令和5年度廃炉人材育成研修 R6.2.7～R6.2.9

廃炉研究開発の状況（廃炉・汚染⽔対策事業）
講師
国際廃炉研究開発機構
奥住 直明

主催：日本原子力研究開発機構
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
2

目

次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
3

IRID紹介ビデオ

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning沸騰水型原子力発電所の構造
原子炉圧力容器（RPV）

蒸気乾燥器

オペレーションフロア(5F)

蒸気出口
ノズル

圧力容器(RPV)

再循環系
出口

DSピット

5.5m

11m34m使用済
み燃料
4F プール
(SFP)
3F

21m

制御棒

46m

気水分離機

燃料集合体

燃料集合体

原子炉建屋 46m

ドライウェル

2F

ペデスタル

20m
ベント管

1F

格納容器(PCV)

トーラス室

38m

59m

サプレッション
チェンバ(S/C)（注）図中の寸法は２／３号機の例。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子炉格納容器(PCV)の外観（建設写真）「ドライウェル（D/W）」：S/Cより上部のPCV「PCV貫通部」：配管貫通部、電気配線貫通部等
1号機 約150か所
2号機 約200か所
3号機 約190か所「機器ハッチ」：大型機器の搬出入口「ベント管」：D/WとS/Cの連絡配管「サプレッションチェンバ（S/C）」：
事故が起きた時に発生した蒸気をS/C内の水で凝縮し、PCVの圧力の上昇を抑える。
「エアロック」：人の出入口｢Browns Ferry Unit 1 under construction 1966.Sep.｣
Tennessee Valley Authority – TVA’s 75th Anniversary webpage

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

1 .プール燃料取り出しに係る研究開発
使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価

固体廃棄物の先行的処理手法

処理・処分技術

技術

2 .燃料デブリ取り出しに係る研究開発
除染・線量低減技術

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

R/B内の遠隔除染技術

燃料デブリ・
炉内構造物

燃料デブリ・
炉内構造物取出取り出し技術・工法
開発
環境整備技術＜安定状態の確保＞

RPV/PCVの腐食抑制・耐震性評価
PCV漏えい箇所のダスト集塵システム

燃料デブリ収納・移送・保管技術

燃料デブリ取り出し安全システムの開発

内部調査・分析技術＜間接的調査＞＜直接的調査＞

RPV内燃料デブリ検知技術・評価
総合的な炉内状況把握の高度化

PCV詳細調査技術

補修・止水及び実規模試験
PCV内水循環技術 実規模試験

RPV
内部調査
技術

PCV詳細調査

X-6ﾍﾟﾈ

実証（自主）

7

PCV詳細調査

堆積物実証（自主）

燃料デブリ性状
把握・分析

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ・規模拡大技術

目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
8

9

遠隔除染技術低所(床,下部壁面)用※
高所用
原子炉建屋内の放射線量（１号機１階）開発のニーズ※：2013.3.22時点

R/B内の線量が高く容易に人が近づけない。作業場所の環境改善（線量低減）が必要。

3.02.54.5
2.0
4.5
X100B

原子炉建屋（R/B）

3.5 3.5

上部50

3.5X49表面

上部

X40B表面
MAX 23

回転アーム

高圧水噴射
5.0
3.5

4.0

6.0

100230
5.0
5.0
6.0
ドライアイ
4.5
7.0 20
7.5 15
6.5 7.0
スブラスト
6.5 7.0 8.0

作業、移動エリアの除染
RPV

PCV

上部階用
100m

床近傍
2100

90

5.0

4095
54120

ファンネル直上
2200

247 300 220 1100 1280
138

26
600
除染ユニット台車

20m48

40m

127

3mSv/h ～10mSv/h

20mSv/h ～50mSv/h

床貫通部
4700

290 800 182015
コンプレッサー台車
60

3mSv/h 以下

上部

100
9.0
1200
1700

MAX800

4.5

1.５

22.0

7.0
4.020 11.4

3.0
伸張

8.0

7.0

3.5

吸引／ブラスト
3.5

使用済
燃料プール

1.2

1.9

50mSv/h 以上

290

作業台車

10mSv/h ～20mSv/h

10遠隔除染技術
現場への適用（３号機）
2016年1月～2016年2月に３号機R/B１階で吸引除染及びドライアイスブラスト除染を実施。

コンテナから搬出する場面：ドライアイス：吸引電源盤

高所除染装置
低所除染台車ケーブルトレイ

低所支援台車西側壁面
進入ルート

エレベータ上部壁面

３号機R/B内への進入風景

目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
11原子炉格納容器(PCV)補修・止水技術
ベント管止水試験：補修・止水範囲

実規模試験体を用いた試験
楢葉遠隔技術センターでの実規模試験
実規模試験体（1/8セクター）
ベント管

ベント管

ダウンカマ
クエンチャ

１／２スケール試験体で止水性能を確認（工場）閉止補助材止水試験

トーラス室
壁面

楢葉遠隔技術開発センター内に建設

ベント管止水

作業フロア

遠隔マニュピレータ

約13m

閉止補助材

サプレッション
チェンバ（S/C）

ベント管
閉止補助材
試験体

１／１スケール試験体で閉止補助材の止水性能を確認（屋外）12実規模試験体を使った手順確認 (JAEA楢葉遠隔技術開発センター)目的⚫ 実規模試験体を使って実工事を念頭とした手順書を作成し、実機適用性を判断する。

主な取り組み⚫ 次の３つの止水工法について、施工性確認試
験及び打設試験を行い手順を確認する。
① ベント管止水② S/C内充填止水③ S/C脚部補強

試験体外観７m

10.5m

試験期間
2016.11～2018.3

試験体内部（S/C内部）

3.8m

S/C脚部補強施工性確認試験13遠隔マニュピレータ

ベント管止水技術◼ D/WとS/Cを連結しているベント管を止水し、D/W内を水張りが出来る状態にすることを目的とした技術開発。

D/W

S/C

14

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

S/C内充填止水技術◼ S/C内外の流路となる配管端部（クエンチャ、ストレーナ）を止水することを目的とした技術開発。また、ダウンカマまでを埋設してベント管止水のバックアップとしての役割も検討中。

15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

S/C脚部の補強技術◼ S/C内充填止水により止水材の充填による重量増加が見込まれるため、S/Cを支える脚部の耐震補強を目的とした技術開発。
１号機

充填装置

充填装置

２・３号機

補強材充填

補強材充填

脚部（コラムサポート）
脚部（コラムサポート）

耐震サポート）【候補材】水中不分離性モルタル

16©International Research Institute for Nuclear Decommissioning目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
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ミュオン透過法による測定◼ ミュオンは，宇宙から飛来する放射線が大気と衝突する過程で発生する二次的な宇宙線。
エネルギーが高く，物質を透過しやすい。
◼ 原子炉建屋を透過するミュオン数を測定し，その透過率から原子炉圧力容器内の燃料デブリ分布をレントゲン写真のように撮影。（高密度の物質ほど透過しにくく，暗い影になる）
原子炉建屋

南

炉心
概略位置

西

使用済
燃料プール
（SFP）

タービン建屋

測定装置

東
原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（東西断面図）北測定装置＜ミュオン透過法測定装置の計測原理（イメージ）＞
上空から飛来するミュオンを装置内部に配置した2枚のパネル検出器（プラスチックシンチレータ）で検知し，通過したパネルの座標からミュオンの軌跡を算出。

原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（南北断面図）

パネル②
X軸
X軸

パネル①
ミュオン
Y軸

Y軸
パネル間隔 約50cm

東京電力HD公表資料から引用

18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機ミュオン透過法測定結果（2017年9月8日時点）

密度長（g/cc・m）

高さ（OP）[m]

建屋壁（主蒸気隔離弁室）
原子炉圧力容器
炉心域

使用済
燃料プール

格納容器外周コンクリート

山側高台

水平[m]

南
東京電力HD公表資料から引用

北19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子炉格納容器内部のロボット等による調査
ペデスタル外側の調査（１号機）

ペデスタル内側の調査（２号機）○クローラ型遠隔調査ロボット（A2調査）○形状変化型ロボット（B2調査)

調査時

狭隘部走行時変形
CRD レール

調査時○釣りざお型調査装置（A2’調査）ペデスタル内側の調査（3号機）
昇降用スラスター
前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
20

1号機 ペデスタル外調査(2017.3)
3/18（土）調査
地（平点面と図調）査の狙い

Ｄ３3/19（日）

開口部

Ｄ２

Ｄ２

Ｄ１

排水溝

排水溝からの拡がりの確認ロボットが通る配管

Ｄ０7.8Sv/h

Ｄ３

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ０

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

燃料デブリがないと考えられる地点の線量を測定
BG

3.8Sv/h

3/22（水）

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

開口部からの拡がりの確認

Ｄ３

Ｄ３3/21（火）3/20（月）Ｄ212Sv/h

Ｄ３ 10Sv/h

Ｄ1①8.4Sv/h②8.2Sv/h③9.2Sv/h

Ｄ２

Ｄ１

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

Ｄ２ 9.3Sv/h

Ｄ０①6.7Sv/h②3.6Sv/h

１階↑
地下階↓約１ｍ

調査
結果（断面図）①6.3Sv/h②5.9Sv/h③7.4Sv/h（底面より約0.9m）

水面

1.5Sv/h（底面より約1m）

約2.5ｍ

11Sv/h（底面より約0.3m）

6.3Sv/h（底面より約1m）

9.4Sv/h（底面より約0.9m）（底面より約1.6m）

格納容器
底部

調査ポイント

3.0Sv/h①1.6Sv/h（底面より約0.6m）②5.4Sv/h（底面より約0.3m）

①

調査経路

燃料デブリの拡がりイメージ（シミュレーションの一例）

②

①

③②

※調査中の敷地境界における線量は、約0.5～2µSv/hで変化なく、周辺環境への影響は生じていない。
※放射線量・底面からの距離は、今後評価予定。
※１階部分の放射線量は前回（２０１５年４月）の測定値（4.1～9.7Sv/h）と同程度

21©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内上部調査(A2調査 2017.1～2)【調査方法】⚫ カメラによる撮影【実施時期】⚫ 2017年1～２月
１.事前確認装置
ガイドパイプペネ内事前確認

調査手順

１.ペデスタル内事前確認

２.レール上堆積物除去

３.A2調査2017年1月30日実施

2月9日実施2月16日実施

２.堆積物除去装置

３.A2調査装置
後方カメラ＆照明

カメラ

パンチルトカメラ
・照明

洗浄ノズル
前方カメラ＆照明

パンチルト
カメラ
テレスコピック機構

スクレーパ板クローラ

CRDハウジング

X-6ペネ

CRDレール
ペデスタル

22

CRDプラットホーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内上部調査(A2調査 2017.1～2)
ペデスタル内 上部 (画像処理後)

23

2号機 ペデスタル内下部調査(A2’調査 2018.1)■調査内容
プラットホーム下の状況確認■調査手順①ガイドパイプ挿入 ⇒ ②伸縮式パイプ伸展⇒ ③パンチルトカメラ吊降し ⇒ ④調査
PCV
先端部折り曲げ操作部

ガイドパイプ（Φ110mm）

隔離弁

ペデスタル

①

伸縮式パイプ②

格納容器貫通部(X-6ペネ)

プラットホーム
制御棒駆動機構

ケーブルドラム
代替遮へい体
ケーブル
ケーブル
送り機構
俯瞰カメ
ラ
線量計・温度計③

先端カメラ搭載部概要図

パンチルトカメラ・外部照明©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内下部調査(A2’調査 2018.1)
画像：2号機格納容器内底部，ペデスタル内 内壁付近

写真の視野

2号機格納容器内底部（鳥瞰イメージ）

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内下部調査(A2’’調査 2019.2)
ペデスタル開口部
テレスコピック式
調査装置

CRDハウジング
プラットホーム

ペデスタル
中心方向

CRD交換機
CRD交換用レール
プラットホーム上面

作業員アクセス
開口部
中間作業架台ペデスタル底部

ケーブルトレイ※調査位置は暫定調査エリア(2018年1月撮影)

堆積物接触前ペデスタル底面

堆積物接触中
無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

堆積物接触後

出典:東電HD HP

26

3号機格納容器内調査 水中ROV
推進用スラスター
昇降用スラスター

前方カメラ

照明

中性浮力ケーブル
項目

仕様

外形寸法

外径：φ125mm
全長：約300mm

重量約2000g（気中）

耐放射線性200Gy

後方カメラ
照明

27

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機 格納容器内調査結果「3号機原子炉格納容器内部調査について（2017年11月30日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第48回）報告資料）」より抜粋
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

28©International Research Institute for Nuclear Decommissioningボート型アクセス装置◼格納容器内の水の上を航行して、広範囲に移動可能なボート型アクセス装置を製作

ガイドリング取付用の例• 直径：φ25cm• 長さ：約1.1ｍ• 推力：25N以上ボート型アクセス装置外観

ボート型アクセス装置の動線©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置(X-2ペネからのPCV内部調査)◼ 潜水機能付ボート型アクセス・調査装置については，機能毎に6種類準備
実施項目

作業の流れ（イメージ）

インストール装置
シールボックス設置

ｱｸｾｽ・調査装置

装置用ｹｰﾌﾞﾙ

水位

ガイドリング取付

ケーブル絡まり防止用にPCV内に設置

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ

堆積物

詳細目視

パンチルトカメラによるPCV内の状況確認

静止用ｱﾝｶｰ

燃料デブリ※

堆積物3次元形状測定

走査型超音波距離計により堆積物の3次元形状を測定

走査型超音波距離計により，堆積物の3次元形状を測定

堆積物厚さ測定

高出力超音波センサにより堆積物厚さを測定

中性子束測定検出器を用いて堆積物表面の中性子束を測定

堆積物
少量サンプリング

インストール装置・
シールボックス撤去

高出力超音波
センサにより堆積物厚さを測定

堆積物採取装置により採取※：堆積物の厚さや燃料デブリの有無及び厚さは未知だが，説明のためイメージとして記載©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料【参考】ペデスタル開口部から撮影した映像のパノラマ画像⑦⑧⑨⑩⑪⑫⑬

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

画像処理：東京電力ホールディングス(株)32「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料【参考】ペデスタル開口部右側のコンクリート残存（1/2)◼ ペデスタル外部から見えているコンクリート残存の可能性の高い部分（事故前に設置されたボルトの締結状態が確認できる。）について、2023/3の調査にて、ペデスタル壁内部でも対応する部分を確認した

インナースカート◼ ペデスタルの外壁開口部右側におけるコンクリートの消失は限定的と考えられる◼ 確認された外側の鉄筋は、開口部右7本、左11本。
耐震評価においては、開口部とあわせ、角度にして64°に相当するとして設定

写真1

写真2

開口部

ROVフレームの映り込み

コンクリート壁の残存部か？

写真1. ペデスタル開口部内から見えているコンクリート残存部
無断複製・転載禁止
東京電力ホールディングス株式会社
写真2.ペデスタル外部から見えているコンクリート残存部

画像処理：東京電力ホールディングス(株)33「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料【参考】ペデスタル開口部右側のコンクリート残存（2/2)
インナー
スカート

1段目の横筋ROVフレームの映り込み

注：オリジナルより明るさ５０％アップ

別角度から撮影

注：オリジナルより明るさ５０％アップ

注：オリジナルより明るさ３０％アップ

左写真赤丸部を別角度から撮影
2段目の横筋

図2 残存部の別角度からの映像

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

図1 開口部右側ペデスタル外壁の残存部

34

画像処理：東京電力ホールディングス(株)目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
35

圧力容器内部調査技術◼ 上部から圧力容器にアクセスし内部調査するための要素技術は、今後の装置試作に向け、あらかた検証済◼ 加えて側面から圧力容器にアクセスするための要素技術を開発中

側面穴開け調査工法のイメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

36

目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
37

アーム型アクセス装置◼制御棒駆動機構メンテナンス用の格納容器貫通部（X6ペネ）を通じて広範囲にアクセス可能なアーム型アクセス装置を製作⚫ アーム全長約22 m⚫ 10 kgまでの調査装置を搭載可能
トロリ

テレスコアーム

ブーム
チルト機構

2軸関節

ワンド※

アーム先端にセンサを搭載※代わりにツールの搭載も可能

アーム型アクセス装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器貫通部ハッチ開放◼ 格納容器貫通部（X-6ペネ）の開放
アーム型アクセス装置を投入するX-6ペネの開放技術を開発✓ ハッチ開放時の閉じ込め機能✓ 遠隔でのハッチ開放
隔離部屋-搬入/組立/搬出性確認

ハッチ開放装置- 開放作業性確認

etc

隔離部屋組立状態

隔離部屋搬入イメージ

隔離部屋

ハッチ開放装置
X-6ペネ

ハッチ開放装置- 走行性確認 etc

X-6ペネ

X-6ペネ

ハッチ開放装置：カメラ撮影方向
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

39

救援用
ワイヤーツール

救援用
ワイヤーツール

２－２．現場作業の進捗状況（X-6ペネハッチ開放）•••

X-6ペネハッチの除去対象ボルト全24本の除去が完了したことから、ハッチ開放作業を実施。
フックツールを使用し、ハッチを約10度開いた状態で、ハッチ全開放に干渉するハッチの把手を切断。
把手切断後、ハッチ全開放（約90度開放）を実施。全開放後、ダストの上昇等、異常がないことを確認。

把手にフックツールを引っ掛けハッチを開放

X-6ペネハッチ開放作業中

X-6ペネハッチ開放後(約10度)
過去のPCV内部調査時に使用した開口部

ハッチ蓋

X-6ペネハッチ開放後(約90度)

X-6ペネハッチ開放後(約90度)※ペネを右から見た状況※ペネを正面から見た状況

40

アーム型のアクセスルート◼ 格納容器への接続構造体
以下の機能等を有する接続構造体を開発✓ 遠隔で既存のペネフランジに接近・取りつく機能✓ 把持機構の耐震性✓ 閉じ込め機能✓ アーム通過性の維持
隔離弁

非金属
ベローズ

把持機構

接続管本体

把持機構「閉」状態

駆動機構

アーム洗浄・乾燥機構

X-6ペネ接続構造

接続構造体外観
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

41

把持機構「開」状態

アーム型アクセス装置（動画）42©International Research Institute for Nuclear Decommissioningデブリ取り出し工法
技術的課題

冠水-上アクセス工法（概念）⚫放射性ダストの閉じ 作業セル
込め機能の確保⚫遠隔操作技術の確立⚫被ばく低減・汚染拡大防止技術の確立

気中-上アクセス工法（概念）
天井クレーン

上部テーブル
上部プラットホーム

カバー吊具

作業セル

シールドプラグ

使用済燃料プール
使用済燃料ﾌﾟｰﾙ

下部テーブル
下部プラットホーム

ドライヤ/セパ
レータプール

気中-横アクセス工法（概念）
X6ペネ

使用済燃料プール
RPV内
アクセス装置

アクセスレール
ロボットアーム

43©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【横アクセス工法】デブリ取り出しに係る技術◼ デブリ取り出しの工法を実現するための要素技術を開発中
新開口遮へい壁（BSW）－格納容器（PCV）間シール

横アクセス工法の一例 イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

44

【横アクセス工法】トンネル施工技術◼ アクセストンネル工法では、重量物のトンネル（約800トン）を原子炉建屋外から精密な位置制御で送り出し、格納容器へ接続させる必要有◼ 橋梁等の工事で実績がある重量物送り出し工法を応用し、狭隘部に曲がった形状の重量物トンネルを送り出す技術を開発中
廃棄物
搬出セル

搬入セル
燃料デブリ
取り出しセル

燃料デブリ
搬出セル

保守セル

PCV
アクセストンネル
アクセストンネル工法の配置イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
45

トンネル施工技術の要素試験

送り出し工法の例
送り出し装置

位置決め装置

位置決め装置

要素試験イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構*R/B：原子炉建屋

46

干渉物撤去技術◼ これまでの内部調査でペデスタル内に大量のがれきが散乱している状況が明らかになりつつある◼ これら干渉物の撤去技術を開発中

画質アップ予定

干渉物撤去の要素試験イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

47

収納・移送・保管技術
収納缶の設計⇒1F固有の課題に対処⚫ 燃焼度と濃縮度が高い→反応度高⚫ コンクリートとの溶融生成物→コンクリート中の水分の放射線分解による水素発生⚫ 海水注入、計装ケーブル他との溶融→塩分の影響、不純物の混入移送方法（気中-横アクセス工法の場合：例）
原子炉建屋

保守
セル
燃料デブリ
取り出し収納セル

搬出入口
(増設)

燃料デブリ搬出建屋

搬出セル

収納缶取扱セル

保管施設

ユニット
キャン

デブリ取り出し収納缶収納缶に収納

搬送台車

収納缶の洗浄等

移送容器

収納缶を移送容器に収納

トレーラー

移送容器搬出©International Research Institute for NuclearDecommissioning目次

1. はじめに
2. 遠隔除染技術開発
3. 原子炉格納容器補修技術開発
4. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
5. 燃料デブリ取り出し技術開発
6. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討
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デブリ取り出し時の安全確保検討を必要とするリスク

1. 冷却・・・事故後時間が経過しており、崩壊熱は減少しているが、一定の冷却は必要であり、その機能を喪失するリスク。
2. 閉じ込め・・・デブリの切削、はつり等を行う際に発生するダストを環境に放出してしまうリスク。
3. 火災・爆発 (不活性化)
・・・デブリの切削、はつり等を行う際に発火するリスク、水素爆発を発生させるリスク。
4. 臨界
・・・デブリ取り出しに伴う形状変化により臨界となるリスク。
50©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningデブリ取り出し時の安全確保
必要な安全機能
1. 冷却
2. 閉じ込め（負圧，トーラス室水位制御）
3. 不活性化（火災・爆発防護）
4. 未臨界②窒素供給・排ガス処理設備
窒素供給系（RPV不活性化）

PCVガス管理系

洗浄塔

負圧管理、水素掃気、管理放出

原子炉建屋ｶﾞｽ管理系
平常時放出放射能緩和
管理放出：１次バウンダリ①循環冷却・臨界管理設備
循環冷却系

水処理設備
ホウ酸濃度調整設備

地下水

P

セル

：２次バウンダリ（気体）P

トーラス室排水系
地下水位との逆転防止・放射能濃度の低減・臨界防止（ホウ酸濃度）③建屋・セル換気設備
建屋・セル排気系

P
建屋間止水

デブリ冷却・放射能濃度の低減（負圧管理・ 管理放出）

P：２次バウンダリ（液体）

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建屋給気系

補助建屋内

（作業環境維持）©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

検討の進め方：手順 システムの設計可能性を検討する⚫ 安全要求の設定（仮定）にスループットからの機能要求を加えてゆく⚫ 安全要求は基本的には不変であるが、現状内在するリスクや作業リスク（作業線量）の想定・評価によっては見直しがあり得る
見直し
安全要求

機能要求

システム・工法検討

見直し

詳細フロー

設備検討

成立性確認

：1F固有
他研究開発ＰＪからのアウトプット

システム・工法検討

インプット条件の設定

見直し

概略系統モデル設定
平常時被ばく評価

設備検討

系統構成・機器の検討

取出しステップ・装置の検討

設計基準事故の検討
事故時被ばく評価見直し：現在の進捗状況
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システム・工法の成立性確認©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning深層防護の考え方（案）(1/2)◼ 軽水炉の5層の深層防護にこだわらず、燃料デブリ取り出し作業としての深層防護を新たに設定。
◼ 具体的には、「異常・故障の発生防止」、「異常状態の把握と異常の収束」、「事故の影響緩和」の3層で深層防護を設定し、安全機能別に整理。
燃料デブリ取り出し作業における深層防護（案）

防護レベル
通常運転事象発生

異常時

事故時第一層第二層第三層

第四層「異常・故障の発生防止」：通常運転状態からの逸脱（異常状態への拡大）を防止「異常状態の把握と異常の収束」：異常状態を検知し、異常を収束させ、事故への拡大を防止「事故の影響緩和(一般公衆の保護)」：事故時の放射性物質放出への影響を緩和「防災」※53※ 住民避難等を含む防災については、サイト全体の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning深層防護の考え方（案）(2/2)◼ 福島第一の廃炉が通常炉の廃炉とは異なり、「事故炉の廃炉（高線量下作業）を長期に亘って継続する」という特殊性と作業に内在するハザードの終局のレベルを勘案し、深層防護の構築にあたっては以下の事項についても考慮した。
【作業員被ばく】➢ 燃料デブリ取り出し作業時の作業員・一般公衆の被ばく低減効果に加えて、設置工事に伴う作業員被ばく影響も考え、トータルとして一般公衆・作業員被ばくの低減を目指す。
【事象の進展性】➢ 機能喪失時、進展の早い事象は恒設設備で対応。進展の遅い事象については可搬設備の活用も考慮。
【恒設設備の頑健性】➢ 事故時にその機能を期待し、進展が早い事象については「頑健性」を要求。平常時のみ機能を期待し、機能喪失時の被ばく影響が復旧までの時間を考慮しても有意とならない場合は「頑健性」を要求しない。
54©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

End of presentation

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