原子炉格納容器止水実規模試験の概要

2017年7月31日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
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

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１. 実規模試験～実施体制～
IRID本部・全体取り纏め

IRID/日立GE

IRID/東芝

実規模試験

実規模試験

・S/C脚部補強

・ベント管止水
・S/C内充填止水（ダウンカマ止水）

IRID/ATOX

IRID/JAEA

実規模試験

VRシステムの活用

・試験設備の運転

・VRデータの構築

IRIDによる全体計画の策定と技術統括、技術開発の進捗などの技術管理のもと、 IRIDの一員として、主要な研究開発は株式会社東芝、日立GEニュークリア・エナジー株式会社、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（JAEA）が担当し、試験設備（温水供給、排水処理）の運転を株式会社アトックスが担当する。

2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験体～全体概要～
ベント管

約12m

サプレッション
チェンバ（S/C）

ダウンカマ

トーラス室
壁面
クエンチャ

サプレッションチェ
ンバ（S/C）▶ 模擬対象プラント：
２／３号機▶ 模擬対象設備：
トーラス室壁面及び原子炉格
納容器下部のうち、1/8エリア▶試験体サイズ：約18m×約20m×約12m
号機

S/C容積

S/C断面 S/C環の直径
中心径

1号機

約4800m3

約8m

約30m

2/3号機 約6500m3

約9m

約35m

ベント管

ダウンカマ
クエンチャ

PCV下部断面図

トーラス室壁面上部

3S/C内部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験体～S/C外観・内部～
実規模試験体（S/C）外観

実規模試験体（S/C）内部

ダウンカマ
直径約9m

トーラス室（R/B）の壁を模擬
直径約9m

漏えい試験のための加圧配管

S/C

ダウンカマ
強め輪
クエンチャ

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験の実施項目
実規模試験体を使用して「施工性確認試験」及び「打設試験」を行い、その結果から実機への適用性を評価する。

①ベント管止水技術②サプレッションチャンバー（S/C）内充填止水技術③サプレッションチャンバー（S/C）脚部補強技術「打設試験」を実施（試験場所：JAEA楢葉遠隔技術開発センター）

5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験の実施項目 ～施工性確認試験～
開発した施工技術について、以下の確認を実施する。
①高線量下作業の成立性の確認
１Fサイトの現場環境を想定し、高線量下での機器準備を含む作業が問題なく実施できること。また、実工事計画のための基礎データ（作業時間、配員等）を取得する。
②遠隔操作作業等の成立性の確認
１Fサイトの現場環境を想定し、遠隔操作作業や施工状況の遠隔監視が問題なく実施できること。
※ 施工性確認試験の実施時期は以下の通り。
① ベント管止水技術施工性確認試験 ： 平成29年3月～5月② S/C内充填止水技術施工性確認試験 ： 平成29年6月③ S/C脚部補強技術施工性確認試験 ： 平成28年11月

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験の実施項目 ～打設試験～
開発した施工技術について、以下の確認を実施する。
①施工システムの成立性の確認
材料供給から打設までの一連作業を再現し、遠隔監視を含む施工システムとして機能し、問題なく打設が実施できること。また、施工管理に係る各種データの取得を行う。
②補強・止水性能の確認
打設実施後に止水性能、材料強度や充填状況等を確認し、工場試験と同等の性能が確保されていること。
※ 打設試験の実施時期は以下の通り。
① S/C内充填止水技術打設試験 ： 平成29年6月24日② S/C脚部補強技術打設試験 ： 平成29年7月31日（実施予定）

7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．ベント管止水技術の概要
 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

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning４．S/C内充填止水技術の概要

2500㎜

 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。

：6月24日コンクリート打設試験での打設高さ（S/C底部より約2500㎜）

9©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C脚部補強技術の概要
 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）：水中不分離性モルタル

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施場所と試験設備
実施場所（有償での施設利用）

JAEA楢葉遠隔技術開発センター
試験設備（IRID所有物）
試験体（試験体移動レール含む） ※１
昇温・給水設備※１
濁水処理設備※１
作業フロア※１※1は、平成26-28年度実施の補助金事業（100%補助）成果物

装置類（IRID所有物）
打設装置、遠隔補修装置、材料供給設備等※2※2は、平成26-28年度実施の関連開発の補助金事業（50%補助）
成果物

11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施場所と試験設備
本事業におけるH26-27年度の事業成果

12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning７．予備シミュレーション試験用VRデータの整備
ベント管止水技術で用いる遠隔操作機器のバーチャルリアリティ（VR）データを作成し、このデータを用いて作業手順の検討及び作業者の操作訓練を可能とするための機能を既存ＶＲシステ
ムに拡張した。

スクリーンに投影された遠隔操作機器

遠隔操作機器の操作卓

13©International Research Institute for Nuclear Decommissioning