地方独立行政法人
神奈川県立産業技術総合研究所(KISTEC) 平成30年度 教育講座
「廃炉の途上で」along the way ～何を見、何をしてきたか/技術開発のいまとこれから

福島第一原子力発電所の「廃炉」の現状-「見えてきたもの」と取り組むべき課題・続報
平成31年3月13日

国際廃炉研究開発機構（IRID）
奥住直明

この成果は、経済産業省/廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです。
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに2. 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
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

2

目

次

1. はじめに2. 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
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

3

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
11m

34m

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

49m

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

IRIDの研究開発プロジェクト

3.廃棄物対策に係る研究開発

1.プール燃料取り出しに係る研究開発
2016.3終了

使用済燃料プールから取出した燃料集合体の長期健全性評価

固体廃棄物の処理・処分

先行的処理手法

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
R/B内の遠隔除染＜安定状態の確保＞
RPV/PCVのRPV/PCVの技術
2017.3終了

手法
2018.3終了

腐食抑制 耐震性評価

技術2016.3終了PCV
漏えい箇所の補修・止水技術
2018.3終了
PCV
漏えい箇所の補修技術の実規模試験
2018.3終了

燃料デブリ取り出し技術 ＜デブリ取り出し＞
燃料デブリ・
炉内構造物取出

PCV内水循環技術

PCV
内部調査

RPV内

燃料デブ
リ検知

技術
2018.3終了

技術2016.7終了
PCV内水循環技術

実規模試験

PCV
詳細調査

総合的な炉内状況
把握

RPV
内部調査
技術

技術
燃料デブリ性状

PCV詳細調査

PCV詳細調査

実証

実証

X-6ﾍﾟﾈ5

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ

技術の高度化2018.3終了

工法・システム技術＜直接的調査＞＜間接的調査＞

燃料デブリ・
炉内構造物取出

臨界管理

内部調査・分析技術

環境整備技術固体廃棄物の堆積物把握・分析

燃料デブリ・
炉内構造物取出

基盤技術

燃料デブリ・
炉内構造物取出
基盤技術

小型中性子検出器
燃料デブリ収納・移送・保管技術

目次

1. はじめに2. 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
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

6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
7

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

Ｄ３

3/19（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

Ｄ０

7.8Sv/h

Ｄ３

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０Ｄ０

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

Ｄ１ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１ＢＧ

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）②①③②※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

8©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

9CRD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)

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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）

12©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

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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

14

©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

15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning目次

1. はじめに2. 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
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

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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中

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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中⚫ 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中✓ 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

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救援用
ワイヤーツール

救援用
ワイヤーツールハッチ開放装置■ ハッチ開放装置の外観
先端ツール

マニピュレータ

自走台車■

ハッチ開放装置

X-6ペネ開放前後の外観

X-6ペネ

先端ツール

マニピュレータ

X-6ペネ閉時

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

ハッチ開放装置20X-6ペネ開時

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中✓ 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

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把持機構「開」状態

アーム型アクセス装置～製作・工場内検証（アームエンクロージャ）～

背面パネルフランジ
サービスパネル（ｹｰﾌﾞﾙ等の貫通部）

高線量物品搬出口

X6ﾍﾟﾈ側フランジ©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアーム型アクセス装置（イメージ・動画）

23©International Research Institute for Nuclear Decommissioning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
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目次

1. はじめに2. 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
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

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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

26©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
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穴開け～シール設置 取り出し工法への適用イメージ

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

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【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
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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

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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

31

ペデスタル内干渉物撤去 要素試験の様子

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

32

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 Nuclear Decommissioningデブリ取出し時の安全確保
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

End of presentation

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