Fugen Decommissioning Project ふげんの廃止措置 …...Fugen Decommissioning Project ふげんの廃止措置について関西電力美浜発電所1,2,3号機 (PWR) 高速増殖原型炉

Fugen Decommissioning Project

ふげんの廃止措置について関西電力美浜発電所1,2,3号機 (ＰＷＲ)

高速増殖原型炉「もんじゅ」（FBR)

日本原子力発電

敦賀発電所1,2号機 (ＢＷＲ・ＰＷＲ）

敦賀半島

原子炉廃止措置研究開発センター「ふげん」（ATR)

日本原子力発電

敦賀発電所3,4号機

予定地（APWR）

福井県

敦賀市街

敦賀湾

大阪

京都名古屋

敦賀

日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

森下喜嗣


ふげん廃止措置情報目的外使用・複製・開示禁止原子力機構原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）

目次

「ふげん」について

「ふげん」の廃止措置への取組み

廃止措置計画

除染、解体、廃棄物管理

福島第一原子力発電所の廃止措置との比較

2



新型転換炉「ふげん」のしくみ

「ふげん」

比較例：軽水炉（BWR)

炉容器の型減速材冷却材

ふげん圧力管型重水軽水

軽水炉圧力容器型軽水軽水

3



Core

Recirculation

pump

Steam drum

Fuel channels

(224 Pressure tubes)

Lower (Distribution)

header To Turbine

From

Turbine

Calandria Vessel

蒸気ドラム

下部ヘッダタービンへ

タービンから

原子炉出力 -熱出力: 557 MWt

-電気出力: 165 MWe

炉心

高さ : 3,700 mm

直径 : 4,050 mm

燃料チャンネル数 : 224

重水系 -重水装荷重量 : 160 t

-重水温度: 70 oC

原子炉

冷却系

-冷却材 : 軽水（H2O）

-圧力 : 68 kg/cm2

-温度 : 284 oC

（蒸気ドラム部）

-炉心流量: 7,600 t/h

-再循環回路数: 2ループ

炉心

再循環ポンプ

燃料チャンネル（224チャンネル）

カランドリアタンク

「ふげん」の原子炉冷却系概要

4



｢ふげん｣のあゆみ

建設試

験運転廃止措置準備

S45.12 建設開始

S53.3初臨界

S54.3 運開

H15.3 運転終了

H20.2.12 廃止措置計画認可運転期間：25年(初臨界から）設備利用率：約62％(運開から）発電電力量：219億kWh MOX燃料装荷体数：772体

設計

S45.3 設置許可申請

S47.2 設置変更許可 (Pu利用に向けて)

H24.3.22 廃止措置計画変更

S56.10 軽水炉回収Puを使用

S59.6 軽水炉回収Uを使用

S63.6 ふげん回収Puを使用 (核燃料サイクルの輪の完結)

H15.8 全炉心燃料の取出し

廃止措置研究

H15.12 系統化学除染 H16.2 原子炉冷却材水抜き

H20.12 制御棒全取出し

H15.9 ATR開発の終了

H22.4高経年化分析室 (ﾎｯﾄﾗﾎﾞ)開設

敦賀国際廃止措置ｾﾐﾅｰ H17.5 H20.10

S42.10 動燃事業団設立

S41.5 原子力委員会決定（ATR,FBRを自主開発）

S57.8 ATR実証炉建設主体決定

H7.8 ATR 実証炉建設計画中止

H10.10 サイクル機構へ改組

H16.4 米国原子力学会(ANS)ﾗﾝﾄﾞﾏｰｸ賞受賞 H22.3 日本原子力学会

原子力歴史構築賞受賞

H17.10 原子力機構設立

H22.4 中部電力との技術協力協定締結

H20.6 主蒸気系解体着手

H27.2.13 ｸﾘｱﾗﾝｽ測定・評価

方法の認可申請

廃止措置

5



廃止措置は下記の４段階の期間に区分して実施 ■ 使用済燃料搬出期間

使用済燃料、重水の搬出を行う。使用済燃料の保管に係る安全確保のための機能を維持管理し、その機能に影響を与えない範囲で、使用しなくなった放射能レベルの比較的低い施設・設備及び汚染のない施設・設備の解体撤去を行う。

■ 原子炉周辺設備解体撤去期間使用済燃料の搬出完了によって使用しなくなった放射能レベルの比較的低い施設・設備及び汚染のない施設・設備等の他、原子炉領域解体撤去に用いる遠隔解体装置等の設置範囲に干渉する設備・機器の解体撤去を行う。

■ 原子炉本体解体撤去期間放射能レベルの比較的高い原子炉領域の解体撤去を行う。また、汚染したすべての設備・機器を解体撤去し、建屋及び構造物の汚染除去を行い、すべての管理区域を解除する。

■ 建屋解体期間廃止措置対象施設を解体する。

廃止措置準備期間

使用済燃料搬出期間原子炉周辺設備解体撤去期間

原子炉本体解体撤去期間建屋解体期間

主要施設の解体撤去

汚染の除

去・廃棄

物処理

原子炉領域の解体

換気系等解体

原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設等の解体

核燃料物質取扱施設・貯蔵施設、重水系・ヘリウム系等の解体

▲原子炉廃止措置研究開発センターへ移行（ H20.2.12 ）

建屋解体管理区域解除

使用済燃料搬出

重水回収・搬出／乾燥保管

運転終了

H29年度 H34年度 H43年度 H45年度 ▼廃止措置計画認可

▲廃止措置計画変更届出(H24.3.22) （再処理施設耐震裕度向上工事と震災影響で使用済燃料搬出期間を５年繰り延べ）

重水搬出・トリチウム除去

核燃料物質による汚染の除去

放射性廃棄物の処理処分

建屋除染

熱交換器類、放射性廃棄物貯蔵タンク類使用済燃料貯蔵プール（燃料搬出後）等

廃止措置工程の進め方

系統除染

6



① 使用済燃料搬出期間 ② 原子炉周辺設備解体撤去期間

③ 原子炉本体解体撤去期間 ④ 建屋解体撤去期間

再循環系配管等から試料を採取

タービンや復水器の一部解体

重水搬出、残留重水回収、トリチウム除去

原子炉の周辺機器解体

使わなくなった機器の解体

原子炉本体の解体原子炉本体領域の解体後に解体・廃棄物処理設備・換気系等

建屋解体

原子炉施設の解体撤去イメージ

：管理区域の機能（封じ込め機能、放射線監視など）

7


ふげん廃止措置情報目的外使用・複製・開示禁止原子力機構原子炉廃止措置研究開発センター（ふげん）クリアランス測定装置、金属廃棄物

•解析、放射化箔、ボナーボールによる測定、サンプリング等によるインベントリ評価 •評価結果をもとに、廃棄物量等の評価 •除染方法や解体計画への反映、手法の合理化

原子炉建屋

原子炉補助建屋

タービン建屋

重水・トリチウム関連技術

測定技術

再利用技術

廃樹脂処理試験装置

•コスト、被ばく、廃棄物量など解体前後の除染システムの最適化

コンクリート廃棄物

原子炉本体解体技術

•安全かつ合理的な重水の回収、トリチウム測定・除去技術、除染技術

•クリアランスの実績作り •金属等の再利用の技術 •解体コンクリートの再利用技術

•国内外で開発された技術について適切な反映 •「ふげん」として合理的な測定技術の確立

•固有の遠隔解体装置の開発 •モックアップ装置 •シミュレーション等による解体手順の評価

プラント調査技術

除染技術

解体計画の評価技術

•VRを使用した作業安全の計画・評価

・３Ｄ‐ＣＡＤ、計画評価システムＰＲＯＤＩＡを用いた作業手順・計画の作成

廃棄物処理処分技術

•トリチウム廃棄物処理方法の検討 •大型廃棄物容器技術の検討 •廃樹脂の安定、減容化処理技術の開発 •廃棄物処理設備の改造検討

固有技術の開発

既存技術の改良・高度化

凡例

固有機器以外の解体技術

•既存技術を用いた解体手法の確立

廃止措置における主要技術

blast gun

work piece

compressed air

liquid(water)

media

8



原子炉施設での放射性物質の発生経緯

① 54Mn 55Fe 60Co 63Ni 94Nb

(代表的な評価核種)

中性子の発生

原子炉燃料の核分裂時

冷却水、重水などからの

β -n、γ -n反応

中性子と構造材料

などとの核反応

による放射化

構造材又は冷却材中の腐食生成物と反応

減速材・冷却材

と反応

コンクリート

と反応

② 3H 14C

③ 152Eu 154Eu

核分裂による生成

(持込みウラン、

燃料破損時漏出)

④ 90Sr 129I 134Cs 137Cs 239Pu 241Am

主冷却系統 ①、②、④

コンクリート ③

炉心部構造材等 ①

重水系統 ①、②

放射化汚染

放射化汚染

二次汚染

9



運転終了後の系統化学除染（H15.11～12）

【目的】 ■被ばく低減・プラント管理及び解体作業に係る被ばくの低減 ■コスト低減・放射性廃棄物のレベル低減による処理・処分コストの低減・機器が維持されている間に除染（機能維持費用の低減） ■安全性の向上・原子炉冷却系の内蔵放射能量の低減・除染後に水抜きを行うことによる安全性の向上【目標】→ほぼ達成機器・配管の表面線量当量率：＜0.2mSv/h 原子炉建屋内の雰囲気線量当量率：＜0.05mSv/h

化学除染法：HOP法

Hydrazine Oxalic acid Potassium Permanganate

・酸化剤：過マンガン酸カリウム

・還元剤：シュウ酸

・温度：90℃±5℃

・除染ステップ：酸化（4h）⇒還元（15h）⇒酸化（4h） ⇒還元（8h）

「ふげん」における運転期間中の系統化学除染実績・第8回定検（H1）、第9回定検（H2）：クリデコン方式

・第15回定検（H10）、第16回定検（H12）：ＨＯＰ法

蒸気ドラム

タ－ビンへ

圧力管

上昇管

下部ヘッダ

入口管

下降管

マニホ－ルド

再循環ポンプ(C)

ｶﾗﾝﾄﾘ゙ｱﾀﾝｸ

再循環ポンプ(A)

蒸気ドラム

タ－ビンへ

圧力管

上昇管

下部ヘッダ

入口管

下降管

マニホ－ルド

再循環ポンプ(C)

ｶﾗﾝﾄﾘ゙ｱﾀﾝｸ

再循環ポンプ(A)

系統化学除染の実施範囲（Aﾙｰﾌﾟの例、Bﾙｰﾌﾟも同範囲で実施)

気体廃棄物処理装置

換気ダクトへ

蒸気ドラム

原子炉

除染剤分解設備

:仮設設備

余熱除去系

除染剤注入設備

上昇管

H2O2

注入装置

給水管

触媒塔

ﾌｨﾙﾀ

シュウ酸／過ﾏﾝｶﾞﾝ酸ｶﾘｳﾑ　注入タンク

ﾋ- ﾀ-

蒸気

原

子

炉

浄

化

系

脱

塩

器

RCP

気体廃棄物処理装置

換気ダクトへ

蒸気ドラム

原子炉

除染剤分解設備

:仮設設備

余熱除去系

除染剤注入設備

上昇管

H2O2

注入装置

給水管

触媒塔

ﾌｨﾙﾀ

シュウ酸／過ﾏﾝｶﾞﾝ酸ｶﾘｳﾑ　注入タンク

ﾋ- ﾀ-

蒸気

原

子

炉

浄

化

系

脱

塩

器

RCP

10



原子炉冷却系の系統化学除染時の線量変化表面線量当量率

(mSvh)

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.411/30 1

2:0

0

11/30 1

8:0

0

12/1 0

:00

12/1 6

:00

12/1 1

2:0

0

12/1 1

8:0

0

12/2 0

:00

12/2 6

:00

12/2 1

2:0

0

12/2 1

8:0

0

12/3 0

:00

12/3 6

:00

12/3 1

2:0

0

12/3 1

8:0

0

12/4 0

:00

12/4 6

:00

12/4 1

2:0

0

12/4 1

8:0

0

12/5 0

:00

入口管(モータ階)

上昇管

下部ヘッダー側面中央

蒸気ドラム側面中央

下降管（モータ階）

RCP(C)吸込管

RCP(C)吐出管(ポンプ階)

マニホールド側面

昇温

酸化除染Ⅰ

酸化剤分解Ⅰ

還元除染Ⅰ

還元剤分解Ⅰ 最終浄化

経過時間

HOP法（酸化・還元除染）

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「ふげん」のトリチウム(H-3)汚染の特徴

○トリチウムの状態

・残留重水及び付着重水

・酸化皮膜中重水

○酸化皮膜中トリチウム

・付着重水除去後に空気中に拡散

○トリチウム放出率（常温環境下）

・付着重水除去直後：～102 Bq/cm2/hour

・2,000～3,000時間経過後：～10-2 Bq/cm2/hour

■「ふげん」の重水系機器・配管類は原子炉の運転によりトリチウム(H-3またはT)によって汚染

■重水中トリチウム濃度： 2.6×108 Bq/cm3(平成15年3月-運転停止時）

配管

酸化皮膜

残留重水

付着重水 DTO

HTO

DTO HTO

12



重水トリチウムが残留する系統の解体手順

重水ヘリウム系設備解体の手順トリチウム除去の概念

系統からの残留重水回収

トリチウム除去

（残留重水の乾燥）

放射性腐食生成

物（ＣＰ）除染

機器解体撤去

解体廃棄物の

処理・処分

搬出

空気置換

乾燥装置

熱交換器A

真空

ポンプ

トリチウム除去装置

常温通気乾燥

乾燥装置

熱交換器B

ヒーター

真空

ポンプ


加熱通気乾燥

乾燥装置

熱交換器C

ヒーター

真空

ポンプ


加熱真空吸引

非常用ｶﾞｽ処理系



13



トリチウム除去工事の対象設備・機器

重水循環ポンプ(3台)

原子炉建屋原子炉補助建屋

重水貯槽(B2F)

劣化重水貯槽(B1F)

重水浄化系(1F)

原子炉本体

ヘリウム循環系(3F)

ﾍﾘｳﾑ循環系

重水冷却系

カランドリアタンクヘリウム浄化系

核計装(26本) 制御棒(49本）

重水浄化系

14



主蒸気管（B1F）

第3給水加熱器（B2F) 第4給水加熱器（B2F)

第5給水加熱器(B1F)

高圧油圧ユニット（B2F)

循環水配管（B2F)

復水器入口水室（B2F)

組合せ中間弁（B1F)

：～H26年度解体済み凡例

B-復水器

「ふげん」の廃止措置：解体撤去を終えた設備・機器

格納容器（原子炉）

15



「ふげん」の復水器等の解体撤去工事の状況

復水器内部冷却管（海水管）の解体（H25.11.6）

復水器胴部の解体（H26.6.25）

解体作業前の復水器下部胴（H26.05.20）左：B復水器下部胴

解体を終えたB-復水器下部胴（H26.09.04）

基礎コンクリート部

（Ｈ26・8・26）

基礎解体後の復水器

ピット（Ｈ26・9・30）

16



バンドソーによる細断プラズマ溶断機による切断ガス切断器（手動）による切断

自動ガス切断器（自走式）による切断ｶﾞｿﾘﾝ酸素溶断器(手動)による切断ｵｰﾋﾞﾀﾙﾊﾟｲﾌﾟ切断機による切断

切断工法の例

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タンク　物量と人工数の関係

y = 713.94x + 38.241

y = 917.87x + 127.27

y = 203.93x + 89.025

0

100

200

300

400

500

600

700

0 0.2 0.4 0.6 0.8 1 1.2

物量（ｔ）

人工

数（人

･ｈｒ）

準備作業（人・ｈｒ）

解体実証試験（人・Hr)

合計

線形 (解体実証試験（人・Hr))

線形 (合計)

線形 (準備作業（人・ｈｒ）)

「ふげん」では、現在実施しているタービン設備の解体にあたって、解体の作業項目毎に人工数や被ばく線量、廃棄物発生量等実績のデータ採取し、管理データとして評価システムに蓄積

管理データ評価システム※によって、解体作業の作業計画立案や解体コストの評価に反映

原子炉周辺設備、原子炉本体の解体に活用

※管理データ評価システム：PRODIA ( PROject Management Data Evaluation Code for DIsmantling Actvities )

解体撤去工事の作業実績データを収集・分析して、従来の評価式（JPDRの評価モデル）を検証、改善もしくは新たな評価式を構築し、今後の解体における管理データの評価精度を向上

高度化

0

200

400

600

800

1000

1200

1400

作業準備

識別

・標示

電力遮断

ケー

ブ

ル解線

ハウ

ス設置

・撤去

乾燥

配管撤去

機器運搬

・移動

機器解体

サ

ンプリ

ング採取

後片付

け

作業人工数

放管員

指揮者

作業員補助

作業員

現場監督

（人・ｈr）

活用

反映

収集・蓄積データ対象部位作業種別使用工具種別作業人工数機器重量粗断・細断判別切断回数被ばく線量廃棄物発生量等

解体データの収集・蓄積

18



施錠

標示

配管

（汚染あり）

機器

（給水加熱器伝熱管）

主建屋管理区域に一時保管（仮置き） ※

サポート

（汚染なし）

※：一時保管（仮置き）管理は、フェンス等による区画、標示、施錠、荷崩れ等防止措置、及び巡視（月１回）を実施。

ベルト固縛による荷崩れ防止措置

フェンスによる区画

機器、配管、サポート

機器

（給水加熱器胴板）

解体撤去物の保管例

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・産業廃棄物と同様な処分

・リサイクル

（約３５２，０００トン程度）

約３６１，８００トン

放射能レベル区分汚染分布図

の凡例

発生量

（単位：トン）

低レベル放射性廃棄物

放射能レベルの比較的高いもの（レベル1)

約500

放射能レベルの比較的低いもの（レベル２)

約4,400

放射能レベルの極めて低いもの（レベル３)

約45,500

放射性物質として扱う必要のないもの約600

合計約50,800

放射性廃棄物でない廃棄物

（管理区域外からの発生分を含む）約141,000

(＊) 汚染のない地下の建屋、構造物、事務所、倉庫等約170,000

総計約361,800

推定発生量は、十トン単位で切り上げ，合計値については、百トン単位で切り上げた値である。（端数処理のため合計値が一致しないことがある）放射能レベル区分毎の物量は，除染を考慮していないレベル区分で集計したものである。（今後の除染等により各レベルの数量は変わりうる）

放射能レベルが基準値より低い

「ふげん」の廃止措置によって発生する廃棄物の量

放射能レベルが基準値より高い

(＊）廃止措置計画書記載対象外

「ふげん」から発生する解体撤去物

解体撤去する主な設備例

放射性物質の放射能濃度が極めて低く、人の健康への影響が無視できるものについて、放射性物質として扱わず、普通の産業廃棄物として再利用・処分できるようにする制度

*クリアランスとは？

除染作業

・放射性廃棄物として処分（約１０，０００トン程度）ﾚﾍﾞﾙ1 ⇒ 余裕深度処分ﾚﾍﾞﾙ2 ⇒ ｺﾝｸﾘｰﾄﾋﾟｯﾄ処分ﾚﾍﾞﾙ3 ⇒ ﾄﾚﾝﾁ処分

⇒研究施設等廃棄物埋設処分場(第1期)

⇒処分のあり方調整

「埋設処分業務の実施

に関する計画(H21.11.13)」

クリアランス制度＊

による確認

20



原子炉建屋

タービン建屋

原子炉補助建屋

タービン

発電機

カランドリアタンク

(炉心タンク)

生体遮蔽体ｺﾝｸﾘｰﾄ

原子炉格納容器

原子炉冷却系再循環ポンプ

「ふげん」の放射性物質の分布とレベル区分

(注) 除染等の処理を想定

：放射能レベルの比較的高いもの（レベル１）

：放射能レベルの比較的低いもの（レベル２）

：放射能レベルの極めて低いもの（レベル３）

：放射性物質として扱う必要のない物

21



解体撤去物の発生

分別、除染（必要に応じて）

一時保管（仮置き）（測定待ち）

測定・評価方法の国への申請・認可

一時保管（仮置き）（確認待ち）

国による確認

（抜取検査等）

一時保管（搬出待ち）

搬出

管理区域

管理区域

非管理区域

非管理区域

評価・測定

クリアランスモニタ設置場所の整備及びモニタ設置

解体撤去物の一時保管状況（H20年度～）

クリアランス制度の運用に向けた「ふげん」の取り組み

■H21年度：装置設置 ■H22～25年度：申請準備

タービン建屋1階）

（測定/デモ）

（B-復水器解体跡地）

放射能濃度の測定及び評価方法の認可申請（H27.2.13)

≪主な申請内容 ≫ １．対象物

タービン建屋から発生する金属約1,000トン

２．測定及び評価する放射性物質の種類コバルト（Co-60）、トリチウム（H-3）等の重要10核種

３．測定及び評価方法・専用の放射線測定装置により、コバルト（Co-60）の放射能濃度を評価

・その他 9核種はサンプル分析結果に基づいて放射能濃度を評価

➢方式：ウェットブラスト ➢処理能力：～2トン/日 ➢ブラスト材：ステンレス鋼（グリッド形状）

自動除染装置の設置（H26年度）

22



放射能濃度(Bq/ton)

(運転終了後6年)

>10E+13

>10E+12

>10E+10

>10E+05

圧力管(224体) (ジルコニウム合金)

下部鉄水遮へい体 (炭素鋼)

カランドリア管(224体) (ジルコニウム合金)

上部鉄水遮へい体 (炭素鋼)

コンクリート

側部鉄水遮へい体 (炭素鋼)

カランドリアタンク炉心タンク

(ステンレス鋼)

上部延長管部(224体) (ステンレス鋼)

下部延長管部(224体) (ステンレス鋼)

７ｍ

Φ９ｍ

制御棒案内管 (ジルコニウム合金)

防振板 (アルミニウム)

５ｍ

Φ８ｍ

■主要寸法本体：外径 9,000mm 高さ 7,000mm 圧力管(224本)：材質 Zr-2.5wt%Nb 内径 117.8mm 肉厚 4.3mm カランドリア管（224本）：材質 Zry-2 内径 156.4mm 肉厚 1.9mm ■総重量：約1,000 t ■材質(板厚) ・ｽﾃﾝﾚｽ鋼（max.150mm）・炭素鋼（max.150mm）・ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金（4.3mm) ・アルミニウム (25mm) ・コンクリート (550mm)

構造仕様

ふげんの原子炉領域の構造

放射線量炉心タンク近傍で最大200Sv/hr

23



・二重管を同時に切断可能な工法

もしくは、同等の切断能力を有する

切断工法の採用

・放射能レベルが比較的高い

（放射化材料）

・材料の一部にジルコニウム

合金鋼を使用

水中で圧力管内から切断可能な工法検討

材料に係る課題構造に係る課題

・切断時に発生する放射性粉じん等による被ばく低減

・ジルコニウム合金鋼切断時の発火防止

・カランドリア管と圧力管の二重管

など狭隘構造、多様な配置により

切断箇所が多い

原子炉領域解体工法に係る技術開発

レーザー切断ヘッド

①遠隔解体装置設置

解体用プール設置

③二次切断（細断）

・バンドソー等

②一次切断（粗断）

・機械的（AWJ，ソー）

・熱的（レーザー，プラズマ等）

④解体物収容容器に収容/搬出

カランドリア管

制御棒案内管

AWJ切断ヘッド

管内挿入型水中切断ヘッドの開発試験

炉心タンク

24



ふげん実機材の調査研究の概要

25



運転終了

使用済燃料

搬出

除染

解体撤去

廃棄物

処理・処分

事故発生

使用済燃料搬出

・貯蔵プールからの取り出し

・燃料デブリ取り出し

除染

解体撤去

廃棄物

処理・処分

安定状態確保

・冷却停止

・放出抑制

施設内にどのような放射能が残っているかを運転履歴に基づき評価可能

燃料が破損し施設内に広がっており予測困難

⇒ 遠隔ロボット等での調査が必要

残留放射能の評価結果に基づき廃止措置の計画が可能

残留する放射能の調査結果を待って廃止措置を計画する必要有

運転のための封じ込め機能等を活用して解体撤去可能

使用済核燃料は運転中と同様の方法で取出し・搬出

使用済燃料貯蔵プールも被災

⇒ プールからの燃料取出しのため

に設備復旧が必要

放射性廃棄物は限定的（全量の2～3%程度）

その他の廃棄物は一般廃棄物としての処分や再利用が可能

放射性廃棄物量の予測や処理処分計画は調査結果を踏まえる必要有

事故により封じ込め機能を損傷

⇒ 封じ込め機能を復旧する等して解体撤去を行う必要有り

廃止措置計画

炉心燃料が破損・溶融

⇒ 遠隔設備でのデブリ取出しが必要

⇒ このための研究開発が必要

福島第一原子力発電所の廃止措置との違い

福島第一発電所通常の発電所

（ふげんの例）

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Fugen Decommissioning Project ふげんの廃止措置 …...Fugen Decommissioning Project ふげんの廃止措置について 関西電力 美浜発電所1,2,3号機 (PWR) 高速増殖原型炉

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