報告3_島根原子力発電所１号機 の廃止措置計画認可申請及び同２号機の原子炉設置変更許可申請について

1

島 原子力発電所 号機 廃 措置計画認可 請及び 同 号機 原子炉設置変更許可 請 い

．中国電力株式会社から出雲市への報告

成28 4月28日 木 島 原子力発電所 係 出雲市民 安全確保等 関す 協定 紙 基 出雲市 中国電力 号機 廃 措 置計画及び 号機 原子炉設置変更 い 報告を けました

．議会全員協議会での報告

成28 5月6日 金 全員協議会 前記 い 報告を行い 今 流 い 概要を説明しました

．県から出雲市への説明・意見照会及び出雲市から県への意見等提出

島 原子力発電所周辺地域住民 安全確保等 関す 協定 係 覚書 紙 基 今 県 出雲市 説明 意見照会 行わ そ 出雲市 県 意見等提出を行います

県 意見等 提出 あた 市議会 原子力安全顧問会議 原 子力発電所環境安全対策協議会 意見を踏まえ 行います

．市議会への説明等 全員協議会

◇日 ： 成28 6月6日 月 議会初日

◇内容：中国電力株式会社 次 案件 い 説明し 質疑を実施 島 原子力発電所 号機廃 措置計画認可 請 概要 資料 島 原子力発電所 号機特定重大事故等対処施設 び所内常設 直流電源設備 系統目 概要 資料

◇説明者

林 行雄 中国電力株式会社 常務 締役

電源事業本部 島 原子力本部 島 原子力本部長 長谷川 千 中国電力株式会社 執行役員

電源事業本部 島 原子力本部 島 原子力副本部長 桒谷 雄 中国電力株式会社

電源事業本部 島 原子力本部 広報部長 総務委員会協議会 原子力発電 新エネルギ 調査特 委員会

◇日 ： 成28 6月24日 金

◇内容：出雲市 県 提出す 意見等 説明 全員協議会

◇日 ： 成28 6月27日 月 議会最終日

◇内容：出雲市 県 提出す 意見等 報告

全 員 協 議 会 資 料 成 ８ ( 2 0 1 6 ) 月 日 総 務 部 防 災 安 全 課

報告 総 ₁

2

．その他の会議等 原子力安全顧問会議

◇日 ： 成28 5月31日 火 13 15分 原子力発電所環境安全対策協議会

◇日 ： 成28 6月15日 水 9

3

紙

島 原子力発電所 係 出雲市民 安全確保等 関す 協定

～抜粋～

計画等 報告

第5条 乙 次 事項 い 報告す も す

(1) 発電所 増設 既存 設備 出力増加を含む 伴う土地 利用計画 冷却水 排水計画及び建設計画

(2) 原子炉施設 原料物質 燃料物質及び原子炉 規制 関す 法 昭 和32 法 第166号 基 く実用発電用原子炉 設置 運転等 関す 規 則 昭和53 通商産業省 第77号 第3条第1項第2号 規定す 施設をい う 重要 変更

(3) 原子炉 廃 伴う廃 措置計画 策定及び重要 変更 成27 12月22日改

出雲市

乙 中国電力株式会社

紙

島 原子力発電所周辺地域住民 安全確保等 関す 協定 係 覚書

～ 写 ～

島 県 下 いう 並び 出雲市 安来市及び雲南市 下 乙 いう 行う 松江市及び中国電力株式会社 下 中国電力 いう 締結す 島 原子力発電所周辺地域住民 安全確保等 関す 協 定 基 く計画等 対す 事前了解 回答 ほ 島 原子力発電所 関す

重要 断や回答をす 当た 下記 手続を経 こ を確認す 記

． 乙 考えを く理解し 誠意をも 対応す

． 総合的 断した島 原子力発電所 関す 重要 断や回答を 乙 説明す

．前項 説明を経 国 中国電力等重要 断を回答す 相手 対し し 考えを届け も す

そ 際 乙 対し意見等 提出 あ た場合 当該意見等を 付し 届け も す

成25 10月29日

島 県知事 溝 善兵衛

乙 出雲市長 長岡秀人 安来市長 近藤宏樹 雲南市長 速水雄一

島根原子力発電所１号機

廃止措置計画認可申請の概要

平成２８年６月６日

中国電力株式会社

資料１

目 次

１．廃止措置とは Ｐ．３

２．廃止措置計画認可申請とは Ｐ．４

＜廃止措置計画認可申請の概要＞

３．島根原子力発電所１号機 廃止措置計画の概要

Ｐ．５∼２１

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項 Ｐ．２２∼２８

＜添付資料＞ Ｐ．２９∼３２

１．廃止措置とは

 「廃止措置」とは，運転を終了した原子力発電所の原子炉より使用済燃料を

全て取出した後から，全ての施設を解体撤去するまでの過程をいいます。

原子炉から 使用済燃料を 全て取出し

系統除染

※１

（配管内等に付着している放射性物 質を化学薬品等を使って除染）

安全貯蔵

※２

（放射能の減衰を待つ）

内部機器の 解体撤去

放射性物質を外 部に飛散させない よう，建物内部の 機器等を撤去

建物の 解体撤去

建物内の放射 性物質を除去 後，建物を解体 運転終了

跡地利用

※１ 除染： 放射性物質が配管等に付着した状況を「汚染」といい，この放射性物質を 除去することを「除染」といいます。

※２ 安全貯蔵： 放射性物質の量は時間とともに減少する性質があります。

これを利用して放射性物質の減少を待つステップが「安全貯蔵」です。

燃料プールからの燃料搬出・譲渡し

【洗う】

【待つ】

【解体する】 【解体する】

２．廃止措置計画認可申請とは

 原子力事業者は，原子力発電所の廃止措置を行う場合，事前にその計画

（廃止措置計画）を定め，原子力規制委員会の認可を受ける必要があります。

・解体の対象となる施設およびその解体方法

・核燃料物質の管理および譲渡しに関する計画

・放射性物質による汚染の除去に関する計画

・低レベル放射性廃棄物の廃棄に関する計画

・廃止措置の工程

廃止措置計画への記載事項

申請から廃止措置着手までの流れ

申請

認可

廃止措置着手

審査

原子力規制委員会

事業者

（核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関す る法律 第４３条の３の３３第２項に基づき作成）

３．島根原子力発電所 _1号機

廃止措置計画の概要

6

 廃止措置は，廃止措置期間全体を下表の４段階に区分し，この順序で実施します。

 なお，今回の申請では，廃止措置全体の見通しおよび解体工事準備期間に行う具体 的事項について記載しています。

廃止措置の実施区分 主な作業

第１段階

解体工事準備期間

（約６年間）

燃料搬出，汚染状況の調査，系統除染，

安全貯蔵，放射線管理区域外の汚染

のない設備の解体撤去

第２段階

原子炉本体周辺設備等

解体撤去期間

（約８年間）

燃料搬出，安全貯蔵，原子炉本体を除

く設備の解体撤去

第３段階

原子炉本体等解体撤去期間

（約８年間）

原子炉本体等の解体撤去

第４段階

建物等解体撤去期間

（約８年間）

放射線管理区域の解除，建物等の解

体撤去

３．廃止措置計画の概要

（１）廃止措置の手順

7

2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023 2024 2025 2026 2027 2028 2029 2030 2031 2032 2033 2034 2035 2036 2037 2038 2039 2040 2041 2042 2043 2044 2045

解 体 工 事 準 備 期 間 原 子 炉 本 体 周 辺 設 備 等 解 体 撤 去 期 間 原 子 炉 本 体 等 解 体 撤 去 期 間 建 物 等 解 体 撤 去 期 間

 廃止措置は約３０年かけて実施し，２０４５年度までに完了する予定です。今回の申請で具体 的事項について記載した，第１段階の解体工事準備期間は，２０２１年度までの約６年間です。

 「原子炉本体周辺設備等解体撤去期間」以降については，解体工事準備期間中に実施する施 設の汚染状況の調査結果等を踏まえ，改めて廃止措置計画の変更を申請します。

具体的事項について 記載した範囲

３．廃止措置計画の概要

（２）廃止措置の工程

（年度）

燃料搬出・譲渡し

（系統除染） 放射性物質による汚染の除去

汚染状況の調査

安全貯蔵 原子炉本体の解体撤去

管理区域内の設備（原子炉本体以外）の解体撤去

建物等の解体撤去 管理区域外の設備の解体撤去

放射性廃棄物の処理処分

▽運転終了（Ｈ27.4.30）

8 ３．廃止措置計画の概要

（３）廃止措置の基本方針について

 島根原子力発電所１号機の廃止措置にあたっては，以下の基本方針に基

づき，安全確保を最優先に進めてまいります。

廃止措置の基本方針

 廃止措置の実施にあたっては，安全確保を最優先に関係法令の要求を満足

するよう行う。

 事故防止対策はもとより，被ばく低減対策，放射性物質の漏えい及び拡散防

止対策，労働災害防止対策を講ずる。

 保安のために必要な設備を適切に維持管理する。

 使用済燃料および新燃料は，燃料の取扱設備および貯蔵設備の解体に着

手するまでに搬出する。搬出までの期間は貯蔵設備に貯蔵する。

 低レベル放射性廃棄物は適切に処理を行う。気体及び液体廃棄物は安全を

確認した上で放出，固体廃棄物は廃止措置が終了するまでに，廃棄の事業

の許可を受けた者の廃棄施設に廃棄する。

 保安のために必要な事項を保安規定に定めて，適切な品質保証活動のもと

実施する。

9

原子炉施設の維持管理

３．廃止措置計画の概要

（４）安全管理の体制

 保安規定において保安管理体制を定め，廃止措置の業務に係る各職位の役 割分担を明確にするとともに，各業務を総括的に監督する者を置きます。

実施体制

品質保証計画

 保安規定において，社長をトップマネジメントとする品質保証計画を策定。

原子力品質保証規程等により，廃止措置に関する以下のプロセスを明確にし， 効果的に運用することにより，原子力安全の達成・維持・向上を図ります。

 放射線による影響を防ぐための設備は，必要な期間

※

維持・管理します。 放射性物質による周辺環境の汚染防止のための設備

（原子炉建物，換気設備，放射性廃棄物の廃棄施設など）

廃止措置作業の安全確保のための設備

（エリアモニタなどの放射線管理施設，ディーゼル発電機などの非常用電源設備，消火装置など）

廃止措置に関する保安活動の計画 実施 評価 改善

※維持・管理する期間は，設備によって異なります。

10

＜参考＞放射線に対する安全対策

 解体工事準備期間中は，既存の建物，構築物，換気設備により施設外への漏えいおよび拡散防 止機能を維持します。

 解体作業を実施する際には，汚染状況等を踏まえ，汚染拡大防止囲い，局所フィルタ，局所排風 機等を設置します。

排風機

エアフィルタ

原子炉建物

排気筒

遮へいマット

局所フィルタ， 局所排風機

（汚染拡大防止）

解体対象機器

汚染拡大防止囲い

（汚染拡大防止）

【固体の場合】 放射能レベル に応じて分別・

処理を実施 モニタ

高線量配管への 遮へいマットの設置

（被ばくの低減）

モニタリングポスト 等による監視

作業エリアの線量確認

（被ばく低減）

11 ３．廃止措置計画の概要

（５）事故防止対策

 地震，台風等の自然現象に備え，汚染を除去するまで，放射性物質の外部への 漏えいを防止するための障壁及び放射線遮蔽体として建物等の機能が損なわれ ないようにします。

 火災，爆発に対する安全対策として，難燃性の資機材の使用，可燃性ガスを使 用する場合の管理を徹底します。

 事故発生時には，事故拡大防止等の応急措置を講じるとともに，早期の復旧に 努めます。

 なお，原子炉の運転を停止してから長期間が経過しており，使用済燃料からの 崩壊熱も非常に小さくなっているため，仮に燃料プールの冷却水が全量喪失して も，燃料の健全性が損なわれることがないことを確認しています。

＜参考＞燃料プール冷却水喪失時における燃料健全性（Ｐ１２参照）

12

＜参考＞燃料プール冷却水喪失時における燃料健全性

 使用済燃料を燃料プールに貯蔵している間に，冷却水が瞬時に全量喪失

した場合の燃料被覆管温度を評価しました。

 その結果，燃料被覆管温度は上昇するが，空気の自然循環により燃料は

冷却され，燃料被覆管温度は260℃程度にとどまり，燃料の健全性が損な

われないことを確認しました。

（使用済燃料） 冷却水あり

＜通常時＞

（使用済燃料） 冷却水なし

＜冷却水喪失時の評価条件＞

※冷却水により冷却している状態 ※空気冷却している状態

（水による冷却効果は見込まない） 燃料被覆管の

温度を評価

13

 島根１号機は福島第一原子力発電所の事故を踏まえた安全対策を実施しています。 全交流電源喪失などの万が一の場合に備え，可搬型の代替注水設備を備えています。

燃料プールには７２２体の使用済 燃料を保管しています。

なお，原子炉の運転を停止してか ら長期間が経過しており，使用済 燃料からの崩壊熱も非常に小さく なっています。

復水輸送ポンプ

補給水ポンプ

消火ポンプ 燃料プール

全交流電源喪失の際に電源供給

復水貯蔵タンク 純水タンク

ろ過水タンク

※各タンク…復水貯蔵タンク

純水タンク，ろ過水タンク 輪谷貯水槽，海水

原子炉内の燃料集合体（４００ 体）は燃料プールに移動してい るため炉内に燃料はありませ ん。

送水車

高圧発電機車

発電所構内の 各タンク等^※から給水

既設ラインによる注水の他に， 送水車からの直接注水も可能

＜参考＞燃料プールの安全対策

14

 解体の対象となる施設は，１号機の施設のうち，２号機または３号機にお

いて使用する共用施設および放射性物質による汚染のないことを確認した

地下建物，地下構造物，建物基礎を除いた下図の①∼⑦の施設です。

：廃止措置対象施設

①

②

③

④

⑤

２号機

①原子炉建物

②タービン建物

③廃棄物処理建物

④制御室建物

※

⑤排気筒

⑥タンク類

⑦取水設備

※ ２ 号 機 と の 共 用 施 設 は除く

：解体対象施設

３．廃止措置計画の概要

（６）解体の対象となる施設

⑥

⑥

⑦

15

解体工事準備期間

原子炉本体周辺設備等 解体撤去期間以降

気 体

運転中と同様に，管理放出します。

施設の汚染状況の調査結果を踏まえ，原 子炉本体周辺設備等解体撤去期間に入 るまでに管理方法を定めます。

液 体

運転中と同様に，再使用又は管理放出します。

固 体

運転中と同様に，適切に処理及び貯蔵保管を 行います。

 解体工事準備期間中に発生するものについては，運転中と同様に，廃棄物の種類・ 性状等に応じて適切に処理等を行います。

 原子炉本体周辺設備等解体撤去期間以降に発生するものについては，今後検討を 進め，当該期間の工事に着手するまでに処理等の方法を定め，廃止措置計画の変更 を申請します。実際に処分するまでの間は，廃棄物の放射能レベル，性状などに応じ， 厳重に管理します。

３．廃止措置計画の概要

（７）廃止措置に伴い発生する低レベル放射性廃棄物の管理

16

 解体工事準備期間中は汚染のある設備の解体工事を行いません。

 発生する廃棄物は運転中と同様に，気体・液体・固体の性状に応じて適切

に管理します。

＜参考＞解体工事準備期間中に発生する廃棄物の管理

17 ３．廃止措置計画の概要

（８）廃止措置に伴い発生する固体廃棄物

 廃止措置に伴い発生する固体廃棄物は，「低レベル放射性廃棄物」「放射性物質として 扱う必要のないもの」「放射性廃棄物ではないもの」です。

 「低レベル放射性廃棄物」は，放射能レベルに応じてL１，L２，L３に区分します。

低レベル 放射性 廃棄物

放射性物質として扱う必要の ないもの（クリアランス制度対象物）

放射性廃棄物ではないもの

（産業廃棄物と同様に 扱われるもの）

18

放射能レベル区分 推定発生量※

低レベル

放射性廃棄物

Ｌ１

【例】制御棒，炉内構造物 等

約60トン ＜0.1％

Ｌ２

【例】原子炉容器等

約670トン 約0.4％

Ｌ３

【例】原子炉周辺の機器 等

約5,350トン 約3％

放射性物質として扱う必要のないもの

（クリアランス制度対象物）

約20,680トン 約11％

＜参考＞放射性廃棄物ではないもの

（産業廃棄物と同様に扱われるもの）

約153,300トン 約85％

３．廃止措置計画の概要

（９）解体撤去工事に伴い発生する固体廃棄物の量

※ 推定発生量は，熱出力が同程度のBWRの評価結果をもとに，運転期間４０年，稼働率 ７５％として，解体撤去工事に伴い発生する量を，当社が試算したもの。

より詳細な発生量については，解体工事準備期間中に実施する汚染状況の調査結果 を踏まえ，算定します。

19

＜参考＞クリアランス制度

 廃止措置で発生する廃棄物には，低レベル放射性廃棄物以外に，もともと放射性物 質による汚染のない「放射性廃棄物ではないもの」や「放射性物質として扱う必要のな いもの」があります。

 放射性物質として扱う必要のない放射能レベル（クリアランスレベル）の基準は、国 際的に認められた年間0.01ミリシーベルト（自然放射線量年間2.4ミリシーベルトの100 分の１以下）です。この基準以下であることを国が確認した廃棄物は，一般の廃棄物と 同様に処分や再利用しても健康への影響は無視できるとされています。この仕組みが

「クリアランス制度」です。

日本原子力発電（株）東海発電所 の廃炉で発生した廃棄物を再利 用したベンチ。

島根原子力館に設置。

20

 低レベル放射性廃棄物は，Ｌ１，Ｌ２及びＬ３に区分し，廃止措置が終了するま

でに，原子炉等規制法に基づき廃棄の事業の認可を受けた者の廃棄施設に

廃棄します。

 廃棄先は，解体撤去に伴い低レベル放射性廃棄物が発生し，廃棄施設への

搬出が必要となる時期までに確定します。

 低レベル放射性廃棄物の運搬及び廃棄は，関係法令，関係告示に基づき適

切に実施するとともに，保安のために必要な措置を保安規定に定めて実施しま

す。

 放射性物質として扱う必要のないもの（クリアランス制度対象物）は，原子炉

等規制法に定める手続き及び確認を経て施設から搬出し，可能な限り再生利

用に供するように努めます。

３．廃止措置計画の概要

（１０）廃止措置に伴い発生する固体廃棄物の廃棄

21

 １号機の「原子力発電施設解体引当金に関する省令（経済産業省）」に

基づく原子力発電施設解体に要する費用の見積もり総額（平成２７年度末

時点）は，約３８２億円です。

 １号機の原子力発電施設解体引当金制度による積立額（平成２７年度末

時点）は約３４７億円です。今後も同制度における積立期間（∼平成３５年

１１月）において，費用見積総額の不足分を積み立ててまいります。

３．廃止措置計画の概要

（１１）廃止措置の費用

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項

（１）燃料の搬出・譲渡し

（２）汚染状況の調査

（３）系統除染

（４）管理区域外の汚染のない設備の解体撤去

（５）周辺環境および放射線業務従事者の放射線管理

23

 使用済燃料は再処理施設へ全量搬出し，再処理事業者に譲渡します。

 搬出は，１号機内の燃料プールから直接，または２号機内の燃料プールを経由して行います。 譲渡しは 「原子炉本体等解体撤去期間（第３段階）」の開始までに完了させます。

 譲渡しまでの間は，既設の燃料プールに貯蔵します。また，使用済燃料の取扱いおよび貯蔵 に必要な機能を有する既設の設備を維持管理します。

 現在，７２２体の使用済燃料を１号機内の燃料プールに貯蔵しています。 使用済燃料の譲渡し［例］

使用済燃料

 新燃料は，「原子炉本体周辺設備等解体撤去期間（第２段階）」の開始までに燃料の加工施設 へ全量搬出し，加工事業者に譲渡します。

 譲渡しまでの間は，既設の新燃料貯蔵庫又は燃料プールに貯蔵します。

 現在，９２体の新燃料を１号機内の燃料プール（７６体）及び新燃料貯蔵庫（１６体）に貯蔵して います。

新燃料

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項

（１）燃料の搬出・譲渡し

発電所（燃料プール） 陸上輸送

※１

海上輸送

※１

日本原燃㈱再処理工場

※２

（平成30年度上期竣工予定）

※１写真提供：原燃輸送㈱，※２写真提供：日本原燃㈱

24

原子炉周辺の放射能量の評価 放射線測定，核種分析

 施設周辺の一般公衆および放射線業務従事者の放射線被ばくの低減と，適切な解体 撤去方法の策定や低レベル放射性廃棄物発生量の正確な評価のため，廃止措置対象 施設内の放射能量および分布等を評価します。

【主な放射性核種】 ｺﾊﾞﾙﾄ60（半減期：5.3年），ｺﾊﾞﾙﾄ58（半減期：70.8日），ﾏﾝｶﾞﾝ54（半減期：312.1日）

 評価にあたっては，放射能量を解析により計算するとともに，施設内の代表ポイントに おける放射能量の測定等を行います。

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項

（２）汚染状況の調査

【例】中性子の評価

放射線量が 高くなる

放射線測定（イメージ）

中性子

少ない 多い

放射線量が 低くなる

25

 これまでの定期点検等における経験・実績を活かし，放射性物質の漏えいおよび拡散 防止対策等を講じた上で，安全確保を最優先に除染します。

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項

（３）系統除染

系統除染の範囲

除染方法

①∼④の配管や機器の内面に付着している放射性物質を，薬品や機械を使って除染します。

下図に示す，比較的多くの汚染が残存していると想定される系統を対象とした除染（系統除染）を実施します。 系統除染の具体的な範囲は，汚染状況の調査に基づき決定します。

その他の範囲については，「原子炉本体周辺設備等解体撤去期間（第２段階）」以降に実施することとし，汚染状況 を調査した上で，除染の要否・方法等について検討し，事前に廃止措置計画に反映後，変更の申請を行います。

①冷却材 再循環系

②原子炉冷却材 浄化系

③原子炉停止時 冷却系

④原子炉容器

系統除染の範囲（想定）

26

 安全確保のための機能に影響を与えない範囲内で，役目を終えた管理区域外にあ る汚染のない設備の解体撤去に着手します。

○ 主変圧器

○ 格納容器内ガス濃度制御系

タービン建物

原子炉建物 廃棄物

処理建物 制御室

建物

解体工事準備期間中に解体撤去に着手する主な設備

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項

（４）管理区域外の汚染のない設備の解体撤去

発電機で作られた電気を 送電線に送るために，電圧 を上げる（昇圧する）ための 機器

原子炉運転中の事故防止 のため，格納容器内に窒 素ガスを充てんするための 装置

27

 放射線業務従事者の放射線被ばくを可能な限り低く抑えるため，管理区域の出入管理や 被ばく線量の測定評価を行い，その結果を作業環境の整備や作業方法の改善に反映しま す。

 作業環境に応じて，防護具の着用等，放射線防護上の必要な措置を講じます。

 原子炉が停止してから長期間が経過していること，解体工事準備期間中は汚染され た区域の解体作業を行わないこと，安全上必要な設備を維持管理すること等から，周 辺環境の受ける被ばく線量は，運転中の評価結果を下回るものと評価しています。

解体工事準備 期間中

【参考】 基準値

（実用発電用原子炉の設置， 運転等に関する規則）

原子炉運転中

（設置許可申請書）

放射性気体廃棄物および 放射性液体廃棄物による 被ばく

年間

約18 ﾏｲｸﾛｼｰﾍﾞﾙﾄ

年間

約１ﾐﾘｼｰﾍﾞﾙﾄ以下

（1,000ﾏｲｸﾛｼｰﾍﾞﾙﾄ）

年間

約23ﾏｲｸﾛｼｰﾍﾞﾙﾄ

４．解体工事準備期間中に行う具体的事項

（５）周辺環境および放射線業務従事者の放射線管理

廃止措置期間中の安全を確保するために，放射性物質の閉じ込めと放射線の 遮へいに必要な設備は，必要な期間，維持管理します。

放射線業務従事者 周辺環境

28

＜参考＞解体工事準備期間中における事故想定・線量評価

 解体工事準備期間中は，使用済燃料を貯蔵していること，汚染された区域の解体作業を行わ ないこと，放射線管理上必要な機能を持つ設備を維持管理することから，原子炉運転中の施設 定期検査時と同等な状態が継続しています。

 以上より，解体工事準備期間中の放射性物質の放出を伴う事故としては，設置許可申請書を 参考に，「使用済燃料貯蔵設備（燃料プール）内での燃料集合体の落下」により，燃料棒が破損 し，燃料棒内に存在する核分裂生成物が大気中に放出される場合を想定し，評価しています。

 評価の結果，周辺公衆の受ける実効線量は０．０００４９ﾐﾘｼｰﾍﾞﾙﾄ

※

であり，周辺公衆に与える 放射線被ばくのリスクは十分小さいと考えています。

燃料集合体の落下事象

※「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」において，事故発生時に周辺公衆が受ける被 ばく量は，５ﾐﾘｼｰﾍﾞﾙﾄ以下に抑えるよう定められています。

衝突 落下 原子炉建物

使用済燃料

燃料ラック 燃料プール

建物外への 放出

希ガスや よう素による 被ばく

敷地境界外 希ガス

よう素

燃料取替機

添付資料

30

＜添付資料１＞高レベル放射性廃棄物の処分

 「高レベル放射性廃棄物」とは，原子力発電所から使用済燃料を再処理工場に運び まだ使えるウランや新たにできたプルトニウムを取り出した残りの廃液（核分裂生成物 など）のことです。

 高レベル放射性廃棄物は，化学的に安定したガラスと混ぜてステンレス製の容器に 入れ，ガラス固化体にします。

 ガラス固化体は，冷却のために専用の施設で30∼50年間程度貯蔵した後，人間の 生活環境から隔離するため，地下300ｍより深い安定した地層に埋設（地層処分）する 計画です。

31

＜添付資料２＞わが国の廃止措置状況

日本原子力発電(株) 敦賀発電所（ＢＷＲ）

関西電力(株)

美浜発電所（ＰＷＲ）

九州電力(株)

玄海原子力発電所（ＰＷＲ）

中部電力(株)

浜岡原子力発電所（ＢＷＲ） 中国電力(株)

島根原子力発電所（ＢＷＲ）

（平成28年5月10日現在)

１７ 運転終了基数

出力規模

100万kW以上 100万kW未満

50万kW未満

1

1 ²

1

１

東京電力(株)

福島第一原子力発電所（ＢＷＲ）

3 4 5 6 1 ²

日本原子力発電(株)

東海発電所（ガス冷却炉）

2 1 日本原子力研究開発機構

ふげん（新型転換炉）

廃止措置完了 廃止措置計画申請中 運転終了（申請準備中）

廃止措置中 廃止措置状況

日本原子力研究開発機構

動力試験炉ＪＰＤＲ（ＢＷＲ）

廃止措置中

申請準備中

廃止措置計画申請中

廃止措置完了

廃止措置中 廃止措置中 事故により廃止措置中 廃止措置計画申請中

廃止措置計画申請中

四国電力(株)

伊方発電所（ＰＷＲ）

１ ^{H28.5.10廃止}

（第１段階/４段階）

（第２段階/４段階）

（第２段階/ ４段階）

＜添付資料３＞島根原子力発電所１号機のあゆみ

 島根１号機（出力４６万ｋW）は，昭和４９年（1974年）３月２９日，国産第１号の原子力発電 所として営業運転を開始しました。

 この約４１年間の総発電力量は，約１，０６１．９億ｋWｈとなりました。

建設計画申し入れ 昭和４１年（1966年）１１月１７日 原子炉設置許可 昭和４４年（1969年）１１月１３日

初臨界 昭和４８年（1973年） ６月 １日

営業運転開始 昭和４９年（1974年） ３月２９日 自主点検のため，原子炉停止 平成２２年（2010年） ３月３１日 原子炉からの燃料取出し完了 平成２３年（2011年） ３月２１日 営業運転終了 平成２７年（2015年） ４月３０日

営業運転期間 ４１年１ヶ月

総発電電力量 約１，０６１．９億ｋWｈ

設備利用率 ６５．８％（平成２５年度末）（平成２１年度までは，７３．１％）

型式 沸騰水型（BWR）

使用済燃料プール容量 １，１４０体

使用済燃料貯蔵体数 ７２２体

定期検査回数 ２９回

島根原子力発電所２号機

特定重大事故等対処施設および

所内常設直流電源設備（３系統目）の概要

平成２８年６月６日

中国電力株式会社

資料２

１．特定重大事故等対処施設とは

 特定重大事故等対処施設（以下「特重施設」という。）は，故意による

大型航空機の衝突やその他のテロリズム（以下「テロ等」という。）により，

炉心の損傷が発生するおそれがある場合などに対し，放射性物質の放

出を抑制するための施設です。

 発電所では，重大事故等に対応するため，重大事故等対処設備として

送水車等の可搬型設備等を配備していますが，特重施設は，安全対策

のバックアップとして，原子炉格納容器破損防止対策に対する信頼性を

さらに向上させるためのものです。

 この施設には，原子炉圧力容器や原子炉格納容器の減圧・注水機能

を有する設備およびこれらを操作する緊急時制御室等を設置し，頑健な

建物に収納します。

２．特定重大事故等対処施設の概要

【設置場所】

●高台等に設置することにより高い耐津波性を確保。

●頑健な地盤に設置することにより高い耐震性を確保。

●テロ等により，原子炉建物と同時に破損することを防ぐために必要な離隔

距離（例えば原子炉建物から１００ｍ）を確保した位置に設置するか，又は

故意による大型航空機の衝突に対して頑健な建物に収納。

【工程】

Ｈ２８年度 Ｈ２９年度 Ｈ３０年度 Ｈ３１年度 Ｈ３２年度 Ｈ３３年度

工 程

土木工事 設計

建築・機電工事

２．特定重大事故等対処施設の概要（イメージ）

特重施設

③ 重大事故等対処設備の更なるバッ クアップとして，特重施設で原子炉格 納容器の破損を防止

② 送水車等の可搬型設備（重大事故等対処設備）にて原子炉格納容器を冷却

緊急時制御室， 注水設備，電源 設備，通信連絡 設備など

第２フィルタ付 ベント設備

原子炉 建物

① 故意による航空機衝突 により原子炉建物が損壊

例えば100ｍの離隔

5

３．特定重大事故等対処施設の設備概要

原子炉建物

水源

注水設備

特定重大事故等対処施設

電源設備

（発電機） 緊急時制御室

減圧操作設備

原子炉圧力容器 原子炉格納容器

原子炉格納容器 過圧破損防止設備

（第２フィルタ付ベント設備）

逃がし安全弁

6

（１）減圧操作設備

既設の逃がし安全弁を動作させ，原子炉圧力容器内の圧力を減圧します。

（２）注水設備

専用の水源及びポンプ等を設置し，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内を冷却するため に注水／スプレイします。

（３）原子炉格納容器過圧破損防止設備（第２フィルタ付ベント設備）

重大事故等に対処するための設備である第１フィルタ付ベント設備に加え，専用の第２フィルタ付 ベント設備を設置し，放射性物質を低減させながら原子炉格納容器内ガスを排気／減圧します。

（４）電源設備（発電機）

発電所内の電源がすべて失われた場合にも，減圧操作設備，注水設備，原子炉格納容器過圧破 損防止設備（第２フィルタ付ベント設備）等に必要な電源を供給するための，専用の発電機を設置し ます。

（５）緊急時制御室

中央制御室が使用不可能で重大事故等対処設備が機能しない場合に，特重施設の減圧操作設 備，注水設備，原子炉格納容器過圧破損防止設備（第２フィルタ付ベント設備）等の操作ができ，原 子炉及び原子炉格納容器内の状態を把握するための各種パラメータの監視ができる制御室を設置 します。

また，中央制御室及び緊急時対策所等と連絡できる通信連絡設備を設置します。

４．特定重大事故等対処施設の主要設備

7

原子炉建物

代替注水配管 外部接続口

貯水槽

貯水タンク



【重大事故対応手段の一例（代替注水対策）】

（参考）可搬型設備による代替注水機能（イメージ）

５．所内常設直流電源設備（３系統目）とは

 新規制基準では，更なる信頼性向上対策として「常設の直流電源設備（３系

統目）」の設置が求められています。

 原子力発電所の電源は，外部電源等が失われた場合に備えて非常用ディー

ゼル発電機や蓄電池などを備えています。これらを設計基準事故対処設備と

いいます。 （１系統目）

 また，万が一，重大事故等が発生した場合に備え，重大事故等対処設備とし

て，高圧発電機車やガスタービン発電機などを配備しています。（２系統目）

 このたび設置する３系統目の電源設備は，重大事故等が発生し，設計基準

事故対処設備（１系統目）や重大事故等対処設備（２系統目）が機能喪失した

場合でも，更なるバックアップとして重大事故等の対応に必要な設備へ電源を

供給し，炉心の著しい損傷等を防止するためのものです。

６．所内常設直流電源設備の概要

【仕様】

 充電器と蓄電池を設置し，通常時に蓄電池を充電します。

 万が一，重大事故等が発生するなど電源が喪失した際には，２４時間にわたり

重大事故等の対応に必要な設備や非常用照明に蓄電池から電源を供給します。

【設置場所】

 原子炉建物にある既設蓄電池と位置的分散を図り，独立性を確保した設備を，

２号機原子炉建物近傍に建設します。また，航空機衝突や竜巻等の自然災害

を考慮して地下に設置します。

【工程】

Ｈ２８年度 Ｈ２９年度 Ｈ３０年度 Ｈ３１年度 Ｈ３２年度 Ｈ３３年度

工 程

設計

土木工事

建築・機電工事

10

充電器

蓄電池

６．所内常設直流電源設備〔３系統目〕（イメージ）

外部電源

ガスタービン発電機

高圧発電機車 既設の設計基準事故対処設備（１系統目）

重大事故等対処設備（２系統目） 所内常設直流電源設備（３系統目）

通常時に発電所内から電源を 受けて，蓄電池を充電します。

１系統目と２系統目の電源が失われた場合に 電気を供給します。

所内 電源

原子炉建物等

重大事故等の 対応に必要

となる設備

非常用 発電機 蓄電池

11

＜メ モ＞

12

13

＜メ モ＞

14