福島 原子力発電所事故による汚染まとめ

こんな状態になっても原子力発電を続けますか? 地震、原発事故、TPP等 情報追いかけ 

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(
 
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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( 



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)


2 0 1 1 年1 2 月2 1 日
http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/111221c.pdf

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2.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、廃止措置等に向けた中長期の
取組を計画的に実現していく。
【原則2】中長期の取組を実施していくにあたっては、透明性を確保し、地域及び国民の
皆さまのご理解をいただきながら進めていく。
【原則3】今後の現場状況や研究開発成果等を踏まえ、本ロードマップは継続的に見
直していく。
【原則4】本ロードマップ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。

上記基本原則を踏まえ、東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院は、本ロードマップの実現の重要
性を認識し、下記方針に基づき適切な対応を実施していく。

① 多くの作業が、これまで経験のない技術的困難性を伴うものであるとの共通認識の下、関係する産業界や
研究機関の協力も得つつ、必要となる研究開発を実施し、現場作業に適用していく。

② 東京電力は、これらの成果が得られる節目節目に判断ポイントを設定し、現場の状況も勘案の上で、適用
する技術の実現性・妥当性を見極めつつ、中長期の取組を着実に実施するとともに、そのための体制を整備す
る。

③ 資源エネルギー庁は、上記研究開発における予算措置、プロジェクト管理において主導的な役割を果たす
とともに、東京電力の取組について適切に指導、監督していく。

④ 原子力安全・保安院は、中長期の取組にあたり、必要な規制制度の整備を図るとともに、東京電力の取組
について安全確保の観点から確認を行っていく。

⑤ 東京電力、資源エネルギー庁、原子力安全・保安院は、本計画について定期的に見直すとともに、中長期
の取組状況を公表するなど、透明性を確保していく。


3.安全確保の考え方
3-1.中長期安全確保に係る基本方針
(1)中期的安全確保の考え方に基づく施設運営計画
事故後における福島第一原子力発電所の安全確保については、ステップ1、2の期間を通じ、損傷した炉心への
循環注水冷却、使用済燃料プールの循環冷却、高レベル放射性汚染水の処理や漏えい防止、原子炉格納容器
への窒素ガス注入による水素爆発の防止、事故で喪失した電源の復旧等の対策を行い、重要な設備について
は万が一の故障の際にも予備の設備で必要な機能が確保できるよう、多重性、多様性をもたせた設備を設置し
てきた。

ステップ2が完了した現時点においては、原子炉の安定的な冷却状態を維持しており、原子炉格納容器からの
追加的放出による公衆被ばく線量は大幅に抑制されている。
ステップ2完了から具体的な廃止措置に向けての作業開始までの期間における、公衆及び作業員の安全を確保
するため、原子力安全・保安院は本年10月3日に「中期的安全確保の考え方」を示し、東京電力はそれに対し
「中期的安全確保の考え方に基づく施設運営計画」を提出した。

この施設運営計画において、原子力安全・保安院は、
・ 原子炉圧力容器・格納容器内での崩壊熱を適切に除去できること
・ 原子炉格納容器の水素爆発を防止できること
・ 使用済燃料プールについて崩壊熱を適切に除去し最終的な熱の逃がし場へ輸送できること
・ 原子炉圧力容器・格納容器での臨界を防止できること

等について適切に措置が講じられていることを確認している。併せて、これらの措置が適切に講じられていれば、
万が一の事故が発生し冷却機能を失ったとしても、代替機能による冷却機能の回復を速やかに行うことが可能
であり、事故として非常に厳しい条件を想定しても敷地境界における被ばく線量が十分に低いことを確認してい
る。
当面3年間においては、東京電力は当該施設運営計画を確実に実施するとともに、定期的に原子力安全・保安
院に報告することになっており、原子力安全・保安院はこの報告や独自の調査に基づき、東京電力の取組を安
全確保の観点から確認・評価を行う。また、その評価結果を踏まえ、必要に応じ、随時「中期的安全確保の考え
方」の個別事項を見直すとともに、少なくとも1年に1回全体的な見直しを行うことにより、発電所の安全を確保し
ていく。

(2)中長期的な取組に対する安全確保のための主な基本目標
中長期的には、使用済燃料プールからの燃料取り出し、炉心の燃料デブリ取り出しなど、事故後の原子炉建屋
プール、炉心にある燃料をより安定的な状態である共用プールや収納容器内に移動させる作業も行われる。
このような燃料取り出し作業にあたっては、取り出し作業中の燃料落下事故などにより、新たな放射性物質の放
出を招くことのないよう、安全措置を講ずることが必要となる。
これらについても引き続き、原子力安全・保安院より示された以下の基本目標に基づき、今後、東京電力が具体
的な作業方法を検討する各段階において、設備、手順の安全性(耐震性を含む)、周辺環境への放射線影響に
ついて評価し、原子力安全・保安院による評価・確認を経た上で、実施していく。



<中長期的な取組に対する安全確保のための主な基本目標>
① 放射性物質の放出源を特定し、適切な放出抑制策を講じ、モニタリングを行うことができること。
② 原子炉圧力容器・格納容器及び使用済燃料プール内での崩壊熱を適切に除去できること。
③ 原子炉圧力容器・格納容器及び使用済燃料プール内での臨界を防止できること。
④ 可燃性ガスの検出、管理及び処理を適切に行うことができること。
⑤ 原子炉施設に起因する実効線量を合理的に達成できる限り低減すること。
⑥ 万が一安全に関する機能を一時的に喪失しても敷地境界における放射性物質
の追加放出による被ばく線量が安全上支障がないこと。
⑦ 作業員の被ばく線量が法令に適合すること。


3-2.安全確保方策
(1)設備安全
第1期においても、ステップ2までと同様、①放射性物質の放出抑制・管理機能、②原子炉、使用済燃料プール
の冷却機能、③臨界防止機能、④水素爆発防止機能の維持・強化を図っていく。具体的には、滞留水処理施設
の設備改善や再臨界の連続監視機能の追設等に加え、常に設備の運転状態を確認しつつ、必要な措置を講じ
ることにより更なる信頼性の向上を図る。これに並行して、使用済燃料プール内の燃料の取り出しを開始し、プラ
ントをより安定状態にしていく計画である。

第2期以降においても、長期的にプラントの安定状態の維持に必要な設備について、適切な保守・管理も含め、
信頼性向上に向けた取組を引き続き実施していくとともに、燃料デブリ取り出しを実施すること等により、上記設
備に依存することなくプラントを安定的に維持できる状態に移行させ、最終的な廃止措置を実施していく。

(2)作業安全
作業員の一般作業安全、放射線管理、健康管理については、安全事前評価、線量低減対策、医療体制整備な
ど、ステップ2までの取組を継続・充実していく。
放射線管理については、作業環境監視の拡充、線量管理の確実な実施、除染等による線量低減等を図るととも
に、高線量環境での作業には、ロボット等の遠隔技術を適切に採用すること等により、作業員の被ばく線量を線
量限度以下に抑える。

(3)敷地境界の放射線量低減・管理
現状、原子炉が安定的に冷却され、原子炉格納容器からの放射性物質の放出は抑えられており、これによる敷
地境界における年間被ばく線量は最大でも0.1mSv/年と評価されている。
これに加え、2012 年度内には、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ガレ
キ等や水処理に伴い発生する二次廃棄物(使用済セシウム吸着塔、スラッジ等、以下、「水処理二次廃棄物」と
いう。)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を1mSv/年未満とすることを目指
す。また、上記に加え、敷地内除染を計画的に実施することで、更に敷地境界線量を低減していく。


気体廃棄物については、引き続き環境放出量の低減に努めるとともに、放出監視を継続していく。
液体廃棄物については、今後、以下について必要な検討を行い、これを踏まえた対策を実施することとし、汚染
水の海への安易な放出は行わないものとする。

①増水の原因となる原子炉建屋等への地下水の流入に対する抜本的な対策
②水処理施設の除染能力の向上確保や故障時の代替施設も含めた安定的稼働の確保方策
③汚染水管理のための陸上施設等の更なる設置方策
なお、海洋への放出は、関係省庁の了解無くしては行わないものとする。
更に異常がないことを確認するため、周辺監視区域境界付近及び周辺地域におい
て空間放射線量率及び環境試料の放射能の監視を継続的に実施していく。

(4)その他安全関連
核物質防護管理、核物質保障措置についても、関係法令や国や関係機関の指示の下、適切な対応を実施して
いく。

4.中長期ロードマップの期間区分及び時期的目標
添付資料1-1に福島第一原子力発電所1~4号機の廃止措置等に向けた本ロードマップの主要スケジュール
を示す。本ロードマップは、本年12月7日の原子力委員会専門部会報告書、並びに、11月9日の両大臣指示を
踏まえ、米国TMI-22の事故収束例など現時点における知見を基に東京電力、資源エネルギー庁、原子力安
全・保安院の3者が協同にて策定したものである。3者は、2章で述べた各々の役割を確実に実行し、本ロード
マップに定めた実施事項を着実に進めていく。
本ロードマップにおける工程・作業内容は今後の現場状況や研究開発成果等によって変わり得るものであり、
これらを踏まえ、継続的に検証を加えながら見直していくこととする。

4-1.中長期期間の区分の考え方
本ロードマップでは、第1期から第3期までを以下の通り定義した。
第1期 : ステップ2完了~使用済燃料プール内の燃料取り出し開始まで(目標は2年以内)
・ 使用済燃料プール内の燃料取り出し開始のための準備作業を行うとともに、燃料デブリ取り出しに必要な研
究開発を実施し、現場調査にも着手する等、廃止措置等に向けた集中準備期間となる。

第2期 : 第1期終了~燃料デブリ取り出し開始まで(目標は10年以内)
・ 当該期間中は、燃料デブリ取り出しに向けて多くの研究開発や原子炉格納容器の補修作業などが本格化す
る。
・ また、当該期間中の進捗を判断するための目安として(前)、(中)、(後)の3段階に区分。
第3期 : 第2期終了~廃止措置終了まで(目標は30~40年後)
・ 燃料デブリ取り出しから廃止措置終了までの実行期間。

4-2.中長期ロードマップにおける時期的目標及び判断ポイント
第1期を含む至近の約3年間(2014 年度末まで)については、年度毎に展開し、

2 米国スリーマイルアイランド原子力発電所2号機。

可能な限り時期的目標を設定した。2015 年度以降については、時期・措置の内容が今後の現場状況や研究開
発成果等によって大きく変わり得ることから、おおよその時期的目標を可能な限り設定した。また、当該期間中の
各作業は、技術的にも多くの課題があり、現場状況、研究開発成果、安全要求事項等の状況を踏まえながら、
段階的に工程を進めていくことが必要となる。このため、次工程へ進む判断の重要なポイントにおいて、追加の
研究開発の実施や、工程又は作業内容の見直しも含めて検討・判断することとしている。これを判断ポイント
(HP)として設定した。
本ロードマップにおける主な時期的目標及び判断ポイント(HP)は以下の通りである。

(1)原子炉の冷却・滞留水3処理計画
・現行水処理施設の信頼性向上等について検討を行い、2012 年度までに主要な対策を実施するとともに、その後においても継続的に改善を実施。

・現行施設では除去が困難なセシウム以外の放射性物質も除去可能な多核種 
除去設備を2012 年内に導入。
・循環ループの縮小については、上記現行水処理施設の信頼性向上や、第2期(中)の建屋間止水、原子炉格
納容器下部の補修等に合わせて段階的に実施。

・第2期(後)には、タービン建屋/原子炉建屋内の滞留水処理を完了。

<滞留水処理に係る判断ポイント>
建屋間止水及び原子炉格納容器下部の補修の成否により、滞留水の減少に向けた実施方法が変わり得ること
から、以下の判断ポイントを設定。
(HP1-1):原子炉建屋/タービン建屋間止水・格納容器下部補修完了
【第2期(中)】

(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、遮水壁の構築を2014年度半ばまでに完了。
・5、6号機側にシルトフェンスを設置し、1~4号機及び5,6号機の取水路前面エリアの海底土を固化土により
被覆することにより、海底土の拡散を防止することに加え、1~4号機取水路前面における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について、告示に定める周辺監
視区域外の濃度限度未満を達成。

(3)放射性廃棄物管理及び敷地境界における放射線量の低減に向けた計画
・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。
・現在実施中の水処理二次廃棄物の性状、及び保管容器の寿命の評価に基づき、2014 年度末までに保管容
器等の設備更新計画を策定。
・第2期(後)以降、必要に応じて設備更新を実施。

(4)使用済燃料プール内の燃料取り出し計画
・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、2014 年末を目標に取り出し開始。
3 1~4 号炉のタービン建屋,原子炉建屋等に滞留している汚染水のこと

・1号機については、3、4号機での知見・実績を把握するとともに、ガレキ等の調査を踏まえて具体的な計画を検
討、立案し、第2期(中)の開始を目指す。
・2号機については、建屋内除染、遮へいの実施状況を踏まえて設備の調査を行い、具体的な計画を検討、立案
の上、第2期(中)の開始を目指す。
・第2期(後)には、全号機の燃料取り出しを終了。
取り出した使用済燃料の再処理・保管方法について、第2期(後)に決定。

<取り出し後の燃料に係る判断ポイント>
取り出し後の燃料の取り扱いについては、今後実施する長期保管上の健全性評価、再処理に向けた研究開発
成果を踏まえる必要があることから、以下の判断ポイントを設定。
(HP2-1):使用済燃料の再処理・保管方法の決定【第2期(後)】

(5)燃料デブリ取り出し計画
・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。
・計画の実現に向けて工法・装置開発をはじめとする研究開発を実施する。実施にあたっては、成果となる技術
の現場への適用性を確実に実証(以下、「現場実証」という。)していく。
・2013 年度末頃まで実施する遠隔による除染技術開発成果を適宜現場に適用し、原子炉建屋内除染を進める
ことに加え、2014 年度半ば頃までを目途に原子炉格納容器漏えい箇所特定技術開発成果(現場実証を含む)
を得た上で、2014 年度末までに原子炉建屋内除染により建屋内アクセス性を確保し、原子炉格納容器漏えい
箇所調査及び原子炉格納容器外部からの内部調査に本格着手。


<燃料デブリ取り出し作業等における判断ポイント>
現場の状況、研究開発の成果(現場実証含む)、安全要求事項等の状況をも踏まえ、以下の判断ポイントを設
定。また、取り出し後の燃料デブリの取り扱いについても判断ポイントを設定。
(HP3-1):原子炉格納容器下部補修方法、止水方法の確定【第2期(前)】
(研究開発の目標時期)
原子炉格納容器補修技術の現場実証終了(建屋間、格納容器下部)
: 2015 年度末頃
(HP3-2):原子炉格納容器下部水張り完了、内部調査方法確定【第2期(中)】
(研究開発の目標時期)
原子炉格納容器内部調査技術の現場実証終了 : 2016 年度末頃
(HP3-3):原子炉格納容器上部補修方法の確定【第2期(中)】
(研究開発の目標時期)
原子炉格納容器補修技術(上部)の現場実証終了:2017 年度末頃
(HP3-4):原子炉格納容器上部水張り完了、炉内調査方法の確定【第2期(後)】
(研究開発の目標時期)
原子炉圧力容器内部調査技術の現場実証終了:2019 年度半ば頃
(HP3-5):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
【第2期(後)】
(研究開発の終了目標時期)
燃料デブリ取り出し技術の現場実証終了:2021 年度末頃
燃料デブリ収納缶開発終了 :2019 年度末頃
燃料デブリ計量管理方策確立:2020 年度末頃
(HP3-6):燃料デブリの処理・処分方法の決定【第3期】

(6)原子炉施設の解体計画
 1~4号機の原子炉施設解体の終了時期としてステップ2完了から30~
40年後を目標とする。
(参考)TMI-2 における燃料デブリ取り出し期間(4年強)、通常の原子炉
施設の解体標準工程(15年程度)から、1基の原子炉施設の解体
には燃料デブリ取り出し開始から20年以上が必要と想定。

解体・除染工法等の検討に必要となる、現場の汚染状況等の基礎データベースの構築等に向けた計画を2012 年度中を目途に策定。
第1期から第2期(中)にかけて、原子炉施設の解体に向けた基礎データベースを構築。

上記データベースに基づき、第2期(中)から第3期にかけて原子炉施設解
体に向けた遠隔解体などの研究開発・制度の整備(解体廃棄物の処分基準等)を実施。

<原子炉施設の解体実施に向けての判断ポイント>
(HP4-1):解体・除染工法の確定。解体廃棄物処分基準の策定【第3期】
→ 解体、処分に必要な機器・設備の設計・製造に着手。
(HP4-2):解体廃棄物処分の見通し。必要な研究開発終了【第3期】
→ 解体に着手。
(6)原子炉施設の解体計画
1~4号機の原子炉施設解体の終了時期としてステップ2完了から30~40年後を目標とする。
(参考)TMI-2 における燃料デブリ取り出し期間(4年強)、通常の原子炉施設の解体標準工程(15年程度)か
ら、1基の原子炉施設の解体には燃料デブリ取り出し開始から20年以上が必要と想定。

・解体・除染工法等の検討に必要となる、現場の汚染状況等の基礎データベースの構築等に向けた計画を
2012 年度中を目途に策定。
・第1期から第2期(中)にかけて、原子炉施設の解体に向けた基礎データベースを構築。
・上記データベースに基づき、第2期(中)から第3期にかけて原子炉施設解体に向けた遠隔解体などの研究開
発・制度の整備(解体廃棄物の処分基準等)を実施。


<原子炉施設の解体実施に向けての判断ポイント>
(HP4-1):解体・除染工法の確定。解体廃棄物処分基準の策定【第3期】
→ 解体、処分に必要な機器・設備の設計・製造に着手。
(HP4-2):解体廃棄物処分の見通し。必要な研究開発終了【第3期】
→ 解体に着手。





③ 液体廃棄物管理
滞留水等の液体廃棄物については、貯蔵、または、水処理施設による放射性物質の低減処理(浄化処理)を行
う。浄化処理に伴い発生する処理水はタンクに貯蔵するとともに、淡水化した上で再利用を行う等、適切に管理し
ていく。なお、汚染水の取り扱いについては、3-2(3)に記載の通りである。
④ 敷地境界の線量低減(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/年の
達成)上記の対策を適切に実施していくことにより、2012 年度内には、発電所全体からの放射性物質の追加的
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/年未満の達成を目指す。

⑤ 環境モニタリングの継続実施
現在、異常がないことを確認するため、周辺監視区域境界付近および周辺地域において空間放射線量率及び
環境試料の放射能の監視を行っている。第1期以降も、引き続き、陸域、海域において、環境中でモニタリングを
継続していく。現状、可能な範囲で事故時に放出された放射性物質の環境への影響および追加の異常な放出が
無いことを監視しているが、今後は汚染レベルの推移に応じて、事故前に実施していた測定対象、測定項目等を
基に、環境放射線モニタリング指針に整合した環境モニタリングを実施していく。

(3)敷地内除染計画
敷地内の除染については、最終的には敷地内全体を対象とするが、一般公衆、従事者の被ばく線量の低減及び
今後の事故対応を円滑に進めるための作業性の向上を目的として、敷地内を4つのエリアに分類し、具体的な
除染計画を立てて段階的に進めていく。


<敷地内のエリア分類>
・ 執務エリア:非管理区域化を目指すエリア(免震重要棟等)
・ 作業エリア:多数の作業員が復旧作業に従事するエリア
・ アクセスエリア:作業エリアへアクセスする敷地内主要道路
・ その他エリア:森林等、上記以外のエリア


除染計画においては、エリア分類に基づき除染実施箇所の優先順位の設定を行い、順次除染を実施していく。
また、線量率低減の効果を確認し、除染方法の改善、計画の見直しを図っていく。 執務エリアについては、非管理区域化の早期実現のため最優先で実施する。作業エリア、アクセスエリアは、線量率が高いエリアから実施し
ていく。

第2期以降は、敷地外に現存する線源の除去に伴う線量環境の低減状況と連携を図りつつ敷地内の除染を進
め、最終的には敷地内全体の除染を実施する。
一方、水素爆発により飛散したガレキが発電所構内に留まっているか否かについての確認については速やかに
着手し、遅くとも2014 年度中に終了する。



5-3.使用済燃料プールからの燃料取り出し計画
(1) 現状
1~4号機の使用済燃料プールは津波の影響により一時的に冷却機能を失ったが、コンクリートポンプ車
(通称キリン)等による冷却水の注水が実施され、使用済燃料プール内の燃料の冷却は維持された。
現在では、循環冷却系により安定的に冷却されている。燃料取り出し完了までの間は、冷却機能を維持する必
要があり、設備の保守管理を継続しつつ、必要に応じて設備更新等を実施し、信頼性の維持・向上を図っていく。
また、使用済燃料プール水の放射性物質濃度の分析結果等から、大部分の燃料は健全であると考えられる。

2~4号機の使用済燃料プールは、当初、応急的な処置として海水を注入していたことから、使用済燃料プール
ライニング7やプール内機器の腐食防止のため、現在、4号機において塩分除去装置を用いた水質改善を図っ
ている。今後、2号機、3号機でも、4号機同様の水質改善を図っていく計画としている。
また、3号機では、水素爆発によるガレキ混入によりプール水のpHが上昇したため、中和剤(ホウ酸)
注入による水質改善を実施した。今後も水質を継続的に監視し、必要に応じて対策、改善を図っていく。

(2) 燃料取り出し作業の概要(添付資料2参照)
使用済燃料プールからの燃料取り出しを実施するためには、水素爆発に伴う燃料取替床上のガレキ撤去、
カバー(又はコンテナ)設置による燃料取扱設備を含む作業環境の整備等を行った後、より安定的な貯蔵状態に
するため、発電所内にある共用プールに移送する計画である。
使用済燃料プールからの燃料取り出しに係る作業ステップを添付資料2に示す。
現在、3、4号機では、本作業の第1ステップである原子炉建屋上部ガレキ撤去作業と、後段ステップの準備とし
て、燃料取り出し用カバー、燃料取扱設備、構内用輸送容器等の検討・設計を実施中である。

① 原子炉建屋上部ガレキ撤去
1、3、4号機は原子炉建屋の上部が破損し、燃料取替床上及び使用済燃料プールに、ガレキが散乱している。
そのため、燃料取り出しに先立ち、燃料取替床上及び使用済燃料プール内にあるガレキを、重機又は燃料取扱
設備を用いて撤去する。なお、1号機については設置済みのカバーの取り外しを含め、今後、ガレキ撤去作業計
画を立案し、これに基づき実施する。

7 使用済燃料プール内面壁への内張りのこと。

② カバー(又はコンテナ)の設置、燃料取扱設備の設置又は復旧
1、3、4号機は原子炉建屋の上部が破損しており、燃料取り出しの作業環境保持として風雨を遮るための燃料
取替エリアを覆うカバー(又はコンテナ)を設置する。内部には燃料取り出し作業のための燃料取扱設備を新たに設置する。
2号機は、原子炉建屋内が高線量のため燃料取扱設備の健全性は確認できていない。
今後、除染等により燃料取扱設備への近接が可能となった時に、設備の点検、修理等を行う。
③ 構内用輸送容器・収納缶の設計、製造
使用済燃料プールから共用プールへの健全燃料の移送は、既存または、新規に製造する構内用輸送容器を使
用する。
破損燃料が確認された場合には、新たに設計・製造する収納缶に燃料を収納した上で、構内用輸送容器に収納
し、移送することで、健全燃料を移送する場合と同様の安全性を有する対応とする。
④ 共用プール内空きスペース確保/改造
使用済燃料プールから取り出した燃料を受け入れ、貯蔵するエリアを確保するために、共用プール内に貯蔵中
の健全な使用済燃料を乾式キャスクに収納し、共用プールから搬出する。搬出先として、発電所内に新たな乾
式キャスク仮保管設備を設置する。乾式キャスク仮保管設備は、保管容量に柔軟性のあるモジュール方式と
し、共用プールから受け入れる乾式キャスクに加えて、キャスク保管庫で貯蔵中の既存乾式キャスクも当面の
間保管する。また、使用済燃料プールから取り出した燃料は、塩分の付着や損傷の可能性があることから、
洗浄等の必要性を検討し、専用の収納場所の設置等、設備の改造、追設を行う。

⑤ 使用済燃料プールからの燃料取り出し
クレーンにより原子炉建屋の使用済燃料プール内に構内用輸送容器を吊り降ろし、燃料取扱機を用いて使用済
燃料貯蔵ラックから構内用輸送容器に燃料を収納する。構内用輸送容器は、クレーンにより地上へ吊り降ろし、
トレーラーを用いて原子炉建屋から発電所内を共用プールへ輸送する。
なお、構内用輸送容器への収納にあたっては事前に燃料の健全性を確認し、破損が確認された燃料は、前述の
収納缶に収納した上で輸送を実施する。


⑥ 取り出し燃料の保管・管理
共用プールでは、プール冷却浄化系により、水質の純度及び透明度の改善・維持を図る。なお、海水が注入さ
れた使用済燃料プール水を共用プールへ持ち込まないよう、輸送容器内部水の置換を行う。

(3) 使用済燃料プールからの燃料取り出し計画(スケジュール)
使用済燃料プールからの燃料取り出しは、ガレキ落下、建屋・設備・燃料等の損傷、線量等の状況により号機毎
に必要な準備や取り出しの期間が異なるため、号機の状況・特性を考慮の上、後続号機では先行号機の知見・
実績を反映した計画とする。共用プールでは、取り出し燃料受入の他に、既存乾式キャスク点検、乾式キャスク
への燃料充填・搬出、取り出し燃料受入準備工事等の多岐の作業が並行して行われるため、安全確保、作業錯
綜の抑制と作業迅速化を考慮した計画とする。

1~4号機の燃料取り出しは、安全確保かつ早期取り出しを念頭に、キャスク製造、港湾復旧、乾式キャスク仮
保管設備等も含めて、燃料取り出し全体を最適化した計画を検討、立案していく。
原子炉建屋上部ガレキ撤去(上述①)について、重機を用いた作業は、4号機では2012 年半ばの完了を目指し
ている。3号機はガレキ落下状況が十分確認できていないため、2012 年度末頃の完了を想定している。
ガレキ撤去後に燃料取り出し用カバー及び燃料取扱設備の設置(上述②)、並行して構内用輸送容器等の設
計・製造(上述③)を行う。なお、作業エリアの線量が高い号機では、遠隔操作可能な燃料取扱設備、構内用輸
送容器とする。また、共用プールにおける取り出し燃料の受入準備として、2012 年末頃までに設備点検・復
旧、乾式キャスク仮保管設備の設置を行う。その後1年間程度をかけて共用プールから乾式キャスク仮保管設
備へ順次搬出し、取り出し燃料受入に必要な空き容量を確保していく(上述④)。

燃料取り出しは、新たに設置する燃料取扱設備等によるプール内ガレキ撤去、燃料調査等を行い、原子炉建屋
と共用プールにおける準備が整い次第、開始する(上述⑤)。

開始時期については、最初に取り出しを開始予定の4号機は、ステップ2完了から2年以内の開始を目標、3号
機は、ステップ2完了から3年程度後の開始を目標とする。1号機については、3、4号機のガレキ撤去、遠隔操
作設備の操作性・不具合、燃料調査等の知見・実績を把握するとともに、ガレキ等の調査を踏まえて、具体的な
計画を検討、立案する。2号機については、遠隔除染技術の確立を踏まえて、建屋内除染、遮へいを行い、燃料
取扱設備への近接が可能となった時に、設備の調査を行い、点検・修理、燃料取り出しの具体的な計画を検討、
立案する。1、2号機の燃料取り出しは、現場の状況等に依存するものの、第2期(中)の開始を目指す。

燃料取り出し作業については、4号機の健全燃料は、今後の作業環境を想定し、通常時と同様の設備、作業体
制・手順で行う前提で2年程度、2号機も、通常時と同様の環境が整う場合、1.5年程度と考えられる。
一方、1、3号機の線量が高い場合の遠隔操作による燃料取り出しは、新たに導入する燃料取扱設備、輸送容
器を用いるため、作業の詳細は今後の検討によるものの、号機あたり2~3年程度を目標とする。今後、作業環
境、燃料の状態等を確認し、作業体制、作業手順・時間等を検討した上で、具体的な計画を立案していくが、
第2期(後)までに、1~4号機全ての燃料取り出しの完了を目指していく。

なお、燃料取り出しを計画通り実現するにあたっては、以下に示すような工程に影響を与える可能性のある課題
を解決する必要があり、関係者と協力・連携しつつ、安全確保を最優先とした上で作業を実施していく。
- ガレキ撤去作業
現状、ガレキの落下状況や線量等未確認事項が多く、作業の長期化、追加の可能性がある。
- 燃料取り出し用カバー設置作業
建物の損傷や線量の状況、基礎構築に支障となる地下埋設物の状況等、
16
現時点で不確定性の高い要素があり、作業の長期化、追加の可能性がある。
- 共用プール復旧、共用プール内燃料取り出し作業
共用プール復旧に向けて設備点検中であり、想定外の不具合等の発生・
発見による修理等が必要となる可能性がある。
- 使用開始までの各ステップでの対応
燃料取り出しに係わる設備は、【設計→製造→設置→運用開始】というステップを踏む過程で、許認可を取得してい
くが、許認可期間を考慮して工程を作成する。
- 燃料健全性確認
作業効率に配慮し、有効な確認方法、手順等を確立する。
- プール燃料取り出し作業
想定以上に破損燃料割合が多い、あるいは燃料の損傷程度が想定以上の場合は、作業の長期化、追加の可能
性がある。遠隔操作、特に遠隔操作による不具合・点検修理対応、物理的変形等の燃料取り扱い等の経験がな
く、設備の信頼性・安全性の向上、作業迅速化を目指し、先行号機等での知見・経験を反映した設備、作業手順
を整備する。

(4) 取り出し後の燃料の取り扱いに向けた研究開発
使用済燃料プールから取り出した燃料は、当面の間、共用プールに保管する。
これに並行して、海水の影響等も踏まえた長期的な健全性の評価及び対策、並びに再処理に向けた研究開発
を実施する。(詳細は別冊1「研究開発計画」参照)
(HP2-1): 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使用済燃料の長期健全性の評価、再処理に向
けた研究開発成果を踏まえ、将来の処理・保管方法を決定する。






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