Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

日本原子力学会「バックエンド部会」主催
第31回「バックエンド」夏期セミナー（旭川市：道北経済センタービル）

東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃炉の現状と取り組みについて
2015年8月5日
加藤 和之
原子力損害賠償・廃炉等支援機構©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

内 容
1. はじめに – NDFとは?
2. 福島第一原子力発電所の状況
3. 戦略プランについて
4. 戦略プランの基本的考え方
5. 燃料デブリ取り出し分野の戦略プラン

戦略プラン初版発行

6. 廃棄物対策分野の戦略プラン

約 200 ページ

7. 研究開発への取組と全体計画
8. 今後の進め方（RM改訂、研究開発連携会議等）
以下のNDFのwebページにて、戦略プランのpdfを入手できます。
http://www.dd.ndf.go.jp/ddwp/wpcontent/themes/theme1501/pdf/SP2015_20150430.pdf
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原子力損害賠償・廃炉等支援機構(ＮＤＦ)の設立
2011年12月以降、政府が決定する「中長期ロードマップ」に示される大方針に基づき、東京電力が廃炉に着実に取り組む体制を構築。

政府「中長期ロードマップ」の決定（2011年12月策定、2013年６月改定）

東京電力
廃炉作業の着実な実施

出典：東京電力ＨＰ

国が前面に立って、より着実に廃炉を進めるよう支援体制を強化“原子力損害賠償・廃炉等支援機構”を設立（2014年8月18日）（原子力損害賠償支援機構を改組）
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福島第一原子力発電所廃炉プロジェクトに係る関係機関の役割分担
政府

東京電力（廃炉推進カンパニー）

大方針の策定・進捗管理

廃炉の着実な実施
進捗管理• 中長期ロードマップの決定• 汚染水対策等の現下の課題の進捗管理

報告
重要課題の提示• 使用済燃料プールからの燃料取り出し• 汚染水対策（タンク増設、汚染水浄化、雨水対策等）• ガレキ・廃棄物等の保管・管理• 安全品質確保 ・労働環境の改善 等

報告

報告

助言
指導

原子力損害賠償・廃炉等支援機構

戦略策定と技術的支援
事業予算の交付

1. 中長期戦略の策定
2. 重要課題の進捗管理への技術的支援
3. 研究開発の企画と進捗管理
4. 国際連携の強化

報告
申請

監視審査

進捗状況・課題の共有
主に 国際廃炉研究開発機構（IRID）
日本原子力研究開発機構（JAEA）等

原子力規制委員会

研究開発の実施

安全規制の実施

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福島第一原子力発電所の現状と課題
事故直後

1号機

現状

• 原子炉の安定冷却を継続中• 使用済燃料プールからの燃料搬出に向けて建屋カバーの解体を進める予定• ミュオンを用いた燃料デブリ位置測定を開始

2号機
3号機
4号機

• 原子炉の安定冷却を継続中• 今後の使用済燃料プールからの燃料搬出のための方策を検討中• 原子炉の安定冷却を継続中• 使用済燃料プール内のガレキ撤去作業、原子炉建屋オペレーティングフロア除染工事等を実施中• 使用済燃料プールからの燃料取出しを完了

５、６号機は、２０１４年３月に廃止届を提出し、研究施設として活用予定
出典：東京電力

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1号～4号原子炉の現状
各号機とも冷温停止状態を継続している

地震

自動停止

津波

電源喪失

冷却機能喪失

炉心溶融

水素爆発

1,2,3号機

1,3,4号機
出典：東京電力

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汚染水対策のポイント（汚染水対策の三つの基本方針）
汚染水対策の三つの基本方針
１．汚染源を取り除く①多核種除去設備による浄化②トレンチ内の汚染水除去
２．汚染源に水を近づけない③地下水バイパスによる地下水汲み上げ④建屋近傍の井戸での地下水汲み上げ⑤凍土方式の陸側遮水壁の設置⑥雨水の土壌浸透を抑える敷地舗装
３．汚染水を漏らさない⑦水ガラスによる地盤改良⑧海側遮水壁の設置⑨タンクの増設（溶接型へ）

出典：東京電力
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汚染水対策 1 汚染源を取り除く（その１）セシウム吸着装置（KURION/SARRY）によるストロンチウム除去

出典：東京電力

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汚染水対策 1 汚染源を取り除く（その２）多核種除去設備（ALPS）
タンクに貯留している汚染水から、トリチウム以外の放射性物質(*)を除去し、リスクを低減するもの。
★多核種除去設備（250m3/日X3系統）
2015年6月18日現在で254,000m3 を処理済

高性能多核種除去施設★高性能多核種除去設備 500m3/日以上
2015年6月18日現在で64,000m3 を処理済
★増設多核種除去設備 250m3/日×3系統
2015年6月18日現在で146,000m3 を処理済(*)除去できる放射性核種
ルビジウム、ストロンチウム、イットリウム、ニオブ、テクネチウム、ロジウム、テルル、ヨウ素、セシウム、バリウム、プルトニウム、アメリシウム、キュリウム、コバルト 等

増設多核種除去施設

出典：東京電力

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汚染水対策 1 汚染源を取り除く（その３）
汚染水浄化のまとめ
7設備名

除去能力

多核種除去設備
増設多核種除去設備

62核種を告示
濃度限度未満へセシウム吸着装置でのストロンチウム除去
第二セシウム吸着装置でのストロンチウム除去
RO濃縮水処理設備

ストロンチウムを1/10～1/1000へ低減

ストロンチウムを1/100～1/1000へ低減

処理能力

全系統処理運転中

250m3/日以上×3系列

10/9～全系統処理運転中

250m3/日以上×3系列

10/18～処理運転中

高性能多核種除去設備
モバイル型ストロンチウム除去設備

状況

500m3/日以上

10/2～処理運転開始

Ａ系：300m3/日
Ｂ系：300m3/日
第二：480m3/日×4系統

1月運転開始600m3/日12月運転開始

1,200m3/日

12月中使用開始

500～900m3/日

出典：東京電力

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汚染水対策 2 汚染源に水を近づけない凍土方式の陸側遮水壁の造成
建屋内の地下水流入を減らすため建屋の周囲を凍土の遮水壁で囲む

出典：東京電力

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汚染水対策 3 汚染水を漏らさない（その１）
海側遮蔽壁の造成

１～４号機海側に遮水壁を設置し、汚染された地下水の海洋流出を防ぐ

出典：東京電力

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汚染水対策 3 汚染水を漏らさない（その２）タンクの増設（溶接型への代替）

出典：東京電力

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汚染水処理の見通し
2014年度内の汚染水全量処理は困難→2015年5月完了
多核種除去設備は当初想定していた稼働率到達が技術的に困難。

出典：東京電力

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使用済燃料プール内の燃料の取出し 4号機

出典：東京電力

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使用済燃料プール内の燃料の取出し 3号機
燃料取り出し用カバー設置に向けて、構台設置作業と原子炉建屋上部ガレキ撤去作業を完了し、現在、燃料取り出し用カバーや燃料取扱設備をオペ
レーティングフロアに設置するための準備を実施中
ガレキの撤去燃料取出し用カバー（イメージ）

出典：東京電力

16©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

１号機原子炉建屋カバー解体作業
・ 内部調査が終了したことから、取り外した屋根パネルを再び屋根に戻した。
・ 今後屋根パネルを取り外す作業を行う。

出典：東京電力

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燃料デブリ(溶けて固まった燃料)取出しまでの作業ステップ
 燃料デブリを冠水させた状態で取り出す方法が、作業被ばく低減の観点から最も確実
 格納容器の水張りに向けた調査・補修技術に加え、燃料デブリ取り出し・収納・保管に必要な研究開発を推進 燃料デブリ取出し代替工法について、IRIDが経済産業省からの委託により、国内外に技術情報提供依頼（RFI）と、それに続く概念検討と要素技術の実現可能性検討についての提案公募（RFP）を実施。
燃料デブリ取り出し（イメージ）

出典：東京電力

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廃棄物保管状況

出典：東京電力

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廃棄物の状況（震災以降の廃棄物発生状況）

出典：廃炉・汚染水対策現地調整会議

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研究開発の企画と進捗管理
廃炉に関する一連の研究開発動向を一元的に把握・レビューするとともに、次年度計画の策定に向けた取り組みを実施
格納容器調査・ 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
補修技術
総合的線量低減計画の策定
格納容器漏えい個所特定調査技術の開発
格納容器漏えい個所補修・止水技術の開発
格納容器漏えい個所補修・止水技術の実規模試験

燃料デブリ
取り出し準備燃料デブリ
取り出し技術格納容器内部調査技術の開発
原子炉圧力容器内部調査技術の開発
燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・装置開発
炉内燃料デブリ収納・移送・保管技術開発
燃料デブリ臨界管理技術の開発

炉内・燃料デブリ評価技術

事故進展解析技術の高度化による炉内状況把握
原子炉内燃料デブリ検知技術（ミュオン）開発
燃料デブリ性状把握、処理技術の開発

格納容器漏えい個所特定調査技術の開発（使用済燃料プール対策）
健全性評価技術

使用済燃料プール対策（使用済燃料プール対策）
原子炉圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発
使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討
使用済燃料プールから取り出した燃料集合体他の長期健全性評価

放射性廃棄物処理・処分 固体廃棄物の処理・処分に係る研究開発

原子炉内燃料デブリ検知技術（ミュオン）開発

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中長期戦略の策定
様々な技術分野の専門家組織として、外部有識者の協力も得つつ、中長期的な戦略について検討を推進●NDF廃炉部門の技術専門家（30名程度）‐‐‐‐‐<廃炉等技術委員会>

プラント・エンジニア分野
ロボティクス分野
土木・建築分野
材料・分析・モニタリング分野
燃料・原子炉工学分野●外部機関(大学、JAEA等研究機関)の有識者

第１回
8／21（木）
第６回 1／28（水）第２回
9／30（火）第７回 2／23（月）※第３回 10／28（火）※ 第８回 3／26（木）第４回 12／ 4（木）第９回 4／16（木）第５回
1／ 6（火）第10回 5／28（木）※海外特別委員（４名）も参加

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「戦略プラン」の目的と中長期ロードマップとの関係
政府が提示する目標、政策政府が決定する戦略、方針、計画の重要要素①戦略
目標の実現に向けた取り組みや判断の考え方、優先順位等②戦略実行のための具体的な方針
取り組みや判断を進めていくための具体的な方針・要件

政府が決定する「中長期ロードマップ」

NDFが策定する「戦略プラン」（正式名称：東京電力（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2015）③戦略実行のための統合的な計画
現場作業、研究開発等の取り組みに関する統合的な計画

東京電力、研究機関等による具体的計画（現場作業、エンジニアリング、研究開発）

・東京電力による廃炉の遂行
・メーカー、研究機関等による研究開発

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戦略プラン策定の背景
今、戦略プランの策定が求められる理由
 状況の変化 不確実性への対処
 厳しい現場状況への対応
 時間軸上の考え方
 戦略の共有24©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

戦略プランにおける基本的考え方
 基本方針 福島第一原子力発電所の「廃炉」は、過酷事故により顕在化した放射性物質によるリスクから、人と環境を守るための継続的なリスク低減活動
 中長期の時間軸に沿ったリスク低減戦略を設計

リスク低減のための５つの基本的考え方
 基本的考え方1：安全 基本的考え方2：確実
 基本的考え方3：合理的
 基本的考え方4：迅速 基本的考え方5：現場指向放射性物質によるリスクの低減*及び労働安全の確保（*環境への影響及び作業員の被ばく）
信頼性が高く、柔軟性のある技術
リソース（ヒト、モノ、カネ、スペース等）の有効活用
時間軸の意識徹底した三現主義（現場、現物、現実）

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リスク低減の考え方① 放射性物質によるリスク

福島第一原子力発電所のリスクのイメージ

 ②潜在的影響度 と③閉じ込め機能喪失の起こりやすさで決まる。

リスク低減② 潜在的影響度③ 閉じ込め機能喪失の起こりやすさ 要因発生の可能性と施設の脆弱性で決まる。
④ リスク低減の進め方
 放射能の減衰や性状の変化

潜在的影響度 放射能 と 性状（固体・液体・気体）で決まる。

燃料デブリ

プール内
燃料

周到な準備と技術によって安全・確実・慎重に対処し、より水処理設備安定な状態に持ち込むべきリスク
廃吸着塔

可及的速やかに対処すべきリスク

長期的な措置をすべきリスク
放射性固体
廃棄物

建屋内
汚染水
タンク内

汚染水
トレンチ内
汚染水

水処理設備
廃スラッジ

閉じ込め機能喪失の起こりやすさ→ 潜在的影響度を低減

 より安全・安定な施設への移動 → 閉じ込め機能喪失の起こりやすさを低減
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リスク低減に関するロジック・ツリー
放射性物質によるリスクの低減

周到な準備と技術によって安全・確実・慎重に対処すべきリスク

可及的速やかに対処すべきリスク

汚染水

プール内燃料

燃料デブリ

長期的な措置をすべきリスク

水処理設備
二次廃棄物*

放射性固体廃棄物

3章
燃料デブリのリスク低減

4章

廃棄物のリスク低減

5章*水処理設備廃吸着塔及び廃スラッジをいう

燃料デブリ取り出し分野
 号機毎の状況を踏まえ、いくつかの工法（冠水工法、気中工法）とその組み合せによる実現可能性のあるシナリオを検討
廃棄物対策分野
 処分の安全確保や処理のあり方の基本的考え方を踏まえ、保管管理、処理・処分の方策等について、中長期的観点から方針を策定

27©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

燃料デブリ取り出し分野における戦略プランの構成
4章

燃料デブリのリスク低減

燃料デブリを周到な準備と技術によって速やかに取り出し、安定保管する（将来）
取り出しまでの間の燃料デブリの安定状態の維持・管理

臨界管理

冷却

閉じ込め

取り出した燃料デブリを収納・移送した後、安定的に保管する

燃料デブリを安全に取り出す

安全設備の維持・信頼性向上

収納缶の設計移送システムの構築取り出した燃料デブリを処理・処分する保管システムの構築

計量管理システムの構築

燃料デブリ取り出し工法に係る技術要件

燃料デブリの量、位置、性状、FP分布の把握

実機調査 解析による 知見及び実験による推定
推定
による推定

燃料デブリ取り出し作業時の安全確保

PCV・建屋の構造健全性の確保

臨界管理

冷却機能の維持閉じ込め機能の構築

燃料デブリ取り出し方法

作業時の被ばく低減

労働安全 燃料デブリ取り出し
燃料デブリへのの確保 機器・装置の開発 アクセスルートの構築

系統設備、エリアの構築

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プラント調査状況と燃料デブリ推定位置
号機

プラント調査状況

燃料デブリ位置の推定

1号機

 D/W内水位は底部から約3m程度
 燃料デブリはほぼ全量下部プレナムへ落下、炉 S/C内水位はほぼ満水
心部にほとんど燃料残存無し
 サンドクッションドレン管からの漏えいを確認
 下部プレナムに落下した燃料デブリは大部分が
 S/C真空破壊ラインの伸縮継手カバーからの漏えいを確
D/W底部に落下
 RPVペデスタル外側にも存在範囲が拡大（シェ認 原子炉建屋1階南東エリアに線量率高い（数Sv/h）
ルアタックの可能性有り）
箇所有り

2号機

 D/W内水位は底部から約30cm程度
 燃料デブリの一部は下部プレナムへ落下、また、
 S/C内水位は中央部付近であり、トーラス室水位とほぼ一部はD/W底部に落下、一部は炉心部に残同等存（RPVペデスタル外側には無い可能性有 トーラス室上部に漏えい痕跡無しり） RPVペデスタル開口部から内部を撮影した写真によりRPV下部の構造物が確認できたため、RPV底部の破損は大規模ではない可能性有り

3号機

 D/W内水位は底部から約6.5m程度（D/WとS/Cの差圧より推定）
 S/Cはほぼ満水
 主蒸気配管Dの伸縮継手周辺からの漏えいを確認

 燃料デブリの一部は下部プレナムへ落下、また、一部はD/W底部に落下、一部は炉心部に残存（RPVペデスタル外側には無い可能性有り）

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PCV内水位ごとの工法の種類

完全冠水工法

冠水工法

気中工法

完全気中工法

原子炉ウエル上部までの水張りを行う工法

燃料デブリ分布位置より上部までの水張りを行う工法

燃料デブリ分布位置最上部より低いレベルまで水張りを行う工法

燃料デブリ分布全範囲を気中とし、水冷、散水を全く行わない工法

30©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

燃料デブリ取り出し工法オプションの絞り込み
アクセス方向上横下
完全冠水
水冠水位気中a.
b.

c.

完全気中重点的に取り組む工法
a. 冠水-上アクセス工法注2
b. 気中-上アクセス工法
c. 気中-横アクセス工法：アクセス口から水が流出する可能性：新たにアクセスルートを構築する困難さ：冷却性能評価の困難さ

水位による特徴、アクセス方向による特徴、工事に関連する課題の重さを勘案し、重点的に検討する工法を選んだ。注1

注1：水位はアクセス口より低いことを前提とする。
注2：冠水には完全冠水を含む。

31©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation重点的に取り組む3つの燃料デブリ取り出し工法（イメージ）

冠水-上アクセス工法

気中-上アクセス工法

燃料デブリ上方の炉内構造物取り出しが完了していることを前提としたイメージ

燃料デブリ上方の炉内構造物取り出しが完了していることを前提としたイメージ

気中-横アクセス工法
PCV内RPVペデスタル外側の機器、干渉物撤去が完了していることを前提としたイメージ

32©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

燃料デブリ取り出し工法シナリオと対処可能な燃料デブリの位置工法

各シナリオが対処可能な燃料デブリの位置

シナリオ

冠水上アクセス

気中
上アクセス

気中
横アクセス

RPV内

RPV
ペデスタル内RPV
ペデスタル外（1）○――OKOKNG（2）―○―OKOKNG

（3）

――○NG

OKOK

（4）

①―②OKOKOK

（5）

②―

①OK

OKOK

（6）

―

①②

OKOK

OK

（7）

―

②①

OKOK

OK

※○内の数字は施工順を示す。

33©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

燃料デブリ取り出し工法の技術的課題
技術要件

冠水工法

気中工法

1. PCV・建屋の構造健全性の確保☆ 冠水時等の荷重及び経年劣化等〇

2. 臨界管理☆ 水位上昇時等の未臨界性の維持〇

3. 冷却機能の維持〇☆ 燃料デブリの空冷可能性

4. 閉じ込め機能の構築☆ PCV補修及び水位管理☆ 放射性ダストの飛散◎ 原子炉建屋内の除染☆ 高放射線の遮へい◎原子炉建屋内の除染〇〇◎ 装置の保守☆ 耐放射線性◎ 装置の保守

8. 燃料デブリへのアクセスルートの構築◎◎

9. 系統設備、エリア構築〇〇

10. 収納・移送・保管◎◎

5. 作業時の被ばく低減
6. 労働安全の確保
7. 燃料デブリ取り出し機器・装置の開発☆ : 工法実現のために特に重要な課題, ◎ : 工法実現のために共通な課題〇 : 確認すべき事項

34©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

燃料デブリ取り出しシナリオ選定フロー
PCV内部調査

調査

プラント・データからの工学的推定

模擬デブリによる実験

過去の事故、研究の知見

建屋汚染状況の調査

過酷事故解析
コードによる推定

燃料デブリ、FPの状況
総合的な評価

状況把握

冠水工法
PCV・建屋の構造健全性

線量低減の必要エリアの評価

PCV/RPV内の線量評価

プラント状態の把握

工法の実現性評価

ミュオン法による調査

気中工法
未臨界性の維持

PCV補修及び水位管理システムの構築

冠水工法の実現性

視覚・計測装置等の耐放射線性

建屋外へのダスト飛散による影響

高放射線の遮へい取り出し作業への影響評価

作業員、環境への影響評価

燃料デブリの位置

保守/トラブル時の 燃料デブリへ 線量低減対策による装置へのアクセス性 のアクセス R/Bアクセス性の確保

燃料デブリ取り出し
機器・装置の開発

燃料デブリの収納・移送・保管システム

気中工法の実現性

適用可能シナリオの絞り込み（アクセス性考慮）

シナリオ
評価

5つの基本的考え方
による優先シナリオ評価

リスク低減の考え方

各号機毎の優先シナリオ

35©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

燃料デブリ取り出しにむけての道筋
高工法シナリオの選定

技術
成熟度＊１

工法確定

装置システム
性能保証

取り出し開始燃料デブリ
取り出し工事

準備工事
モックアップ＆訓練

実用化・確証試験
基本・詳細設計

クリティカル技術
重要性能要求要素試験

FS・概念設計
概念検討
スクリーニング

低優先順位付け安全リソース現場*1 縦軸は、個別技術ではなく、工法システム全体の技術の成熟度をイメージ的に示したものである

概念調査

時間

プラント、炉内状況把握等
前提条件

安全要求（規制要求）
アクセス性確保（除染等）

36©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

廃棄物対策分野における戦略プランの構成
5章
廃棄物のリスク低減

処理・処分方策の検討＊

保管管理

発生量の低減

敷地内への資機材等の持ち込み抑制

資機材等の再使用

再生利用

安全確保

減容処理

安定化処理

被ばく防護の観点から線量・性状に応じた分別保管

廃棄物分析

必要な規制整備＊＊

性状把握

廃棄物の性状に応じた処分概念

解析評価（モデリング）

既存の処分概念 新たな処分概念の適合性評価の検討

処分方策と整合する処理

前処理

処理

廃棄体化

現行の中長期ロードマップにおいて、次工程へ進む判断の重要なポイント* ：2017年度 処理・処分に関する基本的な考え方の取りまとめ
2021年度頃を目途 処理・処分における安全性の見通し確認**：2021年度頃以降実施

37©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation放射性廃棄物の処分に対する安全確保の基本的考え方
IAEAや国際放射線防護委員会（ICRP）等の国際的な機関において取りまとめられている一般的な放射性廃棄物に関する処分に対する安全確保の基本的考え方
及び処理の在り方について以下にまとめた。
 廃棄物を閉じ込める
 廃棄物を生活環境から隔離することにより、意図せずに人が接触する可能性を減らす
 放射性物質の生活環境への移行を抑制し、遅らせることにより、放射性物質濃度を減らす
 放射性物質が移行し生活環境に到達する量が、有意な健康影響を与えないほど低いことを確保する
 有意な健康影響を与えない放射性物質濃度であることを確保するよう管理放出する
放射性廃棄物の処理のあり方について、IAEAの安全要件GSR-Part5を踏まえてまとめた。
38©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

廃棄物対策分野の対応方針
 廃棄物保管

 発生量低減 廃棄物になるような持ち込み材料の抑制
 減容と除染における二次廃棄物に対する考慮

 保管管理 保管管理計画
 燃料デブリ取り出し作業に伴い発生する廃棄物等の保管管理計画

 処理・処分 廃棄物の性状把握 サンプリング計画
 性状把握のための分析能力

 福島第一原子力発電所廃棄物の特徴に応じた処理及び処分方策
 処理及び処分方策に関する検討
 区分管理・履歴情報管理
 規制制度
39©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

廃炉に関連する研究開発事業の全体像
 東京電力による取り組みに加え、IRID（国際廃炉研究開発機構）、JAEA（日本原子力研究開発機構）等の研究機関や大学等が実施する研究開発等を一元的に把握・レビューし、各実施主体の特性や期待される成果を踏まえた上で、役割分担の明確化と関係機関の密接な連携により全体を最適化。

40©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

研究開発プロジェクト次期計画に関する検討ステップ① 現行の研究開発プロジェクトについて、現場の最新状況等を踏まえた妥当性等の確認・検討を行うことにより、課題を抽出・特定。
② 「戦略プラン」等の検討を通じ、優先的に取り組むべき研究開発課
題を特定・整理。
③ 上記を踏まえ、新たな課題への対応を含め、個別の研究開発プロ
ジェクトの次期計画を提案。
（ステップ①）
現行の研究開発プロジェクトの検討・評価－ 現場の最新状況等を踏まえた妥当性等の確認・検討（ステップ③）
課題の特定研究開発ＰＪの次期計画を提案（ステップ②）
戦略プラン等の検討を通じた研究開発課題の特定（必要な技術等の重要度、難易度を含む）
41©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

研究開発プロジェクトの次期計画
 燃料デブリ取り出し分野
 除染・線量低減

 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発

 原子炉格納容器の補修

 原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の開発 原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の実規模試験

 炉内状況の把握

 原子炉格納容器内部調査技術の開発
 原子炉圧力容器内部調査技術の開発
 事故進展解析及び実機データ等による炉内状況把握の高度化
 原子炉内燃料デブリ検知技術の開発（ミュオン活用）

 デブリ取り出し工法

 燃料デブリ・炉内構造物取り出し技術の開発
 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
 原子炉圧力容器/原子炉格納容器の健全性評価技術の開発
 燃料デブリ臨界管理技術の開発

 デブリ分析

 燃料デブリ性状把握（模擬デブリを用いた性状把握、実デブリ分析）

 廃棄物対策分野

 固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発

 研究開発成果の統合（処理・処分に関する基本的考え方の提示）
 性状把握 処理に関する検討及び長期保管対策の検討
 処分に関する検討

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研究開発の基盤としての活動
 研究拠点施設の整備(JAEA)
 モックアップ試験施設
 分析・研究施設
 廃炉国際共同研究センター
 廃炉技術の基盤となる研究開発
 JAEA・その他研究機関
 大学

モックアップ
試験施設

分析・研究施設

廃炉国際共同研究センター

 人材育成・確保

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「戦略プラン」検討への取り組み
２０１４年度

２０１５年度△■○「戦略プラン」策定、フォローアップ・改訂

プラン（初版）

２０１６年度

２０１７年度以降取り纏め

■
見直し

■

見直し

以降も適時
見直し

シナリオ実現の要件
・技術成立性・現場・作業性・安全確保
・リスク評価現場作業・調査の実績

研究開発の成果（データ取得、評価手法等）（例）格納容器止水工法・健全性、デブリ取り出し工法、燃料デブリ検知、廃棄物関連

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中長期ロードマップ改訂

中長期ロードマップ改訂案について
平成２７年６月１２日
内閣府廃炉・汚染水対策チーム事務局45©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

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廃炉研究開発連携会議の設置の決定
福島第一原発の廃炉に関する研究開発の司令塔機能を担う原子力損害賠償・廃炉等支援機構に、廃炉研究開発連携会
議を設置し、以下のとおり連携を促進する。その成果等は、原子力損害賠償・廃炉等支援機構が、「廃炉・汚染水対策チーム会合」に報告する。
各機関における研究開発ニーズについての情報共有
有望な研究開発シーズについての情報共有
廃炉作業のニーズを踏まえた研究開発の調整
各機関間の研究開発の協力促進
各機関の人材育成に係る協力促進

廃炉・汚染水対策チーム会合
報告

チーム長：経済産業大臣
事務局長：経済産業副大臣

原子力損害賠償・廃炉等支援機構（新設）

廃炉研究開発連携会議

年２～３回開催。

実際の廃炉作業

基礎から実用まで一元的にマネージメント

基礎研究

基盤的研究
大学・研究機関

応用開発

実用

日本原子力研究開発機構（ＪＡＥＡ） 国際廃炉研究開発機構（ＩＲＩＤ）等

東京電力

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