２０１１年１２月２１日

東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ（概要版）
１． 中長期ロードマップの位置づけ
・ 本ロードマップは、本年 11 月 9 日における枝野経済産業大臣及び細野原発事故収束・再発防止担当大臣からの指示を受け、東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院にてとりまとめ、政府・東京電力中長期対策会議において決定したものである。

２年以内

現在（ステップ２完了）＜中長期の取組の実施に向けた基本原則＞【原則１】地域の皆さまと作業員の安全確保を大前提に、取組を計画的に実現していく。
【原則２】透明性を確保し、地域や国民の皆さまのご理解をいただきながら進める。
【原則３】今後の現場状況や研究開発成果等を踏まえ、継続的に本ロードマップを見直していく。
【原則４】本計画に示す目標達成に向け、東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院は、各々の役割に基づき、連携を図った取組を進めていく。
２． 中長期安全確保の考え方
・ 至近約３年間について、東京電力は、原子力安全・保安院より示された「中期的安全確保の考え方」に基づいて策定した施設運営計画を確実に実施し、原子力安全・保安院が東京電力の報告や独自の調査に基づき、確認・評価を実施することにより安全性を確保する。
・ 中長期の取組においても同様。東京電力は、個別作業毎に具体的な作業方法を検討する各段階において、安全性、環境影響評価を実施し、原子力安全・保安院がこれを確認・評価した上で作業を進めることにより、安全性を確保していく。

１０年以内

３０～４０年後

ステップ１，２

第１期

第２期

第３期

＜安定状態達成＞・冷温停止状態・放出の大幅抑制

使用済燃料プール内の燃料取り出しが開始されるまでの期間（２年以内）

燃料デブリ取り出しが開始されるまでの期間（１０年以内）

廃止措置終了までの期間（３０～４０年後）・使用済燃料プール内の燃料の取り出し開始（4号機、2年以内）
・発電所全体からの追加的放出
及び事故後に発生した放射性廃棄物（水処理二次廃棄物、ガレキ等）による放射線の影響を低減し、これらによる敷地境界における実効線量1mSv/年未満とする
・原子炉冷却、滞留水処理の安定的継続、信頼性向上
・燃料デブリ取り出しに向けた研究開発及び除染作業に着手
・放射性廃棄物処理・処分に向けた研究開発に着手

・全号機の使用済燃料プール内の ・燃料デブリの取り出し完了（20～25年後）
燃料の取り出しの終了
・建屋内の除染、格納容器の修復 ・廃止措置の完了（30～40
及び水張り等、燃料デブリ取り出 年後）しの準備を完了し、燃料デブリ取 ・放射性廃棄物の処理・処り出し開始（10年以内目標）
分の実施
・原子炉冷却の安定的な継続・滞留水処理の完了
・放射性廃棄物処理・処分に向けた研究開発の継続、原子炉施設の解体に向けた研究開発に着手

要員の計画的育成・配置、意欲向上策、作業安全確保に向けた取組（継続実施）

３．中長期ロードマップ（１）主要な目標
・ 本ロードマップでは、廃止措置終了までの期間を下記の通り３つに区分した上で、今後実施する主要な現場作業や研究開発等のスケジュールを可能な限り明示。
 第１期：ステップ２完了後、使用済燃料プール内の燃料取り出し開始までの期間（ステップ２完了後２年以内を目標）
 第２期：第１期終了後から燃料デブリ※取り出し開始までの期間（ステップ２完了後１０年以内を目標）
 第３期 ： 第２期終了後から廃止措置終了までの期間（ステップ２完了後３０～４０年後を目標）

図１．中長期ロードマップの概要

４．中長期ロードマップ実現に向けた実施体制
・ 中長期ロードマップを着実に実施していくために、現場作業に係るプロジェクトの運営体制、研究開発の推進体制を整備。
・ これに必要な研究開発については世界的に見ても経験のない難しい課題が多いことから、国内外の協力を得ながら、世界中の叡智を結集して進めていく。
・ 現場作業では、東京電力が協力企業約 400 社との体制を継続するとともに、中長期の取組のための専任組織を本店に設置する。また、作業環境の改善や要員育成等の計画的実施により、確実な作業遂行を担保し得る体制・要員を確保する。

※ 燃料と被覆管等が溶融し再固化したもの（２）時期的目標及び判断ポイント
・ 至近３年間については年度毎に展開し、可能な限り時期的目標を設定。
・ ４年目以降については、おおよその時期的目標を設定するとともに、次工程へ進む前に、追加の研究開発の実施や、作業工程の見直しも含めて検討するための判断ポイントを設定。
1

【中長期ロードマップにおける主な時期的目標】③ 放射性廃棄物管理及び敷地境界の放射線量の低減① 原子炉の冷却・滞留水処理
 燃料デブリ取り出し終了までは注水冷却を継続し、冷温停止状態を安定的に維持。
 引き続き設備の信頼性向上等を検討し、継続的に設備改善を実施。循環ループの縮小についても段階的に実施。
 現行水処理施設では除去が困難なセシウム以外の放射性物質を除去可能とする多核種除去設備を 2012 年内に導入。
 第２期中には、タービン建屋／原子炉建屋間止水、格納容器下部補修を実現後、建屋内滞留水処理を完了。原子炉冷却はより安定的な冷却となる小循環ループ化を検討。

 2012 年度内を目標に、発電所全体からの追加的放出及び敷地内に保管する事故後に発生した放射性廃棄物（水処理二次廃棄物、ガレキ等）による敷地境界における実効線量 1mSv／年未満を達成。
 水処理二次廃棄物の保管容器の寿命を評価した上で 2014 年度末までに保管容器等の設備更新計画を策定。
 現在実施している陸域、海域の環境モニタリングを継続していく。

バッファタンク
ループ縮小

遮水措置

貯蔵タンク

原子炉建屋

原子炉建屋コンテナ

CSTタンク

炉注水
ポンプ

タービン建屋

原子炉建屋

地
下
水

設備改善

地下水（凡例）

土嚢等による遮へい(水処理二次廃棄物)

図５．遮へい対策（例）

タービン建屋

滞留水
多核種処理設備 除去設備

④ 敷地内除染計画

熱交換器/浄化系

材質強化等

建屋遮へい(ガレキ)土による遮へい（ガレキ）

建屋間止水、滞留水の処理完了

地下水位

 一般公衆、従事者の被ばく線量低減、作業性向上を目的に、免震重要棟等の執務エリア、作業エリア等から計画的・段階的に除染を実施し、敷地外の線量低減と連携を図りつつ、低減を実施。

：想定漏えいルート

第１期における取組

第２期における取組（小循環ループ化）⑤ 使用済燃料プールからの燃料取り出し計画

図２．原子炉冷却・滞留水処理における中長期の取組② 海洋汚染拡大防止計画
 万一地下水が汚染した場合の海洋流出を防止するため、2014 年度半ばまでに遮水壁を構築。
 取水路前面エリアの海底土を固化土により被覆し、海底土中の放射性物質の拡散を防止。
加えて海水循環型浄化装置の運転を継続し、2012 年度中を目標に、港湾内の海水中の放射性物質濃度を、告示に定める周辺監視区域外の濃度限度未満とする。また、大型船の航行に必要な水深確保に向けた浚渫により発生する土砂についても、同様の被覆を実施。
 以降、構築した設備等を維持・管理しつつ、地下水、海水の水質等のモニタリングを継続。

 ４号機において、ステップ２完了後２年以内（2013 年中）に取り出し開始。
 ３号機において、ステップ２完了後３年後程度（2014 年末）を目標に取り出し開始。
 １号機は、３、４号機での実績等を把握し、ガレキ等の調査を踏まえて計画立案し、第２期中に取り出す。
 ２号機は建屋内除染等の状況を踏まえ、既設設備の調査を実施後、計画立案し、第２期中に取り出す。
 第２期中に、全号機の燃料取り出しを終了。
 取り出した燃料の再処理・保管方法について、第２期中に決定。
カバー（又はコンテナ）

カバー（又はコンテナ）
天井クレーン

天井クレーン

燃料交換機

燃料交換機

DSピット
原子炉ウエル

使用済燃料
プール
輸 送容 器～～
原子炉建屋上部のガレキ撤去
図３．遮水壁（イメージ）

海水循環型浄化装置
図４．港湾内海底土の被覆等イメージ2～～

カバー（又はコンテナ）／クレーンの設置

図６．プール燃料取り出し作業（イメージ）

使用済燃料
プール

取り出し作業

搬出

⑥ 燃料デブリ取り出し計画⑦ 原子炉施設の解体計画

 初号機での燃料デブリ取り出し開始の目標をステップ２完了後１０年以内に設定。

 １～４号機の原子炉施設解体の終了の目標をステップ２完了から３０～４０年後に設定。

 以下のステップで作業を実施する。作業の多くには遠隔技術等の研究開発が必要であり、 解体・除染工法等の検討に必要な汚染状況等の基礎データベースの構築、これに基づいたこれらの成果、現場の状況、安全要求事項等を踏まえ、段階的に進めていく。

遠隔解体などの研究開発、必要な制度の整備等を実施し、解体工事で発生した廃棄物処分a)技術開発成果を順次現場に適用し、原子炉建屋内除染を進め、2014 年度末までに漏えの見通しが得られていることを前提に、第３期に解体作業に着手。

い箇所調査等に本格着手。
b)2015 年度末頃に格納容器補修技術（下部）の現場実証を終了し、当該技術を現場に適用することにより、a)において特定された漏えい箇所（下部）を補修し、止水する。その後、格納容器下部の水張りを行う。
c)格納容器下部の水張り後、格納容器内部調査技術の現場実証を 2016 年度末頃に終了し、本格的な内部調査を行う。

図８．原子炉施設の解体イメージd)格納容器（上部）の補修を実施し、格納容器に更なる水張りを実施する。その後、原子炉建屋コンテナ（又はカバー改造）を設置し、閉じ込め空間を形成した上で、原子炉圧⑧ 放射性廃棄物の処理・処分計画

力容器の上蓋を解放する。

 事故後に発生した廃棄物は、従来の廃棄物と性状（核種組成、塩分量等）が異なることもe)原子炉圧力容器内部調査技術の現場実証を 2019 年半ば頃に終了し、原子炉圧力容器内踏まえ、2012 年度中に研究開発計画を策定。

部調査を本格的に実施する。

 研究開発成果を踏まえ、既存処分概念への適応性、安全性等を見極め、処分に向けた安全f)これまで実施した格納容器、原子炉圧力容器内部調査結果等も踏まえ、燃料デブリ取り規制、技術基準等を整備することで廃棄体仕様を確定。

出し方法を確定することに加え、燃料デブリ収納缶開発、計量管理方策の確立が完了し

 これに基づき、処理設備を整備後、処分の見通しが得られた上で、第３期に処理・処分をていること等も確認した上で、ステップ２完了から１０年以内を目途に燃料デブリ取り開始。以上出しを開始する。

天井クレーンコンテナ

圧力容器上蓋
使用済燃料プール
水処理装置より除染装置
タービン
建屋

除染装置 燃料デブリ
圧力容器
（遠隔）
格納容器ﾄｰﾗｽ室

漏えいa)原子炉建屋内除染

水処理装置へ補修装置
（遠隔）

使用済燃
料プール

使用済燃料プール
圧力容器
格納容器

ﾄｰﾗｽ室

補修装置
タービン建屋

止水b)建屋間、格納容器補修・止水

使用済燃
料プール

圧力容器
ｶﾒﾗ
ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ

伸縮管

観察装置
タービン
建屋

格納容器d)水張り・圧力容器上蓋解放c)格納容器内部調査
・サンプリング

図７．燃料デブリ取り出し作業（イメージ）

3

使用済燃
料プール

燃料デブリ収納缶
伸縮管
デブリ収納缶

搬出

カメラ、切断、掘削、把持、吸引装置

圧力容器

格納容器

ﾄｰﾗｽ室

作業台車

格納容器e)炉内調査・サンプリング

格納容器f)燃料デブリ取り出し

添付資料

東京電力㈱福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップの主要スケジュール
第１期

第２期

使用済燃料プール内の燃料取り出しが開始されるまでの期間

燃料デブリ取り出しが開始されるまでの期間

２０１２年度

2014年度

２０１３年度

2016年度

2017年度（前）

2年後以内

2018年度

2019年度2020年度

（中）

（後）

プール燃料取り出し開始（4号機）▽ステップ2完了▼

主要な目標

2015年度

第３期
廃止措置終了までの期間

2021年度

2022年度～10年後以内
燃料デブリ取り出し開始（初号機）▽

20～25年後30～40年後

燃料デブリ取り出し終了（全号機）▽廃止措置終了（全号機）▽

原子炉冷温停止状態の維持・監視（注水継続、温度・圧力等パラメータにより継続監視）

原子炉の冷却計画
プラントの安定状態維持・継続に向けた計画
滞留水処理計画

：現場作業
：研究開発
：検討

格納容器内の部分的観察▽目標：原子炉建屋（若しくは格納容器下部）からの取水に切替完了
循環注水冷却（原子炉建屋（若しくは循環注水冷却（格納容器循環注水冷却（タービン建屋からの取水）の信頼性向上
格納容器下部）からの取水）から取水の小ループ）（※2）（※1）：格納容器補修、原子炉建屋コンテナ等の設置［（※4）より］▽目標：現行設備の信頼性向上の実施
建屋間止水[HP3-1] へ（原子炉建屋コンテナの設置状況を踏まえて検討）▽目標：タービン建屋/原子炉建屋の滞留水処理終了
HP
原子炉建屋／タービン建屋間止水
現行処理施設による処理
1‐1 ・格納容器下部補修完了
信頼性を向上させた水処理施設による滞留水処理
現行設備の信頼性向上等
循環ループ縮小

循環ループ縮小検討

循環ループ縮小検討：次工程着手の条件：必要な情報の流れ

循環ループ縮小（検討結果を踏まえ必要に応じて実施）

サブドレン水処理の検討 → 滞留水減少（地下水位の低下に応じて建屋内滞留水水位を低下）

地下水・除染水等の処理
タービン建屋／原子炉建屋の滞留水減少

多核種除去設備の設置▽目標：汚染水漏えい時における海洋汚染拡大リスクの低減

遮水壁の構築シルトフェンス追加設置 ▽目標：港湾内海水中の放射性物質濃度の低減（告示濃度未満）
海洋汚染拡大防止計 取水路前面エリアの海底土の被覆
画
海水循環浄化（継続）
航路・泊地エリアの浚渫土砂の被覆等
地下水及び海水のモニタリング（継続実施）▽目標：発電所全体から新たに放出される放射性物質等による敷地境界線量1mSv/年未満

ガレキ等
発電所全体の放射線量低減・汚染拡 放射性廃大防止に向 棄物管理
及び敷地けた計画
境界の放 水処理二射線量低 次廃棄物減に向けた計画

遮へい等による保管ガレ
キ等の線量低減実施

低減努力継続安定保管の継続遮へい等による保管水処理
二次廃棄物の線量低減実施

低減努力継続安定保管の継続

必要に応じて
設備更新（※5）：放射性廃棄物処理・処分計画へ

設備更新計画策定

水処理二次廃棄物の性状、保管容器の寿命の評価

処分場へ搬出

（最終的な処理・処分については放射性廃棄物処理・処分計画にて検討）
格納容器ｶﾞｽ管理ｼｽﾃﾑ設置

気体・液体 （格納容器からの放射性物質放出抑制）
廃棄物

陸域・海域における環境モニタリング（継続実施）

敷地内除染計画▽目標：免震重要棟の非管理区域化▽目標：企業棟の線量低減（協力企業のニーズを踏まえて実施）
発電所敷地内除染の計画的実施（執務エリア・作業エリア等から段階的に実施、敷地外の線量低減と連携を図りつつ低減を実施）
プール循環冷却（保守管理、設備更新等による信頼性の維持・向上）
ガレキ等調査・計画立案【１号機】 燃料取り出し方法検討／３,４号機調査

1～4号機使用済燃料
プール【２号機】 建屋内除染・遮へいの検討・準備（※3）
【３号機】 ガレキ撤去（原子炉建屋上部）

使用済燃料プールからの燃料取り出し
計画

ガレキ撤去
【４号機】 （原子炉建屋上部）

除染・遮へい、設備調査、計画立案▽目標：ガレキ撤去完了
燃料取り出し用カバー・燃取設備の設置▽目標：ガレキ撤去完了
燃料取り出し用カバー・燃取設備の設置

キャスク製造（順次）
共用プール復旧

設備点検・修理

燃料取り出し

燃料取り出し▽燃料取り出し開始（目標：2年以内）
プール内ガレキ撤去
・燃料調査

燃料取り出し使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の貯蔵（保管・管理）

搬出

キャスク製造・搬入（順次）HP
2‐1

共用プール燃料取り出し/設備改造△目標：共用プール受入準備完了

研究開発

燃料取り出し▽燃料取り出し開始（目標：3年程度後）
プール内ガレキ撤去
・燃料調査

港湾復旧

共用プール

燃料取り出し準備（ガレキ撤去、設備設置等）

使用済燃料の再処理・保管方法の決定

使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価
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＊本ロードマップについては、研究開発及び現場状況を踏まえて、継続的に見直していく。

1/2（注）ＨＰ ： 判断ポイント

添付資料

東京電力㈱福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップの主要スケジュール
第１期

第２期

使用済燃料プール内の燃料取り出しが開始されるまでの期間

燃料デブリ取り出しが開始されるまでの期間

２０１２年度

2014年度

２０１３年度

2016年度

2017年度

（前）

2年後以内

主要な目標

2015年度

第３期
廃止措置終了までの期間

2019年度

2018年度

2020年度（中）（後）2022年度～10年後以内
燃料デブリ取り出し開始（初号機）▽

プール燃料取り出し開始（4号機）▽

ステップ2完了▼

2021年度（※3）
除染技術調査／遠隔除染装置開発

建屋内除染（現場調査、現場実証を含む）

格納容器漏えい箇所調査・補修に向けた研究開発（建屋間止水含む）

格納容器（下部）補修装置の設計・製作・試験等

格納容器漏えい箇所調査装置の設計・製作・試験等

漏えい箇所調査

格納容器/圧力容器水張り（開発成果の現場実証含む）

燃料デブリ取 燃料デブリ取り出し技
り出し計画
術の整備

HP
3‐3

★
格納容器上部補修方法の確定★：各HPでのプラント状況を踏まえて、号機の優先順位を決定

格納容器下部補修／建屋間止水／下部水張燃料デブリ取り出しに向けた研究開発（内部調査方法や装置開発等、長期的課題へ継続）

格納容器上部補修／上部水張

★

HP
3‐2

格納容器下部水張り完了
格納容器内調査方法確定

炉内調査装置の設計・製作・試験等

格納容器内調査装置の設計・製作・試験等

HP
3‐4（開発成果の現場実証含む）

格納容器上部水張り完了
炉内調査方法の確定

燃料デブリ取り出し工法・装置開発

格納容器内調査・サンプリング

格納容器外部からの調査

燃料デブリ取り出し作業：次工程着手の条件：必要な情報の流れ

格納容器（上部）補修装置の設計・製作・試験等（※2）
格納容器調査/炉内調査・サンプリング

HP
3‐5

炉内調査・
サンプリング

取り出し後の燃料デブリの安定保管、処理・処
分
処理・処分技術の調査・開発★

燃料デブリ取り出し方法の確定
燃料デブリ収納缶等の準備完了
燃料デブリ取り出し

貯蔵（安定保管）

燃料デブリ収納缶開発
燃料デブリ処理に向けた研究開発

廃止措置終了
（全号機）
▽
：現場作業
：研究開発
：検討

（継続実施）▽目標：除染によるアクセス性確保★
（※1）
格納容器下部HP
補修方法確定3‐1 止水方法確定

建屋間止水
格納容器補修30～40年後

燃料デブリ取り出し終了（全号機）▽▽目標：除染ロボット技術の確立
建屋内除染・遮へい等

格納容器漏えい箇所調査

20～25年後搬出・処理・処分

既存技術調査、保管システム選定・安全評価技術の開発、収納技術/移送・保管技術開発、モックアップ
模擬デブリサンプルを用いた試験・評価HP
3‐6

実デブリサンプルを用いた試験・評価

燃料デブリの処理・処分方法の決定

燃料デブリに係る計量管理方策の構築
原子炉建屋コンテナ等設置
原子炉圧力容器/格納容器の健全性維持

原子炉施設の解体計
画
原子炉施設の解体・放射性廃棄物処理・処分に向
けた計画

本格検討・設計
圧力容器／格納容器腐食に対する健全性の評価技術の開発

補修/腐食抑制対策（必要に応じて更なる腐食抑制対策実施）

腐食抑制対策（窒素バブリングによる原子炉冷却水中の溶存酸素低減）

調査・データベース構築計画策定

原子炉施設の解体に向けた基礎データベース（汚染状況等）の構築

遠隔解体など必要な研究開発

廃棄物の性状に応じた既存処分概念への適応性の確認

放射性廃棄物処理・処分計画

原子炉建屋コンテナ等の設置（※4）

処理・処分に関する研究開発計
画の策定

実施体制・要員計画

協力企業を含む要員の計画的育成・配置、意欲向上策の実施 等

作業安全確保に向けた計画

安全活動の継続、放射線管理の維持・充実、医療体制の継続確保 等

解体・除染工法の確定
解体廃棄物処分基準の策定
解体廃棄物処分の見通し
機器・設備の設計・製造
必要な技術開発終了
HP
4‐2
解体制度化

HP
5‐2

廃棄体仕様・製 （※5）
造方法の確定HP5‐3HP
5‐4

廃棄体製造設備の設置処分概念の構築

廃棄物の処分の最適化研究＊本ロードマップについては、研究開発及び現場状況を踏まえて、継続的に見直していく。

制度化に向けた検討

廃棄物の処理・処分における安全性の見通し確認

放射性廃棄物の処理・処分の安全性確認に必要な研究開発
廃棄物の性状把握、物量評価等

HP
5‐1

HP
4‐1

処理・処分の工学的技術・安全性評価に関する研究開発

2/2

廃棄体製造設備の設置及び処分の見通し

廃棄体の製造/搬出・処
分

処理・処分の安全性向上に向けた研究開発の継続（注）ＨＰ ： 判断ポイント