研究成果報告

IRIDの研究開発の状況
2021年 12月8日
国際廃炉研究開発機構（IRID）
高守 謙郎
各補助事業の解説動画及び報告資料は https://irid.or.jpにてご覧いただけます。
この成果は、経済産業省/廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです。
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの技術開発◼ 組合員 • 国立研究開発法人：２法人
日本原子力研究開発機構（JAEA）、産業技術総合研究所（AIST）• メーカー等：４社
東芝エネルギーシステムズ㈱、日立GE ニュークリア・エナジー㈱、三菱重工業㈱、 ㈱アトックス• 電力会社等：12社
北海道電力㈱、東北電力㈱、東京電力HD㈱、中部電力㈱、北陸電力㈱、関西電力㈱、中国電力㈱、四国電力㈱、九州電力㈱、日本原子力発電㈱、電源開発㈱、日本原燃㈱・福島第一原子力発電所の廃炉作業を可能とすること。

１F廃炉
IRID等の研究開発機関

・設計可能な技術構成プランを開発・提供し、エンジニア 大学等・基礎研究機関リングを支援。

東京電力
ホールディングス

開発実用化
応用研究

日本原子力研究開発機構
廃炉国際共同研究センター

基礎研究
基盤研究（共通基盤技術の開発・基盤施設の整備・基礎データ整備）

研究開発の体制

2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3 .廃棄物対策に係る研究開発

1 .プール燃料取り出しに係る研究開発
2016.3終了

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

固体廃棄物の先行的処理手法処理・処分技術
2019.3終了

技術

2 .燃料デブリ取り出しに係る研究開発
除染・線量低減技術

燃料デブリ取り出し技術
燃料デブリ・炉内構造物取出 臨界管理・基盤技術小型中性子検出器

R/B内の遠隔除染技術
2016.3終了

2019.3終了

燃料デブリ・
炉内構造物

燃料デブリ・
炉内構造物取出取り出し技術・工法
開発

環境整備技術＜安定状態の確保＞

RPV/PCVの腐食抑制・耐震性評価
2018.3終了

PCV漏えい箇所の2018.3終了
PCV内水循環技術 実規模試験

燃料デブリ収納・移送・保管技術

ダスト集塵システム

燃料デブリ取り出し安全システムの開発

内部調査・分析技術＜間接的調査＞＜直接的調査＞

RPV内燃料デブリ検知技術・評価
総合的な炉内状況把握の高度化

補修・止水及び実規模試験

2019.3終了

固体廃棄物の2018.3終了

PCV詳細調査技術2018.3終了

RPV
内部調査技術

PCV詳細調査

X-6ﾍﾟﾈ実証（自主）2019.3終了

PCV詳細調査

堆積物実証（自主）

燃料デブリ性状把握・分析

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ・規模拡大技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

各補助事業の解説動画及び報告資料は https://irid.or.jpにてご覧いただけます。

3バックグラウンド⚫ 事故後の現場がスタート :➢ 現場状況が不明確：調査；燃料デブリの所在、量、物性の把握➢ 高放射線・高汚染環境：作業線量；遠隔作業/ロボットの活用⚫ 不定型の燃料を取り扱う設備: 原子力発電システムでない➢ 作業設計；回収・収納・移送・保管のすべての作業を新たに設計➢ 作業環境の構築；遮蔽や放射性物質のバウンダリの補修/構築/維持⚫ 前例がない：モデル、ビジョン、具現化された要求事項が無い➢ デブリ取り出しシナリオの設定➢ リスクの推定/評価と原子力安全を保証する技術構成の綿密な検討⚫ 要素技術開発の実施や技術レベルの高度化にあたって重要な事項
・現場調査（作業対象物、作業エリアと環境、損傷状況 等）
・作業の概念設計と機能要求及び開発ニーズの明確化
・リスクの推定と安全設計の方針、とりわけ具体的要求事項の抽出

4

作業概念の想定（基本的事項）の例⚫ 作業環境の確立 作業線量低減がデブリ取出し実現のキーポイント：干渉物撤去範囲

 線源撤去，遮蔽，汚染除去，漏洩リスク低減⚫ 安全システムの設置 作業員や環境への影響を小さくする
 安全要件をみたす環境制御系統の概念を確立（汚染拡大防止、未臨界維持 他）⚫ アクセス経路の構築 遠隔作業機器や燃料デブリの搬出入
 機器ハッチ（大型開口）の開放と連絡トンネル
 格納容器への新たな開口の設置

格納容器内干渉物撤去対象例⚫ 干渉物の撤去 格納容器内での移動経路・搬出経路を作る
 遠隔操作による機器や構造材の解体と搬出⚫ 燃料デブリの切削・回収 ダストの発生を抑える

搬入セル

燃料デブリ取り出しセル

廃棄物搬出セル 切削装置、回収装置⚫ 燃料デブリや汚染廃棄物の搬出と保管より確実な管理された保管状態

廃棄物搬出口アクセストンネル

燃料デブリ搬出口

 収納缶、移送・保管設備⚫ 核心部は設備設置からデブリ取り出し作業まですべて遠隔作業かつ、精密な作業を要求される
5

燃料デブリ搬出セル

PCV
R/B

アクセス経路や搬出経路例©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningバウンダリの構成⚫ 格納容器止水⚫ 水循環ラインの構築

6©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningバウンダリを構成する技術開発 格納容器内液相の場合
主な要件⚫ 格納容器内からの冷却水や作業排水の漏洩を防止⚫ 水循環系を構築し、デブリ冷却と液相中のデブリ回収⚫ デブリ取り出し作業のための格納容器内水位を維持⚫ 安全要求／深層防護の構成を実装⚫ 現状の漏洩位置は未特定であり、さまざまなケースに対応できる技術構成
S/Cからの漏洩防止（止水工事）の検討例
格納容器

トーラス室

格納容器

トーラス室

格納容器

トーラス室

堰
地下水位
サンドクッション
ドレン管からの漏水

脚部補強と地下水と汚染水の分離

ベント管止水工法

S/C充填止水工法

7

脚部補強＋S/C室内周止水（1号機）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning実規模試験体による止水等技術の開発と実証✓ 模擬対象プラント：２／３号機✓ 模擬対象設備：
トーラス室壁面及び原子炉格納容器下部のうち１／８エリア✓ 試験体サイズ： 約18m×約20m×約12m✓ 試験体重量：約650ton（架台重量：約214ton）✓ Ｓ／Ｃ直径：約９m✓ ベント管直径：約２m
PCV下部断面図

ダウンカマ

トーラス室の壁を模擬
直径約9m

Ｓ／Ｃ
漏えい試験のための加圧配管

ダウンカマ

クエンチャ

強め輪

実規模試験体（Ｓ／Ｃ）内部

実規模試験体（Ｓ／Ｃ）外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

実規模試験体 止水材打設試験
Ｓ／Ｃ内充填止水及びベント管止水試験の様子
FRM（Fukushima Repair Machine）と呼称するロボットアームを用いた遠隔施工によりＳ／Ｃとベント管への穿孔及びベント管内干渉物撤去までの一連の遠隔施工手順を実証。
監視装置

遠隔打設装置操作本部

ユーティリティ
原子炉建屋１階床面（模擬）からの穿孔/止水材注入等施工
地下階

Ｓ／Ｃ内ベント管

Ｓ／Ｃ

遠隔穿孔等の様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9

実規模試験体 止水材打設試験
止水確認試験：S/C室内周水張による外周への漏洩確認
実規模試験体S/C内外周側状況
格納容器

トーラス室

内側水位
外側水位の確認

左図：内側水位，右図：外側床面
外周への漏えいは確認されなかった

脚部補強と地下水と汚染水の分離

断面観察試験：ワイヤソーにより試験体の切断を実施

ワイヤソー切断後状況
内部確認（解体）

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

循環ラインの構築
主な要件⚫ 格納容器内からの冷却水や作業排水の漏洩を防止⚫ 水循環系を構築し、冷却と液相中のデブリ回収⚫ デブリ取り出し作業のためのPCV水位を維持⚫ 安全要求／深層防護の構成を実装 デブリ取出し⚫ 現状の漏洩位置は未特定であり、 作業水さまざまなケースに対応できること

タンク(ほう酸調整含)

冷却器

粒子除去
フィルタ

溶解性核種除去吸着塔

水循環系のイメージ
P

地下水P

PCVシェルPN
干渉物 (撤去必要)
干渉物撤去検討

X-1(機器ハッ機器ハッチチ)

180°

a

LINE_B

取水開口部１
LINE_A

1470×640

LINE_BX-2(エアロック)エアロック

取水開口部２c

1500×970

真空ポンプ（3528）

b

取水配管

取水配管

LINE_C0°

X-6

ポンプピットサンプピットPCV内部詳細調査用ガイドパイプ
PCV内部詳細調査用延長配管
PCV内部詳細調査用穿孔部

水中ポンプ

270°

PCV内１階と取水ライン構築（青線）イメージ

11

床面ピットからの取水イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

循環ラインの構築 格納容器内模擬遠隔作業⚫ 事故後のPCV内での遠隔作業による取水ライン構築を模擬設備にて実証
STEP

地下階配管を引き回しホルダを閉じて配管を固定

地下階
配管

配管
接続
作業

ホルダ

柔構造作業アーム
柔構造作業アーム

配管接続作業PCV床面ピットへの取水ポンプ設置
STEP

ポン
プ設
置作業

開口部までポンプを搬送
地下階配管

ポンプ固定治具

ポンプをピットに設置
門型揚重機
グレーチング開口部

ホースドラム

ポンプ(模擬体)

ポンプ移送／ピット内設置作業

12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

規模を拡大した燃料デブリ取り出し⚫ 横取り出し⚫ 上取り出し13©International Research Institute for NuclearDecommissioning横取り出しプランの例①⚫ 最短距離での格納容器内ペデスタルへのアクセス経路⚫ レール等による移動・搬送経路⚫ 精密さとペイロードを要求する作業を可能とするレール上のマニピュレータ 開口装置
コアボーリング
油圧アーム

BSW試験体ユニット缶
アーム/ユニット缶動線

搬送台車

アクセスレール

固定レール

電動双腕マニピュレータ

アーム/ユニット缶動線

ユニット缶

固定レール方式のアクセス装置の成立性評価と検証

仮設ハウス

遮蔽扉

⃝ コアボーリングにて生体遮蔽壁(BSW)を開口し、燃料デブリへのアクセスルートを形成⃝ 生体遮へい壁の模擬体を用いた、遠隔開口技術に関する要素試験を実施中

格納容器新規開口
生体遮へい壁撤去要素試験⃝ PCVと作業セルを気密接続⃝ 再処理施設等で実績のあるインフレートシールを採用⃝ ３次元曲面のPCV壁への気密確保、遠隔取扱試験を実施中

開口部のバウンダリ形成
インフレートシール要素試験

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning横取り出しプランの例②⚫ 広い格納容器開口による大規模／多様な遠隔機器の出入りとサービスラインの設置を可能とする⚫ 重量干渉物撤去等の工事も可能⚫ 格納容器内下部全域を作業対象として想定
搬入セル
廃棄物
搬出セル

燃料デブリ
取り出しセル

保守セル

PCV
燃料デブリ
搬出セル
通路(アクセストンネル)
ユーティリティラインとPCV内での作業装置のケーブルを接続
機器ハッチ

CRD開口
CRD開口

干渉物撤去装置
干渉物撤去装置

CRD開口
CRD開口干渉物
干渉物

ユーティリティライン：遠隔にて構築

干渉物
干渉物
監視装置

ペデスタル内干渉物撤去要素試験

ユーティリティ敷設概念

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加工ツール
加工ツール

加工ツール
加工ツール

ペデスタル内干渉物撤去試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアクセストンネル送り出し試験⚫
⚫
⚫

遮蔽付きバウンダリトンネル
格納容器内と新設建屋（デブリ処置、メンテ等）内を連結
押し出し工法と遠隔作業による連結

16©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning遠隔作業操作の支援例
視界不良かつ狭隘環境において、ロボットを遠隔操作するオペレータの作業負荷を軽減。
操作の圧倒的迅速化と接触等リスクの低減を図れる制御手法を開発中。（軌道計画法）

ペデスタル内の環境モデル（CADモデル）

干渉回避動作の半自動化

PCV内の環境モデル（CADモデル）
干渉物撤去作業（CADモデル）

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

軌道計画法による遠隔作業の支援例

18©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

上取り出しプランの例⚫ 原子炉圧力容器内及び原子炉底部まわりのデブリ取り出し⚫ 炉内構造物の一体又は大規模サイズでの分割／取り出しにより作業ステップを減らし、迅速化・合理化を図る⚫ 炉内構造材料の切断、切り離し、つり上げ方法⚫ 大規模サイズの排出物の容器への格納と移送

DSPでの分割搬出イメージ一体状態での搬出イメージ

19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning安全システムの実装⚫ 作業プロセスにおける未臨界維持

20©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning高感度・小型軽量化した中性子検出器候補の検討
臨界近接監視用として、現場投入性を高めた中性子検出器を開発
コネクタでケーブル接続(アーム内を通す)

1.0
実効増倍率keffの推定値

ツールチェンジャー

0.90.8
0.7

0.6
0.5
0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1.0

実効増倍率keffの参照解ファインマンα法による未臨界度測定結果(a)ロボットアームに中性子検出器を搭載するイメージ

284mm
φ81Corona検出器
Φ25.4×260mm
コロナ型中性子検出器

SiC型中性子検出器(d)マルチセル型He3比例計数管

3種類の検出器候補を試作し、耐ガンマ線性能、熱中性子感度、中性子時間分解能等の基本性能を確認。

21©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning燃料デブリ収納缶の設計と試作

22©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning燃料デブリ収納缶の開発
主な要件⚫ 燃料デブリ等を作業現場にて収納。 ⚫ 内容物の漏洩を防止。
⚫ 保管施設への移送及び長期間の保管。 ⚫ 未臨界を維持し水素爆発を防止。
原子炉建屋

増設建屋

揚重機

マニピュレータ

揚重機

揚重機

デブリ処理セル

燃料デブリ
取り出し装置RPV
ポー
トU
C

燃料デブリ

PCV

二次蓋蓋締め装置/ガス注入設備/漏洩確認設備

封缶セル

収納缶
ガス注入設備
蓋締め設備
収納缶
乾燥設備

仕立てセル

移送車

アクセストンネル

UC移動設備乾燥設備

収納缶移動設備

重量測定設備移送容器 移送容器移動設備

移送架台

収納缶の取扱いフロー案（横アクセスの例）

収納缶高さが500mmの場合に再臨界する可能性のある範囲

評価基準（0.95）

収納缶内のUO2と水が均一分布である場合の収納缶内平均水体積率に対する収納缶内径評価

水体積割合0.2において、未臨界維持のためには収納缶間の中心間距離は33cm以上必要

収納缶径による未臨界維持の保証

保管時の配列方法による未臨界維持の保証

23©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ収納缶の開発

蓋（ボルト構造）

蓋
吊り部
フィルタ

ベント機構（カプラ）
蓋ボルト

内部蓋
（フィルタ付）

送気機構

触媒

Ｏリング（平面）

ユニット缶

胴部

ユニット缶
燃料デブリ

主要寸法
・外径：約0.3m
・内径：約0.2m
・高 さ：約1m

緩衝構造

胴部

ボルト構造
（胴部内径220mm/送気機構ありの場合）

蓋構造（シール，ベント（フィルター），触媒）

ボルト構造収納缶全体イメージ（胴部内径220mm/送気機構ありの場合）

水素発生評価試験

デブリ乾燥技術の開発

24©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ収納缶の開発（構造健全性評価）

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

まとめ⚫ IRIDにおけるデブリ取り出し技術開発の概要についていくつかの例を紹介◆ 格納容器（PCV）止水、水循環ライン構築の実規模試験◆ デブリ取り出しの概念設計、技術構成、アクセスラインとバウンダリの構築、作業マニュピレータの実装と作業支援◆ 収納缶の設計、試作及び落下試験⚫ ロボット／遠隔装置に求められる特性◆ には厳しい環境下での狭隘の作業エリアへの移動、精密作業かつ重量作業が求められることである。
◆ ロボットの作業環境の構築自体も遠隔作業で行わなければならないことが1Fの遠隔作業の特徴である。
⚫ 今後も引き続き技術開発を推進し、設計可能な技術構成をエンジニアリングへ提供してゆく。

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End of presentation

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