資料No.2
福井県原⼦⼒安全専⾨委員会

もんじゅ、ふげんの廃⽌措置の実施状況について

2022年10⽉18⽇
⽇本原⼦⼒研究開発機構（JAEA）

「もんじゅ」廃⽌措置第1段階の実施状況

1

燃料体取出し作業⼿順

 炉外燃料貯蔵槽から燃料池へ燃料体を移送する「燃料体の処理」について、2022年8⽉16⽇から移送作業を開始、10⽉13⽇、計画していた124体の移送を完了。

燃料交換装置
燃料出⼊機

炉内中継装置

燃料移送機

 今般の作業をもって、2018年８⽉より実施して燃料池きた廃⽌措置計画の第１段階における燃料体取出し作業は全て完了。

NaNa
原⼦炉容器

炉外燃料貯蔵槽 今後、燃料取扱い機器の洗浄等の後⽚付けを⾏い、第２段階でのしゃへい体取出しに向けて、機器の点検等を実施する。

燃料洗浄設備⽔中台⾞

︓燃料体の取出し

燃料体の処理

燃料体の取出し︓燃料体の処理第１段階における燃料体取出し作業の⼯程（実績）年度

燃料体の処理（530体）
炉外燃料貯蔵槽→燃料池

燃料体の取出し（370体）
原⼦炉容器→炉外燃料貯蔵槽

2018年度
第1キャンペーン
2018.82019.1

第2キャンペーン
2019.11100体→86体（済）

2021年度

2020年度

2019年度

2020.6

第3キャンペーン
2021.3100体(済)第4キャンペーン
2022.6146体（済）174体(済)2019.92021.72022年度

2021.1146体(済)2022.10124体(済)2022.3
124体
(済)

設備点検
注記︓点線は、燃料体取出し作業の流れを⽰す。
なお、燃料体取出し作業に影響を与えない設備の点検については並⾏して実施。

「もんじゅ」廃⽌措置第2段階⼯程

2

廃⽌措置の全体⼯程（現在認可を受けている廃⽌措置計画）
区分
年度 2018

第3段階
廃⽌措置期間Ⅰ

第2段階
解体準備期間

第1段階
燃料体取出し期間

2022

第4段階
廃⽌措置期間Ⅱ2047〜

燃料体取出しナトリウム機器の解体準備

主な実施事項現時点

ナトリウム機器の解体撤去
汚染の分布に関する評価
⽔・蒸気系等発電設備の解体撤去
建物等解体撤去
放射性固体廃棄物の処理・処分

第2段階の主な内容
2031年度を第２段階（解体準備期間）の完了時期に設定し、①しゃへい体等取出し作業、②ナトリウムの搬出、③⽔・蒸気系等発電設備の解体撤去、 ④汚染の分布に関する評価を⾏う。
年

第2段階
における主な作業等度

ナトリウム機器の解体
準備

2023

2024

2025

第2段階

解体準備期間

2026

2027

2028

2029

2030

2031

①しゃへい体等取出し作業②ナトリウムの搬出③⽔・蒸気系等発電設備の解体撤去④汚染の分布に関する評価

作業内容の検討を引き続き⾏い、次回以降の廃⽌措置
計画変更認可申請で具体化予定「もんじゅ」廃⽌措置第2段階の実施内容

3

第3段階のナトリウム機器解体を安全かつ確実に実施する準備を進める①しゃへい体等取出し作業
 安全かつ確実に作業が実施できるよう、燃料体取出し作業で実績のある燃料交換設備等を使い、原⼦炉の中に残るしゃへい体等（計595体）を燃料池へ移送する。
 ナトリウム漏えいの発⽣リスク低減及び設備点検に要する期間の短縮化のため、原⼦炉容器液位を低液位（SsL）にてしゃへい体等の取出し作業を⾏う。

中性⼦しゃへい体等 328体

︓アルゴンガス（約160℃）

制御棒集合体 19体

︓ナトリウム（約200℃）

中性⼦源集合体 2体
模擬燃料体 246体
空き（124）計595体

炉内中継装置駆動装置

炉内中継装置駆動
装置

燃料交換装置燃料交換装置

第2段階開始時炉⼼配置図（現在の状態）

純化できないオーバフローライン

オーバフローライン

汲み上げライン

汲み上げライン

純化系

純化系

炉⼼

炉⼼
オーバフロータンク

第2段階しゃへい体取出し完了時炉⼼配置図

NsL（原⼦炉容器通常液位、EL33.05m）

オーバフロータンク

SsL（システムレベル、EL29.85m）

「もんじゅ」廃⽌措置第2段階の実施内容②ナトリウムの搬出 2028年度から2031年度にナトリウムを英国に搬出する。

（1次系）

（2次系）
ナトリウム 輸送⽤タンク
抜出ルート （今後準備）（今後整備）

 施設内の既設タンクから輸送⽤タンクにナトリウムを移し替えるルートや設備、作業⼿順等について引き続き検討を進め、設備整備の実作業着⼿までに具体的な計画とその安全性について廃⽌措置計画の変更認可申請を⾏う。

③⽔・蒸気系等発電設備の解体撤去
 廃棄対象となっている⽔・蒸気系等発電設備の解体撤去に着⼿する。

英国へ搬出
既設タンクに抜取・１次系配管と２次系のナトリウムを抜き取り保管中

 具体的には性能維持施設との隔離を⾏ったうえ
で、タービン発電機、復⽔器、給⽔加熱器等を解体撤去する。
 解体撤去に当たっては、労働災害防⽌対策を講じる。また、難燃性の資機材の使⽤、可燃性ガスを使⽤する場合の管理の徹底、重量物に適合した揚重設備の使⽤等の措置を講じる。

④汚染の分布に関する評価

4

タービン発電機（タービン建物３階）

 第２段階は、主に炉内構造物を含む原⼦炉周辺の汚染の分布評価を継続する。
 汚染分布の評価結果を反映し、解体⼯具・⽅法の選択、現場作業時の防保護具の着⽤等、被ばく低減対策を講じる。

5

ふげんの主な状況「ふげん」は、2003年3⽉に約25年間の運転を終了。2008年2⽉に廃⽌措置計画の認可を受け、廃⽌措置を進めている。
「ふげん」原子炉周辺設備解体撤去範囲図
・ 現在は、原⼦炉周辺設備の解体撤去として、原⼦炉建屋内の機器等の解体撤去作業を実施中
Aループ側の⼀次冷却設備等の解体撤去︓済（2019年7⽉1⽇〜2021年３⽉31⽇完了）
Bループ側の⼀次冷却設備等の解体撤去︓済（2021年3⽉24⽇〜2022年9⽉22⽇完了）
原⼦炉建屋内⼤型機器等の解体撤去︓準備中（2022年12⽉〜2025年3⽉予定）・ 使⽤済燃料は、2023年度から2026年度夏頃までにフランスに搬出し再処理を予定
・ 2023年度から原⼦炉本体の解体撤去に着⼿する計画であったが、解体⽤に炉上部に設置するプールを含む遠隔解体装置の詳細検討等を⾏った結果、更なる安全性の向上を図るため、解体時にプール⽔が漏えいするリスクを⼤幅に低減させた⼯法に変更することとした。

Ａループ側解体撤去範囲
Ｂループ側解体撤去範囲
大型機器等解体撤去範囲

原⼦炉本体解体撤去に係る⼯法の変更（1/2）⼯法の変更内容［⾒直した計画］
上部鉄⽔遮へい体の下管板の⼀部を撤去し、解体⽤プールの底板をカランドリアタンクに直接溶接する⼯法［現⾏計画］
解体⽤プールの底板を原⼦炉上部にある上部鉄⽔遮へい体に溶接する⼯法

解体⽤プール

解体⽤プール
溶接接合部
プール⽔（放射性物質あり）
上部鉄⽔遮へい体 下管板

漏えいリスクへの対応

上部鉄⽔遮へい体の下管板とカランドリアタンクとの⾦属密着接合(溶接なし)により対応

6

溶接接合部
解体⽤
プール

プール⽔（放射性物質あり）

溶接接合部

約70mm
約30mm

カランドリアタンク• 上部鉄⽔遮へい体の下管板は、原⼦炉本体の上にある溝にはめ込まれている構造。なお、上部鉄⽔遮へい体の重量は約220ton。
• 解体⽤プールや⽔の重さで接合部が固定されており、簡単に⽔が漏れる構造ではないが、解体⼯法の詳細検討の結果、プール⽔が漏えいするリスクをさらに低減させた⼯法とすることが必要と判断。

漏えいリスクへの対応

解体⽤プールとカランドリアタンクとの直接接合(溶接あり)により対応

カランドリアタンク

解体⽤
プール

溶接接合部

• 直接接合により、漏えいするリスクが⼤幅に低減。
• 上部鉄⽔遮へい体の下管板の⼀部がなくなり放射線量が⾼くなるため、遠隔で溶接・検査を⾏う装置が必要。

原⼦炉本体解体撤去に係る⼯法の変更（2/2）

7

新たに必要となる技術開発の課題と対応• ⼯法の変更に伴い、溶接及び検査を遠隔かつ⾃動で⾏うための技術開発として約５年間、その検証・評価として約２年間、計７年間を予定。
【技術開発の課題】① 熟練⼯と同等レベルとなる溶接(溶接⻑約25m、溶接板厚12mmを溶接歪等を考慮して約32パスで施⼯)及び検査の遠隔・⾃動化の実現② 溶接⽋陥や故障時の遠隔トラブルシューティングを考慮した遠隔・⾃動化技術の確⽴【課題への対応】① 溶接⼿法及び検査⽅法の最適条件の抽出及び設計への反映② 解体⽤プール等の模擬設備を⽤いて装置の制御性及び溶接・検査の性能等を検証

遠隔解体装置マニピュレータ（ロボットアーム）

解体⽤プール設置に係る課題解決に必要な開発⼿順
第1段階

要素開発・
詳細設計

解体⽤プール

第2段階
装置製作
単体試験

第3段階

部分模擬試験
装置改良

第4段階

総合模擬試験
据付、検証

検証・評価
(２年)

技術開発（５年）
装置設計

溶接接合部
原⼦炉本体

鉄⽔遮へい体

圧⼒管、カランドリア管の⼆重管（224本配列）

現地据付装置製作/動作試験

溶接装置
検査装置
溶接接合部
拡⼤図

部分模擬試験

工場
現地

補修ツール等検討
検査及び洗浄⽅法検討

試験準備/総合模擬試験

「ふげん」廃⽌措置計画の変更
⼯程の変更• ⼯法の変更に伴い新たな技術開発が必要となるため、原⼦炉本体の解体着⼿の時期を令和５年度（2023年度）から７年間延伸し、令和12年度（2030年度）に変更。
• これに伴い、廃⽌措置の完了時期を令和15年度（2033年度）から令和22年度（2040年度）に変更。
• ⼯程変更後も、使⽤済燃料の搬出等、原⼦炉本体解体以外の⼯程は現⾏計画通り実施

＊

8

9

【参考資料】

「もんじゅ」の概要• ウラン資源の有効利⽤の観点から国産技術による⾼速増殖炉開発の⼀環として建設• 1995年に40％出⼒運転中に２次系ナトリウムの漏えい事故が発⽣。
• 2010年にゼロ出⼒での性能試験を再開。
• 2016年12⽉に「もんじゅ」の取扱いに関する政府⽅針が決定され、2018年より廃⽌措置に係る作業に着⼿。
【原⼦炉の形式】
ナトリウム冷却⾼速中性⼦型増殖炉【熱出⼒】
71万4千ｋW【電気出⼒】
28万ｋW【燃料の種類】
プルトニウム・ウラン混合酸化物

10

「もんじゅ」の経緯

1983年2⽉

1985年10⽉

1983年5⽉27⽇

原⼦炉設置許可1994年4⽉5⽇

初臨界達成

1995年8⽉29⽇

初併⼊（初送電）

1995年10⽉13⽇

電気出⼒４０％到達

1995年12⽉8⽇

ナトリウム漏えい事故発⽣

2005年3⽉3⽇

改造⼯事の準備⼯事を開始

2007年8⽉30⽇

改造⼯事の⼯事確認試験を完了

2010年5⽉6⽇

性能試験を再開

2010年8⽉26⽇

燃料交換⽚付け作業中に炉内中継装置落下2011年 3⽉11⽇（東⽇本⼤震災）2012年11⽉27⽇

保守管理不備を公表

2013年5⽉29⽇

原⼦⼒規制委員会による保安措置
命令*1

*1)

1991年４⽉

1986年10⽉

2017年１⽉18⽇に原⼦⼒規制委員会が効⼒を失ったものと判断

2015年
11⽉13⽇2016年
12⽉21⽇11

1994年4⽉初臨界

2010年5⽉
性能試験を再開

原⼦⼒規制委員会から⽂部科学⼤⾂への勧告（機構に代わって出⼒運転を安全に⾏う者の特定、⼜は、安全上のリスクを明確に減少させるよう施設の在り⽅を抜本的に⾒直すことを勧告）
原⼦⼒関係閣僚会議「⾼速炉開発の⽅針」、「『もんじゅ』の取扱いに関する政府⽅針」を決定

2017年12⽉6⽇

原⼦⼒規制委員会に「もんじゅ」廃⽌措置計画提出

2018年
2⽉9⽇

原⼦炉施設保安規定の変更認可を申請

2018年
3⽉28⽇

原⼦⼒規制委員会「もんじゅ」廃⽌措置計画、原⼦炉施設保安規定認可

2018年
8⽉30⽇

燃料体の処理作業開始（炉外燃料貯蔵槽⇒燃料池）

2019年
9⽉17⽇

燃料体取出し作業開始（原⼦炉容器⇒炉外燃料貯蔵槽）

知⾒ その１

燃料体取出し作業における主な不具合と対策

12

 燃料体取出し作業における主な不具合と対策を以下に⽰す。
 2018年の燃料体の処理では、燃料出⼊機グリッパトルク上昇が発⽣し、進捗に遅れが⽣じた。その後、除湿対策を含め以下の各種不具合に対する対策をしたことで、燃料体の取出しを含め⻑期停⽌に⾄ることなく完遂でき、燃料取扱システムの性能確認、実証及び燃料取扱作業の信頼性向上、作業期間短縮のための運転ノウハウ、設計改良に資する知⾒を集積できた。

知⾒ その2模擬燃料体の部分装荷

13 廃棄物発⽣量の低減、模擬燃料体の装荷プロセスの簡素化によって不具合等が発⽣する可能性を低減するため、⼀部の炉⼼には模擬燃料体を装荷しないこととした。
 当初設計とは異なる運⽤であり、未装荷部分に燃料体が傾いた時、燃料体頂部の移動量が増加。事前評価では燃料交換装置の仕様である許容偏⼼量20㎜以内であることを確認済み。
 2022年3〜4⽉の燃料体の取出しでは、燃料交換装置にて確実に燃料体を取り出すことができ、部分装荷運⽤を実証できた。
頂部の移動量
1.9mm

炉⼼配置図

燃料交換装置グリッパ

上部パッド

燃料体（炉⼼燃料集合体）
燃料体（ブランケット燃料集合体）
中性⼦しゃへい体等

中間パッド

制御棒集合体中性⼦源集合体

炉⼼燃料
ﾊﾝﾄﾞﾘﾝｸﾞﾍｯﾄﾞ部

模擬燃料体
空き

4200mm

許容偏⼼量20mm

廃⽌措置開始時
ｴﾝﾄﾗﾝｽﾉｽﾞﾙ

連結管の中の移動量
0.2mm

450mm

現在(部分装荷状態)

嵌合（かんごう）部
内径/外径の差: 0.2㎜

連結管

燃料体取出し作業における主な不具合と対策（1/2）
主な不具合

対策

〇燃料出⼊機本体Aグリッパのつかみはなし異常（Na等の固着）
燃料体処理を繰り返す毎に特定のストロークで燃料出⼊機本体Aグリッパの⽖開閉トルクが除々に上昇した。
原因は、グリッパに付着したナトリウムが湿度の⾼い燃料洗浄設備において⽔酸化物に変化し、その後、炉外燃料貯蔵槽に浸漬した際に吸湿した⽔酸化物表⾯にナトリウムがさらに付着し、グリッパの⽖の狭い隙間に噛み込んだと推定。

・除湿プロセスにおいて100℃以下であった配管に予熱ヒータ・保温材を追加。
・燃料出⼊機本体A内の環境改善のため、グリッパ洗浄後のガス置換の回数を増加。

〇燃料出⼊機本体Ｂグリッパのつかみはなし異常（トルク上昇）
摺動抵抗トルク（可動シール部またはスクレーパ部）が増⼤し、燃料出⼊機本体Ｂグリッパの⽖開閉トルクが上昇。
原因はメカニカルシールの摺動抵抗の増加によるトルクの上昇と推定。特に低温環境において摺動抵抗が増加することが判明。

・メカニカルシールの交換及びメカニカルシール周りの温度を⾼く保持するよう変更。

〇燃料取扱系計算機（主・バックアップ）状態監視プログラムの齟齬⼊出⼒装置フリーズによる動作停⽌の対処として燃取系計算機を初期化したのち、再開しようとしたところ、⾃動化運転できなくなった。
原因は、主計算機・バックアップ計算機の状態監視プログラムに齟齬があり、初期化の際、プラント状態が⼀部古い情報に書き換えられてしまい、動作が停⽌したものと判明。
〇燃料出⼊機本体Aグリッパのクラッチ動作遅延
グリッパが燃料体をつかむ際に⽖開閉トルクが上昇し⾃動化異常が発⽣した。
原因は、グリッパ駆動装置のクラッチの切替動作が遅いためと推定。
〇燃料出⼊機本体Aドアバルブのナトリウム付着によるシール漏れ
ドアバルブを閉中にシール部をガス加圧しているが、シール漏れ警報が発⽣した。
原因は、本体A内で燃料体をガスで直接冷却することにより付着したナトリウムがドアバルブのシール部に滴下したため。

14

燃料取扱系計算機のプログラムバグを修正。

・経年劣化の疑いがあるクラッチを交換。
・クラッチの切替完了待ちのタイマーを制御プログラムに追加。
現在の燃料崩壊熱から直接冷却を停⽌しても燃料損傷のリスクはないことから、直接冷却系の運転を停⽌する制御プログラムに変更。

14

燃料体取出し作業における主な不具合と対策（2/2)

主な不具合

対策

〇燃料洗浄槽配管予熱温度異常による⾃動化運転停⽌
燃料体を⾃動で２回脱塩⽔洗浄するが、洗浄の完了条件である電気伝導度が規定値まで低下しなかった。
原因は、⼀部の燃料体に付着したナトリウムが多いためと推定。

⾃動化運転のまま運転員の判断で脱塩⽔洗浄を繰返し運転できる制御プログラムに変更。

〇制御盤間の伝送異常等の起動条件不成⽴
⾃動化運転で燃料出⼊機台⾞が移動中に起動条件不具合本体A直接冷却系準備弁構成が発⽣し⾃動化除外となった。
原因は、制御盤から燃取系計算機へ送信する運転開始の応答信号が伝送異常により喪失し、燃取系計算機が制御盤へ再起動指令を発信したが、燃料出⼊機の弁構成が既に変化したためと推定。

15

燃取系計算機が応答信号を受信漏れしにくいように制御プログラムを変更。

〇ガス置換排気時間超過による⾃動化運転停⽌
ドアバルブの接合間ガス置換で排気が規定時間を超過した。
原因は、低気圧により接合間の圧⼒計が設定圧⼒まで低下しないため。

排気の設定圧⼒を上げ、排気回数を増やす制御プログラムに変更。

〇燃料洗浄設備配管予熱温度異常による⾃動化運転停⽌
除湿運転前に⼀部の配管ヒータの予熱温度が設定時間までに設定温度まで上昇せず温度低警報が発⽣した。
原因は、配管内に残留した⽔分の潜熱により温度上昇に時間がかかったため。

設定時間と設定温度を現地試験にて確認し⾒直し。

15

「もんじゅ」廃⽌措置第2段階の実施内容

16

原⼦炉液位低液位（SsL）による燃料交換設備への影響の確認結果
以下のとおり動作制御への影響が無いこと、または対処可であることを確認した。また、フルモックアップ試験の動作経験もあり、動作上の問題はないと評価する。

影響１（熱収縮、浮⼒）
燃料交換設備がナトリウムに浸漬する範囲が変わる
ため、燃料交換設備の熱収縮（200℃→160℃）、浮⼒の低下（炉⼼頂部+6000㎜→ 2800mm）を⽣じ、動作制御に影響する。

燃料出入用接続筒

FHM昇降駆動装置•

熱収縮は約3mm程度であるが垂直⽅向の位置検出に影響しない。⽔平⽅向の位置検出に約１ｍｍの熱収縮が発⽣するが設定値の調整で対応が可能と評価。浮⼒も同様。

•

5⽉にSsLの状態で燃料交換設備を動作させ、熱収縮、 浮⼒低下の影響を確認した結果、上記事前評価で想定された範囲内であった。（P18参照）•

過去のフルモックアップ試験では、より低液位（炉⼼頂部＋2300〜＋6800㎜ ）での動作経験あり。
低液位動作試験でガス中に露出する範囲

EL43000

SsL運⽤でガス中に露出する範囲
挿入しゃへい体

軸封装置
EL37250
EL36550

EL33050(NsL)

EL29850(SsL)

炉心構成要素IVTM受渡レベル

パンタグラフ
開閉レベル

燃料交換設備フルモッ
クアップ試験液位＋6800㎜

NsL

もんじゅ液位＋6000㎜

NsL＋2800㎜

SsL＋2300㎜＋1720㎜

800

EL27050（炉頂部）
250

炉内中継装置（IVTM）

4300
集合体引抜状態（旋回点）燃料交換装置（FHM）

炉⼼頂部からの液位

EsL低液位試験
EsL

0
旋回点レベル：グリッパの位置

もんじゅ実機の燃料交換装置動作範囲

フルモックアップ試験ともんじゅ実機の液位の関係

「もんじゅ」廃⽌措置第2段階の実施内容（前⾴の続き）影響2（不純物）
不純物が混⼊した場合、連続的なナトリウム純化をできないためナトリウム不純物が析出して燃料交換設備に付着し、動作に影響する恐れがある。

17

以下のとおりこれまでの作業管理、カバーガス管理を継続する限り不純物析出により機器動作に影響することは無いと評価する。また念のためリカバリプランを準備することでリスクの顕在化に対処可能であること確認した。
•

これまでの作業管理、カバーガス管理で、純度悪化は0.4ppm/年程度であり、不純物は溶解度を超えて析出した実績はない。（P19参照）

リカバリープランの準備
 SsL運⽤は、⼗分に成⽴性はあるものの、万が⼀の不具合に対応できるようリカバリープランを準備する。
（⼀例として、ナトリウム純度が悪化した場合、リカバリープランとしてメンテナンス冷却系を利⽤し純化運転する際の系統を⽰す）

︓ナトリウム純化・汲上ライン
︓ナトリウム抜き取りライン

リカバリープラン（ナトリウムの純化運転）で使⽤する設備のイメージ

第２段階のしゃへい体等取出し作業の事前確認試験について

18

⽬的


事前確認試験は、原⼦炉容器内ナトリウム低液位（SsL）における燃料交換装置の熱収縮、浮⼒低下の影響を確認することを⽬的として、パンタグラフ開閉及びグリッパによるしゃへい体等のつかみはなし等を⾏い、荷重、動作トルク等への影響を確認した。

結果②本体昇降荷重③本体昇降ｽﾄﾛｰｸ

試験項⽬

想定した影響試験内容

試験結果①燃料交換装置パ
ンタグラフ
開閉動作
確認

パンタグラフの熱収縮により約1mm短くなり、パンタグラフ動作に影響する可能性がある。R＆Dや1992年にもんじゅで実施した試験ではNsLの場合と⼤差なく正常に動作した実績がある。

燃料交換装置をパンタグラフ開閉位置まで移動させ、パンタグラフ開閉動作を実施。ストローク、リミットス
イッチ動作、トルク値を測定し、動作性を確認する。

ストローク、リミットスイッチ
動作、トルク値は、想定した範囲内。
パンタグラフ開閉動作に異常なし。

②燃料交
換装置本
体昇降荷
重確認

燃料交換装置の浮⼒が低下し、重量は計算上約60kg（計算値）増加する。1992年にもんじゅで実施した試験では浮⼒影響を考慮し、吊り不吊り判定荷重の設定値を⾒直すことで正常に動作している。

燃料交換装置でしゃへい体等を引き抜き、吊り不吊り判定荷重、警報設定値を検討する。

しゃへい体等の引き抜き時、昇降動作に異常なし。
グリッパ昇降荷重が想定されたズレ(60kg＝588N)と同程度増加した。

③燃料交
換装置本
体昇降ス
トローク確
認

本体胴熱収縮により、グリッパの炉⼼頂部着床位置が約3mm上⽅にずれるが、第1段階と同様に据付時に着床位置を再設定することで対応可能。1992年にもんじゅで実施した試験では、NsLと昇降位置の差は上限で⽐較して3mmのズレ。

燃料交換装置を「下限位置」、「旋回点」、「パンタグラフ開閉点」、「上限位置」の各位置に移動させ、その位置を測定。NsLの各位置と⽐較し、熱収縮量を確認する。

各位置に移動させた結果、①ﾊﾟﾝﾀ開閉動作
位置ずれは想定範囲内であり、昇降動作に異常なし。
昇降ストロークが想定され②本体昇降荷重③本体昇降ｽﾄﾛｰｸたズレ（3mm）と同程上限位置度増加した。
旋回点位置

熱収縮によりホールドダウンアームが約1mm短くなり、中⼼位置から偏⼼するが、許容偏⼼量20mm範囲内で問題ない。試験で検証する計画。1992年にもんじゅで実施した試
験では、偏⼼量は15mm以内に収まっていることを確認。

NsLの基準アドレス（各炉⼼構成要素頂部の中⼼位置）を⽤いて、燃料交換装置グリッパをしゃへい体等ハンドリングヘッドに挿⼊させ、挿⼊可能であることを確認する。

炉⼼構成要素頂部（代表9箇所）にグリッパを挿⼊可。

④アドレス
確認

①ﾊﾟﾝﾀ開閉動作④ｱﾄﾞﾚｽ(偏⼼量)ﾊﾟﾝﾀ開閉位置
吊り不吊り判定荷重

引き抜き荷重下限位置④ｱﾄﾞﾚｽ(偏⼼量)

NsL

SsL

しゃへい体等取出し時における不純物混⼊の可能性評価
廃止措置第1段階における原子炉容器カバーガス純度の推移
Na中酸素濃度[ppm]に換算

N2濃度[ppm]
ナトリウムの純度管理値（10ppm）に相当

40000

1次補助系ドレン中（純化停止中）

1次補助系ドレン中（純化停止中）

燃料体取出し準備作業

1000
燃料体取出し準備作業

800
600

10

燃料体の取出し燃料体の処理

0.25
0.20
0.15

燃料体の取出し2021/102021/022020/122020/102020/08

2020/06

2020/04

2020/02

2019/122019/10

2019/082019/06

2019/04

2019/022018/122018/10

2018/082018/06

2018/04

2021/0802021/06

02021/04200

燃料体の処理 0.10
0.05

400

カバーガス中のN2分析値増分は、800ppm程度であり、Na純度への影響は0.2ppm以下と評価される。

しゃへい体等取出し時における不純物混入の可能性評価
不純物混入原因

過去のプラント運用での実績

しゃへい体等取出しへの影響①系統内不純物の溶出起動試験の初回昇温時に系統内の不純物が溶出し、Na中酸素濃度が9ppmまで増加

なし（系統内不純物の溶出は完了しており、新たな溶出はない）②燃料交換装置等設置、 燃料交換、燃料取出し作業の都度、発生しているが、Na純撤去時の空気混入度への影響は極めて限定的（上図参照）

問題ないレベル（これまでの実績からNa純度への影響は0.2ppm程度）③カバーガスによる持ち込み

アルゴンガス供給系から供給されたアルゴンガス（年間５００ｍ３程度）の不純物酸素が持ち込まれている

問題ないレベル（酸素１０ｐｐｍ含有Arガスを５００ｍ３供給した場合のNa純度への影響は0.02ｐｐｍ程度）④受入れ燃料等による持ち込み

燃料交換、燃料取出し作業の都度、発生しているが、Na純度への影響は極めて限定的なし（しゃへい体等取出し作業では系統外からの摸擬燃料等の受入れはない）⑤系統へのインリーク

原子炉容器ナトリウム液位をSsLに下げ、Na純化運転を停止した期間において、有意な純度低下は認められないなし

19

「ふげん」の概要（1/2）• 燃料の多様化が図れる「新型転換炉」として、資源の少ない我が国においてエネルギーの安定供給を図る⾯で有利な原⼦炉として開発。
• ATR実証炉計画が中⽌されたことから、平成15年（2003年）に運転を停⽌。
• 平成20年（2008年）には国内初となる⼤型⽔炉の廃⽌措置として計画の認可を受け、施設の解体撤去や必要な技術開発を進めている。
【炉型】
重⽔減速沸騰軽⽔冷却圧⼒管型炉【電気出⼒（熱出⼒）】
16.5万kW（55.7万kW）【運転期間】
約25年（初臨界〜運転停⽌）【発電電⼒量】
約219億kWh【MOX燃料装荷体数】
772体

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「ふげん」の概要（2/2）
【「ふげん」のこれまでのあゆみ（概略）】昭和53年（1978年）3⽉

初臨界

昭和54年（1979年）3⽉

本格運転開始昭和56年（1981年）10⽉

国内で初めて軽⽔炉使⽤済燃料から回収したプルトニウムを使⽤した燃料を使⽤

昭和63年（1988年）6⽉「ふげん」の燃料から回収したプルトニウムを使⽤した燃
料を使⽤(核燃料サイクルの輪の完結)

平成15年（2003年）3⽉

運転終了

8⽉

全炉⼼燃料の取出し

平成20年（2008年）2⽉

廃⽌措置計画の認可

平成23年（2011年）3⽉

東⽇本⼤震災平成24年（2012年）3⽉

廃⽌措置計画変更届（使⽤済燃料搬出終了時期2012年度⇒2017年度）

平成26年（2014年）6⽉

重⽔搬出完了平成30年（2018年）5⽉

廃⽌措置計画変更認可（使⽤済燃料搬出終了時期2017年度⇒2026年度）

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「ふげん」廃⽌措置計画の変更

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変更の経緯
• 廃⽌措置計画に従い、令和５年度（2023年度）からの原⼦炉本体の解体着⼿に向けて、遠隔・⽔中解体の技術開発や試験を進めるとともに、具体的な⼯法の検討・確認を段階的に実施してきたところ。
• 令和２年度（2020年度）から、これまでの試験や検討の結果を踏まえ、解体⽤プールを含む遠隔解体装置の詳細検討及び解体⼯法の安全性確認を実施してきた。
• 令和３年度（2021年度）、詳細検討の過程で更なる安全性の向上を図るため、解体時に原⼦炉本体からプール⽔が漏えいするリスクを⼤幅に低減させた、より保守的な⼯法に変更することが必要との結論に⾄った。
• この結果を踏まえ、解体⼯法の再検討を⾏った結果、今般、⼯法を変更するために、新たな技術開発や装置の検証・評価を⾏うことが必要と判断し、廃⽌措置計画の⼯程を変更することとした。

原⼦炉本体解体撤去に係る⼯法の変更

23

⼯法の変更経緯• 原⼦炉本体の解体は、運転に伴う放射化の影響が⼤きいことなどを考慮し、解体時の放射線遮へいや切断時の粉じんの拡散を抑制するため、原⼦炉本体上部に解体⽤プールを設置した上で、⽔中で解体を⾏う計画としている。
• 平成20年（2008年）の廃⽌措置計画の認可以降、⽔中切断技術の開発、ふくいスマートデコミッショニング技術実証拠点*を活⽤した実証試験を段階的に実施してきた。

• 令和２年度（2020年度）から、解体⽤プールを含む遠隔解体装置の詳細検討及び解体⼯法の安全性確認を実施した結果、更なる安全性の向上を図るため解体時に原⼦炉本体からプール⽔が漏えいするリスクを⼤幅に低減させた、より保守的な⼯法に変更することとした。
*︓廃⽌措置技術の実証施設（原⼦⼒機構）「ふげん」廃⽌措置の主要⼯程と原⼦炉本体解体に係る技術開発

原⼦炉本体解体撤去に係る検討の経緯（詳細1/2）

24【廃⽌措置作業を実施する上での基本的な計画（当初計画）の策定】
平成20年（2008年）２⽉• 廃⽌措置計画認可（原⼦炉本体解体撤去期間（2023〜2031年度））※• 過去の⻑期間の運転に伴う放射化の影響が⼤きいことなどを⼗分に考慮し、原⼦炉本体の解体にあたっては、解体時の放射線遮へいや切断時の粉じんの拡散を抑制するため、原⼦炉本体上部に解体⽤プールを設置した上で、⽔中での解体を⾏う計画として認可。解体着⼿前には、詳細検討の結果も踏まえつつ、必要に応じて廃⽌措置計画の変更認可を受ける⽅針。

※ 全体⼯程（現⾏）は、平成30年５⽉までの変更認可等を含む。

【当初計画に基づく解体作業の実施に向けた技術開発や確認等の実施】〜平成27年度（2015年度）• 遠隔・⽔中解体に必要な切断技術開発や原⼦炉内部の線量調査等を実施。
平成27年（2015年）12⽉• ⽔封⽅法や解体⼿順等の基本解体⼯法を策定。
平成28年度（2016年度）〜令和元年度（2019年度）• ⼩規模装置による遠隔・⽔中解体⼯法の確証試験を実施。

【当初計画に基づく解体作業時の安全性を追求するための詳細検討の実施】
令和２年度（2020年度）〜• その後の解体⼯法の実規模装置（ふくいスマートデコミッショニング技術実証拠点）による実証試験に加え、原⼦炉本体解体時の安全性を追求するため、解体⽤プールを含む遠隔解体装置の詳細検討及び解体⼯法の安全性確認の詳細検討を計画的、段階的に実施。

原⼦炉本体解体撤去に係る検討の経緯（詳細2/2）

25【当初計画に基づく詳細検討の中で判明した課題及び対応案の検討の実施】
令和３年（2021年）夏頃• その詳細検討の過程で、原⼦炉本体解体時に原⼦炉本体からプール⽔が漏えいするリスクについても評価した結果、更なる安全性の向上を図る観点から、当該リスクを⼤幅に低減させた、より保守的な解体⼯法を検討することが必要であるとして検討開始。
令和４年（2022年）３⽉• その結果を踏まえ、原⼦炉本体解体時の更なる安全性の向上を図り、当該リスクを低減させる
ため、解体⼯法の再検討を⾏った結果、⾼放射線下での遠隔⾃動溶接技術や、溶接施⼯後の健全性を確認するための遠隔操作による溶接部の確認として浸透探傷試験技術の開発等を実施すべきであることを確認。
• その技術開発に約５年間、検証・評価に約２年間を要するとの結論。
令和４年（2022年）７⽉• これらの対応のため、⼯程の⼀部を⾒直し、廃⽌措置計画の⼯程を延伸することが適切と判断。
廃⽌措置計画への反映等を含む必要な対応を⾏っていく⽅針を決定。

原⼦炉本体解体撤去に係る⼯法の変更[⾒直した計画]解体⽤プールとカランドリアタンクとの接合[現⾏計画]
解体⽤プールと上部鉄⽔遮へい体との接合
解体⽤プール
約4m
接合位置

上部鉄⽔遮へい体の下管板(炭素鋼製,100mm厚)があることから、放射線は約1mSv/h程度に抑制

解体⽤プール
約4m
接合位置

溶接接合等のために上部鉄⽔遮へい体の下管板の必要な範囲を撤去した場合、放射線は約20mSv/hに上昇

上部鉄⽔遮へい体

カランドリアタンク
側部鉄⽔遮へい体

下部鉄⽔遮へい体

解体⽤プール接合時は、炉⼼部は⽔封解体⽤プール接合時は、炉⼼部
は⽔封

26

27

原⼦炉本体の構造と遮へい冷却⽔の経路
遮へい冷却⽔⼊⼝１

上部鉄⽔遮へい体 下管板

上部鉄⽔遮へい体(約220ton)

約70mm
約30mm

カランドリアタンク

側部鉄⽔遮へい体

軽⽔シールリング部 概略⼨法

圧⼒管・カランドリ
ア管(2重管)カランドリアタンク

防振板

制御棒案内管
炉⼼タンク[主要⼨法]
原⼦炉本体
直径︓約9m
⾼さ ︓約7m
圧⼒管(224本)
材質 Zr-2.5wt%Nb
内径 117.8mm
⾁厚4.3mm

下部鉄⽔遮へい体

遮へい冷却⽔⼊⼝２
遮へい冷却⽔出⼝• 中性⼦遮へい及び構造物冷却のため、鉄⽔遮へい体内及びカランドリアタン
ク周辺には遮へい冷却⽔の流路（⽮印の流路)が設けられている。

カランドリア管（224本）
材質
ｼﾞﾙｶﾛｲ-2
内径 156.4mm
⾁厚1.9mm