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20120809福島第一原子力発電所の現況
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  1. 早稲田ビジネスネット横浜 分科会 資料東日本大震災における原子力発電所の影響と現在の状況について 平成24年8月9日 東京電力株式会社
  2. 目 次 1.地震及び津波の発生と事故の概要 2.事故の収束に向けた道筋の完了 3.中長期ロードマップの策定 4.福島第一原子力発電所の現況 5.事故の教訓と対策 1
  3. 1.地震及び津波の発生と事故の概要 2
  4. 東北地方太平洋沖地震発震日時 ; 2011年3月11日(金)午後2時46分頃発生場所 ; 三陸沖(北緯38度06.2分、東経142度51.6分)、震源深さ24km、マグニチュード9.0各地の震度; 震度7: 宮城県栗原市 震度6強 福島県楢葉町、富岡町、大熊町、双葉町 震度6弱 宮城県石巻市、女川町、茨城県東海村 震度5弱 新潟県刈羽村 震度4 青森県六ヶ所村、東通村、むつ市、大間町、新潟県柏崎市【震源との関係】 現在確認できてい る揺れの最大値は、 福島第一2号機の 水平:550ガル 上下:302ガル 震源 原子力発電所 3 1
  5. 地震観測記録 地震観測記録と基準地震動Ssに対する応答値との比較 観測記録 設計 観測点 基準地震動Ssに対する 最大加速度値(ガル)(原子炉建屋最地下階) 最大応答加速度値(ガル) 南北方向 東西方向 上下方向 南北方向 東西方向 上下方向 1号機 460 447 258 487 489 412 2号機 348 550 302 441 438 420 3号機 322 507 231 449 441 429 福島第一 4号機 281 319 200 447 445 422 5号機 311 548 256 452 452 427 6号機 298 444 244 445 448 415 1号機 254 230 305 434 434 512 2号機 243 196 232 428 429 504 福島第二 3号機 277 216 208 428 430 504 4号機 210 205 288 415 415 504 4 2
  6. 津波の大きさ平成21年に最新の海底地形データ等を用いて評価を行い、基準面(O.P.)に対し、6.1m(福島第 一)、5.2m(福島第二)の高さの津波への対策を講じていました。福島第一では基準水面に対し約15m、福島第二では基準水面に対し約7m浸水しました。福島第一への津波の影響(水位及び浸水域)は、福島第二のものに比べ、大きかったことが確認さ れています。福島第一福島第一 6.1 6.1福島第二福島第二 O.P.:小名浜港工事基準面 5 3
  7. 福島第一・第二の浸水、遡上の領域 福島第一 福島第一 福島第二 福島第二 ⑥ ⑤ 浸水 浸水 遡上 ④ 遡上 ③ ① ② ② ③ ④ ① 集中的に遡上した場所 C GeoEye 6 4
  8. 福島第一 津波の襲来(1)5号機の近傍(南側)から東側を撮影 防波堤の損傷 防波堤の損傷廃棄物処理建屋4階から北側を撮影タンクの高さ約5.5m(敷地高O.P.+10m) タンク水没 O.P.:小名浜港工事基準面 7 5
  9. 福島第一 津波の襲来(2) 3号機海水ポンプエリア近傍を撮影 5・6号機取水設備周辺を撮影 8 6
  10. 安全機能への影響地震発生と同時に全制御棒が自動的に挿入され、原子炉内の核分裂連鎖反応は止まりました。地震等の影響により外部電源を喪失し、非常用発電機が起動しましたが、津波の浸水により6号機を 除き非常用電源が使用できない状態になりました。津波による交流電源喪失に加え、海水系の喪失などにより、最終的に1~4号機の原子炉と使用済燃 料プールの「冷やす」機能を失いました。タービン建屋内に高レベル汚染水を確認、「閉じ込める」機能が損なわれました。 使用済燃料貯蔵プール 概略図 原子炉建屋 止める 核分裂反応を起こす中性子 の働きを抑制するための制 御棒を全て挿入して,原子 原子炉 炉を停止させる 冷やす原子炉水および使用済燃料プール水の温度を下げ,低温に維持する 原子炉 閉じ込める 格納容器 5重の壁によって,原子炉 臨機の応用動作として消 建屋内の放射性物質が外部 防車により注水 に出ないようにする 9 7
  11. 各プラントの冷温停止に向けた進展(概要) 3/11 14:46頃 東北地方太平洋沖地震発生 地震により原子炉スクラム(緊急停止) ※1 外部電源喪失、D/G 起動 スクラム対応 スクラム対応 3/11 15:20頃~ 東北地方太平洋沖地震に伴う津波が福島第一・第二原子力発電所に襲来 福島第一 福島第二 1~3号機 5,6号機4号機 【電源】 外部電源・D/G全滅 【電源】 D/G6B起動 【電源】外部電源あり 【海水系】 全 滅 【海水系】 全 滅 【海水系】3号機を除き全滅※2 高圧系による注水・除熱 6号機→5号機へ電源融通 高圧系(蒸気駆動)による注水 低圧系による海水・淡水注水 低圧系による注水 熱除去のルート確保できず 仮設電源、仮設海水ポンプに 仮設電源、電動機の交換等によ 安定化に向け対応 よる熱除去のルート確保 る熱除去のルート確保 冷温停止状態(12/16) 冷温停止(3/20) 冷温停止(3/15)※3 福島第一1~4号機 福島第一5,6号機 福島第二1~4号機 ※1 D/G:非常用ディーゼル発電機 ※2 RHR系の海水系 ※3 12/26 福島第二緊急事態解除宣言 10 8
  12. 燃料冷却の取り組み 凡例: 原子炉関係 プール関係 電源関係 1号機 2号機 3号機 4号機 5/6号機 共用プール3月11日14:46 地震発生 11淡水による冷却 11淡水による冷却 11淡水による冷却 D/G 一部運転12日 12 海水注入開始13日 13 海水注入開始14日 14 海水注入開始17日 放水開始 17 (海水・淡水)20日 20 海水注入開始 放水開始 20 20 冷温停止21日 (海水・淡水) 20~21 21 淡水注水22日 外部電源に 22 中操照明復帰 切替24日 24 中操照明復帰 24 外部電源25日 25 淡水切替 25 淡水切替 供給26日 26 中操照明復帰 24 本設系統によ る冷却開始 26 淡水切替29日 29 淡水切替 29 淡水切替 29 中操照明復帰30日 30 淡水切替31日 31 淡水放水開始 11 9
  13. 福島第一 事故対応(中央操作室)現場の証言:「電源を失って何も出来なくなったと感じた。」「操作もできず、手も足も出ないのに、我々がここにいる意味があるのかと紛糾した。」「ここに残ってくれと頭を下げ、了解を得た。」 職員の通勤用乗用車のバッテリーを 必要な計器につなぎ込み 照明の落ちた建屋内から 建屋外への扉を撮影 真っ暗な中、ライトの明かりを頼りに 計器の指示値を確認 12 10
  14. 福島第一 事故対応(注水作業)現場の証言:「相当大きな余震があり、全面マスク着用のまま死に物狂いで、高台へ走って行かざるを得ないことも多かった。」「暗闇の中、ケーブル敷設のための貫通部を見つけたり、端末処理を行う必要もある。水たまりの中での作業で、感電の恐怖すらあった。」 大きく開口し通行を阻んだ数多くの地割れ 消防車と散乱した漂流物 津波で流されて道を塞ぐ重油タンク 13 11
  15. 福島第一 事故対応(格納容器ベントの実施)1~3号機で、原子炉格納容器内の過大な圧力を防止するため、格納容器内の圧力を降 下させる措置(ベント)を実施しました。 作業者の証言: 「弁が一番上の物であったので、トーラス部分に足をかけ作業をし ようとしたら、黒い長靴がズルッと溶けた。」 排気筒 【原子炉建屋】 Ⓐドライウェル (上部格納容器)ベント 原子炉 格納容器 弁 圧力破壊板 原子炉 圧力容器 弁 弁 Ⓑ圧力抑制室ベント 14 12
  16. 放射線管理・事故後の作業で6名の東京電力社員が250mSvを超過、うち最大被ばくは約670mSv・東京電力社員、協力企業の方を合わせ167名が100mSvを超過・急性放射線障害による健康被害は報告されていない(放射線業務従事者の緊急時の線量限度は福島事故後2011年3月14日に250mSvに変更されたが、現在一部の例外を除き100mSvに戻されている) 人のスクリーニング スクリーニング訓練 13 15
  17. INES(国際原子力・放射線事象評価尺度)評価2011年4月12日、原子力安全・保安院が、福島第一の事故について、以下の通り発表しました。 • 福島第一原子力発電所の事故・トラブルに対するINES評価について、暫定評価レベル7 • 放射性物質の放出量は、チェルノブイリ事故の1 割程度当社は、原子炉の冷却、 放射性物質の飛散防止等を鋭意進めています。今後も、政府・関係各省庁、 自治体のご支援とご協力を仰ぎながら、緊密に連携をはかりつつ、事態の収束に向けて全力を挙げて 取り組んでいきます。 2011年4月12日公表時 当社を含めた最新の想定量は ※ 4章に記載しています INESレベル7相当量 数万テラベクレル超 (1016Bq超のオーダー) 出所:原子力安全・保安院※ 地震直後のプラントデータ等を用いて改めて解析した結果、ヨウ素131:1.6×1017Bq、セシウム137:1.5×1016Bqと修正 出所:原子力災害対策本部「原子力安全に関するIAEA閣僚会議に対する日本国政府の報告書」(6月7日) 第31回原子力安全委員会資料(5月12日)では、ヨウ素とセシウムのダスト中での存在比の見直しによりヨウ素131: 1.5×1017Bq、セシウム137:1.3×1016Bqと試算 第63回原子力安全委員会(8月22日)において、空間線量率測定から推定した放出率を一部見直し。ヨウ素131: 1.5×1015 Bq/h(3月13日)、2×1015Bq/h(3月15日7時から10時)、4×1015Bq/h (3月15日13時から17時) 14 16
  18. 参考:通常の原子炉停止時の炉心冷却系統核燃料は、制御棒を炉心に挿入し核分裂を停止した後にも、燃料からの崩壊熱が発生しつづけます。この崩壊熱を除去するために「残留熱除去系」が設置されており、炉心の水を残留熱除去系ポンプで循 環させ、 「残留熱除去海水系」熱交換器を介して海水による除熱を行います。これにより、安定した冷温状態が維持されます。 原子炉建屋 原子炉 残留熱除去系 原子炉再循環 ポンプ 残留熱除去海水系 ポンプ 原子炉 格納容器 残留熱除去海水系 残留熱除去系 熱交換器 残留熱除去系 ポンプ (注)上記は2~5号機の残留熱の除去系統を模式的に記載したものであり、ポンプや 海 熱交換器は複数系統設置されている 17 15
  19. 2.事故の収束に向けた道筋の完了 (2011年12月16日) 18
  20. 「事故の収束に向けた道筋(ステップ2)完了」のポイント原子炉は「冷温停止状態」に達し、安定状態(万一事故が発生した場合においても、敷地境界にお ける被ばく線量が十分低いこと)に至ったと判断しました。原子炉以外の課題についても以下に示すとおり目標を達成し、「放射性物質の放出が管理され、放 射線量が大幅に抑えられている」というステップ2の目標達成と完了を確認しました。 「福島第一原子力発電所・事故の収束に向けた道筋」の進捗状況(2011年12月16日)【課題(1)原子炉】:「冷温停止状態」に到達 圧力容器底部、格納容器内の温度は概ね100℃以下。格納容器からの放射性物質の放出を管理し、追加的放出によ る公衆の被ばく線量を大幅に抑制。循環冷却システムの中期的安全を確保。【課題(2)燃料プール】:「より安定的な冷却」に到達【課題(3)滞留水】:処理施設を安定的に稼働させて「滞留水全体量を減少」【課題(4)地下水】:遮水壁工事に着手したことによりステップ2の目標達成【課題(5)大気・土壌】:1号機原子炉建屋カバー竣工によりステップ2の目標達成【課題(6)測定・低減・公表】:特措法に基づく基本方針閣議決定により本格的除染開始【課題(7)津波・補強・他】:全号機の原子炉建屋の耐震安全性評価を完了、4号機の支持構造物 設置完了【課題(8)生活・職場環境】:仮設寮建設・現場休憩場開設により生活・職場環境を改善 食事、入浴、洗濯等の環境改善、仮設寮の建設、現場休憩施設の開設等の対策を実施し、事故当初の厳しい環境を 改善し作業員のモチベーションを維持。【課題(9)放射線管理・医療】:放射線管理強化や医療体制整備等により健康管理を充実 熱中症対策及びインフルエンザ対策、放射線管理体制の強化、被ばく管理の徹底、長期的な健康管理に向けた検討 を行うなど、健康管理対策等を実施。【課題(10)要員育成・配置】:要員育成を継続、要員の安定的確保策を継続検討 今後必要性の高まる放射線関係の要員を育成するなど、国と東京電力の連携による人材育成等を推進。【中長期的課題への対応】:循環注水冷却システムの中期的安全が確保されていることを確認 中期的安全確保の考え方に基づく施設運営計画の策定と政府による評価を実施。今後、政府・東京電力中長期対策 会議を設置。中長期ロードマップを策定し廃止措置に向けて必要な現場作業や研究開発等を推進。 19
  21. 東京電力福島第一原子力発電所・事故の収束に向けた道筋 当面の取組のロードマップ(ステップ2完了)原2011年災 害 月 16 本 部 子力 12 対策 日 ☆印:報告徴収済、緑色は達成した目標 政府 ・ 東京電力統合対策室 初回 ステップ1 ステップ2 中期的課題 課題 (~3年程度) (2011/4/17)時点 (3ヶ月程度) (2011年内) 現時点(12/16) 安 ( 淡 定 冷 最小限の注水による燃料冷却(注水冷却) 循環 1 水 注水 ☆ 的 循環注水冷却(継続) 温 冷温停止状態の維持継続 ) 原 注 な 停 Ⅰ 滞留水再利用の検討/準備 冷却(開始) . 子 入 窒素充填 ☆ 冷 窒素充填(継続) 止 窒素充填 炉 却 状 冷 淡 作業環境改善 ☆ 態 構造材の腐食破損防止 ※一部前倒し 却 ( 2 な 安 水 冷 定 的 よ ) 注 注入操作の信頼性向上/遠隔操作 注入操作の遠隔操作 な り プ 燃 ※前倒し 却 的 ー 料 入 循環冷却システム(熱交換器の設置) ☆ 冷 安 燃料の取り出しの作業開始 ル ※一部前倒し 熱交換機能の検討/実施 却 定 保 保管/処理施設の設置 ☆ 管 ☆ 施設拡充/本格水処理施設検討 滞 本格水処理施設の設置 ( 放射性レベルの高 留 3 場 ☆ 水 ) い水の移動 所 除染/塩分処理(再利用)等 全 滞留水の処理継続 滞 ☆ 廃スラッジ等の保管/管理 の 廃スラッジ等の保管/管理 体 留 確 量 水 放射性レベルの 保管施設の設置/除染処理 保 を 廃スラッジ等の処理の研究 減 低い水の保管 海洋汚染拡大防止 少 海洋汚染拡大防止 4 拡 拡 Ⅱ ( ) 大 海 (保管/処理施設拡充計画にあわせてサブドレンポンプを復旧) 大 海 地 地下水の汚染拡大防止 継 地下水の汚染拡大防止 ( 防 洋 防 洋 . 下 水 止 汚 続 止 汚 遮水壁の方式検討 / 遮水壁の設計・着手 遮水壁の構築 ) 染 染 抑 制 飛散防止剤の散布 飛散防止剤の散布(継続) 飛散防止剤の散布 ( 飛 飛 5 瓦礫の撤去・管理 瓦礫の撤去・管理(継続) 瓦礫の撤去・管理 ) 散 散 大 原子炉建屋カバーの設置(1号機) ☆ 継 抑 抑 ( 気 続 ・ 制 瓦礫撤去(3,4号機原子炉建屋上部) 制 瓦礫の撤去/カバーの設置(3,4号機) ) 土 壌 原子炉建屋コンテナの検討 原子炉建屋コンテナの設置作業開始 格納容器ガス管理システム設置 格納容器ガス管理システム設置 Ⅲ 6 除 ( ) . リ 除 ン モ 発電所内外の放射線量のモニタリング拡大・充実、公表 染 環境モニタリングの継続 染 グ ニタ 公 低 測 ・ 表 減 定 本格的除染の検討・開始 拡 除染の継続 Ⅳ 7・ ・ 対 .余 大 多様な遮へい対策の継続 ( ) 策 震 他 津 余震・津波対策の拡充、多様な放射線遮へい対策の準備 防 災 補 波 害 等 強 ・8 ・ (4号機燃料プール)支持構造物の設置 ☆ 各号機の補強工事の検討 ☆ 止 改 の 各号機の補強工事 充 環 ( ) 環 職 生 実 善 境 Ⅴ . 境 9 場 活 ・ 放 作業員の生活・職場環境の改善 の 管 作業員の生活・職場環境改善 環 管 充 健 ( ) 医 射 理 実 康 境 療 理 ・ 線 放射線管理・医療体制の改善 管 の 被 放射線管理・医療体制改善 改 ( ) ・ 育 10 要 徹 理 ば 善 線 配 置 成 員 要員の計画的育成・配置の実施 底 の 量 く 要員の計画的育成・配置の実施 中期的安全確保の考え方 中長期的課題 への対応 中期的安全確保に基づく施設運営計画の策定 施設運営計画に基づく対応 20 中長期ロードマップ作成
  22. 原子炉 循環注水冷却システム 冷却水が,原子炉圧力容器から原子炉建屋を通じ,タービン建屋地下に漏えい。 →漏えいした汚染水を,セシウム・塩分除去後,原子炉注水に再利用する 「循環注水冷却システム」を構築。 原子炉圧力容器注水設備の系統は,注水ポンプ,注水ライン,タンクから構成。 →これらは多重性,多様性,独立性を確保。 建屋への地下水の流入により,地下滞留水は増加傾向。使用済み燃料プール 原子炉格納容器 原子炉圧力容器原子炉建屋 タービン建屋 (R/B) (T/B) バッファタンク プロセス主建屋 原子炉注水 滞留水 焼却工作建屋 処理施設 : 想定漏えい・流入ルート (セシウム・ : 地下水の流入 N2発生装置 塩分除去) 循環注水冷却システム概略図 21
  23. 原子炉 「冷温停止状態」を達成 ステップ1において建屋等に滞留する汚染水(滞留水)を処理して原子炉注水のために再 利用する「循環注水冷却」を開始(2011/6/27) 注水冷却と格納容器からの放射性物質の放出管理・抑制 循環注水冷却による冷却により100℃以下で安定 損傷した燃料が圧力容器及び格納容器内のどこに存在しているかを正確に把握するこ とは難しいが、格納容器内の温度は100℃以下で安定 損傷した燃料が格納容器内に漏洩している場合においても、冷却されて蒸気発生が抑 えられ、それに伴う格納容器からの放射性物質の放出は抑えられている状態 原子炉圧力容器底部温度 格納容器内温度 ℃200℃ 200150 150100 2号機 100 2号機 1号機 1号 機 3号機 3号機50 50 0 0 7/1 7 8 /16 9/16 10 /17 11/17 1 2/18 7/17 8/16 9/16 10/17 11/17 12/18 22
  24. 1号機の冷却状態について(蒸気発生) 1階床貫通部の状況比較 2011年6月3日撮影の1階床貫通部 2011年10月13日撮影の1階床貫通部 からの蒸気放出 の状況(蒸気放出無し) 6月3日に1階床貫通部から確認された蒸気放出は10月13日時点では 確認されませんでした。 蒸気発生は止まっているか、発生していても少量で、建屋に漏洩する前に 凝縮しています。(格納容器内は冷却されている) 23
  25. 2号機の冷却状態について(蒸気発生) 2011年9月17日撮影の5階原子炉直上部 からの蒸気放出 2011年10月20日撮影の5階原子炉直上部 の状況(蒸気放出無し)• 9月17日には確認された蒸気放出が10月20日時点で確認され ませんでした。• 加えて、10月20日には天井クレーンの塗装が急激にはげ落ち ており、これは乾燥を示す現象と考えられます(高い湿度にさらさ 貯蔵プール 使用済燃料 れた塗装の粘着力が落ち、乾燥した際に剥がれ落ちる現象)。 ピット 原子炉 原子炉 仮置 機器 機器蒸気発生は止まっているか、発生していても少量で、建屋に漏洩する前に凝縮しています(格納容器内は冷却されている)。 24
  26. 3号機の冷却状態について(蒸気発生) 上空からのサーモモニター 使用済燃料プール62℃ 原子炉直上部:128℃ 2011年10月14日撮影 2011年3月20日撮影(自衛隊) 3月20日時点と比較すると、10月14日時点では温度の上昇が見られる点の数や 影響の範囲が小さくなっています。 蒸気放出の規模は小さくなっています(格納容器内は冷却されている)。 25
  27. 原子炉 放射性物質の放出を抑制 1~3号機格納容器からの現時点の放出量(セシウム)を、原子炉建屋上部等の空気中放射性物質 濃度(ダスト濃度)を基に評価すると、放出量の最大値は 合計約0.6億ベクレル/時となりました。 これは事故直後と比べ、約1300万分の1の値です。 これによる敷地境界の被ばく線量は、最大0.1mSv/年となります。 (これまでに既に放出された放射性物質の影響を除きます) なお、法令で定める線量限度は1mSv/年です。 1~3号機からの放射性物質(セシウム)の一時間当たりの放出量 [注1] 第63回原子 力安全委員 会資料に記載された3/15時点の Cs -137放出率 (Bq/時) よりCs-134, Cs-137合計放出率( Bq/時 )を求めた。同様に3/25 放 出率 時点 およ び4/5時点でのCs -134,Cs -137合計放出 率(Bq/時)を求 めた。 (ベ クレル [注2] 6/20-6/28に発電所 西側 敷地境界付 近で測定 された空気 中のCs-137 /時) 約800兆ベクレル/時 濃度 (平均 値)を元 にCs-134, Cs-137合計放出 率(Bq/時 )を求 めた。同様 ( 約8. 0×1014ベク レル/時) [注1 ] に7/26-8/12に発 電所 西側敷地境 界付近で測定された空気中のCs-137 1015 濃度 (平均 値)を元 にCs-134, Cs-137合計放出 率(Bq/時 )を求 めた。 [注3] 原子炉建屋 上部及び海上の ダス ト濃 度測定結果 から、 Cs-134, Cs -137 合計 放出率(Bq/時)を求めた。 [注4] 原子炉建屋 上部(1 号機原子炉建屋 カバー、2号機格納容 器ガス管理設 約2.5兆ベクレル/時 備出 口含む)及び海上のダスト濃度測 定結果から、 Cs-134, Cs-137合計 (約 2.5× 1012ヘ ゙クレル/時 ) 1013 [注1] 放出 率(Bq/時)を求めた。 約0.29兆ベクレル/時 事故時に比べ ( 約2.9× 1011ヘ ゙クレル /時 )[注 1] 約千三百万分の一 約10億ベクレル/時 1011 (約1.0 ×10 9ベ クレ ル/時 )[注2] 約2億ベクレル/時 (約2 ×10 8ベ クレル/ 時)[注 2] 約2億ベクレル/時 (約2× 108ベクレ ル/時)[ 注3] 109 約1億ベクレル/時(約1 ×10 8ベ クレル/ 時)[注 3] 約0.6億ベクレル/時 (約 6×10 7ベ クレル/ 時)[注 4] 3/1 5 3/2 5 4 /4 6/20 7/26 9/1 10 /3 11/1 1 1/26 評 価対象 時期 26 -3/ 26 - 4/ 6 -6/28 -8/1 2 -9/1 7 -1 0/13 -11/1 0 - 12/6
  28. 原子炉 循環注水冷却システムの中期的安全を確保 東京電力株式会社福島第一原子力発電所第1~4号機に対する中期的安全確保の考え方に基づく施設運営 計画について、原子力安全・保安院より妥当であると評価を頂きました。 原子炉圧力容器・格納容器注水設備の系統は、注水ポンプ、注水ライン、タンクから構成し、これらは多 重化、多様化、独立した系統構成としています。  水源はろ過水タンク、処理水バッファタンク、純水タンクで構成しています。  ポンプは常用高台炉注水ポンプ、非常用高台炉注水ポンプ、純水タンク脇炉注水ポンプおよび非常時 のバックアップ用の消防車により構成しています。  原子炉への注水ラインは処理水バッファタンクから常用高台炉注水ポンプまたは非常用高台炉注水ポ ンプを介する注水ライン、純水タンクから純水脇炉注水ポンプを介する注水ラインで構成しています。 非常時用の注水ライン 今後運用を開始するライン 3 P 3号機 覆水貯蔵 号 タンク 機 P 処理水より   処理水 常用高台炉注水ポンプ バッファタンク 原 P 子 1,2号機へ 補 給 原水 消防車 炉 非常用高台炉注水ポンプ ろ過水 地下タンク 圧 P タンク 力 1,2号機へ 補 給 容 純水タンク脇炉注水ポンプ P 純水 器 1,2号機へ タンク 消防車 消防車 原子炉注水系統概略図(3号機の例) 27
  29. 燃料プール 「より安定的な冷却」を達成2,3号機はステップ1終了時点で既に熱交換器を設置し、プールの水位が維持され、より安定的に冷却 できている状態(ステップ2の目標)を達成しました。1,4号機も循環冷却システムが完成し、H23年8月10日、全号機がステップ2の目標を達成しました。4号機では、H23年8月20日、塩分除去装置を稼動しました。2,3号機についても順次塩分除去を実 施予定です。使用済燃料プール循環冷却の機能が停止し水位が低下しても、燃料頂部の上部2mに至るまでは約16日 以上かかることから、対策のための時間は十分にあります。 訓練状況(福島第一) 使用済燃料プールのイメージ 2011年10月12日撮影 28
  30. 滞留水 「滞留水全体量を減少」を達成 以下の対策等を実施し、処理施設を安定的に稼働し建屋内の滞留水を処理することにより、滞留水全体量 が減少したことを確認しました。  高レベル汚染水処理施設の拡充、安定的稼働、除染後の水の塩分処理による再利用の拡大  高レベル汚染水の本格水処理施設の検討着手  高レベル汚染水処理施設から発生する廃スラッジの保管及び管理  海洋汚染防止のため、港湾にて鋼管矢板設置工事を実施。 【1~4号機】<高レベル> 【5,6号機】<低レベル> 原子炉建屋/タービン建屋 プロセス主建屋/ 原子炉建屋/タービン建屋 高温焼却炉建屋 低濃度処理水 廃スラッジ等 用タンク/ 保管施設 メガフロート ⑤ 滞留水処理 高濃度滞留水 (キュリオン/アレバ/サリー) 用タンク 浄化設備 濃縮 濃縮海水 処理水受 塩分処理 海水 用タンク け用タンク (逆浸透膜) 濃縮 濃縮廃液 低濃度処理済水 塩分処理 廃液 用タンク タンク (蒸発濃縮) 29
  31. 滞留水 滞留水の水位は目標レベルを維持2011年8月18日のサリー本格運用開始に伴い、滞留水の水位は当面の目標レベル(O.P3,000) を維持し、滞留水の全体量は、豪雨や処理施設の長期停止にも耐えられるレベルです。現在、さらに循環注水冷却を継続・強化中です。<滞留水の処理状況> タービン建屋(T/B)内滞留水量の管理 T/B B1水位• 滞留水処理実績 [mm] 累計約189,610トン(2011/12/13時点) 4000 6/17 水処理設備稼働 2号T/B B1水位 3号T/B B1水位• セシウム除染係数※ [mm] [mm] 10 6(キュリオン-アレバ、2011/8/9実績) 3800 8/19 SARRY単独運転開始 6×103(キュリオン、2011/11/29実績) 5×105(サリー、2011/11/29実績) 3600• 塩素濃度 1,700ppmのものを3ppm程度に低下 3400 (逆浸透膜による装置、2011/11/29実績) 9/22 台風の影響 9,000ppmのものを1ppm未満に低下 3200 (蒸発濃縮による装置、2011/11/29実績) 3000• 蒸発濃縮装置による塩分処理施設の OP3,000 増強完了(2011/10/9) 2800※処理前の試料のセシウム濃度/処理後の 2600 試料のセシウム濃度 6/17 7/9 7/31 8/22 9/13 10/5 10/27 11/18 12/10 30
  32. 地下水 「海洋への汚染拡大の防止」の達成地下水への滞留水流入管理を行い、地下水の汚染及び地下水経由の海洋への汚染拡大防止策を実施 あるいは着手しました。 建屋内滞留水の水位をサブドレンの水位より低くすることにより建屋内滞留水の漏出を抑制(サブ ドレン水の放射性物質濃度分析で確認) 1~4号機の既設護岸の前面に遮水壁を設置する工事に着手(これにより地下水による海洋汚染拡 大防止を図る) 遮水壁のイメージ 全景図 断面図 31
  33. 大気・土壌 「(放射性物質の)飛散抑制」の達成 放射性物質の飛散を防ぐため、飛散防止剤を散布しています。 1号機の原子炉建屋カバーが竣工しました。(2011/10/28) 瓦礫の撤去により、発電所敷地内の放射線量が低下しています。  撤去した瓦礫、及び敷地造成に伴い伐採した樹木など事故収束作業に伴い発生した廃棄物を種類や放射線量に 応じて保管エリア内で整理して搬送。  瓦礫については、放射線量に応じて容器に収納、屋内保管。 格納容器ガス管理システムを設置しました。  1,2号機の格納容器ガス管理システムの運用を開始。(1号機:2011/12/15 2号機:2011/10/28)  3号機も工事着手。(2011/9/30) 1号機原子炉建屋カバー設置 瓦礫を収納した容器 敷地、建屋本体への飛散防止剤散布 シルトフェンス設置 瓦礫の撤去 32
  34. 測定・低減・公表 「除染」の達成 国・県・市町村・東京電力連携によるモニタリングを実施しました。 本格的除染を検討、開始しました。 【国の実施事項】  「除染推進に向けた基本的考え方」と今後2年間に目指すべき当面の目標、作業方針について示す「除染 に関する緊急実施方針」を決定  「平成二十三年三月十一日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故により放出された 放射性物質による環境の汚染への対処に関する特別措置法」公布(2011/8/30) 【東京電力が参画している活動】  広域モニタリング等の結果を通じて得た成果や東京電力の知見を基礎に、国が警戒区域などで実施する除 染モデル実証事業が円滑に実施されるよう、本事業の受託者である日本原子力研究開発機構(JAEA)に 協力 除染に関する工程表 23年度 24年度 25年度 26年度 27年度以降 4 7 10 1 4 7 10 1 4 7 10 1 4 7 10 1 4 7 10 1 4 モニタリン 市町村・国(特に高線量の地域以外) グ・計画 による除染・仮置き場への搬入・管理 中間貯蔵施設への 搬入を開始 除染 特に高線量の モデル事業(特に高線量の地域) 地域の除染 「東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質による環境汚染の対処において必要な中間貯蔵施設等の基本的考え方について」(環境省、平成23年10月29日公表) より除染部分を抜粋 33
  35. 津波・補強・他 「災害の拡大防止」の達成 各号機原子炉建屋の現状の耐震評価を実施しました。解析の結果、補強を行わなくても耐震安全性は確保 できることを確認しました。 4号機燃料プール底部に支持構造物を設置し、耐震余裕度を20%以上向上させました。  設備の健全性は確認できたが、安全余裕向上のためにプール底部に支持構造物を設置。 余震に伴う津波対策として仮設防潮堤を設置しました。(2011/5/18~6/30) 多様な放射線遮へい対策の準備を行いました。  万一、原子炉や燃料プールへの注水が長時間できなくなり、放射性物質の放出抑制や放射線の遮へいが必 要になった場合に備えた対策。  原子炉や燃料プール上部からスラリー(水に砂のような固形物を混ぜたもの)を投入し、放射性物質の放 出の抑制、及び放射線の遮へいを行う設備を準備。 <コンクリート打設前> 使用済 燃料プール 鋼製 支柱 健全な状態を確認 配管支持構造物 <コンクリート打設後> 鋼製 支柱 コンクリート壁 コンクリート壁 仮設防潮堤設置状況 34
  36. 生活・職場環境 「環境改善の充実」の達成作業員の休憩所を各所に順次開設し、給水機、トイレ、エアシャワー等の設置を進めてきました。宿泊施設として利用している福島第二原子力発電所体育館の生活環境の改善を行うとともに、 1,600人分の仮設寮の建設を完了しました。2011年5月より昼夕の食事に弁当の提供を開始するなど食事を改善しました。 旧緊急対策室休憩所内部 福島第二体育館2段ベッド 休憩所内トイレ 旧緊急対策室休憩所飲料水 福島第二体育館シャワー室 休憩所内エアシャワー 35
  37. 放射線管理・医療 「健康管理の充実」を達成 健康管理の充実を図っています。  100ミリシーベルト超の作業員及び緊急作業への従事期間が1月を超える作業員について毎月臨時健康診 断を実施し、2011年10月中の臨時の健康診断の実施率は86.5%(2011/11/16現在)  新規入構者に対する直近の健康状態や既往歴の確認を開始 ホールボディカウンタの増設と作業員の定期被ばく測定を行っています。  ホールボディカウンタ(WBC)を計画通り増設(12台済、2011/10/3時点)  2011年9月分から月1回の内部被ばく測定を開始 被ばく線量の管理を強化しています。  ステップ1当初に発生した作業員の線量限度超えを踏まえ、被ばく線量管理の強化、再発防止策を徹底  バーコードを用いた入退域管理システムの導入、写真入作業者証の導入など個人被ばく線量の記録化 医療体制の強化を継続します。  救急医療室を設置し、医師、看護師、放射線技師を24時間配置する体制を整備  医療整備の充実並びに除染設備の強化により、迅速に患者搬送が出来る条件を整え、汚染のない重篤傷病 者の病院への直接搬送 WBCの設置状況 免震重要棟内医務室 インフルエンザ予防接種 36
  38. 放射線管理・医療 「計画的要員育成・配置」を達成 国と東京電力の連携による人材育成等を推進しています。  今後、必要性の高まる放射線関係の要員を育成中。  東京電力は、社員及びグループ会社社員を対象とした「放射線測定要員養成教育研修」を実施中。これま でに4,400人を育成。  国は、「放射線測定要員育成研修」及び「放射線管理要員育成研修」を実施。  協力会社のニーズに応じて、日本原子力産業協会を通じて幅広く作業員を募集する仕組みを導入。 要員の安定的確保に努めています。  東京電力は、2011年10月以降被ばく線量の高い社員約70名(2011/12/9)  東京電力は、作業員の安定的確保の観点から、作業環境の改善に関するアンケートを実施。アンケート結 果を踏まえ、一部施策を改善(全面マスク着用エリアの緩和、ゲートモニタ導入によるサーベイの迅速化、 Jヴィレッジ駐車場の拡張等)  免震重要棟における被ばく低減方策を策定中。 放射線測定要員育成研修の様子 スクリーニング訓練 37
  39. 発電所内における主な対策の概要 蒸気/プール水のサンプリングと放射性物質測定(対策19) 配管 原子炉建屋カバー(対策5・50・54・55・84) ☆ P ポンプ 本格的建屋コンテナ(対策50・56) 使用済燃料プールの循環冷却(対策23・24・25・27) ☆ 熱交換器、水処理施設 水処理施設 使用済燃料プールへの 低レベル水の保管/処理 外部から放水冷却(対策18・22・28) (対策33・34・35・40・41・44・46) 塩 除 油 P 分 染 吸 分 処 着 理 離 原子炉による蒸気発生量の低減(対策4) タンク 必要に応じステップ1での諸対策を維持・強化(対策17) 最小限の注水による冷却(対策7・12・14) 窒素充填(対策2・11・15) ☆ 原子炉建屋 処理水の再利用(対策45) (循環注水冷却の実施) ☆ 保管:タンク、メガフロート 格納容器ガス管理(対策86) 処理:ゼオライトによる除染 高レベル水を処理(対策31・38・43) ☆ 原子炉 廃スラッジ等の保管・管理(対策81) ☆ 格納容器ベント(フィルタ活用)(対策10) 格納容器 高レベル水の保管 ☆ 本格水処理施設検討(対策82) (対策30・32・37・39・42) 燃料域上部まで水で満たす(対策3・9) 原子炉 タービン建屋 圧力 容器 蒸気タービン P 熱交換器 追設タンク 集中廃棄物処理建屋 熱交換器設置(対策13) ポンプで淡水注入(対策1) P P 復水器 遮水壁 圧力抑制室 飛散防止剤の散布(対策47・48・52) 瓦礫の撤去・管理(対策49・53・87) 高レベル水流出の 漏洩箇所密閉(対策6・16) 再発防止(対策29) 汚染土壌対策の検討(対策51) サブドレン汲み上げ後処理(対策36) 海洋汚染拡大防止 (対策64)地下水の汚染拡大の防止(対策66・67) 外部系統電源の多様化(対策8) ☆ 耐震性の評価(対策20)、監視・継続(対策21) 高レベル水の閉じ込め遮水壁の検討(対策68・83) 津波対策の拡充(対策69・70) (4号機)燃料プール底部の支持構造物設置(対策26) ☆ (対策65)作業員の生活・職場環境の改善(対策74・75) 各号機の補強工事の検討(対策71) ☆作業環境改善(対策76) ☆ 多様な放射線遮へい(対策72・73) ※下線は対策から削除、☆印は報告徴収済 38放射線管理・医療の強化(対策77・78・79・80) モニタリング継続・強化(対策55~62)要員の計画的育成・配置の実施(対策85) 本格的除染の検討・開始(対策63)
  40. 3.中長期ロードマップについて 39
  41. 中期的安全確保の考え方(基本目標の概要) 原子力安全・保安院により原子炉の廃止に向けての作業が開始されるまでの「中期的安全確保の考え方」が平成23 年10月3日に公表されました。 中期的安全確保の考え方に基づき、循環注水冷却システムに係る設備等の運営計画及び安全性の評価の結果につい て原子力安全・保安院に報告しました。その他の設備等の報告も今後速やかに実施します。 放射性物質の放出抑制・管理 中期的安全確保の考え方(基本目標の概要) 崩壊熱の適切な除去 <使用済燃料プールの循環冷却設備> ステップ2の目標の一部で 臨界防止 崩壊熱を適切に除去。冷却水の浄化 ある冷温停止状態の要件 水素爆発防止 保有水量と温度監視。冷却水補給 の一つの循環注水冷却シ 漏洩時対策 ステムに関連する設備につ <燃料プールからの取り出し設備> いては10月17日ま でに報 循環冷却設備の機能喪失時の代替冷却 告徴収 燃料集合体の落下防止 水処理施設 落下事故時の対応 塩 除 油 P 分 染 吸 分 <格納容器> 処 着 理 離 気体状の放射性物質の放出抑制・管理 タンク 水素又は酸素の濃度監視・抑制 原子炉建屋 水素又は酸素の濃度監視・抑制 格納容器内の気体状の放射性物質濃度監視 <高レベル汚染水処理設備> <高レベル汚染水滞留建屋> 気体状の放射性物資の異常な放出検知 発生量を上回る処理能力 高レベル汚染水の状況監視 使用済燃料プール 外部への漏洩防止 ホウ酸水 放射性物質の濃度及び量の低減 複数系統 外への漏洩防止のための水位管理 漏洩防止・漏洩時の散逸防止 気体状放射性物質の放出抑制・管理 <圧力容器・格納容器ホウ酸注入設備> 原子炉 建屋周辺の地下水のモニタリング 気体状の放射性物質及び可燃性ガスの管理 臨界防止 格納容器 臨界検知機能 原子炉 タービン建屋 圧力 <圧力容器・格納容器注水設備> 容器 蒸気タービン P 熱交換器 崩壊熱の適切な除去(概ね100℃以下) 温度監視 追設タンク 多重性又は多様性及び独立性 集中廃棄物処理建屋 異常時対応 常設設備の機能喪失時の代替冷却 P P 復水器 圧力抑制室 配管 P ポンプ <放射線リスクの低減> <液体廃棄物貯蔵> 原子炉施設に起因する線量の低減 <電気系統> <使用済燃料共用プール> <がれき等の 放射性物質濃度・量の低減 滞留する高レベル汚染水漏洩防止・処理 異なる送電系統による複数の外部電源 <キャスク仮保管設備> 固体廃棄物の管理> 漏洩防止・監視 原子炉建屋内プールからの燃料の取り出し 非常用所内電源 <放射線防護及び管理> 飛散、拡散の防止 <放射線監視> 廃棄物の状況監視 40 敷地内に飛散した放射性物質の除染 遮へい・立入禁止等 汚染拡大防止 港湾内の放射性物物質の濃度・量の低減 <監視・制御室> 発生する可燃性ガスの管理
  42. 中長期ロードマップの位置づけ・安全確保の考え方中長期ロードマップは、平成23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、平成23年12月21日の政府・東京電力中長期対策会議において決定したもの。<中長期の取組の実施に向けた基本原則>【原則1】地域の皆様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、地域や国民の皆様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。<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に、東京電力は、個別作業ごと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。 41
  43. 中長期ロードマップ<主要な目標>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。<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ごとに展開し、可能な限り時期的目標を設定。・4年目以降は、次工程へ進む前に追加の研究開発等を検討するための判断ポイントを設定。 現在(ステップ2完了) 2年以内 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> 使用済燃料プール内の燃料取り出しが開始さ 燃料デブリ取り出しが開始されるま 廃止措置終了までの期間・冷温停止状態 れるまでの期間(2年以内) での期間(10年以内) (30~40年後)・放出の大幅抑制 ・使用済燃料プール内の燃料の取り出し開始 ・全号機の使用済燃料プール内の燃 ・燃料デブリの取り出し完了 (4号機、2年以内) 料の取り出しの終了 (20~25年後) ・発電所全体からの追加的放出及び事故後に ・建屋内の除染、格納容器の修復及 ・廃止措置の完了(30~40年 発生した放射性廃棄物(水処理二次廃棄物、 び水張り等、燃料デブリ取り出しの 後) ガレキ等)による放射線の影響を低減し、これ 準備を完了し、燃料デブリ取り出し開 ・放射性廃棄物の処理・処分 らによる敷地境界における実効線量1mSv/年 始(10年以内目標) の実施 未満とする ・原子炉冷却の安定的な継続 ・原子炉冷却、滞留水処理の安定的継続、信 ・滞留水処理の完了 頼性向上 ・放射性廃棄物処理・処分に向けた ・燃料デブリ取り出しに向けた研究開発及び除 研究開発の継続、原子炉施設の解 染作業に着手 体に向けた研究開発に着手 ・放射性廃棄物処理・処分に向けた研究開発 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) 42
  44. 中長期ロードマップの主要スケジュール(1/2) 第1期 第2期 第3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 廃止措置終了までの期間 2012年度 2013年度 2014年度 2015年度 2016年度 2017年度 2018年度 2019年度 2020年度 2021年度 2022年度~ 2年後以内 (前)   (中) (後) 10年後以内 20~25年後 30~40年後 プール燃料取り出し開始 燃料デブリ取り出し 燃料デブリ取り出し終了 廃止措置終了 主要な目標 ステップ2完了 開始(初号機) (4号機) (全号機) (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) :現場作業 ▽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 :研究開発 格納容器内の部分的観察 ▽目標:建屋内循環ループの開始 原子炉の冷却計画 循環注水冷却(原子炉建屋(若しくは :検討 循環注水冷却(タービン建屋からの取水)の信頼性向上 循環注水冷却(格納容器 格納容器下部)からの取水) :次工程着手の条件 から取水の小ループ) 建屋内循環ループの調査・検討等 建屋内循環ループの :必要な情報の流れプラントの安 早期実現の可否の検討 (※2) 原子炉建屋コンテナ等の設置[(※4)より] (※1):格納容器補修、定状態維持・ (原子炉建屋コンテナの設置状況を踏まえて検討) ▽目標:現行設備の信頼性向上の実施 建屋間止水[HP3-1] へ継続に向けた HP 原子炉建屋/タービン建屋間止水 ▽目標:タービン建屋/原子炉建屋の滞留水処理終了 現行処理施設による滞留水処理計画 1‐1 ・格納容器下部補修完了 現行設備の信頼性向上等   信頼性を向上させた水処理施設による滞留水処理 滞留水処理計画 循環ライン縮小検討   検討結果に応じた工事実施 循環ライン縮小検討 循環ライン縮小(検討結果を踏まえ必要に応じて実施)  サブドレンピット浄化・復旧     サブドレン設備順次稼働→地下水流入量を低減(滞留水減少) 地下水・除染水等の処理 地下水バイパス設置工事/順次稼動                地下水流入量を低減(滞留水減少) 多核種除去設備の設置 構内貯留水の浄化 タービン建屋/原子炉建屋の滞留水減少 ▽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 遮へい等による保管ガレ 遮へい等による保管ガレ   安定保管の継続 安定保管の継続と信頼性の向上発電所全体   キ等の線量低減実施 低減努力継続 キ等の線量低減実施 低減努力継続の放射線量 放射性廃 中長期的な保管計画の策定低減・汚染拡 棄物管理大防止に向 及び敷地 けた計画 遮へい等による保管水処理 安定保管の継続 必要に応じて 境界の放 水処理二   低減努力継続  二次廃棄物の線量低減実施 設備更新 処分場へ搬出 射線量低 次廃棄物 (※5):放射性廃棄物 減に向け 水処理二次廃棄物の性状、保管容器の寿命の評価 設備更新計画策定 処理・処分計画へ た計画 (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) 格納容器ガ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) ▽目標:免震重要棟の非管理区域化 敷地内除染計画 ▽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 【1号機】 燃料取り出し方法検討/3,4号機調査                     ・計画立案 燃料取り出し準備(ガレキ撤去、設備設置等)        燃料取り出し 【2号機】 建屋内除染・遮へいの検討・準備              除染・遮へい、設備調査、計画立案    設備点検・修理              燃料取り出し 1~4号機使用済燃料 プール (※3) ▽目標:ガレキ撤去完了 ▽燃料取り出し開始(目標:3年程度後) 燃料取り出し用カバー 【3号機】 ガレキ撤去(原子炉建屋上部)                               ・燃取設備の設置 プール内ガレキ撤去 燃料取り出し ・燃料調査使用済燃料 ▽目標:ガレキ撤去完了 ▽燃料取り出し開始(目標:2年以内)プールからの 【4号機】 ガレキ撤去 燃料取り出し用カバー プール内ガレキ撤去 燃料取り出し (原子炉建屋上部) ・燃取設備の設置 ・燃料調査燃料取り出し計画  港湾復旧(クレーン復旧・道路整備)                (物揚場復旧)  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 共用プール  キャスク製造(順次)        キャスク製造・搬入(順次)  共用プール復旧      共用プール燃料取り出し/設備改造 HP 使用済燃料の再処理・ △目標:共用プール受入準備完了 2‐1 保管方法の決定 43   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 研究開発     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
  45. 中長期ロードマップの主要スケジュール(2/2) 第1期 第2期 第3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 廃止措置終了までの期間 2012年度 2013年度 2014年度 2015年度 2016年度 2017年度 2018年度 2019年度 2020年度 2021年度 2022年度~ 2年後以内 (前)   (中) (後) 10年後以内 20~25年後 30~40年後 (※3) :現場作業  除染技術調査/遠隔除染装置開発 ▽目標:除染ロボット技術の確立 :研究開発  (現場調査、現場実証を含む) 建屋内除染 :検討 建屋内除染・遮へい等 (継続実施) :次工程着手の条件 ▽目標:除染によるアクセス性確保 :必要な情報の流れ (※1) 格納容器下部 ★ 格納容器漏えい箇所調 HP 査 格納容器漏えい箇所調査・補修に向けた 補修方法確定 ★ 3‐1 HP 格納容器上部補修方法の確定 研究開発(建屋間止水含む) 止水方法確定 3‐3 建屋間止水 格納容器(下部)補修装 格納容器(上部)補修装置  格納容器漏えい箇所調査装置の設計・製作・試験等 置の設計・製作・試験等 の設計・製作・試験等 ★:各HPでのプラント状況を踏まえて、号 格納容器補修 機の優先順位を決定 漏えい箇所調査 格納容器下部補修/建屋間 格納容器上部補修 格納容器/圧力容器水 止水/下部水張 (開発成果の現場実証含む) /上部水張 張り (※2) ★ 格納容器上部水張り完了 ★ HP 格納容器下部水張り完了 HP 燃料デブリ取り出しに向けた研究開発 炉内調査方法の確定 格納容器調査/炉内調 3‐2 格納容器内調査方法確定 3‐4 (内部調査方法や装置開発等、長期的課題へ継続) 査・サンプリング燃料デブリ取    炉内調査装置の設計   燃料デブリ取り出 HP 燃料デブリ取り出し方法の確定り出し計画 燃料デブリ取り出し技術  格納容器内調査装置の設計・製作・試験等 ・製作・試験等 し工法・装置開発 3‐5 燃料デブリ収納缶等の準備完了 の整備 格納容器外部からの調査 格納容器内調査・ 炉内調査・ 燃料デブリ取り出し作業 (開発成果の現場実証含む) サンプリング サンプリング 燃料デブリ取り出し 燃料デブリ収納缶開発 貯蔵(安定保管)   搬出・処理・処分 燃料デブリ処理に向けた 研究開発 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 取り出し後の燃料デブリ の安定保管、処理・処分 燃料デブリの処理・ 処理・処分技術の調査・開発 模擬デブリサンプルを用いた試験・評価             実デブリサンプルを用いた試験・評価 HP 3‐6 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 本格検討・設計 原子炉建屋コンテナ等の設置 (※4)    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 原子炉圧力容器/格納               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) 容器の健全性維持 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) HP 解体・除染工法の確定 原子炉施設の解体に向けた基礎データベース 4‐1 解体廃棄物処分基準の策定 調査・データベース構築計画策定 (汚染状況等)の構築    遠隔解体など必要な研究開発 原子炉施設の解体計 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 画 HP 4‐2 解体原子炉施設 制度化に向けた検討 制度化の解体・放射 廃棄物の性状に応じた既存 HP 廃棄体仕様・製 (※5)性廃棄物処 処分概念への適応性の確認 5‐1 造方法の確定理・処分に向 HP 廃棄体製造設備の設置 廃棄物の処理・処分における HP HPけた計画 5‐3 及び処分の見通し 安全性の見通し確認 5‐2 5‐4 放射性廃棄物処理・ 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 処分計画 廃棄体製造設備の     廃棄物の性状把握、物量評価等         処分概念の構築 廃棄体の製造/搬出・処分 設置 処理・処分に関する研究開発計画の 策定 処理・処分の安全性向上に     廃棄物の処分の最適化研究  処理・処分の工学的技術・安全性評価に関する研究開発 向けた研究開発の継続実施体制・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 44
  46. 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、政府・東京電力中長期対策会議の下、進捗管理を行う場として、2011年12月21日、「運営会議」及び「研究開発推進本部」を設置し、月1回の頻度で開催している。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、専任の体制として、2012年2月、本店に「福島第一対策プロジェクトチーム」を設置した。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うる体制・要員を確保する。これまで明確になってきた課題に対応していく最善の体制を構築するため、研究拠点施設の整備を含め、研究開発推進体制の一層の強化を進めていく。 45
  47. 主な時期的目標 ①原子炉の冷却・滞留水処理注水・循環ラインの耐圧ホースのポリエチレン管化など、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。建屋への地下水の流入があるため、余剰水が増加している状況にあることから、 地下水を揚水して、その経路を変更して海水にバイパスすることや、多核種除去 設備の導入することなどの取り組み等により、除染や発生量の低減策を講じたう えで、処理水等が貯留可能となるようタンク運用計画を策定していく。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。 バッファタンク ループ縮小 貯蔵タンク 原子炉建屋 原子炉建屋コンテナ CSTタンク 原子炉建屋 炉注水 タービン建屋 タービン建屋 ポンプ 滞留水 多核種 処理設備 除去設備 熱交換器/浄化系 材質強 化等 設備改善 建屋間止水、滞留水地 の処理完了下 地下水位 地下水水(凡例) :想定漏えいルート 46
  48. 主な時期的目標 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(2012年7月完了)し、海底土中 の放射性物質の拡散を防止。2012年度上半期を目標に、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。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。 浚渫 1~4号被覆前海底状況 (航路・泊地) 遮水壁 (2012/2/26撮影) シルトフェンス 被覆 (浚渫土砂の集積場) 被覆完了 被覆完了 (取水路前面エリア) (取水路前面エリア) 6号機 5号機 1号機 2号機 3号機 4号機 物揚場 (2012/4/29撮影) 遮水壁(イメージ) 港湾内海底土の被覆等イメージ 47
  49. 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 ④敷地内除染計画2012年度末までに、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)による敷地境界における実行線量1mSv/年未満を達成。 今後、放出される放射性物質、保管する放射性廃棄物毎に線量低減の目標値を設定し、四 半期毎に低減効果を確認し、追加対策の要否を検討。発生実績や今後の作業工程から発生量を想定し、適切に保管エリアを確保し管理していく とともに、仮設設備から長期間の使用に耐えうるような設備に移行していくことを含め、 敷地境界への放射線影響に配慮した中長期的な計画を2012年度末を目途に策定。一般公衆、従事者の被ばく線量低減、作業性向上を目的に、エリア分類(執務エリア、作 業エリア、アクセスエリア)に応じて、計画的・段階的に除染を実施。 2012年5月に免震重要棟の執務エリアの非管理区域化を実現済。2012年内までに、通勤バ ス乗降場、正門警備員が常駐する作業エリアについても除染・遮へい等を実施。第2期以 降は、敷地外の線量低減と連携を図りつつ、敷地内の除染を進める。 遮へい用覆土1m以上 観測孔 (1槽目:H24.6.13撮影) 保護シート 遮水シート 約6m 瓦礫等 保護土 地盤 覆土式一時保管施設準備工事完了 建屋遮へい(ガレキ) 48
  50. 主な時期的目標 ⑤使用済燃料プールから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、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) 天井クレーン  カバー (又はコンテナ) 天井クレーン 燃料交換機 燃料交換機 DSピット 使用済燃料 原子炉ウエル プール 輸 送容 器 使用済燃料 プール ~ ~ ~ ~ 搬出 原子炉建屋上部のガレキ撤去 カバー(又はコンテナ)/クレーンの設置 取り出し作業 プール燃料取り出し作業(イメージ) 49
  51. 主な時期的目標 ⑤使用済燃料プールからの燃料取り出しの作業ステップ(1/2) 第1期 第2期 第3期 2012年度 2013年①ガレキ撤去/②カバー、クレーン等の設置/③輸送容器・収納缶の設計、製造港湾復旧 ⑤プール燃料取り出し/貯蔵(保管・管理) 搬出キャスク製造(順次) キャスク搬入(順次)共用プール設備復旧 ④共用プール内空きスペース確保/設備改造 ① 原子炉建屋上部ガレキ撤去 ② カバー(又はコンテナ)/ ③ 取り出し用輸送容器・収納 ステップ (3,4号機にて実施中) クレーン等の設置 缶の設計、製造 <4号機>  カバー (又はコンテナ) <輸送容器の例:NH-25> クレーン 燃料取扱機 イメージ DSピット 使用済燃料 原子炉ウエル プール (メーカ資料より) ~ ~ ~ ~ 原子炉建屋を覆うカバー(又はコンテナ)を設 プールから取り出した燃料を共用 内容 大型クレーンや重機を用いて原子炉建屋上部のガレキを撤去。 置し、プール燃料取り出しに必要なクレーン、 プールに移送するため、輸送容器・ 燃料取扱機を設置。 収納缶等を設計・製造。技術開発におけ - - -る留意点と課題 ・プール水の安定冷却の維持安全確保に向け ・ガレキ撤去時の空気中への放射性物質拡散防止 ・プール水の安定冷却の維持 た主な留意点 - ・環境モニタリング ・作業員の被ばく低減(雰囲気線量低減等) ・作業員の被ばく低減(遠隔撤去等) 50
  52. 主な時期的目標 ⑤使用済燃料プールからの燃料取り出しの作業ステップ(2/2) 第1期 第2期 第3期 2012年度 2013年①ガレキ撤去/②カバー、クレーン等の設置/③輸送容器・収納缶の設計、製造港湾復旧 ⑤プール燃料取り出し/貯蔵(保管・管理) 搬出キャスク製造(順次) キャスク搬入(順次)共用プール設備復旧 ④共用プール内空きスペース確保/設備改造 ステップ ④ 共用プール内空きスペース確保/改造 ⑤ プール燃料取り出し <現在> 号機 燃料貯蔵体数  カバー 1号機 392 キ ャス ク キャ スク キ ャス ク キャ スク 2号機 615 (又はコンテナ) ピ ット ピット ピット ピッ ト 貯蔵エリア 貯蔵エリア 3号機 566 クレーン 4号機 1,535 (貯蔵 量6,37 5体 空 きス ペー ス 1~4号機合計 3,108 /容 量6,84 0体 の確保 共用プール 6,375 燃料取扱機 順次搬出※ ○改造工事 イメージ ・洗浄、検査設備 ・破損燃料用ラック (メーカ資料より) 輸送容器 既存(健 全) 燃料 隔壁 燃 料受入・洗浄 ・除 使用済燃料 保管エリ ア 染・ 検査エリ ア 当面は、構内乾式キャ プール 搬出 スク仮保管設備にて仮 保管 共用プール内に既貯蔵中の燃料を順次搬出し、空きスペースを確保。その上で、受入れ 燃料の健全性を確認(外観確認、荷重試験等)し、破損 内容 に必要な隔壁、洗浄・検査設備、破損燃料用ラック等を設置。 燃料は収納缶に収納した上で輸送容器に装荷し、搬出。技術開発における 留意点と課題 ・塩分付着燃料及び漏えい燃料の洗浄/除染/検査方法の検討 - ・プール水の安定冷却の維持安全確保に向けた ・作業員の被ばく低減(平常管理) ・燃料落下防止 主な留意点 ・作業員の被ばく低減(遠隔化、雰囲気線量低減等) 51
  53. 主な時期的目標 ⑥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。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、 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。 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。 使用済燃 使用済燃 使用済燃 料プール 料プール 料プール 補修装置除染装置 燃料デブリ 水処理 (遠隔)(遠隔) 圧力容器 装置より 圧力容器 伸縮管 観察装置 圧力容器 補修装置 除染装置 カメラ タービン 格納容器 タービン タービン建屋 サンプリング 建屋 格納容器 建屋 水処理 格納容器 トーラス室 装置へ トーラス室 止水 トーラス室 漏えい a)原子炉建屋内除染 b)建屋間、格納容器補修・止水 c)格納容器内部調査・サンプリング 燃料デブリ取り出し作業(イメージ) 52
  54. 主な時期的目標 ⑥燃料デブリ取り出し計画 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 子炉圧力容器の上蓋を解放する。 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 内部調査を本格的に実施する。 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 ブリ取り出しを開始する。 天井クレーン  コンテナ 作業台車 燃料デブリ収納缶  圧力容器上蓋 伸縮管 使用済燃 使用済燃 デブリ収納缶 料プール 料プール 搬出 カメラ、切断、 圧力容器 掘削、把持、 吸引装置 格納容器 格納容器 格納容器 d)水張り・圧力容器上蓋解放 e)炉内調査・サンプリング f)燃料デブリ取り出し 燃料デブリ取り出し作業(イメージ) 53
  55. 主な時期的目標 ⑥燃料デブリ取り出し計画 作業ステップ1/3 第1期 第2期 第3期 2012年度 2013年 2年後以内 (前) (中) (後) 10年後以内 20~25年後 格納容器下部補修方法確定 HP HP 格納容器下部 HP 格納容器上部補修 HP 格納容器上部 HP 燃料デブリ取り出し方法 止水方法確定 水張り完了 方法の確定 水張り完了 の確定/燃料デブリ収 格納容器内調査 炉内調査方法の確定 納缶等の準備完了 格納容器漏えい箇所調査 ② 格納容器外部からの調査 方法確定 ⑧ 炉内調査・サンプリング ⑤ 格納容器内部調査・サンプリング ⑨ 除染によるアクセス 原子炉建屋止水 ⑦ ▽圧力容器上蓋開放 燃料デブリ取り出し 性確保 目標 ③ 格納容器下部補修 ⑥ 格納容器上部補修 格納容器/圧力容器水張り ① 原子炉建屋内除染 ④ 格納容器部分水張り 燃料デブリの処理・ (実際の除染作業は個々の作業毎に必要な箇所を実施) 処分方法の決定 HP※ TMIと同様に水中での取り出しを想定した一連の作業を記載。 HP :技術的な判断ポイント。現場状況,技術開発成果により、次工程以降を見直していく。 ① 原子炉建屋内除染 ② 格納容器漏えい箇所調査 ③ 原子炉建屋止水 ステップ 格納容器外部からの調査 格納容器下部補修 (②以降の作業毎に必要な箇所を順次実施する) 原子炉建屋止水が実現すれば、循環注水冷却の取水 源をタービン建屋滞留水からトーラス室に変更 使用済燃 使用済燃 料プール 使用済燃 料プール 料プール 貫通部 補修装置 イメージ 除染装置 燃料デブリ 水処理装置より 貫通部 (遠隔) 圧力容器 (遠隔) 除染装置 カメラ搭載 圧力容器 カメラ搭載 圧力容器 補修装置 観察装置 観察装置 格納容器 タービン建屋 (遠隔) 格納容器 格納容器 タービン建屋 水処理装置へ トーラス室 トーラス室 トーラス室 漏えい 漏えい 止水 格納容器へのアクセス性を向上するため、高圧水、コー 格納容器及び原子炉建屋の漏えい箇所を、手動または遠 デブリの取出しは、水中で実施することが放射線の遮へ ティング、表面はつり等により、作業エリアを除染。 隔の線量測定やカメラ等で調査。また、格納容器外部か いの観点からも有利と考えられることから、格納容器の 内容 らγ線測定、音響調査等により、格納容器内部の状況を 漏えい箇所を補修・止水。まずは格納容器内調査に向け、 推定調査。 下部を優先して実施。技術開発に ◆高線量箇所(数100~1,000mSv/hレベル)の存在。 ◆調査対象が高線量エリア、汚染水中、狭隘部など ◆炉心循環冷却のための注水を継続しながら、高線 おける ◆建屋内ガレキによるアクセスが制限されていること。 にあること。 量下・流水状態で止水すること。 留意点と ・ 上記を踏まえた遠隔除染方法の検討・確立が必要 ・漏えい箇所調査方策・装置の開発 ・漏えい箇所の補修・止水技術・工法の開発 課題 ・格納容器外部からの内部調査方策・装置の開発 ・代替方策の検討・開発安全確保に ・炉心安定冷却の維持 ・炉心安定冷却の維持 ・炉心安定冷却の維持 向けた ・除染作業に伴う空気中への放射性物質拡散防止 ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等) ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等)主な留意点 ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等) 54
  56. 主な時期的目標 ⑥燃料デブリ取り出し計画 作業ステップ2/3 第1期 第2期 第3期 2012年度 2013年 2年後以内 (前) (中) (後) 10年後以内 20~25年後 格納容器下部補修方法確定 HP HP 格納容器下部 HP 格納容器上部補修 HP 格納容器上部 HP 燃料デブリ取り出し方法 止水方法確定 水張り完了 方法の確定 水張り完了 の確定/燃料デブリ収 格納容器内調査 炉内調査方法の確定 納缶等の準備完了 格納容器漏えい箇所調査 ② 格納容器外部からの調査 方法確定 ⑧ 炉内調査・サンプリング ⑤ 格納容器内部調査・サンプリング ⑨ 除染によるアクセス 原子炉建屋止水 ⑦ ▽圧力容器上蓋開放 燃料デブリ取り出し 性確保 目標 ③ 格納容器下部補修 ⑥ 格納容器上部補修 格納容器/圧力容器水張り ① 原子炉建屋内除染 ④ 格納容器部分水張り 燃料デブリの処理・ (実際の除染作業は個々の作業毎に必要な箇所を実施) 処分方法の決定 HP※ TMIと同様に水中での取り出しを想定した一連の作業を記載。 HP :技術的な判断ポイント。現場状況,技術開発成果により、次工程以降を見直していく。 ステップ ④ 格納容器部分水張り ⑤ 格納容器内部調査・サンプリング ⑥ 格納容器上部補修 格納容器下部のバウンダリ構築が実現すれば、循環注水 冷却の取水源をトーラス室から格納容器に変更 使用済燃 使用済燃 使用済燃 料プール 料プール 貫通部 料プール イメージ 水処理装置より 補修装置 圧力容器 圧力容器 伸縮管 観察装置 (遠隔) 圧力容器 タービン建屋 カメラ タービン建屋 補修装置 水張り サンプリング 水処理装置へ 格納容器 格納容器 格納容器 トーラス室 トーラス室 トーラス室 格納容器内部調査の開始に向け、格納容器下部に部分的 格納容器内を調査し、圧力容器から流れ出たと推定され 格納容器を満水まで水張りすべく、上部の漏えい箇所 内容 な水張りを実施。 るデブリの分布状況の把握、サンプリング等を実施。 を、手動または遠隔にて補修。技術開発におけ ◆③と同様 ◆高線量によるアクセス性の制約、格納容器内部環 ◆ ②と同様 る ・格納容器下部のバウンダリ構築(トーラス室にグラウ 境(内部水の濁り、デブリの所在等)が不明 留意点と ト充てんする案も含む)が大前提 ・上記を踏まえた遠隔調査方法及びサンプリング方法 ・ 格納容器漏えい箇所の補修・止水技術・工法 の開発(③と同様) 課題 の開発 ・炉心安定冷却の維持安全確保に向け ・炉心安定冷却の維持 ・未臨界確認 ・炉心安定冷却の維持 た ・未臨界確認 ・格納容器内の放射性物質の拡散防止 ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等) 主な留意点 ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等) 55
  57. 主な時期的目標 ⑥燃料デブリ取り出し計画 作業ステップ3/3 第1期 第2期 第3期 2012年度 2013年 2年後以内 (前) (中) (後) 10年後以内 20~25年後 格納容器下部補修方法確定 HP HP 格納容器下部 HP 格納容器上部補修 HP 格納容器上部 HP 燃料デブリ取り出し方法 止水方法確定 水張り完了 方法の確定 水張り完了 の確定/燃料デブリ収 格納容器内調査 炉内調査方法の確定 納缶等の準備完了 格納容器漏えい箇所調査 ② 格納容器外部からの調査 方法確定 ⑧ 炉内調査・サンプリング ⑤ 格納容器内部調査・サンプリング ⑨ 除染によるアクセス 原子炉建屋止水 ⑦ ▽圧力容器上蓋開放 燃料デブリ取り出し 性確保 目標 ③ 格納容器下部補修 ⑥ 格納容器上部補修 格納容器/圧力容器水張り ① 原子炉建屋内除染 ④ 格納容器部分水張り 燃料デブリの処理・ (実際の除染作業は個々の作業毎に必要な箇所を実施) 処分方法の決定 HP※ TMIと同様に水中での取り出しを想定した一連の作業を記載。 HP :技術的な判断ポイント。現場状況,技術開発成果により、次工程以降を見直していく。 ⑦ 格納容器/圧力容器水張り ステップ ⑧ 炉内調査・サンプリング ⑨ 燃料デブリ取り出し ⇒ 圧力容器上蓋開放 天井クレーン  コンテナ 作業台車 燃料デブリ収納缶  圧力容器上蓋 伸縮管 使用済燃 イメージ 使用済燃 料プール デブリ収納缶 料プール 搬出 水処理装置より 圧力容器 カメラ、切断、掘削、 把持、吸引装置 水処理装置へ 格納容器 格納容器 格納容器 トーラス室 トーラス室 トーラス室 十分遮へいが担保できる水位まで格納容器/圧力容器を 炉内を調査し、デブリや炉内構造物の状態把握、サン 内容 圧力容器/格納容器内のデブリの取り出しを実施。 水張り後、圧力容器上蓋を取り外し プリング等を実施。 技術開発に ◆高線量によるアクセス性の制約、圧力容器内部環 ◆デブリの分布状況によっては技術開発範囲が おける 境(内部水の濁り、デブリの所在等)が不明 拡大(特に格納容器内の燃料取出しはTMIでも経 (⑥により格納容器バウンダリ構築が大前提) 験なし) 留意点と ・上記を踏まえた遠隔調査方法及びサンプリング方 課題 法の開発 ・TMIに比べ、より高度な取り出し技術・工法の開発 ・炉心安定冷却の維持 ・炉心安定冷却の維持 安全確保 ・炉心安定冷却の維持 ・未臨界確認 ・未臨界確認 に向けた ・未臨界確認 ・デブリの収納(閉じ込め等) ・デブリの収納(閉じ込め等) 主な留意点 ・格納容器内の放射性物質の拡散防止 ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等) ・作業員の被ばく低減(遠隔化、遮へい等) 56
  58. 主な時期的目標 ⑦原子炉施設の解体計画 ⑧放射性廃棄物の処理・処分計画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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 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 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水処理二次廃棄物の長期保管及び廃棄体化の検討として、模擬廃棄物を用いた加熱試験や 固化試験等による性状調査等の特性試験を実施中(~2013年)処理・処分の観点で重要となる廃棄物に含まれる核種の放射能濃度を概算するため、滞留 水やガレキ等の分析を継続実施。また、難測定核種に係る未確立の分析技術開発にも着手。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 踏まえ、2012年度中に研究開発計画を策定。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 規制、技術基準等を整備することで廃棄体仕様を確定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 開始。 原子炉施設の解体イメージ 57
  59. 主な時期的目標 ⑨作業円滑化のための体制及び環境整備2012年1月以降、これまで要員の不足による現場作業への支障は生じていない。2012年の最終的な実績は、要員計画(約11,700人)よりも多くなる見込みであ るが、2012年5月時点において福島第一原子力発電所に従事登録している作業員 数は約24,300人となっており、要員の不足は生じない見込み。作業安全確保の観点から、熱中症発生防止のための対策について、2011年度か ら2ヶ月前倒しして、5月から運用開始。また、従来品より通気性の良いカバー オールを2012年6月下旬から配備。2012年4月より、福島第一原子力発電所において車両用のスクリーニング施設及 び除染施設の試験運用を開始。2012年度末を目処に福島第一原子力発電所の正門 付近に新たに出入管理(スクリーニングや保護衣類及び放射線測定器の着用)を 行うための施設を建設する。一部作業員が警報付きポケット線量計(APD)の不正使用を行っていたことに鑑 み、線量管理に関する影響評価、再発防止策を講ずる。また、引き続き作業員に 現行の線量管理ルールの遵守徹底を図っていく。 58
  60. 廃止措置等に向けた研究開発実施にあたっての基本的考え方(1)現場ニーズへの貢献本研究開発の目的は、使用済み燃料プール内の燃料の取り出し及び炉内燃料デブリの取り 出し等の廃止措置等に向けた計画を実施していくために必要な技術課題を解決すること本研究開発は、廃止措置等に向けた作業に直結することから、現場での技術実証までを研 究開発の範囲に含める研究開発の成果が得られる段階等の節目において、次段階に進めるかどうかの判断は、技 術の実現性・妥当性を評価して行う止水技術等の技術的ハードルの高いと考えられる課題は、予め代替方策を検討する(2)国の関与・支援のあり方資源エネルギー庁が研究開発計画の策定やプロジェクト管理において主導的役割を果たし、 文部科学省と連携を図りながら国内外の叡智を結集する研究開発体制を整備する原子力安全・保安院(新規制庁)は、研究開発に伴う現場での試験や実証等に際して、必 要な法制度に基づく安全規制を行う東京電力は廃止措置等に向けた現場作業に責任を有する立場として計画を着実に推進する(3)国内外の叡智を結集するオープンかつ柔軟な実施体制適用可能な国内外の技術及び専門家の知見を活用し、研究開発に反映する諸外国の政府関係機関、国際機関及び民間事業者からの情報・助言や具体的な協力の可能 性を的確に評価し、効果的・効率的な研究開発の仕組みを構築していく 59
  61. 研究開発の実施体制について 研究開発推進本部 事務局 放射性 使用済 燃料デブリ取出し準備ワーキングチーム 遠隔 廃棄物 技術 燃料 共通 処理・処分 プール 炉心 燃料デブリ 基盤 状況 ワーキング 対策 機器・装置開発等 把握 性状把握・ チーム タスク 解析 フォースワーキング サブワーキングチーム(SWT) SWT 処理準備 チーム SWT報告 報告 報告 審議 審議 審議 汚 燃 建 染 料 P デ 模 廃 建 総 C 屋 建 ブ 事 水 棄 集 損 / 屋 デ 擬 デ 処 屋 合 V リ 実 物 合 傷 内 線 / P / P R ・ ブ デ 故 デ デ ブ デ 理 の 体 燃 C C P 炉 リ ブ ブ ブ リ の の 量 R V P V V 燃 リ 進 リ リ 計 ブ の 処 料 遠 P C 内 内 内 展 リ 廃 理 長 の 低 V 漏 V 料 臨 特 処 量 隔 部 部 構 性 棄 処 期 処 減 健 え 止 造 収 界 解 性 理 管 除 計 全 い 調 調 状 物 分 健 理 水 物 納 管 析 把 技 理 安 染 画 性 箇 査 査 技 理 術 方 分 検 全 技 ・補 取 握 析 定 討 性 術 策 評 所 術 策 定 特 修 出 化 価 し 定 23FY‐ 25FY‐ 23FY‐ 24FY‐ 23FY‐ 23FY‐ 23FY‐ 23FY‐ 25FY‐ 27FY‐ 25FY‐ 24FY‐ 23FY‐ 23FY‐ 23FY‐ 24FY‐ 28FY‐ 23FY‐ 23FY‐ 60
  62. 燃料デブリ取り出し作業に係る主な研究開発のイメージ■ 建屋内の遠隔除染技術の開発 ■ 格納容器漏えい箇所特定技術の開発◆ 内容 ◆ 内容漏えい箇所調査、補修等の作業環境改善のため、現場の汚染 格納容器等の漏えい箇所を遠隔で特定する技術の開発。 状況に合った遠隔除染装置を開発する。 ◆ 技術開発のポイント 使用済燃料 DSピット 高線量、狭隘等の過酷環境下における遠隔調査技術の開発◆ 技術開発のポイント プール・汚染形態に応じた有効な除染技術の整理、開発 蒸気乾燥器 想定される損傷箇所(例) ⑨トップフランジ・高線量、狭隘等の過酷環境下における遠隔除染装置の開発 気水 分離器 及びマンホール ⑪燃料交換ベローズ 除染技術(例) ⑩ウェルシールベローズ 表面はつり 高圧水洗浄 圧力容器 タ ー ビ ン デブリ 格納容器 建 屋 ⑥D/W電気ペネトレーション ①D/Wシェル トーラス室 ⑦エアロック 自走式ブラッシング ストリッパブルペイント 止水 ⑧機器ハッチ ④S/Cマンホール ⑫RPVペデスタル 漏えい ⑤ベントノズル ③ベント管ベローズ ①S/Cシェル ②S/Cペネトレーション■ 格納容器内部調査技術の開発 ■ 水張り技術の開発(補修・充てん等)及び工法・装置開発◆ 内容 ◆ 内容格納容器内の状態及び燃料デブリの状況把握のため遠隔に 漏えい箇所(トーラス室、格納容器等)を補修するため、遠隔による止水方策及び補修技術を開発する。よる調査工法、装置を開発する。 ◆ 技術開発のポイント◆ 技術開発のポイント 貫通孔に対する補修技術(例) ・高線量、狭隘等の環境下における遠隔補修技術の開発・高温、多湿、高線量下における遠隔調査技術の開発 ・水中(PCV下部等)で適用可能な補修技術・放射性物質の飛散防止システム シートリング (シール部の シートリング 内部調査技術(例) 鋼製カバー 強化) (耐久性素材) エアロック 鋼製カバー (ハッチ部の 押さえリング付 押さえリング付 予備バウンダリ) スパイダー スパイダー シールパッキン ミラー ターンバックル (パッキン固定具) 放射性物質の ターンバックル飛散防止システム →ドライウェル← (パッキン固定具) 内部 格納容器 機器ハッチ カメラ 61
  63. 放射性廃棄物処理・処分に係る研究開発のイメージ アウトプットの流れ1.性状調査 2.長期保管技術 処理・処分技術の確立まで安定保管する必調査のポイント 技術開発のポイント 要がある・ガレキ・スラッジ・除染廃液など従来の廃棄物と性状が異なる ・塩分(腐食)、高放射線(発熱・水素・表面線量)による影響。 (核種組成・塩分含有など)。 ・想定する保管期間をどのくらいに設定するか。・各技術開発に資する基本情報を把握。 ・保管のための処理の要否。従来廃棄物との相違点例・主要核種:Co-60、C-14など。 →今回:Cs-137、Sr-90など。・海水が5~9割混入しNa濃度がTMIの5倍。 スラッジの例 (JAEA作成) →Cs吸着性能低下、廃棄物発生量増加。・スラッジなど化学組成が不明なものも存在。 →分析により同定が必要。 ゼオライトの例アウトプット 水処理二次廃棄物保管施設(例) 除染や燃料デブリ取出しに伴い高線量で・核種別の放射能濃度 輸送が困難な試料が多量発生すると想定・含有成分 されるため、1F近傍にホットラボ施設を アウトプット KURION吸着塔の温度分布、水素分布評価・物理化学的特性 等 設置する検討も必要 ・各廃棄物の長期保管形態 (JAEAによる)3.処理技術 4.処分技術技術開発のポイント 廃棄物を容器に詰め、セメントで 技術開発のポイント・既存技術をベースにする。 固める等の加工をして処分場に埋 ・既存処分概念をベースにする。・前処理・固型化技術が適用可能か。 設できるよう加工すること ・安全評価上問題となる課題を抽出・解決する。 既存概念 人工バリアの例(余裕深度処分)処分容器の例 固形化の例 粘土混合土で埋戻し ピット処分:地下+数mに設けら ドラム缶 角型容器 セメント固化設備の基本フロー れたコンクリート製の人工構築物 (ピット)に廃棄体(ドラム缶な 出典:日本原子力産業会議(編)放射性廃棄物管理-日本 ど)を定置した後、セメント系充 の技術開発と計画-、1997年7月、P81 てん材で一体的に固めて埋設するアウトプット・保管向け処理方法・廃棄体製作方法 アウトプット・廃棄体性能 ・廃棄物の処分方法(必要な埋設深度や人工バリア構成など) 既存技術が適用困難な廃棄物については新たな処分概念構築を含めた技術開発が必要 62
  64. プラントの状況把握と燃料デブリ取り出しに向けた研究開発に着手(1号機)格納容器内部の画像取得やデータ直接採取(雰囲気温度,滞留水温度,滞留水水位,線量, 滞留水採取・分析)等を目的に,調査装置を挿入し格納容器内部の調査を実施予定 (2012/8~9の間で調査を予定)。格納容器漏えい箇所の調査・補修について検討中。トーラス室内等の状況を把握するため, 原子炉建屋1階床配管貫通部よりCCDカメラ等を挿入し調査を実施(2012/6/26)。 1号機 原子炉格納容器内部調査概要 X-100Bペネ 窒素封入流量 RPV:14.0Nm3/h 建屋カバー SFP温度:24.0℃ 給水系:3.4m3/h CS系:2.0m3/h 1号トーラス室調査概要 PCV内温度:約35℃ RPV底部温度:約35℃ トーラス室内雰囲気線量: PCV水素濃度 A系:0.03vol% 最大約10Sv/h 窒素封入流量 B系:0.03vol% PCV:22.0Nm3/h (6/26/2012測定) トーラス室水位:約OP4,000(H24.6.26測定) 原子炉水位:未確認 タービン建屋水位:OP3,264(H24.6.26時点) 原子炉建屋 タービン建屋 ※プラント関連パラメータは2012年7月3日 5:00現在の値 63
  65. プラントの状況把握と燃料デブリ取り出しに向けた研究開発に着手(2号機)格納容器貫通部(ペネ)からイメージスコープ等を挿入し内部調査を実施 (2012/1/19,3/26,3/27)トーラス室内等の状況を把握するため,ロボットによりトーラス室内を調査 (2012/4/18)。トーラス室・階段室内の滞留水水位測定を実施(2012/6/6,6/28) 2号機 原子炉格納容器内部調査概要 水面上部 水中 格納容器壁面 窒素封入流量 RPV:16.0Nm3/h SFP温度:26.4℃ 熱電対 給水系:3.1m3/h CS系:5.2m3/h 2号トーラス調査結果(4/18) RPV底部温度:約50℃ PCV内温度:約50℃ PCV水素濃度 A系:0.13vol% 窒素封入流量 B系:0.13vol% PCV:5.0Nm3/h トーラス室水位:約OP3,260(H24.6.6測定) PCV内雰囲気線量: 最大約73Sv/h 原子炉水温度:約50℃ S/Cマンホール(南東) 原子炉水位:PCV底部+約60cm タービン建屋水位:OP3,110(H24.6.26時点) 赤数値: 原子炉建屋 タービン建屋 線量率 (mSv/h) 64 ※プラント関連パラメータは2012年7月3日 5:00現在の値
  66. プラントの状況把握と燃料デブリ取り出しに向けた研究開発に着手(3号機)格納容器内部調査に向けて,ロボットによる原子炉建屋1階TIP室内の作業環境調査を 実施(2012/5/23)。トーラス室内等の状況を把握するため,トーラス室・階段室内の滞留水水位測定を実施 (2012/6/6)。 TIP室作業環境測定 3号機 窒素封入流量 SFP温度:24.6℃ RPV:16Nm3/h 給水系:3.8m3/h CS系:4.8m3/h RPV底部温度:約50℃ PCV内温度:約45℃ 3号トーラス・階段室水位測定 PCV水素濃度 窒素封入流量 A系:0.24vol% PCV:0Nm3/h B系:0.23vol% 安全第一 安全第一 安全第一 安全第一 安全第一 福島第一 福島第一 福島第一 福島第一 トーラス室水位:約OP3,150(H24.6.6測定) 原子炉水位:未確認 タービン建屋水位:OP3,206(H24.6.26時点) 原子炉建屋 タービン建屋 滞留水水位測定記録 ※プラント関連パラメータは2012年7月3日 5:00現在の値 3号機階段室(北西) 65
  67. 4.福島第一原子力発電所の現況 66
  68. 福島第一原子力発電所のプラントパラメータ(2012年8月7日11時) 原子炉注水状況[m3/h] 原子炉建屋 原子炉格納容器(PCV) 1号機 2号機 3号機 原子炉圧力容器(RPV) 使用済 給水系 2.9 2.0 2.5 燃料貯蔵プール CS系 2.2 5.5 5.2原子炉圧力容器底部温度[℃] 1号機 2号機 3号機 燃 料 38.7 51.4 49.2原子炉格納容器内温度[℃] 1号機 2号機 3号機 39.8 50.9 45.1使用済燃料プール水温度[℃] 圧力抑制室 1号機 2号機 3号機 4号機 ※各計測器については、地震やその後の事象進展の影響を受けて、通常の使用環境条件を超え ているものもあり、正しく測定されていない可能性の計測器も存在している。プラントの状 況を把握するために、このような計器の不確かさも考慮したうえで、複数の計測器から得ら 30.0 30.3 28.9 37 れる情報を使用して変化の傾向にも着目して総合的に判断している。 ※片系の値のみ記載 67
  69. 構内の線量測定作業に伴う被ばく線量の管理・低減のため、構内の線量マップを作成し、注意喚起を行っています。敷地内には多くの瓦礫が存在し、高線量のものがあります。現在、重機を用いて撤去作業を実施中 です。 68
  70. モニタリングデータ(福島第一原子力発電所敷地周辺) 福島第一原子力発電所敷地周辺の線量計測結果は以下の通りです。 引き続き周辺環境のモニタリングを継続監視いたします。モニタリングポスト空間線量率 μ Sv/h 福島第一発電所敷地境界での線量率推移 2012年8月7日12:00 100000 単位:マイクロシーベルト毎時 西門 10000 正門 3.7 1000 6.8 100 10 8.3 1 7.7 0 .1 0 .0 17.8 3/11 4/20 5/30 7/9 8/18 9/27 11/6 12/16 1/25 3/5 4/14 5/24 7/3 8/12 7 220 21 4.6 8.5 6.4 事故直後 2012年3月 69
  71. 敷地内・敷地付近の核種分析データ 発電所敷地内の土壌からプルトニウム、ストロンチウムが検出されました。 今後も、同様のサンプリング調査を実施してまいります。<核種分析結果※> 5,6号機 放水口北側[8/6 7:25採取] I-131: 検出限界以下グラウンド Cs-134:検出限界以下Pu-238: 0.084±0.0097 Bq/kg [3/26採取] Cs-137:検出限界以下 (通常値は、検出限界以下~0.15) 6号機 5号機西門付近 [8/6 7:00~12:00採取] 4号機スクリーン海水(シルトフェンス外側)I-131: 検出限界以下 [8/6 6:26採取]Cs-134: 検出限界以下 I-131: 検出限界以下Cs-137: 検出限界以下 Cs-134: 30Bq/L(0.50倍) Cs-137: 50Bq/L(0.56倍) 1号機 2号機 3号機 4号機産廃処分場近傍Pu-238: 検出限界以下 [3/26採取] 南放水口付近[8/6 7:05採取] (通常値は、検出限界以下~0.15) I-131: 検出限界以下 Cs-134:検出限界以下 Cs-137:検出限界以下※検出核種のうち、代表的な核種の濃度を記載(括弧内の倍率は法令の濃度限度との比) : 海水、 : 空気、 : 土壌※この他にも多くの地点でサンプリングを実施 I: ヨウ素、Cs: セシウム、Pu: プルトニウム 70
  72. モニタリングデータ(福島第一原子力発電所周辺)福島第一原子力発電所周辺地域における空間線量率の測定結果 出所:文部科学省Webサイトより 71
  73. 周辺住民の避難福島第一、第二から国への報告に基づき、国は以下の通り屋内退避・避難などの措置をとりました。2011年3月11日(金) 14:46 地震発生 19:03 緊急事態宣言(福島第一) 21:23 半径3km圏内の避難指示(福島第一) 半径10km圏内の屋内退避指示(福島第一)3月12日(土) 5:44 半径10km圏内の避難指示(福島第一) 7:45 半径3km圏内の避難指示(福島第二) 半径10km圏内の屋内退避指示(福島第二) 17:39 半径10km圏内の避難指示(福島第二) 18:25 半径20km圏内の避難指示(福島第一)3月15日(火) 11:00 半径20km~30km圏内の屋内退避指示(福島第一)4月21日(木) 11:00 半径20km圏内を警戒区域に設定(福島第一) 半径8km以遠区域の避難解除指示(福島第二)4月22日(金) 9:44 半径20km~30km圏内の屋内退避解除(福島第一) 計画的避難区域及び緊急時避難準備区域の設定6月16日(木) 午後 特定避難勧奨地点の設定9月30日(金) 18:11 緊急時避難準備区域の解除指示12月26日(月) 原子力緊急事態解除宣言(福島第二)2012年3月30日(金) 警戒区域、避難指示区域等の見直し(川内村、田村市、南相馬市)6月15日(金) 飯舘村における計画的避難区域の見直し7月31日(火) 楢葉町等における避難指示区域及び警戒区域の見直し 出所:経済産業省Webサイトより 72
  74. 事故に伴う大気への放出量の推定について 事故に伴う放射性物質の放出量について推定し、2012年5月24日に公表しました。 大気中へ放出した放射性物質については、4月以降の放出量は、3月の放出量の1%未満であったことから、大気へ の放出量の推定期間は2011年3月12日から同年3月31日までとしています。 各機関での推定手法は異なりますが、Cs-137については、当社の結果は、他機関の結果とほぼ同等な値となって おります。一方、I-131については、当社の結果は他機関の3倍程度となっており、今後もこの要因を検討してい く必要があると考えます。 放出量 単位:PBq注1 希ガス I-131 Cs-134 Cs-137 INES評価注3 当社注2 約500 約500 約10 約10 約900 日本原子力研究開発機構 - 150 - 13 670 原子力安全委員会(H23/4/12,H23/5/12) 日本原子力研究開発機構 - 130 - 11 570 原子力安全委員会(H23/8/22) 日本原子力研究開発機構(H24/3/6) - 120 - 9 480 原子力安全・保安院(H23/4/12) - 130 - 6.1 370 原子力安全・保安院(H23/6/6) - 160 18 15 770 原子力安全・保安院(H24/2/16) - 150 - 8.2 480 IRSN(フランス・放射線防護原子力安全研究所) 2000 200 30 - 【参考】チェルノブイリ原子力発電所の事故 6500 1800 - 85 5200 (注1)1PBq(ペタベクレル)=1000兆Bq=1015Bq (注2)当社の推定値は、2桁目を四捨五入しており放出時点のBq数。希ガスは、0.5MeV換算値。 (注3)INES評価(国際原子力指標尺度)は、放射能量をヨウ素換算した値。他機関との比較のため、I-131と Cs-137のみを対象とした。(例:約500PBq+約10PBq×40(換算係数)=約900PBq) 73
  75. 地下水流入に対する対策地下水バイパス:山側から流れてきた地下水を,建屋の上流にて揚水し,地下水の流路を変更することで,建屋への流入量を抑制します。地下水(サブドレン※)汲み上げ:サブドレン水を汲み上げ,地下水位を低下することで,建屋への流入量を抑制します。※地下水の建物内への侵入防止のためピット内のポンプにより地下水を汲み上げ,地下水位のバランスをとるもの。 地下水バイパス 地下水(サブドレン)汲み上げ サブドレンポンプ 稼働により 現状 地下水抜水 地下水の流れ(山側→海側) 地下水 揚水井 バイパス後 地下水位の 低下 建屋内侵入 地下水の流れ(山側→海側) 防止 地下水バイパス 74
  76. 滞留水貯蔵タンクの状況構内の他エリアについては,が 油分分離装置 除染装置れきや伐採木置 炉注水き場として利用 ポンプ予定がある,あるいは斜面の敷地造成が必要と 蒸発濃縮水タンクなるなどによりタンク増設が困難 セシウム吸着装置となっている。 第二セシウム吸着装置 流 伐採 れ 淡水化装置 木 多核種 除去設備 RO濃縮水タンク 設置予定 蒸発濃縮水タンク :水移送ライン 淡水タンク :タンク設置エリア :タンク増設可能エリア 1~4号機 水処理設備配置図 (但し,地盤耐力,既設 埋設物,送電線等による 制限有り) 淡水用,RO濃縮水タンク :地下貯水槽 現在設置済み 約19.8万トン(空き容量 約3.1万トン:6/19/2012時点) 現在さらに1万トン程度の増設,タンクのリプレース,地下貯水槽設置を実施中 75
  77. 滞留水貯蔵タンクの増設鋼製角形タンクを大型鋼製丸形タンクにリプレースします(2012年9月まで順次実施)。  約34,000トンの増量  貯蔵量の増加・確保  敷地の有効利用既設のEエリアタンク 合計容量:8,000トン リプレース後 合計容量:42,000トン地盤条件等により地上大型タンクが設置できないスペースに,地下貯水槽を設置します。 水面位置 盛土 地盤 プラスチック製枠材 3重シート(2重遮水シート+ベントナイトシート) 断面図 76
  78. ガレキ等の敷地境界線量低減対策コンクリート・金属は49,000m3 ,伐採木は 61,000m3を放射線量に応じて保管中(2012年6月5日時点)更なる敷地境界線量の低減対策として,土や土嚢等による遮へい対策を施した 一時保管施設を設置する。 貯蔵容量:4000m3/箇所,設置数:2箇所,1槽目の準備工事完了。瓦礫保管エリア伐採木保管エリア 保管場所 種類 保管方法 保管量 エリア占有率 平面図 固体廃棄物貯蔵庫 コンクリート、金属 容器 410 個 45 %瓦礫保管エリア(予定地)伐採木保管エリア(予定地) BA G A:敷地北側 コンクリート、金属 仮設保管設備 11,000 m3 97 % 20m B:敷地北側 コンクリート、金属 容器 450 個 98 % L C:敷地北側 コンクリート、金属 屋外集積 27,000 m3 78 % D:敷地北側 コンクリート、金属 屋外集積 2,000 m3 56 % C H E:敷地北側 コンクリート、金属 屋外集積 3,000 m3 76 % D F:敷地北側 コンクリート、金属 容器 100 個 99 % I 合計(コンクリート、金属) 49,000 m3 79 % FE G:敷地北側 伐採木 屋外集積 18,000 m3 84 % H:敷地北側 伐採木 屋外集積 16,000 m3 88 % M I:敷地北側 伐採木 屋外集積 11,000 m3 100 % 80m J:敷地南側 伐採木 屋外集積 12,000 m3 77 % K:敷地南側 伐採木 屋外集積 5,000 m3 100 % 固体廃棄物貯蔵庫 合計(伐採木) 61,000 m3 87 % A A’ A-A´断面図 遮へい用覆土1m以上 観測孔 遮水シート 保護シート J K 約6m 保護土 瓦礫等 地盤 覆土式一時保管施設の概略図 77
  79. 使用済燃料プール内の燃料の取り出し開始(4号機,2013年中)燃料取出し用カバー設置に向けて,原子炉建屋上部のガレキ撤去,ガレキ撤去用構台設置作 業中 (3号機:平成24年度末頃,4号機:平成24年度中頃ガレキ撤去完了予定)3号機:水中カメラを遠隔操作し,使用済燃料プール内を調査(2012年4月13日)4号機:遠隔水中探査機を利用した使用済燃料プール内瓦礫分布調査を実施(2012年3月 19日~3月21日)し,ガレキ分布マップを作成(2012年4月)3号機3号機 4号機 4号機 2011/9/10 2012/6/18 2011/7 2012/6 使用済燃料プール内の水中事前調査 使用済燃料プール内の水中事前調査 使用済燃料プール内瓦礫分布調査 使用済燃料プール内瓦礫分布調査 遠隔水中探査機 使用済燃料プール内 Remotely Operated Vehicle (ROV) (キャスク置き場から撮影) 燃料ハンドル プロペラ 燃料ラック 燃料交換機の一部 使用済燃料プール内 カメラ (キャスク置き場から撮影) 照明 78
  80. ロボット等遠隔操作機器の導入作業者の被ばく線量低減のためロボット等の各種遠隔操作機器を活用しています。高線量が懸念される場所の遠隔目視確認、線量測定等の現場調査や清掃等の作業を実施し ています。<主な現場導入済みロボット> 名称 Quince サーベイランナー Packbot Warrior 外観 作業内容 屋内各種調査 等 屋内各種調査 等 屋内外各種調査 等 屋内外各種作業用 1号機原子炉建屋内線源/線量率 2号機原子炉建屋5階状況調査 2号機トーラス室内調査 調査(γカメラによる撮影結果) (2012/6/13) (2012/4/18) (2012/5/14~5/18) 79
  81. 国際原子力機関(IAEA)調査団の視察国際原子力機関(IAEA)が暫定的な事故調査のため平成23年5月24日~6月1日ま で来日しました。IAEAの調査団は、世界の原子力界に対して、世界の原子力安全について学び、安全を 向上するために福島事故という類のない機会を活用すべく、15項目の結論と16項目の 教訓を提示しました。 出所:原子力安全・保安院Webサイト 80
  82. 放射線量と健康被害の関係 (実効線質当量 (ミリシーベルト)(全身被ばく)99%の人が死亡 7,000~10,000 10000(全身被ばく)50%の人が死亡 3,000~5,000 1000 今回(福島第一)限定の緊急作業の上限 250 (全身被ばく)リンパ球の減少 500 通常の緊急作業の上限 100 100 放射線業務従事者等の上限(1年間)50暮 ブラジル、ガラパリ市街地 10 胸部X線コンピュータ断層 の自然放射線(年間)10ら 撮影検査(CTスキャン)6.9し 1人当たりの自然放射線の (世界平均、年間)2.4 一般公衆の線量限度中 1 (年間、医療は除く)1.0の 胃のX線集団検診放 (1回)0.6射 東京-ニューヨーク航空機旅行 (往復)0.19 0.1 原子力発電所周辺の目標値線 (高度による宇宙線の増加) (年間)0.05 注)自然放射線の量については、呼吸によるラドンの効果を含めた場合の値。 【出典】UNSCEAR 2000 Report,”Sources and Effects of Ionizing Radiation”ほか 81
  83. 5.地震の教訓と対策(1)安全対策の実施 82
  84. 原子力発電所における安全対策の概要 政府、原子力安全・保安院は、事故の教訓から緊急安全対策の実施を指示し、これに応えて各電力会社は自社の原子力発電所に必要な対策を実施しています。 (6) 逃がし安全弁による原子炉(1) 全交流電源喪失時 (2) 原子炉への注水機能確保 の減圧機能確保 の電源確保 水中ポンプ 燃料プール冷却浄化系ポンプ (3) 使用済燃料プールへの注水機能確保 (可搬式) 原子炉建屋 熱交換器 ※ 海 原子炉冷却材浄化系ポンプ (4) 注水用淡水水源の確保 熱交換器 ※ 原子炉格納容器 (7) 可搬式水中ポンプによる海水系機能確 保 ※ 使用済燃料プール 予備窒素ガスボンベ コントロール センター 充電器 逃し安全弁 電源車 タービンへ 蓄電池 原子炉 低圧 消防車 配電盤 ディーゼル駆動 ほう酸注入系 消火ポンプ 制御盤 ポンプ ろ過水タンク(8) 建屋の防水性 改善 ※ 非常用 海 復水貯蔵槽 または 純水タンク 復水貯蔵槽 純水移送 ポンプ(5) 原子炉格納容器の 予備窒素ガスボンベ 凡例 燃料プール冷却浄化 格納容器ベント弁 原子炉隔離時冷却系ポンプ 補給水ポンプ 消火系ライン 系ライン 減圧機能確保 補給水系ライン 原子炉冷却材浄 化系ライン 原子炉隔離時 電源供給ライン 冷却系ライン 83
  85. 原子力発電所における安全対策(緊急時対応訓練) 緊急時対策本部 空冷式ガスタービン発電機車(4500kVA) 電源ケーブル がれき撤去車 84
  86. さらに実施する津波対策の概要-柏崎刈羽原子力(1) 注水・除熱機能の強化 水素滞留の防止 注水・除熱機能の強化 - 代替水中ポンプ (1)原子炉建屋トップベント設備の設置 (2)発電所構内に水源(貯 - 代替海水熱交換器 - 予備ホース 水池)を設置 原子炉建屋等へ 海 その他 (1) モニタリングカーの追加配備浸水防止対策の強化 電源確保の強化(1)防潮堤の設置 (1)ガスタービン発電機車等の追加配備(2)防潮壁等の設置 (2)緊急用の高圧配電盤の設置(3)原子炉建屋の水密扉化 (3)緊急用高圧配電盤から原子炉建屋への常 設ケーブルの敷設 (2) 高台への緊急時用資機材倉庫の 設置 緊急安全対策の信頼性をさらに高めるため、冷温停止の迅速化等、 津波に対する防護処置などを計画し、中長期対策として実施してまいります。 85
  87. さらに実施する津波対策の概要-柏崎刈羽原子力(2)緊急安全対策の信頼性をさらに高めるため、冷温停止の迅速化等、津波に対する防護処置などを計画し中長期対策として実施。 消防車(8台) 電源車(500~750kVA14台,このほかにガス タービン車 4500kVA2台) 高さ10m(海抜15m)の 防潮堤 津波対策の水密扉 86
  88. さらに実施する津波対策の概要-柏崎刈羽原子力(3)淡水貯水池の概要 耐摩耗性ゴム(厚さ:約8.5mm) 内径 約150mm 耐圧・耐摩耗ホ-スの一例 送水配管のイメージ 淡水貯水池 縦:64m × 横:120m × 高さ:6.5m 最大水深:4.8m 容量:約2万m3(有効容量:1.8万m3) 送水配管 材質:耐摩耗性ゴム(厚さ 約8.5mm) 淡水貯水池と井戸の位置 送水ラインイメージ 直径:約150mm(内径) 給水ラインイメージ A–A断面 淡水貯水池の断面イメージ 87
  89. さらに実施する津波対策の概要-柏崎刈羽原子力(4)地下軽油タンクの概要・全交流電源喪失時のバックアップ電源とし て、緊急用高圧配電盤から非常用高圧配電 盤へ常設ケーブルを布設し、緊急用の電源 供給ラインを常時確保。・空冷式ガスタービン発電機車から緊急用高 圧配電盤への常設ケーブルも布設。・空冷式ガスタービン発電機車へ安定した燃 料供給を確保するために、地下軽油タンク を設置。 タンクローリー車 空冷式ガスタービン発電機車 工事用変電所建屋 緊急用高圧 配電盤 地下軽油タンク 常設ケーブル(布設済) タンクの様式:二重殻タンク 空冷式ガスタービン発電機車 ~ 緊急用高圧配電盤 タンク容量 :5万リットル 常設ケーブル(布設済) 緊急用高圧配電盤 ~ 各号機 非常用高圧配電盤 タンク数 :3基 88
  90. 柏崎刈羽原子力発電所における津波対策の実施状況 平成24年6月21日現在 全体スケジュール 項目 平成23年度 平成24年度 ▼ 6月21日現在 平成25年度 H25年度第1四半Ⅰ.防潮堤(堤防)の設置 設計 11月着工 期頃完了予定Ⅱ.建屋への浸水防止 H24年度下期頃(1)防潮壁の設置(防潮板含む) 4月着工 完了予定 H24年度下期頃(2)原子炉建屋等の水密扉化 設計 9月着工 完了予定Ⅲ.除熱・冷却機能の更なる強化等(1)水源の設置 設計 H24年2月着工 H24年度上期頃完了予定(2)空冷式ガスタービン発電機車等の追加配備 7月手配 H24年3月配備完了(3)緊急用の高圧配電盤の設置と原子炉建屋への 設計・製作 8月着工 H24年4月完了 常設ケーブルの布設 H24年度下期頃(4)代替水中ポンプ及び代替海水熱交換器設備の配備 設計 8月着手 完了予定(5)原子炉建屋トップベント設備の設置 設計 10月着工 H24年度上期頃完了予定(6)環境モニタリング設備等の増強 設計・手配 H23年10月配備完了 ・モニタリングカーの増設 H25年度第1四半(7)高台への緊急時用資機材倉庫の設置 設計 H24年7月頃着工予定 期頃完了予定 89
  91. 柏崎刈羽原子力発電所における津波対策の実施状況 平成24年6月21日現在 項目 1号機 2号機 3号機 4号機 5号機 6号機 7号機Ⅰ.防潮堤(堤防)の設置 工事中 工事中Ⅱ.建屋への浸水防止(1)防潮壁の設置(防潮板含む) 完了 工事中 工事中 工事中 海抜15m以下に開口部なし(2)原子炉建屋等の水密扉化 完了 設計中 設計中 設計中 完了 完了 完了Ⅲ.除熱・冷却機能の更なる強化等(1)水源の設置 工事中(2)空冷式ガスタービン発電機車等の追加配備 配備済(3)-1 緊急用の高圧配電盤の設置 完了(3)-2 原子炉建屋への常設ケーブルの布設 完了 完了 完了 完了 完了 完了 完了 今定検時(4)代替水中ポンプ及び代替海水熱交換器設備の配備 配備済 設計中 設計中 設計中 配備済 配備予定 配備済(5)原子炉建屋トップベント設備の設置 完了 設計中 設計中 設計中 完了 完了 完了(6)環境モニタリング設備等の増強 配備済 ・モニタリングカーの増設(7)高台への緊急時用資機材倉庫の設置 設計中 :設計中、準備工事中 :工事中 :完了※ より一層の信頼性向上のための津波対策を引き続き実施してまいります。 90
  92. (2)除染への取り組み 91
  93. 除染に向けたモニタリングの取り組み(内閣府・文部科学省および当社) 国は除染モデル実証事業や市町村の除染計画策定を支援する専門家派遣事業を実施しています。当社は、専門家派遣事業に参加しています。 土壌採取状況 空間線量率測定状況基礎データ収集モニタリング 広域モニタリング測定作業 モニタリングカーによる測定作業 空間線量率の測定 92
  94. 当社の除染の取り組み環境省が行う除染実施計画の立案や実施のための詳細モニタリング(H23.1月~H24.4 月)(当社の測定員、延べ約590人・日が測定を実施)内閣府による除染モデル実証事業に放射線管理や工事管理で参加(最大39人)自衛隊による役場除染において、モニタリング、除染技術、排水処理、廃棄物管理などに、 36名が継続して参加。福島県内の市町村が実施する除染活動(延べ650人・日/2012年5月末現在) 自衛隊の除染作業に参加 除染の様子(大熊町内) (撮影日:平成23年11月4日) 93
  95. (3)電力の安定供給への取り組み 94
  96. 電力の安定供給に向けて(火力電源の早期復旧) 被災した火力発電設備の早期復旧被災した発電設備 出力 復旧時期 鹿島火力1-6号機 440万kW 平成23年夏常陸那珂火力1号機 100万kW 平成23年夏 広野火力1-5号機 380万kW 平成23年夏 大井火力1-3号機 105万kW 平成23年3月 広野火力発電所 千葉火力2-1 36万kW 平成23年3月 五井火力4号機 26.5万kW 平成23年3月 横浜火力8-4 35万kW 平成23年3月東扇島火力1号機 100万kW 平成23年3月 鹿島共同 105万kW 平成23年夏 相馬共同 200万kW 平成23年冬 常磐勿来7-9号機 105万kW 平成23年夏 常陸那珂火力発電所 95
  97. 電力の安定供給に向けて(緊急電源の設置) 供給力確保に向けた緊急設置電源 設置場所 出力 対策時期 姉崎火力 0.6万kW 平成23年夏 袖ヶ浦火力 11万kW 平成23年夏 千葉火力 33万kWx2台 平成23年夏 千葉火力 33万kWx1台 平成24年夏 千葉 コンバインド 50万kW 平成26年夏 サイクル化 大井火力 21万kW 平成23年夏 川崎火力 13万kW 平成23年夏 横須賀火力 33万kW 平成23年夏 平成23年夏、 常陸那珂火力 25万kW 24年3月廃止 鹿島火力 80万kW 平成24年夏 鹿島 コンバインド 45万kW 平成26年夏 サイクル化 96
  98. (4)知見の共有 97
  99. 知見の共有 園田 康博 内閣府大臣政務官 細野 豪志 原発事故の収束及び 再発防止担当大臣エリック ベッソンフランス産業・エネルギー・デジタル経済大 ジョン V. ルース臣 駐日米国大使天野 之弥 ローレン ストリッカーIAEA事務局長 グレゴリー ヤツコ 米国原子力規制委員会(NRC) 委員長 世界原子力発電事業者協会(WANO)世界議長 98

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