(R/B)などの構造の健全性の確保は重要な課題であり、⻑期にわたり要求される。
• しかし、事故炉である福島第⼀原⼦⼒発電所(1F)の1〜3号機の主要構造がどこまでその健全性を確保すればよいか
については、これまで議論はない。
• 損傷を受けて⼀部機能を失っている構造物に対しての強度基準の在り⽅を議論し、適切な基準に対する考え⽅をまとめて提言することを目的とする。

例︓1F-3の推定状況
Ref. NDF, 技術戦略プラン2019

 活動状況

• 初めに、許容値の扱い等を議論するのではなく、1F強度評価の全体像がどうあるべき
かを議論

第1回

第2回

第3回

第4回

1F強度評価の課
題・議論すべきこ
と

要求される
安全機能、
守るべき機器

強度評価で考慮すべき事項、評価手法

第3回までの意見を受けた
強度評価の在り方案を提示・議論23

2

管理状態評価フロー 強度評価の目的は、放射性物質の追加放出・被ばく防止、抑制のために安全機能を維持すること。
 そのため、評価対象設備・機器に要求される安全機能が⼗分かの観点から、「管理状態」を評価する。
→管理状態A︓要求機能が⼗分である、管理状態B︓要求機能が⼗分でない 「管理状態」と「環境⼜は⼈⾝・設備災害への影響が許容できるか」、「マネジメントで対処できるか」を踏まえ、対策を要求する。
※︓要求機能は以下の通り。なお、当該設備に下記要求機能がない場合でも波及的影響によりその設備の損壊が要求機能を持つ設備を損壊させる可能性がある場合は、その要求機能を持つ設備に準ずる扱いとする。
①閉じ込めﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ②負圧管理機能③支持機能④冷却機能⑤臨界防止機能（未臨界維持）⑥放射線遮へい機能⑦水素爆発・火災防止機能

各設備・機器NO

要求機能※は⼗分

詳細は次スライドへ

YES

管理状態A

管理状態B

YES

1Fにおける廃炉リスク源を整理し、そのリスクへの対処機能として①〜⑦を抽出（添付資料－1参照）

環境⼜は⼈⾝・設備災害への影響は許容可能NO

マネジメントによる対処可能NO

YES

現状の対策を継続

定期的な訓練の実施

代替技術／マネジメント強化

3

判断「要求機能は⼗分か」について

 「要求機能は⼗分か」は、強度評価結果の他に検査・補修可否等を勘案し、「外部への放射性物質の追加放出リスクが低減されているか」の観点で判断が必要である。
 1Fは通常炉と異なり、検査・補修困難箇所が多く存在し、これら箇所と通常炉の「外部への放射性物質放出リスク低減策」の考え⽅は異なるべきである。
→検査・補修可能箇所と困難箇所に分け、「要求機能は⼗分か」の考え⽅を検討
 検査・補修困難箇所での「異常事象の発⽣防止対策」は、リスク源の排除等の可能な対策が限られ、また対策に時間を要することが多い。そのため、廃炉作業全体を俯瞰した場合、他のリスクを上昇させ、全体としてリスクが高くなる可能性がある。
→「異常事象の発⽣防止対策」については可能な対策以外は要求せず、「異常事象の拡大防止・制御・緩和」にリソースを配分
要求機能を持つ設備
YES

OK

強度評価結果YES

凡例
A︓管理状態A
B︓管理状態BNO

検査・補修可能

OK

NG

発⽣防止
対策を実施
(補修等)

強度評価結果

異常事象の拡大防止等対策※1
を実施

NO
YES

YES
NO

異常事象の
拡大防止等対策※1
YES を実施
NO

A

A

B

B

NG

可能な範囲の発⽣防止対策※2を実施

複数の異常事象の拡大防止等対策※1
を実施
YES
NO

A

B

A

※1︓異常事象の拡大防止・制御・影響緩和対策、※2︓廃炉作業全体の⼯程が大幅に遅れる等以外の合理的な対策

BNO

複数の異常事象の拡大防止等対策※1
を実施
YES

NO

B

B

24

4

代替設備・マネジメント強化の考え⽅について






代替設備／マネジメント強化は、「管理状態Bかつ環境⼜は⼈⾝・設備災害への影響が許容できず、マネジメントでの対処が困難な場合」に必要となる。
代替設備／マネジメント強化の内容は、検査・補修可能箇所と困難箇所で異なるため、分けて検討した。さらに、異常事象の発⽣防止と異常事象の拡大防止・制御・緩和に細分して検討。
代替設備／マネジメント強化の策定は、以下の考え⽅を参考に策定する。
 Safety-II（レジリエンス）のような考え⽅が重要
 グレーデットアプローチの考え⽅が重要
 劣化状態が明らかでない箇所については、影響の緩和にリソースを配分すべき
 事故の進展が通常炉と⽐べて臨界等を除けば緩やかである（＝時間的余裕がある）
 強度向上だけでなく、異常事象に対しては、「破損（破損モードと破損シーケンス）の制御」と「緊急対応」を効果的に組み合わせるべき
 対策により廃炉の大幅な遅延をもたらさないこと（遅延することでリスクが増加する可能性も）代替設備／マネジメント強化例を⽰す。添付資料－2ではこれらを網羅的に記載しており、適切な対策を選択する。
 検査・補修可能箇所• ①異常事象の発⽣防⽌ 検査、点検間隔⾒直し、パトロール頻度⾒直し• ②異常事象の拡⼤防⽌・制御
検知︓プロセス量測定等による漏えい検知、変位計設置等による劣化モニタリング
 拡大防止︓多重化・多様化（バックアップ）された設備の運⽤、中性⼦吸収材投⼊、繋がっている系統の確認• ③異常事象の影響緩和
 敷地外への液体流出抑制対策、フィルタによる捕集、避難計画策定
 検査・補修困難箇所• ①異常事象の発⽣防⽌
 水抜きによる耐震裕度向上等の環境改善（リスク源の撤去）、安定化処理• ②異常事象の拡⼤防⽌・制御
 検査・補修可能箇所と同じ• ③異常事象の影響緩和
 検査・補修可能箇所と同じ

5

強度評価について 1Fの強度評価に適⽤すべき事項• 運転プラントとは条件が異なることに留意が必要• 他業界の考え⽅（破壊制御、許容損傷⼯学アプローチ）の導⼊• 劣化が明らかでない箇所については、以下の「類似環境への試験⽚設置」、「模擬試験に基づく推定」、「専門家による推定（強度に関する専門家＋全体の対策の妥当性に対する専門家判断）」等により劣化状態を推定
 推定では、評価プロセスの構築が大切（SSHAC手法が参考となる）
 各劣化事象・箇所の値をパラスタすることにより、その不確かさがどの程度結果として影響するのか確認• マージンの⾒直しが必要
 個々の技術項目毎に持っているマージンを整理し、1F⽤に⾒直す
 耐圧ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘとしての安全率でなく、放射性物質放出に至るﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘの損傷大きさに着目した安全率とする

 強度評価の流れ• 強度評価は、①破損モードの評価→②継続使⽤するための目標性能の設定→③破損状況把握と現状の能⼒を評価→④経年劣化予測の順で実施する。
• 強度評価では、必要な荷重、劣化モード、その他に解析手法等の検討が必要となるが、添付資料－3ではこれらの考えられる選択肢を網羅的に記載しており、強度評価対象機器・構造物毎に適したものを選択する。
①︓安全機能喪失に直結する破損モードに限定し、図⾯より推定（ペデスタルの座屈等）②︓目標性能は、安全機能を維持するための許容値とする（変形・⽋陥を許容する等）③︓検査困難箇所は上記手法により劣化状態を推定④︓解析手法︓非線形解析、確率論的設計解析手法、流体－構造連成解析等
荷重︓死荷重（将来追加される荷重含む）、地震荷重、水素爆発荷重履歴等

劣化ﾓｰﾄﾞ︓腐⾷、放射線劣化等
評価期間︓中⻑期ロードマップ等を参考に当該機器が安全機能の役割を持つことが要求される期間とする

25

6

今後の予定

 第4回分科会（2/10）では本⽇ご説明した「強度評価の在り⽅案」を提⽰・議論し、以下のご意⾒を頂いている。
 要求機能とそのクライテリアが不明確 時間軸の考慮が必要 言葉の定義が曖昧（異常事象等）
 マネジメントについて議論が必要 今後、スライド2〜5で⽰した考えを具体的な設備・機器に当てはめ、ケーススタディを実施し、フローの適正化を進める。
 また、本分科会の目的である具体的な強度評価基準を検討する。

（参考１）ケーススタディの例（燃料デブリ浸⾷を考慮したペデスタルの強度評価） 7







想定事象
• ペデスタルの破壊→RPV移動・PCV破損により気相への放出量増加
目標性能• ペデスタルが破壊しない範囲までのひずみ・応⼒を許容
現状把握と現在の能⼒評価• 検査困難なため、模擬試験や専門家の判断に基づき評価
経年劣化予測• 事故前、事故時、事故後各々で考えられる経年劣化を考慮• 解析手法は非線形解析、荷重は地震荷重を考慮• 評価期間はRPV内燃料、燃料デブリの回収完了予定時期迄
「要求機能が十分か」の考え方• ペデスタルは検査・補修困難箇所であり、強度評価結果がOKであった場合、「異常事象の拡大防止・制御・影響緩和対策」が実施されていれば「管理状態A」、
実施されていない場合は、「管理状態B（＝何かしらの対策が必要）」

ペデスタル

ペデスタル破壊により、RPV移動・PCV破損26

8（参考２）1Fにおける⻑期保守管理計画策定
 原⼦⼒規制委員会と東電間で1F⻑期保守管理管理計画策定について議論されており、各設備・機器に対し要求機能が⼗分かの観点から、望ましい姿を設定し、現在の『管理状態』を評価
 管理状態A︓要求機能が⼗分であると判断される場合
 管理状態B︓要求機能が⼗分でないと判断される場合
 現在の『管理状態』と『環境または⼈⾝・設備災害への影響に応じた優先度』ならびに『影響は1Fの現状を踏まえ許容可能かどうか』を踏まえ、追加対策の実施要否を評価
 評価結果の基づき、⻑期保守管理計画を策定

Ref. 第74回 特定原⼦⼒
施設監視・評価検討会, 資料2

上記フローをベースに検査・補修困難箇所を考慮した管理状態評価フロー（案）を提⽰

27

添付資料

3-2

提言フォローWG 1-1
日本原子力学会福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
学会事故調査報告書

提言フォローＷＧ
2020/2/25
廃炉委委員長宮野 廣

提言フォローＷＧ主査 越塚誠一
１．ＷＧの趣旨と位置づけ
2021 年春には福島第一原子力発電所の事故が発生して１０年を迎える。サイトの安定化に向けた様々な対策が実施され、燃料デブリは現在、一定の安定状態を維持している。
一方、停止していた原子力発電所は、福島第一事故を受けての安全策の新たな取り組みが規定され、原子力規制委員会にて審査適合性が確認されたプラントは順次立ち上げられている。
10 年の経過の機会に、学会事故調で提言された各項目が、どの程度実現され、何が残された課題となっているのかを、再度、学会の立場でレビューを行い、必要な対応策の提言を行いたい。
本活動は、原子力学会長と廃炉委員長との話し合いにて、原子力学会理事会との連携で実施することとした。必要に応じて、理事会に報告、意見交換を行うものとする。
２．スケジュールと活動
具体的な活動の内容、スケジュールは、ＷＧにて検討し決めて行く。中間の経過、結果を本委員会に報告し、レビューを行う。2021

年春には報告書として取りまとめて公表することを目指す。
３．体制
本ＷＧの主査は、東京大学 越塚誠一 教授とする。
活動のメンバー（案）は、添付資料１に示す。主に、学会事故調実施時のそれぞれの分野で執筆を担った方々である。
理事会よりの要請に対しては、参画は主査の判断にゆだねる。ただし、検討は十分に意見交換を実施するが、結果は理事会の意見に左右されるものではない。
ＷＧの事務局は、タスクからの専任者が担う。添付資料 1 に記載。
添付資料：
１．委員候補名簿 （案）２．学会事故調からの提言

報告書の「事故の根本原因と提言」から抽出

３．福島第一原子力発電所廃炉検討委員会の体制（参考）128

提言フォローWG 1-1
添付資料 １
委員候補名簿(予定)No.

氏名(候補)

所属

備考・専門分野

1

越塚誠一

大学

政府事故調、流力、解析

2

内田俊介

ＪＡＥＡ

水化学

3

林道 寛

エネ総研

バックエンド

4

山本章夫

大学

安全・リスク・燃料

5

山口 彰

大学

リスク評価

6

鈴木俊一

大学

材料

7

新堀雄一

大学

放射性物質処理処分

8

岡本孝司

大学

システム安全

9

関村直人

大学

原子力安全

10

宮野 廣

大学

システム設計、標準

11

奈良林直

大学

安全工学

12

田中隆則

原環セ

法制度（廃棄物）

13

中島 健

大学

炉物理

14

五福明夫

大学

ヒューマンマシン

15

浅沼徳子

大学

タスク（廃棄物処理処分）

1819（注）原子力学会の理事会の 10 周年活動との連携を取る。(参加は学会長、佐治理事)
廃炉委として、代表に浅沼委員を充てる。越塚主査と連携して対応する。
必要な作業支援は、タスクメンバーで対応する。
タスクメンバーとして、浅沼(代表)、矢板、可児、川原を充てる。

229

提言フォローWG 1-1
添付資料 ２
学会事故調からの提言

報告書の「事故の根本原因と提言」から抽出

１．原子力安全の基本的な事項（１）原子力安全の目標の明確化と体系化への取組み①安全目標の合意形成②規制基準などの体系化③核セキュリティの強化（２）深層防護の理解の深化と適用の強化①基本安全原則の明確化②深層防護の明文化
２．直接要因に関する事項（１）外的事象への対策の強化①外的事象②クリフエッジ対策③人為的な事象対策（２）過酷事故対策の強化（３）緊急事態への準備と対応体制の強化①事業者と地方自治体の連携スキームの確立②関係者の役割分担の明文化③演習の実施④放射性物質の拡散解析⑤一般災害との共通基盤の統合⑥放射線防護への対処能力強化（４）原子力安全評価技術の高度化①確率論的リスク評価技術の活用②最先端計算機性能を活用した数値計算技法の活用③安全評価技術の課題や限界の正しい認識④国際協力の積極的実施
３．背後要因のうち組織的なものに関する事項（１）専門家集団としての学会・学術界の取組み①学会が果たすべき責務の再認識②学会における自由な議論③安全研究の強化④学際的取組みの強化⑤安全規制の継続的改善への貢献
330

提言フォローWG 1-1（２）産業界の取組み①事故の教訓を産業界全体で共有化②継続的改善の実施③トップによる原子力安全へのコミットメント（３）安全規制機関の取組み①国民の信頼回復②継続的改善の実施③リスク情報を活用した規制手法の導入④ハード偏重からソフト重視の規制への転換⑤事業者への自主的安全性向上姿勢の定着化指導⑥広範囲の専門家知見のバランス良い活用
４．共通的な事項（１）原子力安全研究基盤の充実強化①安全性向上の駆動力②人材の維持、育成に重要③安全研究は産学官の義務④確率論的リスク評価手法の適用範囲の拡大⑤安全研究ロードマップの策定（２）国際協力体制の強化①国際的活動を国内へ反映させる体制の整備②新規原子力導入国への貢献③産業界の国際的活動への参画（３）原子力人材の育成①原子力安全を最優先する価値観②資格制度の充実③大学における原子力教育・研究の重要性④小中高校における原子力・放射線教育５．今後の復興に関する事項
５．今後の復興に関する事項（１）今後の環境修復への取組み①環境放射線モニタリング②法規制とガイドライン③除染対象区域の設定④除染と除染技術⑤除染廃棄物の保管・貯蔵431

添付資料 4

廃炉リスク評価分科会 報告書（燃料デブリの現状及びその取り出しにおける定量的リスク評価手法の検討）-抜粋-

2019 年 10 月

一般社団法人 日本原子力学会
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
廃炉リスク評価分科会

32

目次
1.

本報告書の目的 .......................................................... 52.

リスク評価にあたっての考え方............................................. 6
2.1 廃炉作業における様々なリスクと評価対象 .................................. 6
2.2 定量的リスク評価の目的.................................................. 6
2.3 リスク指標 ............................................................. 7
2.4 前提条件と適用限界...................................................... 9
2.5 リスク分析手法への要求事項............................................. 10

3.

分析手法 ............................................................... 11
3.1 分析の方針 ............................................................ 11
3.2 ハザード分析 .......................................................... 12
3.3 シナリオの定量化....................................................... 18

4.

分析手法の適用性検討と今後の課題........................................ 23
4.1 分析対象の例 .......................................................... 23
4.2 分析手法の適用性検討................................................... 24
4.3 今後の課題 ............................................................ 25

5.

おわりに ............................................................... 28

付録 1 水素燃焼モデルの検討例 ................................................ 29
付録 2 廃炉リスク評価分科会の活動 ............................................ 33

33

1. 本報告書の目的

福島第一原子力発電所の事故が発生して 8 年を経過する中、様々な対策が実施された結果、燃料デブリは現在、一定の準安定状態を維持していると考えられるが、中長期的には準安定状態からの逸脱や施設の経年劣化等の可能性がある。このようなリスクを速やかに低減するため、燃料デブリを取り出して、より安定で安全な状態で保管することが計画されている。
燃料デブリを取り出す作業は、現在の準安定状態に手を加え、格納容器に開口部を設けて燃料デブリにアクセスし、準安定状態に変化をもたらす行為であり、作業に伴って放射線リスクが増加する可能性がある。このようなリスクの変化を考慮しつつ取り出し作業を進めなければならない。このリスク低減戦略を検討するにあたっては、これらのリスクをできるだけ定量的に把握すると同時に、作業前後のリスク変化の定量的な把握も必要であることからそれらの定量的評価手法が求められる。本報告書の目的は、福島第一の廃炉作業を安全かつ円滑に進めるための様々な意思決定へ適切なリスク情報を提供するための方法とその適用について見解を示すことである。
廃炉リスク評価分科会では、その目的を、燃料デブリの取り出し作業による原子力安全へのリスクの定量的評価手法の検討とし、廃炉作業そのものにかかわるリスクの定量評価は対象としていない。具体的には、原子力損害賠償・廃炉等支援機構がこれまでに開発したリスク評価手法のレビューを中心に、廃炉におけるリスク評価の目的を再確認し、福島第一原
子力発電所の現状を踏まえて、合理的に実現可能なリスク分析手法について幅広く議論した。
本報告書は、
1 年にわたる廃炉リスク評価分科会の活動をまとめたものである。2 章には、
リスク評価の対象と目的、さらに、その目的を達成するためのリスク分析手法への要求事項を記載する。3 章には、原子力発電所や核燃料サイクル施設で用いられている手法をベースに検討したリスク分析手法について記載する。4 章では、3 章の分析手法が 2 章の目的や要求事項に適合しているかどうかを確認すると共に、本分科会の活動を踏まえた今後の課題を記載する。

534

2. リスク評価にあたっての考え方
2.1 廃炉作業における様々なリスクと評価対象
福島第一原子力発電所の廃炉作業を進めていく上では、以下の様々なリスクが相互に関連すると考えられる。


原子力安全*に関するリスク



放射性物質や放射線に起因しない一般の労働安全に関するリスク



廃炉作業に要する費用増加に関するリスク



廃炉作業に要する期間増大に関するリスク

廃炉作業で発生する放射性廃棄物増加に関するリスク



廃炉作業に関わる人材確保に関するリスク

風評被害等の社会的要因に関するリスク

その他のリスク

これらのリスクは、いずれも廃炉作業における意思決定の重要な要素（キーエレメント）となるが、本検討で対象とする燃料デブリの取り出し作業は、高い放射能を持つ燃料デブリの状態や位置を変化させる行為になるため、原子力安全に関するリスクを対象とする。
2.2 定量的リスク評価の目的
現在の福島第一原子力発電所には､事故によって発生した一般の原子力施設には存在しない汚染水、使用済燃料、燃料デブリ、また、廃炉作業に伴って生じる廃棄物等の様々なリ
スク源が存在する。福島第一原子力発電所における廃炉作業とは、これらの現存するリスク源に起因するリスクを低減させる行為である。一方で、図 1 のとおり、廃炉作業は事故後に確保した現状の準安定状態に外乱を与える行為であり、これに伴いリスクが増加する可能性がある。したがって、リスク低減対策を講じる際には、作業における不測の事態に伴う一時的なリスクの増加を十分に抑制できるようにすることがリスクマネジメントにおいて重要になる。
このようなリスクマネジメントは、以下のようなリスクの比較検討を通じて行うことができる。


現存するリスク及び作業における不測事態のリスクを把握し、それらを比較検討することによって、作業の実施に際して行う様々な意思決定において着目すべきリスク因子を特定することができる。



廃炉作業の実施に伴う不測事態による一時的なリスクの増加量と作業の進捗による現存リスクの低減効果を比較することによって、廃炉作業の方策及び実施判断*

原子力安全の目的は、原子力施設に起因する放射線リスクから人と環境を防護することである。

635

に係る意思決定に資することができる。


様々な廃炉作業手段による現存リスクの低減効果と作業に伴う不測事態による一時的なリスクの増加量を相互比較することによって、より合理的な廃炉作業手段を選択することができる。



一時的なリスク増加の要因を比較検討して主要因を特定することができれば、リ
スク低減対策に効果的に資源を投入することができる。

なお、廃炉作業の進捗によるリスク低減効果と不測事態に伴うリスク増加のバランスを監視し、全体として施設のリスク低減に対する廃炉作業の有効性を把握する上で、長期間にわたるリスクレベルの時間積分値（リスク時間積分値）も考慮する必要がある。
本検討における定量的リスク評価の目的は、上記の比較検討を通じてリスクマネジメン
トに有益な情報を提供することである。

リスクレベル

受容できない領域

長い将来を見て、許容できないリスクの領域
大変さを良く吟味しながら、受容できるかどうかを判断する領域

広く受容される領域

時間

図 1 リスクレベルの時間変化4
点線：現存するリスク源に対して何も対策を講じない場合（経年劣化等によりリスクは増大する可能性がある）
実線：現存するリスク源にリスク低減対策を実施した場合
2.3 リスク指標
定量的リスク評価の目的であるリスクの比較検討を実施するためには、リスクを定量的に表す指標（リスク指標）の設定が必要である。様々なリスク指標の中から、定量的リスク評価の目的に応じて最も適切なものを選定することが重要である。

4「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 2017」（2017 年 8月 31 日）及び「同 2018」（2018 年 10 月 2 日）原子力損害賠償・廃炉等支援機構

736

4. 分析手法の適用性検討と今後の課題
3 章のリスク分析手法により、MLD や HAZOP/FMEA を用いた体系的な事象進展シナリオの抽出、ET/FT や工学的判断を用いた頻度の定量化及び五因子法による影響の定量化を通じて、
現状及び燃料デブリ取り出しの各作業工程におけるリスクをリスクトリプレットの観点で評価することが可能である。また、支持構造物の劣化をフラジリティで、燃料デブリの性状変化を MAR で考慮すること等によって、経年劣化を加味した長期的なリスク変化を評価できる。
4.1 節では、どのようなプラント状況、作業及び工法の違いに対して、3 章のリスク分析
手法を適用できるかについて、その具体的な対象を例示する。また、4.2 節では、これらの例示した対象について、リスク分析手法を用いてどのようにリスク指標の違いを評価できるか、その可能性を確認する。また、4.3 節で今後の課題についても記載する。
4.1 分析対象の例
2.5 節に示したリスク分析手法への要求事項のとおり、現状と各作業工程におけるプラン
ト状況、作業及び工法の違いを特定する必要がある。以下に、リスクに影響し得る各々の違いの具体例を示す 4。
（プラント状況の違い）

燃料デブリ取り出し時には、燃料デブリや炉内構造物の切削等によりダストとして発生した放射性物質が漏えいしないように、PCV の補修、原子炉建屋カバー
又はコンテナの設置等が検討されている。一方、燃料デブリ取り出し装置の設置や、燃料デブリの取り出しのために、PCV への開口部の設置又は拡大が検討されている。

同様に放射性物質が漏えいしないように、PCV 内を微正圧管理から負圧管理に変更することが検討されている。



冷却水循環システムは、現状では複数の建屋間にまたがっているが、燃料デブリ
取り出し時には、循環ラインや浄化装置を原子炉建屋又は併設する補助建屋内に設置することが検討されている。

（工法の違い）

燃料デブリ取り出し工法として、水位を上昇させて燃料デブリを全て冠水させる冠水工法と現状の水位に近い気中工法の比較検討が行われ、現時点では、実現性の観点から、気中工法に重点を置いた検討が進められている。



PCV 内に広く分布している燃料デブリを取り出すために、一つの工法に限定せず、
例えばアクセス性の観点では、PCV 底部の燃料デブリには横アクセスを、炉心部及び RPV 底部の燃料デブリには上アクセスを前提に検討が進められている。



燃料デブリ取り出し工程において、様々な燃料デブリの切削方法や切削デブリ

2337

の集塵方法が検討されている。また、PCV 内へのアクセスや PCV 内構造物の撤去のために構造物を切断する方法として様々な手段が検討されている。
（作業の違い）

燃料デブリの取り出し時においては、燃料デブリ切削装置の設置や当該設備を用いた人的作業が新たに発生する。



各工程の廃炉作業においては、作業内容や工法に応じた実施手順及び体制が検討されている。

4.2 分析手法の適用性検討
4.1 節に示した現状と各作業工程におけるプラント状況、作業及び工法の違いが事象進展
シナリオ、頻度及び影響に与える要因を特定し、その違いを定量化できることがリスク分析
手法に求められる。3 章の分析手法の適用性を以下に示す。
（プラント状況の違い）


PCV の補修や開口部の設置により静的閉じ込め機能に変化がある場合、気相部及び液相部に浮遊する放射性物質の漏えいのしやすさが異なる。その影響は、LPFの違いによって表すことができる。



PCV の内圧管理の違いによって、気相部に浮遊する放射性物質の放出されやすさが異なる場合、この違いは LPF を通じて表すことができる。一方、閉じ込め機能の動的機器に対する依存度が高くなると、機器の故障等により、閉じ込め機能低下の発生確率が増加する可能性があり、この違いは FT によって表すことができる。



冷却水循環システムについて、循環ラインも含めて一つの建屋内に設置する場
合には、系統内の放射性物質が漏洩しても環境に直接放出されないため、事象進
展シナリオの違いとなって表れる。このように系統設備の違いや PCV の状況の違いが事象進展シナリオに及ぼす影響は、表 2 で例示したように、HAZOP のパラ
メータを適切に選ぶことによって分析できる。また、多重性や機器の性能等の違
いが機能喪失頻度に及ぼす影響は FT によって表すことができる。

（工法の違い）

冠水工法と気中工法では、実現性の他にリスクの観点からも、保有水量による耐震性への影響、燃料デブリや構造物の切削粉の気相部や液相部への移行割合等の相違が考えられる。これらの相違は各々、支持構造物のフラジリティや浮遊性の高い放射性物質の MAR によって表すことができる。



燃料デブリへのアクセス方法の違いにより、取り出し装置等の重量や設置高さが異なり、その影響は支持構造物の耐震性によって表すことができる。また、重量物又は燃料デブリや構造物の切削片が落下したときの燃料デブリの粉体化等への影響が異なり、その違いは DR、ARF 及び RF によって表すことができる。

24

38



燃料デブリの切削方法や切削デブリの集塵方法の違いによって、水中に浮遊する燃料デブリ切削粉及び気相に舞上る燃料デブリ切削粉の発生量が異なることが想定される。この違いは MAR によって評価することができる。また、構造物を切断する工法の違いにより、構造物に付着した放射性物質の飛散率が異なることが想定される。この違いは DR、ARF 及び RF によって表すことができる。



工法の違いがリスクに及ぼす影響は、個々の機器の性能にも左右され、機器の機能喪失頻度の違いは FT によって表すことができる。

（作業の違い）

廃炉作業を実施する場合、燃料デブリ切削装置の故障や当該作業に伴う人的過誤の発生を起点とした事象進展シナリオが想定される。このようなシナリオは、
HAZOP による分析において、表 2 で例示したように系統設備や作業に伴うパラメータを適切に選ぶことによって抽出できる。



これらの事象の発生頻度は、設備の故障率や作業に伴う人的過誤率の違いを通じて FT によって表すことができる。



様々な作業間の違いについても同様に、HAZOP によるシナリオ分析及び FT による人的過誤率の設定により、その違いをリスクに反映することができる。

以上のとおり、3 章の分析手法は、2.5 節のリスク分析手法への要求事項を満たす能力を有していると考えられる。ただし、実際に定量化するためには、プラント状況、工法及び作業の違いを、事象進展シナリオ、頻度（フラジリティ、故障率又は人的過誤率等）又は影響（五因子法の各パラメータ）に定量的に反映させる必要がある。
4.3 今後の課題(1) 現状のリスク評価の実施
リスク分析手法を開発する上では、以下の観点から、現状のリスク評価は個別の廃炉作
業におけるリスク評価の基礎になるものと考えられるため、その評価を優先的に実施すべきである。
「現状のリスクと作業時のリスクの比較」は、廃炉リスク評価の主たる目的の一つであり、その際には、ベースラインとして現状のリスクの評価結果が必要となる。



現状のリスク評価を実施することにより、個別作業のリスクを評価する際に、現状に関するモデル/データ/結果をベースとして使用でき、前節でみたようなベースとの条件の違いに注目することで作業が効率化できる。また、個別作業のリスク評
価を順次行っていく過程で、ベースモデルの見落としの気づきやデータの改良があった場合に、それを反映してベースを更新することにより、継続的にリスク評価の品質を高めていくことができる。逆に言えば、現状のリスク評価なしに個別作業のリスク評価を進めると、それらのモデルの一貫性や妥当性をチェックする有力25

39

な手段を一つ失う危険がある。


日本原子力学会が発行している原子力発電所のレベル１PRA 実施基準12では、適切な品質保証活動を行うことを一つの要件としており、そのための要領の一部分として、文書及び記録等に関する管理体制や管理方法を明確にすることを求めている。これらは、リスク評価を廃炉が完了するまで継続的に利用していく上で必須のことである。米国機械学会及び米国原子力学会が発行している原子力発電所の PRAに関する標準13でも、同様の事項を PRA の構成管理(Configuration Control)として要求している。現状のリスクに関する評価の情報は、そのようにして維持管理すべき情報の中心となると考えられる。

(2) 廃炉作業者に対するリスク評価
本検討では、リスク指標として廃炉作業者の被ばくを対象としていない。ただし、廃炉作業を進めていく上では、「公衆及び環境に対するリスク」及び「廃炉作業者に対するリ
スク」の両者を踏まえた意思決定が必要になると考えられる。例えば、原子炉建屋の二次閉じ込め境界を強化する手段は、公衆・環境のリスクを低減する対策になる一方、そのための工事の実施は、廃炉作業者のリスクを増加させる要因にもなり得る。両者のリスクを組み合わせたリスク情報を用いた意思決定については今後の重要な課題である。
本検討のリスク評価手法は、廃炉作業者に対するリスク評価においても、基本的には活用できるものと考えられるが、現時点で考えられる課題や必要情報について以下に示す。


廃炉作業時の環境を踏まえたリスク評価の実施
廃炉作業を実施する作業エリア、汚染状況、作業内容・手順、作業時間及び被ばく防護対策等を踏まえたリスク評価が求められる。事故時に想定される作業エリア
への放射性物質の移行量、汚染状況の変化、また、作業者の退避時における被ばく
影響を考慮する必要がある。



被ばく経路
本検討では、五因子法の評価により内部被ばくに特化した影響分析を検討したが、作業者被ばくの観点では、マスク等の防護対策の効果や外部被ばくの影響を踏まえて評価する必要がある。

なお、工事の実施に伴う廃炉作業者の通常被ばくの増加についても、上記のリスクの組
み合わせに加えて、廃炉作業の意思決定において重要である。
(3) 経年劣化に対する評価
福島第一原子力発電所における廃炉作業は、極めて長期間の工程が考えられる。そのた
12

AESJ-SC-P008：2013 日本原子力学会標準「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準 (レベル 1PRA 編) ：2013」（2014 年）13
ASME/ANS“Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment
for Nuclear Power Plant Applications”Addenda to ASME/ANS RA-S-2008（2013）26

40

め、長期的なリスク評価の実施にあたっては、コンクリートや燃料デブリ等の経年劣化を考慮する必要がある。これらは、構造物のフラジリティや燃料デブリの性状変化を通じてリスクに反映することができる。リスク評価の結果、リスクに対する影響が大きい場合には、設備上の設計対応が必要となる。
しかしながら、長期的なコンクリートの劣化や燃料デブリの性状変化がどのような変化であるのか、またどのような速度で進展するのかについて十分に解明されておらず、これらに対する検討が必要であり、その結果を踏まえたリスク分析を実施する必要がある。
(4) 燃料デブリ等リスク源の状態
燃料デブリや放射性物質等のリスク源の分布や性状は、五因子法の MAR に関わる情報であり、リスク評価を実施する上でベースとなる重要な情報である。現状では、これらについて得られている情報は限られているため、様々な仮定の下にリスク評価を実施することになる。今後、内部調査や分析結果等を踏まえて情報を入手し、リスク評価に反映していくことが重要である。また、不明確な情報の中でリスク分析を進めるための手法や新知見の反映方法も検討課題である。
一方、分布や性状に関する感度解析によって、不確かな情報のうちリスクへの影響が大きい情報を特定することが可能である。このような知見は、今後の内部調査や分析を計画する上で有益な情報を提供するものと考えられる。このようなリスク情報の活用は、特に不確かさの著しい状況において、有効な手段であると考えられる。

27

41

5. おわりに本分科会では、福島第一原子力発電所の廃炉における重要なリスク源である燃料デブリ
及びその取り出しについて、リスクの定量的な分析手法の検討を行った。今後は、本分科会で検討した分析手法を活用しつつ福島第一原子力発電所の定量的リスク評価を実施し、安全かつ速やかな廃炉に資するためのリスク情報を提供していくことが望まれる。
なお、福島第一原子力発電所では、内部調査が始まり燃料デブリに関する重要な情報が得られ始めたところである。このような現状では、本検討のリスク分析手法で得られたリスク情報の活用には十分注意が必要であるが、リスクの相対値を用いた比較検討により、燃料デブリの取り出しによるリスク低減効果や一時的なリスク増加の程度等、廃炉作業に関わる意思決定にとって有益なリスク情報を提供することは可能であると考えられる。
今後、内部調査やサンプリング・小規模取り出し等が実施され情報が蓄積すると、これらを反映することによって、廃炉作業に係わる意思決定に対してより有益なリスク情報を提供することができる。また、リスク評価を通じて、より確実な意思決定のために必要とされる原子炉内部の状況など、今後収集が望まれる情報を示唆することも可能であると考えら
れる。

28

42

添付資料 4-2

燃料取り出し開始までを対象とした
原子炉建屋の耐震性について
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
建屋の構造性能検討分科会
中間報告書 第一報

-抜粋-

2019 年 3 月

一般社団法人 日本原子力学会
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会

43

目

次

１．はじめに
1.1

建屋の構造性能検討分科会について・・・・・・・ 1

1.2

報告書の位置づけ・・・・・・・ 2

2.1

福島第一原子力発電所の廃炉の現状とリスク・・・・・・・ 3

2.2

検討対象

・・・・・・・

2．基本事項7

2.2.1 対象施設における対象期間ごとの要求性能 ・・・・・・・ 7
2.3

2.2.2 検討範囲

・・・・・・・ 8考慮する地震動

・・・・・・・ 93．原子炉建屋の耐震性評価
3.1

福島第一原子力発電所の耐震設計の経緯

・・・・・・・

23

3.2

原子炉建屋の耐震性評価方針

・・・・・・・

25

3.3

地震応答解析手法の検討
3.3.1 標準的な地震応答解析手法

・・・・・・・

27

3.3.2 地震応答解析手法の検討事例

・・・・・・・ 28

3.3.3 損傷部位の評価

・・・・・・・ 36

3.3.4 地震応答解析手法の妥当性確認について・・・・・・・ 39

3.4

耐震性評価の目安値の検討・・・・・・・

40

3.5

基準地震動 Ss に対する対象施設の評価

3.6

3.5.1

検討対象の地震動

・・・・・・・

54

3.5.2

建屋～地盤系の地震応答解析モデル

・・・・・・・

56

3.5.3

地震応答解析結果

・・・・・・・

62

3.5.4

耐震性評価

・・・・・・・

67

検討用地震動に対する対象施設の評価
3.6.1

検討対象の地震動

・・・・・・・

68

3.6.2

検討対象施設の概要

・・・・・・・

70

3.6.3

地震応答解析の条件設定

・・・・・・・

71

3.6.4

建屋～地盤系の地震応答解析モデル

・・・・・・・

72

3.6.5

地震応答解析結果

・・・・・・・

79

3.6.6

地震応答解析結果に基づく耐震性の評価 ・・・・・・・ 83

3.6.7

誘発上下動を考慮した解析

・・・・・・・

85

3.6.8

耐震性評価

・・・・・・・

89

対象施設の耐震性について・・・・・・・

90

4．建屋の構造性能に関する今後の課題について・・・・・・・

91

5．おわりに・・・・・・・

92

3.7

44

１．はじめに
1.1

建屋の構造性能検討分科会について

一般社団法人

日本原子力学会・福島第一原子力発電所廃炉検討委員会規定では，[（任務）第 2 条

委員会は，東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にむけての政府および事業者の活動が安全かつ円滑に進められ，地元の復興にむすびつくよう，課題の抽出と対応策の検討など専門性を生かした活動をおこなう。併せて，学会内における関連する活動
状況の集約・共有化を図ることを任務とする。
また，「東京電力福島第一原子力発電所事故に関する調査委員会」（学会事故調）の提言について取組状況を調査・検討し，理事会や部会等に検討を依頼するなど必要に応じて関係機関への働きかけをおこなう。][（組織）5 条る。

２

委員会の円滑な運営を図るため，委員会の下に分科会を置くことができ分科会等のメンバーは委員会で決定し，委員長が委嘱する。]となっている。
建屋の構造性能検討分科会は，この委員会規定の考え方にもとづいて設置された。分科会の目的は，名称通り福島第一原子力発電所建屋の長期間にわたる構造性能を検討することにある。
平成 27 年（2015）5 月に第一回分科会が開かれて，以降，3 か月に 1 回の割合で開催されている。

1

45

1.2

報告書の位置づけ

分科会活動の一環として，3～4 年ごとに中間報告書を作成し，活動内容を委員会，学会，社会に見ていただき意見を聞くのが適切であるというのが分科会の考えである。この2018 年度の中間報告書はその第一報である。
分科会が終了するときには，最終報告書を作成する。
報告書は学会のホームページ上で公開する。
中間報告書第一報では，代表建屋として 3 号機原子炉建屋を，期間は使用済み燃料の取り出し開始までを対象とし，耐震性を検討した。

246

２．基本事項
2.1 福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉の現状とリスク事故を受けた福島第⼀原⼦⼒発電所の廃⽌措置は，政府の「中⻑期ロードマップ」に基づき進められている。この中⻑期ロードマップは，当初，2011 年 5 ⽉に「東京電⼒福島第⼀
原⼦⼒発電所事故の収束・検証に関する当⾯の取組のロードマップ」として取りまとめられ，2011 年 12 ⽉ 21 ⽇に「中⻑期ロードマップ」となって以来，計 4 回（2012 年 7 ⽉ 30 ⽇，2013 年 6 ⽉ 27 ⽇，2015 年 6 ⽉ 12 ⽇，2017 年 9 ⽉ 26 ⽇）改訂されている。この中⻑期
ロードマップ 1)は，福島第⼀原⼦⼒発電所の廃⽌措置プロジェクトの⽬標，⽅針及び計画等の重要要素を⽰したものである。
2015 年 6 ⽉ 12 ⽇の改訂版では，⼀時的にリスクの多少の増加があったとしても、⻑期
的にリスクが下がることを⽬指した優先順位を付ける対応が⾏われることを重視している。
また，30〜40 年後の廃⽌措置終了を⽬指し，2017 年度内の３号機の燃料取り出し開始，2021 年内の初号機の燃料デブリ取り出し開始など，⽬標⼯程が明記されていた（表 2.1-1）。
2017 年 9 ⽉ 26 ⽇に改訂された新たな⽬標⼯程では，廃炉・汚染⽔対策のこれまでの進捗，明らかになった現場の状況，燃料取り出し⼯法の実現性評価の結果等を踏まえ，表 2.1-2 のように変更された。図 2.1-1 には、本報告書で対象とする 3 号機のプール内燃料取り出しカ
バーの据付ステップを⽰す。
表 2.1-1

福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉対策の進捗と今後の⾒通し（2015 年当時）2)3

47

表 2.1-2

福島第⼀原⼦⼒発電所燃料取り出しまでの⾒通し（2017 年現在）1)① 遮へい体設置② FHM ガーダ，作業台設置③ 走行レール設置④ ドーム屋根設置⑤ 燃料取替機，クレーン設置⑥ 屋根設置完了

図 2.1-1

福島第⼀原⼦⼒発電所３号機のプール内燃料取り出しカバーの据付ステップ 3)
448

⼀⽅，技術戦略プラン 4)は，⽬標の実現に向けた取り組みおよび計画の考え⽅，優先順
位等をまとめたものである。廃炉の基本⽅針は，事故により発⽣した通常の原⼦⼒発電所とは異なる放射性物質によるリスクを，継続的，かつ，速やかに下げることであり，そのための５つの基本的考え⽅（安全：放射性物質に起因するリスクの低減及び労働安全の確保，確実：信頼性が⾼く，柔軟性のある技術，合理的：リソース（ヒト、モノ、カネ、ス
ペース等）の有効活⽤，迅速：時間軸の意識，現場指向：徹底した三現（現場、現物、現実）主義が⽰されている。
表 2.1-3 に福島第⼀原⼦⼒発電所における主なリスク源となる⼈や環境に影響を与える要因となる放射性物質を含む物質とそれらの物質が存在する場所を⽰す。なお，表の記載
以外に⻑期的にリスク低減措置を検討する必要があるリスク源として，汚染⼟壌，港湾堆積物等の存在が挙げられている。
表 2.1-3

福島第⼀原⼦⼒発電所の主なリスク源となる物質 4)リスクとは，影響度と起こりやすさ（発⽣頻度）の組合せで定義されることが⼀般的である。この定義に基づき，表 2.1-3 に⽰される物質のリスクについて、放射性物質による「影響度」（潜在的影響度）と「起こりやすさ」（管理重要度）の 2 つの軸で表す図として，表現した結果を図 2.1-2 に⽰す。ここで、潜在的影響度とは放射性物質の量に，拡散のしやすさ
や⼈や環境への取り込まれやすさを考慮して評価した影響の⼤きさであり，管理重要度は，多重性や閉じ込め昨⽇の信頼性の程度として評価されている。また、円の⼤きさは評価結果の不確実さの⼤きさを⽰している。結果として，相対的にリスクが⾼く，かつ優先順位が⾼く，可及的速やかに対処すべきものとして，プール内燃料と建屋内滞留⽔に関するリスクが549

挙げられた。建屋内滞留⽔，プール内燃料とも建屋の耐震性が関係する項⽬である。それ以外にも，燃料デブリ，濃縮廃液等，廃スラッジ，HIC スラリー(⾼性能容器内に沈殿する泥しょう) ，屋外のガレキ等，建屋内汚染構造物などが主要なリスク源として挙げられている。
リスクの特徴に応じ，最適なタイミングと⽅法の選択・実施，作業の柔軟な⾒直し，進め⽅の⼗分な説明を⾏い，「全体としてのリスクの最⼩化」を図った上で，安全に作業を進め，結果として早期の作業完了につなげていくことで，「可能な限り速やかな廃炉」を実現していくことが必要であると考えられる。

図 2.1-2

福島第⼀原⼦⼒発電所のリスク要因と管理重要度の評価結果（2017 年現在）4)

2.1 の参考⽂献
1) 廃炉・汚染⽔対策関係閣僚等会議：東京電⼒ホールディングス（株）福島第⼀原⼦⼒発電所の廃⽌措置等に向けた中⻑期ロードマップ，2017.
2) 近藤裕之：福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉におけるリスク要因と対応策，⽇本原⼦⼒学会2016 年春の年会

原⼦⼒安全部会セッション「福島第⼀原⼦⼒発電所における今後のリスク要因とその防護策」，2016.
3) 廃炉・汚染⽔対策チーム会合／事務局会議（第 52 回）：「３号機原⼦炉建屋燃料取り出
し⽤カバー等設置⼯事の進捗状況について」東京電⼒ホールディングス(株)，2018.
4) 原⼦⼒損害賠償・廃炉等⽀援機構：東京電⼒ホールディングス(株)福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉のための技術戦略プラン 2017.
650

2.2 検討対象
2.2.1 対象施設における対象期間ごとの要求性能2.1 では，汚染⽔（建屋内滞留⽔），プール内燃料（使⽤済み燃料）の 2 つに加えて燃料デブリの計 3 項⽬を、現在の福島第⼀原⼦⼒発電所における主要なリスク要因として挙げた。
プラントに求められる基本的な安全機能としては，これらのリスク要因に対して、その重要度に応じた信頼性のレベルで，放射性物質を冷やし，閉じ込めることである。また、プラントがこれらの安全機能を満たすためには、建屋は、放射性物質を含む物質を閉じ込める機能を有するとともに，構造体としての機能は保持していることが要求される。
以上を踏まえ，福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉⼯程の各区分に対して，閉じ込めが必要な放射性物質，プラントの基本的な安全機能，建屋に対する要求性能，留意事項等をまとめたものを表 2.2.1-1 に⽰す。
表 2.2.1-1 廃炉の各段階における要求性能
事故収束前

第⼀期

第⼆期

第三期

冷温停⽌状態の達成まで

プール内燃料取出開始まで

プール内燃料取出開始から燃料
デブリ取出し開始まで

燃料デブリ取出し開始から解体、廃⽌措置終
了まで

⼯程

事故前

閉じ込めが
必要な放射
性物質注 1

炉内の燃料
汚染⽔
使⽤済み燃
料

燃料デブリ
汚染⽔（建屋内滞留⽔）
使⽤済み燃料

プラントに
求められる
基本的な安
全機能注 2

⽌める
冷やす
閉じ込める

冷やす

冷やす注 3
閉じ込める

建屋に対す
る要求機能

遮へい性
気密性
⽔密性
構造安全性

構造安全性

放射性物質を含む物質の閉じ込め
構造安全性

建屋の損傷
屋根崩落等の影響
事故時の熱履歴加えて上部カバー重量，反⼒の影響

留意事項

燃料デブリ
汚染⽔(建屋内
滞留⽔)

加えてデブリ取出に伴う設備等の影響
⾼経年化対策加えて解体進展に応じた状態変化
⾼経年化対策注 1：⽡礫等については別途対処することとし、閉じ込めが必要な放射性物質として表に含めることはしていない。
注 2：プラントに求められる基本的な安全機能は，閉じ込めが必要な放射性物質に関するリスクの⼤きさに応じて異なる。
注３：廃⽌措置の進捗に伴う放射性物質やデブリ燃料取出に向けた対策等により、安全確保に係る設備に求められる機能は変化（要求機能の消滅及び低減）するため、必要に応じて安全対策を実施する。

751

2.2.2 検討範囲
本分科会では，決定論的に評価する地震動に対する原⼦炉建屋、原⼦炉圧⼒容器本体基礎等の耐震性という観点から表 2.2.1-1 で⽰した要求性能がどの程度満たされているかを検討することとしている。これらのうち，本中間報告書での検討範囲は次のとおりである。
（１）検討対象とする期間
本中間報告書では，廃炉までの期間のうち，プール内燃料取出し架構設置前までの期間（第⼀期前半）を対象とした検討を実施した。
（２）検討対象施設
検討対象建屋は，1〜3 号機の原⼦炉建屋とする。1〜3 号機の原⼦炉建屋のうち，⽔素爆発等の影響による損傷が⼤きいことおよび 1〜3 号機原⼦炉建屋の構造が同等であることを考慮し，3 号機原⼦炉建屋を代表として検討対象施設に選定した。
（３）検討対象事象
福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉⼯程の各段階における要求性能は表 2.2.1-1 に⽰すとおりである。これらのうちプール内燃料取出し架構設置前までの期間（第⼀期前半）を対象に，3号機原⼦炉建屋の耐震性評価における検討対象事象について絞り込みを⾏った。
2.1 では，相対的にリスクが⾼くかつ優先順位が⾼く，可及的速やかに対処すべきものとして，汚染⽔およびプール内燃料をリスク要因として挙げた。また，直ちにリスクとして発現するとは考えにくいが，安全・確実・慎重に対処すべきものとして燃料デブリをその要因として挙げた。
これらに対応する原⼦炉建屋の耐震性評価の検討対象事象としては，使⽤済燃料プール損傷による使⽤済燃料の冷却中断，⽣体遮へい壁損傷による燃料デブリの遮へい・閉じ込め性能の喪失及び地下外壁損傷による地下滞留⽔の漏えいの３項⽬があげられる。
以上を踏まえ，本検討では，原⼦炉建屋の耐震性評価として，使⽤済燃料プールの耐震性，
⽣体遮へい壁の耐震性，地下外壁の耐震性に対する検討を実施する。これらの耐震性に関し，考慮する地震動，地震応答解析⼿法，解析結果等について，東京電⼒の公表資料，技術指針及び規程，既往の知⾒から総合的に評価する。

852

図 2.3-9 平成 23 年東北地方太平洋沖地震の加速度応答最大値４）（原子炉建屋基礎スラブ上端，基準地震動Ｓｓとの比較）

図 2.3-10 平成 23 年東北地方太平洋沖地震の加速度応答スペクトル４）（原子炉建屋基礎スラブ上端，基準地震動Ｓｓとの比較，EW 方向）

1753

3.2 評価方針
検討対象建屋については，水素爆発等の影響による損傷が大きいことや 1～3 号機原子炉
建屋の構造が同等であることを考慮し，3 号機原子炉建屋を代表号機として選定する。
評価方針は次のとおりである。
・耐震性評価の対象とする地震動は，「2.3 考慮する地震動」で示された基準地震動 Ss お
よび検討用地震動とする。
・鉄筋コンクリート造の耐震壁の終局限界に対しては，水平方向の地震力が支配的であり，鉛直方向の地震力の影響は少ないことから，耐震性の評価は水平方向の地震動に対して実施する。
・3 号機原子炉建屋は，水素爆発等により建屋の一部が損傷していることを踏まえ，損傷状
況を写真より推定し地震応答解析モデルに反映する。（「3.3.3

損傷状況の評価」参照）

・原子力発電所の地震応答解析手法は，原子力発電所耐震設計技術規定 JEAC4601-2015に示される内容を踏まえ，地盤との相互作用を考慮し，曲げおよびせん断剛性を考慮した
質点系モデルとする。さらに具体的な定数等は対象施設の過去の地震によるシミュレーシ
ョン解析結果を踏まえて設定する。
（「3.3.4 地震応答解析手法の妥当性確認について」参照）
・耐震性評価の目安値は，原子炉建屋はせん断が卓越する形状であることを踏まえ，復元力特性のせん断応力度～せん断ひずみ関係におけるせん断ひずみで評価することとする。
具体的な目安値は原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データ等の既往文献を参考に設定する。（「3.4 耐震性評価の目安値の検討」参照）
・基準地震動 Ss に対する耐震検討に関して東京電力は，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 67 条第 1 項の規定に基づく報告の徴収について」（平成 23 年 4 月
13 日）に基づき，平成 23 年 7 月に「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」１）として，本報告書で検討の対象としている３号機の基準地震動 Ss に対する耐震性について報告している。本報告書ではここで示された地震応答解析結果を参考に耐震性を評価するものとする。なお，東京電力は上記報告において，地震応答解析に加え２階以上の使用済燃料プールを含む部分を対象に，３次元ＦＥＭの静的弾塑性解析による局部評価を実施している。
・検討用地震動に対する耐震検討に関して東京電力は，検討用地震動を機動的対応（消防車等の可搬設備による注水等）の信頼性向上に用いることを前提に，平成 28 年 8 月に「福島第一原子力発電所検討用地震動に対する建屋検討結果」２）において，本報告書で検討の対
25

54

象としている３号機の検討用地震動に対する耐震性について報告している。本報告書では
ここで示された地震応答解析結果を参考に耐震性を評価するものとする。
なお，本報告書での使用燃料取り出し架構設置前の原子炉建屋の状態を想定して耐震検討を実施することとしている。上記の東京電力の地震応答解析結果のうち，基準地震動に対する耐震検討においては，水素爆発後の建屋の重量を想定し 5 階以上の建屋重量を瓦礫重量とみなして 5 階位置に付加しており，本報告書の想定している状態に整合している。
一方，検討用地震動に対する耐震検討においては，瓦礫を撤去して遮へい体や燃料取り出し架構を設置した，燃料取り出し直前の状態を想定している。しかし，撤去した瓦礫の重量より遮へい体と燃料取り出し架構の重量の和の方が重く，水素爆発直後の建屋重量の想定より保守的になると考えられるので，この資料に示された解析結果をそのまま用いて評価することとした。
3.2 の参考文献
１）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」平成 23 年 7 月．
http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/110713q.pdf
２）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所検討用地震動に対する建屋検討結果」平成
28 年 8 月．
https://www.nsr.go.jp/data/000162377.pdf

26

55

3.3.3

損傷部位の評価

3 号機原子炉建屋は，水素爆発等により建屋の一部が損傷している。損傷部位は写真を基に推定し，地震応答解析モデルに反映することとしている３）。
各部位の損傷部位評価の考え方は，下記の通りである。
(1)

外壁および屋根トラス

原子炉建屋の外観写真から損傷状況を確認できる外壁および屋根トラスについては，損傷部位として評価した。また，一部剥落が確認された外壁についても損傷として評価した。
(2)

使用済燃料プール

損傷が確認されている外壁の厚さは最大で 600mm である。使用済燃料プールの壁および床の厚さは 1400～1850mm であること，また，使用済燃料プールは循環冷却システムが完成しており，満水状態が維持されていることから，損傷は無いと評価した。
(3)

機器仮置プール

外観写真より，一部剥落が確認された外壁部分を除き，機器仮置プールの壁に損傷は確認されていない。また，損傷が確認されている外壁の厚さは最大で 600mm であり，機器仮置プールの壁および床の厚さは 900mm であることから，損傷は無いと評価した。
(4)

生体遮へい壁（シェル壁）

損傷が確認されている外壁の厚さは最大で 600mm である。建屋 3 階の生体遮へい壁の厚さは 1850mm であることから，損傷は無いと評価した。
(5)

床スラブ

3 号機は建屋内の調査結果が得られていないことから，外観写真および外壁の損傷状況か
ら床スラブの損傷状況を推定した。1～3 階は，外壁が一部剥落していることを除き，外観に損傷が確認されていないことから，損傷は無いと評価した。また，4 階および 5 階は外壁が損傷しており，損傷した外壁の厚さを下回る床スラブについては，損傷している可能性があると評価した。なお，5 階北西側の床スラブは，外観写真より，床スラブを支持する 4 階の外壁および柱に大きな損傷が確認されているため，損傷部位として評価した。
上記を踏まえ，3 号機原子炉建屋の損傷状況（立面図）を図 3.3.3-1 に，損傷状況（平面図）を図 3.3.3-2 に示す。

36

56

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

5F

東面

西面

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

O.P. 10,200

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

南面

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

O.P. 10,200

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

北面

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

O.P. 10,200

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

Ｒ3

Ｒ2

Ｒ1

Ｒ7

Ｒ6

Ｒ5

Ｒ4

Ｒ3

Ｒ2

Ｒ1

ＲG

ＲF

ＲE

ＲD

ＲC ＲBa ＲB

ＲAＲA

ＲB ＲBa ＲC

ＲD

ＲE

ＲG

ＲF

O.P. 39,920

4F

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

Ｒ4O.P. 39,920

4F

5F

Ｒ5

O.P. 39,920

4F

5F

Ｒ6

O.P. 39,920

4F

5F

Ｒ7

O.P. 10,200：外壁の損傷箇所：解析上評価しない外壁：外面のみ損傷箇所

図 3.3.3-1 3 号機 原子炉建屋の損傷状況（立面）
37

57

N

：床スラブの損傷箇所：床スラブの損傷の可能性のある箇所

：床なし
：床あり
：外壁の損傷箇所：解析上評価しない外壁：外面のみ損傷箇所

図 3.3.3-2 3 号機 原子炉建屋の損傷状況（平面）3858

（２）鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみの既往文献について「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法」田中宏志ほか，日本建築学会
学術講演梗概集（近畿）昭和 62 年 10 月 1）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データから鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法をまとめている。ここではせん断応力度～せん断ひずみ関係（τ～γ関係）における終局せん断ひずみについてまとめる。
τ～γ関係の実験値の例を図 3.4-1 に，実験結果の終局せん断ひずみと計算値の比較を
図 3.4-2 に，試験体形状別の最大耐力時せん断ひずみの実験結果を表 3.4-1 に示す。
この文献では，終局せん断ひずみを一般の耐震壁のデータ等を参考にγ３＝4.0×10－3 と定めている。その理由については次のように記載している。
・実験値のτ～γ関係のスケルトンカーブは，初期の直線部分，その後の上に凸の曲線部分，
さらにほぼ最大耐力に達した後のフラットな部分よりなっている。
・ボックス型壁およびＩ型壁ではこのフラットな部分が比較的短く，円筒型等その他の形状ではほぼ最大耐力に達した後のフラットな部分が長い。
・「形状による終局せん断ひずみの差はまだ理論的に十分解明されていないこと」および「終局せん断ひずみの実験値にばらつきが大きいこと」を踏まえ，τ～γ関係のスケルトンカー
ブの終局せん断ひずみの値を一律 4×10－3 とした。
なお，円筒壁等の実験結果のスケルトンカーブでは，設定した終局せん断ひずみγ３＝
4.0×10－3 付近で最大耐力に達した後にさらにフラットな部分があり，実験結果の終局せん断ひずみは設定した終局せん断ひずみγ３＝4.0×10－3 より大きくなるが，これについて
は今後の検討課題である。
また，上記文献の原典である「建物・構築物の復元力特性の評価法に関する調査報告書」（社）日本電気協会

電気技術基準調査委員会

原子力発電特別調査委員会調査報告

書 VOL.11 では，次の内容が示されている。
・終局せん断ひずみ 4×10－3 とボックス型およびＩ型壁の実験結果とほぼ対応しており，
実験結果の平均値から標準偏差を引いた値にほぼ等しくなっている。
・円筒壁，八角形型円筒体に対しても実験値の（平均値－標準偏差）の値にほぼ等しい 6×10－3 まで終局せん断ひずみを伸ばすことも考えられる。
しかし，これについては現時点では理論的に十分解明されていないので，ここでは一律
4×10－3 とした。
以上のように，ここでは，鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみを一律 4×10－3
としており，この値は実験結果の平均値－標準偏差程度の値となっていることが記されて
いる。
41

59

3.6.6 地震応答解析結果に基づく耐震性の評価
検討用地震動による地震応答解析結果の耐震壁のせん断ひずみを表 3.6.6-1 に示す。
耐震壁のせん断ひずみは最大でも 0.17×10-3（ＮＳ方向，検討用地震動①）となっており，
耐震性評価の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。

表 3.6.6-1 耐震壁の最大応答せん断ひずみ一覧１）より抜粋-3（ 単位：×10 ）
ＥＷ方向

ＮＳ方向
階

O.P.(m)

検討用地震動 検討用地震動 検討用地震動 検討用地震動①②①②

4F 39.92 ～ 32.30

0.06

0.03

0.14

0.08

3F 32.32 ～ 26.90

0.12

0.07

0.15

0.08

2F 26.90 ～ 18.70

0.11

0.06

0.13

0.07

1F 18.70 ～ 10.20

0.17

0.09

0.16

0.08

B1F 10.20 ～ 2.06

0.12

0.07

0.12

0.06

検討用地震動による地震応答解析結果に基づく接地率を表 3.6.6-2 に示す。
検討用地震動①に対するＥＷ方向，検討用地震動②に対するＮＳ方向及びＥＷ方向の最少接地率は基礎浮上り非線形解析の適用限界である 65％以上となっている。しかし，検討
用地震動①に対するＮＳ方向の最少接地率は 64.7％となり，基礎浮上り非線形解析の適用限界である 65％を下回っているので，次の項で誘発上下動を考慮した地震応答解析を実施
し応答値の妥当性を確認することとしている。
検討用地震動による地震応答解析結果に基づく接地圧を表 3.6.6-3 に示す。
地盤の支持力試験の最大荷重は 9,806kN/m2(100kgf/cm2)であり，地震時の接地圧は地盤の支持力試験の最大荷重に対して十分な余裕がある結果となっている。

83

60

3.6.8 耐震性評価
3 号機原子炉建屋を代表号機として，検討用地震動に対する地震応答解析結果より原子炉建屋の耐震性を評価した。
地震応答解析結果の耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみは，最大で 0.17×10-3 となっており，耐震性評価の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
これらより，原子炉建屋は検討用地震動が生じた場合においても大きな損傷はなく，原子炉建屋の構造体としての機能は保持されていると評価することができる。
3.6 の参考文献
１）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」），平成 23 年 7 月.

89

61

3.7

対象施設の耐震性について

3 号機原子炉建屋を代表号機として，基準地震動 Ss および検討用地震動に対する地震
応答解析より原子炉建屋の耐震性を評価した結果をとりまとめた。
地震応答解析に用いている地震応答解析モデルおよび地震応答解析手法は，JEAC46012015 に基づいていること，2008 年岩手・宮城内陸地震のシミュレーション解析において観測波との整合が確認されている地震応答解析手法やコンクリート等の定数と整合していること，水素爆発による原子炉建屋の損傷が写真等に基づいて反映されていることを確認した。
耐震性は地震応答解析結果の耐震壁のせん断ひずみにより評価することとし，その耐震性評価における許容限界の目安値について検討した。過去の実験データや学協会での議論を参考に，事故後の福島第一原子力発電所の原子炉建屋においては，地震後も形状保持されており波及的影響防止に関わる構造安全性が確保されればよいという前提に基づき，許容限界の目安値をγ＝4×10-3 とした上で，応答値の余裕とあわせて評価することとした。
基準地震動 Ss に対する原子炉建屋の地震応答解析結果においては，耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみが，最大で 0.14×10-3 となっており，耐震性評
価の許容限界の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
また，検討用地震動に対する地震応答解析結果の耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみは，最大で 0.17×10-3 となっており，耐震性評価の目安値と考えた
4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
これらより，原子炉建屋の想定する地震動に対する構造体としての機能は保持されていると評価することができる。

90

62

4 建屋の構造性能に関する今後の課題について
本報告書では，福島第一原子力発電所 3 号機を対象に，使用済燃料プールからの燃料取り出し開始までの原子炉建屋の耐震性に関する検討を実施した。1 号機や 2 号機については，本報告書の対象としておらず，同様の検討が必要である。
また，3 号機については，本報告書作成時において，使用済燃料プール内の燃料取り出し用カバー等の設置工事が進められており，2018 年度中頃に燃料取り出しが開始される予定である。本報告書では，使用済燃料プールからの燃料取り出し中およびそれ以降の建屋を含めた鉄筋コンクリート構造物の構造安全性に関する検討は実施しておらず，今後の検討が必要である。
以上に加え，次の 3 つの課題などが挙げられる。


溶融燃料により高温となった原子炉圧力容器本体基礎（RPV ペデスタル）の耐震性



燃料デブリ取り出しの段階での，生体遮へい壁の耐震性能（選択される取り出し工法
による追加開口等の影響）



海水注入による塩分あるいは飛来塩分の影響を受けた鉄筋コンクリートの経年変化が耐震性へ与える影響

これらの項目について，廃炉完了までの期間が非常に長いことを前提として，その耐震性能が検討される必要がある。しかし，同様な条件下における鉄筋コンクリート構造物の性能に関する知見は限られていることから，どのような形で耐震性能を確認するかが課題である。
なお，運転中の原子力発電所については，決定論的に評価する地震動を超える揺れに対しても，耐震裕度を確保したり，アクシデントマネジメント策を用意したりすることにより，残存するリスクを可能な限り小さくすることが要求される。本報告書の検討結果は，事故を受けた原子炉建屋のフラジリティ評価など，福島第一原子力発電所における地震リスクの評価に資すると考えられる。

9163

添付資料 5-1
日本原子力学会 2019 年秋の大会

企画セッション/委員会セッション-「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」現地状況及び活動報告-

実施報告
2019.11.25 廃炉委

運営タスク◇日時・場所：2019.9.13 13:00-14:30 富山大学五福キャンパス C 会場
◇座長：関村 直人 （廃炉検討委員会副委員長 東京大学）◇プログラム
1．座長挨拶
2．講演(1)福島第一原子力発電所廃炉作業の現状(2)福島第一原子力発電所の廃炉のための遠隔技術(3)英知事業・国際協力の取り組み(4)廃炉検討委員会の取り組み
3．全体討論・まとめ

東京電力 HD 鬼束 俊一
東京大学
淺間 一
JAEA CLADS 岡本 孝司
廃炉検討委員会委員長 宮野 廣

◇実施結果
会場は満席で立ち見がでる盛況であり、聴講者数は約 200 人。報道関係は 4 社が参加。
セッションでは、１F の廃炉作業の現状について紹介して頂き、共有した上で、1F 廃炉の達成に向けた、遠隔技術開発、英知事業・国際協力の取り組み、廃炉委の取り組みについて講演頂いた。技術開発に関するコメント、議論がなされた。各講演の要旨と主な質疑を以下に記す。
1． 座長挨拶（東大

関村先生）

2．講演
(1) 福島第一原子力発電所廃炉作業の現状(東京電力 HD 鬼束氏)
要旨：1F 廃炉作業の現状として、1F の現状、労働環境改善、汚染水対策、使用済燃料プールからの燃料取り出し、燃料デブリ取り出しに向けた活動を報告
質疑
Q：廃棄物の量の検討はどこまで進んでいるか（宮野先生）
A：デブリは含めていないが、10 年で 80 万 m3 ほど発生する見込み。ただし、焼却などが進み、10 年後で 1/3 に減容し保管管理する。
(2) 福島第一原子力発電所の廃炉のための遠隔技術（東京大学 淺間先生）
要旨：1F 廃炉のための遠隔技術開発状況について報告。遠隔技術のニーズ・ミッションに対して、これまで達成できた事例など紹介。

64

質疑
Q：人材募集はロボット技術に関する課題を全体的にカバーするものか、それとも事業内
容にフォーカスしたものか（関村先生）
A：まずはデブリ取り出しにフォーカスして取り組む（3）英知事業・国際協力の取り組み(JAEA CLADS

岡本センター長)

要旨：JAEA CLADS の英知事業・国際協力への取り組みによる廃炉基盤研究の推進状況を報告。
質疑
Q：英知事業の予算規模はどのくらいか（宮野先生）
A：課題解決型は 4 千万円／年で 1 億 2 千万円となる。基盤研究は 3 千万円／年である。
研究人材は 6 千万円／年であるが、大学 3 千万円、JAEA3 千万円の内訳で、5 年間（4 年間？）の予算である。課題解決型に重点的に予算配分されている。
(4) 廃炉検討委員会の取り組み（廃炉委

宮野委員長）

要旨：廃炉委の取り組みとして、各分科会の活動について報告。新たに強度基準検討分科会を設立。また、事故後10年に向けて、事故調の提言をフォローする分科会を作っていく予定。
3．全体討論・まとめ
Q：岡本先生は廃棄物の扱いについて「管理」という言葉を使用したが、どのように定義しているか（関村先生）
A：処分の前の第一段階として「管理」という言葉を使ったのであり、処分を想定していないということではない。（岡本先生）
Q：「廃炉」と「廃止措置」の違いについてはどうか（関村先生）
A：1F の廃止措置はデブリが残っている状況なので非常に難しい。他の発電所の廃止措
置は、既存技術を組み合わせることで解決でき、一般の化学プラントとほぼ同等の困難さと考えられ、土木工学の経験で対応可能と考える。しかし、1F はレベルが異なり、デブリが残った状態であるため、多分野の結集が必要であり非常に難しい。（岡本先生）
以上

65

添付資料 5-2

廃炉国際ワークショップ（FDR2019）報告-福島発 未踏領域への挑戦を目指してFDR2019組織委員会
FDR2019は、東京電力福島第一原子力発電所(1F)廃炉に特化した初めての国際ワークショップであり、1F事故後の対応拠点であったJヴィレッジで開かれた。国内外の英知を結集すべく、5分
野に渡るテクニカルセッションを行い、活発な意見交換がなされた。また1F構内を見学するツアーを実施し世界の研究者に1Fの現状を生で感じてもらった。1F廃炉技術に関する議論の活性化に貢献した本ワークショップの活動状況を報告する。

KEYWORDS: Fukushima Daiichi, Decommissioning, Severe Accident, Debris, Robot,
Radiation Measurement, Analysis, Waste management
Ⅰ．はじめにⅡ．ワークショップの概要
１． 開催の意義と概要

2019年5月24日（金）から26日（日）に福島県楢葉町にあるJヴィレッジにおいて、廃炉国際ワークショップ(FDR2019:

International

TopicalWorkshop（１）開催の意義～Jヴィレッジでの開催～

onJヴィレッジはサッカーのナショナルトレーニングセ

Fukushima Decommissioning Research, 以降、FDR2019)

ンターであるが、1Fから20kmの距離にあることから、事を開催した（図1）。FDR2019は、日本原子力学会と日本機故収束のための対応拠点として使用されることとなり、械学会の共同主催とし、原子力学会からは廃炉検討委員

2011年以降本来の機能を停止していた。8年の年月を経

会が、機械学会からは動力エネルギーシステム部門が全て、2019年4月に全面的に営業を再開した施設には、宿泊面的に協力し実現した。また、日本原子力研究開発機構

施設や会議場としての機能も備えられている。この地で、（JAEA）をはじめとする関係機関から、多くの支援を受

国内外の研究者や技術者を集め、1F廃炉について集中しけて運営された。会議の運営には、廃炉委から宮野委員

た議論を行うことは意義あるものと考える。

長、岡本副委員長がFDR2019の副委員長として参画、また、講演は下記の5つのトラックに分かれ、3つの会場でパ

廃炉委運営タスクの浅沼徳子、可児祐子、矢板由美の三ラレルセッションの形式をとった。各トラックの概要は

氏が参加し成功に大きく貢献した。ここでは、ワークシ

次項にまとめている。

ョップの概要を報告するとともに、事故後10年となる

Track

2021年に開催予定の次回会合についてもその計画を紹介する。なお、FDR2019の開催概要については、日本機械学

1:

Severeaccident

phenomena,

Fukushimaaccident analysis
Track 2: Debris removal strategy, risk, debris

1)

会誌に掲載された特集記事も参照されたい 。

characterization
Track 3: Robot technology, remote control system
Track 4: Radiation measurement and analysis
Track 5: Waste management
発表件数は、プレナリー講演2件、キーノート講演6件、一般講演93件、ポスター発表4件（うち1件は一般講演と同じ）となった。参加者は182名であり、うち海外からの参加者はフランス、イギリス、アメリカ等、11カ国から

図144名が集まった。

会場となったJヴィレッジ（２）プレナリー講演
Fukushima

会議の冒頭に、2件のプレナリー講演をいただいた。プ

Decommissioning Research(FDR2019); Challenges to the

レナリー講演は、JAEAの廃炉国際共同研究センターによunknown：FDR2019 Organizing Committee

る福島リサーチカンファレンスの協賛により、一般公開

International

TopicalWorkshoponで行われた。1件目は、原子力損害賠償・廃炉等支援機構
（ 1 ）

66

（NDF）の山名元理事長から、1Fの廃炉作業の現状が説明

PCV内などから採集された高線量物質の分析結果、MELCOR

され、世界中の研究成果と技術の結集が重要であることを用いた事故進展要素過程・現象の解析について報告さが述べられた。2件目は、経済産業省資源エネルギー庁のれた。また、シビアアクシデント現象に関するセッショ

新川達也審議官から、福島全体の復興の現状が説明され、ンでは、各種模擬試験による物性値の測定など物理化学

1Fの廃炉が福島復興につながるものでなければならない

データ取得や反応解析について多数の報告があった。まと述べられた。ホールは満席となり立ち見が出たうえ、た、モデリングのセッションでは、RELAP/SCDAPSIMコー

NHKや新聞社が取材に入るなど大変盛況であった（図2）。

ド開発、UO2/Zr液相化のモデル化、JUPITERコードの検証、
欧州のSAFESTプロジェクトが紹介された。大学や研究機
関等から国内外の若手を中心とした発表が多く、各セッ
ションで活発な議論が展開された。
（２）デブリ取出し戦略,リスク,デブリ特性【Track 2】
トラック2では、キーノート講演としてNDFの山本哲夫
氏による1F廃炉のための技術戦略プランの紹介の他、一般発表では、燃料デブリの切断技術、ダストの発生挙動の評価、取出し時のリスク研究等について計13件（ポス
ター発表含む）の報告があった。
一般発表では、溶融燃料とコンクリートの反応生成物

図2

高橋隆行委員長（福島大）による開会の様子の特性評価、各種模擬デブリを用いたレーザー切断技術の開発、切断時のダスト発生挙動の解析、事故時に環境（３）テクニカルツアーと参加者間の交流中に放出された放射性微粒子に関する報告があった。ま会議初日の午前中に1F構内を見学するツアーを開催した、燃料デブリのリスク検討に関するセッションでは、た。海外からの参加者が半数以上を占め、参加者の大半

TMI-2のデブリ取出し時の作業概要の報告、臨界安全性のが1Fを初めて見学するとのことであった。1Fに向かう道

検討、微生物の発生による腐食の影響や燃料デブリの劣中に広がる被害の残る様子を目の当たりにし、海外から化について報告があった。

の参加者は特に強い印象を受けたようである。

（３）ロボット技術と遠隔操作システム【Track 3】

2日目の夜にバンケットを開催した。日本の伝統芸能を

トラック3では、キーノート講演1件、一般発表では日披露すべく、富岡町の和太鼓団体「小浜風童太鼓」をお本、韓国、イギリス、フランス、ベルギーから計11件の招きした。同団体は震災による津波被害を受け、活動を報告があった。キーノート講演では、技術研究組合国際停止せざるを得ない状況から復活し、現在では地域復興

廃炉研究開発機構（IRID）の新井民夫氏より、ロボットにつながる活動を活発に展開している。海外での活動経

技術や遠隔操作システムに対し、1F作業環境において要験も豊富で、司会進行も英語で行い、太鼓の演奏体験も求される性能や機能について説明があった。

させてくれるなど、国内外の参加者にとって大変魅力的
かつ迫力のある演奏を披露してくれた。

一般発表では、耐放射線性を有するセンサやデバイスの開発、空間情報を把握するための計測システム及びデJヴィレッジ周辺の飲食店は限られているが、なかにはータ処理手法の開発、ロボットによる切断技術の開発、

バンケット終了後に周辺の飲食店へ繰り出し、現地を存バーチャルリアリティ技術の応用、複数台マニピュレー

分に楽しんだ参加者もいたようである。一方、Jヴィレッ

タによる協調搬送技術の開発、等の報告があった。ロボジに会議室を提供いただき、レセプションやバンケット

ットや遠隔操作システムの開発には、複数の要素技術を終了後に有志で親睦会を開いた。講演会場にとどまらず、組み合わせ、俯瞰的な視点を持った統合的なシステムを熱い議論がなされ、研究者・技術者間の交流に大いに役

設計開発することが重要であり、本会合は複数の技術分立った。交流による今後の展開が期待される。

野の専門家が集まり議論できる貴重な場となった。
（４）放射線計測技術【Track 4】

２．テクニカルセッションの概要

トラック４では、キーノート講演2件、一般発表26件が（１）シビアアクシデント現象と1F事故解析【Track 1】あった。キーノート講演では、日本原子力研究開発機構

トラック１では、キーノート講演1件、一般発表22件（ポの佐藤氏より、ガンマカメラと呼ばれる放射線分布測スター発表含む）があった。キーノート講演では、米国

定・可視化装置の小型化と1F内での適用試験結果が紹介

サンディア国立研究所のDavid Luxat博士より、1F事故解された。また、英国ランカスター大学のMalcolm Joyce

析における重要事象の検討状況が紹介された。

教授より、英国における廃炉のための放射線計測技術に一般発表では、FP移行に係るSAMPSONコードを用いた解ついて幅広く紹介された。

析結果や熱力学データベースのベンチマーク解析結果、

一般発表では、ガンマ線計測を中心とした放射線計測

（ 2 ）

67

機器や計測手法の開発と、レーザーを活用した分析技術

り組んでいることが伺える。詳細選出結果は FDR2019 のの開発について、基礎基盤研究の現状と廃炉への適用に

ウェブサイト（https://fdr2019.org/）で公表している

向けた議論を行なった。放射線計測分野では、耐放射線ため参照されたい。選出著者らには、フルペーパーの学性を有する検出素子・検出機器開発、プラントモニタリ

術論文誌への投稿、特に、FDR2019 を共催した日本原子ングへの適用、そして廃炉作業現場における汚染源の可力学会と日本機械学会の論文誌への投稿を推奨している。

視化（イメージング）技術に関する発表があった。可視

一部の著者からは投稿準備を進めているとの情報を得て化技術については、豪州の研究炉の廃炉で適用されたイ

おり、今後も積極的な論文投稿を呼び掛けていく。また、メージング手法・装置について報告された。また、核燃

次回の本ワークショップ開催時においても Selected料の分布や未臨界度の測定技術に関する報告があり、燃

paper の選出・表彰の在り方を更に検討し、国内外に向料デブリ取出しへの適用が議論された。

けた研究成果発信を支援していく所存である。

レーザー利用計測分野では、質量分析手法の高度化技
術、遠隔その場分析を可能とする発光分光技術に関する報告があり、難測定核種や微量元素の測定への適用が議Ⅳ．まとめ・次回開催について論された。

福島第一原子力発電所の事故から9年が経過したが、そ（５）廃棄物処理・管理【Track 5】の廃炉作業は長い道のりの一部が進んだ状況に過ぎな

トラック5では、キーノート講演1件、一般発表21件（ポい。現在は安定状態にあるが、リスクを低減するためにスター発表含む）があった。キーノート講演では、ドイ

安全、着実かつ迅速に廃炉作業を進める必要がある。こツNUKEM社のUlf Kutscher氏より、チェルノブイリ発電所

れから、燃料デブリ取出しといった廃炉の本格的な作業における事故廃棄物の管理状況について紹介があった。

に取り組む計画であり、難しい技術開発も最終段階に入一般発表では、廃棄物に関わる多方面の研究成果が報るとともに、新たな研究にも着手していく必要がある。

告、議論された。廃棄物に関する研究開発は、発生した

本国際ワークショップは、廃炉の進展に向けて世界の英

廃棄物の性状把握や処理方法、施設の廃止措置に関する知を結集する、先進的な一歩になったものと考える。

技術など多岐にわたる。1Fでは放射性物質を含んだ汚染水が大量に発生し、化学工学的に水を除染する設備が導次回は、事故後10年となる2021年5月16日（日）から19日（水）に開催予定である。

入されている。これらのシステムの効率的な運用に向けた改良技術、システムで発生する二次廃棄物の詳細分析（執筆担当：宮野

結果や廃棄物の固形化技術に関して発表があり、活発な京大学）、浅沼徳子（東海大学））

廣（廃炉検討委員会）、岡本孝司（東議論が行われた。廃止措置に関しては、英国、米国における廃止措置の事例・経験について有用な報告があった。

－

参考資料

－

また、国内外から廃止措置の要素技術として核種組成や

1)高橋ら，特集 廃炉国際ワークショップFDR2019，日本

線量率評価技術、除染、解体工法などが報告された。

機械学会誌，第122巻，第1211号，4～23頁，2019．

廃棄物管理は廃止措置の工程とともに長期間にわたり継続する。廃止措置の進行に合わせて研究開発を着実に展開し、より効率的な技術の実用化、適用を進めていく必要がある。

Ⅲ．Selected paperについて
FDR2019 組織委員会は、優れた研究を Selected paperとして選出することを計画し、選出にあたって、100 件
余の口頭発表及びポスター発表の全発表について、トラックリーダー、あるいはトラックリーダーより委嘱された座長・副座長らにより、学術的・技術的水準の高さ、新規性、論理性、主題の明確さ、の４つの観点から採点評価を行った。各トラックから評価上位者を抽出し、最終的に合計 16 件を選出した。選出されたのは、筆頭著者
所属機関で、原子力機構 5 件、仏原子力・代替エネルギ
ー庁 3 件、大学・高専 5 件、企業 3 件であり、国内外の産官学が高いレベルで 1F 廃炉に向けての研究開発に取
（ 3 ）

68

添付資料 5-3
SMiRT25 内

第１回 JASMiRT ワークショップ

セッション４

報告（JASMiRT 2019 年度年会資料より抜粋）
SMiRT25 内で 2019 年 8 月 8 日に、第 1 回 JASMiRT Work Shop を、午前・午後を通して以下のテーマと構成で実施した。廃炉関係の詳細は別紙１の通り。
・全体テーマ：Towards Innovative Systems Performance and Safety of NPPS under Extreme
Events・セッション構成：表 1 の通り
表1

第１回 JASMiRT ワークショップ セッション構成
セッション

議長/副議長

1. Evolution of design process towards innovative systems
performance and reactor safety
2. Actual system failure sequences and mechanisms under
extreme loadings
3. Seismic response analysis for beyond-design-basis events
4. Decommissioning of aged and damaged nuclear systems

関村教授/笠原教授
笠原教授
堀教授
鈴木教授

・今回パラレルの WS が多く参加者は９０名程度であったが、各セッション分野の先端動向を情報交
換できまとめで髙田代表より SMiRT27 への参加・協力を呼び掛けた。
なおセッション４(デコミ)については、SMiRT 自体がこの分野に根を張るに至っていないこと、
および会場の都合でセッション 1,2 とパラレルになってしまったことから、参加者が少ない状況であったが、今後も国内の１F・一般炉廃炉の状況を SMiRT の場でアピールしていくこととしたい。

----------------------------------------------------------------------------------------別紙 １

Report of
1st JASMiRT Work Shop at SMiRT25~ Towards Innovative Systems Performance and Safety of NPPs
under Extreme Events ~Date : 8th August 2019
Venue : Westin Hotel Ball Room B and C,D;
Charlotte, N.C. USA
1

69

I.

Background✓

Japan has the responsibility to inform the world, especially countries promoting Nuclear Power,
many lessons learned from the Fukushima Daiichi accident due to Extreme External Events ,themajor tsunami caused by extreme earthquake, and from subsequent studies on the mitigation of
beyond design basis event.

✓SMiRT is the most suitable occasion to share these lessons and to discuss future agenda
effectively.

II.

Ⅲ．

Objective of the workshop✓

Nuclear safety after Fukushima Daiichi accident are facing various challenges such as:-To ensure protection against external events,-To enhance mitigation of beyond-design basis event,-To enable secure decommissioning under extreme high radiation
circumstance,-To ensure strong and effective regulatory infrastructure.

✓

To solve these challenges, innovative approaches to enhance systems performance as well as
safety need to be developed in various areas including design process, decommissioning process,structural & material mechanics, structural analyses and active utilization of high -performancecomputing.

✓In the WorkShop;-Cutting-edge knowledge worldwide on these areas is shared-Future agenda to be resolved through SMiRTs hereafter are picked up and its perspective
are discussed.

Session program

Opening Speech : Prof. Tsuyoshi Takada(The University of Tokyo,
Representative of JASMiRT)

1. Session 1: Evolution of design process towards innovative systems performance and reactor safety
2. Session 2 : Actual system failure sequences and mechanismsunder extreme loadings
3. Session 3 : Seismic response analysis for beyond-design-basis events
4. Session 4 : Decommissioning of aged and damaged nuclear systems
Chair: Shunichi SUZUKI, (The University of Tokyo)(1)Objective:
The risk of the damaged building, components, & equipment in Fukushima Dai-ichi NPP must be
assessed properly based on the appropriate concept and good practices. In this session, evaluation andcountermeasures for risks during decommissioning will be presented based on practices in UK, France,
US and Japan.
(2)Opening Speech:
Shunichi SUZUKI (The University of Tokyo, Japan)
Risk assessment for decommissioning of Fukushima Daiichi NPP
270

(3)Invited Speeches:
1) Keita SATO Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. Fukushima Daiichi Decommissioning &Decontamination Engineering Company(FDEC) D&D Promotion Office International Relation &Strategy Group Chief Associates“Decommissioning Status at Fukushima Daiichi NPP”
2) Christine GEORGES Nuclear Energy / D&D Division (DEN/DDCC)
Head of Prospective and International Development, CEA Marcoule"Responses to Safety concerns for Decommissioning of back-end facilities in France”
3) Rick REID. EPRI,（technical committee for the decommissioning track for SMiRT)"Experiences with Radiological and Industrial Safety during Decommissioning"(4) Future Agenda: Safety concerns for 1F decommissioning
Moderator: Shunichi SUZUKI (dialogues with 4 presenters)

Ⅳ.

Summary (by Prof. Tsuyoshi Takada)

4. Session 4 Decommissioning of aged and damaged nuclear systems(1) Session Abstract
The risk of the damaged building, components, & equipment in Fukushima Dai-ichi NPP must be
assessed properly based on the appropriate concept and good practices.
In this session, evaluation and countermeasures for risks during decommissioning were presented
based on practices in France, US,UK and Japan.

-(2) Discussion : Theme, current issue, future perspective
Criticality Risk, Hydrogen Generation Risk, Degradation of Building & Project Management
will be important themes for 1F decommissioning in future.

371

添付資料 62019 年 11 月 25 日
廃炉検討委員会
運営タスクチーム

福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
福島第一サイト日本原子力研究開発機構 楢葉遠隔技術開発センター

視察報告

昨年度に引き続き、2019 年 10 月 1 日および 7 日に福島第一サイトと楢葉遠隔技術開発センターの視察を実施した。視察の概要を以下の通り報告する。
添付資料：視察スケジュール(添付 1)、参加者リスト(添付 2)、参加者アンケート(添付 3)Ⅰ. 視察内容
1. 東京電力 HD 福島第一原子力発電所サイト(1) 視察設備・ルート
東電廃炉資料館(富岡町)でビデオ視聴、1F サイトまたは廃炉資料館で現況説明を受けた
後、管理区域内に立入り、1～4 号機外観、凍土壁設備、サブドレン設備、汚染水処理設備
他を構内バスで約 1 時間視察した。

172

(2) 主な説明内容○周辺地域の状況
・富岡町：2017 年 4 月に避難指示が一部解除されたが、現時点の居住者は約 1000 名(事故前の 8%)。
・大熊町：今年 4 月に一部で避難指示解除、6 月から避難住宅に入居開始。避難指示未解
除地区では脇道、住宅入り口がバリケードで閉鎖。
・常磐線は富岡－浪江間が 2020 年 3 月に開通予定。
・1F サイト周辺の森は未除染で、空間線量が高い。
○1F 概要説明、見学概要
・1F サイトの状況は、ぜひ会社やご家族にも伝えてほしい。資料や後ほど送付する写真は使ってよい。
・サイトでの作業者は現状 3500 人/日。60%が地元の方。
・現在注力しているのは、①デブリ取り出しに向けた検討、②使用済み燃料の取り出し、③汚染水対策、の 3 点。
① ：今年度サンプリングを予定。
② ：3 号機で実施中、来年度末に終了予定。1 号機と 2 号機は 2023 年に取出し開始予定。
③ ：現在 90m3/日の地下水が流入。116 万トンの処理水(※)をタンク貯蔵。
※ALSP 処理水：約 100 万トン、ストロンチウム処理水：約 10 万トン
・1,2 号機の排気塔(120m)の解体作業を実施中。初回に切り取った排気塔先端部が構内に置かれていた。
(3) 主な質疑Q：重要免震棟は今は使っていないのか？
→業務の大半は新事務本館で行っており、現在は汚染水処理の制御で使用、20 名程度が常駐している。
Q.：新防潮堤の構造は？
→切迫性があると言われるアウターライズ津波対策で、現状南東側の防潮堤を更に東側に伸ばす。津波高さは 6m で想定。この津波の予想高さから設定している。構造は L型。
Q.：サブドレン水のくみ上げ量は 1 日どの程度か？毎日一定量を処理しているのか？
→サブドレン水は建屋内水流出を抑制するため液面調整をしているものなので、くみ上げ量はわずかである。
Q.：プラントの運転員は今どんな仕事をしているのか？
→水処理設備の当直員など、別業務についている。
Q.：海の放射能モニタリングは実施しているのか？
→港湾で測定している。データは HP に掲載している。

273

Q：トリチウム等の汚染水があるとの説明だが「等」とは？トリチウム以外の核種があるのか？
→トリチウムのみの処理水もあるが、汚染水処理当初に処理した水にはヨウ素等が基準値を超えて存在する。多核種除去設備にて再度処理すれば基準値以下になるが方針は検討中。
Q：汚染水はあとどのくらい貯められるのか→現在のタンク設置計画では処理水 137 万トンまで保管でき、2020 年度夏までは貯められると試算している。その先の方針については現状決まっていない。トリチウム水については国にて検討して頂いており、その方針決まり次第それに従い適切に処理していくことになる。
Q：2010 年度のトリチウムの放出実績（Bq）は？
→(東電より後日回答)２０１０年度のトリチウムの放出実績は 2.2 兆 Bq
Q：タンクに保管してある処理水のトリチウムの総量（Bq）は？
→(東電より後日回答)タンクに保管している処理水の総量はおよそ 1000 兆 Bq（H30.3
時点）
Q：原子炉建屋からセシウム処理設備までの間の汚染水のＣｓの濃度は？
→(東電より後日回答) 建屋内の滞留水のセシウム 137 の濃度は、2019 年 10 月 3 日現
在、3300 万 Bq/L
Q.：3 号の燃料取り出しは 28 体/3 か月が実績。来年度末までの完了ということは今後取り出し速度を上げてゆく計画なのか？
→設備点検などで止まっていたが、今後取り出しは加速予定である。

374

2. 日本原子力研究開発機構

楢葉遠隔技術開発センター(1) 視察設備、試験体
研究管理棟で概要説明を受けた後、VR システムを体験、試験棟で止水技術実証試験装置(解体中)、モックアップ階段、モーションキャプチャ設備を見学した。
(2) 主な説明内容
・本センターは共同利用施設で、利用者数は 2017、18 年は年間約 60 件。
・試験棟では JAEA 独自の技術開発の他、国プロの大規模実証試験、福島県内ロボット関連技術の展示会、人材育成プログラムによる廃炉創造ロボコンなどを実施。大学の研究利用が増えている。
(3) 主な質疑・VR のデータのメンテナンスはどうしているか。
→データの収集は IRID で実施し、それを入手して更新する。

Ⅱ. まとめ
今年度の視察も ANFURD(学協会連絡会)の関連の方から多く参加いただいた。参加者からも視察に参加してよかったとの声が多く聞かれており、福島廃炉の現状を幅広い分野の方に知っていただくのは有意義なことであると考える。
今回は、集合時間をこれまでより遅くして東京から日帰りできるスケジュールとし、昼食は 1F 構内でいただいた。構内で働く方と同じ食堂を利用したことで、現地の状況をより身近に感じていただけたのではないかと思う。1F 視察のルートに関して、通常の見学ルート
では物足りないとの意見もあるが、経過を知ることも重要なので継続してほしいとの意見もあった。
JAEA 楢葉センターは工事作業の関係で所要時間(構内移動時間)が通常より長くなっており、帰りの特急の時間の都合もあって見学時間が短くなってしまった。スケジューリングに工夫が必要であった。
次回も基本的には同様ルートの視察を考えているが、アンケート結果も参考にして計画を検討していく。

475

(添付 1)視察スケジュール■視察日

10 月 1 日(火)、10 月 7 日(月)時間

9:30
～10:30
10:30～15:00
15:00～15:30
15:30～17:00～18:0018:00

場所
集合：いわき駅南口 ミスタードーナツいわき駅前ショップ前
移動：いわき駅→廃炉資料館
東京電力 HD 福島第一原子力発電所視察
移動：廃炉資料館→JAEA 楢葉センター
日本原子力研究開発機構 楢葉遠隔技術開発センター見学
移動：JAEA→いわき駅
解散：いわき駅南口○福島第一サイト

10 月 1 日(火)時 間
10:30-10:30(0 分)
10:30-10:50(20 分)
10:50-11:10(20 分)
11:10-11:15(5 分)
11:15-11:55(40 分)

場 所
廃炉資料館
廃炉資料館
構外移動バス
協力企業棟
協力企業棟

11:55-12:20(25 分)

内 容
廃炉資料館 到着
◆廃炉資料館案内(15 分程度)シアター上映含む［バス移動］廃炉資料館～協力企業棟前
協力企業棟前～協力企業棟会議室
ご挨拶，ご本人確認，概要・ルート・入構案内等ご説明
上映ビデオ：福島第一原子力発電所は今【９分】
昼食

12:20-12:25(5 分)

協力企業棟会議室～入退域管理棟

協力企業棟

12:25-12:45(20 分)

一時立入許可証、個人線量計の貸与

入退域管理棟

12:45-13:45(60 分)

福島第一原子力発電所 構内視察（降車なし）

構内移動バス

13:45-13:55(10 分)

身体スクリーニング，個人線量計の返却

入退域管理棟

13:55-14:00(5 分)

一時立入許可証の返却

入退域管理棟

14:00-14:05(5 分)

入退域管理棟～協力企業棟会議室

協力企業棟

14:05-14:25(20 分)

質疑応答、アンケート、ご帰着準備

協力企業棟

14:25-14:30(5 分)

協力企業棟会議室～協力企業棟前

協力企業棟

14:30-14:50(20 分)［バス移動］入退域管理棟～廃炉資料館

構外移動バス

内 容場

廃炉資料館 到着
ご挨拶，ご本人確認，概要・ルート・入構案内等ご説明◆廃炉資料館案内(20 分程度)シアター上映含◆上映ビデオ：福島第一原子力発電所は今【９分】

廃炉資料館

11:30-11:50(20 分)［バス移動］廃炉資料館 ～構外移動バス

11:50-12:25(35 分)

昼食

新事務本館食堂

12:25-12:45(20 分)

一時立入許可証、個人線量計の貸与

入退域管理棟

12:45-13:45(60 分)

福島第一原子力発電所 構内視察

構内移動バス

13:45-13:55(10 分)

身体スクリーニング，個人線量計の返却

入退域管理棟

13:55-14:00(5 分)

一時立入許可証の返却

入退域管理棟

14:00-14:20(20 分)［バス移動］入退域管理棟前

14:20-14:40(20 分)

アンケート、質疑応答、ご帰着準備

廃炉資料館

廃炉資料館 出発

廃炉資料館

協力企業棟食堂

10 月 7 日(月)
時

間
10:30

10:30-11:30(60 分)

15:00

入退域管理棟前～ 廃炉資料館

所

廃炉資料館

構外移動バス

576

○楢葉遠隔技術開発センター

時間
15：30～15：40（10 分）

内容
施設の概要説明

15：40～16：00（20 分）

VR 体験

16：00～17：00（60 分）

試験棟内部設備の説明（建屋間の移動含む）
質疑応答

6

77

(添付 2) 参加者リスト（10/1）

No.

氏名

所属

(敬称略、お申込み順)

1

佐々木 聡

公益社団法人

日本技術士会

2

河西 基

3

小松 怜史

4

牛山 元美

さがみ生協病院

5京谷 孝史

東北大学 大学院工学研究科 土木工学専攻

6

篠原 魁

大成建設株式会社原子力本部原子力土木技術部

7

佃 栄吉

産業技術総合研究所

8

樋口 俊一

9

吉原 有里

10

鈴木 真理

11

豊原 尚実

12

赤山 類

13

内田 俊介

14

唐沢 英年

15

篠崎 友里

16

可児 祐子

(株)アサノ大成基礎エンジニアリング
原子力バックエンド事業部
一般財団法人

電力中央研究所

地球工学研究所

株式会社大林組技術本部
技術研究所構造技術研究部
株式会社日立製作所

研究開発グループ

小川医院
東芝エネルギーシステムズ株式会社
エネルギーシステム技術開発センター化学技術開発部
東芝エネルギーシステムズ株式会社
エネルギーシステム技術開発センター（一財）エネルギー総合工学研究所（一財）エネルギー総合工学研究所
原子力工学センター
一般社団法人日本原子力学会
事業課

企画グループ

株式会社日立製作所(廃炉検討委員会

研究開発グループ
運営タスクチーム)

7

78

(添付 2) 参加者リスト（10/7）

No.

氏名

所属

(敬称略、お申込み順)

1

瀧口 克己

廃炉検討委員会

2

松方 正彦

早稲田大学

3

大橋 正雄

技術士会

4

高田 純

札幌医科大学

5

新美 勝之

6

田中 隆則

原子力環境整備促進・資金管理センター

7

中島 清

株式会社三菱総合研究所

8

中嶋 結

エム・アール・アイ リサーチアソシエイツ株式会社

9

中山 真一

10

加藤 とおる

立川相互病院放射線科

11

加藤 郁子

さがみ生協病院

12

松山 加苗

13

水内 理映子清水建設株式会社

土木技術本部

日本原子力研究開発機構

エネルギー設計部

福島研究開発部門

東芝エネルギーシステムズ
エネルギーシステム技術開発センター
東芝インフラシステムズ
インフラシステム技術開発センター
東芝エネルギーシステムズ

14

矢板 由美

エネルギーシステム技術開発センター(廃炉検討委員会

運営タスクチーム)

8

79

(添付 3) 参加者アンケート
1.福島第一原子力発電所

視察(1) 視察のご感想はいかがでしたか。該当するものを一つお選びください。
A.大変満足10 名、B.やや満足 1 名

C.普通 D.やや不満 E.大変不満 0 名(2) 視察に参加してよかった点をお書きください。
・作業環境等、現地に行かなければわからないことを見ることができた。
・今回の視察は、2013 年 1 月の学会事故調での視察以来の 2 度目となりましたが、事故後2 年弱での前回視察と対比して、この約 6 年の 1F サイトの復旧状況が理解できて、大変良かったと思いました。
①

構内：フルフェースマスク＋上下つなぎ服＋ヘルメット=>ヘルメットのみ②

入退域：ホーリボディカウンタで検査=>線量計測のみ③

構内の説明は免振棟；立っての説明（会議スペースなし）=> 会議室、食堂あり④

汚染水タンク他敷地内にはめいっぱい構造物設備がありますが、整然と置かれているという印象を持ちました。前回はもっとバラック状だったと記憶しています。
これからの長い廃炉作業に向け、現場の 5S が進んでいるという印象をもちました。
一方で、汚染水の今後はまるで腫物に触るような状況です。現場からは積極的には動けないでしょうから、トップダウンで対応するしかないと思いますが。

⑤

事前アンケートで見たいと希望していた設備をルートに的確に盛り込んでいただ
いたようで感謝いたします。
・燃料交換関連設備（外部より）
・凍土壁のメンテナンス
・ピット水のくみ上げ、その他

・今回 1F の初訪問であったため、現状を把握でき良かった。
・現状を見れたこと、マスコミ等では報道されないことを知れたこと

等

・普段なかなか見れないところを見学できたこと。発電所の現状を知れたこと（最近詳しい報道を見ていなかったため）。
・7 年経過の福島第一原子力発電所の復興の状況に関して、事故当時と比較して復興が進んでおり、作業員の業務環境が改善されていることなど、報道では知ることが出来ない情報を得ることが出来た。
・イワキから 6 号線を北上した、沿道の景色がどこの田舎にでもある景色と見ることができ、福島の復興を感じた。昨年春同地域を訪れたときは、沿道には黒いフレコンバックの山があちらこちらにあったが、今回は全く見えず、中間貯蔵への搬出が進んでいることが理解できた。
・せっかく復興がすすんでいるのに、汚染水でこれ以上福島に迷惑をかけるべきではないということも強く感じたことでした。
・廃炉作業を詳しく知ることができるとともに，今後解決すべき課題を具体的にイメージす980

ることができたこと．
・福島第一原子力発電所の現状と，現場で様々な方々が廃炉に向けて取り組んでおられる状
況を知ることができたこと．
・とにかく、その時点における現場の状況を視察できる機会は大変ありがたい。
・福島第一の敷地内を初めて目視でき、現状の放射線環境の水準が安全レベルにあることを実感しました。廃炉資料館での事前の説明がよかったです。さらに、質問にも後日、回答あり納得できました。
・現地の状況については、廃炉委や報道等を通じて情報を得ていたが、実際に訪問し、短時間に効率的に自分の目で確認することができた点。
(3) 視察に参加したが不満足だった点をお書きください。
・福島第一での見学は、丁寧なもので、対応者の方には感謝です。ただ、見学時間が短いことと、ルートとして、全景を見るルートがなかったのが残念でした。
・原子力学会の調査でもあり、通常の視察コースではなく、現場の作業を妨げない範囲で少し踏み込んだ調査を折り込めると良かった。（例えば、デブリ取り出しに向けた現場作業の実態（被ばく等の制約環境など）の一端が分かるような調査、など）

貯水タンク群

1 号機外観

排気塔切断作業

切断された排気塔先端部
1081

2.楢葉遠隔技術開発センター

見学(1) 見学のご感想はいかがでしたか。該当するものを一つお選びください。
A.大変満足4 名、B.やや満足

D.やや不満E.大変不満5 名、C.普通 2 名

0名(2) 見学に参加してよかった点をお書きください。
・このような施設があることを知らなかったので見学機会を得られたこと。
・格納容器内のヴァーチャルリアリティは迫力がありました。データの収集、作成は大変でしょうが廃炉作業の推進には強力な武器となるものと感じました。
・どの様な工学実験設備があるのか、見学することでイメージが湧き良かった。
・施設の存在は聞いていたものの、規模感が分かってよかった
・施設の存在を知れたこと。
・VR の体験が非常に印象的だった。技術内容として聞いたことはあるが、体験できたこと
で有用な技術であることを実感でき、また今後の課題も知ることが出来た点がよかった。
実験棟に関しても今後、利用を検討する際の参考になると感じた。
・3D バーチャルリアリティ技術を体験でき、驚きと、他の産業への展開も社に入れて開発を進められたらいいのになと思いました。
・遠隔技術の開発に取り組む環境が整えられつつあり，廃炉に向けた取り組みの一端を知ることができたこと・施設の全体概要を見せていただいたこと。
・福島の復興を先端技術で支援する形が見えて納得しました。高専ロボコンの継続と広報に期待します。
・施設の運用開始から 3 年半が経過し、没入型 VR に加え、ロボットシミュレーターを使い、ロボット開発にも活用されていることを知ることができた。また、大学等による研究開発
やロボコンの開催等にも活用され、人材育成にも繋がっている状況も知ることができた。
(3) 見学に参加したが不満足だった点をお書きください。
・難しいとは思うが、公開実験等を開催して何をしているのかを世間に広く認知させるべき。
・見学タイミングの問題ですが、試験棟では、期待した試験対象設備がなく、次回に期待したいと思いました。
・施設の必要性がイマイチよくわからなかったこと。
・実際に開発の実験などをしているところを見てみたかった．
・やはり、何か実験などを実施しているとこが見れるとありがたい。
・見学における不満足ではないが、立派な設備にもかかわらず、必ずしも十分に利用されていないように感じた。地元と結びついた利用が増えることを期待。

1182

3.全体を通して：現地調査全体を通してのご感想、ご意見、ご要望をお聞かせください。
・受け入れてくださった東電さん、案内してくださった廃炉検討委員会幹事さんに感謝いたします。おかげさまで、状況が大変よくわかりました。
・現地調査全体を通して、スムーズな見学で良かった。
・事故対応（解体作業、除染作業、設備建設など）は日々進むため、定期的に訪れること
により、1F サイトの変化を見ていきたいと感じた。
・１F の変化を経時的に見ていきたいので、継続的な開催を希望します。
・対応にたくさんお金がかかっていると感じた。
・事故後、福島第一原子力発電所を訪問する機会がなかったため、実際に復興の現状を見ることができ、今後の研究を進める上で、非常に参考になった。
・福島サイトの見学時間がみじかいことが少し残念でした。環境省が計画している中間貯蔵施設と抱き合わせで見学できるとさらによいなと思いました・・・事務局は大変でしょうが。
・今回の調査から学会としてなにができるかというような検討する動きを感じませんが、何かやっているのですか。そのような視点で事前に調整もありませんでしたし。
・実際に現地を視察することで，廃炉に向けて解決すべき課題を具体的にイメージすることができて良かった．視察を案内していただいた方々（渡辺様？他）の説明や質問への回答が丁寧で分かりやすかったです．
・発電所周辺の帰還困難区域などで立ち入りが制限されて民家や店舗が荒れ果てている状
況を目の当たりにし，建設技術者の一員として，廃炉や除染を進めて早く復興することと，他の原子力発電所で 2 度と同じような事故を起こさないことの重要性を，改めて感じました．
・まあ、100 点でなくても、75 点ぐらいを目標で良いのではないでしょうか。
・こうした見学会開催の継続が望ましいと思います。
・学会の事故調メンバーが、現場の状況について、自分の目で見るという点において、本調査を一般見学コースの枠内で実施する意義はあると考えるが、今後は、学会の立場から現地で確認が望ましい点なども抽出し、東電の作業に支障を与えない範囲で調査を行うよ
うなことも検討する必要がある。

1283

添付資料 7-1-1
第 22 回

2019 年 5 月 31 日
「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」

福島復興・廃炉推進に貢献する学協会連絡会（ANFURD）活動中山真一
１． 2018 年度の活動実績
日本原子力学会秋の大会（岡山大学）における理事会セッション「学協会は福島復興と廃炉推進に向けてどのように貢献すべきか」を開催し、【1】放射線被ばくと健康・コミュニケーション（放射線影響学会）①低線量被ばくによる健康影響および福島県民健康調査について②勉強会での論点と意見のまとめ【2】トリチウム水①トリチウム水の取扱いに関する議論の現状（水産学会）②トリチウム水の取扱い 論点と意見のまとめ（日本原子力学会）【3】燃料デブリ取り出しにおける潜在的課題（腐食防食学会）【4】廃炉の現状と課題の対応（日本原子力学会）【5】地元と寄り添う福島特別プロジェクトの活動（日本原子力学会）について報告した。これらは、学協会連絡会発足当時から会員の間で取り上げるべきとの声が高かったテーマであり、継続的に取り上げているものである。
理事会セッションでの会場からの質疑は【1】の放射線影響と【2】のトリチウム水に集中し、ともに、科学的に正しい情報を発信し続けることが学術界としての大事な役割と認識された。
なお、本セッションは「ATOMO」誌 vo.60(12)の「理事会だより」、および同誌 vol.61(2)の「SHORT REPORT」に報告されている。
２．2019 年度の活動（１）ANFURD 全体会（第 6 回）を開いて（2019 年 5 月 10 日）、今後の ANFURD の活動方向について議論を開始した。
全体会では、これまでに参加学協会から示された以下のテーマを検討対象と挙げつつ、（福島復興の分野として）・放射線被ばくと健康・リスクコミュニケーション
・農林水産物の安全と風評被害
・環境中のセシウムの動きと存在量の把握（廃炉推進の分野として）・トリチウム水の取り扱い
・燃料デブリ取り出しにおける潜在的課題（共通の課題として）・放射性廃棄物の処分問題
・除去土壌の再生利用技術
幹事学会（日本原子力学会）内の関連委員会（福島復興・廃炉推進に貢献する学協会連絡会運営小委員会）における議論を経た案として、1F サイトのトリチウム水の扱いに対する技術的検討（正しい科学的情報の発信）およびトリチウム水を巡る風評被害への対応を取組案として紹介した。
意見交換では、トリチウム水および風評被害（トリチウム水関係に限るかどうかは別として）について取り組むことに異論はなかったが、各学協会・会員の経験・専門性に基づき、またトリチウム水をめぐる行政やそれに対する反応を鑑み、以下のような意見があった。
・1F のトリチウム水の処理とそれに伴う風評が、世界の原子力施設の運転や貿易・経済に多大な影響を与えるため、風評対策は解決すべき、・資源エネルギー庁公聴会で参加者から提出された科学的疑問を含め、正確で説得力のある
科学的説明や、福島県内で厳重な食品放射能検査が行われている事実が伝わっていないこ

1 / 2

84

とが風評を助長する要因であり、学術的活動として正確な情報の発信は必要、・トリチウム水に対する懸念は健康に関するものであるから、情報発信などの活動において医学系の学協会の協力を得てはどうか、・現在は、トリチウム水の処分（海洋放出）を前提に風評被害の抑制を議論する、という方向であるが、敷地内保管というオプションについてもメリット・デメリットをよく精査し公表して意見を求めることも検討すべき、といった意見があった注）。
また、除染廃棄物の中間貯蔵後の最終処分に向けて風評被害は避けようのない問題である
ことや、世界貿易機関における第二審敗訴は、形式上の問題をつかれた向きもあるが風評の影響を排除できていないのではないか、との情報提供があった。
結論として、今回の全体会にて、今後の本連絡会のアクションを決めることはせず、いた
だいた意見や周辺情勢を基に今一度幹事学会内で検討案を練り、各学協会と相談することとしたが、参加学協会によって議論に参加しやすいテーマが異なること、また事故後の時間経
過に伴い状況は変化し各学協会の当該事故影響への向き合い方も変遷する中で、今一度テー
マごとの勉強会などを企画して意見をまとめ、ホームページへの掲載や学会誌への投稿などが今後の活動としても考えられる。
注）全体会の翌日以下の新聞報道あり。国も長期保管についても議論の俎上に載せるとのことであり、ANFURD としても「保管」の議論は避けては通れないの感。
〔毎日〕処理水、長期保管も浮上 政府、処分方法検討 福島第 1https://mainichi.jp/articles/20190513/ddm/001/040/187000c「事故を起こした東京電力福島第１原発でたまり続ける汚染を浄化した処理水の処分方法について、政府は、タンクでの長期保管を新たに検討する。これまで「海洋放出」など五つの処分案を検討してきたが、国民の間には外部への放出を懸念する声が強く、実現性を議論する必要があると判断した。経済産業省の有識者小委員会が来月にも、長期保管を含む六つの方法から絞り込む
議論を始める。…」
以上（参考１）担当する委員会のミッション（毎年委員会が活動すべき事項）
１. 福島復興と廃炉推進に貢献するため各学協会が行っている取り組みに関する情報交換会を開催する。
２. 各学協会の取り組み等を紹介するポータルサイトを運営する。
３. 福島復興と廃炉推進に貢献するための学協会間の連携協力を支援する。
４. その他、目的を達成するために必要な活動を行う。
（参考２）現在の参加学協会 36
エネルギー・資源学会
環境放射能除染学会
地盤工学会
土木学会
日本海洋学会
日本気象学会
日本混相流学会
日本水産学会
日本農芸化学会
日本放射化学会
日本ロボット学会
腐食防食学会

化学工学会
日本核物質管理学会
計測自動制御学会
資源・素材学会
水文・水資源学会
大気環境学会
日本アイソトープ協会
日本応用地質学会
日本機械学会
日本技術士会
日本原子力学会（幹事学会）
日本コンクリート工学会
日本地震学会
日本地震工学会
日本電気協会
日本土壌肥料学会
日本保健物理学会
日本物理学会
日本放射線影響学会
日本保全学会
農業農村工学会
廃棄物資源循環学会
プラズマ・核融合学会
レーザー学会2 / 285

添付資料 7-1-2
2020 年 2 月 25 日
第 25 回廃炉検討委員会
福島復興・廃炉推進に貢献する学協会連絡会（ANFURD）活動
ANFURD 中山真一
ANFURD 全体会（第 6 回、2019 年 5 月 10 日）
1F サイトのトリチウム水の扱いに対する技術的検討を主要な取り組み課題として提示。
ANFURD 企画運営小委員会（2020 年 1 月 17 日）
2015 年の ANFURD 発足以来、状況が変わってきている中で、あらためて今後の活動についての検討などを行った。
１．学協会連絡会の活動について
・日本原子力学会単独ではなく、学協会連絡会としての発信が大事であることから、今後も学協会としての体制を維持し（必要に応じて拡大し）、活動を続ける。
・学協会会員に向けた全体会議を開催する。各学協会から、これまでの東電事故関連の活動、および今後の予定について報告を受け、ANFURD としての今後の活動の検討を行う。学会 10 年企画とも連動。
２．廃炉関係・トリチウム水については、一般の方々の理解増進のための活動を行う（放出の影響のビジュアル化など）
・学協会内に向けては、エネ庁委員会での議論をも踏まえながら、情報共有を図る。原子力学会では春・秋の大会でのセッションを考える。
・日本放射線影響学会（ANFURD 参加学会）より、第 63 回大会（＠コラッセふくしま、2020 年 10 月）の ANFURD との連携シンポジウムの提案あり。講演案 6 件（以下）のうち後半 3 件を ANFURD から。
① 渡邉正己 先生（京大）「日本放射線影響学会の福島原発事故対応 Q&A
活動」② 松本英樹 先生（福井大）「トリチウムによる健康影響」の冊子、JRR
誌に掲載予定の「Health Effects Triggered by Tritium: Public
Understanding Based on Scientifically Supported Evidence」の紹介③ 松本義久先生（東工大）：「長期的視点に立った放射線に関する科学リ
テラシー涵養とリスクコミュニケーション人材育成のための小中学校における「目で見る」放射線科学教育の実践研究」の活動内容紹介④ （ANFURD）「トリチウム水の取扱いに関する議論の現状（仮）」⑤ （ANFURD）「燃料デブリ取出しにおける潜在的課題（仮）」⑥ （ANFURD）「廃炉の現状と課題への対応（仮）」現在 ANRUD からの講演者を人選中。
以上

86

添付資料 7-2
廃炉委

日本原子力学会
第24回「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」（2019年11月25日）

No. 0

24-6

日本原子力学会「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」
研究専門委員会の活動現況

水化学部会
高木純一
内田俊介

第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介

3つのWGの役割分担と主要成果評価検討における
基本アプローチ

WG1 FP実験
実験

主要 成果

FP移行事象の定性的、定量的把握
モデル化に必要な情報、実験データの提供
解析結果、情報、実験提案

No. 1

総合成果

現象理解のための情報、データ提供
課題摘出

下流解析の
妥当性検証

WG2 ベンチマーク評価
解析
モデルによる
上流から下流への解析
実機現象再現
炉心溶融=>FP移行=>FP放出

実機FP挙動についての情報
実験提案

WG3 技術課題摘出
実機観測
下流から上流への遡上評価
実測値=>FP移行量の推定①廃炉計画、作業への貢献②SA解析コードの高度化、高信頼化
第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介
87

前回報告（2019 年 4月 3日）以降の主な活動 (1/5)

No. 2

本委員会活動第7回委員会（2019年 6月 12日、於エネ総研702会議室、出席者 36名）
 大規模燃料デブリ取り出しのための新たな工法の提案 （東大・鈴木先生）
 Phase 2委員会活動成果としての技術報告書の刊行について （内田幹事）
 本委員会のこれまでの成果とPhase 2の計画
1. 研究専門委員会としての主要成果とPhase 2の主眼点（勝村主査、代内田）2.WG1 FP実験
（逢坂幹事）
3.WG2 ベンチマーク評価（唐澤幹事）
4.WG3 技術課題摘出（内田幹事）
 その他
第8回委員会（2019年 11月 12日、於エネ総研702会議室、出席者 36名）
 講演１ ｢福島第一事故汚染物に関する放射性核種分析と由来の推定｣（NFD・金子昌章氏）
 講演２ ｢SA時のFP化学挙動評価のための基礎研究-最近の研究トピックス｣（JAEA・三輪委員）
 原子力学会2020年春の年会企画セッションについて
 その他、技術報告書の進捗状況他
2021年春に4年間の成果として、委員会報告書の出版を予定。
第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介

前回報告（2019 年 4月 3日）以降の主な活動 (2/5)

No. 3

WG活動 ＜WG1：FP実験＞
今年度はWG1の会合はまだ行っていない。
第7回会合を2020年 1月に開催予定である。

第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介
88

前回報告（2019 年 4月 3日）以降の主な活動 (3/5)

No. 4

WG活動 ＜WG2：ベンチマーク評価＞
第8回会合（2019年 7月 30日、於エネ総研701会議室、出席者 10名）
 話題提供（JAEA・日高氏）
 「FP挙動評価モデルの課題」検討（討議）
 「SA解析と廃炉解析」の課題摘出
（討議）
 その他
第9回会合（2019年 9月 24日、於エネ総研701会議室、出席者 10名）
 講演 「PCV内線量率分布と崩壊熱評価」（JAEA・奥村氏）
 SAコードで使用している沈着モデルの検討（討議）
 実測データとBSAF結果（主にSAMPSON）との比較検討 （討議） その他

第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介

前回報告（2019 年 4月 3日）以降の主な活動 (4/5)

No. 5

WG活動 ＜WG3：技術課題摘出＞
第6回会合（2019年 7月17日、於エネ総研701会議室、出席者14名）
 講演１ 「2号機原子炉建屋オペフロの放射線等調査結果について」（東京電力HD・小松委員）
 講演２ 「1F事故注水停止後再注水時のH2/FP放出促進について」（JAEA・日高委員）
 その他、Phase2でのWG3の議論の進め方、他（討議）
第7回会合（2019年 11月 12日、於エネ総研701会議室、出席者 14名）
 講演１ ｢福島第一事故汚染物に関する放射性核種分析と由来の推定｣（NFD・金子昌章氏）
 講演２ ｢短/中/長期FP挙動解析手法｣（エネ総研・唐沢幹事/木野氏/内田幹事）
 WG3の今後の進め方（討議）

第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介
89

前回報告（2019 年 4月 3日）以降の主な活動 (5/5)

No. 6

学会誌解説記事の発行
解説記事
核分裂生成物と燃料デブリの比較－福島第一原子力発電所の廃炉作業時に留意すべき核分裂生成物の影響－
日本原子力学会誌、Vol.61, No.9, p.25-30, 2019 (ATMOS、2019年9月号)
 福島第一原子力発電所の廃炉作業は，まずは，燃料デブリ（デブリ）の存在箇所を同定し，これらを安全かつ確実に取り出して，最終的に安全に保管することで終結する。約40年にわたるデブリ取り出し作業では，環境への放射性物質の飛散を最小限に抑え，同時に作業従事者の放射線被ばくを最小に抑制することが必須である。廃炉作業を進めてゆくうえで障害となるのが，放射性の核分裂生成物（FP）である。
 本稿では，デブリとFPの特性を紹介すると共に，FPをデブリ随伴FPと構造材等への付着FPとに分け，従事者の外部および内部被ばくに係る指標をイン
ベントリ，線量換算係数などの積で定義する簡易評価手法を提示し，廃炉作業に係わる重要な核種を選定した。外部被ばく抑制には137Cs，内部被ばく抑制には90Srのほか241Amなどの一部アクチニドへの対応が重要であることを示し，これらの核種についての研究課題を提示した。
第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介

2020年春の年会 企画セッション

No. 7

 企画セッションの概要
企画セッション
「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動｣研究専門委員会の活動報告－ 3年間の活動実績と今後の展開 －」2020年春の年会 3月16日～18日 福島大学
座長（日本ラジオアイソトープ協会・勝村主査）（1）実機でのFP挙動に関わる状況把握の現状（東芝ESS・高木幹事）（2） FP挙動評価に関する実験研究の調査結果（JAEA・逢坂幹事）（3）短/中/長期FP挙動評価（エネ総研・唐沢幹事）（4）研究専門委員会の寄与と役割（JAEA・内田幹事）
本研究専門委員会は、3つのWGの活動を通し、1FでのFP挙動の把握、FP挙
動評価のためのシビアアクシデント解析コードのベンチマーク評価及びそれらを支える基礎実験の計画･実施を進めている。
本セッションでは、円滑な廃炉作業遂行に必要なFP挙動把握に視点を置き、FP
挙動の把握、予測に係わる諸課題とその対応について議論し、今後のまとめ方の妥当性の確認と必要な軌道修正を図りたい。

第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介
90

技術報告書の発行予定

No. 8

 4年間の活動成果を技術報告書として発行予定(2020年6月)
技術報告書「福島第一原子力発電所における核分裂生成物の短期/長期挙動（仮題）」
要旨、まえがき、研究専門委員会の活動状況概要
I. 基礎編１．FPの基礎特性（基礎特性データベース）
２．燃料デブリの基礎特性（「燃料デブリ」研究専門委員会報告書から）
３．FPと燃料デブリの基礎特性比較（主として放射能,線量率の視点から）
４．福島第一原子力発電所におけるFP挙動の把握（研究設備）
５．FP挙動に係わる基礎実験の計画とこれまでに得られた主要知見
６．シビアアクシデント解析コード（コードデータベース）
II. 廃炉におけるFPの挙動とその対応
１．通常炉と事故炉の廃炉（被ばく線源、廃炉工程）
２．FP分布の把握
３．デブリ分布（ミューオン測定、SA解析）
４．FPの除去回収（スケーリングファクタ、他）
５．汚染水処理６．環境汚染状況
７．廃炉作業に係るリスク評価
III. 今後の課題
あとがき
参考文献
付録（ATMOS解説記事ほか）

第24回廃炉検討委員会（2019年11月25日） 「シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動」研究専門委員会の活動現況

高木純一、 内田俊介

91

添付資料 8
日本原子力学会福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
表彰制度について2020 年 2 月 25 日
廃炉運営タスク

前回委員会にて、宮野委員長よりご提案のあった廃炉委の表彰制度について、運営タス
ク内での検討状況について、以下ご報告します。
１．調査状況と今後の進め方
・現状、常置委員会での表彰制度の事例はなく、常置委員会に表彰制度を設けることの可否を理事会に諮り、審議頂く必要がある。
・理事会にて可となった場合は、廃炉委にて規程や細則案を作成し、承認いただく必要がある。
・今後、理事会に諮る前に、廃炉委としての考え方や検討状況を４月１５日の総務・財務委員会にご説明、相談する予定。
２．廃炉委としての表彰制度の考え方（案）(1)第１案廃炉委にて表彰者を選考し、理事会に推薦。理事会の審議を経て学会表彰して頂く。
（理由）- 常設委員会には表彰制度がないため。
- 学会表彰は、マスコミでの扱いを含め注目度が高い。
(2)第２案廃炉委にて表彰制度を設け、廃炉シンポジウム等の場を利用して表彰する。
（理由）- 学会表彰はハードルが高い。また複数の表彰は困難。

-

３．表彰制度の内容案（検討状況）
添付を参照ください。

1

92

【添付】
廃炉委表彰制度の内容案（運営タスクにおける検討状況）○表彰の要件
・福島第一の廃炉に係る公表された論文や発表資料（PPT 含む）から表彰対象を選定する。
（福島第一廃炉関連は、いわゆる“論文”は他分野に比べて少ないため、発表内容とその資料を対象にすることにより、機会をより多くする。）
・40 歳以下の若手に限定して選択する。
・資格は、原子力学会員（正会員・学生会員）とする。
（学会員でない場合は、推薦されたら会員になってもらう。）〇募集
・原子力学会の情報メールサービスで、学会員全員に募集をかける。
・廃炉委／分科会メンバーに声かけ、推薦してもらう。
・自薦、他薦とも可とする。
〇選出方法
・表彰は年 1 回とする。
・廃炉委内に「選考小委員会」を設置し、数件を選定。本委員会にて承認する。
（第１案の場合、学会表彰の推薦は１件か？）（第２案の場合、12 月頃から募集、2 月審議・決定、3 月シンポジウムにて表彰）〇副賞等
・学会表彰の場合は、その制度に基づく・廃炉委として表彰する場合は、賞状、副賞（盾など）を授与する〇今後の予定・#25 廃炉委員会(2/25)にて審議頂く
・総務財務委員会(4/15)に案を説明、協議・廃炉委としての案を#27 本委員会(5/19or20）にて審議、承認・理事会にて審議、承認
・表彰選考小委員会メンバーの選任293添付資料 9
廃炉委員会 年度スケジュール（2019 年度実績、2020 年度計画案）
Ⅰ

2020.7.14 廃炉委 運営タスク

主な行事
2019 年度

実績

2020 年度

計画案

１ 廃炉委#21 4/3#22 5/31

1) シンポジウム、
企画セッション
2) 国際会議3) 施設視察#23 9/2#24 11/25#25 2/25#27 9/上#28 11/下#29 2/下
春のシンポ

秋の大会企画セッション(9/13)
NDF 戦略 WS（9/14）

秋の大会(Web)企画セッション(9/18)
NDF 戦略 WS：方法・時期を検討中

春のシンポ 3/9

#5 福島廃炉国際フォーラム

施設視察：1F サイト、
JAEA 楢葉 10/1，7
8/4#4 福島廃炉国際フォーラム

1) NDF

2020 年度原子力学会 大会予定
秋の大会：Web(2020/9/16-18)
春の年会：早稲田大学(2021/3/17-19)

2) ANFURD#30 5/下

3/上

原子力学会
1F10 周年行事

春の年会企画セッション 3/28

FDR2019 5/24-26
・福島 J ビレッジ
・ICON27 と連携

２関係組織

Ⅱ

#26 7/14

春の年会企画セッション 3/19

FDR2021 5/16-19
・福島 J ビレッジ

施設視察：1F サイト、
JAEA 施設 10～112020 年度廃炉委 WS；問題解決型として継続 :-トリチウム水への対応-風評被害への対応-計量管理-弁別の考え方-クリアランスの評価法 など委員会の主なテーマ・審議対象#21 2019.4.3-春のシンポ報告-春の企画セッショ
ン報告-廃炉委 WS 概要-事故調 課題のフォローについて

１ 本委員会

２ 分科会/WG から#22 2019.5.31
・体制/委員構成
・2018 年度報告書案
・2019 年度
スケジュール・秋の企画セッション
計画
・廃炉国際会議報告
・施設視察計画#23 9.2
・秋の企画セッ
ション準備状況・施設視察計画#24 11.25

・学会事故調提言
フォローＷＧ設置
・廃炉委表彰制度 案
・2020 年度予算案
・秋の企画セッション報告
・春の企画セッション/
シンポ計画
・施設視察報告#25 2020. 2/25

・春の企画セッショ
ン/シンポ中止
・廃炉委 WS 報告#26 2020. 7/14
・体制/委員構成
・2019 年度報告書案
・2020 年度
スケジュール・秋の企画セッション計画
・廃炉委表彰制度検討状況#27 9/上・秋の企画セッ
ション準備状況・施設視察計画#28 11/下#29・2021 年度予算案

・春の企画セッショ
ン/シンポ準備状況

・秋の企画セッション
報告
・春の企画セッション/
シンポジウム計画
・施設視察報告・FDR2021 計画

2021 2/下・FDR2021 準備
状況（#30 5/下）
・体制/委員構成
・2020 年度報告書

案
・2020 年度
スケジュール・秋の企画セッション計画

・2019 年度活動計画

・建屋構造分科会
・廃炉リスク評価分科会
・ロボット分科会
・廃棄物分科会・強度基準検討分科会
・事故調提言ﾌｫﾛｰ WG

中間報告書最終版

・廃炉リスク評価

中間報告書(提言)案

分科会報告書2019 版案
・廃棄物分科会 2019

中間報告書骨子年度中間報告 素案

廃炉リスク評価分科会
報告書（コメント処理）

ロボット分科会中間報告書(提言)最終案

廃棄物分科会中間報告書（検討状況）

強度基準検討の方向

廃棄物分科会中間報告書 最終案

事故調提言ﾌｫﾛｰ WG
報告骨子

事故調提言ﾌｫﾛｰの
方向

・設立趣旨

事故調提言ﾌｫﾛｰ
WG 報告案

３．関係組織、関連部会・専門委員会から
#21

関係組織
-国
-NDF
-IRID
-JAEA
-東電
- ANFURD
部会/専門委員会-SA 時の FP 挙動
専門委・水化学部会-廃炉研究開発
連携会議報告-IRID 研究開発の概況

#22
1F 廃炉への取組み#3 福島廃炉国際フォーラム紹介#23#24

1F 廃炉への取組み

ＮＤＦ廃炉戦略プラン 2019 要旨

#27

#28

#29

（#30 ）
1F 廃炉への取組み

ＮＤＦ廃炉戦略プラン 2019 要旨-IRID 研究開発の概況
JAEA 研究開発現況

JAEA 研究開発現況
ANFURD 活動状況

活動報告

#26

#25

ANFURD 活動状況

ANFURD 活動状況
活動報告

活動報告

活動報告

活動報告

94

本報告書への御意見、お問い合わせは廃炉委員会担当の下記まで御願いします。
問い合わせ先 日本原子力学会事務局 廃炉委員会担当(安部・篠崎)
電話：03-3508-1261

Email：hairo@aesj.or.jp