参考資料１－１

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究課題

研究項目

概要

成果の反映先、反映方法

反映時期

実施担当

実施上の課題、連携、特記事項

技術
番号・金属探傷技術：東芝で技術開発
・コンクリート健全性評価：鉄道総研（JR西日本）、レーザー技術総合研究所ｊ、敦賀レーザー共同研究所で実施
・戦略的イノベーション創造プログラム（ＪＳＴ）の成果活用

1

デブリD
（分析G）

2

東北大

記載部署

【デブリ取出し対策】①レーザー超音波診断法（探傷技術）による金属亀裂、コンクリート健
全性遠隔評価手法の開発

鋼構造物腐
食・防食、健全性評価

・燃料及び燃料デブリを冷却するために必要な原子炉冷却系統（原子炉給水系、炉心スプレイ系など）を対象とした経年劣化の進展予測評価技術の研究開
原子炉冷却系圧力バ発
ウンダリー及び使用・同様に、使用済燃料プール冷却系を対象とした経年劣化の進展予測評価技
済燃料プール冷却系術の研究開発圧力バウンダリー
・PCV内面の防錆塗装劣化部における経年劣化の進展予測評価技術の研究開
発

大学
IRID
JAEA

PCV圧力バウンダリー・原子炉冷却水や汚染水に接液しているPCV内外面及び補修部を対象とした経年劣化の進展予測評価技術の研究開発

大学
IRID
JAEA

3

東北大

主要機器の支持構造 ・主要機器（RPV等）の支持構造物を対象とした経年劣化の進展予測評価技術
物（サポート）
の研究開発

大学
IRID
JAEA

4

東北大

福島高専廃止措置プログラム

5

福島高専

・RPV内の機器の残存強度の推定に向けた、微細組織(作業時のサンプリング
RPV内主要機器の残を想定)などと材料強度の関係の研究開発(デブリの取出し時などの残存機器の
存強度
挙動推定)

福島高専廃止措置プログラム

6

福島高専

原子炉建屋

・大地震、熱、放射線、塩分、爆発等により、ダメージを受けた建屋の健全性評
価手法の開発・廃止措置時における原子炉建屋の要求機能を確保するために必要な建屋健
全性の判断基準の確立
・今後発生する地震時に原子炉建屋応答を実測し、そのデータを用いて建屋健
全性を評価する技術を開発

大学
IRID
JAEA

7

東北大

RPVペデスタル・大地震、熱、放射線、塩分、爆発等により、ダメージを受けたRPVペデスタルの健全性評価手法の開発・廃止措置時におけるRPVペデスタルの要求機能を確保するために必要なRPV
ペデスタル健全性の判断基準の確立
・今後発生する地震時にRPVあるいはペデスタル自身の応答を実測し、そのデータを用いてペデスタル健全性を評価する技術を開発

大学
IRID
JAEA

8

東北大

原子炉建屋

・作業時の負荷、地震動の影響推定で必要となる、熱影響などで損傷を受けた
コンクリートの残存強度の推定(作業時のサンプリングを想定。今後の地震動を含む、負荷の大きさへの尤度の検討の基礎形成も見込む)。

福島高専廃止措置プログラム

9

福島高専G

RPVペデスタル

・作業時の負荷、地震動の影響推定で必要となる、熱影響などで損傷を受けた
コンクリートの残存強度の推定(作業時のサンプリングを想定。今後の地震動を含む、負荷の大きさへの尤度の検討の基礎形成も見込む)。

福島高専廃止措置プログラム

10

福島高専G

(1)構造物長期健
全性評価技術コンクリート構
造物の健全性評価

ライナー腐食・健全性評価

・汚染水処理系の吸着塔等のライナーを対象とした経年劣化の進展予測評価技術の研究開発

大学
IRID
JAEA

11

東北大

タンク腐食・健全性評価

・汚染水貯蔵タンクの側板や底板を対象とした経年劣化の進展予測評価技術
の研究開発

大学
IRID
JAEA

12

東北大

汚染水処理設備腐食･健全性評価

・汚染水処理設備の側板や底板を対象とした経年劣化の進展予測評価技術の
研究開発

大学
IRID
JAEA

13

東北大

①クラック状欠陥の検出、サイジング ・PCVベント管ベローズ（ステンレス鋼）等に発生する可能性のあるクラック状欠が可能な技術の開発
陥を検出できる技術tの開発

大学
IRID
JAEA

14

東北大

・原子炉冷却配管等に発生する微小な減肉率を正確に測定し、長期健全性評
価の精度向上に寄与できる技術の開発②減肉の検出、サイジングが可能な ・PCV内面の防錆塗装劣化部における減肉率を正確に測定し、長期健全性評
技術の開発
価の精度向上に寄与できる技術の開発
・PCV外面の腐食発生予測部（サンドクッション部）における減肉率を正確に測定し、長期健全性評価の精度向上に寄与できる技術の開発

大学
IRID
JAEA

15

東北大

16

東北大

大学
IRID
JAEA

17

東北大

大学
福井大廃止措置プログラム（コンクリー
福井大・鈴ト健全性非破壊評価）
木

18

福島大
福井大

①圧力バウンダリーに発生したク・PCV圧力バウンダリーであるベント管ベローズ等に発生したクラックを補修できラック発生部の補修が可能な技術のる技術の開発
開発

大学
IRID
JAEA

19

東北大

・原子炉冷却配管等に発生した減肉を補修できる技術の開発②圧力バウンダリーに発生した減肉・PCV内面の防錆塗装劣化部に発生した減肉を補修できる技術の開発
発生部の補修が可能な技術の開発
・PCV外面腐食予測部（サンドクッション部等）を補修できる技術の開発

大学
IRID
JAEA

20

東北大

③シール部の補修が可能な技術の開発

・PCV圧力バウンダリのシール部（フランジ部、電気ペネ部等）から漏えいが懸念される箇所の補修技術の開発

大学
IRID
JAEA

21

東北大

④漏えい発生部の補修が可能な技
術の開発

・PCV水張り時における漏えい中に漏えい上流及び下流側から補修できる技術
の開発

大学
IRID
JAEA

22

東北大

⑤補修を可能にする遠隔技術の開発・上記のような特殊環境下（高線量率、狭隘、高所等）において補修を可能にする遠隔技術の開発

大学
IRID
JAEA

23

東北大

集合体の健全性評価

・使用時の水素吸収の影響を含む照射及び事故時の機械的損傷が残存強度に与える影響の推定に向けた研究開発(PCVの残存強度推定と同様の手法を用いる)

福島高専廃止措置プログラムで行う
PCVの残存強度評価の考え方などを用
いる

24

福島高専G

燃料被覆管の健全性評価

・使用時の水素吸収の影響を含む照射及び事故時の機械的損傷が残存強度に与える影響の推定に向けた研究開発(PCVの残存強度推定と同様の手法を用いる)

福島高専廃止措置プログラムで行う
PCVの残存強度評価の考え方などを用
いる

25

福島高専G

26

福島大

(2)検査・モニタリ
ング技術③漏えい検知が可能な技術の開発

大学
IRID
JAEA

・PCV水張り時の漏えいを検知できる技術の開発
・PCV水張り後の経年劣化で発生する漏えいを検知できる技術の開発④検査･モニタリングを可能にする遠 ・上記のような特殊環境下（高線量率、狭隘、高所等）において検査･モニタリン
隔技術の開発グを可能にする遠隔技術の開発⑤非破壊検査技術（3）補修技術

原子炉建屋内は高放射線量率等のため、立ち入りが容易でないので、万一バウンダリーから漏えいが生じると補修等の対策を実施するのが難しい。

・事故時熱影響、作業時を含む変形の影響を受けたPCVの水張り時などにおける破損機構及び残存強度の推定(負荷の大きさや今後の地震動への尤度の判定を含む)に向けた、材料強度及び簡単な構造モデルによる研究開発

PCV圧力バウンダ
リー○プラントの安定状態の維持・管理・レーザー光照射により発生する超音波を活用し、金属やコンクリートに生じた
燃料デブリ取り出
亀裂・空洞などを検知し、構造物の長期健全性を確認する。
圧力容器、格納容器、使用済み燃料プール
楢葉
し時期から廃炉完・レーザーを用いたインフラの健全性診断技術（敦賀レーザー研）の成果を活用 等構造物の長期安全性評価、保守管理
CLADS
了（2020-2040)
・鉄筋入重コンクリート等への適用性評価、振動データベース取得、実用性評価(4)燃料集合体の健全性評価

・磁気的非破壊検査法によりステンレスに生じるリューダス帯などの劣化部位の原子力発電所で使用されているステンレス検出を行う。
を対象として劣化部位の特定を行う。
・放射線や熱履歴などをうけた際の早期劣化部位の検出が可能か検証する。

(5)放射線計測と 自給電源搭載放射線計測機器の開 太陽電池による電源はバックアップ機能を持つプラスチックシンチレーションファ 廃炉作業に伴う安全確保のために屋外で発
管理方法
イバーを用いた放射線計測機器の開発し、長期間測定可能か検証している。 の放射線の的確な把握を行う。

原子炉建屋内は高放射線量率等のため、立ち入りが容易でないので、万一バウンダリーから漏えいが生じると補修等の対策を実施するのが難しい。このため、クリティカル部位の健全性確認が必要である。

原子炉建屋内は高放射線量率等のため、立ち入りが容易でないので、万一バウンダリーから漏えいが生じると補修等の対策を実施するのが難しい。このため、クリティカル部位の健全性確認が必要である。

大学①燃料デブリ臨界計算の誤差評価のための核データ整備

MCCIデブリを想定した臨界計算における核データ誤差の影響を定量的に評価
臨界計算の不確かさ評価と信頼性向上
できるように、MCCIデブリ構成核種に対する共分散データを整備する。

デブリ取り出し方法策定までの早い 基礎工
時期

JENDL-4等の共分散データは主に原子炉燃材料核種に対して用意されており、MCCIデブリ構成核種(例えばCa同位体)に対しては、新たに共分散データの評価が必要。

27

デブリD
（線量G）

②燃料デブリ臨界計算における核データ起因誤差の評価

MCCIデブリに対し、モンテカルロ法と共分散データを用いて、臨界計算における臨界計算の不確かさ評価と信頼性向上
核データ起因誤差を評価する。

デブリ取り出し方法策定までの早い
時期

現在の燃料デブリ(特にMCCIデブリ)に対する臨界計算の信頼性を判断するために必要である。

28

デブリD
（線量G）

1 / 9 ページ1

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究項目

研究課題

(6)臨界管理技術 ③MCCIデブリを模擬した臨界実験④デブリ取出時の未臨界確保方策

概要

成果の反映先、反映方法

実施担当

実施上の課題、連携、特記事項

技術
番号

記載部署

29

デブリD
（線量G）

MCCIデブリを模擬した臨界実験を行い、臨界計算の予測精度を明らかにする。 臨界計算の不確かさ評価と信頼性向上

デブリ取り出し方法策定までの早い時期

臨界性ベンチマークは主に原子炉等に対して行われており、燃料とコンクリー
ト材が混合するような体系での臨界計
算の信頼性は実験的に明らかにされていない。日本に適当な臨界実験装置がない場合には外国の試験装置の利用も視野に入れる。

デブリ取出し作業時の臨界事故防止のための方策を確立するため、種々のデブリ取出し方法に対して臨界防止策を検討・評価する。

臨界計算の不確かさ評価と信頼性向上

デブリ取り出し方法策定までの早い
時期

東工大・廃止措置プログラム(東京都市
大学)

30

東工大

万が一の臨界事故における作業員の安全のために必要な設備等の充当

デブリ取り出し方法策定までの早い
時期

東工大・廃止措置プログラム

31

東工大

IRID新プロジェクトで実施
CLADSを幹事機関とした担当者レベルの認識共有の場
国際協力（国際ワークショップ）

32

事故進展D

⑤メルトダウン炉心の臨界事故解析 デブリ取出し時に万一臨界事故が発生した場合の挙動評価を行い、作業員のと対策の検討安全確保のための有効な方策を確立する。

(1)デブリ回収戦
略の構築

反映時期

(a)１F事故進展の理解の深化による、課題
解決とデブリ取出しへの成果反映方法の認
識共有①炉内状況把握解析(b)デブリサンプリング優先度への知見提現状知見によるベ(1) 炉内状況 と材料科学的知見を
NDF
プラントデータを考慮した、SA解析（温度分布、圧力変化、シナリオ、等）と材料 供、デブリサンプル分析結果に基づく事故
ストエスティメイト及の総合評価 考慮した、事故時プラ
CLADS
科学的知見（酸化進展、化学反応閾条件、等）の総合評価による、事故進展及 進展理解の深化、不要な分岐シナリオの削び分岐シナリオ
ントデータの分析（分
（知見の集
IAE
び終末状態の予測（ベストエスティメイト及び分岐シナリオ）、予測精度向上に向 除（~2017）
野横断した専門家の
約、認識共
IRID
けた開発課題の認識共有、知見のデブリサンプリングやデブリ取出しへの反映 (c)炉内滞留デブリ、MCCI堆積物の特性評
予測解析精度の向有、ケースス 認識共有）、１F事故
TEPCO
価精度の向上、評価精度向上に向けた境方法の具体化上（~2021）
進展理解の高精度方タディ）
界条件の提示
針の検討(d)材料科学的知見、事故時プラントデータ（最高温度、酸化度、冷却材流量、等）に基
づく、炉内Cs分布の評価①TEPCOニーと、研究シーズ観点から課 現場サイドでの課題と重要度の整理。基礎基盤実施項目と現場課題との対応(2) デブリ取り 題、間の認識共有、 の整理。
出しに向けた 課題の整理(a)ニーズ観点とシーズ観点での課題及び優現状知見によるベ
先度の整理、関係づけ
NDF(b)デブリ取出し方法への知見提供、事故進 ストエスティメイト及CLADS
課題整理と解展ケースごとに予想される課題と解決策の び分岐シナリオ
IAE
決法の検討、（~2017）
提示
IRID
デブリ取出し予測解析精度の向(c)デブリサンプル分析の活用方法提示
TEPCO
戦略への反映 ②炉内状況総合評価(d)廃棄物特性のケーススタディ（廃棄物処 上（~2021）
事故進展シナリオを考慮したデブリ特性ケーススタディ（ベストエスティメイト、分に基づくデブリ取出し
理・処分への知見提供）
岐シナリオ、境界条件、等）、廃棄物の特徴のケーススタディ
戦略の検討①-1炉心崩落過程の １F各号機条件での熱流動解析、燃料集合体温度変化、水蒸気流量解析
熱流動解析
炉心溶融・移行事象の連続シミュレーションプラットフォーム（①-2、3と連携）(a)燃料集合体破損解析、RPV構造健全性
解析、MCCI解析等に初期条件、境界条件を提供(b)炉心破損・溶融詳細シミュレーションによるSA進展シナリオの境界条件の知見提供

33

IRID新プロジェクトで実施
CLADSを幹事機関とした担当者レベルの認識共有の場
国際協力（国際ワークショップ）
34

シミュレーションプ
ラットフォーム整備（~2021）CLADS
１F条件の整理（現
基礎工状知見の整理大学~2017、解析進展による評価精度向上~2021）

組織間の役割分担、連携の明確化
要素モデル、データベースに関し大学に期待（東北大、東工大、阪大、九工
詳細解析ツール整
炉内状況総合評価に、
大、早大、名大、長岡技大、筑波大、
備（~2017）
CLADS(a)事故進展境界条件（制御棒破損、炉心支等）
燃料集合体～炉心支持板部位の破損・溶融詳細解析モデルの開発、1F条件で１F条件の整理（現 基礎工
持板閉塞、酸化進展度、等）を提供
要素モデル、データベースに関しメーの要素過程の模擬試験（水蒸気枯渇度、酸化進展度、等の検討）、燃料集合体状知見の整理大学(b)材料科学メカニズム観点でのケーススタ
カーに期待（新日鉄住金、NFD、GNF規模での破損・溶融詳細シミュレーションツール開発~2017、解析進展に メーカー
ディとシナリオに応じた課題に関する知見をJ、日立GE、東芝、重工、NDC、伊藤忠よる評価精度向上 IRID
提供
CTC、等）~2021）①-2燃料集合体崩落
欧州知見の導入（CLADSを窓口とした過程の材料科学的解SAFESTとの連携（KIT、CVR、KTH、
析・模擬試験
等））
模擬試験の役割分担（IAE/KAERI、①溶融炉心の
福島高専廃 JAEA/CRIEPI/IHI/日立GE/GNF-J、大炉内機器からのサンプルの微細組織観察による最高温度などの温度履歴の推
移行挙動評価止措置プロ 学、等）定に向けた微細組織-温度履歴マップの作成
日米CNWG（プラズマ溶融試験）
グラム
熱力学データベースプロジェクト（NEA）、大学との連携
一部をIRID新プロジェクトで実施①-3下部ヘッド破損
解析・試験(2) 事故進展シナ
リオ検討、及び事故進展挙動解析技術

熱流動/構造連成
解析手法の構築(a)下部ヘッド破損予測、実機破損データを
CLADS（~2017）
活用した現象理解のフィードバック、現場へ
基礎工
模擬試験による検
の知見提供
大学
証、高度化
（~2021）

下部ヘッド破損のFEM解析、熱流動/構造解析
模擬試験結果を用いた検証

事故進展D

36

事故進展D

37

福島高専G

38

事故進展D

文科省公募
東工大
(~2017)(部分的な東北大
結果は年間報告な
JAEA
どで利用可能)・東工大(ステンレス鋼と、制御棒由来
あるいは燃料棒由来のデブリ間の溶解
反応速度を評価)
・東北大(模擬デブリの物性評価)
・JAEA(大型試験装置での模擬実験の実施と評価)39

東工大(a)炉内状況の総合評価に知見提供、関係者の認識共有(b)課題優先度の整理、デブリサンプリング
優先度等に知見提供

１F条件の詳細解析と模擬試験（現 CLADS
状知見の整理TEPCO~2017、解析進展に 大学よる評価精度向上 IRID
~2021）CLADSを幹事機関とした担当者レベルの認識共有の場
国際協力（国際ワークショップ、BSAFとの連携）
一部をIRID新プロジェクトで実施

40

事故進展D

41

事故進展D

42

事故進展D

１F各号機のプラントデータを考慮した、事故進展解析（MELCOR、
RELAP/SCDAPSIM、等）
熱水力や材料科学的知見を考慮した総合評価による事故進展理解の深化③-1MCCI反応進展
解析・評価、デブリ広 SAシナリオ、材料科学的観点を考慮したMCCI反応解析（化学特性、熱特性）
がり解析、溶融炉心 溶融デブリの広がり解析の移行を考慮した
MCCI進展ケースごとのデブリ特徴の整理
ケーススタディ(a)MCCI進展ケーススタディ（メルトスルーシ
ナリオ、物理化学特性、広がり、等）に関す １F条件の詳細解る知見提供
析と模擬試験（現 CLADS(b)デブリサンプリング、デブリ取出しに向け 状知見の整理
基礎工
た課題の整理~2017、解析進展に 大学(c)デブリサンプルの分析結果を用いたよる評価精度向上 IRID
MCCI解析精度の向上~2021）(d)廃棄物特性評価への知見提供③-2反応進展を考慮したデブリ特性解析・ 模擬溶融コリウムの特性試験（コールドクルーシブル試験）と凝固・偏析解析
評価、凝固/再分布 MCCI進展ケースごとのデブリ特徴の整理
特性解析・評価(a)MCCI堆積物の特性ケーススタディ（メルトスルーシナリオ、物理化学特性、再臨界性、 １F条件の詳細解
析と模擬試験（現 CLADS等）に関する知見提供
基礎工(b)デブリサンプリング、デブリ取出しに向け 状知見の整理~2017、解析進展に 大学
た課題の整理よる評価精度向上 IRID(c)デブリサンプルの分析結果を用いた~2021）MCCI解析精度の向上(d)廃棄物特性評価への知見提供③MCCI堆積物の特性評価組織間の役割分担、連携の明確化
要素モデル、データベースに関し大学に期待（東北大、阪大、早大、等）要素モデル、データベースに関しメーカーに期待（新日鉄住金、日立GE、等）
欧州知見の導入（CLADSを通じた
SAFESTとの連携（KIT、CVR、KTH、等））
BSAF、SAREFとの連携
熱力学データベースプロジェクト（NEA）、大学との連携
一部をIRID新プロジェクトで実施④RPV外サンプルからの事故進展、炉内状況の推定④模擬デブリ特性評価(3)デブリ特性評
価35①-4沸騰水型軽水炉 デブリと混在しているであろう炉心構造物へのアプローチに必要なデブリ存在位
過酷事故後の燃料デ 置を推定するために模擬制御棒・燃料棒チャンネルボックスを溶融させる試験 デブリと混在する炉心構造物の位置とそのブリ取り出しアクセス を行うとともに、その挙動にある物理化学を検討することで、炉心構造物の存在 物理化学的な状態に関する知見の提供
性に関する研究
位置を評価する。

②プラントデータを考慮した事故進
展詳細解析○炉内状況・燃料デブリ状況把握事故進展D

43

デブリ中に形成される主要相の諸物性測定及びデータベース整備と解析

組織間の役割分担（特に③とのインターフェイス）、連携の明確化
事故進展シナリオを考慮した試験・解1FMCCI生成物のCLADS
析パラメータ設定が重要
特性推定（~2017）
大学
JAEAでの特研生受入れ、模擬デブリ
IRID向けデータ
IRID
試験/解析の分担実施（事故進展シナ
燃料デブリ取出し準備各プロジェクト（取出
ベース（燃料デブリ
九大・有リオを考慮したケーススタディ）を、大学
技術開発、収納保管技術開発、臨界管理技
特性リスト）改訂
術開発 等）、への設計検討用データの整
馬、阪大・ に期待（~2017）理。
大石、福井 NEAの熱力学データベースプロジェクト
物性取得と解析、大・宇埜、 への共同参画を、大学に期待
NEAデータベース
福井大廃止措置プログラム（デブリ物
桑水流
構築・整理（~2019）
性・分析研究）
以下をIRID既存プロジェクトにて実施
CEAとの研究協力（大規模ウラン試験）⑥-1燃料デブリ冷却 代替法としての空冷によるデブリ冷却評価の構築、乱流自然対流での冷却モデ (a)完全気中工法でのデブリ取り出し計画策 冷却能力評価解析 CLADS
ル開発、熱流動模擬試験
定に知見提供（~2018）基礎工⑥代替取出し 評価技術法に係る課題2 / 9 ページ

評価手法、コード開発に関して大学との連携を検討

44

デブリD
（取扱G）
福井大

45

事故進展D

2

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究課題

研究項目

法に係る課題の検討⑥-2代替遮蔽材の検討

概要

成果の反映先、反映方法

代替法としての固体ボール状遮蔽材による燃料デブリ遮蔽

反映時期(a)固体ボール状遮蔽材によるデブリ取出し？？
計画策定に知見提供

実施担当
大学

実施上の課題、連携、特記事項
長岡技科大

酸化物デブリ・UO2-ZrO2模擬デブリの低温酸化による状態変化の把握
・相変化後の模擬デブリからのFP,MA等の溶出挙動の評価(4) 燃料デブリの経年変化プロセ ①燃料デブリ酸化状況等評価
スの解明

CLADS
東北大学
大阪大学

合金相デブリ・Fe-Zr合金デブリ中のUの有無と低温酸化による状態評価
・合金相へFP,MA等の分配と腐食による溶出挙動の評価

評価に向けてCLADS・東北大学で共同した体制を整備予定

MCCIデブリ・コンクリート相の低温加熱による状態変化の把握
・MCCI模擬デブリ中のU、FP、MA等溶出挙動の評価

記載部署

46

47

デブリD
東北大学

48

デブリD
東北大学

49

デブリD
東北大学

燃料デブリに限定せず、汚染水、放射性廃棄物など対象を問わず、放射線遮蔽、冷却2017年度中等が必要な全ての局面(解体、輸送、貯蔵)で利用可能な解析ツールの提供

CLADS
大学

最新核データの導入に関して長岡技科
大と連携

50

デブリD
（線量G）

②プラント内の最確な線源分布と線 燃焼計算、放射化計算、SA解析、内部調査等の結果を活用し、1Fプラント内の NDF等による廃炉工法の決定に必要な情報
2017年度末
量評価技術開発
時々の最確な線源分布と線量率分布を評価する手法開発
提供

CLADS
大学

IRID炉内状況把握、BSAF2等の成果活
用
線源逆解析法と誤差低減法に関する共研(北大)

51

デブリD
（線量G）

52

デブリD
（線量G）

長岡技科大
英国NNLとの共同研究開始

53

デブリD
（分析G）

BSAF2枠でのベンチマーク実施
VTTとの沈着FPの共同解析

54

事故進展D

(a)SA解析コードにおける化学モデル高度化
やコードを用いた解析における境界条件提 １F条件の詳細解供析と模擬試験（現⑧-1 化学反応速度
CLADS
FP放出移行総合実験、分離効果実験から得られるFP分析データの化学反応速 (b)FP分布ベンチマーク解析のためのデータ 状知見の整理論を考慮した解析技
基礎工度論を考慮した解析によるFP化学挙動（化学形、化学反応）評価
やモデル提供~2017、解析進展に
術大学等(c)1Fサンプル取得計画策定への知見提供 よる評価精度向上(d)付着FPの固定性・除去性等の性状デー ~2021）
タ

VTTとの沈着FPの共同解析

55(a)化学反応速度論を考慮した解析のためのFP分析データ提供
１F条件の詳細解(b)化学挙動データベース構築と化学モデル
CLADS⑧-2 FP放出移行再析と模擬試験（現FP放出移行総合実験（ホット試験によるモデル検証／模擬実験によるデータ蓄 高度化
基礎工
現実験によるFP化学状知見の整理積）、吸着・再蒸発等に係わる分離効果実験、及びFP化学形の直接分析による (c)FP分布ベンチマーク解析のためのデータ
大学等
挙動データベース構~2017、解析進展に
FP化学形データ取得
提供
福井大・有
築
よる評価精度向上(d)1Fサンプル取得計画策定への知見提供
田~2021）(e)付着FPの固定性・除去性等の性状デー
タ

阪大との燃料からのFP等放出メカニズ
ム解明に係わる共研
福井大廃止措置プログラム（デブリ物性・分析研究）

56

熱流動試験及び解析に関する大学との研究協力（筑波大）

57①線源評価技術開発(5)線量計測・線
量評価技術

技術
番号

燃料デブリの線源・崩壊熱・線量率評価手法開発③燃料デブリ取り出し工程における シールドプラグ、RPV上蓋等を撤去した際の、スカイシャイン等による１F敷地境
燃料デブリ取り出し開始時の規制対応
敷地境界線量率評価手法開発
界線量を評価し、適正値を超える場合には対応策を検討

初号機のデブリ取り出し(～2021)

耐放射線性光ファイバの先端にガンマ線光変換素子（シンチレータ）を取り付
け、局所の線量評価に資する。
１）γ線フォトンフラックス計測・エネルギーに依らず、フォトンフラックスを計測し、エネルギーを仮定して等価・デブリ位置情報への反映
デブリ取り出し準的に線量を類推する④シンチレータと光ファイバを用いた・炉内線量分布シミュレーション結果への反 備（2019-2020）２）エネルギー分解計測
高放射線場の遠隔放射線計測
映
デブリ取り出し作
・できるだけ微小体積でガンマ線が吸収可能な素子を選定、開発し（酸化ルテチ
・炉内作業における線量評価
業（2021-2040）
ウム等）、γ線吸収特性、発光特性（波長、時間応答）を取得。大まかなエネル
ギー分析の可能性について、素子としての利用価値を判断する。
３）各センサーとの組み合わせ技術開発
・ファイバLIBSプローブ、視認プローブ等との組み合わせ⑦炉内FP分布解析精度向上

CLADS
大学

(a)炉内状況総合評価に炉内FP分布情報を提供(b)事故進展詳細解析への境界条件・初期
条件等提供(詳細解析⇔SA解析間での相 １F条件の詳細解
析と模擬試験（現互フィードバック）CLADS
１F各号機条件を考慮したMELCOR等各種SA解析コードによるFP分布評価、ベ (c)不確かさの大きい事象の抽出とモデル改 状知見の整理
基礎工
ンチマーク等を通じたFP分布解析精度向上とモデル改良、あるいは課題抽出 良方針や必要な実験（総合実験、分離効果 ~2017、解析進展にIAE等
よる評価精度向上
実験）条件の提示(d)FP分布ベンチマーク解析（BSAF2）への貢献(e)炉内線量分布評価のための線源分布
データ~2021）⑧FP化学挙動調査(6)FP放出移行挙動評価⑨-1 格納容器・原子
炉建屋・環境から採取したサンプルや模 配管内の蒸気凝縮、スクラビング等のFP移行や化学形態に与える影響評価、
擬試験により得られ モデル開発、模擬試験実施。
るサンプルの分析に 格納容器・原子炉建屋・環境から採取したサンプルの分析。
よる環境－炉内境界部でのFP挙動評価(a)化学反応速度論を考慮した解析のため
１F条件の詳細解のFP分析データ提供(b)化学挙動データベース構築と化学モデル 析と模擬試験（現状知見の整理高度化(c)FP分布ベンチマーク解析のためのデータ ~2017、解析進展に CLADSよる評価精度向上 基礎工提供
大学等(d)S/C内残留Csの環境放出挙動の予測評 ~2021）
熱流動と化学形態価(e)S/C液性に与えるFP（エアロゾル）の影響 を考慮したCs移行
モデル化（~2019）
評価(ｆ)環境動態モデルのソースターム条件提供⑨-2 環境動態と炉内解析の結合によるFP 環境－炉内境界部のFP等挙動解析とモデル化
移行挙動評価高度化(a)環境動態モデルのソースターム条件提供 １F条件の詳細解(b)化学挙動データベース構築と化学モデル 析と模擬試験（現
CLADS
高度化
状知見の整理基礎工(c)FP分布ベンチマーク解析のためのデータ ~2017、解析進展にIAE
提供
よる評価精度向上(d)廃棄物インベントリー評価への知見提供 ~2021）⑨環境放出境界におけるFP
挙動評価①ホットスポット形成位置予測技術(1)ポットスポット の開発
形成位置特定技術②ホットスポット検知技術の開発○炉外のTRU、FPの分布状況把握58

事故進展D・汚染水の流動状況からTRUやFPがホットスポットを形成している可能性のある箇所を予測できる技術の開発

大学
IRID
JAEA

59

東北大

・原子炉建屋内、タービン建屋内に広範囲に分布していると考えられるTRUやFPが形成するホットスポットを効率的に検知する方法の開発

大学
IRID
JAEA

60

東北大

大学
IRID
JAEA

61

東北大

大学
IRID
JAEA

62

東北大

・水和性の比較的高いCsがコンクリート表面から浸透する深さを予測評価でき①放射性元素のコンクリート内浸透 る技術の開発
深さ予測技術の開発
・水和性の比較的高いCsがコンクリート表面から浸透する深さの各種条件下での実験(2)放射性元素のコンクリート内浸
透深さ予測
・コンクリート内へ浸透・残存したCsの分離除去方法の検討②コンクリート内へ浸透したCsの分・コンクリート内へ浸透したCsを除去するために必要なコンクリートはつり深さを離除去技術の開発求めるための試験(1)汚染状況把握(2デブリ加工技術

福井大

63

デブリサンプリング機器の開発などに向けたデブリ切削法の検討

機械的切削、放電加工及びレーザー法によるデブリの切削性に関する評価(焼結条件や混合物をパラメータにしたジルコニア模擬デブリの強度や靭性と切削性などの評価)及びサンプリング用の小型機器のモックアップ開発

福島高専廃止措置プログラム

ロボット技術デブリサンプリングを主な目的とした遠隔操作機器要素の研究開発(デブリの切削性評価、耐放射線性電子素子の研究開発、モックアップ機器の製作を含む)(3)遠隔技術

耐放射線性材料

3 / 9 ページ

64

福島高専G

福島高専廃止措置プログラム
若エネ研・
福井大廃止措置プログラム（耐放射線
峰原、福井性ロボットレーザー基礎技術開発、マニ
大・浪花、
ピュレーターの手先軌道計画、原子炉
川井
解体ロボット技術探査）

65

福島高専G
福井大

若エネ研・
峰原

66

福井大

福井大廃止措置プログラム（耐放射線性ロボットレーザー基礎技術開発）

3

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

実施上の課題、連携、特記事項

技術
番号

記載部署

CLADS

連携：京都大学、イマジニアリング（株）：文科省廃炉加速化プログラム再委託
今後連携：徳島大学、東京大学、福井大学、名古屋大学、分子科学研究所、
NFD（大洗）等

67

デブリD
（分析G）

②シビアアクシデント後の遠隔計測
技術

デブリ取出工法が
超音波ドップラー技術による形状計測および放射線計測の核種分析によるデブ デブリ取出しに先立ち行われる漏水箇所の 決定し、漏水箇所
東工大
リ特性・性状把握のためのロボット搬送技術の開発を行う。
探査に反映されるの補修が行われる
時期の前

東工大・廃止措置プログラム
ロボット技術開発では、東工大理工学
研究科機械系で行っている搬送技術開発及び東京医科歯科大学で行っている
医療用遠隔精密作業技術開発と連携
して行う。

68

東工大

①放射線センサーの開発

電子スピンを活用したスピントロニクスを応用し、新たな放射線計測デバイスの廃炉作業に伴う放射線の的確な把握
研究開発を行う。

大学

69

福島大

格納容器外部に設置したガンマ検出器において燃料デブリ等の放射性物質からのガンマ線を多方向から測定することにより、デブリ分析対象となるような重デブリ取り出し準②3次元ガンマ線イメージングユニッ
格納容器内におけるデブリの位置、形状な
要核種の位置ならびに形状の測定が可能なシステムを開発する。
備（2019-2020）
トの開発
らびに核種に関する情報の提供。
1)ガンマ線イメージング用検出器の開発
2)多チャンネルデータ取得システムの製作（信号処理基板の製作を含む）

CLADS

70

東京電力（株）福島第一原子力発電所(1F)の廃止措置において、1F建屋内における作業環境の放射性物質分布を遠隔で可視化する無人遠隔放射線分布測定システムを開発する。
東京電力、東京電力廃炉カンパニーでの建 デブリ取り出し準
1)小型・軽量コンプトンカメラの開発
屋内における放射線分布モニタリング手法 備（2017-2020）2)コンプトンカメラで取得したデータを元にした放射線分布マップの構築技術の の一つとして提案。
開発
3)遠隔機器（ドローン）の整備・SLAM技術の開発

CLADS

71

CLADS

72

ファイバーを接続した小型シンチレータ検出器を格納容器内部に挿入して燃料デブリ取り出し準⑤小型シンチレータ結晶を用いた局格納容器内におけるデブリの位置、形状なデブリからのガンマ線を局所的に測定することにより、その残留位置、形状、及備（2019-2020）
所放射線計測器の開発
らびに核種に関する情報の提供。
び核種の測定が可能なシステムを開発する。

CLADS

73

自発核分裂核種を含有する燃料デブリから放出される高強度の中性子を測定することにより、燃料デブリそのものの分布を測定可能なシステムを開発する。
デブリ取り出し準
1)小型・軽量中性子検出器の開発
格納容器内におけるデブリの位置、形状な
備（2019-2020）
2)中性子検出器をデブリ近傍に導くための遠隔機器の開発
らびに核種に関する情報の提供。
3)中性子検出器で得られたデータを元にデブリ分布を再校正する解析技術の開
発

CLADS

74

研究課題

研究項目

概要

成果の反映先、反映方法

反映時期

組成分析プローブを中心とした視認プローブ、放射線プローブの組み合わせによるモニタリング技術開発
１）耐放射線性光ファイバを用いたレーザー誘起発光分光法（LIBS）による迅速
その場分析手法の確立
東京電力、東京電力廃炉カンパニーでの炉・プロトタイプ、実用化機器の開発、特性評価、分析手法・基礎データ取得
内外迅速遠隔分析手法の一つとして提案。 デブリ取り出し準・高放射線環境下影響評価（光ファイバ、プラズマ特性等）①内部観察・レーザーモニタリング技 ２）光ファイバ又はレーザーヘッド据え置き型による炉外不明物測定・機器持ち込み
備（2019-2020）
術の開発
・機器構成・性能提示による機器開発協力 デブリ取り出し作
・プロトタイプ、実用化機器の開発、特性評価、分析手法・基礎データ取得
・操作・評価に関する人材育成
業（2021-2040）
３）視認プローブ、放射線プローブ等との結合・既存技術等による視認プローブ、放射線プローブを結合（プローブの結合を目 ・計測データの評価
的とせず、必要に応じて対応）(2)遠隔分析技術
４）東京電力への協力
・機器提供、機器設計、人材育成（取り扱い、スペクトル評価手法）、使える機器としての提供③無人遠隔放射線分布測定システ
ムの開発

実施担当

遠隔技術D

遠隔技術D

○デブリ取出し数Sv/hの線量率環境下で放射性物質を可視化する小型・軽量なガンマカメラを開発する。1F建屋内深部や格納容器内壁の放射性物質の測定を目指す。
1)検出器ジオメトリの検討
東京電力、東京電力廃炉カンパニーでの建 デブリ取り出し準④高線量測定用ガンマカメラの開発 2)ガンマ線照射シミュレーションの実施
屋内における放射線分布モニタリング手法 備（2018-2020）3)信号読み出し基盤の開発の一つとして提案。
4)放射線照射場における高線量環境での動作試験
5)遠隔機器とのマッチング(3)放射線計測、
管理技術⑥燃料デブリ同定のための中性子検出器の開発75

福島高専
G(東京都市大学など)取出し後の迅速なデブリ構成物の推定技術(適宜まとめて頂いて結構で X線CTによる燃料デブリ構成成分の迅速な識別手法の構築
す)福島高専廃止措置プログラム

76

福島高専
G(原子力機構など)

事業者が行うデブリ取り出し時の放射線遮 初号機のデブリ取
CLADS
蔽方法に関する許認可支援り出し(～2021)

77

デブリD
（線量G）

初号機のデブリ取
CLADS
り出し(～2021)

78

デブリD
（線量G）

79

デブリD
（線量G）

事業者が主体となって実施する放射線遮蔽に関する検討結果が妥当であることを証明するための論理構築と根拠データの作成○デブリ収納保管

最適な手法を事業者に提言

１F1内部調査に使用された変形型ロボットまたは新規に開発する水中ロボット 燃料デブリ性状把握のための実サンプル取③ROV等による水中デブリのサンプ～2018年度末を期 CLADS(ROV)を用いて、微少な粒子状デブリをサンプリングするための基礎基盤技術を 得リング
大学
シビアアクシデント解析の高度化のための 待開発
実サンプル取得
1F内部調査①臨界防止用中性子吸収材投入時の汚染水対策海上技術安全研究所、東京工業大学、
東京大学、マンチェスター大学(日英共同研究パートナー)などに期待

80①ダスト評発生量評価81②ダスト対策82③安全性評価83①含水・乾燥特性評価(1)デブリ収納保
管特性評価

遠隔技術D

福島高専廃止措置プログラム

最確な線源評価の結果を基に、作業者の被ばくを低減するために有効な放射②廃炉工程における作業者被ばく低(4)放射線遮蔽技
線遮蔽の方法を粒子輸送計算等により検討
減のための遮蔽手法の検討
術注）東電、IRID等との綿密な連携が必要(6)ダスト対策

遠隔技術D

小型の化合物半導体素子を用い、改良したデータ解析手法による小型で高耐小型放射線センサーの開発(適宜ま
放射線性ガンマ線スペクトル解析機器の開発(モックアップ試作など、シンチレー
とめて頂いて結構です)
ションファイバーを用いた建屋内線量分布評価の方法も含む)①放射線遮蔽に関する規制対応方策の検討(5)デブリ回収時
の汚水処理

遠隔技術D

燃料デブリ乾燥の基礎的な評価として、材質、内部構造、形状、外的条件等の影響を評価
燃料デブリ乾燥設備設計
燃料デブリの乾燥設備設計に利用可能なデータを取得

取出し開始頃（2021)

CLADS
IRID

84

デブリD
（取扱G）

取出し時の冷却水管理、収納缶の移送時②燃料デブリの元素・核種溶出挙動 各種燃料デブリ（酸化物デブリ、金属デブリ及びMCCI生成物）から元素・核種のの密閉評価、湿式保管時の水質管理設備
評価
溶出挙動を評価の設計データ、処分時の設計データ取出し作業計画立CLADS
案時(～2021)から
大学収納保管開始以降
IRID（2021～）

大学の類似研究（東北大等）との連携
海外協力（CEA、SCK・CEN）

85

デブリD
（取扱G）

③燃料デブリの外部雰囲気による反 環境条件による燃料デブリ（特にMCCI)の組成を評価
応性評価（気中変性）
環境条件による燃料デブリの変性挙動の評価

乾式保管開始時（2030頃）

CLADS
大学
IRID

大学の類似研究（九州大等）との連携
海外協力（ウクライナ(ISP-NPP)）

86

デブリD
（取扱G）

④燃料デブリの非破壊測定からの臨 計量管理を主な目的として実施されている燃料デブリの非破壊測定技術による 燃料デブリを収納・保管する場合の臨界安 初号機のデブリ取 CLADS
界評価手法の開発
核物質量推定結果を基に、体系の臨界安全性を評価する理論を構築する。
全性評価
り出し(～2021)
大学

京大炉、名大。東京工業大学に期待
計量管理に関する非破壊測定技術開発との連会が好ましい。

87

デブリD
（線量G）

88

東北大

⑤デブリ収納保管容器の経年劣化管理技術の開発

乾式長期保管管理・燃料デブリが収納されている容器内面の経年劣化を予測評価し、健全性を管理できる技術の開発

大学
IRID
JAEA

(2)可燃性ガス対策

89

アルカリ融解法により燃料デブリの溶解手順と融解後のICP-AESを用いた元素
燃料デブリ分析の手順の整備
定量分析方法を構築

燃料デブリサンプリ
CLADS
ング時期（2019以IRID
降）②X線CTを用いた燃料デブリの非破 X線CTによる気孔率の定量評価手法の構築
燃料デブリ分析の手順の整備
壊検査技術
X線CT及びγスキャン装置組合せによる燃料デブリ構成成分識別手法の構築

燃料デブリサンプリ
CLADS
ング時期（2019以
IRID
降）①燃料デブリの溶解方法及び元素
定量分析手順の構築

福井大廃止措置プログラム（デブリ物性・分析研究）

90

デブリD
（取扱G）

91

デブリD
（取扱G）
福井大

(1)デブリ分析技術

4 / 9 ページ4

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究項目

研究課題

概要

成果の反映先、反映方法

術③ICP-MS分析手法の合理化検討

反映時期

実施担当

CLADS
燃料デブリサンプリ
廃棄物、燃料デブリ等の分析プロセスの合創生センング時期（2019以
理化
ター
降）
IRID

分離プロセスの簡素化・自動化
複数各種の短時間測定

実施上の課題、連携、特記事項

技術
番号

記載部署

主に創生センターによる技術開発を実
施。

92

デブリD
（取扱G）

④加速器によるU236分析

93⑤長半減期核種分析

94○分析・計量管理①計量管理方法の提案

核物質の在庫管理、保障措置などを考慮した燃料デブリ管理方法の提案

燃料デブリの仕分けの要否の判断、
燃料デブリの在庫の管理、確認、輸送、処
分の合理化
情報の提供

燃料デブリ取り出
し方法の基本方針の決定（2017）
CLADS
燃料デブリの取り 核セキュ
出し方法の決定（2018）

廃炉支援業務としての位置づけの明確化（国プロの実施責任の明確化）

95

デブリD
（線量G）

在庫管理、安全管理、輸送、保障措置
測定技術の提案

燃料デブリ取り出
CLADS
し方法の基本方針
Pu燃料の決定（2017）
核セキュ
燃料デブリの取り
大学
出し方法の決定電中研（2018）

技術の実証と利用（測定）場所の検討。
非破壊測定技術に関して東工大、電中研と協力を実施中。
米国エネルギー省と保障措置技術の協力を模索中。

96

デブリD
（線量G）

(2)計量管理技術②非破壊測定による核物質量評価
技術

燃料デブリの非破壊測定の可能性を評価③合理的な核物質管理方策

97(3)保障措置98【廃棄物対策】①放射性核種の分析

福島第一原子力発電所より、建家廃棄物（瓦礫、ボーリングコア等）、水処理二 中長期ロードマップに示されている2017年 2017年度取りまと
次廃棄物、汚染水、植物（伐採木・立木）等を原子力科学研究所、核燃料サイク 度取りまとめに向けて、廃棄物のインベント め、2021年度取り
ル工学研究所へ輸送し、放射性核種を分析する。
リを評価するためのデータを提供する。
まとめ(1)廃棄物試料の分析②放射性核種の分析、化学組成・物 水処理二次廃棄物の粒径測定及び必要に応じてセシウム吸着材や多核種除理性状の把握去設備スラリーについて、性状に関する基礎データを収集する。

中長期ロードマップに示されている2017年
度取りまとめに向けて、廃棄物の性状を把握するためのデータを提供する。

2017年度取りまとめ、2021年度取り
まとめ

廃棄物Dv
原科研バッ
クエンド技
術部
核サ研福島
試験部
廃棄物Dv
核サ研福島
試験部

③Ce特異吸着メカニズム

99

廃棄物D

100

廃棄物D

101

これまでに、分析経験がなかったMo-93／Zr-93、Sn-126、Pd-107の分析フローを検討する。また、高線量試料に対する分析技術としてキャピラリー電気泳 廃棄物の分析研究に反映する。
動法、レーザー共鳴電離質量分析法について2015年度までに検討を行った。

2016年以降適宜

廃棄物Dv
原科研バッ キャピラリー電気泳動法の開発についクエンド技 て、埼玉大学と共同研究を行った。
術部

102

廃棄物D

難分析核種の分析技術をマイクロ化学チップとレーザー分光を組み合わせ、福②難分析核種用マイクロ分析システ 島第一原子力発電所(1F)サイト内における難分析核種（β核種であるSe-79,
廃棄物の分析研究に反映する。
ムの構築
Mo-93等)の迅速・極微量分析を可能とする新しいマイクロ分析システムの構築(2)難測定分析技を目指す。東工大のホット実験施設を利用して研究を行う。
術開発

2018年以降適宜

東工大

103

東工大

大学

104

福島大

①難測定核種等分析技術開発(3)分析・測定技術の高度化開発

これから廃炉に向けた本格的な作業が始まれば、さらに大量の廃棄物等の分析をすることが予想され、このため分析時間の短縮化が必要となる。そこで、従来の分析法をさらに迅速、簡易化する分析法を開発する。

東工大・廃止措置プログラム③β核種の分析法の開発

β核種分析法の開発検討を行う。

①分析・測定技術の高度化開発

・イオン吸着体を利用した固体質量分析法を開発する。固体試料測定のためには、導入部にレーザーアブレーション（LA）ユニットを設置した質量分析計（ICP- 1Fの廃止措置に向け、今後も大量の廃棄MS）を用いる。また、マイクロチップを用いた分析の自動化を検討する。
物等の分析を継続しなければならない。こ・放射光XAFS、蛍光X線、などX線分光、およびレーザーラマン分光、和周波発 のような分析を確実にかつ予算を抑えて実生などの分光を行い、廃棄物の迅速な状態分析、組成分析非破壊検査法の最 施するためには、分析の効率化、コスト削減 2017年、2020年等が必要となる。そのために、これまでの分適化を検討する。
・福島第一原発で発生する分析試料の分析・測定技術の現状をよく調査した上 析法をさらに迅速、簡易、自動化する分析
で、これを改良する方法検討し、その上で模擬試料を用いた妨害元素と分析対 法を開発する。
象元素との分離挙動評価を実施する。

廃棄物Dv
基礎工部門 東工大、芝浦工大と共同研究を行って核サ研再処 いる。
理センター

105

廃棄物D

②低濃度Srの分析技術開発

廃炉作業によって生じる大量の廃棄物等の放射性核種の補修剤の開発を行いストロンチウムの高感度分析について検討
分析において、より安全に管理をする上でもする。また、放射性核種の選択的濃縮についても検討を行う。
高感度な分析法を開発する。

大学

106

福島大

・昨年実用化したカスケード型誘導プラズマ質量分析計（ICP-MS）法を用い、同 これから廃炉に向けた本格的な作業が始ま位体希釈法を応用して濃度測定を含めた分析時間の短縮化について検討すれば、さらに大量の廃棄物等の分析をする③各種質量分析法によるSr-90分析
る。
ことが予想され、このため分析時間の短縮法の技術開発・表面電離型質量分析計（ＴＩＭＳ）を用い、ストロンチウムの全同位体の高精度・ 化が必要となる。そこで、従来の分析法をさ
高感度分析について検討する。
らに迅速、簡易化する分析法を開発する。

大学

107

福島大

108

福島高専
G(茨城高専など)○性状把握
TOF型質量分析法によるSr-90分析
飛行時間型質量分析装置(マトリックス支援レーザーイオン化法も使用)を用い技術開発(適宜まとめて頂いて結構
たSr-90の迅速分析法の開発です)

福島高専廃止措置プログラム①インベントリ評価手法の開発

解析的手法に基づく評価検討として、モデル構築、データセットの設定及びモデ
中長期ロードマップに示されている2017年
ル構築のために分配係数等のデータを取得している。
度取りまとめに向けて、安全評価に必要な分析結果等に基づく評価検討として、水処理二次廃棄物、建家廃棄物（瓦礫）、
インベントリデータセットを提供する。
植物等について評価手法を検討している。

2017年度取りまとめ、2021年度取り
まとめ

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開 解析的手法に基づく評価検討を電力中
発部
央研究所に外注した。
核サ研福島
試験部

109

廃棄物D

②インベントリ解析モデルの評価

中長期ロードマップに示されている2017年
解析的手法に基づく評価検討で構築したモデルについて、不確実性を含めた評
度取りまとめに向けて、安全評価に必要な価を行う。
インベントリデータセットを提供する。

2017年度取りまとめ、2021年度取り
まとめ

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

110

廃棄物D

廃棄物Dv
核サ研福島
試験部

111

廃棄物D

112

廃棄物D

(4)インベントリ評
価③インベントリの解析モデル構築の基礎データ取得（溶出速度など）

・照射燃料を用いて、種々の条件での溶解・浸出様の試験を実施し、核種の移行データを収集する。
・得られたデータを、汚染水の分析値や事故進展挙動などの知見とともに検討する。

燃料デブリから汚染水への核種の溶出は、使用済み燃料集合体の地下水への移行や
核燃料再処理の溶解における挙動と異なる
2017年度取りまとデータが示唆されている。水処理二次廃棄
め、2021年度取り物および燃料デブリについてインベントリをまとめ正確に評価するために、基礎的なデータの収集が必要である。このために、溶出速度
等の基礎データを収集する。

本研究では、物量及び放射線被ばくリスクの観点から、解体から最終処分までの全体を俯瞰した放射性コンクリート廃棄物の管理
る放射性コンクリート廃棄物に対処するため、てコンクリート材料の汚染分布のシナリオを検討する。このことにより、最適経時変化に関する現象理解を図り、放射性コンクリート廃棄物の放射能レベル④汚染コンクリートの解体およびそこ
廃棄物管理シナリオの提言を可能とし、これ区分および物量等の将来予測を行う。さらに、除染の有無、処理、処分等、解体から生じる廃棄物の合理的処理・処によって放射線被ばく線量の低減はもちろ 2019年以降
から最終処分に至るまでの各工程における異なる選択肢に対し、物量及び放射分の検討
んのこと、処理・処分に関し基本的な考え方
線被ばくリスクを評価することで、最適な解体、処理・処分方法を明らかにするをわかりやすく提示してステークホルダーと手法を確立することを目指す。
の合意形成を支援し、意思決定者の負担を軽減するなど、多くの面から１Ｆの廃炉を加速させる効果があると考えられる。

5 / 9 ページ

廃棄物Dv
北大

廃炉加速化研究プログラム（国内研究）に応募済み

5

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

技術
番号

記載部署

113

廃棄物D

廃棄物Dv
バックエンド
部門廃棄物
対策・埋設
事業統括部

114

廃棄物D

廃棄物Dv
大洗セン
ター高速炉
技術部
大学

115

廃棄物D

大学
IRID
JAEA

116

東北大

117

廃棄物D

廃棄物Dv

水素挙動解析システム、水素濃度低減
技術整備の一環として、各国の情報を収集し、フィンランドVTT、ドイツFZJ等と水素挙動解析システムのモデルや水素再結合触媒の改良に関する共同研究を実施する。

118

廃棄物D

現行の水処理材料（使用済み吸着塔、HIC
炭酸塩スラリー等）の保管時安全性を、長ゼオライト等の無機吸着材やHIC炭酸塩スラリー等の水処理材料に係る保管安期的かつ幅広い条件下で迅速に解析評価③水処理材料の保管安全性評価の 全性を様々な条件下で評価するために必要となる物理化学的特性（密度、水分するためのソースタームとして整備する。廃 2020年
基礎データ整備
塩分吸収性、熱伝導率、耐熱性、対候性、粘性、流動性等）を調査及び実験に棄物の減容保管を検討する際に、仮想の高(2)安全技術の開より収集し、水素発生や容器腐食評価に使用できる形態として整備する。
密度廃棄物モデルを作成して、事前の安全発解析が可能になる。

廃棄物Dv

熱伝導率については福島高専と協力してきたが、今後は他の高専（福岡高専）等を検討している。ゼオライトに関して
は、「廃棄物等の水分蒸発挙動解析
コードの開発」の枠で電中研との共同研究を検討。

119

廃棄物D

１Fで発生する二次廃棄物である使用済吸着材を収納したステンレス鋼製吸着 廃棄物保管容器の腐食・放射線劣化による④保管容器材料の健全性維持手法 塔、高塩濃度の濃縮廃液を収納した炭素鋼製タンク、二次廃棄物のスラリーを 放射性物質漏洩のリスクを避けるため、保2022年開発収納したPE製保管容器などを対象として、保管容器の腐食性・耐放射性評価試 管容器の健全性を維持する手法を開発し、験を実施し、健全性維持手法を開発する。
１Fにおける保管基準の策定に役立てる。

廃棄物Dv

国立研究開発法人 量子科学技術研
究開発機構

120

廃棄物D

廃棄物Dv

平成26年度に電中研にて、使用済吸着塔について、模型試験における乾燥挙動と定性的整合性を有する数値モデル
によって、実吸着塔の乾燥速度を試算。また、模型試験において、底部残水中の塩素濃度は時間と共に減少す
ることを確認。H28年度から電中研との共研を検討中。

121

廃棄物D

廃棄物Dv

水素挙動解析システム、水素濃度低減
技術整備の一環として、各国の情報を収集し、フィンランドVTT、ドイツFZJ等と可燃性ガス挙動解析システムのモデル
や再結合触媒の改良に関する共同研究を実施する。

122

廃棄物D

福島高専廃止措置プログラム

123

福島高専
G(八戸、熊本高専など)

研究項目

研究課題

概要

成果の反映先、反映方法(5)廃棄体確認の①廃棄体確認の方法、分析法の検方法、分析法の討
検討

インベントリ・安全評価の条件設定のための検討を行い、廃棄体確認を実施するための検討・精度向上を図る。

廃棄体確認の方法、分析方法の検討に反映する。

(6)分析手法の標①分析手法の標準化
準化

・標準化の方法を定める。（既往の例として文部科学省の環境放射能マニュア
ルがあるが、処分の目的であることから規制庁との調整を要する。方法として
は、学会標準のエンドース、トピカルレポートの等が挙げられる。）
・分析標準を具体化する。
・標準の承認手続きを進める。

事故廃棄物の廃棄体化に先立ち、標準とする分析方法を定める必要がある。既往の分析技術をもとにして、また、将来求められる
廃棄体確認に係る分析仕様等を想定し、標 2019年
準分析法を定める必要がある。これらのために事故廃棄物を対象とした標準分析法を構築する。

①セシウム吸着塔の長期保管方策の検討

実規模のセシウム吸着塔の加熱試験を実施して、残留水の蒸発とともに容器材 中長期ロードマップに示されている2017年
料付近の塩分濃度が低下し、保管中の腐食発生リスクが低減されることを確認 度取りまとめに向けて、長期保管を評価すする。
るためのデータを提供する。

反映時期

2017年度取りまとめ、2021年度取りまとめ②水処理二次廃棄物収納容器の経 ・水処理二次廃棄物が収納されている容器内面の経年劣化を予測評価し、健年劣化管理技術の開発
全性を管理できる技術の開発

保管機器の信頼性向上及び設備更新のための水素等の可燃性ガス発生並びに接水材料の腐食に関する影響評価、デブリ及び廃棄体の輸送時や処分後におけるガス発
汚染水処理等の廃止措置を円滑に進める放射線による影響評価、安全性評価 生並びに腐食の安全性評価等に資する、高等に役立てるため、照射実験（定常、パルス）等により広範囲な水質及び線質に 精度な放射線分解挙動解析及び線量評価
適用可能な放射線分解挙動の包括的な解析技術を開発するとともに、計算コー を実現する、解析用データ、計算モデル（手①包括的放射線分解挙動解析技術 ド解析（確定、確率論）等により高精度な挙動解析の実現等を目指した線量評 法）等を提供する。
2020年
開発
上記を水素インフラにおける安全評価に価技術の高度化・汎用化を進める。
なお、記入者の所属するグループの他テーマの放射線研究パートに関与すると 活用するとともに、本研究により原子力メー
ともに、所属グループ以外の水素発生をテーマとした放射線分解挙動等に関す カー、廃棄物の処理・処分関係者・企業等からのニーズにもとづき廃止措置等のスケる知見は本テーマの内容・成果に包含される。
ジュールに応じた、次の貢献をする。
・事故時の放射線分解評価の指針を提示
・主に事故時、廃止措置時に生じる予定外の突発事象の原因究明、対策等に貢献

廃棄物やデブリの取り扱い、輸送、保管を
汚染水処理システムにて発生する吸着塔等の廃棄物や燃料デブリの保管管理安全に行うために、水素挙動解析システム②廃棄物等の水素安全管理技術開 の安全性評価研究について、保管容器内で水の放射線分解により発生する可及び水素濃度低減技術を開発し、１Fにおけ 2022年
発
燃性ガス挙動を予測するための水素挙動解析システム、及び、水素再結合触る水素管理並びに水素防災計画に利用で媒を用いた水素濃度低減技術の開発を行う。
きる形で提供する。

⑤廃棄物等の水分蒸発挙動解析
コードの開発使用済吸着塔やスラリー等の廃棄物を安全
汚染水処理システムにて発生する吸着塔等の廃棄物長期保管管理の安全性に保管するため、容器内の水分や塩分挙動評価研究について、保管容器内の長期的な水分挙動を予測するためのプログ2022年を解析し、水分濃度や腐食環境を評価に役ラムを作成する。
立てる。

⑥保管・輸送時の可燃性ガスの評
価・対策検討

汚染水処理システムにて発生する吸着塔等の廃棄物や燃料デブリの保管・輸送時において発生する水素以外の可燃性ガスについて、上記①で評価した結果を②の解析システムに入力し、可燃性ガスの物性値を新たに組み込んで濃度等の解析評価を行い、濃度低減に有効な受動的触媒システムの技術開発を行う。

廃棄物やデブリの取り扱い、輸送、保管を安全に行うために、水素以外の可燃性ガスにも対応可能な解析システム及び濃度低減
2022年
技術を開発し、１Fにおける可燃性ガス管理
並びに防災計画に利用できる形で提供す
る。

廃棄物Dv

セメントによる固化法を例に取り上げ、MCCIを考慮した発熱性廃棄物を化学
発熱性廃棄物の長期間安定保管技
的、熱的に安定に長期間保管する手法の開発、さらに保管法の判断基準など術の開発（処理・処分技術とも関係)の検討を行う大阪大学 産業科学研究所、環境・エネ
ルギー工学専攻
国立研究開発法人 量子科学技術研
究開発機構①廃棄体化技術カタログの整備

既存の廃棄物に対する処理・廃棄体化技術を調査し、カタログとして整備する。 中長期ロードマップに示されている2017年
2017年度取りまと
また、整備の結果、不足している情報を抽出し、整備に合わせた見直しを行っ 度取りまとめに向けて、廃棄体化技術の第めた。
一次絞り込みに反映する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

124

廃棄物D

②廃棄体化候補技術の絞り込み

中長期ロードマップに示されている2017年
度取りまとめに向けて、廃棄体化技術の第 2017年度取りまと廃棄体化技術の絞り込み要件を抽出し、精査し、決定する。決定した要件に基一次絞り込みに反映する。また、2021年度 め、2021年度取り
づいて技術の絞り込みを行う。
りまとめに向けて、廃棄体化技術の第二次 まとめ
絞り込みに反映する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

125

廃棄物D

①廃棄体化基礎試験

前処理技術の評価に必要な基礎データ、廃棄体化技術の評価に必要な基礎データを取得するとともに、廃棄体化技術評価に必要な工学試験を実施する。

中長期ロードマップに示されている2017年 2017年度取りまと
度取りまとめに向けて、廃棄体化技術の第 め、2021年度取り
一次絞り込みに反映する。
まとめ

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

126

廃棄物D

127

廃棄物D

128

廃棄物D

(1)処理・廃棄体化技術調査、技
術の絞り込み(2)処理・廃棄体
化試験

実施上の課題、連携、特記事項

廃棄体製造設備の設置、製造した廃 廃棄物Dv
棄体の確認(1)水処理二次廃棄物の長期保管

○長期保管

実施担当

提案システムの導入により、１Ｆで大量発生
土壌、伐採木に対する、２工程からなる放射性核種の回収システムを開発すが懸念される汚染土壌や伐採木などの環②亜臨界水洗浄と固相抽出を利用しる。本システムにより、放射性核種は固化体に安定に濃縮固定化され、除染後 境系固体廃棄物から放射性核種を完全に 2019年以降
た環境系固体廃棄物の除染は舗装資材や建築資材等に再利用されることを検討する。
取り除き（第１工程）、更に放射性物質を濃縮・減容固定化（第２工程）が可能である。

〇処理技術開発①廃棄体性能の高度化

1Fの放射性廃棄物は地下水・海水成分を含んでいるものが多く、そのため組成が多海水や地下水などから廃棄体に混入するイオン種を同定するとともに、化学状 様である。従来のセメント固化法等は廃棄態を特定する。それらの固化を目指して、カーボン材料等を用いる固化法等の 物の成分の影響を強く受けるため、廃棄物 2020年開発を行う。
組成の影響を受けにくい固化法を開発する必要がある。そのため、廃棄物組成の影響が少ない固型化材を開発する。

6 / 9 ページ

廃棄物Dv
東工大

廃棄物Dv
原子力科学
研究部門先
端基礎研究
センター

廃炉加速化研究プログラム（日英原子力共同研究）に応募済み

6

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究課題

研究項目

概要

成果の反映先、反映方法(3)廃棄体性能の・日英共同研究の中で、リン酸系固型化材を用いた加熱脱水混練固化法を開②水素ガスの発生の抑制を可能とす高度化発する。
る廃棄体化手法の開発
・低融点ガラスを用いたガラス混練固化法を開発する（IHIに打診済み）

反映時期

1Fの放射性廃棄物、特に水処理二次廃棄物の中には高線量廃棄物が多く、廃棄体に水分を含んでいると、水の放射線分解により水素ガスが発生する。従って、水素ガスの 2021年発生を抑制できる廃棄体技術が必要である。そのため、水分をできるだけ含まない固化方法を開発する。

廃棄体化の最終処理である固型化処理に用いられる放射性廃棄物及び固型化材料
セメント系材料を中心に、廃棄体に求められる物性を処理設備の運転条件を変 から、固化体の物性を推算することが出来③固化体の特性の評価手法の開発 数として固化体の物性値を推算する式を、固化メカニズムに基づく理論式及び れば、固化技術開発を効率的に推進するこ 2022年
実験結果を基に導出する。
とができる。そのため、廃棄物物性、固形化
材、処理設備の条件などから固化体物性を推算するシステムを構築する。

実施上の課題、連携、特記事項

技術
番号

記載部署

廃棄物Dv
核サ研基盤 英国シェフィールド大学と共同研究を技術研究開 行っている。
発部

129

廃棄物D

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

130

廃棄物D

実施担当

(1)処分概念の特①処分概念の特徴整理、調査
徴整理・調査中長期ロードマップに示されている2017年
既存の処分概念・評価手法の特性・特徴、事故廃棄物の影響特性、処分システ
度取りまとめに向けて、詳細な検討の対象 2017年度取りまとムの応答特性を把握し、安全評価モデルのパラメータ、シナリオを見直し、設定となるべき処分概念の候補とその評価手法 めする。
案を科学的な論拠とともに整備する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

131

廃棄物D

(2)廃棄物の性状①廃棄物の性状を考慮した処分概を考慮した処分
念の検討
概念の検討

中長期ロードマップに示されている2017年
度取りまとめに向けて、安全性および実現
事故廃棄物の処分区分を把握し、適切な処分概念候補の選定に資する情報の2017年度取りまと性の観点から合理的と考えられる処分概念抽出として、感度解析に基づく処分が安全に成立するための条件を把握する。
めの候補をそれぞれの廃棄物ごとに可能な限り定量的な論拠とともに提示する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

132

廃棄物D

(3)新たな処分概①新たな処分概念等の検討
念等の検討

膨大な量の発生が見込まれ、既存の処分概念をそのまま適用することが現実
中長期ロードマップに示されている2017年
的に難しい解体廃棄物等について、既存の処分概念を対象とした解体廃棄物
2017年度取りまと
度取りまとめに向けて、新たな処分概念をの処分区分を検討し、既存の処分概念や廃棄物の特性に関わる情報に基づく
め検討するとともに、その実現性を検討する。
新たな処分概念を検討する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

133

廃棄物D

2021年度取りまと
め

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

134

廃棄物D

多様な事故廃棄物を対象に、特に核種移行への影響が大きいと想定される影
響要因に対して、国内外の既往の知見の調査を行うとともに、ゼオライトやセメ
ント系材料等と核種の相互作用に関する基礎データを取得し、それらを核種移 これらの知見をもとに、ピット処分や余裕深度処分が想定される代表的な事故廃棄物 2017年度取りまと
行データベース（従来の処分研究で整備）として整備する。
を対象に、廃棄体からの核種放出や核種移 め、2021年度取り
また、燃料デブリ等自体の想定される性状に加え、海水成分、ホウ素，コンク
リート材料等の可能性のある共存物等が、デブリからの核種の放出、バリア材 行に関するパラメータ設定を段階的に整備 まとめ
中の核種移行挙動に影響を及ぼす可能性のある因子について、国内外の既往 し、2017年度取りまとめ等に反映していく。
データやモデル等の調査、代表的な核種と影響要因に着目したデータ取得、およびデータベースの整備を実施する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

135

廃棄物D

処分概念，設計・レイアウト等の想定とその特徴に応じた柔軟な核種移行解析の実施
処分概念，設計・レイアウト等の想定とその特徴に応じた柔軟な核種移行解析 及び効率的な結果の比較等を実施するたの実施及び効率的な結果の比較等を実施できるように，以下に示す既存の核 めの解析環境の整備を行う。
種移行解析ツールのユーザインターフェイス等の改良や機構内で解析を実施す また、損傷した原子炉容器等の金属廃棄物②安全評価の信頼性向上に係る開を地層処分した場合に、金属の腐食にとも 2022年
るための解析環境の整備を行う。
発
低酸素雰囲気において、損傷した原子炉格納容器等に使用される考えられる ない水素ガスが発生する可能性がある。水(5)処分安全評価
金属（ステンレス鋼、ニッケル合金等）などのガス発生速度や腐食速度等のデー 素ガス発生による処分施設の核種閉じ込めに係る知見の整性能への影響を評価するために金属のガスタを取得・整備する。
備
発生速度や腐食速度に関するデータ取得を
行う。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

136

廃棄物D

③人工バリア材の高度化開発

セシウムのバッチ式の収着試験や拡散試験等を実施し、人工バリア候補材とな
事故廃棄物の処分における安全性を高めるセシウムの移行遅延性能の高い材料を開発する。さらに、処分容器材料としるため、放射性核種の閉じ込め性能が高い 2022年て高い耐食性が期待できる金属材料の腐食試験等を実施し，超長寿命の処分
人工バリア材料や処分容器の開発を行う。
容器概念を構築する。

廃棄物Dv
核サ研基盤
技術研究開
発部

137

廃棄物D

④新規処分概念の検討

1Fの廃止措置においては、通常の原子炉の廃止措置よりも大量の解体瓦礫が発生
産廃等で実績がある水面埋立方式を低濃度で多量な瓦礫類への適用を想定
すると予想される。多くの瓦礫の汚染レベル
2018年
し、海底土や汚染水等の利用を考慮した処分概念の技術的成立性及び安全性は低いと予想されることから、これまでのトの確認を行う。
レンチ処分の代替として、処分場の有効活用を考えた新しい概念の検討に反映する。

廃棄物Dv
バックエンド
部門廃棄物
対策・埋設
事業統括部

138

廃棄物D

①スケーリングファクタ法の開発

測定が容易なキー核種に対する破壊測定または非破壊測定により得られる応
燃料デブリの処理・処分に関する安全性評 処理・処分に関す答から、環境影響に重要な核種のインベントリ―を評価するスケーリングファク
価る方針決定後タ法を開発する。

139

デブリD
（線量G）

②放射性セシウムの環境中変化と生体動態

環境中の放射性セシウムは水中で形態変化や濃度変化が起きていると推測さ放射性セシウムの環境中形態変化と生態れ、この解明と生体動態への影響について検討を行う。今回はヒメマスの放射動態の解明性セシウム濃度の変化メカニズムを解明する。

大学

140

福島大

①廃棄物ストリームの検討

廃棄物の安全かつ合理的な処理・処分を実現できる廃棄物ストリームを作成す
中長期ロードマップに示されている2017年 2017年度取りまとるため、廃棄物の保管から処理・処分までの一連に係る課題抽出及び優先度を度取りまとめに向けて、候補を論拠とともに め、2021年度取り評価する。既存の知見を基にした廃棄物ストリームの原案を作成し、物質収支示す。
まとめと放射能収支を考慮しつつその詳細化を行う。

廃棄物Dv

141

廃棄物D

(4)事故廃棄物の①事故廃棄物の処分の安全性の見 実現性及び合理性を考慮した処分概念に関する具体策を対象とした安全性を
処分の安全性の通しの提示検討する。
見通しの提示①処分安全評価のデータ整備

中長期ロードマップに示されている2021年
度取りまとめに向けて、検討成果をまとめる。

〇処分技術開発(6)安全評価の信
頼性向上(1)廃棄物ストリー
ムの検討②デブリ処置シナリオ(2)事故廃棄物情報管理ツールの ①研究開発用情報管理ツール
開発〇研究開発成果の統合(3)解体作業時の
ダスト対策

142

廃棄物の保管管理及び処理・処分の円滑な推進並びに安全規制制度の整備に 中長期ロードマップに示されている2017年 2017年度取りまと資するよう、ユーザーが利用しやすい環境でデータ及び情報を管理・活用できる 度取りまとめに向けて、プロトタイプの構築 め、2021年度取り
情報管理ツールを開発する。
を行う。
まとめ

廃棄物Dv

143

①ダスト評発生量評価

144②ダスト対策

145③安全性評価146

廃棄物D(4)原子炉建屋、タービン建屋汚①ダスト発生量評価
染水処理後のダ
スト対策

PCVの補修が完了し、原子炉建屋及びタービン建屋内の汚染水が処理され、タンク等へ回収された後は建屋壁面及び床面が乾燥し、ダストが発生する。このため、何らかのダスト発生防止又は抑制対策の開発が必要である。

大学
IRID
JAEA

147

東北大

(5)廃止措置シナ
リオ評価「廃止措置等ロードマップ」や「技術戦略プラン2015」に示された幾つかの選択肢に対して、より具体的な作業シナリオ（成功パス）を想定し、その特性を明らかにするとともに作業シナリオに存在する様々なリスク（特に、工程遅延、災害など）を評価し、最もリスクの低い作業シナリオを選択する手法を開発する。

福井大・柳 福井大廃止措置プログラム（廃止措置
原
技術研究）

148

福井大

CLADS
大学
海技研

149

デブリD
（線量G）

【廃炉技術の基盤となる研究開発】(1)ミュオン粒子等
プロファイリング（マルチビーム）ソナーを既存ロボットまたはROV（遠隔水中ロ①ソナーによる水中デブリ探査技術
水没燃料デブリの位置・性状把握のための 日英共同研究(～を活用した可視ボット）に搭載し、深く水没している燃料デブリの位置と性状を効率的に明らかに開発
ソナーに関する基礎基盤データを取得
2017年度末)化等の要素技術
する技術を開発する。

7 / 9 ページ

海上技術安全研究所、東京工業大学、
東京大学、マンチェスター大学(日英共同研究パートナー)などに期待

7

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究項目

研究課題

実施上の課題、連携、特記事項

技術
番号

記載部署

デブリ・廃棄物取り
CLADS
出し開始後（2021）
大学
廃棄物取り出し中（2030-2040）

連携先が限られる。
名古屋大学、工学院大学、東京大学、徳島大学、東北大、他

150

デブリD
（分析G）

デブリ取り出し準備（2019-2020）
・デブリ取り出し、炉内解体時の炉内モニタ
デブリ取り出し作
リング高度化業（2021-2040）
CLADS
・炉解体時の炉外不明物簡易分析高感度
建家除染・解体大学
化（試料移送前検査等）（2040）
・廃止措置時における環境安全モニタリング
廃止措置後環境保全

連携中：京都大学、イマジニアリング（株）（廃炉加速化プログラム） 東京大学（原子力イニシアティブ）
今後連携：名古屋大学、工学院大学
計画中：名古屋大学、工学院大学

151

デブリD
（分析G）

152

福島大

153

東工大

概要

成果の反映先、反映方法

レーザー共鳴電離質量分析法を基本として、イオントラップ冷却、SIMS等と組み合わせ化学分離、同重体干渉の無い、迅速分析技術を提供する。
・廃棄物迅速分別技術、処分時インベント
・同重体障害・長寿命核種、ファルファ・ベータ核種（Ni、Mo、Sn、Cs、Zr、U、Pu
リー評価①難測定核種等迅速分析技術開発 等）
・ホットセル、グローブボックス内機器整備
・アバンダンス感度を要する核種（Sr、Ca等）。Srについては、文科省イニシア（高度化機器）への反映
ティブで今年度まで実施。90Srを用いた実証が必要。

反映時期

実施担当

・固体試料、微粒子試料への展開(2)放射性物質の分析・測定②分析・測定技術の高度化開発③放射線に関連する原子核物理学

・レーザー共鳴電離質量分析とイオントラップレーザー冷却分光法を組み合わせた、超高感度分析手法の開発（文科省原子力イニシアティブで今年度まで）
・ロングパルスレーザー、マイクロ波支援レーザー発光分光法によるLIBSの高分解能化・感度化（文科省廃炉加速化プログラムで実施中）
・SIMSとレーザー共鳴電離質量分析法を組み合わせた、高空間分解能・高感度・高質量分解能分析手法の開発

原子核物理学の理論的側面から特に、セシウムやストロンチウム等の原子核から放出される放射線のシミレーションを行うことで、新たな放射線計測技術の 廃炉作業全般における放射線の計測・監視開発を進める。

大学①ゲル薄膜塗布技術及び天然鉱物 ゲル薄膜塗布技術を用いたCs、Sr同時回収技術の開発を行う。また、Csおよび汚染水処理及び汚染水処理により生じた2を利用したCs、Sr同時回収・固定化 Srを吸着した天然鉱物の固化技術を開発する。さらに、芝浦工大と連携して廃2018年以降適宜
次廃棄物の処理技術
棄ゼオライトの固形化に関する研究を行う。

○廃炉工程を大幅に改善する可能性のある代替的でイノ
ベーティブな研究

東工大

東工大・廃止措置プログラム(東工大、芝浦工大)②木質バイオマスの活用

樹木の放射性セシウムの動態把握と除去法の開発を行い、木質バイオマス等
による木材の活用化を目指す。また、放射性セシウムの吸着効率の高い有機吸着剤等の開発検討を行う。

木材等を有効活用することで廃棄体の総量
削減

大学

154

福島大

③土壌からの放射性物質の除去

土壌からの放射性物質、特にセシウムをリン酸水素カリウムと混合し、溶融状態にしてセシウムを除去可能であり、塩の混合により融点を下げる検討と分離技術の検討開発を行う。

土壌から放射性セシウムを分離し廃棄体の
総量削減

大学

155

福島大

④テクネチウムの性能評価

放射性廃棄物中に存在するテクネチウムの有効活用のため、他分野に利用可 放射性廃棄物中の有用元素であるテクネチ
能なＲＩ錯体の合成や計測法開発を行う。
ウムの有効活用

大学

156

福島大

福島高専廃止措置プログラム

157

福島高専
G(長岡、都立高専など)

評価手法、コード開発に関して大学との連携を検討

158

事故進展D

長岡技科大

159

事故進展D

(3)放射性廃棄物の減容化に資す
る技術(4)遠隔操作機
器・装置の開発 ホットラボ用の遠隔操作による試験
ホット試験用の小型の遠隔操作機器用技術の研究開発(デブリの切削性評価なに資する制御・通 法及び遠隔操作機器の基盤技術開
どのホット試験法開発、モックアップ機器の製作を含む)
信等の基盤的な 発
要素技術(5)代替取出し法 ①燃料デブリ冷却評価技術に係る課題の検討②代替遮蔽材の検討

代替法としての空冷によるデブリ冷却評価の構築、乱流自然対流での冷却モデ (a)完全気中工法でのデブリ取り出し計画策 冷却能力評価解析 CLADS
ル開発、熱流動模擬試験
定に知見提供（~2018）
基礎工代替法としての固体ボール状遮蔽材による燃料デブリ遮蔽(a)固体ボール状遮蔽材によるデブリ取出し？？
計画策定に知見提供

大学(6)処分場概念の検討

160(7)遮水材開発

161(1)PCVや注水配管等の防食と長 ①鋼構造物腐食に関する長期寿命
期寿命予測技術 予測技術および防食技術の開発の基盤構築

・炭素鋼は環境によって腐食形態が大きく変わるため、実機の環境に即した長期健全性を評価するためのデータベースを構築する。
・上記を踏まえて長期寿命予測技術および防食技術を開発する。

大学
IRID
JAEA

(2)燃料デブリや
中長期ロードマップに示されている「固体廃燃料及び被覆管の主成分を含む模擬デブリとセメント粉末の系について還元雰
FP等の放射性物 ①燃料デブリ-コンクリート系の相関
棄物の処理・処分における安全性の見通し
囲気下での高温反応による生成物の性状を評価するとともに、それら生成物の2021(HP SW-2)質の基本的特性 係と放射性核種溶出挙動把握確認」へのウラン、ジルコニウムおよびセメ
核種溶出挙動を定量化する。
の把握等
ントの固溶についての知見提供(3)人工バリア設
計

162

東北大

大学

東北大

163

東北大

中長期ロードマップに示されている「固体廃①セメント系材料によるウラン化学種
棄物の処理・処分に関する基本的な考え方
閉じ込め効果を考慮した人工バリア
2017(HP SW-1)お処分冠水環境において劣化するセメント系材料へのウラン核種の相互作用を評 の取りまとめ」および「固体廃棄物の処理・の設計
よび2021(HP SW- 大学
価し、それを踏まえた合理的な人工バリアを設計する。
処分における安全性の見通し確認」に向け②処分環境に留意したウラン化学種
2)て、核種閉じ込め性能の高度化に資する新の整理
たな人工バリアの提示

東北大

164

東北大

大学

東北大

165

東北大

166

東工大

167

福島高専

○廃炉作業や研究開発を確実かつ円滑に進めるため、学術的な視点で現象や知見やデータを提 (4)土中の核物質 ①不飽和帯における核種移行評価 Cs-137などの地下水によって完全に飽和していない浅地中での核種移行評価 中長期ロードマップに示されている「固体廃棄物の処理・処分における安全性の見通し 2021(HP SW-2)
供する研究
手法の高度化
移行挙動
モデルを高度化する。
確認」への知見提供

シビアアクシデント時のプラント内で種々の模擬燃料、ステンレス、ジルカロイ、単価ホウ素などから模擬デブリを作製したう エアロゾルがどのような動力学で沈着・脱離(5)核物質付着挙 ①高温デブリ物体から発生するエア
えで、高温状態に保ち、そこから発生するエアロゾルに対して、粒度分布、壁等 を繰り返し、飛散したかを明らかにすること 2018年以降適宜
ロゾル挙動の解明
動への沈着に関する速度論的な観察を行う。
で、炉心・建屋内の線量分布の構成状況を検討する際に活用する。

東工大①格納容器、ペデスタル、圧力容
事故前の照射損傷(He等の核変換生成物の影響を含む)、事故時の熱影響や変(6)事故時及び作廃炉作業中に加わる、地震動、作業時の負 部分的に2017年か器、炉内残存機器、損傷を受けた冷 形及び廃炉作業中の損傷により、炉構造物の強度特性変化の範囲を模擬的な業過程で損傷を荷(格納容器への遮蔽用の水による負荷)な ら検討(福島高専G
却プール内燃料集合体などの損傷 実験やサンプリングにより推定し、エネルギー生産に使用しないことを前提に、福島高専な 福島高専の廃止措置プログラムに部分受けた構造物(構どを安全に加えられる限界を推定し、合理 での廃止措置プロを受けた機器(材料)の通常の構造設 原子力機器の構造設計基準を越える条件下での構造物の残存強度を推定する
ど的に含めれる造材料)の限界強
的な廃炉作業方法の範囲を拡大するしゅほ グラムに一部が含計基準での強度を超える領域での限 ための模擬材料などの強度評価と簡単な構造物の試験による残存強度設定法
度推定
うの基盤形成まれ得る)界強度の推定法開発の基盤形成の検討

セルロース分解能を有する親水性イオン液体を用いた多量にある汚染木（枝葉①セルロース分解性イオン液体を用 部）・木材系廃棄物の除染法の開発を東工大、東海大が共同して目指す。これ 汚染された木材等、セルロースを含んだ廃2018年以降適宜いた汚染木材等の除染法の開発
により、1F近辺の伐採木一時保管槽に保管されている汚染物の除染を可能に 棄物の除染し、1F環境の整備に貢献する。東工大のホット実験施設を利用して研究を行う。

東工大

東工大・廃止措置プログラム(東工大、
東海大)

168

東工大

2018年以降適宜

東工大

東工大・廃止措置プログラム

169

東工大

2018年以降適宜

東工大

東工大・廃止措置プログラム

170

東工大

大気圧マイクロ波放電法により生成したArプラズマを用いて、放射線物質を含④プラズマを用いたヨウ素、セシウム
む試料を単段階で、微量のヨウ素化合物からのヨウ素の単離、捕集する手法の捕集技術開発確立を目的としている

福井工大・ 福井大廃止措置プログラム（プラズマを砂川用いたヨウ素、セシウム捕集技術開発）

171

福井大

①事故炉廃止措置時における潜在リスクの体系的抽出手法の開発

・事故炉廃止措置時における潜在リスクを体系的に抽出し、その対応策を検討
する。

大学
IRID
JAEA

172

東北大

(２)リスク管理の ①事故炉の廃止措置に当たって踏・事故炉廃止措置時におけるリスク管理において遵守すべき原理原則や基本的
基本的考え方の 襲すべき原則、基本的考え方等の整考え方等を整理し、事故炉廃止措置時におけるリスク管理の基盤を構築する。
理
整理

大学
IRID
JAEA

173

東北大

・事故炉周辺の野生生物（哺乳類）の標本を収集、分析し、放射性物質の野生生物体内での挙動を予測、評価する。
・上記の分析、評価結果に基づき、人体における放射性物質の挙動について予測、評価する。

大学
JAEA

174

東北大

○顕在化していない
課題を発見・抽出し (1)土壌、木材等 ②水熱分解法による汚染土壌・焼却 水熱分解法による粘土からの強吸着性Csの脱離機構を解明し、汚染土壌・焼に沈着したCs、Sr
却灰の効果的な処理技術を開発する。
廃炉作業や研究開 の溶離とその処 灰処理技術
発に提案することを理
目指す研究③フェリシアン系吸着剤によるCs回
収技術開発(１)潜在リスクの抽出○事故炉廃止措置時のリスク管理研究

汚染土壌及び焼却灰の除染

フェリシアン系吸着剤のCs吸着機構を解明し、Csの効果的な吸着技術を開発す
汚染水からのCsの除去る。

【労働安全に資する研究開発】

偶発的 内部被①偶発的に摂取した各種の放射性(１)偶発的に摂取 物質の人体内での挙動予測技術
した放射性物質の人体内での挙動と人体影

8 / 9 ページ8

廃炉に関する基礎・基盤研究の課題リスト（案）
研究分野

研究項目

研究課題

○偶発的に内部被 動と人体への影
ばくした作業員の被 響②偶発的に摂取した各種の放射性ばく評価と健康管理
物質の生体内の挙動による人体への影響評価技術に貢献する研究
メンタルな領域を作業に関わる人員の生活サイクル
含む環境が作業全般を視野に入れた作業環境と作安全に与える影
業安全の関係
響の評価

概要

成果の反映先、反映方法

反映時期

・事故炉周辺の野生生物（哺乳類）の標本を用いた調査研究の成果やそれに基づく人体における放射性物質の挙動に関する研究成果を踏まえ、放射性物質の挙動による人体への影響を評価する。

実施担当

技術
番号

記載部署

175

東北大

福島高専廃止措置プログラム

176

福島高専
G(奈良高専
など)

東北大

178

東北大

実施上の課題、連携、特記事項

大学
JAEA

士気などのメンタルな事柄を含む作業に関わる人員の生活サイクル全般を視野に入れた場合での、作業環境と作業安全の関係を評価し、安全性向上に資する方法を検討する【廃止措置・廃棄物処分の社会受容性に関する研究】(１)時間をかけた○市民との対話に 対話の環境の段階的な形成およ ①課題整理と対話の対象とするコア 地域毎のフォーカスグループインタビュー（Focus Group Interview；FGI)の実施
基づく社会的受容性 び対話の対象と グループの形成に関わる実践研究 による信頼性向上への寄与、対話の場の形成
醸成の実践
するステークホル

中長期ロードマップに示されている固体廃棄物の処理・処分における安全性の見通し
2021(HP SW-2)
を如何にステークフォルダーに伝達するかについて、基本的な知見を実施主体へ提供

大学

ダーの検討

9 / 9 ページ9

技術

光ファイバを使った放射線検知装置の⼩型化

るMPシステム各区間の地下⽔の⽔圧計測・採⽔を可能とす⼿法の精緻化

モニタリングデータに基づく地下⽔流動評価

ンチウムの分別モニタリング

原位置における汚染⽔中のセシウムとストロ

流動シミュレーション技術

複雑な地下流動を詳細に予測する3次元地下

レーション技術

学的変化の予測⽀援をする地下⽔化学シミュ

地下⽔質変化や岩盤の溶出など、地盤内の化計測可能な地下⽔3次元流向・流速計測技術

密度可変固体とレーサを⽤いた極低流速まで

単孔式物質移⾏試験

デル物質移⾏解析⼿法

下⽔の流れを評価する割れ⽬ネットワークモ

岩盤の割れ⽬を個別にモデル化し岩盤内の地（GETFLOWS）

広域⽔循環を評価できる解析プログラム群

汚染⽔の挙動を予測する物質移⾏解析技術

スキャンプロット

放射線量を速やかに測定するオリオン・ム（WIC)

うためのディープウェル⼯法⾃動制御システ

揚⽔量の抑制と安定した地下⽔位管理を⾏な

地盤系材料の放射線遮蔽性能の評価技術

屋周囲の時間的変化に対応した評価技術

地下⽔･核種拡散ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝを活⽤した原⼦⼒建（LIFE D.N.A.）

コンクリートの耐久性評価技術

技術名称

②Ｃ-01

②Ａ-01

①C-01

①B-01

No.

②C-01

②A-12

②C-08

②B-03

②A-09

②C-03

②A-03

⿅島建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)⼤成建設(株)⼤成建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)

クノロジー

②C-05

②B-02

②A-14

②A-11

②A-10

②A-08

②A-07

②C-06

②A-06

②A-05

②C-04

②A-04

②C-02

(株)地圏環境テ ②A-02

清⽔建設(株)(株)⼤林組

⿅島建設(株)早稲⽥⼤・SRE ②B-01

千葉⼯⼤

⿅島建設(株)

社名

②

②

②

②

②

②

②

②

②

②

②

②

①

(A)

②

②

①

①

(B)

技術分類

と。

② た、光ファイバは切断・接続がかのうなため、不具合時の交換が容易。計測ピッチは1mご

光ファイバ⾃体が放射線検知のためのセンサーとなり、配線が極めてコンパクトになる。ま

多区間間隙⽔圧モニタリングシステム。

予測精度を改善させる地下⽔流動解析技術。

レーション解析に⽤いる⽔理地質構造モデルを⾃動的に修正しながら、シミュレーションの地下⽔流動評価の精度向上を⽬的に、逐次取得される地下⽔観測データを活⽤して、シミュる。これによりSrの測定結果の算出時間が短縮できる。

システムを⽬的に開発された検出器メカニズムおよび汚染⽔のモニタリングシステムであ

原位置において汚染⽔中のSr とCs の放射能を分別し、かつ連続モニタリングが可能となる構造を詳細に考慮した3次元モデルによる解析が可能。天然ガス、LPGなど、貯蔵流体の地類の期待、液体の物理化学特性を精密にモデル化した計算が可能であり、かつ、地形・地質

多成分・多相流体（期待、液体など）の流れと温度を同時に解析する。このため、様々な種するため、⼈⼯改変に伴う周辺環境影響の予測に役⽴つ。

に解析し、地下⽔の⽔質変化や岩⽯の変質（鉱物変化）を求める。これらを3次元的に評価

地下⽔の流れによる物質移⾏（移流・拡散）と⽔・ガス・鉱物の間で⽣じる化学反応を同時② 及び流速を正確に計測する。

低流速地下⽔の流向流速計測⽅法及び装置に関し、とくに地下深部の低流速の地下⽔の流向る。これにより、汚染物質の移動や拡散を評価することが出来る。

物質移⾏解析技術。地下⽔中に流出した汚染物質の移動をシミュレーションによって予測する要因を検討するために、既存の調査結果の整理及び地下⽔流動解析が実施されている。具

② 質移動特性の評価が実施される。地質・地質構造と岩盤の⽔理特性が、物質移動現象に与え原位置の地質環境特性調査によって得られた情報に基づき、割れ⽬の不均質性を考慮した物

ステムを多相多成分流体系として定式化し、従来困難であった地上および地下の⽔の流れを陸域で⽣じる様々な⽔問題（⽔資源、⽔環境、⽔災害）において要請される実⽤的かつ客観ることが可能。

今後の汚染⽔の挙動を予測するとともに、対策検討に対する時間的、空間的データを提供す

汚染⽔の起源、漏出量等を⼊⼒データとした⾮定常の物質移⾏解析を実施することにより、表⽰する。放射性物質の種類や量、広がり状況などが⼀⽬で把握できる。

GPS（全地球測位システム）を搭載した計測システムで放射線を測定し、汚染状況をマップに、揚⽔ポンプをインバータ制御することにより効率的な排⽔を実現する。

揚⽔井⼾と観測井⼾の⽔位データをもとに揚⽔井⼾の稼動状態を⾃動運転管理するととも

(確認中）

(確認中）

ム。また、劣化因⼦の拡散・移流といった基本的な物質移動のみでなく、劣化因⼦の移動速リート内での移動を把握することで、コンクリートの耐久性を⾼い精度で評価するシステ

コンクリートの耐久性を評価するために重要となる劣化因⼦（イオン、⽔分など）のコンク

概要② 的な⽔⽂・⽔理モデリングに供する事を⽬的として開発されたもの。陸域における⽔循環シ

②

②

②

①

①

(C)

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

理論

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○

○

○

○

○

○

○

○

○

試験

試験

○

実規模

室内

適⽤性①

○

○

○

実⽤

○

○

○

○

特許

○

○

site

on
site

off

適⽤性②

技術分類

f/140613/140613_02m.pdf

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pd

経産省HP

http://ci.nii.ac.jp/naid/110009641467

CiNii

y.html#tec33

https://www.shimz.co.jp/theme/sit/technolog

清⽔建設㈱HP

http://irid.or.jp/cw/public/594.pdf

IRID HP

K00X87.pdf

http://www.taisei.co.jp/MungoBlobs/496/177/

⼤成建設㈱HP

http://www.taisei.co.jp/1172121000306.html

⼤成建設㈱HP

8B%E6%B0%B4%E3%81%AE%E6%B5%81%

B5%81%E9%80%9F%E5%9C%B0%E4%B8%

http://www.ekouhou.net/%E4%BD%8E%E6%

技術特許紹介ページ

99/techplz/tech.htm

http://www.kajima.co.jp/news/digest/dec_19

⿅島建設㈱HPannual/vol062.html

http://www.kajima.co.jp/tech/katri/technical/

⿅島建設㈱HP

http://www.getc.co.jp/software/aboutgetf/㈱地圏環境テクノロジーHP

http://irid.or.jp/cw/public/605.pdf

IRID HP

921_2

http://www.obayashi.co.jp/news/news_20110㈱⼤林組HP

ndex.html#body_02

http://www.kajima.co.jp/tech/c_railway/eco/i

⿅島建設㈱HP

nosis/index.html

http://www.kajima.co.jp/tech/c_renewal/diag

⿅島建設㈱HP

出典－

10※MPシステムはWestbay社製

－

－

－

－

－

－

－

－

－

E&I社と共同検討の契約を締結した技術※⽇本国内で適⽤するために⽶国AMEC

－

－

備考

参考資料１－２

ソイルライナー（E.S.L.）⼯法）

現地発⽣⼟を利⽤した⼟質遮⽔技術（エコ・遮蔽型海⽔コンクリート

放射線を漏らさずシャットアウトする放射線以上低減する放射線シールドシート

除染作業における重機運転⼿の被ばくを60％酸オリゴマー吸着ゲル（放射性物質吸着材）

海の恵みを利⽤して、海⽔を浄化するウロン

マルチライナー（AML）⼯法

遮⽔シートを強固にガードするアスファルト⼯法

急勾配法⾯の⼟質遮⽔ベントスロープ（Bts）

注⼊）

基礎処理における効率的な注⼊⼯法（パルスト注⼊⼯法

⾼強度と⾼浸透性を有する極超微粒⼦セメン（JETCRETE）

良する⼤型径⾼圧噴射攪拌⼯法

岩ずりなど様々な地盤をオーダーメイドで改

可塑性グラウト(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組⼤成建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)早稲⽥⼤ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ100%遮⽔ﾌﾞﾛｯｸ（NBﾌﾞﾛｯｸ）

地盤中の空隙、間隙を効率的に充填注⼊する

早稲⽥⼤

早稲⽥⼤

早稲⽥⼤

早稲⽥⼤

清⽔建設(株)(株)⼤林組(株)⼤林組⼤成建設(株)ﾃﾞﾌﾞﾘ視認可能な可視性⾼⽐重重泥⽔の開発

開発（NBC）

空間放射線量を低減する⾼遮蔽性超重泥⽔の現場打ち厚層ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄｼｰﾄ（NBMAT）

⼯法

粘⼟系遮⽔ﾍﾞﾝﾄﾅｲﾄ100%砕⽯のNB（⽌⽔）

汚染⽔の挙動を予測する物質移⾏解析技術

速測定するTRUCK SCAN

フレコンバッグを載せたまま放射能濃度を急管理システムドを向上させるタブレット端末モニタリング

現場調査から調査報告作成まで品質・スピー

地層処分安全評価技術

地層処分場の安全性を評価する放射性廃棄物

③

③A-02

③C-10

③A-13

③C-09

③A-12

③B-06

③A-11

③A-09

③A-08

③A-07

③A-06

③

③

③

③

③

③

③

③

④

④A-03

③A-05

③

③A-04

③A-03

③C-03

③B-02

③B-01

③C-02

③

③

③C-01

③A-01

②C-11

②C-10

②C-09

②C-07

③

③

③

地層処分施設周辺の地質環境のモデル化から地下⽔流動および核種移⾏の評価まで⼀環した

○

○

○

institute.com/technical_expertise/construction

http://nb-

⼀般社団法⼈NB研究所 HP

http://irid.or.jp/cw/public/605.pdf

材などを混合する⼯法。

③ る⼟質遮⽔層の造成技術として、現地発⽣⼟にベントナイトや礫、溶融スラグあるいは固化

E.S.L.⼯法は、廃棄物最終処分場の遮⽔構造のひとつである⼟質材料による難透⽔層いわゆ

密性を保持しながら、⼈体に最も影響があるとされるガンマ線に対して⾼い遮蔽性能を持③ に重量⾻材の分離を防⽌する特殊混和材を添加した「海⽔練り・海砂コンクリート」。⾼⽔

従来は有効利⽤が難しいとされていた産業副産物を新たに重量⾻材として再⽣活⽤し、さら組み付けて鎧（よろい）のようにまとうことで放射線を遮蔽するもの。

放射線環境下で産業⽤⾞両操縦者の被ばく量を抑制する「放射線シールドシート」。⾞両にめ、凝集沈殿設備の省⼒化が可能。沈殿槽と汚泥濃縮槽が不必要となり脱⽔機も簡易的なろ汚染海⽔を浄化。バイノスフロックで⽣成されたフロックの沈降速度とろ過速度は速いた

放射性物質の吸着能⼒が⾼いバイノスフロックを使⽤して福島第⼀発電所港湾内に賦存するが不要となるため埋⽴量も増加する。さらに、将来の資源化等のため埋⽴廃棄物を掘り起す

棄物や重機の⾛⾏でも破損せず、また⼀般的な処分場のように砂層による遮⽔シートの保護

しゃ⽔シートを上下からアスファルトコンクリートでサンドウィッチし⼀体化した⼯法。廃層構築⽅法として優れており、⾼い遮⽔性が要求される廃棄物処分場の遮⽔⼯等に適した⼯実現できるベントスロープ⼯法（ベントナイト充填布製型枠遮⽔⼯法）。法⾯における遮⽔

急勾配な斜⾯での⼟質材料を⽤いた⾼規格遮⽔構造物の施⼯を、容易に、しかも低コストですることから、透⽔性岩盤および微細⻲裂に対して有効と考えられる。

えながら効率的な浸透注⼊を⾏おうとするもの。パルス注⼊⼯法は、⽬詰まりの発⽣を抑制

グラウトポンプと注⼊孔の間にパルス発⽣装置を配置し、注⼊ミルクに定期的なパルスを与させることで、⾼い強度・浸透性・⽌⽔性を実現することができ、耐震補強、液状化対策な

この⼯法は、超微粒⼦セメントよりも微細粒材料（平均粒径が1/3の1.5μm）を良好に分散

耐久性に優れ、⾼強度を発揮するとともに⾼浸透性を有する極超微粒⼦セメント注⼊⼯法。

設定できるオーダーメイドの地盤改良⼯法。従来⼯法に⽐べて、産業廃棄物の量が少なく、地盤を対象に、改良径（直径0.5ｍ〜8.5ｍ）と強度（0.1MN/m2〜10MN/m2）を任意に砂質⼟、粘性⼟地盤だけでなく、従来改良が難しかった岩ずりを含む砂礫地盤など、様々な合すると10秒前後でゲル化して可塑状固結状態となる。これにより従来技術では注⼊が難可塑状グラウトとなる。A液、B液の初期状態ではそれぞれ液体状であるが、A液、B液を混2種類の流動性のある材料（A液︓主材＝流動性グラウト、B液︓可塑剤）を混合することでなど様々な⽤途に適⽤できます。形状は幅110Å~⻑さ228Å~厚さ60 重量3.0kg/個で容易③ ⽬地、打継⽬、地下構造物、インフラの弱部（例︓⼈孔と管渠の接続部）、タイムカプセル

NBブロックは、厚さ6cmのベントナイト100%遮⽔ブロックです。使⽤⽤途は、構造物の

(確認中）

(確認中）

わせするために施⼯不良による漏⽔やトラベルタイムを⻑期に設定する場合、積層に重ねる③ ナイトシートの総称)です。従来のGCLではベントナイトの厚さが薄くかつ接合部を重ね合

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※㈱⼤林組、㈱バイノスの共同開発－

ボフォル・ジャパン㈱の3社共同開発※㈱⼤林組、旭化成ジオテック㈱、カー－－社であるケミカルグラウトの開発※JETCRETEは⿅島建設㈱のグループ会/061/2000_061_11.pdf

https://www.obayashi.co.jp/technology/shoho㈱⼤林組HP

30_01

http://www.obayashi.co.jp/press/news201208㈱⼤林組HP

13_01

－

－

11

http://www.obayashi.co.jp/press/news201211 ※三菱重⼯業㈱と㈱⼤林組の共同開発㈱⼤林組HP

http://irid.or.jp/cw/public/235.pdf

IRID HP

ology/010detail05

http://www.obayashi.co.jp/service_and_techn㈱⼤林組HP

722

https://www.obayashi.co.jp/press/news20040㈱⼤林組HP/57-6/57-6-0264.pdf

http://library.jsce.or.jp/jsce/open/00035/2002

⼟⽊学会第57回次学術講演会資料

material/index.html#!body_02

http://www.kajima.co.jp/tech/c_liquefaction/

⿅島建設㈱HP

ment/deep/index.html

http://www.kajima.co.jp/tech/c_soil_improve

⿅島建設㈱HP

ment/inject/index.html#!body_03

http://www.kajima.co.jp/tech/c_soil_improve

⿅島建設㈱HP

institute.com/technical_expertise/nbblock/

http://nb-

⼀般社団法⼈NB研究所 HP

institute.com/technical_expertise/mbmat/

http://nb-－

開発

IRID HP※㈱⼤林組とキャンベラジャパンの共同

https://www.decn.co.jp/?p=48243－－

⽇刊建設⼯業新聞

215_1

https://www.obayashi.co.jp/press/news20111㈱⼤林組HP

⼀般社団法⼈NB研究所 HP

○

○

○

S24B03.pdf

http://www.taisei.co.jp/MungoBlobs/468/233/

⼤成建設㈱HP_method/

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NBMATは、厚さ6mm以上の顆粒ベントナイトを効率よく敷設できる現場打ちGCL(ベント

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含⽔⽐にすることで、⾼い圧密性能とともに良好な施⼯性、抜群な遮⽔性能を確保してい③ た。ベントナイト鉱⼭から採掘された100％の原⽯を粗砕し、粒径6.5mm以下かつ適正なナチュラルブランケット⼯法は、ベントナイトいう天然粘⼟鉱物100%素材を⽤い開発され後の汚染⽔の挙動を予測するとともに、対策検討に対する時間的、空間的データを提供する○○② 染⽔の起源、漏出量等を⼊⼒データとした⾮定常の物質移⾏解析を実施することにより、今既に 3 次元地下⽔流動解析⼿法を⽤いた敷地内の地下⽔流動解析が実施されているが、汚

○

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○

② ン）」を開発。ゲート不要で検出器ユニットのみの設置で計測が可能。

⾞両積載物⽤の放射能測定ゲートを改良した「可搬式ＴＲＵＣＫＳＣＡＮ（トラックスキャ

化と品質管理状況の⾒える化によりリアルタイムで状況を管理することが可能。

② イパッド)」とデジタルカメラを連携させた「現場検査⽀援システム」を開発。作業の省⼒⼯事における検査記録作業の効率化と品質管理の向上を図るため、⽶Appleの「iPad® (アり、より合理的な施設設計が可能。

② 処分場の安全性評価が可能。これにより設計＋安全性評価をリンクさせることが可能であｸﾞ技術

電気⽐抵抗計測を活⽤した凍⼟遮⽔壁のﾓﾆﾀﾘﾝ

採材の保管施設構築⼯法

ｷｬﾋﾟﾗﾘｰﾊﾞﾘｱを利⽤した信頼性の⾼い⽡礫・伐ントスロープF（BtS-F）⼯法

指定廃棄物を覆う隔離層を急速に構築するベ技術

汚染廃棄物の減容化技術である⼟壌分級洗浄の選別補助材料（泥DRY）

粘性⼟壌を素早くさらさらにするがれきと⼟⽴処理技術

キャピラリーバリア効果を利⽤した盛⼟内埋（SHOTCLAY）

千葉⼯⼤

早稲⽥⼤

(株)⼤林組

⿅島建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)

④A-02

④C-01

④A-01

③C-08

③C-07

③C-06

③C-05

④C-03

④B-01

⿅島建設(株)

密度ベントナイト系⼈⼯バリア構築⼯法

③B-07

③B-05

③B-04

③B-03

③A-21

③A-20

③A-19

③A-18

③A-17

③A-16

③A-15

③A-14

③C-04

清⽔建設(株)⼤林組︖

⼤成建設(株)→⼤成建設(株)⿅島建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)清⽔建設(株)狭隘部に⾼密度締め固め⼟を構築する湿式⾼効率化

３Ｄスキャナを⽤いた除染重機の遠隔作業の炭酸ｶﾞｽを使⽤した低ｱﾙｶﾘｸﾞﾗｳﾄ材（T-PLUS）

⼤規模・⼤⽔深下でも適⽤可能な空洞充填材（Hilo）

換えに使⽤した⻑距離⽔中流動充填材

福島第⼀原⼦⼒発電所海⽔配管トレンチの置による遮⽔壁

薬液注⼊⼯法（⼆重管ダブルパッカー⼯法）

シング

強度・遮⽔性に優れた吹付⼯法によるフェー法

トレンチを利⽤した低線量下での地盤改良⼯

⾼線量および地中埋設物の影響を受けにくい

屋間ギャップ部の⽌⽔⽅法建屋周辺からの地下⽔の流⼊の低減を図る建

動薬液注⼊機械の開発

建屋間⽌⽔（⾼線量作業エリア）における⾃⽔壁、グラウト適⽤

エタノール・ベントナイトスラリー材料の遮とする粘⼟壁による遮⽔壁の構築

凍⼟遮⽔壁の外周部に地下⽔流⼊抑制の補助

レット充てん⽌⽔⽅法

建屋内地下⽔経路空間のベントナイト・ペ

④

④

③

③

③

③

③

③

③

③

④

③

③

③

③

⼟の構築⼯法。従来の現場締固め⼯法よりも周辺岩盤への影響が⼩さく、凹凸が激しい場所

着岩材を乾燥や加⽔することなく、そのまま吹付けることが可能な湿式吹付けによる締固め

④
(確認中）

(確認中）

安全性の⾼い施⼯法。

③ ⽔の浸⼊を防ぐ隔離層を簡易に構築できる技術。形状⾃由度、遮⽔性能が⾼く、低コストで放射性物質を含む焼却灰などの廃棄物（指定廃棄物（※1））を埋め⽴て処分する際に、⾬③ 試験やパイロット試験によって装置の適切な仕様と運転条件等を設計。

室内試験により現地⼟壌の粒度画分ごとに汚染濃度を把握し、分級点を設定した上で適⽤性

すばやく確実にサラサラの砂上に改質することが可能。

③ があるゼオライトを配合した⾼性能な選別補助材であり、⾼含⽔粘性⼟に攪拌することで、「泥ドライ」は無機材料を主体とした環境に優しい中性材料であり、放射性物質の吸着性の③ ング技術。

覆⼟と同時に使⽤して降⾬の浸透を抑制したり埋⽴廃棄物の⽣物分解を促進させるキャッピ④ でも均質な締固め⼟を構築できるという特⻑を有する。

③

は⼆次元カメラの映像で現場の状況を認識しながら、３Ｄスキャナにより奥⾏き情報を補完

現場から遠隔地にあるオペレーション室のモニタに伝送する機器等から構成さ、オペレータ

重機両脇に搭載する３Ｄスキャナ２台、重機中央に搭載する⼆次元カメラ１台、映像情報を材の適⽤性を配合試験で検討。

低アルカリグラウト材の早期中性化を⽬的として、炭酸ガスを使⽤した低アリカリグラウト

いた供給システム」を開発。構造物や護岸、擁壁部周辺などの⼩規模施⼯や発電所取放⽔路の可塑グラウトを配合」「３液を注⼊孔直前で効率的に混合するダイナミックミキサーを⽤

可塑グラウトの特徴を活かしたまま、「より⻑い可塑保持時間を確保するために3液混合型

で、新たに打設孔を設けることなく、既存設備を利⽤した打設作業を⾏うことが可能。

であり、本材料を福島第⼀原⼦⼒発電所の海⽔配管トレンチの内部充填⼯事に適⽤すること「Hilo」は、⽔中100ｍの距離を流動させても材料分離や品質の低下が⽣じない特殊な材料法)による遮⽔壁を計画し地下⽔流⼊の補助を担う⼯法.

凍⼟遮⽔壁の外周部に地下⽔流⼊抑制の補助として薬液注⼊⼯法(⼆重管ダブルパッカー⼯

り、構内のフェーシング性能を向上させる。

フネスコート）を吹き付けることにより、吹付⾯の構造的安定性と遮⽔性の⼤幅な向上を図

建屋の斜⾯にモルタル等のセメント系材料を吹付した後に、その表⾯にポリウレア樹脂（タ良⾏いたい建屋近傍に向かって地中埋設物を避けて⽔平ボーリングを⾏い、地上の直上からた覆⼯板を設置することにより、低線量下での作業をかなえる。トレンチの内部から地盤改

凍⼟壁内側に幅3m 程度のトレンチを掘削し、掘削したトレンチの地上部は遮蔽機能を備え⽅法。

部）を地盤改良・⽌⽔材を注⼊することで、建屋周辺からの地下⽔の流⼊の低減を図る⽌⽔

地下⽔の流⼊箇所として考えられている建屋間ギャップの端部の地下部（地下⽔位〜岩盤上

⾼線量作業エリアにおいて無⼈で地盤改良（薬液注⼊）を⾏うことができる。

⼩型の全⾃動削孔機を⾃動化に改良し低線量エリアにて機械操作する事により、建屋近傍のリー材は、打設後にエタノールと⽔の置換反応によりベントナイトが某准して低透⽔性を発エタノール58%、2%の添加剤〜飲⽤防⽌のため）を混合してスラリー材を作成。当該スラベントナイト材料と⼯業⽤エタノール（商品名︓ベントコールＦ（⽇本アルコール販売）、に繋がる補助⼯法にもなる。

画し地下⽔流⼊の補助を担う⼯法。粘⼟遮⽔壁を凍⼟遮⽔壁に先⽴ち施⼯すれば、凍⼟促進

凍⼟遮⽔壁の外周部に地下⽔流⼊抑制の補助としてEC ウォール⼯法による粘⼟遮⽔壁を計

作業時間

吸⽔膨張性のベントナイト・ペレットを投下充てんすることにより、⾼放射線環境における建屋内部の空間が汚染⽔漏出経路となっていて、かつ、⽔の流れが静⽌していない空間を、

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201_1

http://www.obayashi.co.jp/news/news_20130㈱⼤林組HP

dex-j.html#32

http://www.kajima.co.jp/tech/eco_tech/risk/in

⿅島建設㈱HP

14c1-j.htm

http://www.kajima.co.jp/news/press/201507/

⿅島建設㈱HP

newal/index.html#anc_tech

http://www.kajima.co.jp/tech/indust_waste/re

⿅島建設㈱HP

t/index.html#!body_05

http://www.kajima.co.jp/tech/c_dam/construc

⿅島建設㈱HP

http://irid.or.jp/cw/public/595.pdf

IRID HP/67-cs/67-cs13-0032.pdf

http://library.jsce.or.jp/jsce/open/00035/2012

⼟⽊学会HP

1/1321832358962.html

http://www.taisei.co.jp/about_us/release/201

⼤成建設㈱HP

26c1-j.htm

http://www.kajima.co.jp/news/press/201601/

⿅島建設㈱HP

http://irid.or.jp/cw/public/600.pdf

－

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発

12

※㈱⼤林組と旭化成ジオテックの共同開

トの共同開発成和リニューアルワークス、⽇●セメン－

テクノロジー㈱の共同開発※⿅島建設㈱、東京電⼒㈱、東京パワー－

化学産資㈱、清⽔建設㈱の共同開発⼯法

IRID HP※タフネスコートは、防衛⼤学校、三井
http://irid.or.jp/cw/public/597.pdf

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IRID HP

http://irid.or.jp/cw/public/592.pdf

IRID HP

http://irid.or.jp/cw/public/591.pdf

IRID HP

http://irid.or.jp/cw/public/590.pdf

IRID HP

http://www.irid.or.jp/cw/public/601.pdf

IRID HP

http://irid.or.jp/cw/public/599.pdf

IRID HP

http://irid.or.jp/cw/public/596.pdf

IRID HP破砕⼯法

⽕や⽕薬を⽤いない放電衝撃によるRC構造物

た⻑寿命化ｺﾝｸﾘｰﾄ（EIEN）

放射性廃棄物の⻑期貯蔵や最終処分に対応し法

広域な海⾯を利⽤できる海⾯処分場の建設⼯上する次世代無⼈化施⼯技術

⾼濃度放射線汚染ｴﾘｱでの作業効率が20%向

査ﾛﾎﾞｯﾄ

⼤成建設㈱⿅島建設(株)広島⼤(株)⼤林組(株)⼤林組⼤成建設(株)代替⼯法のための燃料ﾃﾞﾌﾞﾘの切削･集塵技術

危険個所の情報を安全･迅速に収集する無⼈調

⿅島建設㈱

⿅島建設㈱

(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組(株)⼤林組⼤成建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)⿅島建設(株)建設機械の⾃動化による次世代建設⽣産ｼｽﾃﾑ

術

建設重機10台を遠隔操作できる無⼈化施⼯技

ム

⽔箇所を特定し、急速補修するT&OHシステ

袋状にした⼆重遮⽔シート内の真空圧より漏検知補修システム

漏⽔箇所を特定し、急速補修する電流式漏⽔遮⽔シートに設置した電極からの電流により染⽔貯蔵タンク遠隔除染技術

⾼線量の貯蔵タンク内側を遠隔で除染する汚Ⅱ、RDⅢ）

道路を急速除染するバイノスRD⼯法（RD

無⼈調査ロボット

⾼線量下で安全・迅速な地質調査をおこなう

盤改良技術・グランドフレックスモード⼯法

⾃在ボーリングを⽤いた既設構造物直下の地⼯法）

透⽔性浄化壁構築技術（エンバイロジェット

ピングウォール⼯法

埋設物による⼟留め壁⽋損部に対応するラッ（CURVEX）

⾃在ボーリングを⽤いた地盤改良⼯法

⽔技術（⼟凍君）

シールド掘進機スクリューコンベアの応急⽌〜

急速地盤凍結⼯法〜凍結・凍上解析システム

④C-05

④C-04

④C-02

④B-08

④B-07

④B-05

④B-04

④B-03

④C-21

④A-14

④C-20

④A-13

④A-12

④A-11

④A-10

④A-09

④A-08

④A-07

④A-06

④A-05

④A-04

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

④

封⼊した放電カートリッジを埋め込み、⾦属細線に⾼速⼤電流を供給することで発⽣する⾼④ 辺環境に配慮した破砕⼯法である。この⼯法は、破砕対象物に穿孔し、⾦属細線と反応液を放電衝撃破砕⼯法は⽕薬類を⽤いないため安全性が⾼く、発破に⽐べ騒⾳・振動が⼩さく周酸イオンが反応することでセメント硬化体を緻密化し、耐久性を向上させる，新しいコンク④ を招く中性化のうち、 炭酸化反応に注⽬しました。このコンクリートは、特殊混和材と炭⻑寿命化コンクリート「EIEN」は、⼀般的な鉄筋コンクリート構造物においては鉄筋腐⾷

(確認中）

(確認中）

(確認中）

(確認中）

(確認中）

(確認中）

知できる。

④ を真空にして漏⽔を検知する。シートの破損やシートの接合不良がどの段階でもすばやく検上下のシートで、通気・通⽔性のあるマットをはさんだ袋構造の遮⽔シートを使い、袋内部した際に、廃棄物を掘り起こすことなく補修が可能。

④ した⽌⽔材の注⼊システムを組み込むことで、⼀重の遮⽔シートでも、シートの漏⽔を検知

④

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program.jp/files/20150428Obayashi_WaterTa

http://dccc-㈱⼤林組HP25

http://www.obayashi.co.jp/press/news201204㈱⼤林組HP

nology/news_20151117_3

https://www.obayashi.co.jp/service_and_tech㈱⼤林組HP

http://ci.nii.ac.jp/naid/10026872978

CiNii HP

16e1-j.htm

http://www.kajima.co.jp/news/press/200909/

⿅島建設㈱HP

const/index.html#!body_04

http://www.kajima.co.jp/tech/c_railway/base_

⿅島建設㈱HP

vement/index.html#!body_02

http://www.kajima.co.jp/tech/c_railway/impro

⿅島建設㈱HP/inherent/index.html#!body_07

http://www.kajima.co.jp/tech/c_shield_tunnel

⿅島建設㈱HP

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/65-06/65-06-0312.pdf

http://library.jsce.or.jp/jsce/open/00035/2010

⼟⽊学会第65回念じ学術講演会(H22.9)

cs/20061019.pdf

http://bridgeworld.net/wordpress/archives/do

KaTRIリーフレット

ology/010detail06

http://www.obayashi.co.jp/service_and_techn㈱⼤林組HP/d11.html

http://www.obayashi.co.jp/chronicle/database㈱⼤林組HP

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nk_j.pdf

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ment/analysis/index.html#body_02

http://www.kajima.co.jp/tech/c_soil_improve

⿅島建設㈱HP

処分場の遮⽔シートの漏⽔を精度良く検知する電気検知システムに、シートの保護材を利⽤

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能。

であり、設置〜設備撤去まで作業員がほとんど⽴ち⼊る必要のない遠隔操作による除染が可

ショットブラスト、ドライアイスブラスト、機械切削の３種を最適に組み合わせた除染装置

線量地区で87%低減、低線量地区で69％低減することを実証実験で確認ずみ。

る⼯法。また、汚染⽔の⾶散・流出のない安⼼な⼯法であり、除染効果も表⾯汚染密度を中従来と同等のコストでアスファルト舗装道路を効果的に除染し、短時間で⽔処理まで完了す

り、⾼線量下での作業が可能。

⼈が⼊れない災害現場などで、調査や情報収集を遠隔操作により⾏うロボット。これによめ、対象地盤も広範囲にわたり対応可能で、液状化対策に限らず⼟壌浄化や空洞充填などの形の管理を⾏う。ロータリー（回転）削孔に加えパーカッション（打撃）も併⽤できるた

グランドフレックスモール⼯法は、位置計測機を使⽤して先端ビットの姿勢を捉え、削孔線

油、重⾦属などのあらゆる汚染に幅広く対処することが出来る。

位置で浄化できる⼯法。汚染物質に応じて鉄粉などの浄化剤を⽤いることにより、VOCや地盤改良⼯法に⽤いられるウォータージェットを利⽤して、汚染された部分のみの⼟壌を原で、埋設物への影響を最⼩限に抑え、かつ⾼精度で⽌⽔性に優れた地中連壁を構築すること法。凍結⼯法や開削⼯法、地盤改良な補修⼯法が不要で、地中連続壁を短期間に構築可能

断⾯、⼤深度の埋設物によって⽣じる⽋損部に、確実で⾼品質な地中連続壁を構築できる⼯し、薬液注⼊⼯法によって地盤改良を⾏うことができる。

盤を改良することが可能。これにより地下の障害物を避けながらボーリング孔を⾃在に削孔

曲がりボーリング技術を⽤いることで、タンク、護岸、鉄道等の既設構造物の直下の軟弱地あり、従来と同等のコストで、凍⼟の造成期間を半分程度に短縮することが可能。

急速地盤凍結⼯法は、凍結温度を従来⼯法の-30℃から-45℃へ低温化した凍⼟造成技術で元地盤挙動が⾼精度に予測・評価できるため、凍結⼯法の安全かつ合理的な設計・施⼯に役凍上解凍沈下が考慮できる最新の構成モデルを導⼊することによって凍結⼯法施⼯時の三次三次元熱・浸透流連成解析と三次元変形・浸透流連成解析を組み合わせるとともに、地盤の研究

13⽇⽴造船との共同開発

電気化学⼯業、⽯川島建材⼯業との共同

－

－

－

ジャパン㈱の共同開発※㈱⼤林組、㈱バイノス、ケルヒャー－－

島グループ会社）の共同開発※⿅島建設㈱とケミカルグラウト㈱（⿅－島グループ会社）の共同開発※⿅島建設㈱とケミカルグラウト㈱（⿅－－植物安定化処理技術

⼟壌貯蔵施設からの悪臭･汚⽔発⽣を防⽌する

ﾘｰﾄ技術

震災ｺﾝｸﾘｰﾄがらと海⽔を活⽤した海⽔練りｺﾝｸﾌﾞﾛｯｸ

震災がれき残渣を活⽤した建設資材ｱｯﾌﾟｻｲｸﾙ

るｱｰﾙｷｭｰﾋﾞｯｸDC（Decontamination）

分級･洗浄により放射性汚染⼟を90%減容す

砂混合物乾燥分級技術

可燃性廃棄物の焼却量･残渣を低減する植物⼟

固化洗浄技術焼却⾶灰を洗浄し､処分量を低減する⾶灰造粒

ｽｷｬﾝｿｰﾄ)

汚染⼟を瞬時に分別するﾍﾞﾙﾄｺﾝﾍﾞｱｼｽﾃﾑ(ｵﾘｵﾝす⼤型破袋機ﾌﾚｺﾝﾊﾞｯｸﾞから除染廃棄物を安全･迅速に取出除去する⾼精度分別ﾄﾛﾝﾒﾙ

破袋後の⼤型⼟のう袋や有機物を確実に分別･⼯法汚染された⼟壌をその場で除染するﾊﾞｲﾉｽSW

ｽﾃﾑ

除去⼟壌等の全数管理中間貯蔵施設輸送管理ｼ

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

㈱⼤林組

運⾏状況の⾒える化

輸送⾞両運⾏管理ｼｽﾃﾑ

㈱⼤林組

⼤成建設㈱

道路の線量を⼤幅に低減するｲｰｺﾝ･ﾎﾟﾘｲｵﾝ⼯法

を図る耐熱ｺﾝｸﾘｰﾄ

⾼温環境でのｺﾝｸﾘｰﾄの中性⼦遮蔽性能の向上

④C-19

④C-18

④C-17

④C-16

④C-15

④C-14

④C-13

④C-12

④C-11

④C-10

④C-09

④C-08

④C-07

④C-06

従来のコンクリートに対して耐熱性を⼤幅に⾼め、150℃の⾼温下でも⻑期的な使⽤が可能

放射能汚染物質の⼊った⼤型⼟のう袋やフレコンバッグなどから、安全かつ迅速に袋を破い

(確認中）

(確認中）

(確認中）除去⼟壌などの全数管理「中間貯蔵施設輸送管理システム」

東⽇本⼤震災で発⽣した災害廃棄物のうち、リサイクルできない混合廃棄物（以下、がれき

(確認中）

(確認中）

(確認中）

④

(確認中）

す。プレパックド（ポストパックドも可能）コンクリート⼯法により、海⽔練りモルタル④ に利⽤するために、直径30〜50cm程度の⼤きさに簡易破砕し、型枠内に均等に投⼊しま

ブロックなど港湾構造物を製作する場合、震災で発⽣した⼤量のコンクリートがらを効率的

最終処分場で埋め⽴て処分されていますが、処分先の確保が困難となってきている。

④ 残渣（ざんさ）、東⽇本⼤震災では全体の約1割発⽣）については、不燃物としてそのまま

④

④

④

④

(確認中）

放射能汚染物質に作業員が触れることなく、迅速に⼤型⼟のう袋などを破くことのできる機④ て内容物を取り出すことができる「⼤型破袋（はたい）機」のこと。

④

④

④

④

(確認中）タブレット端末で運⾏状況を⾒える化「輸送⾞両運⾏管理システム

及び吸引式洗浄機によって回収し放射性物質を除去する。

④ 装⾯から放射性物質が付着した⼟粒⼦、粉じん等を剥ぎ取り、ポリイオン⽔で補⾜すること

⾼圧温⽔キャビテーション(ノズル先端で圧⼒を解放することによって気泡を発⽣)により舗

トキャスクの基本設計を完了しました。これにより、現在国内で中間貯蔵⽤に使われている④ となるコンクリート材料を共同で開発し、これを採⽤した使⽤済燃料中間貯蔵⽤コンクリー

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（株）神⼾製鋼所との共同開発

5667029 号）所得したエコボンド環境

https://www.pref.iwate.jp/dbps_data/_materi「2012 ⼟壌・地下⽔環境展」に出展

いて展⽰「RADIEX（ラディックス）2015」にお環境放射能対策・廃棄物処理国際展

s/news_20150703_1

https://www.obayashi.co.jp/news/active_new

nology/related/tech_d095

https://www.obayashi.co.jp/service_and_tech

⼤林組HP

15_01

http://www.obayashi.co.jp/press/news201211

⼤林組HP

s/news_20150703_1

https://www.obayashi.co.jp/news/active_new

I025169127-00

http://iss.ndl.go.jp/books/R100000002-

s/news_20150703_1

https://www.obayashi.co.jp/news/active_new

s/news_20150703_1

https://www.obayashi.co.jp/news/active_new

07_01

いて展⽰

14

「RADIEX（ラディックス）2015」にお環境放射能対策・廃棄物処理国際展

いて展⽰「RADIEX（ラディックス）2015」にお環境放射能対策・廃棄物処理国際展術の実証」2013出版済

書籍「植物及び⼟砂混合物の乾燥分級技

いて展⽰「RADIEX（ラディックス）2015」にお環境放射能対策・廃棄物処理国際展

いて展⽰「RADIEX（ラディックス）2015」にお環境放射能対策・廃棄物処理国際展

http://www.obayashi.co.jp/press/news201311 株式会社御池鐵⼯所の共同開発

⼤林組ＨＰ

07_01

http://www.obayashi.co.jp/press/news201311 株式会社御池鐵⼯所の共同開発

⼤林組ＨＰ

news_20121004_1

http://www.obayashi.co.jp/news/active_news/

s/news_20150703_1

https://www.obayashi.co.jp/news/active_new

s/news_20150703_1

https://www.obayashi.co.jp/news/active_new

al_/_files/000/000/034/162/h24_oobayashigu ⼯学リサーチ（株）の登録商標（特許第 5687678 号及び特許第事業 公募による実証試験結果

平成 24 年度岩⼿県放射性物質除去・低減技術実証 イーコン・ポリイオン⼯法は2 つの特許

3/mar/mar04.html

http://www.taisei.co.jp/about_us/release/200

⼤成建設会社情報/プレスリリース/2003

IRIDニーズリスト
№

事業名

1
使用済燃料プール（SFP）から取出した燃料集合体の長期健全
性評価
2

3

遠隔除染技術の開発

課題

理由・必要性

参考資料１－３
前提条件

解決期限

分類等

曲げ等損傷を有する燃料に対し、同損傷が健全損傷の度合いにより被覆管の気密性、構造
現状、取得されるデータが限られており、シミュレーション解析等に
2017年度中性に及ぼす影響を解析シミュレーション等で再健全性への影響を解析評価する。燃焼度のて補完することにより、評価精度を向上させたい。
（３号機燃料取出し前）現する。
影響もシミュレートできると更に有効。

シミュレーション技術

対象燃料履歴を考慮した水素脆化シミュレー
現状、取得されるデータが限られており、シミュレーション解析等に 損傷部分における水素蓄積、水素脆化が起 2017年度中
ション等を実施し、健全性に及ぼす影響を評価て補完することにより、評価精度を向上させたい。
こる条件やメカニズムを解析評価する。
（３号機燃料取出し前）する。

シミュレーション技術

遠隔操作装置ではテレビ画像等限られた画像を元に、運転操作を行っ
遠隔運転技術の操作性を向上させる（マンマシ ており、現状では、相当な熟練技量を要する。たとえば、搭載する装遠隔操作装置への搭載
ンインターフェースの操作性向上）
置機材や制御機能で補完することにより運転者の操作ミスを低減させたい。

早期が望ましい（今でも改 マンマシンインターフェ
善したい）。
イス技術

4

ベント管止水など止水材を施工後の完了確認方法について、現状では 遠隔操作に基づく監視機能の付与。例え
遠隔操作に基づく止水施工時における作業完了
カメラによる目視確認と施工に要した払い出し物量管理しか見いだせ ば、空気圧のように、水を使わない方法で 2020年度頃の確認方法を確立する。
ていない。より確実な方法が望まれている。
漏水有無を調べても良い。

5

遠隔操作による漏洩検知技術を開発する。

止水施工後、経年劣化等で漏水が発生した場合、速やかに漏水検知で遠隔操作に基づく監視きる技術が望まれている。

機能付与。

2020年度頃

遠隔監視技術6

遠隔操作による非破壊検査手法を開発する。

上部止水において、遠隔操作に基づく溶接にて止水施工を行った場
合、その施工具合を検査する方法としては、現状、浸透探傷検査（ＰＴ）、超音波探傷検査（ＵＴ）など人手で直接作業しながら確認する 遠隔操作に基づく確認
検査方法しかなく、これらに代わる遠隔 操作に基づく非破壊検査手法が望まれている。

機能付与。

2020年度頃

遠隔による非破壊検査技術

7

トーラス室やサプレッションチェンバー(S/C) トーラス室やS/C内にセメント系材料を注入した場合の物質の流動挙
１カ所から、または数カ所から同時に止水内におけるセメント系材料の解析シミュレー 動はどうなるのか、流動モデルなど解析シミュレーション技術が望ま2020年度頃
材料を注入する場合あり。
ション技術を開発する。
れている。

8

バウンダリ系内における水素濃度の非破壊測定方法を開発する。

9

原子炉格納容器（PCV）漏えい
箇所の補修・止水開発

遠隔

止水の長期健全性の評価手法を開発する。

止水施工開始前にバウンダリに穿孔を行う必要があり、水素爆発を防止するため、漏出の可能性が考えられる水素の濃度測定が不可欠と考 現場適用（施工）が可能なこと。
えられる。

遠隔監視技術シミュレーション技術

2017年度中（ デ ブ リ 取 出 し 工 法 決 定 残留水素非破壊検知技術
前）

放射線劣化は高線量率照射下での加速試験 2017年度中
止水はデブリ取出し期間中維持する必要があるため、長期健全性の評ができるが、それ以外の劣化要因について （ デ ブ リ 取 出 し 工 法 決 定
価を短期間で検証することが求められている。
は加速試験も不明瞭。
前）

№

10

デブリ取出しは長期間に亘ることから、止水保持も長期間を要求され施工後、格納容器内側から漏水箇所にアク 2017年度中
漏えい箇所において、漏水下流側から止水する る。すると経年劣化により止水箇所から漏水する可能性が考えられる
セスすることは困難であり、外側（下流 （ デ ブ リ 取 出 し 工 法 決 定 補修技術
技術を開発する。
ため、施工後に漏水下流側から止水する技術の確立（補修技術）が望側）からのアクセスを余儀なくされる。
前）
まれている。

11

実験で検証できることは限られる。閉止補助材の展開挙動について解 直径約２ｍのベント管内に閉止補助材を可 2017年度中ベント管止水にて用いる閉止補助材の展開挙動
析評価を行い有効性を評価すると共に、更なる課題を明確にすること 能な限り隙間なく系内に展開させる。閉止 （ デ ブ リ 取 出 し 工 法 決 定 シミュレーション技術を解析評価する。
が求められている。
補助材内にはモルタルを充填する。
前）2017年度中閉止補助材展開後の隙間（Ｖ字及び逆Ｕ
ベント管止水にて用いる有効な副閉止補助材を 閉止補助材展開後、可能な限り隙間を小さくするための有効な材料選（デブリ取出し工法決定
止水材料（目詰め材）
字）に水が 流れている条件下にて、目詰前）選定する。
定が不可欠。未だ有効な材料が見出せていない。
め可能な材料であること。
※今期国プロ実施項目
2017年度中
水頭圧約４５０ｋＰａ作用時、ベント管半
ベント管止水にて用いる追従性の高い止水材を ベント管閉止施工後、水圧がかかり構造物に開きが生じた場合に追従（デブリ取出し工法決定
径にて約０．２３ｍｍの開きが生じた場合
止水材
選定する。
可能な材料が不可欠と考えられる。
前）に追従可能なこと。
※今期国プロ実施項目

12

13

14

2017年度中
ベント管及びS/C内充填止水施工後の追加補修 止水施工完了後も長期的に亘って漏水が無いようにするためには追加 漏水検知後に止水対象部下流側（できれば （ デ ブ リ 取 出 し 工 法 決 定
止水材補修技術材を選定する。
補修材が不可欠と考えられる。
上流側も）からの追加補修が可能なこと。 前）※今期国プロ実施項目

15

赤外光、音波（超音波を含む）、電磁波等非接触・遠隔操作技術に 機材投入口径は限られることから、小型で濁水中など、不透明媒質中における形状認識技て、格納容器や圧力容器内の状況を把握することが有効と考えられ かつ耐放射線性に優れた技術／機材が好ま 2017年度中術を開発する。
る。
しい。

形状認識技術（濁水中）16

高放射線環境下において、探索対象である燃料デブリの所在を検知す 機材投入口径は限られることから、小型で高放射線環境下におけるγ線エネルギースペク
るためには、特定のγ線を検出することが有効であり、エネルギース かつ耐放射線性に優れた技術／機材が好ま 2017年度中
トル弁別技術を開発する。
ペクトルを容易に弁別できる技術が望まれている。
しい。

燃料デブリ検知技術

17

外形φ100mm程度の孔を通過可能なもの
・耐放射線性：
圧力容器内部の状態（画像）を取得する手段を
高線量環境下ではノイズの影響等で有用な映像が取得できなくなる可確立する。
線量率104Gy/h以上能性が考えられるためカイゼンしたい。
・耐放射線性カメラ
累積106Gy以上
・防水性：必要

原子炉格納容器（PCV）内部調査技術の開発2018 年 度 上 期 （ 圧 力 容 器内部調査開始前）耐放射性カメラ※今期国プロ実施項目

内部調査やデブリ取り出し時に使用する装置機材では小型かつ耐放射現場取扱いが容易な遮蔽材料（例：軽量）を開
鉛や鉄など重い金属に比して小型軽量な材
線性が要求されており、重い遮へい材の搭載は厳しく、軽量または取2018年度発する。
料であれば有利。
扱いが容易な材料が求められる。

軽量遮蔽材
PCV内部調査、デブリ取り出しでも要望有。

19

格納容器X-6ペネを通過する調査ロボット①耐放射線性確保（ROV）に搭載できる仕様とする。
ペデスタル内作業（デブリサンプリング時の切 たとえば、装置（106Gy）と同等の耐放性を有する耐放射性カメラ ＜想定仕様＞
削/掘削等）の監視手段を確立する。
等があれば交換作業が不要。
・耐放射線性：＞106Gy①耐放射線性②濁水中の視認性確保
・防水性：必要②濁水中における視認性
濁水におけるデブリ等を認識するには、水中浮遊物やコアサンプリ ・装置寸法（概算値）200mmL×200mmW
ングによる切粉等で濁り視認性が悪くなる可能性がある。
×150mmH程度
・重量：5Kg程度①耐放射性カメラ②形状認識技術（濁水中）20・BWR特有の炉心構造材として制御棒ブレードとチャンネルボックスが挙げられ、これらの構造材が事故時に溶融する現象及び相互作用について、実験的に評価解明してほしい。
数年後
BWR炉心構造材の溶融時相互作用に関する実験
・特に制御棒材B4Cとステンレス鋼被覆材との相互作用、B4Cとチャン ※今期国プロで模擬燃料体破損試験を実施 実証試験
検証・評価を行う。
ネルボックス材ジルコニウムとの相互作用及び溶融ウランとの共晶現 予定。
象を把握する必要があり、これら化合物の物性値（反応速度、蒸発速度他）を計測評価し、提示されることが望まれている。

18
原子炉圧力容器（RPV）内部調査技術の開発2018年度（サンプリング 開始前）
※今期国プロ実施項目

・現行の事故解析コードでは、炉心内の燃料は複数燃料をリング状領域に分割して評価しているが、熱水力的な挙動では代表性が確保できると考えられるものの、輻射熱伝達、特に外周燃料（隣に燃料がない
もの）については局所的な効果を考慮することが必要と考えられる。
・外周部に配置された燃料は出力がもともと低いため、中心部の燃料21
炉心過熱時の輻射伝熱を考慮した評価を行う。
数年後に比較して定性的には温度上昇が限定的となる可能性があり、炉心内事故進展解析及び実機データ等
燃料の状況を評価するうえで、輻射熱伝達の適切な考慮が必要であによる炉内状況把握の高度化る。
・また、炉心を取り囲むシュラウド、気水分離器の熱影響を評価するためにも外周部の輻射熱伝達も適切に考慮した評価が必要である。

シミュレーション技術

22

・現行の事故解析コードでは、炉内構造物（特にドライヤなどの複雑な形状を持つもの）へのFP沈着（エアロゾル重力沈降や慣性衝突、ガスの凝縮）を簡易的に扱っているが、これは知見が少ないと言うことが背景にある。
複雑な形状を持った核分裂生成物（FP）沈着現 ・PWRの蒸気発生器では国際プロジェクトとして大規模な実験も行わ数年後
象を解明する。
れているので、それと同等なレベルは無理としても、研究室レベルの小規模試験でもよいから、複雑な形状を持ったFP沈着現象を実験的に評価解明することが望まれている。
・また併せて、FP化合物の物性値（反応速度、蒸発速度他）を計測評
価し、提示されることが望まれている。

シミュレーション技術
実証試験

23

挙動や炭素鋼の腐食メカニズムに立脚した材料腐食挙動の解析 評価対象材料の腐食メカニズムに基づく腐食試験データに関する解 気液界面における腐食早期が望ましい。
析・考察評価が望まれている。
不均一腐食などのメカニズムの解明。
評価を行う。

シミュレーション技術

許容値Suを超えた場合、対象構造物は如何なる挙動を示すか、解析評 モックアップ破壊試験や弾塑性（大変形）早期が望ましい。
価されることが望まれている。
解析による確認など。

シミュレーション技術

24

25

RPV/PCVの健全性評価技術の開発

ペデスタルなど構造物の終局強度評価を行う。

高線量下・遠隔操作で実施可能な材料強度・欠陥等非破壊検査技術を開発する。
健全性評価結果の妥当性確認や高精度な評価のためには、実測データ 人が立入れず遠隔操作を余儀なくされる場
例：コンクリート圧縮強度（シュミットハン早期が望ましい。
に基づく根拠を示すことが望まれている。
所での検査技術の確立
マー等）、 ひび割れや内在欠陥の検出（コンクリート、鋼材）、肉厚測定技術など）

遠隔による材料強度測定
技術
遠隔による欠陥等非破壊
検査技術

15

IRIDニーズリスト

26

複数の燃料デブリ領域が気中で離れて位置
臨界事故リスクの評価において、離れて位置す現状評価では燃料デブリの一つのかたまりが臨界になることを想定し し て い る 。 格 納 容 器 水 位 上 昇 に よ っ て 格納容器水張りのための許る複数のデブリ領域（多点炉モデル）が相互にている（1点炉）。 しかし、燃料デブリの分布は不均一であると考 デブリが冠水する。中性子によって離れた 認可申請時点
シミュレーション技術影響し合って（中性子による弱結合）臨界とえられるため、実際には“多点炉”の可能性が ある。
位置のデブリが核的に弱結合する。デ （2016年末頃を想定）なるような事象を検討する。
ブリの位置は移動しない。

27

臨界評価においてデブリ組成を設定する際、複数の濃縮度燃料から生2017年3月頃
じるデブリの混合を想定することにより評価の合理化が可能となる粒子法を用いた燃料集合体溶融/混合過程シ
福島第一事故における代表的な燃料集合体 （明確な期限はないが取り（例えば臨界防止に必要なボロン濃度）。こうした合理化の説明性向
シミュレーション技術
ミュレーションによる評価を行う。
の 溶融
出し方針決定までに情報が上のため溶融/混合過程のシミュレーションを可能とする手法・評価得られることが望ましい）技術が望まれている。

燃料デブリ臨界管理技術の開発
28

燃料デブリの性状（濃縮度、 構造材含有量、ポロシティ等）は現在
2017年3月頃（明確な期限は
燃料デブリの性状における不確定性を考慮した
不明瞭であり、不確定性が存在する。これらの不確定性を考慮し、臨 燃料デブリに関する不確定さの情報（例え ないが取り出し方針決定ま
臨界評価手法を確立し、その理論的考察評価を
シミュレーション技術
界ポテンシャルを評価する手法とその妥当性を裏付ける理論的な根拠 ば、デブリ粒径とその確率分布情報）
でに情報が得られることが行う。
または実験検証を経た有意な根拠が求められている。
望ましい）

29

燃料デブリ取出し作業時に再臨界に至ってしま
核分裂に伴い燃料デブリから放出されるFPガス（たとえば、Xe-133や 燃料デブリ取り出し作業を行うに当たり、
うと、燃料デブリ内核分裂により生成されるXe
Xe-135、Kr-85やKr-88）を検知して、再臨界状態に至ったか否かの判 格納容器内水位上昇に伴い、燃料デブリが 格納容器水張りのための許やKrが放出されると考えられる。これら核分裂定に利用することを検討中。これに対し、燃料デブリからのFPガス放 冠水し臨界状態に至る可能性がある。
認 可 申 請 時 点 （ 2016 年 末 シミュレーション技術
生成物ガス（FPガス）の放出挙動を考察評価す
出率に関するデータが無い。 同放出率など挙動が明確になれば、有 燃料デブリの性状等は不明瞭であり、相応 頃）る（基礎実験や解析から放出挙動を評価す
意な判定に活用できる可能性が考えられるため。
な仮定を設定し評価せざるを得ない。
る）。

30

熟練を要する分析 核種の簡易分析・迅速分 熟練を要する核種分析において、簡易に把握する手法、長時間手間を固体廃棄物の処理・処分に関す
析、現場サイトにおける簡易分析技術を開発す 要する分析の迅速分析手法、簡易な機材を用いて、現場で行える簡易 分析手法の簡素化、迅速化る研究開発
る。
分析手法などが望まれている。

2018年度中頃。

分析技術
収納移送 保管技術等でも要望有。

硝酸に難溶性である燃料デブリを何等かの技術で溶解（溶融）させ、（課題名（仮）：燃料デブリの￥燃料デブリからU、Puを回収するために 燃料デブリの処理、処分方
将来的な燃料デブリの処理、処分方法を議論す 既存再処理プロセスにおいて、U、Puを抽出可能な溶液等化学形に変31 既存再処理プロセス適用のため再処理プロセスに投入できる形態（化学 法の議論が開始されるまで 基礎試験
る上で必要な基礎データを充実させる
えて同プロセスに投入できれば、今後、燃料デブリの処理、処分の方の前処理技術に係る研究）形）とすること。
（数年後を想定）針を決定するうえで重要な情報となるため。

16

参考資料１－４
資料2-3
List of possible domestic and international support projects / 国内外支援案件候補リスト

No.
番号

Category
分類

Title
件名

ContaminatedContaminatedWater
groundwater transfer
Countermeasures control
16Aug01

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

The Fukushima Daiichi stratum has backfills
and the underground structure has become
quite complex due to the installation of the landside impermeable wall, etc. What is the best
way of managing groundwater flow? Where
groundwater should be measured and how?

Major Initiatives for Water
Management
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/planaction/water
processing/index-j.html
○

汚染水対策

汚染地下水移行管理

ContaminatedWater
Seawater monitoring
Countermeasures

海水モニタリング

ContaminatedContaminatedWater
groundwaterCountermeasures processing

There is cost involved in sampling, analysis andevaluation. The measurement results could be
ineffective as they are measured without
correctly knowing the status of diffusion.

Results of Radioactive
Analysis around
Fukushima Daiichi Nuclear
Power Station
http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushimanp/f1/smp/index-e.html○○

現在多くの測定（サンプリング・分析・評価）を実施しているが、一部、拡散状況に基づかない測定している場合もあり、サンプリングの有効性評価や費用対効果の検証を実施していく必要がある。

福島第一原子力発電所周辺の放射性物質の分析結果
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/planaction/monit
oring/index-j.html

Current only measures taken to contaminatedgroundwater is to pump it up and to beprocessed through ALPS. Are there any othereffective means?

Contaminated Water
Treatment
http://www.tepco.co.jp/en/d
ecommision/planaction/alp
s/index-e.html

DRAFT

汚染地下水処理

現状汚染地下水の処理は、くみ上げ後にALPSによる処理を行うことが唯一の処理手段だが，他の有効な手段もあるのではないか。

ContaminatedTritium disposal
Water
options
Countermeasures

During FY 2016, the government tritium task
force issued a report on the evaluation of thetritium processing and disposal options in
May.2016. While it is an extremely difficult
decision in terms of the social aspect, as an
operator, TEPCO will need to make it's policyon the selection of practical options pertaining
to the problem of processing and disposal of
the tritium water within the limited time margin.

汚染水対策

○
汚染水対策の主な取り組み
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/planaction/water
processing/index-j.html

○

汚染水対策

○

福島第一の地層は埋め戻しがあり，陸側遮水壁などの設置によって地下構造が複雑化している。地下水の移行をどう管理すれば良いのか，地下水のどこをどうやって測定するのが良いのか。

16Aug02

16Aug03

2016/7/6
TEPCO FDEC Nuclear International Relations and Strategy Group / 廃炉国際調査G
Timing of obtaining
Benchmark/C
Consultation/ international knowledge
Tech.
ase study
Related Information
知見入手希望時期
Reviewproposal
調査/ベンチor/または
関係情報
コンサルテー
技術提案
マーク/ケース
ション/レビュー
Related milestones
スタディー
関連ホールドポイント

16Aug04

○

○

○

○

汚染水対策

トリチウム処分オプショ
ン

汚染水対策

地下貯水槽解体・撤去

漏えいのあった地下貯水槽ⅰ～ⅲについて、2016
年度から解体・撤去の検討を開始。作業時のダスト対策等の観点から除染が必要となる可能性がある。除染に伴う汚染水発生量を抑制することが課題。

Outline of the Report of
Tritiated Water Task Forcehttps://www.iaea.org/sites/
default/files/16/06/outline_of_the_report_of_tritiated_water_task_force.pdf

2016年3月第14回トリチウ
ムタスクフォースにて各選 トリチウム水タスクフォース
択肢のコンセプトに基づく 報告書
評価結果を議論。
http://www.meti.go.jp/earth
2016年度上半期までに長 quake/nuclear/osensuitais
期的取り扱いの決定に向 aku/committtee/tritium_tus
けた準備を開始（中長期
k/20160603_01.html
ロードマップ）2016年5月末に政府トリチウムタスクフォースにてトリチウム処理・処分選択肢に対する評価が示された。社会的に極めて困難な意思決定である一方，時間的余裕が有限なトリチウム水の処理・処分の問題について，現実的な選択肢の選定に向けて，事業者として当社の方向性を検討する必要がある。

Study of dismantling and removing
underground water storage #1, 2 and 3, whichleaked in the past, will be started from fiscal
Contaminated
Dismantling andyear 2016. While it might be necessary to
Water
removing undergrounddecontaminate in cosideration of the possibility
Countermeasures water storageof dust dispersion during the dismantling work,
it is required to limit amount of accompanying
contaminted water.
16Aug05

In March 2016, the 14th
Tritium task force
discussed the evaluation
result based on theconcept of each option.
Preparations directed
towards the decision of
long-term handling to be
started in the first half of
FY 2016 (Mid- andLong-Term Roadmap)

汚染水の浄化処理
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/planaction/alps/i
ndex-j.html

First half of FY 2017○2017年上期

1/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

地下貯水槽周辺における放射性物質濃度の上昇についてhttp://www.tepco.co.jp/nu/fukushimanp/handouts/2016/images
1/handouts_160425_04j.pdf

17

No.
番号

Category
分類

Title
件名

ContaminatedSealing of gaps
Water
between buildings
Countermeasures
16Aug06

汚染水対策

建屋間ギャップ止水

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

Benchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケース
スタディー

While groundwater levels around buildings arebeing lowered, it is assumed that ground water
inflow into the buildings will be continued at
gaps between the buildings. It is required tolimit groundwater inflow into the buildings withsuch measures as filling the gaps with sealingmaterial.

Tech.
proposal
技術提案

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
知見入手希望時期
Reviewor/またはコンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント

Related Information
関係情報

Second half of FY 2016○

建屋周辺の地下水位の低下を進めているが、建屋間ギャップから建屋内への地下水流入が継続することを想定し、建屋間ギャップ内に止水材を充填するなどの地下水流入抑制技術が求められる。

2016年下期

Second half of FY 2016
Beta and gamma monitors have been deployedat the site to monitor discharge water, etc.
However, because tritium only emits low energy
beta ray, those monitor cannot monitor tritiatedwater. To enhance monitoring capability for thesite contamination and surrounding
environment, possibility of continuous tritiatedwater monitoring is being studied.
ContaminatedContinuous monitoring Current concentration of stored tritiated water is
Waterof tritiated waterfrom 300,000 to 3,300,000 Bq/L (half-life
Countermeasurescorrection made at March 2016). Reguratory
criterion for discharging radioactive liquid
concentration is 60,000Bq/L. Operational target
level of sub-drain water discharge concentrationof tritium is 1,500Bq/L. Continuous monitoring
16Augtechnology with the detection limit being below
07
the sub-drain operational target lebel (1,500
Bq/L) is desirable.

汚染水対策

Pool FuelRemoval○

1F構内において，β線・γ線モニタを設置し，排水等の監視を行っているが，トリチウムは現状のモニタにおいて特性上（最大エネルギーが弱いβ線のみを放出する核種），測定できない状況にある。1F内における汚染状況等，周辺監視強化のため，トリチ
ウム水の連続監視について検討中。
トリチウム水の連続監視
なお貯蔵タンク内のトリチウム水濃度は300,000～
3,300,000Bq/L（2016年3月時点半減期補正後），
トリチウムの告示濃度限度は60,000Bq/L，トリチウ
ム水排水の参考となり得るサブドレン水排水の運用目標は1,500Bq/Lである。運用目標値以下の検知が可能な連続監視モニタの検討する。

2016年度下期（･2016年4月政府トリチウ
ムタスクフォースにて，これ 福島第一原子力発電所周辺までに絞り込んだ地層注 の放射性物質の分析結果
入、海洋放出、水蒸気放 http://www.tepco.co.jp/dec
出、水素放出、地下埋設の ommision/planaction/monit
選択肢の評価を実施。
oring/index-j.html･2016年度上期までに
ALPS処理水の長期的取扱いの決定に向けた準備
を開始。）

DRAFT

Feed water after core cooling becomes
contaminated. After “Cesium Adsorption
Apparatus” (600m3/day, decontamination
factor: 10E3 to 10E5) and “2nd Cesium
Adsorption Apparatus” (1,200m3/day,decontamination factor: 10E4 to 10E6) remove
large part of cesium in the water, the water isreused as cooling water. “Cesium Adsorption
Apparatus” has been in operation since June
ContaminatedFunction maintenance2011 and “2nd Cesium Adsorption Apparatus”
Waterof cesium adsorption
has since August 2011. Contaminated water isCountermeasures apparatuses
expected to be generated and needed to betreated in future. However, the apparatuses are
not designed for a long-term operation. The
apparatuses might be updated, refurbished, orother measures for long-term treatment of
16Augcontaminated water. Strategy must be optimize,
08
considering cost effectiveness, on-site layout
and waste with the existing apparatuses after
replacement.

汚染水対策

○

(･At the Tritium Task
Force meeting
commissioned by thegovernement in April
2016, the evaluation was
conducted for 5
Results of Radioactive
prospective approaches,
Analysis aroundwhich are underground
Fukushima Daiichi Nuclear
injection, ocean
Power Station
discharge, evapolation
http://www.tepco.co.jp/en/ndischarge, hydrogenu/fukushimadischarge andnp/f1/smp/index-e.html
underground disposal.
･By the middle of
FY2016, the preparationis planned to be started
for decision on long term
handling of ALPS systemtreated water (tritiatedwater).)

Contaminated Water
Treatment
http://www.tepco.co.jp/en/d
ecommision/planaction/alp
s/index-e.html○

燃料デブリを冷却した後の冷却水は汚染水となり，セシウム吸着装置（600ｍ３/日，除染係数10E3～
5）及び第二セシウム吸着装置（1,200ｍ３/日，除染係数10E4～6）で大部分のセシウムが除去された
後，再び冷却水として循環されている。断続的な待機状態はあるものの，セシウム吸着装置は2011年
セシウム吸着装置の機 6月から第二セシウム吸着装置は2011年8月から現能維持
在まで運転を継続している。今後も当面の間汚染
水の発生が継続する見込みであるが，両設備は必
ずしも長期運転を想定した設計ではない。長期的な汚染水処理ためには設備の更新や改造等が考えられるが，費用，場所の確保，旧設備廃止に伴い発生する廃棄物などの課題を勘案し，最適な方策を見出す必要がある。

福島第一原子力発電所水処
理設備について
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushimanp/handouts/2015/images/
handouts_150115_08-j.pdf

The type of cover and container for SF and fueldebris (dedicated for SF or for common for SF
and fuel debris) is to be determined, whileconsidering factors with various aspects.

Mid-and-Long-Term
Roadmap towards theDecommissioning of
TEPCO’s Fukushima
Daiichi Nuclear Power
Stationhttp://www.meti.go.jp/engli
sh/earthquake/nuclear/dec
ommissioning/pdf/2015072
5_01b.pdf

Unit 2 SF and debris
removal covers andcontainers.

16Aug09

Selection of specialized
cover or common
container proposals
around June 2017 (Midand Long-Term
Roadmap)○

2号機SF及び燃料デブ 多様な評価項目を踏まえて，SF及び燃料デブリのプール燃料取り出し リ取り出しカバー・コンテ カバー又はコンテナ形式を決定する（特化又は共ナ用）。

東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃止措置等に向2017年6月頃 専用カバー
けた中長期ロードマップ
又は共用コンテナ案選択 http://www.meti.go.jp/earth(中長期ロードマップ）
quake/nuclear/pdf/201603
17.pdf2/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

18

No.
番号

Category
分類

Title
件名

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

Benchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケース
スタディー

Tech.
proposal
技術提案

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
知見入手希望時期
Reviewor/またはコンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント

Related Information
関係情報

Fuel debris retrieval
strategy for Fukushima
Daiichi Nuclear Power(The debris removal
Stationpolicy to be determined
http://ndfaround June 2017. (Midforum.com/common/data/pand Long-Term
df/presentation/en/4Roadmap))
5_Fukuda.pdf
During FY 2016

Fuel Debris
RemovalFuel debris removal
policyDecisions regarding debris removal policies that
may have a significant impact on the orientationof future D&D direcrion, need to be made basedon limited information and under highly
uncertain conditions.

16Aug10○

福島第一原子力発電所 燃
料デブリ取り出し戦略
http://ndf(2017年6月頃デブリ取り
forum.com/common/data/p
出し方針決定(中長期ロー df/presentation/jpn/4ドマップ）)
5_Fukuda_2.pdf
2016年中

今後の検討方向性に多大な影響を及ぼし得るデブリ取り出し方針について，不確定性の大きい条件
燃料デブリ取り出し 燃料デブリ取り出し方針の下，限られた情報に基づき意思決定することが求められている。

Fuel Debris
RemovalSystem for managing
water quality whileremoving fuel debris

16Aug11

In case of removing fuel debris by means of theflooding method, while maintaining the boric
acid in the reactor water for maintaining sub
criticality, other nuclides need to be removed.
Information obtained so far regarding the water
treatment system used during the debris
removal in TMI is limited. Detailed information
on TMI or other relievant experiences will be
used references, needs to be obtained.

○

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
2017年6月頃デブリ取り出
http://ndfし方針決定(中長期ロード forum.com/common/data/p
マップ）
df/presentation/jpn/44_Takamori.pdf

冠水工法で燃料デブリを取り出す際に，炉水から未臨界維持のためのホウ酸を維持したまま，その燃料デブリ取り出し時水 他の核種を除去する必要がある。参考となるTMIで
燃料デブリ取り出し
質管理システムのデブリ取り出しの際の水処理システムについて，
これまで得られた情報が限定的であり，詳細情報を得たい。

Fuel Debris
Removal
16Aug12

If the sub criticality evaluation during the fueldebris removal operation is based on aconservative assumption, the result would be
an unrealistic boric acid concentration, and arational evaluation based on some criteria is
necessary. The information obtained so far
regarding the sub criticality evaluation during
the debris removal in TMI is limited. Detailed
information on TMI or other relievant
experiences will be used references, needs tobe obtained.

16Aug13DRAFT

Sub criticality
evaluation during fueldebris removal○

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
http://ndf（2017年6月頃デブリ取り forum.com/common/data/p
出し方針決定(中長期ロー df/presentation/jpn/4ドマップ））
4_Takamori.pdf

For criticality monitoring during debris removal,
a combination of the overall core criticality
monitoring by means of the exhaust gas
monitor and the local criticality monitoring bymeans of the neutron monitor near the cutting
point is being considered. Around July 2017,
while determining the debris removal policy, it isSystem for monitoring necessary to confirm technical feasibility
criticality during fuelregarding the criticality monitoring methods asdebris removal
well.
The results of examining the criticality inhibitors
and the criticality monitoring techniques during
flooding as part of the FY 2015 national projects
were obtained, and the criticality monitoring
techniques during debris removal operation aspart of the FY 2016 R&D national projects isbeing examined.

2016年中Development of Fuel
Debris Retrieval
Technology at IRID(The debris removal
http://ndfpolicy to be determined
forum.com/common/data/p
around June 2017. (Middf/presentation/en/4and Long-Term
4_Takamori_2.pdf
Roadmap))
During FY 2016○

デブリ取り出しの際の臨界監視として，排気ガスモ
ニタリングによる炉心全体の臨界監視と，切削箇所近傍での中性子モニタによる局所的な臨界監視を組み合わせることを検討中。2017年6月頃のデブリ取り出し方針の決定に際して，臨界監視方法
燃料デブリ取り出し時臨 についても技術的成立性を確認しておく必要があ
燃料デブリ取り出し
界監視システムる。
なお2015年度の国プロでは冠水時の臨界監視手
法及び臨界防止剤の検討結果を得ており，2016年
度の国プロではデブリ取り出し作業時の臨界監視手法を検討予定。

Fuel Debris
RemovalDevelopment of Fuel
Debris Retrieval
Technology at IRID(The debris removal
http://ndfpolicy to be determined
forum.com/common/data/p
around June 2017. (Middf/presentation/en/4and Long-Term
4_Takamori_2.pdf
Roadmap))
During FY 2016

燃料デブリ取り出し作業時における未臨界評価について，保守的な仮定に基づくと非現実的なホウ燃料デブリ取り出し時の 酸濃度となり，何らかの基準に基づいた合理的な燃料デブリ取り出し評価が必要となる。参考となるTMIでのデブリ取り
未臨界評価
出しの際の未臨界評価について，これまで得られた情報が限定的であり，詳細情報を得たい。

Fuel Debris
RemovalDevelopment of Fuel
Debris Retrieval
The debris removalTechnology at IRID
policy to be determined
http://ndfaround June 2017. (Midforum.com/common/data/pand Long-Term
df/presentation/en/4Roadmap)
4_Takamori_2.pdf

Remote fuel debris
detection

16Aug14

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
http://ndf（2017年6月頃デブリ取り forum.com/common/data/p
出し方針決定(中長期ロー df/presentation/jpn/4ドマップ））
4_Takamori.pdf
2016年中Fuel debris detection measurement inside
reactor are being conducted using cosmic lay"muon". Information on similar technologies,
which is remote fuel debris technologies, arehelpful.
○

燃料デブリ取り出し

遠隔デブリ検知技術知
見収集

宇宙線ミュオンの測定による炉内燃料デブリを検知するための測定を実施している。遠隔デブリ検知
技術の情報として、適用見込みのある類似の技術に関する情報を得たい。

3/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

Reactor imaging
technology for fuel debris
detection by cosmic ray
muon Measurement status
report in Unit-1
http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushimanp/handouts/2015/images/
handouts_150319_01e.pdf
原子炉内燃料デブリ検知技術の開発1号機測定結果速報
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushimanp/handouts/2015/images/
handouts_150319_03-j.pdf

19

No.
番号

Category
分類

Fuel Debris
RemovalTitle
件名Remote fuel debris
detection

16Aug15

燃料デブリ取り出し

Fuel Debris
Removal
16Aug16

遠隔デブリ検知技術知
見収集

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

In the investigation of fuel debris around reactor
pressure vessel pedestal (B2 Investigation)ofunit 1 planned in March 2017, a robot runningon a grating floor inside pressure containment
vessel (PCV) strings down a instrument with acamera and radiation monitor toward thebottom of PCV floor, which is about 3.5 meters
below the grating floor. The aim is to confirm
whether there is any debris outside thepedestal. Due to limitation on size and weight,
the instrument only measures gamma ray
counting. Debris distribution is estimated bycomparing limited measured air dose rate
distribution results and computational debris
distribution results obtained from simulating thedebris radiation source by a burn-up calculation
result and a representative nuclide.
Uncertainty for debris distribution estimate,which is deribed only through gamma ray
counting measurement, can be large becauseof uncertainty of the representative nuclide
distribution estimate, so it is one of thechallanges.

Benchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケース
スタディー

Tech.
proposal
技術提案○

2017年3月に実施を予定してしている1号機ペデス
タル外デブリ有無調査（B2調査）においては，PCV
内グレーチング上に挿入したロボットから下方約3.5mのPCV床面に向けてカメラと放射線計測器からなる計測装置を吊り下ろし，PCV床面（ペデスタ
ル外側）のデブリ有無を確認する。重量や形状等の制約により搭載する計測器はガンマ線計数率のみを計測し，燃焼計算及び代表核種によって仮定
したデブリ線源を用いたデブリ分布解析結果と，計測される限定的な空間線量率分布を比較すること
で，デブリ分布を推測する。
代表核種の分布仮定の確からしさなど，ガンマ線計数率のみからのデブリ分布の推定には不確定性が大きいことが課題。

2017年3月に1号機格納容 格納容器内部調査
http://www.tepco.co.jp/dec
器内ペデスタル外デブリ有ommision/planaction/resear
無調査予定（B2調査）
ch/index-j.html

Development of Fuel
Debris Retrieval
The debris removalTechnology at IRID
policy to be determined
http://ndfaround June 2017. (Midforum.com/common/data/pand Long-Term
df/presentation/en/4Roadmap)
4_Takamori_2.pdf

DRAFT

Machining method for cutting fuel debris which
Suppresion andcan suppress swarf (chip, ion and dust state)recovery of fuel debris
disparsion outside system (into air or water)
swaｒf
and its recovering method.

燃料デブリ切粉の抑制
及び回収Fuel Debris
Removal

PCV flooding method for fuel debris removal
requires repair and seal of PCV penetrations.
To see feasibility of the flooding method,
preliminary study of radiation dose on workers
was conducted. Assuming the current sealing
Repair and seal ofwork method, not remote but human work
Pressure Containment
required and estimated dose rates at work
Vessel (PCV)
areas to be achieved by radiation reduction
penetrations
measures, the study resulted in prohivitively
high collective dose.
To reduce radiation exposure, effective andremote operated repair method (sealing mustwithstand 0.45 MPa) is necessary.

PCV貫通部の補修・止水

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
2017年6月頃デブリ取り出 http://ndfし方針決定(中長期ロード forum.com/common/data/p
マップ）
df/presentation/jpn/44_Takamori.pdf

デブリ切削時に系外（気中及び水中）に排出される切粉（塊，イオン，ダスト状）を抑制できる加工法及び回収法の特定。

燃料デブリ取り出し

燃料デブリ取り出し

Related Information
関係情報

Investigation inside theInvestigation of fuelReactor Primarydebris around reactor
Containment Vesselpressure vessel pedestal(“PCV”)(B2 Investigation) of unit
http://www.tepco.co.jp/en/d
1 is planned in Marchecommision/planaction/pc
2017
v/index-e.html○

16Aug17

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
知見入手希望時期
Reviewor/またはコンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント

PCV冠水工法に必要となるPCV貫通部の補修・止水の実現性を評価するため，現在の止水施工案，人手による作業，線量低減によりある程度まで作業エリア環境が改善したと仮定し試算したが，非現実的な高い被ばくを伴うことが判明した。
被ばく低減のため遠隔操作による効果的な止水工法（0.45MPa保持）が必要。

Development of Fuel
Debris Retrieval
The debris removalTechnology at IRID
policy to be determined
http://ndfaround June 2017. (Midforum.com/common/data/pand Long-Term
df/presentation/en/4Roadmap)
4_Takamori_2.pdf○

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
2017年6月頃デブリ取り出 http://ndfし方針決定(中長期ロード forum.com/common/data/p
マップ）
df/presentation/jpn/44_Takamori.pdf

4/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

20

No.
番号

Category
分類

Waste
Management

Title
件名

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

Waste management

Reasonable and cost-effective management ofvarious types and large quantities of waste
resulting from accidents, within limited
premises.

16Aug18

Benchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケース
スタディー

Tech.
proposal
技術提案

○

廃棄物対策

Waste
Management
16Aug19

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
Related Information
知見入手希望時期
Reviewor/または
関係情報
コンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント
Formulation of thestorage management
plan in FY 2015 (Midand Long-Term
Roadmap)
Formulation of the basic Management of Solididea related to waste
Waste Arising fromprocessing and disposal Fukushima Daiichi (1F)
in FY 2017 (Mid- andDecontamination andLong-Term Roadmap)
Decommissioning
Processing and disposal http://ndfpolicy, and safety related forum.com/common/data/p
technical outlook around df/presentation/en/5FY 2021 (Mid- and Long- 4_Matsumoto.pdf
Term Roadmap)
Phase 3 Establishment of○waste package
specifications andmanufacturing methods.

廃棄物管理

事故由来の多種多量な廃棄物の限られた敷地内
での合理的な管理2015年度 保管管理計画の策定(中長期ロードマップ）
2017年度 廃棄物の処
福島第一原子力発電所（１理・処分に関する基本的な Ｆ）の廃止措置で発生する固考え方の策定(中長期ロー 体廃棄物の管理について
http://ndfドマップ）
2021年度頃 処理・処分 forum.com/common/data/p
方策とその安全性に関す df/presentation/jpn/5る技術的な見通し(中長期 4_Matsumoto.pdf
ロードマップ）
第3期 廃棄体の仕様や製造方法の確定Reduction of quantityof waste generated
and storage
management

It is important to reduce the generation of solid
waste by ensuring thorough control on bringing
new material from outside the site and bypromoting re-use within the premises, while
also paying attention to the volume reduction
effect or the impact on disposal resulting fromgeneration of secondary waste.
This is a pressing issue and advise of theactual operational standpoint is required.
This is an issue at the stage when the policy isformulated and overseas knowledge regarding
re-use within the premises and reduction of
volume of waste generated needs to beleveraged.

Management of Solid
Waste Arising from
Fukushima Daiichi (1F)FY 2015 Formulation of
Decontamination andthe storage management
Decommissioning
plan (Mid- and Longhttp://ndfTerm Roadmap)
forum.com/common/data/p
df/presentation/en/54_Matsumoto.pdf

DRAFT
○

○

廃棄物対策

固体廃棄物について，持ち込み抑制の徹底及び構内再利用の促進により発生量を低減し，二次廃棄物の発生が与える減容効果や処分への影響等に留意することが重要。
発生量低減と保管管理
喫緊の課題であり，具体的な運用レベルでのアドバイスが求められる。方針構築段階での課題であり，構内再利用や発生量低減について，国外知見を活用したい。

福島第一原子力発電所（１Ｆ）の廃止措置で発生する固2015年度 保管管理計画 体廃棄物の管理についての策定(中長期ロードマッ http://ndfforum.com/common/data/p
プ）
df/presentation/jpn/54_Matsumoto.pdf

WasteManagement

Systematic sampling of items that have notbeen sampled such as sludge etc., in thebuilding basement needs to be carried out. In
addition, it is extremely important to develop ananalysis framework and to enhance thecapability for understanding the properties ofthe samples.
It is important to understand the characteristics
of solid waste, to comprehensively examine
Caraterization andtreatment and disposal appropriate disposal measures, as also
processing methods keeping those disposal
measures.
measures in mind, etc. thereby formulating
detailed safe and rational processing anddisposal measures.
Also in order to help establishing regulatory
framework on solid waste, it is necessary to
proactively provide the necessary information to
the regulatory body and make efforts to share
the awareness.

Management of Solid
Waste Arising from
Fukushima Daiichi (1F)FY 2015 Formulation of
Decontamination andthe storage management
Decommissioning
plan (Mid- and Longhttp://ndfTerm Roadmap)
forum.com/common/data/p
df/presentation/en/54_Matsumoto.pdf

16Aug20

○

○

廃棄物対策

建屋地下のスラッジなど試料採取ができていないものについては計画的なサンプリングを実施するとともに，性状把握のための分析の体制整備・能力増
強が極めて重要。
固体廃棄物の特徴の把握，それに適した処分方性状把握と処理・処分方 策，その処分方策を念頭においた処理のあり方な策
ど，総合的な検討を行うことにより安全かつ合理的な処理・処分方策を具体化していくことが重要。
併せて、固体廃棄物に関する規制制度が円滑に整備されていくよう，必要な情報を規制機関に対して積極的に提供し，認識の共有化を図っていくことが必要。

福島第一原子力発電所（１Ｆ）の廃止措置で発生する固2015年度 保管管理計画 体廃棄物の管理についての策定(中長期ロードマッ http://ndfforum.com/common/data/p
プ）
df/presentation/jpn/54_Matsumoto.pdf

WasteManagement

Study of dismantling and removing
underground water storage #1, 2 and 3, whichleaked in the past, is started from 2016.
Dismantling andAlong with the dismantling, a large amount ofremoving underground storage frame made of plastic will be generated
water storageas radioactive waste, which are contaminatedby RO concentrated brine water.
Measures are necessary to effectiely limit
amounｔ of waste by volume reduction process.

First half of FY 2017

16Aug21

廃棄物対策

地下貯水槽解体・撤去

漏えいのあった地下貯水槽ⅰ～ⅲについて、今年度から解体・撤去の検討を開始。
解体に伴い、RO濃縮塩水に汚染された大量のプ
ラスチック製貯水枠等の廃棄物が発生するため、減容処理による廃棄物量の抑制が必要である。

○

2017年上期

5/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

地下貯水槽周辺における放射性物質濃度の上昇についてhttp://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/
2016/images1/handouts_1
60425_04-j.pdf

21

No.
番号

Category
分類

Waste
Management

Title
件名

Waste storage

Large amount of radioactive waste has been generated
due to the accident and D&D work. Since current onsite solid waste storage capasity is limited, majority of
wastes have to be temporarly stored in out door
locations in various forms (such as storage under sheet
cover, soil covered, out door vessel) based on theradiation level. In order to lower the risks, the waste
volume is to be reduced as much as possible in the
future then carried in newly constructed solid waste
storage buildings and the temporary storages will beclosed. The amount of solid waste generated in about
10 years is predicted as 740,000m3, incinerator will be
deployed to reducewaste volume. Still, 140,000m3 ofsolid waste needs to be stored. Currently, robustbuilding with radiation shielding for more than 30 mSv/his under construction. (Example of No.9 solid waste
storage building: Area 6,800m2, Hight 15m-4 floors andcapacity of 20,000m3 of drums) It is necessary toconstruct more storage buildings (facilities) in the
future.
Storage buildings (facilities) need to have shielding
function as well as high space utlization with multiple
stories structure because the site area is limited andthe dose rate at the site boundary must be low enough.
It is necessary to find the most cost-effective
approach for design consideration of furure storage
buildings, such as (1) with robust shielding structure or(2) combination of no shielding building and storage
vessel with shielding.

廃棄物保管

事故及び廃止措置により突発的に大量の廃棄物が発生し，既存の固体廃棄物貯蔵庫の容量には限りがあるため，現在応急措置として多くの廃棄物
は線量に応じた形態（集積，シート養生，覆土，屋外容器など）で屋外等に一時保管を余儀なくされている。今後可能な限り減容しつつ，新設する固体廃
棄物貯蔵庫に搬入し一時保管状態を解消すること
で，より一層のリスク低減を図る方針である。
今後10年程度迄に発生する固体廃棄物量は74万m3と予測される中，焼却による減容等を進めて行く予定であるが，14万m3の固体廃棄物の貯蔵が必要になる試算している。現在表面線量30mSv/h以上の高線量廃棄物も貯蔵可能な十分な遮へい機能を備えた堅牢な施設（建設中の固体廃棄物貯蔵庫9棟の例：占有面積6,800m2，高さ15m，4階建て，約2万m3相当のドラム缶収容）を建設しているが、今後さらに貯蔵施設を複数設置する必要がある。
また、貯蔵施設は，サイト内の敷地に限りがあり，
敷地境界も近いため，多層階として敷地に対する収納効率を上げ、遮へい機能を持った施設とする必要がある。
今後建設する固体廃棄物貯蔵庫を、これまでの貯蔵施設と同様に堅牢な設計とするか，保管容器に遮へい機能を持たせ貯蔵施設の遮へい機能を不要とするなど，様々な方策を検討し，最も費用対効果に優れる貯蔵方策を見出したい。

16Aug22

廃棄物対策

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

Benchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケース
スタディー

Tech.
proposal
技術提案

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
知見入手希望時期
Reviewor/またはコンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント

Related Information
関係情報Management of Solid
Waste Arising from
Fukushima Daiichi (1F)
Decontamination andDecommissioning
http://ndfforum.com/common/data/p
df/presentation/en/54_Matsumoto.pdf○○

福島第一原子力発電所（１Ｆ）の廃止措置で発生する固体廃棄物の管理について
http://ndfforum.com/common/data/p
df/presentation/jpn/54_Matsumoto.pdf
2016年3月31日「東京電力（株）福島第一原子力発 東京電力（株）福島第一原子電所の固体廃棄物の保管 力発電所の固体廃棄物の保管管理計画
管理計画」を発行。
http://www.meti.go.jp/earth
quake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitais
akuteam/2016/pdf/0331_3_4
d.pdf

DRAFT

Subdivisionclassification ofcontrolled areas andSite Management
optimization of
personal protective
equipment (PPE)
16Aug23

From early March 2016, the premise will be
divided into 3 contaminated areas, low-midhigh, and the protective equipment to be usedin the low contamination area will be eased(coveralls --> onsite dedicated clothes). The
coveralls that are used in the mid-and-highcontaminated areas will be removed inchanging places.
From the view point of access management,
goods, and vehicles, rationally taking measures
to ensure that the contamination does not
spread from the mid-and-high contamination
areas to the low contamination area without
affecting the process of each work, is achallenge. (Because of lack of free space,parking lots for transferring vehicles or survey
areas cannot be secured at the boundaries of
the contaminated areas.)

サイト運営

2016年3月上旬から，構内を低中高３つの汚染エリアに区分し、低汚染エリアの作業の防護装備を軽減（カバーオール→構内専用服）する。また、中管理対象区域の区分細 高汚染エリアで作業したカバーオールは、装備交分化及び防護装備の適 換所で脱衣する運用を行う。
人・物・車の出入管理の観点で、中高汚染エリア（１正化～３号機周辺等）から低汚染エリア側に汚染を拡大させない措置を、各作業の工程に影響がないようにいかに合理的に講じていくかが課題（土地がない
ため、エリア境界で車を乗り換える駐車場やサーベ
イエリアは確保できない状況）。

Site Management

Establishment of risk
evaluation policy

16Aug24

April 2016 onwards（Operation partiallystarted on March 8
2016）

○

2016年4月以降（2016年3月8日から部分的に運用開始）

Formulation of the risk evaluation policy for thedecommissioning operation in the accident
sites.
○

サイト運営

リスク評価方針の確立

事故サイトにおける廃炉作業のための当社リスク評価方針の策定

What kind of human resources are necessary
for decommissioning and how these resources
are to be secured henceforth is a challenge.
HR: Human resources For example, what kind of requirements does
Site Management development andthe shift on duty at the Fukushima Daiichi needsecuring
to be prepared for. In addition, in a multilayered
16Augcontract structure, how does one strive for the25
improvement of awareness of the workers in
the field?

サイト運営

○

○

廃炉にはどんな人材が必要で，今後どう確保していくか悩み。例えば１Fの当直はどのような要件を人材育成及び人材確保
備えるべきか。また多層的な契約構造の中で現場作業者の意識向上をいかに図っていくか。

6/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

22

No.
番号

Category
分類

Title
件名

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

Effective enhancement and maintenance of
Improving andreliability of equipment for stable operation for
Site Management maintaining theseveral decades, as damaged Units 1-4 andreliability of equipment
nomal deccomissioning Units 5,6.
16Aug26
サイト運営

16Aug27

設備の信頼性向上・維持Development ofSite Management infrastructure
equipment

サイト運営

インフラ設備の整備

Thoroughness ofSite Management reasonable protective
equipment
16Aug28

サイト運営

サイト運営

サイト運営

○

As a part of action for returning to the normal
state from an emergency situations soon after
the accident, identifing the infrastructure andequipment that needs to be developed in the
future at the accident reactor decommissioning
site.

○

事故直後の緊急事態から通常状態に戻す一環として，事故炉廃止措置サイトとして今後整備すべきイ
ンフラ設備の特定。
In land monitoring, the monitors are placed to
be seen by workers, but what is the best
method to appeal? Thinking on personal
protective equipment (PPE) and radiation
notification are not necessarily aligned with thesafety first. Under such circumstances, it would
be good to discuss both ways of appeal ofradiation dose and mindset with sub-contracting
companies for achieving reasonable PPE use
and safety.

○○

１Ｆ構内への線量率モニタの設置についてhttp://www.meti.go.jp/earth
quake/nuclear/pdf/150326/
150326_01_3_03_03.pdf

DRAFT
Detailed information on studies and pastexperiences of nuclear safety regulation fordecommissioning at damaged nuclear sites in
the world.

○○

事故サイトにおける廃炉作業のための海外原子力
原子力安全規制に関す
安全規制の検討や実績に関する詳細情報を得た
る知見収集
い。

○

○

Survey map of Fukushima
Daiichi Nuclear Power
Stationhttp://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushimanp/f1/surveymap/indexe.html

建屋内は高線量のため、場の線量把握のための定点サーベイが実施できていない（現状は各作業で測定したサーベイデータを集約してサーベイマッ
ドローンによる放射線測プを作成）。
定
暗所で障害物の多い建屋内のサーベイを無人で行う方法（測定、位置情報と測定値のデータ伝送）を検討中。

福島第一原子力発電所サー
ベイマップ
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/news/data/sm/in
dex-j.html

In some overseas sites, remote work monitoring
system is deployed in which a work is overseen
and work order is given from a remotemonitoring room. Individual woker dose can bemonitored as well.
To oversee and instruct a work at high radiation
area leads to high dose to supervisor and otherrelevant personnel who is not necessarily
directly involved in the work itself.
Dose reduction for RP peosonnel would bepossible by introducing remote monitoring
system for workers.

作業員被ばく線量について
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/principles/peopl
e/index-j.html

Dose reduction for
Site Management workers with remotemonitoring
16Aug31

Related Information
関係情報

数十年間に渡って安定的に運転するため諸設備の合理的で効果的な信頼性向上・維持が課題（事故
炉である1-4号機と通常炉廃止措置となる5,6号機
ともに）

Due to high radiation inside buildings, nocomprehensive radiation survey has been
conducted inside the buildings to understandradiation field. Current radiation survey map
inside buildings was created by gathering alimited number of radiation survey data which
Radiation mesurement
Site Management
were obtained through past specific work being
using drone
conducted inside buildings. A method to
conduct radiation survey remotely inside
16Augbuildings with dark environment and many
30
obstacles is being studied. It should measureradiation levels while transmitting location andmeasured data.

サイト運営

Tech.
proposal
技術提案

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
知見入手希望時期
Reviewor/またはコンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント

陸域モニタリングで，モニタを設置し作業員に示しているが，どうアピールするのが良いのか？線量の通知，装備に対する考えが必ずしも安全優先で合理的な防護装備の徹ない。このような状況で，協力企業も巻き込みつ底つ，合理的な装備と安全を実現するための放射線量のアピール，マインドセットなどについてともに議論できると良い。

Nuclear Safety
Site Management
Regulation
16Aug29

Benchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケーススタディー○

国外ではリモートモニタリングにより、遠隔で作業の監視、指示を行うとともに、各作業員の被ばく線
リモートモニタリングによ 量もリアルタイムに確認し、必要な指示をリモートる作業員の被ばく線量 室から出すシステムを構築している。
低減
高線量の作業エリアで作業を監視、指示を行うこと
は被ばくを伴うため、リモートモニタリングを導入
し、被ばく低減を図りたい。

7/8©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

Exposure Dose ofWorkers
http://www.tepco.co.jp/en/d
ecommision/principles/peo
ple-e.html

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No.
番号

Category
分類

External
Communication

Title
件名

Challenge and Current Status
課題・現在の取り組み

Strategic information
disclosure to
Stakeholders

FDEC is making all the monitoring data public
since 2015. However, in order to establish truston the future decommissioning operations, it
might be there any other information that must
be shared with stakeholders.
It is helpful that how to make the local people
have a sense of relief at TMI, Sellafield andother D&D sites, their approaches will belearned as good reference.

16Aug32

対外対応

Fuel Debris
RemovalBenchmark/C
ase study
調査/ベンチマーク/ケース
スタディー

Tech.
proposal
技術提案○

Timing of obtaining
Consultation/ international knowledge
知見入手希望時期
Reviewor/またはコンサルテーション/レビュー
Related milestones
関連ホールドポイント

Related Information
関係情報○

戦略的な情報公開

モニタリングデータを全数公開することとしたが，将来の廃炉作業に対して信頼を勝ち得ていくために，
むしろ他に発信すべき情報もあり得る。TMIやセラ
フィールドなどの廃止措置サイトで地元の人にどのように安心感をもってもらったか，取り組み事例を紹介してもらうと参考となる。

福島第一原子力発電所における日々の放射性物質の分析結果
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/planaction/monit
oring2/index-j.html

Neutron detection
technology

Informatin gathering and study is being
conducted on neutron detection technology,
which is small, highly sensitive to neutron andcan work under high gamma radiation field.

Investigation inside theReactor PrimaryContainment Vessel(“PCV”)
http://www.tepco.co.jp/en/d
ecommision/planaction/pc
v/index-e.html

16Aug33○○

燃料デブリ取り出 中性子検出器技術知見 小型で中性子検出感度が高く、かつ高ガンマ線量下でも適用可能な中性子検出器技術について国収集し内外で情報を収集し検討している。

格納容器内部調査
http://www.tepco.co.jp/dec
ommision/planaction/resear
ch/index-j.html

Currently, radioactivity concentration of Xe-135
is being monirored for sub-criticality monitoringat unit 1 to 3. A study is being conducted for
improve criticality detection capability using
other nuclides in the aim of lowering detection
limit for normal subcriticality monitoring andassuring subcriticality during fuel debris
removal work in the future.

Observation Data
http://www.tepco.co.jp/en/d
ecommision/news/datae.html

Fuel Debris
Removal
16Aug34

FP gamma detection
technology

DRAFT
○

○

現状１Ｆ１～３号機の未臨界監視としてＸｅ１３５の放射能濃度を測定しているが、日常的に未臨界状態
燃料デブリ取り出 ＦＰガンマ臨界検知技術 を監視するための検出限界値向上、および、燃料
知見収集
デブリ取り出し時の未臨界維持の確認等のためのし他の核種を用いた検出能力を向上させるための検討を実施している。

Other ThecnicalIssue

16Aug35

その他技術的課題

Due to the high radiation at the bottom part ofthe stack, a study is underway for methods ofremotly dismantling it using a large crane etc.
If remote dismantling equipment is used, due tothe hight of the stack, some consideration have
Dismantling unit 1 andto made, such as cutting pipe while grasping for
2 stack
preventing to fall.
This would require a new equipment
development with such special function andtake much time for developing andmanufacturing.

1/2号機排気筒の解体
検討

排気筒下部が高線量であることなどから、現在、大型クレーンを用いた遠隔解体等による解体方法について検討中。
仮に遠隔解体装置を採用した場合、切断位置が高所であることから落下防止のために対象部材の形状に応じて把持しながら切断する、機能を一体化した機器の開発が必要となり、開発から製作まで長期間を要す。

○○

プラント関連パラメータ（水位・圧力・温度など）
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/f1/pla/indexj.html○

2016年上期前半（2016年9月委託予定）

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