令和4年度開始廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管までに必要な技術の開発））
2022年度最終報告

2023年6月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
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

No.1

目次
1. 研究の背景・目的
2. 目標
3. 実施項目とその関連、他研究との関連
4. 実施スケジュール
5. 実施体制図
6. 実施内容
6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析
6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価
6.4 保管様式の検討
7. 全体まとめ参考資料©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1. 研究の背景・目的

No.2

1.1 背景福島第一原子力発電所の廃止措置において、取り出された燃料デブリを安全・確実に収納・移送・保管するためには、燃料デブリの条件に適した収納容器を含む設備・施設が必要である。
燃料デブリの取り出し・回収には複数の方法が検討されており、それに伴って取り出される
燃料デブリの性状や一緒に回収される燃料デブリ以外の随伴物の物性も異なってくる。
特に取り出し時の燃料デブリの切削加工時に発生する粉体状の燃料デブリの一部は冷却水循環系で回収されるため、スラリー・スラッジ化することが予想される。
一方で、スラリー・スラッジ化した燃料デブリの収納容器、移送や保管方法は未検討である。

1.2 目的
本補助事業では、粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ（以下「粉状燃料デブリ」という。）
を安全・確実に収納・移送・保管するための技術課題の解決のための検討を実施する。
それに基づいて粉状燃料デブリを安全、確実かつ合理的に収納・移送・保管できるシステムの開発に向けて、水素ガス対策、粉状燃料デブリ及び随伴物の挙動の解明、保管様式の検討を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1. 研究の背景・目的
（補足）

No.3
検討対象

汚染水からのスラリー・スラッジの回収を検討中だが収納容器や移送方法、保管方法は未定。

・国内外のスラリー・スラッジの収納容器や移送方法、保管方法を調査し、取り扱い時の注意点、安全確保のための考え方等の情報を収集する。調査結果に基づき、粉状燃料デブリの安定保管に向けた課題を抽出する。
・粉状燃料デブリからの水素ガス発生特性および放出特性を検討する。
・収納缶内の粉状燃料デブリの挙動の評価を行う。
・粉状燃料デブリの収納方法の概念を提案する。

掴む、掬う等の方法で回収予定

吸引回収システム
開発予定

液相系で回収予定（粒径：0.1mm以下）

出典：IRID HP 2019年度研究開発「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し
規模の更なる拡大に向けた技術の開発」成果を引用、加工©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2. 目標No.4

2022年度末の目標達成判断指標は以下のとおりである。
1. 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析• 国内外の粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱い事例を分析し、粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質固有の注意点、安全確保の考え方等が整理されていること。 （TRL評価の対象外）• 燃料デブリを塊状、粒状の燃料デブリと同様の収納缶を用いて乾式保管を行う場合について、安全、確実で合理的な保管状態に持ち込むための課題を抽出していること。
（終了時目標TRL:レベル1）
2.水素ガス発生特性、放出特性の検討• 粉状燃料デブリの水素ガス発生挙動に影響する因子を特定し、その影響度合いについて分析と評価を行い、粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法を提案していること。
（終了時目標TRL:レベル3）• 蓄積された状態の粉状燃料デブリからの水素ガス放出について調査や検討を行い、その放出特性や粒状、塊状燃料デブリとの相違を明らかにし、水素ガス放出に影響する因子の特定およびその影響について分析・評価していること。
（終了時目標TRL:レベル3）
3.粉状燃料デブリの挙動の評価• 舞い上がり等の挙動が大きいと推定される収納缶での乾燥処理時を対象とした粉状燃料デブリの挙動を、文献などによる類似事例調査やＣＦＤ等を用いた流動解析により推定し、粉状燃料デブリの安定保管までの取り扱い時や、保管時に維持すべき安全機能への影響を評価していること。
（終了時目標TRL:レベル3）
4.保管様式の検討• 粉状燃料デブリ性状、安全要求事項等の条件、及び、回収経路を考慮した上で、粉状燃料デブリを安定保管状態に 持ち込むための 収納方法の概念を複数提案し 、安全機能要求への適合性 、
スループットへの影響等、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、それらの指標に対する評価を行い、絞り込みを行っていること。
（終了時目標TRL:レベル3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.5

3.1 実施項目
本補助事業は、福島第一原子力発電所燃料デブリの移送・保管のエンジニアリングに向けて、以下の技術開発課題に取り組む計画である。
（1）粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析
燃料デブリの取り出しにおいては、燃料デブリの切削装置に設置される予定の局所集塵装置、冷却水循環系設備やガス処理系設備で燃料デブリを含む粉体状及びスラリー・スラッジ状の物質を回収する検討が進められている。粉状燃料デブリを安全かつ確実に保管状態に持ち込む
ためには、塊状、粒状の燃料デブリとは異なる取り扱いが必要になる部分があると想定されることから、それに適した収納・移送・保管システムを検討していく必要がある。そのために必要となる
粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する経験、知見及び情報を収集、分析しておくことは有用と判断される。そこで具体的には以下の 事例の調査を行う。
仏ラ・アーグ再処理工場等を対象として欧米での粉状の核物質や放射性廃棄物の取り扱い事例、保管方法、設備規模等の調査を行う。また、国内についても同様に、類似の施設を調査対象とする。これらの調査より、粉状燃料デブリの取り扱いにおける注意点、安全確保のための考え方や設計への反映方法等、収納・移送・保管システムの確立に必要な経験、知見及び情報の分析、整理を行う。その結果を踏まえ、国内外の事例の比較検討からそれらの設計の考え方の相違、
福島第一原子力発電所の廃止措置に有用な情報や良好事例の抽出等を行う。その際には、不具合や事故の事例、その解決策も対象とする。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.6

3.1 実施項目（2）水素ガス発生特性、放出特性の検討
２０２０年度までの検討の成果である粒状、塊状燃料デブリからの水素ガス発生特性に影響する因子の分析結果とそれを踏まえた発生予測法（「燃料デブリの収納・移送・保管技術の開発」（２０１９・２０２０年度）事業）を基に粉状燃料デブリの水素ガス発生挙動に影響する因子を特定（例えばアルファ、ベータ、ガンマ線共存体系の影響、エネルギー吸収率の設定方法等）し、その影響度合いについて分析と評価を行う。さらに影響因子とその影響度合いについて粒状及び塊状の燃料デブリの場合との比較・分析（粒径分布の影響、試験結果のばらつきや計算結果との乖離の推定要因等）を行い、粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法の提案を行う。さらにその検証に向けて解決すべき技術課題の整理を行い、課題解決のために必要な検討項目を明らかにする。
粒状、塊状燃料デブリの水分の大部分は燃料デブリの内部（多孔質の場合）とそれらの表面に存在する
もの（燃料デブリが濡れた状態）と判断される。一方、粉状燃料デブリでは粒径が非常に小さいため、
燃料デブリ粒子間の大部分に水分が存在すると想定される。このため、発生した水素ガスの放出特性は、粒状、塊状の燃料デブリとは表面張力の影響や、燃料デブリの体積に対する表面積が相対的に大きいこと等の影響によって異なってくることが想定される。蓄積された状態の粉状燃料デブリからの水素ガス放出（発生した水素ガスが粒子間に蓄積され、突発的に放出されること）について調査や検討を行い、その放出特性や粒状、塊状燃料デブリとの相違を明らかにする。さらに、水素ガス放出に影響する因子の特定およびその影響（例えば間欠的な放出となって一時的に収納容器内の水素濃度が高くなる等）について分析と評価を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.7

3.1 実施項目（3）粉状燃料デブリの挙動の評価
冷却水循環系では、燃料デブリの加工時の飛散抑制材、臨界防止のため水ガラス中性子吸収材、固形分を回収するための吸着材や凝集剤が、粉状燃料デブリと共に回収される。これら随伴物は粉状
燃料デブリに比べて比重や粒径等の性状に差があると考えられるため、乾燥処理後における収納容器の取り扱い時や保管状態において、収納容器内でのふるまいが大きく異なると想定される。収納容器内で発生する水素ガスや崩壊熱による流動や、収納容器の保管までの取り扱いによる衝撃や運動等
によって、粉状燃料デブリや随伴物は収納缶内で舞い上がり等の挙動を呈すると考えられる。特に、舞い上がり等の挙動が大きいと推定される収納缶での乾燥処理時を対象とした粉状燃料デブリの挙動を、文献などによる類似事例調査やＣＦＤ（Computational Fluid Dynamics；流体解析）等を用いた流動解析により推定する。その結果より、粉状燃料デブリの安定保管までの取り扱い時や保管時に維持すべき安全機能への影響（例えば、収納容器のフィルタの閉塞等）を評価する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.8

3.1 実施項目（4）保管様式の検討
関連する研究開発において粉状燃料デブリの粒径分布等の性状や、取り扱い時における安全要求事項等の条件、粉状燃料デブリの回収方法等に関する検討が継続されている。これらの関連する研究開発における検討状況を踏まえて、粉状燃料デブリ性状、安全要求事項等の条件、及び、回収経路を考慮した上で、粉状燃料デブリを安定保管状態に持ち込むための収納方法（ユニット缶（Unit Can、
以下「UC」と併記や略称することもある。）のような内容器を使用して収納缶に収納する、収納缶に直接収納する等）の概念を複数提案する。
提案された概念に対して、安全機能要求への適合性、スループットへの影響等、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、それらの指標に対する評価を行い、絞り込みを行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.9

3.2 実施項目間の関連性

本補助事業

廃炉・汚染水・処理水対策チーム会合／事務局会議（第98 回）資料「２０２２年度廃炉研究開発計画について」、「（目標工程）B3④：燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発」に追記©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.10

3.2 実施項目間の関連性
東京電力ホールディングス

技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）【福島第一原子力発電所廃炉のプロジ
ェクト管理の実施】

取り出しPJ 注1【収納缶（スラッジ）PJ向け情報提供】
・燃料デブリの回収／収納形態／性状／取り扱い時の要求事項

収納缶（スラッジ）PJ 注1

収納缶（乾燥）PJ 注1【関連PJへの情報提供】
・粉状燃料デブリの乾燥や保管等の収集された情報や抽出された課題【収納缶（スラッジ）PJ向け情報提供】
・粉状燃料デブリの乾燥特性データ【収納缶（スラッジ）PJからの情報入手】
・粉状燃料デブリの安全要求への適合性、スループットへの影響

液体・気体系PJ 注1

ダスト飛散PJ 注1【収納缶（スラッジ）PJ向け情報提供】
・燃料デブリの回収／収納形態／性状／取り扱い時の要求事項【収納缶（スラッジ）PJ向け情報提供】
・燃料デブリの回収／収納形態／性状／取り扱い時の要求事項

注1：
取り出しPJ：燃料デブリの取り出し工法の開発（燃料デブリ飛散抑制技術の開発）
液体・気体系PJ：安全システムの開発（液体系・気体系システム、臨界管理技術）
ダスト飛散PJ：安全システムの開発（ダスト飛散率データ取得）
収納缶（乾燥）PJ：燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術）
収納缶（スラッジ）PJ：燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管までに必要な技術の開発）

関連PJからの情報と本PＪが発信する情報について、共有・連携して調整することで整合が取れた成果を得る。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.11

3.3 他研究との関連性（インプット・アウトプット情報）【関連するPJから本PJへのインプット】
ID

実施項目と具体的内容（情報の用途）

入手先注1

必要情報

1

課題抽出のための検討条件

燃料デブリの回収／収納形態／
性状／取り扱い時の要求事項

取り出しPJ、
液体・気体系PJ、ダスト飛散PJ

2

課題抽出のための検討条件

粉状燃料デブリの乾燥特性データ

収納缶（乾燥）PJ【本PJから関連するPJへのアウトプット】
ID

実施項目とアウトプットする内容

1

安全要求への適合性、スループットへの影響の検討

アウトプット先での用途
乾燥装置概念の検討

提出先注1
収納缶（乾燥）PJ

注1：
取り出しPJ：燃料デブリの取り出し工法の開発（燃料デブリ飛散抑制技術の開発）
液体・気体系PJ：安全システムの開発（液体系・気体系システム、臨界管理技術）
ダスト飛散PJ：安全システムの開発（ダスト飛散率データ取得）
収納缶（乾燥）PJ：燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4. 実施スケジュール

No.12

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管までに必要な技術の開発）
2022年度
4

5

6

7

8

9

10

11

▼

▼

12

1

2

3

1.粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の 取り扱い事例の調査、分析①事例調査②分析／課題の抽出
2.水素ガス発生特性、放出特性の検討①水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討②粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法の提案③粉状燃料デブリの水素ガス放出特性3.粉状燃料デブリの挙動の評価①文献調査②粉体の挙動評価方法の検討③安全機能への影響評価
4.保管様式の検討①検討条件の整理②粉状燃料デブリの収納方法の概念検討注1③収納方法の絞り込み注1
5.進捗報告等計画

今回見直した計画▼
実績

注1：1～3項の検討結果を考慮して、収納方法の概念検討および収納方法の絞り込みを実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5. 実施体制図（2023年3月末時点）

No.13©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.14

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析
6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価
6.4 保管様式の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.15

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析①目的、目標粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する経験、知見および情報等の検討を行うための情報、知見を得るために必要となる事例の調査を行い、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの取り扱いにおける注意点等を抽出、整理する。
②既存技術との対比
2020年度までに燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発PJでは、塊状、粒状燃料デブリを収納缶を用いて安全に取り扱い、保管をするための技術開発を行った。
一方、燃料デブリの取り出し時には、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの回収も見込
まれることから、塊状、粒状燃料デブリと同様に安全に保管をするための課題を抽出し、解決すべき技術課題を明確にする必要がある。
上記を実施する観点から、粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する経験、知見および情報を収集、分析しておくことが有用である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.16

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（1/16）
粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する経験、知見および情報の入手のため、下記の調査項目について調査先に関する情報収集を実施した。
＜調査先＞
仏国
ラ・アーグ再処理工場（La Hague）の粉状の核物質や放射性廃棄物の取り扱い事例
国内
日本原子力研究開発機構(JAEA) 廃液処理から排出される放射性物質の事例＜調査項目＞
安全な移送や保管に必要となる調査項目
遮蔽、未臨界維持、除熱、閉じ込め、構造健全性、長期健全性、水素対策、火災取り扱いやプロセスに関する調査項目
収納容器や取り扱う設備類の仕様（構造等）、 乾燥等のプロセス、そのための設備類の仕様©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.17

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（2/16）
仏国ラ・アーグ再処理工場に対して、粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱
いや保管に関する経験、知見および情報の入手のため Oranoと協議し、以下の対象施設
及び対象プロセスについて事例調査を実施した。
＜事例調査の対象施設＞
検討対象施設施設の概要

主要なプロセス

UP2-400[ラ・アーグ再処理工場]

照射済燃料（UNGG燃料注1、軽水炉燃料）の再処理施設であり、現在廃止措置を実施中。燃料処理量は400トン/年。

前処理、燃料せん断、溶解、貯蔵

UP2-800[ラ・アーグ再処理工場]

照射済燃料（金属ウラン燃料、軽水炉燃料、MOX燃料）の再 前処理、燃料せん断、処理施設であり、稼働中。燃料処理量は800トン/年。
溶解、濃縮、貯蔵

UP3[ラ・アーグ再処理工場]

照射済燃料（金属ウラン燃料、軽水炉燃料、MOX燃料）の再処理施設であり、稼働中。燃料処理量は800トン/年。

同上

注1：黒鉛減速・炭酸ガス冷却天然ウラン金属燃料発電炉 （仏語のUranium Naturel(天然ウラン) ・Graphite(黒鉛)・ Gaz （ガス）の頭文字）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.18

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（3/16）
粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する国内外の主な調査結果注1を以下に示す。
注1：a.項では、先行補助事業「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ対応）」での調査結果に本補助事業での調査結果を緑字で追加した。

表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（1/13）
調査項目
調査先
調査結果
未臨界維持

TMI-2

・キャニスタ（収納容器）へ凝固剤を投入した場合にも、キャニスタ内に設置したホウ素材料により臨界安全性を担保。
・キャニスタ（収納容器）は移送キャスクにて移送される。キャニスタおよび移送
キャスクを評価モデルを用い未臨界性が維持されることを解析により確認。

La Hague

・貯槽及び容器内のスラッジは、サンプリング分析による濃度管理、質量管理を行うことで未臨界を担保。
・CBF-C2容器（廃棄フィルタを収納したキャニスタ2基をコンクリ固化）の貯蔵時は、最大Pu密度を考慮し、容器間の間隔をあけた貯蔵により未臨界を担保。

注2：TMI-2 Transfer System Criticality
Technical Report, Doc.No. 771155739·02

図1 移送キャスクに収納されたキャニスタ（収納容器）の評価モデルの例（TMI-2）注2

注3：Orano Report_2022,
NT 102413 00 0001
注3
©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
図2
CBF-C2容器保管時の配置

6. 実施内容

No.19

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（4/16）

表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（2/13）
調査項目
遮蔽

調査先

調査結果

IAEA

・使用済燃料／破損燃料の貯蔵は湿式貯蔵が主流であり、使用済燃料の80％以上が湿式貯蔵。湿式貯蔵での管理は、主にプールの水による冷却・除熱と遮蔽により実施。安全対策や検量検査を容易にし、プール水の状況・分析を通して、継続的な安全貯蔵を確立できると考えられている。

La Hague・La Hagueでは、セルの壁や容器によって遮蔽を施している。
・ここで、廃棄物から放出されるγ線、中性子線を基に、通常時2.5μSv/h、不定期
作業時25μSv/hを満足することを確認している。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.20

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（5/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（3/13）

調査項目
除熱

調査先

調査結果

IAEA

・使用済燃料／破損燃料の貯蔵は湿式貯蔵が主流であり、使用済燃料の80％以上が湿式貯蔵。湿式貯蔵での管理は、主にプールの水による冷却・除熱と遮蔽により実施。安全対策や検量検査を容易にし、プール水の状況・分析を通して、継続的な安全貯蔵を確立できると考えられている。

Hanford(K-Basin)

・洗浄、脱水、乾燥処理等を実施した高放射性廃棄物をスクラップバスケット内
へ同心円状に配置することにより除熱が容易となることを確認。

Sellafield・マグノックス燃料エレメントにあるフィンにより表面積を増加させることにより、除熱効率が向上されることを確認。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.21

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（6/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（4/13）

調査項目
除熱

調査先

調査結果

La Hague

・使用済燃料を溶解した硝酸ウラニル溶液に残った溶解残渣は、ガラス固化して
CSD-V容器1体あたり2kW以下になるまで収納され、セルのコンクリートが90℃、
CSD-V容器中心が510℃を超えないように管理している。
・CSD-V容器はR7施設の貯蔵ピット内に段積みで保管され、換気停止時おいても自然冷却により冷却が可能であることを計算コードFLUENTで評価している。

図1 CSD-V容器注1

図2 CSD-V容器を貯蔵するR7施設の貯蔵ピット注1

図3 R7施設での冷却システム注1

注1：Orano Report_2022, NT 102413 00 0001
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.22

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（7/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（5/13）
調査項目
調査先
調査結果
構造

Hanford(K-Basin)[KW-Basin]

図1 スラッジ輸送に使用された
Hose-in-Hose注1

・ポンプにより回収したBasinの底のスラッジを輸送配管（Hose-in-Hose）により貯蔵容器に移送し、Integrated Water Treatment System (IWTS)による分別処理（使用済燃料：1/4inch（0.64cm）以上の粒、微粒子(スラッジ)：凝集沈降、
イオン：イオン交換樹脂）を実施。回収したスラッジのPu含有量が一定値以下であることを確認後、ドラム缶にセメント固化を実施。
・凝集沈降で回収された微粒子は、臨界維持の観点から、外径20inch(0.5m)、
長さ16ft(5m)のタンク（Settle Tanks）に回収し、高圧洗浄により余剰水を排出し、99.7%のスラッジを回収した。

図2 K-West-Basinに設置されたスラッジ処理、固化システムの概要注1

図3 Settle Tanks注2

注1：P.Knollmeyer et al. Waste Management 2006 Conference, February 26-March 2, 2006, Tucson, AZ. Progress with K Basins Sludge Retrieval, Stabilization and Packaging at©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
Hanford Nuclear Site. 2006. より。
注2：Eric G et al. Waste Management 2011 Conference, February 27 - March 3, 2011, Phoenix, AZ. Sludge Retrieval from Hanford K-West Basin Settler Tanks – 11449. 2011. より。

6. 実施内容

No.23

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（8/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（6/13）
調査項目
構造

調査先

調査結果

La Hague・HAOサイロで貯蔵されている放射性スラッジは、CFR容器（水素はPorous pelletから放出）に入れてセメント固化（移送中などの取り扱い時における粉状の放射性物質の飛散防止の観点から固化を実施）される。CFR容器は、遮蔽および換気機能を持つ移送容器Hermes/Mercureに入れて、移送車両NICOLASで中間貯蔵施
設DE/EDSへ移送され、最終処分場の操業が開始されるまで中間貯蔵される。

図1 CFR容器注1
注1：Orano Report_2022, NT 102413 00 0001

図2 中間貯蔵施設DE/EDSに移送するためのCFR容器の移送容器Hermes/Mercure注1

図3 移送容器Hermes/Mercureを中間貯蔵施設
DE/EDSに移送する車両NICOLAS注1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.24

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（9/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（7/13）
調査項目
構造

調査先
JAEA

調査結果
・東海再処理施設では、濃縮ウラン溶解槽に蓄積するスラッジを除去するため、バキュームクリーナーの吸引力を利用したスラッジ回収装置を開発した。
・スラッジ回収装置により回収されたスラッジは一部金属光沢を有するものであり、
そのほとんどが砂状であった、3基の濃縮ウラン溶解槽の溶解部（バレル）および貯液部（スラブ）から約30L程度のスラッジが回収された。

図1 バキュームクリーナーの吸引力を利用したスラッジ回収装置注1

図2 スラッジ回収装置によるスラッジ回収結果注1

注1：Nagasato,Y., Abiko,S., Tamura,U., Hikita,K., Kogawa,T. (2000) “濃縮ウラン溶解槽からのスラッジ回収装置の開発”, サイクル機構技報, No.9, p.49.
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.25

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（10/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（8/13）
調査項目
調査先
調査結果
水素

Hanford(K-Basin)・高レベル放射性廃液貯蔵タンクにK-Basin スラッジを保管した場合の固液層内のガス溜まり生成の可能性を、物理モデルにより評価し、水素濃度の関係式を検討。
・高レベル放射性廃液貯蔵タンク内の有機物の熱分解および水の放射性分解、タン
ク鋼材の腐食等を考慮した水素ガス発生速度と温度の関係式を検討。
・放射性スラッジにより生成されたガスが放射性スラッジにより蓋をされ、放出されず
ガスだまりを生成する事象が確認された。スラッジのガス保持量とスラッジの降伏応力の関係を検討。

ガスだまり

図1 Hanford Siteのタンク内における水素放出事象（GRE：Gas Release Event）注1

放射性スラッジ

図2 放射性スラッジにより形成されたスラッジ層内のガスだまり注2

注1：PA Gauglitz et al. PNNL-24255 WTP-RPT-238 Rev.0. Hydrogen Gas Retention and Release from WTP Vessels: Summary of Preliminary
Studies.
2015.
より。for Nuclear Decommissioning©International
Research
Institute
注2：G.Terrones et al. PNNL-13805. Vessel-Spanning Bubble Formation in K-Basin Sludge Stored in Large-Diameter Containers. 2002. より。

6. 実施内容

No.26

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（11/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（9/13）
調査項目
水素

調査先

調査結果

SavannahRiver Site

・高レベル放射性廃液処理時において、攪拌装置が停止した際に、廃液中に蓄積した水素ガスが、攪拌再開に伴い放出される水素の挙動をモデル評価。

Sellafield・マグノックス燃料解体時に発生する削りくずの腐食によって生成する水素が、腐食生成物のMg(OH)2スラリー内に蓄積する量、形態を試験で検討。

JAEA

・炭酸スラリーへのガンマ線照射により、内部に水素ガスが蓄積され、体積が膨張することを確認した。

図1 HIC模擬炭酸塩スラリーへのガンマ線照射による水位上昇、たまり水増加注１

図2 HIC模擬炭酸塩スラリーへのガンマ線照射による水素発生量と吸収線量の関係注2

注1：本岡 隆文ら、2016年春の原子力学会予稿 2I20、HIC模擬炭酸塩スラリーの照射実験 (2) ガンマ線照射下での模擬炭酸塩スラリーのガス保持挙動試験、2016年より。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注2：永石 隆二ら、2016年春の原子力学会予稿 2I21、HIC模擬炭酸塩スラリーの照射実験 (3) 模擬炭酸塩スラリーの放射線分解挙動に関する研究、2016年より。

6. 実施内容

No.27

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（12/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（10/13）
調査項目
水素

調査先

調査結果

Hanford(K-Basin)

・K-Basinにて回収されたスラッジをT-Plantで貯蔵できることを確認するために、計算コードFATEを用いて温度および水素濃度を評価し、換気がない場合でも最高
温度72℃、水素濃度3.3vol%であり、熱的に安定であることや水素濃度が爆発
下限濃度4vol%を超えないことを確認した。

La Hague・HAOサイロで貯蔵されている放射性スラッジを、CFR容器に入れて中間貯蔵施設
DE/EDSに移送する際の水素発生速度が算出された。算出された水素発生速度
はCFR容器1体あたり0.07L/hであり、移送容器Hermes/Mercureの換気能力
20m3/hに対して十分小さいことを確認した。

注1：Crowe, R.D., Apthorpe, R, Lee, SJ, Plys, M.G., (2010), ” Thermal and Gas
Analyses for Sludge Transport and Storage Container (STSC) Storage
at T Plant”, PRC-STP-00241 Revision 0

図1 T-PlantのFATE評価に設定された評価ノード注1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.28

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（13/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（11/13）
調査項目
火災

調査先

調査結果

La Hague

・放射性スラッジの処理方法として、廃棄物充填量が大きいアスファルト固化を検討したが、アスファルトの放射性分解に伴うガス発生の問題により仏国規制当局の許可を得られなかった。他の手段として、Drying/Compressプロセスでスラッジを乾燥させて、ペレット化し、砂と一緒に容器に収納することを現在も追加検討中。
・La Hague再処理施設に貯蔵されていた天然ウラン燃料の被覆管に使われたグラファイト、マグネシウム廃棄物（約600m3）の取り出しについて施設建設が終わり、取り出しを開始。

図1 Drying/Compressプロセス注1

図2 マグネシウム廃棄物貯蔵容器注2

注1：Elisa LEONI et al. WM2019 Conference, March 3 – 7, 2019, Phoenix, Arizona, USA. La Hague STE2 Sludge Retrieval and Conditioning Strategy-19229. 2019.より。
注2：Bruno VILTARD et al. WM2020 Conference, March 8 - 12, 2020, Phoenix, Arizona, USA. Start-up of Silo 130 Waste Retrieval at La©International
Hague: 1st Step
Towards
Research
InstituteReducing
for NuclearLegacy
Decommissioning
Inventory-20020. 2020. より。

6. 実施内容

No.29

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（14/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（12/13）
調査項目

調査先

調査結果

閉じ込め

Hanford(K-Basin)・高放射性のスラッジを収納するMCO（Multi Canister Overpack）と称する容器は、ASME 第一種容器に基づき設計（原子力圧力容器相当）されており、スラッジの収納、移送、貯蔵（中間貯蔵施設内）における気密性を確保。

Sellafield・マグノックス使用済燃料や使用済酸化燃料を再処理した際に発生する高レベル放射性廃液を蒸発缶で濃縮し、廃棄物を脱硝後に微粉末化してガラス固化を実施。ガラス
固化体はステンレス製容器に注入し、蓋を溶接して放射性物質を密封。

TMI

・燃料デブリを取り出した後、対象物ごとに、専用の燃料デブリ収納缶に収納。
・収納缶が落下時、又は、輸送時による圧力および温度の変動を解析し、燃料デブリが漏えいしないことを確認。

La Hague・La Hagueでは、安全原則に従い、二段階で放射性物質を閉じ込めている。
- 第一段階：機器、配管、容器により放射性物質を閉じ込める。
- 第二段階：（万一漏洩した場合に）セル及び建屋、又は、輸送容器によって閉じ込める。（環境への放射性物質の放出を防止）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.30

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（15/16）
表1 粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する調査結果（13/13）
調査項目

調査先

調査結果

長期
健全性

Hanford(K-Basin)

・MCOの長期健全性に係る影響因子として内圧荷重があり、水素ガスの発生低減を目的として、低温化（60℃以下に温度管理。乾燥時含む）、脱水（脱水剤として酸化
マグネシウム、又は、酸化カルシウムを添加）、腐食反応の抑制（溶液に亜硝酸塩、又は、リン酸塩を添加）、補足剤の添加（溶液に硝酸塩又は亜硝酸塩を添加）を推奨。

La Hague・La Hagueで容器に収納された廃棄物は、最終処分施設(Cigeo)の運転開始まで中間貯蔵される。中間貯蔵時には、水素ガス発生、腐食等を確認し、容器(廃棄物)の状態を監視している。
・スラッジがHAOサイロ（核燃料のせん断と核分裂性物質の溶解を行う施設の貯蔵エリア）の組成と同等であれば、スラッジを収納する容器は、SUS316Lを使用することで60℃に到達しても高い耐食性を示すことを試験により確認している。

Hanford(K-Basin)

・回収したスラッジに対し、ウランの酸化反応が急速に進んで燃料の破損を抑制するため低温真空乾燥（圧力条件：8 Torr（1kPa）、温度条件：40～50℃、乾燥時間：50時間）を実施。

La Hague・La Hagueでは、一般的に湿式プロセスを使用しているため、乾燥処理を行わない。
・一方で、R1施設（使用済み燃料のせん断／溶解施設）で発生したスラッジをガラス固化前にか焼する。
ここで、か焼は、化学的安定性、粒子形状、反応性を均一化させ、ガラス固化処理の©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
連続性や生産効率を向上させる目的で行われる。（水素発生防止が目的ではない）

乾燥

6. 実施内容

No.31

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
a.事例調査（16/16）

セメント固化体
図1 HanfordのMCO（Multi Canister Overpack）とMCOに収納するスクラップバスケット注1

図2 TMI-2 フィルタ収納缶

注1：JCH2MH ILL（2012）：KNOCK OUT POT MATERIAL
MULTI-CANISTER OVERPACK PROOF OF DRYNESS(OCRWM), SLUDGE TREATMENT PROJECT KOPDISPOSITION，PRC-STP-00210，Revision 2.

注2：THI-2 DEFUELING CANISTERSFINAL DESIGN TECHNICALREPORT, 77-1153937-04

図3 Hermes/Mercure（輸送時梱包）による閉じ込め注3(収納粒径：0.5～800μm)注2
注3：Orano Report_2022, NT 102413 00 0001

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.32

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
b.分析／課題の抽出（1/5）
事例調査により得られた情報に基づき、粉状燃料デブリを塊状、粒状の燃料デブリと同様の収納缶を用いて乾式保管を行う場合について、安全、確実で合理的な保管状態に持ち込むための課題を抽出した。
＜課題抽出フォーマットに基づく課題抽出の一例＞
ステップ
No

場所

技術要素
実施内容

基 本 要 求基本要求に対する考え方

技術的観点からの考え方、方針
設計の考え方UC

許認可（安全設計）方針
収納缶

収納缶

UC

①構造

・②～⑦の基本要求につ ・②⑤の基本要求が維持・想定すべき事象に伴う荷重に対して②～⑦の基本 いて、UC、収納缶、移送容 可能な構造とするが、収納要求を維持できる構造強度を有すること。
器、保管容器、セルのいず 缶内にUCを収納した場合
れかで担保する。
は収納缶で維持する。

-

・設備の二重化等により、取り扱い時に転倒や落下などの想定事象は生じないものとし、考慮しない方針とするが、万一考慮が必要な場
合、構造強度評価を実施する必要がある。

②除熱

・崩壊熱により燃料デブリが溶融しないこと。
・建屋内セルはUC内の崩 ・発熱量は小さく換気によ・①、③～⑦の基本要求が維持できる除熱能力を有 壊熱を除去できる十分な り除熱するので積極的なすること。
換気能力を有する。
除熱は担保しない。

-③閉じ込め（汚染）・放射性物質の漏えいを防止すること。

-④遮蔽

・建屋内セルは汚染（閉じ込め）を防止する十分な閉 ・UCは、閉じ込め性能は
じ込め性能を有する。
担保しない。

・燃料デブリから発する放射線による放射線従事者、公衆への放射線被ばく防止は、セルの遮蔽が担・放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有・セルのバウンダリで担保う設計とする。
すること。
するので特に担保しない。
・セルが主要な遮蔽機能

課題案
UC

収納缶

その他機器 （UCや収納缶以外の取り扱い設備）-

・現状のUC構造案は水切りのためにメッシュ構造となっているため、スラリー・スラッジ状の燃料デブリの回収は困難である。
・現状のUC構造案は蓋なし（上部が開放状態）であるた
め、UC内に収納するスラリー・スラッジ状の燃料デブリが振動や揺れにより、UCからこぼれる可能性がある。

--

・燃料デブリの発熱量は小さいと考えられ、換気で燃料デブリの融解等の許容温度が満足できることを確認する。

-

・燃料デブリの発熱量は小さく、換気にて熱量は除去できると考えるが、除熱面で大きな課題がないことを確認する。

-＜建屋の課題＞
建屋換気で燃料デブリの融解等の許容温度を担保することに大きな課題がないことを確認する。
(発熱量が小さいと考えられるので大きな課題はないと考える）

・UCは、閉じ込め性能は担保しない。

-

・閉じ込め性能は担保しないので課題なし。

-

対象機器（ユニット缶（UC）、収納缶、取り扱い設備）に対して、プロセス毎に課題を抽出-・セルのバウンダリで担保するので特に担保しない。

-

・担保しないので課題なし。

-

・UCの幾何学的形状で未臨界を維持する。

-

・臨界評価条件（燃料デブリの分布、配列他）を考慮した上でのUCの仮定寸法の妥当性の確認-

・燃料デブリの微細化により、水の放射線分解への影響が大きいα線の寄与率が高まり、現状想定する0.1mm以上の粒径に比べて水素発生量が増える可能性がある。
・現状のUC構造案は蓋なし（上部が開放状態）であるため問題はないが、蓋あり（密閉状態）に変更した場合は、UC内の水素濃度4vol%未満達成が困難になる可能性がある。
・スラリー・スラッジ状の燃料デブリは粘性があるため、内部に水素だまりが発生し、間欠的に水素が放出されること
で、UC内の気相部の水素濃度が一気に上昇する可能性がある。

-＜建屋（ホットセル）の課題＞
・UC外へ放出された粉状燃料デブリが乾燥すると飛散しやすくホットセル内の閉じ込め性能の強化が必要となる可能性がある。
(ただし、原子炉内での粉状燃料デブリの取り扱いは他PJにて検討されており、課題とならない可能性あり）＜建屋（ホットセル）の課題＞
セルのバウンダリでの遮蔽担保を確認する。
(ただし、原子炉内での粉状燃料デブリの取り扱いは他PJにて検討されており、課題とならない可能性あり）を担うことにより、収納缶の板厚は構造等の観点から必要となる厚さとする。

・燃料デブリが臨界に達するおそれがないこと。

・UCの幾何学的形状で未・UCの幾何学的形状で未臨界を維持する。
臨界を維持する。
・設備側でUCが転倒しな・こぼれ等が生じても未臨
いような処置がされること界を維持する。
を前提にする。

⑥水素・水素爆発を防止すること。

・UCに蓋をしない場合、水素を原子炉内に常時放出するため、原子炉内を換気することで、水素濃度を・燃料デブリを収納・移送・爆発下限界である4vol%未保管する容器内の水素濃満を維持する。
度が爆発下限界である
・UCに蓋をする場合、ユ
4vol%未満を維持する。
ニット缶内に発生する水素が適切に放出されることを水素拡散評価等で確認する。

-

・UCに蓋をしない場合、原子炉内を換気することで水素濃度を維持する。
・UCに蓋をする場合、原子炉内を換気することで水素濃度を維持する。必要に応じて、水素拡散評価等
で、UC内の水素濃度が爆発下限界の4vol%未満であることを確認する。

⑦火災

・火災発生を防止すること。

・原子炉内を不活性ガス
雰囲気とすることで、火災
・原子炉内を不活性ガス発生を防止する。
雰囲気とすることで、火災・燃料デブリの含水率が高発生を防止する。
いため、粉塵火災の発生は抑制されると考える。

-

・原子炉内を不活性ガス
雰囲気とすることで、火災発生を防止する。

-⑧計量

核燃料物質の計量管理/防護措置上の措置を講じる
理は行わない。
こと。

-

-

-

-

⑤臨界

3

原子炉内

燃料デブリ取り出し装置で燃料デブリを回収し、UCに充填

・燃料デブリを回収したUCの取り扱い時には計量管（収納缶への装荷後から計量管理を実施）・燃料デブリが極力こぼれ落ちないようなUCにする。

・経年変化を考慮しても①～⑧の基本要求が維持で て構造部材の腐食等によ 境に対し、構造健全性をきること。
り材料健全性に問題が生 維持できる材料選定を行

じない。

う。

No.3と同様

No.3と同様⑩取り扱い操作上の必 ・燃料デブリ取り出し、収納をする上で必要な機能を備えていること。
要事項他①構造・想定すべき事象に伴う荷重に対して②～⑦の基本

・UC取り扱いに関し、設備側で転倒しないような処置がされること確認する。

燃料デブリの取り扱いのプロセス毎（原子炉内から燃料取り出しから長期保管までに想定される32プロセス）に対して、課題（案）から選定した課題を黄色マーカで表示--

・スラリー・スラッジ状の燃料デブリは水分を含有しているので、粉塵火災は抑制されるため、課題なし。

-

-

-

・UCでは計量管理を行わないので課題なし。

-＜計量管理方法及び核燃料物質計測装置の課題＞
・収納缶に収納するスラリー・スラッジ状燃料デブリに含まれる核燃料物質の計量が、燃料デブリに含まれるコンクリートなどの他物質や水分などにより正しくできない可能性がある。
(ただし、核物質計測方法については他PJにて検討されており、課題とならない可能性あり）・環境条件を考慮した材料
選定（SUS316Lなど）を行
い、解析、試験等により健全性を評価する。

-

・取り出し期間は短期間であり、腐食リスクは顕在化しな
いと考えられる。

-＜建屋（ホットセル）及び関連機器の課題＞
・取り扱い時の環境において構造部材の腐食等により材料健全性に問題が生じる可能性がある。
(ただし、原子炉内での粉状燃料デブリの取り扱いは他PJにて検討されており、課題とならない可能性あり）

No.3と同様-【評価項目】
・安全評価（構造、除熱、閉じ込め（汚染）、遮蔽、臨界、水素、火災、計量、長期健全性）
・取り扱い操作上の必要事項

・取り扱い時の環境におい ・想定されるUCの使用環⑨長期健全性-・スラリー・スラッジ状の燃料デブリは粒径が微少であるため、UCのメッシュ部から水を自重落下させる方法での水切りは困難である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning--6. 実施内容

No.33

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
b.分析／課題の抽出（2/5）＜抽出した粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する主な課題＞【対象機器：ユニット缶（Unit Can、略称UC）】
項目選定された課題

対策案

技術課題注1

構造・現状のUC構造案は水切りのためにメッシュ構造となっているため、粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ（以下、「粉状燃料デブリ」）の回収は困難である。

・粉状燃料デブリを充填するためのメッシュなし構造の内容器を検討す
る。

・現状のUC構造案は蓋なし（上部が開放状態）であるた
め、取り扱い時に粉状燃料デブリがこぼれる可能性がある。

・UCを蓋付き構造にする等のこぼれ防止対策を実施する。

・粉状燃料デブリ用の内容器（UCの代替容器）の検討⇒関連補助事業（乾燥PJ）および本補助事
業（保管様式の検討）で検討済※

・粉状燃料デブリは粒径が微少であるため、UCのメッシュ部から水を自重落下させる方法での水切りは困難である。

・自重落下による水切りは困難であるため、乾燥手法もしくは水切り方法を開発する。

・粉状燃料デブリの乾燥システムの検討⇒関連補助事業（乾燥PJ）で検討済

・燃料デブリの微細化により、水の放射線分解への影響が大きいα線の寄与率が高まり、現状想定する0.1mm以上の粒径に比べて水素発生量が増える可能性がある。

・粉状燃料デブリの水素発生量が粒状・塊状燃料デブリの水素発生量よりも増えるか確認する。
・粉状燃料デブリから発生する水素の放出特性を検討する。

・粉状燃料デブリから発生する水素の放出特性および水素発生量の検討⇒本補助事業（水素ガス発生特性、放出特性の検討）で検討済

・粉状燃料デブリは粘性があるため、内部に水素だまりが発生し、間欠的に水素が放出されることで、UC内の気相部の水素濃度が一気に上昇する可能性がある。

・水素濃度を測定し、実測結果により以降の取り扱い方法（収納量を減らす等）を決定する運用とする。

・粉状燃料デブリの水素濃度測定方法の検討⇒今後検討要・UCを蓋あり（密閉状態）に変更した場合は、UC内の水素濃度4vol%未満達成が困難になる可能性がある。

・UCを蓋付き構造にする場合、ベント可能な蓋にする等を検討する。

・粉状燃料デブリ用の内容器（UCの代替容器）の検討⇒関連補助事業（乾燥PJ）および本補助事
業（保管様式の検討）で検討済

水素

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・本補助事業※粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリの排出を検討している補助事業でもUCや収納缶などでの取り扱い時の安全要件の検討が必要： 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術）： 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管までに必要な技術の開発）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.34

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
b.分析／課題の抽出（3/5）＜抽出した粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する主な課題＞【対象機器：収納缶】 （1/2）
項目選定された課題

対策案

構造・粉状燃料デブリを乾燥した場合、乾燥によって微細粉末化した粉状燃料デブリが舞い上がり、微細粉末がセル内に飛散して汚染が拡大することが考えられる。また、微細粉末が収納缶のベントフィルタを通過するため、収納缶
フィルタの目詰まりのリスクが高まることが考えられる。

・乾燥後、微細粉末となった粉状燃料デブリを固化させる方法を開発する。ただし、最終処分を考慮し、可逆性を持つ固化方法とする必要がある。

・粉状燃料デブリの固化方法の検討⇒今後検討要閉じ込め（汚染）・粉状燃料デブリを乾燥した場合、乾燥によって微細粉末化した粉状燃料デブリが舞い上がり、微細粉末が収納缶のベントフィルタを通過し、乾燥装置や収納缶の取り扱い装置などに高線量の汚染が発生することが考えられる。

・乾燥時の微細化した粉状燃料デブリの挙動（舞い上がりなど）を評価し、フィルタの目詰
まりや通過量を評価する。

・粉状燃料デブリの収納缶形態での乾燥時の飛散特性の検討⇒本補助事業（粉状燃料デブリの挙動の評価）で検討済・フィルタを通過する粉状燃料
デブリの量を抑制するような乾燥方法の検討、もしくは乾燥処理をしない取り扱い方法（安定保管のための収納方法など）収納を検討する。

・粉状燃料デブリの乾燥システムの検討⇒関連補助事業（乾燥PJ）および本補助事業（保管様式の検討）で検討済
・粉状燃料デブリの取り扱い方法（収納方法）の検討⇒本補助事業（保管様式の検討）で検討済

・UCの対策案における「水素」と同様の対応を収納缶で行う。
（No.33を参照）

・UCの技術課題と解決フェーズと解決時期
における「水素」と同様の対応を収納缶で行う。
（No.33を参照）

水素・燃料デブリの微細化により、水の放射線分解への影響が大きいα線の寄与率が高まり、現状想定する0.1mm以上の粒径に比べて水素発生量が増える可能性がある。
・粉状燃料デブリは粘性があるため、内部に水素だまりが発生し、間欠的に水素が放出されることで、収納缶内の気相部の水素濃度が一気に上昇する可能性がある。

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・本補助事業

技術課題注1： 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術）： 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管までに必要な技術の開発）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.35

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
b.分析／課題の抽出（4/5）＜抽出した粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する主な課題＞【対象機器：収納缶】（2/2）
項目選定された課題

火災

・粉状燃料デブリを乾燥する場合、乾燥することで燃料デブリが舞い上がりやすくなるため、粉じん
火災のリスクが高まる可能性がある。

対策案

技術課題

・セル内を不活性ガス雰囲気とする。

・粉状燃料デブリの取り扱いセル内雰囲気の検討⇒今後検討要・乾燥後、微細粉末となった粉状燃料デブリを固化させる方法を開発する。ただし、最終処分を考慮し、可逆性を持つ固化方法とする必要がある。

・粉状燃料デブリの固化方法の検討⇒今後検討要計量・収納缶に収納する粉状燃料デブリの性状によっては、収納缶外に核燃料物質が放出され、適切な計量管理が実施できない可能性がある。

・収納缶外へ放出する核燃料物質を踏まえた計量管理手法を検討する。

・収納缶での計量管理手法の検討⇒今後検討要長期
健全性・粉状燃料デブリを収納した収納缶（材料
SUS316L）による移送など、短期間の取り扱いは腐食リスクは低いと考えられるが、長期保管時は、温度や残留水量、水分に含まれる成分などの環境条件により、収納缶の腐食リスクが高まる。

・粉状燃料デブリの長期保管時に想定される保管方法及び環境を考慮し、収納缶の腐食発生有無を評価する。腐食が発生するリスクがある場合には、腐食管理等の対策を検討する。

・粉状燃料デブリの長期保管時に想定される環境及び腐食対策の検討⇒今後検討要・スラッジの長期保管では容器劣化により ・粉状燃料デブリの安定保管方法の検討
漏洩する可能性が想定される。このため、 ⇒今後検討要
容器の長期健全性を評価するとともに、固体状態による安定保管に向けた対策を検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.36

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析③実施事項、成果
b.分析／課題の抽出（5/5）＜抽出した粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する主な課題＞【対象機器：その他機器】
項目選定された課題

対策案

技術課題注1構造

・乾燥ガスの流れにより、UC缶内の微粉末が乾燥装置（排ガス処理系統含む）内へ多量に飛散することが考えられる。

・微細粉末が飛散しない遅い流速で、乾燥を実施する。
・微細粉末の多量な飛散を想定して、複数系列のフィルタ構成、遠隔・短時間でフィルタが交換できる装置を開発する。

・粉状燃料デブリの乾燥システムの検討⇒関連補助事業（乾燥PJ）で一部検討済⇒システム全体構成は今後検討要・粉状燃料デブリの収納缶形態での乾燥時の飛散特性の検討⇒本補助事業（粉状燃料デブリの挙動の評価）で検討済
・各機器のシステム検討および各機器内での粉状燃料
デブリの飛散特性の検討⇒今後検討要・粉状燃料デブリを乾燥した場合、収納缶の仕・乾燥後、微細粉末となった粉状燃料デ立て時に用いる装置（不活性ガス注入装置、ブリを固化させる方法を開発する。ただ水素濃度測定装置など）および取り扱い機器
し、最終処分を考慮し、可逆性を持つ固（移送容器、保管容器など）内に収納缶内の化方法とする必要がある。
微細粉末が多量に飛散することが考えられる。

・粉状燃料デブリの固化方法の検討⇒今後検討要閉じ込め（汚染）・粉状燃料デブリを乾燥した場合、収納缶の取り扱いエリア（増設建屋内のホットセルなど）および取り扱い機器（移送容器、保管容器など）
内に収納缶内の微細粉末が多量に飛散し、高線量の汚染が発生することが考えられる。

・乾燥時の微細化した粉状燃料デブリの・各エリア、各機器内での粉状燃料デブリの飛散特性の挙動（舞い上がりなど）を評価する。また、 検討および閉じ込め性能、汚染拡大防止対策、メンテ
それら評価結果を踏まえて各エリア、各
ナンス方法の検討
機器の閉じ込め性能及び汚染拡大防止 ⇒今後検討要
対策、メンテナンス方法などを検討する。

水素・燃料デブリの微細化により、水の放射線分解への影響が大きいα線の寄与率が高まり、現状想定する0.1mm以上の粒径に比べて水素発生量が増える可能性がある。
・粉状燃料デブリは粘性があるため、内部に水素だまりが発生し、間欠的に水素が放出されることで、各機器内の気相部の水素濃度が一気に上昇する可能性がある。

・UCの対応策における「水素」と同様の対応を各機器で行う。
（No.33を参照）

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・本補助事業・UCの技術課題と解決フェーズと解決時期における「水素」と同様の対応を各機器で行う。
（No.33を参照）： 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術）： 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管までに必要な技術の開発）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.37

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析④成果の反映先への寄与
粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱いや保管に関する事例の調査結果をまとめ、必要な安全機能の確保および長期間安定した保管の実施に向けて、解決すべき技術課題の明確化に寄与する。

⑤現場への適用性の観点における分析
事例調査は、燃料デブリの取り出し時に回収が想定される粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの取り扱いの検討に際して参考になるものであり有益である。

⑥目標に照らした達成度
目標達成を判断する以下の指標が満足できていることから、所期計画通り目標を達成できたと判断する。
• 国内外の粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱い事例を分析し、粉状、スラリー・スラッ
ジ状の放射性物質固有の注意点、安全確保の考え方等が整理されていること。（TRL評価対象外）• 燃料デブリを塊状、粒状の燃料デブリと同様の収納缶を用いて乾式保管を行う場合について、安全、確実で合理的な保管状態に持ち込むための課題を抽出していること。（TRLレベル：1）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.38

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析⑦まとめ
・仏ラ・アーグ再処理工場および国内類似施設における粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物
質等の取り扱いや保管に関する経験、知見及び情報を得るため、調査対象とする施設及び対象プロセスに関する情報収集を実施し、整理及び分析を行った。
・整理及び分析を行った情報に基づき、粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質固有の注意点、安全確保の考え方等の整理、技術課題、ならびにその解決フェーズ、解決時期を明確化した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.39

6.1 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析⑧今後の課題
燃料デブリを塊状、粒状の燃料デブリと同様の収納缶を用いて乾式保管を行う場合について、国内外の保管までの各プロセスにおける課題と対策案を検討し、解決すべき技術課題として以下を明確化した。（No.33～36参照）
下記の技術課題の解決に向けた検討が必要である。
【技術課題】✓粉状燃料デブリ用の内容器（UCの代替容器）の検討 【⇒関連補助事業（乾燥PJ）、本補助事業で検討】✓粉状燃料デブリから発生する水素の放出特性および水素発生量の検討 【⇒本補助事業で検討】✓粉状燃料デブリの水素濃度測定方法の検討✓粉状燃料デブリの乾燥システムの検討✓粉状燃料デブリの収納缶形態での乾燥時の飛散特性の検討 【⇒本補助事業で検討】✓各機器のシステム検討✓各エリア、各機器内での粉状燃料デブリの飛散特性の検討および閉じ込め性能、汚染拡大防止対策、メンテナンス方法の検討✓粉状燃料デブリの取り扱い方法（収納方法）の検討 【⇒本補助事業で検討】✓粉状燃料デブリの取り扱いセル内雰囲気の検討✓粉状燃料デブリの長期保管時に想定される環境及び腐食対策、安定保管方法の検討✓収納缶での計量管理手法の検討✓粉状燃料デブリの固化方法の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.40

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討①目的、目標粒状、塊状燃料デブリと粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリ（以下、「粉状燃料デブリ」という。）の違いにより、水素ガス発生特性に影響する因子を文献調査等により特定し、各因子の水素発生速度への影響度合いを検討する。水素発生速度に影響する各因子を考慮し、粒状、塊状燃料デブリの水素発生速度予測法の見直しを行い、課題解決のために必要な検討項目を明らかにする。
また、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱い時に確認された水素ガスだまりが突発的に放出される事象について、粉状燃料デブリの保管への影響を、海外文献等で提案されている評価式、福島第一原子力発電所で回収が想定される粉状燃料デブリの性状を仮定して評価する。
②既存技術との対比
2020年度までの燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発PJでは、粒状、塊状燃料デブリに適用が可能な水素発生速度予測法の提案を行った。
一方、燃料デブリの取り出し時には、粉状燃料デブリの回収も見込まれることから、粉状燃料デブリに適用する水素発生速度予測法を検討し、解決すべき技術課題を明確にする必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.41

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（1/13）（ i ）粒状、塊状燃料デブリの水素発生速度予測法（リニアモデル）
粒状、塊状燃料デブリの水素発生予測法は、使用済燃料を用いた水素発生試験の結果をもとに、燃料デブリの粒径を含む性状が不確定な状況下での評価手法として、保守的に最大値となる微粒子の水素発生速度（RH2(PHITS)powder）で評価することを提案した。
将来的には、燃料デブリの性状を把握した状態での評価手法として、燃料デブリのサンプリング
や取り出し時の測定等によって燃料デブリの粒径を含む性状を明らかにする、もしくは、ユニット
缶構造の具体化により収納される燃料デブリの粒径を制限して、微粒子よりも大きな粒径を含めた粒径依存性まで考慮する水素発生速度（RH2(PHITS)d）で評価することを提案した。
＜燃料デブリの性状が不確定な状況下での評価手法＞

𝑅𝐻2(PHITS)powder = 𝑅𝐻2(PHITS)powder(𝛼)+ 𝑅𝐻2(PHITS)powder(𝛽)+ 𝑅𝐻2(PHITS)powder(𝛾)𝑅𝐻2(PHITS)powder(i)= 𝐸(𝑖) × 𝑃(𝑖) × 𝑀 × 𝐶 × 𝐹(𝑃𝐻𝐼𝑇𝑆)𝑝𝑜𝑤𝑑𝑒𝑟(𝑖) × 𝐺(𝑖)RH2(PHITS)powder：水素発生速度、RH2(PHITS)powder(i)：線種ごとの水素発生速度、E(i)：線種ごとの崩壊熱、P(i)：線種ごとのピーキングファクタ、
M：燃料デブリ重量、C ：燃料含有割合、F(PHITS)powder(i)：微粒子の線種ごとのエネルギー吸収率、G(i)：線種ごとの水素発生のG値、i＝α線、β線、γ線＜燃料デブリ性状把握下での評価手法＞

𝑅𝐻2(PHITS)d = 𝑅𝐻2(PHITS)d(𝛼)+ 𝑅𝐻2(PHITS)d(𝛽)+ 𝑅𝐻2(PHITS)d(𝛾)RH2(PHITS)d：水素発生速度、RH2(PHITS)d(i)：線種ごとの水素発生速度、F (PHITS)d(i)：粒径dの線種ごとのエネルギー吸収率、
a：粒径 微粒子の割合、b：粒径d mmの割合

𝑎𝑅𝐻2(PHITS)d(i)= 𝐸(𝑖) × 𝑃(𝑖) × 𝑀 × 𝐶 × (𝐹(𝑃𝐻𝐼𝑇𝑆)𝑝𝑜𝑤𝑑𝑒𝑟(𝑖) × 100 + 𝐹 𝑃𝐻𝐼𝑇𝑆 𝑑 (𝑖) × 𝑏 ) × 𝐺(𝑖)100©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.42

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（2/13）（ ii ）粒状、塊状燃料デブリの水素発生速度予測法の入力値
粒状、塊状燃料デブリにおける水素発生速度の評価に用いた入力値とその根拠を以下に示す。
なお、エネルギー吸収率は粒状、塊状燃料デブリにおいて使用した入力値のうち、最も保守的な入力値である、含水率50vol%（水切り相当）かつ粒径が微粒子相当（0.0001mm）の条件における入力値のみを記載する。
表1 粒状、塊状燃料デブリの水素発生速度予測法に使用した入力値
入力値

記号

値

単位

根拠

J/s/kgUO2

JAEAにより公開されている福島第一原子力発電所の燃料組成評価注1より、単位重量当た
りの発熱量と放射能が最も高い、1号機の短期発熱量と光子放出率を使用して崩壊熱とし
た。

崩壊熱

E

α線：0.133
β線：0.383
γ線：0.221

ピーキングファクタP

α線：2.35
β線：1.56
γ線：1.56―

ピーキングファクタは崩壊熱を保守的に算出するための値であり、TMI-2と同様、JAEAにより公開されている福島第一原子力発電所の燃料組成評価注1より、最大燃焼度を平均燃焼度で除することで算出した。

燃料含有割合C1（100%）―

燃料デブリは構造物やコンクリート等の混合物であるが、水素発生速度を保守的に評価するために100%とし、全てUO2とした。

燃料デブリ重量M

72.9

エネルギー吸収率F

α線：0.250
β線：0.160
γ線：0.158

水素発生のG値

G

α線：1.3β線：0.45
γ線：0.45

燃料デブリをユニット缶内にTMI-2における実績値（20～30%）から仮定した、目標値30vol%を収納した際の重量を使用。

kgUO2

―

molecules/100eV

以下の条件で、粒子輸送計算PHITSを用いたモンテカルロ計算を実施。
・水分量：2019年度に実施した、模擬燃料デブリを使用した水切り試験により得られた、水分量50vol%（水：粒子＝1：1）
・粒径：PHITSの計算結果が最大値となる0.0001mm
保守的な評価となる、純水のプライマリーG値を文献から引用して使用。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

注1：西原健司、岩元大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、表2、表43 日本原子力研究開発機構、2012年9月より、 1F-1の線種ごとに主要核種の発熱量を抽出し、足し合わせた値とした。

6. 実施内容

No.43

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（3/13）（ iii ）影響因子の検討（1/8）
リニアモデルにおける入力値のうち、粒状、塊状燃料デブリと粉状燃料デブリの違いで挙げられる
影響因子の抽出結果を以下に示す。
表1 影響因子の抽出結果
入力値

記号

影響有無

根拠

崩壊熱

E

無

評価対象の燃料デブリが粒状、塊状燃料デブリと同様であるため差異要因としない。

ピーキングファクタP

無評価対象の燃料デブリが粒状、塊状燃料デブリと同様であるため差異要因としない。

燃料含有割合C有

燃料デブリには燃料成分（UO2）以外にも構造物（金属）およびコンクリートも含まれるため、燃料成分（UO2）100%の条件と、燃料成分（UO2）・構造物（金属）・コンクリートが混合した条件の2ケースで評価を実施する。

燃料デブリ重量M

有

燃料デブリ重量は含水率と燃料含有割合の影響を受けることから、UC内の水充填率と燃料デブリ充填率の関係と燃料含有割合をパラメータとした評価を実施する。

エネルギー吸収率

F

有

粉状燃料デブリは粒状、塊状燃料デブリと比較して含水率が高いため、含水率が多くなると水のエネルギー吸収率が上昇することを考慮し評価を実施する。

水素発生のG値

G

有

燃料デブリが微細化して単位質量あたりの表面積が増加するため、水素発生のG値が見かけ上大きくなる可能性を考慮した評価を実施する。

燃料含有割合、燃料デブリ重量、エネルギー吸収率、水素発生のG値について、評価条件の詳細を以降のページに示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.44

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（4/13）（ iii ）影響因子の検討（2/8）
イ.燃料含有割合
粒状、塊状燃料デブリにおける評価では、保守的な評価をするために燃料成分（UO2）が100%で評価を実施していたが、燃料デブリには、燃料成分（UO2）に加えて構造物（金属）とコンクリートが含まれることから、本補助事業では燃料成分（UO2）100%の条件と、燃料成分（UO2）・構造物(金属)・コンクリートが混合した条件の２ケースを実施し、燃料含有割合の変化にともなう影響評価を実施する。ただし、燃料成分（UO2）以外を考慮した場合、水素発生速度は
燃料成分（UO2） 100％の条件よりも小さくなることから、燃料成分（UO2）・構造物(金属)・コンクリートの割合をパラメータとした評価は実施せず、発熱量と放射能が最も高い１号機（崩壊熱の出典と同じ号機）におけるペデスタル内部の成分内訳を代表で評価する。
表1 ペデスタル内外に生成されたMCCI生成物の成分内訳（想定）
号機
１号機

２号機
３号機

部位

燃料成分（UO2）構造物（金属）コンクリートペデスタル内部

9.3vol%(4.80m3)

12.0vol%(6.15m3)

78.7vol%(40.4m3)

ペデスタル外部

7.9vol%(2.91m3)

18.1vol%(6.63m3)

74.0vol%(27.2m3)

ペデスタル内部

10.9vol%(5.24m3)

20.6vol%(9.86m3)

68.5vol%(32.8m3)

ペデスタル外部

6.7vol%(2.55m3)

12.5vol%(4.75m3)

80.8vol%(30.8m3)

ペデスタル内部

11.2vol%(5.40m3)

20.9vol%(10.1m3)

67.9vol%(32.8m3)

ペデスタル外部

6.9vol%(2.64m3)

3)
3)
Research80.1vol%(30.8m
Institute for Nuclear Decommissioning
13.0vol%(5.00m©International6. 実施内容

No.45

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（5/13）（ iii ）影響因子の検討（3/8）
ロ. 燃料デブリ重量
燃料デブリ重量は燃料デブリの体積と燃料含有割合から算出する。 燃料デブリの体積は以下に示す条件から、ユニット缶（UC）内の燃料デブリ充填率をパラメータとする。UC内の水充填率と燃料デブリ充填率の関係を下図に示す。
燃料含有割合は前述のUO2が100%の条件と１号機のペデスタル内部の成分内訳を条件とする。
・UCは収納缶内に2段積みとし、UCの内径は198mm、内部高さは360mmと仮定
・密度は燃料成分（UO2）を10.96g/cm3、構造物(金属) を8g/cm3、コンクリートを2.5g/cm3
・UC内に収納される粉状燃料デブリの最大充填率は、粒状、塊状燃料デブリと同様の30vol%と仮定(水処理PJが想定する粉状燃料デブリの含水率は90～95vol%であり、燃料デブリ充填率30vol%は保守的な値）
・水充填率が0vol%の状態は、UC内容積に対して粉状燃料デブリのみが30vol%収納された状態
・水充填率が0～70vol%までは、粉状燃料デブリ充填率30vol%は一定
・水充填率が70～100vol%の間は、粉状燃料デブリが水に置き換わり燃料デブリ充填率が30～0vol%に減少

図1 UC内の水充填率と燃料デブリ充填率の関係＜補足＞
水充填率：UCの内容積に対しての水の割合(水の体積/UCの内容積）
燃料デブリ充填率：UCの内容積に対しての燃料デブリの割合(燃料デブリの体積/UCの内容積）含水率（vol%）：燃料デブリの体積あたりの水の割合（水の体積/水と燃料デブリの合計体積）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.46

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（6/13）（ iii ）影響因子の検討（4/8）
ハ. エネルギー吸収率（1/2）
エネルギー吸収率が最大となる微粒子サイズ（0.0001mm)のＰHITSを用いた評価は、これまで、下表に示す3ケースのみ実施している。本補助事業では含水率の違いによるエネルギー吸収率の影響評価を実施するために、含水率0～100%におけるエネルギー吸収率を評価する。ただし、
PHITSを用いて含水率0～100%をパラメータとしたエネルギー吸収率をすべて評価することは工程上困難であることから、本補助事業では各物質の阻止能と含有割合を用いた手計算でエネ
ルギー吸収率を評価する。なお、実際の水素発生速度評価では手計算ではなく、PHITSを用いて評価したエネルギー吸収率を用いるものとし、手計算は今回の影響評価のみに使用する。
表1 粒状、塊状燃料デブリの水のエネルギー吸収率の計算結果
粒径0.0001mm条件

粒子と水の体積比（粒子：水）

含水率

α線

β線

γ線

試験条件注1

1：33

97vol%（75wt%注3）

0.914

0.859

0.833

水切り時注2

1：1

50vol%（8.4wt%注3）

0.250

0.160

0.158

乾燥時注2

91：1

1.1vol%（0.1wt%注3）

0.004

0.002

0.002

注1：燃料条件は水素発生試験で使用した高燃焼度8×8燃料（比出力26.2MW/MTU、燃焼度51.5GWd/tおよび52.6GWd/t)を使用した。
注2：燃料条件は西原健司、岩元大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より1F-1の条件を使用した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注3：含水率（wt%）は、燃料デブリの質量あたりの水の割合（水の体積×密度/（水の体積×密度+粒子（UO2）の体積×密度））を指す。

6. 実施内容

No.47

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（7/13）（ iii ）影響因子の検討（5/8）
ハ. エネルギー吸収率（2/2）
PHITSによるエネルギー吸収率と手計算で評価したエネルギー吸収率を以下に示す。
手計算で評価したエネルギー吸収率は、PHITSの評価結果と近い結果（最大5%程度の差異）が得られたことから、粉状燃料デブリの評価では手計算により含水率（水充填率）を考慮したエネルギー吸収率を使用して水素発生速度への影響評価を実施する。なお、下表におけるエネルギー吸収率の算出には水と燃料成分（UO2）のみを考慮し、構造物（金属）とコンクリートの1.20
影響は考慮していない。
粒径0.0001mm

粒子と水の体積比（粒子：水）

含水率

試験条件

1：33

97vol%（75wt%注3）

水切り時

1：1

50vol%（8.4wt%注3）

乾燥時

91：1

1.1vol%（0.1wt%注3）

条件

計算方法

α線

β線

γ線

PHITS

0.914

0.859

0.833

手計算注1注2

0.912

0.853

0.861

PHITS

0.250

0.160

0.158

手計算注1

0.243

0.152

0.161

PHITS

0.004

0.002

0.002

手計算注1

0.004

0.002

0.002

注1：燃料条件は西原健司、岩元大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012
年9月より1F-1の条件を使用した。
注2：試験で使用した使用済燃料ペレット片は1F-1に近い燃焼度であったことから、試験条件におけるエネルギー吸収率は水切り時と乾燥時に合わせて
1F-1の燃料条件を使用した。
注3：含水率（wt%）は、燃料デブリの質量あたりの水の割合（水の体積×密度/（水の体積×密度+粒子（UO2）の体積×密度））を指す。

エネルギー吸収率[-]

表1 PHITSと手計算で評価した水のエネルギー吸収率の比較結果

PHITS 手計算
α線
〇
β線
△
γ線
◇

1.00
0.80

0.60
0.40
0.20

0.00
0

20

40

60

80

100

含水率[vol%]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図1 含水率とエネルギー吸収率の関係

6. 実施内容

No.48

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（8/13）（ iii ）影響因子の検討（6/8）
ニ. 水素発生のG値（1/2）
粒状、塊状燃料デブリの水素発生予測法の評価式では、水素発生のG値に純水のプライマリーG値を使用している。
水素発生のG値は、水が吸収したエネルギーに対して放射線分解で生じる水素の発生量を示す値である。
水素発生のG値に寄与する要因として、線源から生じた放射線エネルギーの水中通過による放射線分解と、線源表面に付着する水に線源から直接移動したエネルギー（電荷）による放射線分解が挙げられる。直接移動したエネルギー（電荷）による放射線分解は線源の表面のみで生じるが、水素発生のG値への寄与が大きいため、粉状燃料デブリのように粒径が小さく、燃料デブリの単位質量あたりの表面積が大きくなる場合、水素発生のG値が見かけ上大きくなる可能性がある。含水率と線源粒径の水素発生のG値への影響のイメージを以下に示す。
・含水率が高いため、放射線エネルギーの水中通過による放射線分解の寄与が大きくなる。
・粒径が大きいため、表面積が小さくなる。
⇒G値の影響なし

線源から生じた
放射線エネルギーの水中通過により放射線分解が生じる領域（G値への寄与小）

・含水率が高いため、放射線エネルギーの水中通過による放射線分解の寄与が大きくなる。
・粒径が小さいため、表面積が大きくなる。
⇒G値が増加含水率が低く、線源粒径が大きい条件（粒状、塊状燃料デブリ 乾燥あり）

・含水率が低いため、水に直接移動するエネルギー（電荷）による放射線分解の寄与が大きくなる。
・粒径が小さいため、表面積が大きくなる。
⇒G値が大きく増加注1

線源表面から水に直接移動したエネルギー（電荷）により放射線分解が生じる領域（G値への寄与大）
含水率が高く、線源粒径が大きい条件（粒状、塊状燃料デブリ 乾燥なし）

・含水率が低いため、水に直接移動するエネルギー（電荷）による放射線分解の寄与が大きくなる。
・粒径が大きいため、表面積が小さくなる。
⇒G値の影響なし

含水率が高く、線源粒径が小さい条件（粉状燃料デブリ 乾燥なし）

含水率が低く、線源粒径が小さい条件（粉状燃料デブリ 乾燥あり）

図1 含水率と線源粒径の水素発生のG値への影響のイメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

注1：粒径が小さく、含水率が低い場合、γ線が粒子に衝突する確率が大きくなり、励起により発生するエネルギーの総量が大きくなることも水素発生のG値が大きくなる要因の一つとして考えられる。

6. 実施内容

No.49

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（9/13）（ iii ）影響因子の検討（7/8）
ニ. 水素発生のG値（2/2）：計算値：純水のプライマリーG値

4.0

3.0
2.0
1.0
0.0
0

20

40

60

80

水充填率[vol%]図1 β線およびγ線における水素発生のG値

100

水が吸収した放射線エネルギーに対するG値[molecules/100eV]

水が吸収した放射線エネルギーに対するG値[molecules/100eV]

水を吸着させた微粒子にγ線を照射し、水素発生のG値を測定した試験結果注1に基づき、表面積を考慮した
水素発生のG値を評価した。以下に示す評価結果より、α線のG値は一定の水充填率を超えると純水のプライマリーG値（1.3[molecules/100eV]）以下の値となるため、保守的に水素発生速度が大きくなるように、
純水のプライマリーG値を下限として評価する。本補助事業では、表面積を考慮した水素発生のG値と純水のプライマリーG値の２ケースを実施し、水素発生のG値の見かけ上の変化にともなう影響評価を実施する。
5.0
5.0
：計算値
：純水のプライマリーG値：再設定したG値

4.0
3.0
2.0
1.0
0.0
0

20

40

60

80

水充填率[vol%]図2 α線における水素発生のG値

100©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

注1：LaVerne,J.A., and Tandon,L.,” H2 Production in the Radiolysis of Water on UO2 and Other Oxides”, J. Phys. Chem. B 2003, 107, 13623-13628.より。

6. 実施内容

No.50

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（10/13）（ iii ）影響因子の検討（8/8）
ホ. 評価条件のまとめ
水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討における評価条件を以下に示す。

表1 評価条件のまとめ
入力値

記号

評価条件A

評価条件B

評価条件C

単位

崩壊熱

E

α線：0.133、β線：0.383、γ線：0.221

J/s/kgUO2

ピーキング
ファクタ

P

α線：2.35、β線：1.56、γ線：1.56

―

燃料含有
割合

C

燃料成分(UO2)：0.093(9.3vol%)構造物(金属)：0.12(12.0vol%)コンクリート：0.787(78.7vol%)

燃料デブリ
重量

M

燃料含有割合およびUC内の水充填率と燃料デブリ充填率の関係を考慮して算出
0～72.9F

燃料含有割合およびUC内の水充填率と燃料デブリ充填率の関係を考慮して手計算で算出(PHITSは使用しない)
α線：0～0.997、β線：0～0.994、γ線：0～0.995

エネルギー
吸収率

水素発生の
G値

G

燃料成分(UO2)：1(100vol%)<純水のプライマリーG値>
α線：1.3、β線：0.45、γ線：0.45

燃料成分(UO2)：1(100vol%)<表面積を考慮した
水素発生のG値>
α線：1.3～16.0
β線：0.61～28.4
γ線：0.61～28.4

―

kgUO2
―

molecules/
100eV©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容No.51

収納缶1体あたりの水素発生速度[L/h]

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（11/13）（ iv ）差異要因を考慮した水素発生速度（1/3）
イ. 評価結果（1/2）
各影響因子を考慮した水素発生速度の評価結果を以下に示す。どの条件においても、
水素発生速度は水充填率0～70vol%の間で上昇し、70～100vol%の間で低下した。
評価条件Aにおける水素発生速度の最大値は0.200L/h、評価条件Bの最大値は0.024L/hで評価条件Aの約12%の水素発生速度となった。
評価条件Cの最大値は0.237L/hで評価条件Aの約118%の水素発生速度となった。
0.250

表1 影響因子の比較結果〇：評価条件A◇：評価条件B△：評価条件C

0.200
0.150
0.100

評価
条件

記号

最大水素
発生速度

評価条件の概要

評価条件A
との比較

A

〇

0.200L/h

燃料成分（UO2）100%
純水のプライマリーG値

―

B

◇

0.024L/h

燃料成分（UO2）以外考慮
純水のプライマリーG値

12%

C

△

0.237L/h

燃料成分（UO2）：100%
表面積を考慮したG値

118%

0.050
0.000
0

50

100

水充填率[vol%]図1 影響因子を考慮した水素発生速度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.52

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（12/13）（ iv ）差異要因を考慮した水素発生速度（2/3）
イ. 評価結果（2/2）

0.200
0.150

0.100
0.050

0.000

0.200
0.150

0.100
0.050

50

100

水充填率[vol%]図1 水処理設備より排出される粉状燃料デブリの水素発生速度(評価条件A)

0.020
0.010
0.000
0

0.000

0

0.030

燃料デブリ充填率10vol%

収納缶1体あたりの水素発生速度[L/h]

燃料デブリ充填率10vol%

収納缶1体あたりの水素発生速度[L/h]

収納缶1体あたりの水素発生速度[L/h]

水処理設備の沈降分離槽からの排出が想定される粉状燃料デブリ（以下、「水処理粉状燃料デブリ」という。」）を乾燥した場合の評価結果を以下に示す。水処理粉状燃料デブリの含水率は90～95vol%であるため、
水充填率は水素発生速度が大きくなる90vol%（燃料デブリ充填率10vol%）で評価した。評価結果より、
評価条件Aは0.125L/hから0L/hまで低下し、評価条件Cは0.167L/hから0.005L/hまで低下した。
評価条件Cの評価結果より、表面積を考慮したG値を考慮する場合、水充填率1vol%までは水素発生速度が低減するが、水充填率1vol%以下では単位質量あたりの表面積の増加に伴い、水充填率が低下しても水素発生速度が減少しないことが分かった。
0.250
0.250
▲：評価条件C●：評価条件A

050

1 2 3 4
水充填率[vol%]5100

水充填率[vol%]図2 水処理設備より排出される粉状燃料デブリの©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
水素発生速度(評価条件C)

6. 実施内容

No.53

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
a.水素発生に及ぼす影響因子とその影響度合いの検討（13/13）（ iv ）差異要因を考慮した水素発生速度（3/3）
ロ. 評価結果の考察
各因子ごとの水素発生速度の影響度合いを評価した。評価の結果、粉状燃料デブリの重量、エネルギー吸収率、燃料含有割合および水素発生のG値が水素発生速度に大きく影響することが分かった。
＜燃料デブリ重量およびエネルギー吸収率の影響＞• 含水率の上昇に伴い、エネルギー吸収率が上昇し、水素発生速度が大きくなることが分かった。ただしUC内の水充填率が70vol%を超え、燃料デブリ重量が減少する場合は水素発生速度が小さくなることを確認した。そのため、水充填率の上昇に伴い、エネルギー吸収率は大きくなるが、燃料デブリ重量が減少に転じた時点で、水素発生速度は小さくなることが分かった。

＜燃料含有割合の影響＞• 燃料成分（UO2）以外を考慮する場合、水素発生速度が大きく低減することが分かった。したがって、粉状燃料デブリの水素発生速度評価では燃料成分（UO2）以外を考慮することとするが、粉状燃料デブリの燃料含有割合は燃料デブリの取り出し箇所によって増減することから、粉状燃料デブリの性状が不明な場合においては水素発生速度が最も大きくなる条件である燃料成分（UO2）100%で評価せざるを得ないと考える。

＜水素発生のG値の影響＞• 粉状燃料デブリのように粒径が微細な条件では、単位質量あたりの表面積の増加により水素発生のG値が見かけ上大きくなり、水素発生速度が大きくなることが分かった。特に、単位質量あたりの表面積が大きくなる水充填率の低い領域（1vol%未満）では影響が顕著に見られた。
• 乾燥による水素発生速度低減効果は水充填率1vol%まで得ることができるが、水素発生のG値の影響より、水充填率が1vol%より小さくなると水素発生速度低減効果が得られないことが分かった。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.54

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法の提案（ i ）粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法
a.項で確認した影響因子を考慮し、粉状燃料デブリにおける水素発生予測式を検討した。水素発生予測式
を以下に示す。崩壊熱（E）およびピーキングファクタ（P）は粒状、塊状燃料デブリの水素発生速度の入力値と同様、1F-1の発熱量から求めた値を用いる。燃料デブリ重量（M）および燃料含有割合（C）は、燃料デブリに含まれる燃料成分（UO2）・構造物(金属)・コンクリートの比率を考慮して算出する。エネルギー吸収率（F）
はPHITSを用いて求め、各物質に吸収されるエネルギー吸収量から算出したエネルギー吸収率を使用する。
水素発生のG値（G）は文献調査により得られた、粉状燃料デブリの表面積を考慮した水素発生のG値を用いる。

＜粉状燃料デブリの水素発生速度評価式＞
𝑅𝐻2= 𝑅𝐻2(𝛼)+ 𝑅𝐻2(𝛽)+ 𝑅𝐻2(𝛾)𝑅𝐻2(i)=𝐸(𝑖) × 𝑃(𝑖) × 𝑀 × 𝐶 × 𝐹(𝑃𝐻𝐼𝑇𝑆)(𝑥 𝑣𝑜𝑙% )(𝑖) × 𝐺𝑤(𝑖)𝑤

𝜌𝑈𝑂2 𝑉𝑈𝑂2
𝜌𝑈𝑂2 𝑉𝑈𝑂2 + 𝜌𝐹𝑒 𝑉𝐹𝑒 + 𝜌𝑐𝑒𝑚𝑒𝑛𝑡 𝑉𝑐𝑒𝑚𝑒𝑛𝑡

・含水率が0.925wt%未満の場合・含水率が0.925wt%以上の場合

𝑀 = (𝜌𝑈𝑂2 𝑉𝑈𝑂2 + 𝜌𝐹𝑒 𝑉𝐹𝑒 + 𝜌𝑐𝑒𝑚𝑒𝑛𝑡 𝑉𝑐𝑒𝑚𝑒𝑛𝑡 )/1000

𝐶=𝑤

𝐺𝑡 = 0.017＜燃料デブリ重量＞＜燃料含有割合＞＜表面積を考慮した水素発生のG値＞
𝐺𝑡
𝐺𝑤(𝑖) =𝐹(𝑃𝐻𝐼𝑇𝑆)(𝑥 𝑣𝑜𝑙% )(𝑖)𝑤𝑡%
𝐺𝑡 = 0.007 + 0.0105 𝑥𝑤

RH2：水素発生速度[L/h]、RH2(i)：線種ごとの水素発生速度[L/h]、M：燃料デブリ重量[kg]、E(i)：線種ごとの崩壊熱[J/s/kgUO2]、C ：燃料含有割合[kgUO2/kg]、i：α線、β線、γ線、
P(i)：線種ごとのピーキングファクター[-]、ρm：物質mの密度[g/cm3]
F (PHITS) (Xwvol%) (i)：含水率xwvol%の時の線種ごとのエネルギー吸収率[-]、Gw(i)：表面積を考慮した線種ごとの水素発生のG値[molecules/100eV]、
Gt：水及びUO2が吸収した放射線エネルギーに対する水素発生のG値 [molecules/100eV]、©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
3
𝑥 wvol%：水の体積含有率[vol%]、𝑥 wwt%：水の質量含有率[wt%]、V
m：物質mの体積[cm ]6. 実施内容

No.55

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（1/20）（ i ）実施内容(1/2)
2021年度に実施した粉状及びスラリースラッジ状の放射性物質の取り扱い事例の調査により確認された、水素のガスだまりがスラリー・スラッジ層に生じ、突発的に水素が放出される事象について、水素のガスだまりが影響する因子とその影響度合いを分析する。さらに、福島第一原子力発電所で回収が想定される粉状燃料デブリの性状を仮定して粉状燃料デブリにおける水素のガスだまりの影響を検討する。
・【米国】Hanford（K-Basin）の事例
放射性スラッジにより生成された水素ガスが放射性スラッジにより蓋をされ、放出されずガスだまりを生成し、突発的にガスが放出される事象（以下、「GRE（Gas Release Event）」という。）が確認された。
また、サンプリングした放射性スラッジを用いた試験では放射性スラッジ内で生成された水素ガスだまり
により、スラッジが分断され、押し上げられる事象（以下、「VSB（Vessel-Spanning Bubble）」という。）が観測された。
ガスだまり
放射性スラッジ

図1 Hanford Siteのタンク内における水素放出事象注1

図2 放射性スラッジにより確認されたVSB注2

注1：PA Gauglitz et al. PNNL-24255 WTP-RPT-238 Rev.0. Hydrogen Gas Retention and Release from WTP Vessels: Summary of Preliminary Studies.
2015. より。
©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
注2：G.Terrones et al. PNNL-13805. Vessel-Spanning Bubble Formation in K-Basin Sludge Stored in Large-Diameter Containers. 2002. より。

6. 実施内容

No.56

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（2/20）（ i ）実施内容(2/2)
粉状燃料デブリの水素ガス放出特性の検討については、以下の手順で検討を実施する。

図1 粉状燃料デブリの水素ガス放出特性評価フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.57

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（3/20）（ ii ）水素ガスだまりが均一に生成される事象の評価(1/4)
イ.スラッジ内に保持されるガスの蓄積量と降伏応力の関係

最大ガス分率[-]（ガス体積/全体積）

Hanｆord高レベル廃液貯蔵タンクで生じたスラッジ内のガス蓄積挙動について、模擬物質としてカオリンを用いた試験注1により、スラッジ内のガス蓄積量が検討された。試験により、スラッジ層内のガス蓄積量（最大ガス分率）はスラッジの降伏応力（Yield Stress）およびスラッジの粒径に依存することが報告されているため、スラッジの降伏応力を評価する必要がある。

降伏応力（Pa）

図1 カオリンを模擬物質とした、ガス蓄積挙動の経時変化注1
注1：PA、Gauglitz et al. PNNL-21167 Strong-Sludge Gas Retention and Release Mechanisms
in Clay Simulants. 2012. より

最大ガス分率[-]（ガス体積/全体積）

図2 スラッジ層内の最大ガス分率とスラッジ降伏応力との関係注1

スラッジ粒径[μm]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注1

図3 スラッジ層内の最大ガス分率とスラッジ粒径の関係

6. 実施内容

No.58

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（4/20）（ ii ）水素ガスだまりが均一に生成される事象の評価(2/4)
ロ.粉状燃料デブリに生じる降伏応力の推定式(1/2)
スラッジにおける固体の体積率（水分+固体における固体の割合）（φ）、再充填した際の空間率（ε）、粒径（ｄ）および相対粘度（μr）の関係式注1（以下、「Matsuo式」という。）を以下に示す。Matsuo式では、粒径ごとのスラッジの相対粘度を求めることができる。

＜Matsuo式＞
𝜇𝑟 = 𝐾𝑆=

図1 Matsuo式における評価モデル

𝜌𝑠 𝑆
1
1
−
𝜙𝑠 1 − 𝜖 − 𝑑0 𝜌𝑠 𝑆

6
𝑑𝜌𝑠

6
𝑑
𝜇𝑟 = 𝐾
1
1
6
−
−
𝑑
0𝑑
𝜙𝑠 1 − 𝜖μr：相対粘度（μ/μ0、μ0：水の粘度）
φs：固体の体積率（水分と固体の合計体積に対する固体の体積割合）
ε：固体を充填した際の空間率d0：粒子周りの束縛された水膜厚さ
S:固体の比表面積
ρs：固体の密度d：固体の粒径
K:スラッジに依存した定数

注1：Matsuo,S, 高濃度石炭-水スラリーの粒度分布に基づく粘度モデルの提案, 化学工学論文集, 29, p.562, 2002 より©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.59

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（5/20）（ ii ）水素ガスだまりが均一に生成される事象の評価(3/4)
ロ.粉状燃料デブリに生じる降伏応力の推定式(2/2)
降伏応力（τ0）は、Matsuo式で求められる相対粘度（μr）にせん断速度と水の粘度（μ0）を掛けることで求めることができる。降伏応力の推定式（以下、「降伏応力の推定式」という。）を以下に示す。せん断速度は0.1/sと仮定注1した。降伏応力の推定式の入力値のうち、スラッジに依存した定数（K）および固体を再充填した際の空間率（ε）は評価対象のスラッジの物性により変わることから、試験注3により求められた
UO2スラッジの降伏応力とのフィッティングにより求めた。

τ0：降伏応力μ0：水の粘度
φs：固体の体積率（水分と固体の合計体積に対する固体の体積割合）
ε：固体を充填したときの空間率（=0.6）
d0：粒子周りの束縛された水膜厚さ（水膜厚さはMatsuo式が提案された文献注2と同様の0.02μmと仮定した。)
d：粒径
K：スラッジに依存した定数（=1.0×105）

70〇：UO2 d=1.4μm―：降伏応力の推定式
フィッティング結果

60
降伏応力 τ0 [Pa]＜降伏応力の推定式＞
6𝑑τ0 = 0.1𝜇0 𝐾
1
1
6
−
− 𝑑0
𝜙𝑠 1 − 𝜖𝑑

注1：せん断速度は「Usui,H, 単分散シリカ微粒子の凝集性スラリーに対するレオロジーモデル, 化学工学論文集,25 ,p459,
1999.」より得られたせん断速度0.1/sにおける粘度とせん断速度を0.1/sと仮定した場合の降伏応力の推定式における応力が近い値であることから、せん断速度を0.1/sとして評価することは妥当であると判断した。
注2：Matsuo,S, 高濃度石炭-水スラリーの粒度分布に基づく粘度モデルの提案,化学工学論文集, 29, p.562, 2002 より。
注3：J.A.Lane, H.G.MacPherson and E.Maslan, Fluid Fuel Reactors Addison-Wesley Publishing Company Inc. (USA), 1958. より

50

40
30

20
10
0
0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

固体の体積率φs [-]図1 実験値と推定式のフィッティング結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.60

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（6/20）（ ii ）水素ガスだまりが均一に生成される事象の評価(4/4)
ハ.粉状燃料デブリの均一なガスだまり生成の評価結果

0.1 μm
1 μm
10 μm
100 μm1000 μm10000
降伏応力τ0 [Pa]

1000
100
10
1

0.1
0.01
0.001
0.0001
0.00

0.10

0.20

0.30

固体の体積率φs [-]図1 粒径ごとの降伏応力と固体の体積率の関係

0.40

最大ガス分率[-]（ガス体積/全体積）

降伏応力の推定式を用いて評価した、粒径（d）ごとの降伏応力(τ0)と固体の体積率（φs）の関係を図1に示す。図1より、スラッジの粒径縮小に伴い、降伏応力が増加することが分かった。
また、スラッジの粒径ごとのスラッジ層内の最大ガス分率と固体の体積率の関係を図2に示す。
粉状燃料デブリは0.1mm（100μm）以下の粒径かつ、燃料デブリ充填率が最大で30vol%であることから、
図2より最大ガス分率は1%程度であり、粉状燃料デブリは均一な水素ガスだまりを生成する可能性が
1
0.1 μm
高いことが分かった。
1 μm
10 μm
100 μm1000 μm

0.1
0.01
0.001
0.0001
0.00

0.10

0.20

0.30

0.40

固体の体積率φs [-]図2 粒径ごとのスラッジ層内の最大のガス分率と固体の体積率の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.61

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（7/20）（ iii ）水素ガスだまりが局所に生成される事象の評価(1/2)
イ.粉状燃料デブリの局所的な水素だまり生成（VSB）の評価式
K-Basinで採取されたスラッジを使った試験で見られたVSBについて、PNNLにより評価式が提案された。
評価モデルはガスだまりを1つの気泡と仮定し、気泡径(d)と容器の内径（D)の比が0.7を超えており、生成したガスの浮力が降伏応力による抗力を超えた場合にVSBが発生すると評価した。VSBの評価式で求められるNsは、浮力に対する抗力の比であり、Ns＞1の場合は抗力によって気泡の上昇が抑制されている状態、Ns≦1の場合は抗力よりも浮力が大きくなり、気泡が浮上する状態を示す。

＜VSBの評価式＞
(抗力)
𝜏0
𝑁𝑠 =
=
(浮力) 𝑘 𝜌𝑠 − 𝜌𝑔 𝑔 𝑑

d/D [-]

1

Ns：浮力に対する抗力の比(1未満になると浮力により気泡が上昇する。)
ρs：沈殿物の密度[kg/m3]
ρg：ガスの密度[kg/m3]
g：重力加速度[m/s2]
d：気泡径[m]D：容器の内径[m]k：無次元の応力係数(dimensionless yield constant, 試験より求められる値でk = 0.04～0.6の値を持つ、
K-Basinのスラッジでは0.061と評価されていることから本評価でも同様の値と仮定して評価する。)

ケース2
気泡の拡大もしくは浮上により、液面が上昇している状態（VSB発生）

0.7

ケース1
気泡が
スラッジ内で
保持された
状態

ケース3
気泡がスラッジに保持されず浮上している状態

00

Ns [-]

1

図1 d/DとNsの関係

図2 VSB発生の評価結果のモデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.62

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（8/20）（ iii ）水素ガスだまりが局所に生成される事象の評価(2/2)
ロ.粉状燃料デブリの局所的な水素だまり生成（VSB）の評価結果
沈殿物の密度（ρs）をUO2の密度（10960kg/m3）とした場合に、降伏応力（τ0）あたりの気泡が上昇し始める（Ns=1）気泡径（d）を求めた。図1に示す評価結果より、粉状燃料デブリの降伏応力が908 Pa以上の条件でd/D比は0.7（気泡径138.6mm）を超え、VSBが発生することが分かった。粉状燃料デブリの粒径ごとの降伏応力と固体の体積率の関係と照らし合わせると、粉状燃料デブリの粒径が0.1μmかつ固体の体積率が0.2を超える場合、VSBが発生する可能性があり、それ以外の条件ではd/D比が0.7未満となるため、VSBは生じず、粉状燃料デブリの降伏応力に応じた大きさの気泡が放出される可能性があることが分かった。
1.2
10000
降伏応力τ0 [Pa]1.0
d/D比 [-]

VSBが発生する領域

1000

0.8
VSBが発生せず
水素ガスが
放出される
領域

0.6
0.4

VSBが発生する領域

100

× 0.1μm〇 1μm△ 10μm◇ 100μm□ 1000μm

10
1
0.1
0.01

908 Pa0.2

VSBが発生せず
水素ガスが放出される領域

0.001

0.0

0

1000

2000

降伏応力τ0[Pa]
図1 Ns=1のときのd/D比と降伏応力の関係（D=198mm）

908Pa

0.0001
0.00

0.10

0.20

0.30

0.40

固体の体積率φs [-]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図2 粒径ごとの降伏応力と固体の体積率の関係

6. 実施内容

No.63

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（9/20）（ iv ）水素ガスを含んだ粉状燃料デブリの塊が液面に浮上する事象の評価(1/4)
イ.水素ガスを含んだ粉状燃料デブリ塊の液面浮上（GRE）の評価式（1/2）
Hanford高レベル廃液貯蔵タンクではスラッジ内で発生したガスによるGREにより、タンク上部空洞の水素濃度が一時的に爆発下限界（4vol%（40,000ppm））を超える事象が確認され、GREの評価式が検討されている。
(硬質の膜)(対流が生じる液層)(対流が生じない沈殿物層)

図2 Hanford高レベル廃液タンクのスラッジ溶液のモデル注1③液面でガス放出②浮力で浮上

図1 Hanford siteにおいて確認されたGRE時刻歴注1

①スラッジ
の塊に
ガス蓄積

④スラッジが沈降

図3 GREのプロセスモデル注1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注1：CW. Stewart et al., PNNL-15238 Predicting Peak Hydrogen Concentrations from Spontaneous Gas Releases in Hanford
Waste Tanks,2005, より

6. 実施内容

No.64

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（10/20）（ iv ）水素ガスを含んだ粉状燃料デブリの塊が液面に浮上する事象の評価(2/4)
イ.水素ガスを含んだ粉状燃料デブリ塊の液面浮上（GRE）の評価式（2/2）
Hanford siteにおけるGREの評価モデルは、タンク底部に蓄積したスラッジ内で生成した水素等のガスが蓄積し、浮力によりスラッジの塊が液面に浮上してタンク上部空洞に放出されるという事象を想定し評価式注1を構築している。GREの評価式におけるBRは浮力比であり、BRが1を超えると浮力によりスラッジが浮上する。

＜GREの評価式注1＞
𝐶
𝐺 𝑇𝑠
𝐵𝑅 =
ρ𝑠 − ρ𝐿 𝑝𝑔𝑎𝑠

1/3

𝐻𝑠 2

𝐻𝑠
𝑝𝑔𝑎𝑠 = 𝑃𝐴 + 𝜌𝐿 𝑔 𝐻𝐿 +2
3 𝑁 2/3 𝑅1/3 𝑚τ
𝐶=
16
𝑆𝐾𝑔
2 3
𝑆=
9 4𝜋

2/3

BR：浮力比(1を超えると浮力によりスラッジが浮上する。
Hanford高レベル廃液タンクでのGREの有無を基に設定)、
ρs：沈殿物の密度[kg/m3]、 ρL：液の密度[kg/m3]、
G：ガス生成速度[mols/m3/day]、 Ts：沈殿の平均温度[K]、pgas：沈殿内の平均のガス圧力、Hs：沈殿層高さ[m]、PA：大気圧[Pa]、g：重力加速度[m/s2]、HL：沈殿層上の液層の高さ[m]、N：単位体積当たりの気泡数、R:気体定数[8.314 J/mol K]、K:定数、S:ストークス流の定数、mτ:沈殿槽の降伏応力の勾配[Pa/m]、
C：定数(Hanford高レベル廃液タンクでのGREより1018 [(kg/m4)(day-Pa/mol-K)1/3]を導出)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

注1：CW. Stewart et al., PNNL-15238 Predicting Peak Hydrogen Concentrations from Spontaneous Gas Releases in Hanford Waste Tanks,2005, より

6. 実施内容

No.65

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（11/20）（ iv ）水素ガスを含んだ粉状燃料デブリの塊が液面に浮上する事象の評価(3/4)
ロ.水素ガスを含んだ粉状燃料デブリ塊の液面浮上（GRE）の評価条件イ項で示したGREの評価式を用いて、UCに粉状燃料デブリを収納した場合のGREの発生の有無を評価する。
評価条件および評価モデルのイメージを以下に示す。
・UCの内径198mm、内部高さ360mmと仮定した場合と、内部高さを720mmと仮定して場合の2ケースを評価
・燃料デブリ充填率を30vol%と10vol%と仮定した場合の2ケースを評価
・燃料デブリかさ密度を50％と100％の場合の2ケースを評価
・定数CはHanford siteにおける評価と同じ値（C=1018）を使用
・水素発生速度はNo.51における評価条件Cの水素発生速度の最大値を使用(ｆ)ケース6(d)ケース4(e)ケース5(ｃ)ケース3(b)ケース2(a)ケース1
ユニット缶内部高さ：720mm
ユニット缶内部高さ：720mm
ユニット缶内部高さ：360mm
ユニット缶内部高さ：720mm
ユニット缶内部高さ：360mm ユニット缶内部高さ：360mm
燃料デブリ充填率：30vol% 燃料デブリ充填率：30vol% 燃料デブリ充填率：30vol% 燃料デブリ充填率：30vol% 燃料デブリ充填率：10vol% 燃料デブリ充填率：10vol%
燃料デブリかさ密度：50vol% 燃料デブリかさ密度：100vol% 燃料デブリかさ密度：50vol% 燃料デブリかさ密度：100vol% 燃料デブリかさ密度：50vol% 燃料デブリかさ密度：50vol%
水素発生速度：0.167L/h
水素発生速度：0.237L/h
水素発生速度：0.084L/h
水素発生速度：0.237L/h
水素発生速度：0.119L/h
水素発生速度：0.119L/h

図1 GREの評価モデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.66

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（12/20）（ iv ）水素ガスを含んだ粉状燃料デブリの塊が液面に浮上する事象の評価(4/4)
ハ.水素ガスを含んだ粉状燃料デブリ塊の液面浮上（GRE）の評価結果
UCに粉状燃料デブリを収納した場合におけるGREの評価結果より、粉状燃料デブリを収納したユニット缶
でのBRは全てのケースで1よりも十分小さく、水素ガスを含んだ粉状燃料デブリの塊が液面に浮上する事象（GRE）が発生する確率は低いことが分かった。BRが低くなった原因は、固相密度が大きいこと、固相高さ
および液相高さが低いことが考えられる。
表1 粉状燃料デブリをユニット缶に収納した場合のGRE評価結果注1
固相
密度

液相
密度

ガス（H2+O2）
生成速度

水素発生速度

水素発生速度

温度

固相高さ

固相上液相高

ρs

ρL

G

-

H

Ts

Hs

HL

[kg/m3][kg/m3][mols/m3/day][L/h][mols/m3/day]

[K]

[m]

[m]

Hanfordの例注1

1600

1400

0.017

-

0.011

323

4

3

2.6

ケース1

5980注2

1000

52.5注30.119

35.0注4

298

0.216

0.144

0.0051

ケース210960注2

1000

52.5注30.119

35.0注4

298

0.108

0.252

0.0006

ケース35980注2

1000

52.5注30.237

35.0注4

298

0.432

0.288

0.0201

ケース410960注2

1000

52.5注30.237

35.0注4

298

0.216

0.504

0.0025ケース55980注21000

110.9注3

0.084

73.9注4

298

0.072

0.288

0.0007

ケース65980注21000

110.9注3

0.167

73.9注4

298

0.144

0.576

0.0029

項目

注1：CW. Stewart et al., PNNL-15238 Predicting Peak Hydrogen Concentrations from Spontaneous Gas Releases in Hanford Waste Tanks,2005, より
注2：燃料デブリは燃料成分（UO2）100%と仮定、固相密度はUO2の密度10.96g/cm3と水の密度1g/cm3とかさ密度を考慮した固相の密度を算出している。
注3：放射線分解により生成されるガス（2H2O→2H2+O2）発生速度。水素発生速度を1.5倍することで算出。
注4：水素発生速度/粉状燃料デブリの体積/24.5(298Kにおけるガス体積)×24

BR©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.67

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（13/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(1/8)
イ.水素ガスだまり生成による粉状燃料デブリの溢水評価(1/2)
これまでの評価結果より、粉状燃料デブリ内には水素ガスだまりが生成されることが分かった。
水素ガスだまりが生成される場合、UC内の粉状燃料デブリの見かけの体積が大きくなることから、粉状燃料デブリの液面高さが上昇し、UCから溢水する可能性があるため、粉状燃料デブリの溢水が生じないように、UCへの収納量の制限が必要であると考える。粉状燃料デブリをUCに収納した場合、粉状燃料デブリに生成される水素ガスだまりの体積を算出し、粉状燃料デブリの見かけの体積を評価した。評価結果より、粉状燃料デブリの体積は降伏応力が30Paの時に最大約43%体積が大きくなることが分かった。収納缶は内径220mm、内部高さ840mmであることから、粉状燃料デブリの体積増加率が12%を超えると、収納缶から溢水する可能性があるため、降伏応力が4Paを超える条件の粉状燃料デブリは収納缶からも溢水する可能性があることが分かった。

降伏応力[Pa]
図1 降伏応力と粉状燃料デブリの体積増加率の関係(a) 粉状燃料デブリの保管開始時(b) 水素ガスだまりの生成により、溢水が発生©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図2 水素ガスだまり生成による溢水のイメージ

6. 実施内容

No.68

UC容積に対する粉状燃料デブリの体積率 [％]6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（14/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(2/8)
イ.水素ガスだまり生成による粉状燃料デブリの溢水評価(2/2)
UCへの粉状燃料デブリ全体（水と粉状燃料デブリの全て）の初期充填率を減らした場合、降伏応力が30Paの条件で初期充填率を78%にすると収納缶からの溢水が生じなくなり、69%にするとUCからの溢水が生じなくなることが分かった。よって、粉状燃料デブリはガスだまりの影響による溢水を防止するために、粉状燃料デブリの体積膨張を考慮した初期充填率とする必要があることが分かった。
150
初期充填率 収納缶から溢水が
UCから
100%
140
溢水が生じる領域
80%
生じる領域
78%
130
69%
120
収納缶
60%
110
ユニット缶
（UC）

100

90
粉状燃料
デブリ

80
70

60

(a) 粉状燃料デブリの保管開始時

50
0.1

1

10

100

1000

(b) 水素ガスだまりの生成により、水位上昇

10000

図2 粉状燃料デブリ充填量低減による溢水の抑制

降伏応力 τ[Pa]
図1 粒径ごとの降伏応力とUC容積に対する粉状燃料デブリの体積率の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.69

粉状燃料デブリを収納缶で収納・移送・保管する場合、収納缶内気相部の水素濃度を爆発下限界（4vol%）未満に保つ必要がある。水素ガスだまりが粉状燃料デブリ内に局所に生成されると仮定した場合、水素ガスだまりの最大気泡径は粉状燃料デブリの降伏応力によって求められる。粉状燃料デブリ内の水素ガスだまりが一瞬で収納缶内気相部に均一に放出された場合に、水素濃度を爆発下限界（4vol%）以上に上昇させる水素だまりの気泡径は体積比から約68mm以上であり、その気泡径は粉状燃料デブリの降伏応力が約450Pa以上で生じる。そのため、粉状燃料デブリの粒径が0.1μmかつ、固体の体積率が20%を超える場合に、水素濃度が爆発下限界（4vol%）以上になることが分かった。
50
250
10000
40
30
20

4vol%
10
0
0

100

150
68mm

100
50

約68mm
200

気泡径[mm]
図1 水素ガスだまりの気泡径と気泡放出時の収納缶内の水素濃度の関係

降伏応力τ0 [Pa]200
気泡径[mm]

気泡放出時の収納缶内気相部の水素濃度[vol%]6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（15/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(3/8)
ロ.水素ガスだまりが放出された場合の水素濃度評価(1/2)

0
500

1000

450Pa
× 0.1μm〇 1μm△ 10μm100

10

約450Pa
0

1000

1500

降伏応力[Pa]
図2 降伏応力と最大気泡径の関係

10.00 0.10 0.20 0.30 0.40
固体の体積率φs [-]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図3 粒径ごとの降伏応力と固体の体積率の関係

6. 実施内容

No.70

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（16/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(4/8)
ロ.水素ガスだまりが放出された場合の水素濃度評価(2/2)

約95Pa

100

200
気泡径[mm]

降伏応力τ0 [Pa]1000

× 0.1μm〇 1μm△ 10μm

気泡放出時の収納缶内気相部の水素濃度[vol%]水処理粉状燃料デブリは粒径が0.1μmで含水率が90～95vol%と想定されていることから、粒径ごとの降伏応力と固体の体積率の関係より、降伏応力は約95Paとなることが想定される。95Paの粉状燃料デブリが生成可能な気泡径は約15mmであり、水素ガスだまりが一瞬で放出された場合でも収納缶内気相部の水素濃度は約0.04%であり、水処理粉状燃料デブリであれば水素ガスだまりが放出された場合でも水素濃度は爆発下限界（4vol%）未満になることが分かった。
50
250
10000

150
100

10

50

1
0.00 0.10 0.20 0.30 0.400

固体の体積率φs [-]図1 粒径ごとの降伏応力と固体の体積率の関係

約15mm

95Pa
0

500

1000

1500

降伏応力[Pa]
図2 降伏応力と最大気泡径の関係

4030

約0.04%
15mm

20
10
0
0

100
気泡径[mm]200

図3 水素ガスだまりの気泡径と気泡放出時の収納缶内の水素濃度の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.71

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（17/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(5/8)
ハ.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(1/2)
粉状燃料デブリを乾燥せずに長期保管する場合、粉状燃料デブリの溢水および収納缶内気相部の水素濃度を爆発下限界（4vol%）以上に上昇させる水素ガスだまりの放出が生じない条件であっても、蒸発等で含水率が徐々に低下していくことが想定される。含水率が低下すると、降伏応力が上昇し、粉状燃料デブリ内に生成される水素ガスだまりの気泡径が大きくなる。その場合、収納缶内の水素濃度を爆発下限界（4vol%）以上に上昇させる水素ガスだまりが生成される可能性があるため、粉状燃料デブリを乾燥せずに長期保管することは避けるべきと考える。
カプラ（常時開）
水蒸気

収納缶

水素ガス
ユニット缶
（UC）
粉状燃料
デブリ

(a) 粉状燃料デブリの保管開始時（降伏応力が小さいため、水素ガスを含んだ気泡はスラッジ層に保持されず、液面に浮上する）(b) 蒸発等により、含水率が低下している状態（(a)よりも降伏応力が大きくなり、
水素ガスを含んだ気泡が大きくなっている）(c) 蒸発等により、(b)よりもさらに含水率が低下している状態（(ｂ)よりも降伏応力が大きくなり、水素ガスだまりが生成され、放出された際に、収納缶内気相部の水素濃度が4vol%を超える可能性がある）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図1 粉状燃料デブリを乾燥せずに長期保管した場合のイメージ

6. 実施内容

No.72

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（18/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(6/8)
ハ.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(2/2)
粉状燃料デブリを乾燥し、乾燥目標である0.1wt%まで乾燥した場合、粉状燃料デブリ72.9kgに付着する水は72.9gであり、72.9gの水を内径198mmのUCに入れても2mm程度の高さにしかならないため（実際は粉状燃料デブリにほぼ均一に付着するため、水たまりは生じないと想定される）、水素ガスだまりが生成される可能性は低いと考える。よって、乾燥目標である0.1wt%まで乾燥すれば、粉状燃料デブリを収納缶状態で保管することが可能であると考える。
カプラ
（常時開）
収納缶

水素ガス

ユニット缶
（UC）
水

粉状燃料
デブリ

乾燥後の粉状燃料デブリの保管開始時～長期保管中（水の量が非常に少ないため、水素ガスだまりは生成されず、水素が放出されている状態）

図1 粉状燃料デブリを乾燥して長期保管した際のイメージ図
注1：技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）、令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状燃料デブリの乾燥技術））」 2022年度中間報告、2022、より。

図2 【参考】収納缶（乾燥）PJ
実規模スケールのスラリー・スラッジ試験
珪砂スラリー・スラッジ乾燥後（平衡含水率0.02wt%未満）注1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.73

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（19/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(7/8)
ニ.粉状燃料デブリの水素発生速度を考慮した保管条件の検討
粉状燃料デブリを粒状、塊状燃料デブリ用の収納缶注1のベントカプラを開放した状態で保管した場合の平衡状態における収納缶内気相部の水素濃度を評価注1した。水素濃度はフィックの法則に基づき保守的に
気体の拡散のみを考慮して評価注2した。評価結果より、粉状燃料デブリを乾燥せずに保管することは困難であるが、乾燥処理を施せば収納缶状態での保管が成立することが分かった。なお、乾燥せずに収納缶状態で保管する場合は、収納缶の構造変更（ベントカプラ径の拡大など）が対策案として考えられるが、蒸発等による含水率の低下に伴ってガスだまりが生成される懸念があるため、粉状燃料デブリを乾燥せずに収納缶状態で保管することは避けるべきと考える。
表1 粉状燃料デブリを粒状・塊状燃料デブリ用収納缶で保管した場合の水素濃度
燃料デブリの種類

純水のプライマリーG値条件の結果

表面積を考慮したG値条件の結果

水素発生速度

水素濃度

水素発生速度

水素濃度

70vol%（17.6wt%）注3

0.200 L/h

10.5 vol%0.237 L/h

12.1 vol%

30vol%

0.333vol%（0.1wt%）注3

0.002 L/h

0.09 vol%0.014 L/h

0.88 vol%

無10vol%

90vol%（45.1wt%）注3

0.125 L/h

7.01 vol%0.167 L/h

9.03 vol%

有

10vol%

0.111vol%（0.1wt%）注3

0.001 L/h

0.03 vol%0.005 L/h

0.30 vol%

乾燥
有無

燃料デブリ
充填率

水充填率
（含水率）

無

30vol%

有

粉状燃料デブリ

水処理
粉状燃料デブリ

注1：技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）、平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」2020年度最終報告、2021、より。
実機大収納缶（内径220mm、ボルト構造、送気機構なし）を参照。
注2：収納缶内の水素濃度評価は、実機大収納缶内のユニット缶より上の範囲についての構造を考慮して実施。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注3：含水率（wt%）は、燃料デブリの質量あたりの水の割合（水の体積×密度/（水の体積×密度+粒子（UO2）の体積×密度））を指す。

6. 実施内容

No.74

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討③実施事項、成果
c.粉状燃料デブリの水素ガス放出特性（20/20）（ v ）粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を考慮した保管条件の検討(8/8)
ホ.評価結果の考察
粉状燃料デブリの水素ガス放出特性の検討として、収納缶状態において
粉状燃料デブリ内に生成される水素ガスだまりの放出特性を検討した。
評価結果の考察を以下に示す。
•粉状燃料デブリを収納缶状態で保管する場合、粉状燃料デブリの溢水が発生する可能性があることが分かった。
•粉状燃料デブリを収納缶状態で保管する場合、水素ガスだまりが放出された場合に、収納缶内気相部の水素濃度が爆発下限界（4vol%）を超える可能性があることが分かった。
•粉状燃料デブリを乾燥しない場合、保管開始時には粉状燃料デブリの溢水および収納缶内気相部の水素濃度を爆発下限界（4vol%）以上に上昇させる水素ガスだまりの放出が生じない条件であっても、保管中に蒸発等で徐々に含水率が低下することで、収納缶内気相部の水素濃度を爆発下限界（4vol%）以上に上昇させる水素ガスだまりが生成される可能性があることが分かった。
以上の考察より、粉状燃料デブリを乾燥せずに収納缶状態で保管することは避けるべきと考える。
また、収納缶を密封移送する場合、保管時と同様に水素ガスだまりが放出された場合に、収納缶内
気相部の水素濃度が爆発下限界（4vol%）を超える可能性があることから、保管前ではなく、移送前に乾燥することが望ましいと考える。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.75

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討④成果の反映先への寄与
粉状燃料デブリの水素発生予測法の提案および水素だまりの影響評価結果をもとに、粉状燃料デブリの取り扱い方法（保管方式、保管施設等）および粉状燃料デブリ用収納容器の設計の検討に寄与できるものと考える。

⑤現場への適用性の観点における分析
現場への適用においては、提案した水素ガス発生予測法の確からしさを試験等による検証もしくは、
サンプリングされた燃料デブリの水素ガス発生特性との比較評価等の検討が必要と考える。

⑥目標に照らした達成度
目標達成を判断する以下の指標が満足できていることから、所期計画通り目標を達成できたと判断する。
• 粉状燃料デブリの水素ガス発生挙動に影響する因子を特定し、その影響度合いについて分析と評価を行い、粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法を提案していること。（TRLレベル：3）• 蓄積された状態の粉状燃料デブリからの水素ガス放出について調査や検討を行い、その放出特性や粒状、塊状燃料デブリとの相違を明らかにし、水素ガス放出に影響する因子の特定およびその影響について分析・評価 していること。 （TRLレベル：3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.76

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討⑦まとめ• 2020年度に実施した補助事業「燃料デブリの収納・移送・保管技術の開発」で提案した
粒状、塊状の燃料デブリの水素発生予測法を、粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリに適用した場合の水素ガス発生挙動に影響する因子を特定し、その影響度合いを明らかにしたうえで、粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリの水素発生予測法を提案し、実機適用に向けた課題とその対応策を検討した。
• 2021年度の補助事業「燃料デブリの収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・
スラッジ状の燃料デブリ対応）」の事例調査で得られた、粉状、スラリー・スラッジ状の
燃料デブリ内に蓄えられた水素ガスが突発的に放出される事象について、調査や検討を行い、その放出特性や粒状、塊状の燃料デブリとの相違を明らかにした。
さらに、粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリを収納缶で保管する場合の条件を検討し、実機適用に向けた課題とその対応策を検討した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.77

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討⑧今後の課題（1/2）
粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法の実機適用に向けた課題を以下に示す。
表1 粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法の実機適用に向けた技術課題と解決時期
項目

技術課題

技術課題の解決策

解決時期

崩壊熱
ピーキングファクタ
燃料含有割合燃料デブリ重量エネルギー吸収率

燃料デブリの性状が不明確であり、
実燃料デブリの崩壊熱や燃料含有割合等を考慮した現実的な評価ができないため、保守的な条件で水素発生速度を評価せざるを得ない。

実燃料デブリの性状把
握のためのサンプリン
グ等を実施し、その結果を考慮した崩壊熱や燃料含有割合等の条
件で水素発生速度を評価する。

燃料デブリ性状把握のための燃料
デブリサンプリング⇒今後検討要

水素発生のG値

含水率が低い領域での水素発生のG 値の増加や、混在する物質による水素発生のG 値の増加等により、乾燥処理等によって含水率を低下させても水素発生速度が十分に低減しない懸念がある。

粉状燃料デブリを模擬した照射試験を実施して、含水率や混在する物質による水素発生のG値を確認し、水素発生速度への影響を評価する。

粉状燃料デブリを模擬した照射試験
による水素発生のG値の検討⇒今後検討要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.78

6.2 水素ガス発生特性、放出特性の検討⑧今後の課題（2/2）
粉状燃料デブリの水素ガス放出特性を踏まえ、粉状燃料デブリを収納缶で保管する際に想定される
技術課題、その解決策および解決時期を整理した。
表1 粉状燃料デブリの保管に向けた課題
課題内容

収納缶での保管における技術課題の有無と解決策
乾燥無

解決時期

乾燥有

（1）水素ガスだまりの生成により、粉状燃料
デブリ溢水の発生

技術課題あり：溢水が発生する。
⇒解決策（1）：UCへの初期充填率を減らすことで溢水を防止する。ただし、現場での初期充填率の管理方法も検討が必要。

技術課題なし：溢水は発生しない。

解決策（1）：UCへの粉状燃料デブリ充填方法と初期充填率の検討⇒今後検討要（2）収納缶状態での長期保管

技術課題あり：保管中に蒸発等で燃料デブリの含水率が徐々に低下することで、生成される水素ガスだ
まりの気泡径が大きくなり、収納缶内気相部の水素濃度を爆発下限界（4vol%）以上に上昇させる水素
ガスだまりが生成される可能性がある。
⇒解決策（2）-1：収納缶以外の保管方式を検討する。代替案としては、タンク保管で水を継ぎ足し
含水率の低下を抑制しながら保管することで、水
素だまりの生成を防止する。

技術課題あり：粉状燃料デブリは乾燥目標である含水率0.1wt%まで乾燥すると水素だまりが生成されない。ただし、乾燥後の粉状燃料デブリの体積が小さ
いため、収納効率が悪い。
⇒解決策（2）-2：収納効率の向上が必要な場合は、乾燥後の粉状燃料デブリを集積してから収納缶に収納するなどの対策が必要。

解決策（2）-1：収納缶以外の保管方式の検討⇒本補助事業（保管様式の検討）にて検討済

技術課題あり：収納缶内気相部の水素濃度が爆発下限界（4vol%）以上になる。
⇒解決策（3）-1：収納缶の構造変更（ベントカプラ径の拡大など）により水素放出特性を向上させる。
⇒解決策（3）-2：収納缶以外の保管方式を検討する。代替案としては、収納缶以外の保管容器（タンク等）を用いて、常時換気状態で保管すること
で、水素濃度の上昇を防止する。

技術課題なし：収納缶内気相部の水素濃度が爆発下限界（4vol%）未満になる。

解決策（3）-1：収納缶の構造変更による水素放出特性の向上⇒今後検討要

技術課題あり：保管中の蒸発等により、粉状燃料デブリの含水率が低下している可能性が高いため、保管期間終了後の収納缶開放時に粉状燃料デブリが飛散する恐れがある。
⇒解決策（4）-1：収納缶以外の保管方式を検討する。代替案としては、タンク保管で水を継ぎ足し
含水率の低下を抑制しながら保管することで、粉状燃料デブリの飛散を防止する。

技術課題あり：保管期間終了後の収納缶開放時に粉状燃料デブリが飛散する恐れがある。
⇒解決策（4）-2：収納缶以外の保管方式を検討する。代替案としては、タンク保管で水を継ぎ足し
含水率の低下を抑制しながら保管することで、粉状燃料デブリの飛散を防止する。

（3）水素ガスだまり放出時および定常状態における収納缶内の水素濃度（4）収納缶状態で長期保管し、保管期間終了後の粉状燃料デブリの取り扱い

解決策（2）-2：収納効率の向上
対策の検討⇒今後検討要解決策（3）-2：収納缶以外の保管方式の検討⇒本補助事業（保管様式の検討）にて検討済解決策（4）-1および（4）-2：収納
缶以外の保管方式の検討⇒本補助事業（保管様式の検討）にて検討済©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.79①目的、目標冷却水循環系では、燃料デブリの加工時の飛散抑制材、臨界防止のための水ガラス中性子
吸収材、固形分を回収するための吸着材や凝集剤が、粉状燃料デブリと共に回収される。
これら随伴物は、粉状 燃料デブリに比べて比重や粒径等の性状に差があると考えられるため、乾燥処理後における収納容器の取り扱い時や保管状態において、収納容器内でのふるまいが大きく異なると想定される。収納容器内で発生する水素ガスや崩壊熱による流動や、収納容器の保管までの取り扱いによる衝撃や運動等によって、粉状燃料デブリや随伴物は収納缶内で舞い上がり等の挙動を呈すると考えられる。特に、舞い上がり等の挙動が大きいと推定される収納缶での乾燥処理時を対象とした粉状燃料デブリの挙動を、文献などによる類似事例調査やＣＦＤ等を用いた流動解析により推定する。その結果より、粉状燃料デブリの安定保管までの取り扱い時や、保管時に維持すべき安全機能への影響（例えば、収納容器のフィルタの閉塞等）を評価する。

②既存技術との対比
粉体の飛散挙動に関する研究はあり、文献調査等により既存技術を確認しながら、本検討に反映する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果

No.80【2022年度粉状燃料デブリの挙動の評価フロー】【補足】 基本方針（1/5）
収納缶（乾燥）PJ【燃料デブリの乾燥技術】2021～2022年実機規模収納缶スラッジ乾燥試験注1(1)スラッジ乾燥処理の適用範囲を明確化
・処理対象物の具体化(2)スラッジ処理形態の合理化
・実機規模収納缶、内容器方式による実規模試験
・含水率、温度特性の把握

2022年度粉状燃料デブリの挙動の評価(1) スラッジ乾燥処理時、飛散評価適用範囲明確化
・スラッジ飛散評価対象物の具体化

・基本現象の深堀り（ビーカースケール試験）・微細粉体の飛散特性(2)粉状燃料デブリ挙動評価手法構築
・実機規模収納缶、スラッジ乾燥試験時、乾燥特性と粉状燃料デブリの飛散速度を把握(代表スラッジ、最大スラッジ高さ条件）
・実機条件変更時影響（解析による評価）
・スラッジ種類、スラッジ高さ、含水率
・温風、ヒータ加熱(3) 乾燥処理中のフィルタへのスラッジ到達量、粒径評価(4) 安全機能への影響評価
・フィルタ閉塞、フィルタ集塵効率/フィルタ下流線量(5) 今後の課題
実機収納缶におけるフィルタデータ取得、フィルタ設計、安全機能評価
注1：本6.3項にて“スラッジ”と記載しているのは、飛散評価対象物（後述の珪砂、凝集剤など）を示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.81

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【収納缶（乾燥）PJと本PJの実施内容】③実施事項、成果【補足】 基本方針（2/5）
〇収納缶（乾燥）PJ【燃料デブリの乾燥技術】実機規模収納缶スラッジ乾燥試験（試験目的）
難乾燥物や水和物を含有する種類に対する乾燥処理の適用性を確認（効 果）①乾燥可能な処理対象物の種類具体化②代替水素対策案（試験内容） 内容器（ふた無し）構造における24h後の含水率評価

本PJ評価内容
フィルタに到達する
スラッジ量、粒径分布を計測

温風
収納缶
排気
(微負圧で吸引)外部加熱

本PJ【粉状燃料デブリ挙動評価方針】①実機規模収納缶スラッジ乾燥試験において、粉状燃料デブリの飛散特性を把握②粉状燃料デブリ飛散の観点で、処理対象物を選定③飛散速度に着目した実機規模模擬収納缶スラッジ乾燥試験を実施④粉状燃料デブリ高さ、温風条件等の変更影響は流動解析で実施

内容器

スラッジ
UC

図1 現状の処理概念（2019～2020年度検討結果、収納缶の場合）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.82

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【実機規模収納缶スラッジ乾燥試験結果分析】【補足】 基本方針（3/5）①昇温、②定率乾燥、③減率乾燥、④乾燥後と言った乾燥過程で、スラッジ層の温度、含水率（水蒸気発生量）は異なる。
スラッジの飛散は、スラッジ層の温度、含水率、ガス流れの影響を受けることから、乾燥過程ごとに、スラッジ飛散の特性（飛散量、粒径）を評価する。
乾燥前
安全影響評価内容を鑑み、時間積算した（１バッチ当たり）当たりの粉状燃料デブリ量を評価する。

①昇温 ②定率乾燥 ③減率乾燥 ④乾燥後本PJ評価内容
フィルタに到達する
スラッジ量、粒径分布を計測(c)
内容器からのスラッジ流出量(イメージ)(a)(b)
充填高さ（400mm条件）

(a)

(b)

充填高さ
（200mm条件）(c)

スラッジ平均温度（青破線四角の平均温度）
内容器平均温度（スラッジ範囲）（橙破線四角の平均温度）
内容器平均温度（スラッジ上方）（灰色破線四角の平均温度）(a)～(c)はグラフ左図の破線四角で示す計測点温度の平均値を示す。

６h後

乾燥後
（１５h後）

含水率は充填高さ200mm
条件の結果も併記する。

(1)内容器・スラッジ温度計測点(2)乾燥試験結果（収納缶側面ヒータ加熱200℃＋温風加熱200℃時の充填高さ400mm条件における温度履歴と含水率）

図1 収納缶（乾燥）PJで実施された実機規模収納缶スラッジ乾燥試験結果(3)スラッジ状況(スラッジ初期高さ200mm)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.83

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【評価全体方針】【補足】 基本方針（4/5）

スラッジ乾燥過程は、スラッジ層の温度、含水率に着目すると、①容器、スラッジ昇温過程、②定率乾燥過程、③減率乾燥過程、④乾燥後の４つの過程で特徴付けられる。そのため、各過程でのスラッジ飛散有無、飛散量を、別途試験で確認する。スラッジ
飛散が確認された過程において、内容器温度、スラッジ温度、水蒸気発生速度、スラッジ飛散速度をCFDの境界条件として設定する。そして、スラッジの挙動をCFDで定常計算する。これら４つの過程における境界条件を、手計算モデルで算出する。
①昇温②定率乾燥 ③減率乾燥④乾燥後

内容器からのスラッジ
流出量(イメージ)

過程

容器、スラッジ昇温(100℃まで）

定率乾燥 （減率移行限
界含水率以上）減率乾燥 （減率移行
限界含水率以下）

乾燥後（含水率0）内容器
温度20～100℃

140～160℃

160～180℃

～200℃

スラッ
ジ温度

20～100℃

100℃

100～160

～200℃

水蒸気

未発生

発生

発生

未発生

温度
含水率

限界含水率注1

各表示温度の説明はNo.82に示す。
含水率は充填高さ200mm条件の結果も併記する。

ﾋｰﾀ
200℃

自然対流
流速大
水蒸気流
速無

ﾋｰﾀ
200℃

20℃
～
100℃

自然対流
流速中
水蒸気流
速大

100℃

ﾋｰﾀ
200℃

自然対流
流速中
水蒸気流
速中

100℃
～
160℃

ﾋｰﾀ
200℃

自然対流
流速小
水蒸気流
速無

200℃

（乾燥試験結果（充填高さ400mm条件における温度履歴と含水率））

注1：定率乾燥速度から減率乾燥速度に変わる含水率

図1 スラッジ温度、含水率評価の概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.84

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【評価対象とする粉状燃料デブリ】【補足】 基本方針（5/5）

実機規模収納缶スラッジ乾燥試験結果の分析①珪砂を用いた試験では、スラッジ高さがパラメータで200、400㎜である。この条件では、乾燥試験後、珪砂が内容器内に残る。
温風出口配管に到達したスラッジは確認できなかった。
②凝集剤を用いた試験では、スラッジ高さが200、800mmである。乾燥試験後、凝集剤が飴状に凝固したものが内容器内に残る。
内容器上方内面に、液体が突沸し、壁面で凝固したものがあった。
この結果より、粉状物質でスラッジ高さが400mm以上と凝集剤の飛散挙動を評価する。
標準粉体

凝集剤

材質

珪砂7、8号

凝集剤 Al2(SO4)3

平均直径53、106μｍ

液状

写真

計測点

乾燥前

各点の温度と含水率の履歴

乾燥後

計測点

乾燥前

各点の温度と含水率の履歴©International Research Institute for乾燥後
Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.85

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【粒子飛散事象の文献調査；事例の調査】

a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （1/7）(i) 粉状燃料デブリ飛散速度（1/3）①珪砂に代表される粉状物質の飛散挙動については、スラッジ表面に対して、平行にガスが流れ、粉状物質を巻き上がる
飛砂事象と水分が乾燥して、スラッジ表面を水蒸気が上昇し、粉状物質がスラッジ表面から飛び出す事象を対象とする。
②凝集剤の飛散挙動については、凝集剤が沸騰する際に、凝集剤表面で突沸が起こった際、微細粒子がガス相に飛び出す、
飛沫同伴を対象とする。
粉状物質

凝集剤（液状物質）

事象

ガス横流れによる飛砂

水蒸気上昇流による粒子飛び出し

プール沸騰、突沸時飛沫同伴

類似事例

放射性エアロゾル粒子の土壌からの飛散
風による微粒子飛散

流動床

再処理工場苛酷事故反応槽残留物蒸発乾固乾燥装置、蒸気発生器

説
明
図

ガス横流れによる飛砂メカニズムと限界摩擦速度（上図注1 、下図注2 ）水蒸気による飛び出しメカニズムと流量（上図注3 、下図注4 ）

注1：飽本一裕、粒子状放射性物質の再浮遊と移流による2次汚染、Jpn.J.Health Phys.,49(1),17-28(2014)
注3：谷本他、気固系流動層表面からの粒子の放出機構、化学工学論文集、第9巻、第5号（1983）
注5：三石他、飛沫同伴に関する研究、化学工学 第22巻 第11号、680-686（1958）

突沸時飛沫同伴メカニズムと液滴径分布（上図注5 、下図注6 ）

注2：土屋他、飛砂における砂粒の運動機構(1)、京大防災研究所年報第13号B（昭和45.3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注4：加藤 邦夫、粉粒流動層における微粒子の挙動、粉体工学誌、Vol.36、No.8（1988）
注6：藤江他、沸騰水型原子炉における飛沫除去、p792,Vol.3,No.10(1961)、日本原子力学会論文誌

6. 実施内容

No.86

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （2/7）

【粒子飛散事象の文献調査；飛散速度評価方法】(i) 粉状燃料デブリ飛散速度（2/3）
放射性物質飛散、飛砂（土木）、クリーンルーム、蒸発器等の飛散速度を参照した。
ガス横流れ（飛砂）
上昇流粒子飛び出し（固気二相流）
突沸・上昇流飛沫同伴（気液二相流）
イ
メ
ー
ジ
図

代
表
図

限界摩擦速度と飛散量（右下図注1）

（
評飛
価散
）速
度

粒子飛散量qは、粒子がガス横流れによってガス相に飛散開始する速度、掃流限界速度u*1とガス壁面上流速u*との差のn乗に比例する注2。

注1：興嶺他、風による土壌の飛散に関する研究、日環セ所報 No.11,1984
注3：日本粉体工業技術協会編、流動層ハンドブック、培風館、P.78、1999年

上昇流速と飛散量（下図注3）

飛沫同伴率、移行率（下図注4）

粒子終端速度utよりもガス上昇流ufが大きい場合、 水蒸気上昇流速jsに対して、同伴する飛沫の質量
流速差の2乗に比例して粒子がガス相に飛び出す。 流量比ARRを求める。

注2：藤江他、沸騰水型原子炉における飛沫除去、p792,Vol.3,No.10(1961)、日本原子力学会論文誌
注4：吉田他、再処理施設の蒸発乾固事故での放射性物質の移動挙動解析、p213,Vol.14,No.4(2015)、日本原子力学会論文誌©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.87

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【粒子飛散事象の文献調査；飛散速度評価例】③実施事項、成果

a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （3/7） 代表ガス横流れ、水蒸気上昇流速下のスラッジ飛散速度は、横流れ飛砂、(i) 粉状燃料デブリ飛散速度（3/3）

飛沫同伴、上昇流粒子飛び出しの大小関係を有する。
上昇流粒子飛び出し（固気二相流）
突沸・上昇流飛沫同伴（気液二相流）

ガス横流れ（飛砂）
イ
メ
ー
ジ
図

代
表
図

上昇流速と飛散量

限界摩擦速度と飛散量

1μｍ

2μｍ

5μｍ

1.0E+0210μｍ

1.0E+02

μg/cm2・ｓ

1.0E+01

1.0E+01

1.0E+01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

1.0E-02

1.0E-03

1.0E-03

0.15

0.18

0.21

0.24

摩擦速度

cm/s

0.27

0.3

飛沫同伴速度

飛び出し速度 μg/cm2・ｓ

μg/cm2・s

1.0E+02

ガス横流れによる飛砂速度

飛
散
速
度
評
価

飛沫同伴率、移行率

1.0E+00
1.0E-01
1.0E-02
1.0E-03

0
0

0.5

1
水蒸気上昇流速

1.5
cm/s

2

0.5

1

1.5

2

水蒸気上昇流速cm/s Decommissioning©International Research Institutefor Nuclear

6. 実施内容

No.88

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （4/7）

【壁面拡散沈着事象の文献調査】(ii) 粉状燃料デブリ壁面拡散沈着
後述のマスバランスモデルでは、スラッジ層表面から飛散するスラッジ飛散速度に対して、壁面に拡散沈着するスラッジ質量
流量を評価する。そのため、粒子の壁面拡散沈着速度を調査した。
表1 拡散沈着速度評価式（一例）
評価式例
層流

乱流

【変数の説明】
Vdxは前縁から距離xにおける局所的な沈着速度
Ｖdは拡散沈着速度、Ｄは粒子拡散係数、ｘは代表長、
Ｓｃはシュミット数、u0はガス流速、νはガス粘性係数、u*は摩擦速度である。

粒子径と壁面拡散沈着速度の関係注1、2
注1：島田他、エアロゾル粒子の物体表面への沈着現象、エアロゾル研究、Vol.3、No.4(1988)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注2：石神他、放射性物質以降挙動解析コードARTを用いたNSPPエアロゾル実験の解析、日本原子力学会誌、Vol.31,Ｎo.9（1989）

6. 実施内容

No.89

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （5/7）

【重力沈降事象の文献調査】(iii) 粉状燃料デブリ 重力沈降
スラッジ表面層では、蒸発による水蒸気上昇流がスラッジ終端速度よりも大きい場合、スラッジはガス相に飛び出す。また、
内容器上方空間では、ガス上昇流が、スラッジ終端速度よりも小さい場合、スラッジは重力沈降して、フィルタに到達しない。
（図1、図3参照）
重力沈降は、粒子の粒径に応じて挙動のメカニズムが異なるため、粒子 Reynolds数(Re)を用いた場合分けを行う。（図2参照）

温風
フィルタ

排気

ヒータ加熱

スラッジ特性
粒径分布、平均粒径
密度

図1 ダスト重力沈降評価面

図2 ダスト重力沈降評価式注1

図3 ダスト重力沈降評価例

注1：石川他、THALES-2コードによるBWR Mark-Ⅱを対象としたレベル3PSAのための系統的なソースターム解析、JAERI-Research 2005-021©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （6/7）

No.90【粒子飛散と湿分の関係に関する文献調査】(iv) 粉状燃料デブリの飛散速度と湿分
湿分が粒子飛散速度に与える影響を調査した。スラッジ表面ガス横流れによるスラッジ飛砂事象については、湿分が大きいと、掃流限界流速が大きくなり、浮遊量を低減する。これらについては、スラッジ飛散量の不確かさとして、考慮する。（図1参照）
湿分が粒子の凝集に与える文献調査結果を図2に示す。水蒸気上昇流によって、粒子がホールドアップされるとともに、微粒子が粗大粒子に凝集することが示されている。これは、飛散量を低下する効果なので、不確かさとして考慮する。

図1 横流れ飛砂速度と湿分の関係注1

図2 ガス上昇流による粒子飛び出しと湿分との関係注2
注1：堀川他、湿砂面上における飛砂についての研究、第31回海岸工学後援会論文集(1984)
注2：種田他、粉粒流動層の微粒子ホールドアップと凝集に関する研究、化学工学論文集、第24巻、第1号（1998)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.91

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
a.文献調査 （粉状燃料デブリの挙動） （7/7）

【粒状燃料デブリと凝集に関する文献調査】(v) 粉状燃料デブリと凝集
ガス中において、粒子同士が衝突し、粗大化する凝集事象については、ブラウン運動に基づく拡散凝集が一般的である。凝集事
象と凝集速度定数の評価式の例を図1に、凝集定数を算出した例を表1に示す。凝集による粒子数濃度の変化は、粒子rの凝集定数をkとすると、次式で計算される。
10μｍの代表数密度条件の概算例を図2に示す。粒子数が10％低下するまでに、数十秒以上の時間を有する。これは、粒子の収納缶内の滞在時間よりも非常に長いので、凝集効果は無視できると判断される。
表1 凝集速度定数例

図1 凝集事象と凝集速度定数の評価式の例注1
注1：中曽他、凝集粒子の生成・成長過程のシミュレーション、エアロゾル研究 15 (3)、226~233（2000）

図2 凝集事象による粒子数時間変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.92

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【フィルタへの粉体到達量の評価フロー】③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（1/33）(i) 評価フロー
フィルタへの粉体到達量の評価フローを以下に示す。

①乾燥条件決定②粉状燃料デブリ温度、含水率分時間変化（手計算）③ガス流れ流動解析
粉状燃料デブリ、内容器・収納缶・スラッジ層表面温度、水蒸気発生速度、温風境界条件をインプットとして、定常解析を実施し、ガス流れ、温度、水蒸気濃度分布を計算する。
④粉状燃料デブリ飛散速度
粉状燃料デブリ層表面ガス流速より、ガス横流れ飛砂による飛散速度を求める。
②の手計算で求めた水蒸気発生速度より、水蒸気上昇流による粒子飛び出し速度を求める。
⑤粉状燃料デブリ濃度分布、フィルタ部粉状燃料デブリ到達質量流量(g/h)を求める。
④で設定した粉状燃料デブリ飛散速度、直径、密度をインプットして、粉状燃料デブリの定常濃度分布を計算する。
Kg/m3

m/s

ガス横流れによる飛砂速度

μg/cm2・s

1.0E+02

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

1.0E-03h①乾燥条件

1.0E+010.15②粉状燃料デブリ温度・含水率時間変化③ガス流れ熱流動解析

図1 粉状燃料デブリの挙動の評価フロー

0.18

0.21

0.24

摩擦速度

cm/s

0.27

④飛散速度

0.3

⑤粉状燃料デブリ解析©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（2/33）(ii) スラッジのマスバランスの評価
収納缶内ガス相に飛散したスラッジのマスバランスに着目する。
ガス相に飛散するスラッジ飛散速度をMin(g/s)とするとこのスラッジは収納缶内のガス流れに乗って、一様になると考える。
ガス相におけるスラッジ濃度は、スラッジを舞い上げるガス流量に依存する。
壁面への拡散沈着速度(g/s)は、内容器断面積(m2)、スラッジ濃度(kg/m3)、拡散沈着速度の関数である。
スラッジを舞い上げるガス流量は温風流量に比例倍するとして、拡散沈着量を計算した。感度解析の位置づけで、スラッジ飛散速度は1g/sとした。 拡散沈着量は、飛散速度と比較して、非常に小さいので、飛散したスラッジ粒子のマスバランス評価上、無視することができる。

【スラッジのマスバランス評価方法】

No.93

マスバランスモデル：フィルタ部へのスラッジ到達質量流量
Q×Cm ＝ Min ― Aw × Vd × Cm ― At × Vt × Cm
フィルタ部スラッジ到達質量流量（kg/s）：Q×Cm
Cm：スラッジ平均濃度(kg/m3)
Q ：排気風量(m3/s)
Min：スラッジ飛散速度(kg/s)
Aw ：内容器側面面積(m2)Vd ：拡散沈着速度(m/s)
At ：内容器スラッジ上方内面積(m2)Vt ：終端速度(m/s)
スラッジ平均濃度：Cm= Md/V0
V0：内容器スラッジ上部体積(m3)
Md：ガス中スラッジ粉質量(kg)
フィルタ部スラッジ
到達質量流量重力沈降

スラッジ混合Cm=Mⅾ/V0

g/s

内容器
温度

収納缶

拡散沈着速度

スラッジ飛散速度
Min

水蒸気上昇流速Ust
スラッジ層温度

拡散沈着
Aw×Vd×Cm

温風流量Q
図1 飛散スラッジのマスバランス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図2 手計算モデル

6. 実施内容【熱収支の評価方法】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

Ta③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（3/33）(iii) 内容器、スラッジ温度、含水率時間変化（1/2）
内容器熱収支スラッジ熱収支・含水率[1]共通条件

ヒータ加熱、収納缶側面温度Th200℃、温風ガス流入温度Tg200℃、流量一定[2]昇温過程
スラッジ温度
100℃以下(1)内容器熱収支（温度T1）①収納缶側面から内容器へのふく射伝熱②温風による対流熱伝達③内容器からスラッジへの対流熱伝達④内容器スラッジ上方面からスラッジ層表
面へのふく射伝熱(1)スラッジ熱収支(温度Ts)③内容器からスラッジへの対流熱伝達④内容器からスラッジへのふく射伝熱⑤スラッジ層表面での対流熱伝達(2)スラッジ含水率
スラッジ温度100℃までは内容器からの受熱量に応じて昇温[3]定率乾燥・スラッジ温度
100℃以上・含水率
10％以上注1(1)内容器熱収支
同上、ただし、③内容器からスラッジへの対
流伝熱を変更(1)スラッジ熱収支
スラッジ温度100℃固定(2)スラッジ含水率⑥内容器からスラッジへの伝熱量に応じて水蒸
気発生、含水率減少[4]減率乾燥・含水率
10%以下注1(1)内容器熱収支
同上、ただし、③内容器からスラッジ乾燥層への対流伝熱を変更
スラッジ乾燥層から含水層への対流伝熱を設定(1)スラッジ熱収支
内容器からスラッジ乾燥層への対流伝熱を変更
伝熱量に応じて、スラッジ昇温(2)スラッジ含水率
内容器からスラッジ含水層への伝熱量に応じて水蒸気発生、含水率減少[5]乾燥後・含水率 0％(1)内容器熱収支
上記③内容器からスラッジ乾燥層への対流
伝熱を維持
スラッジ乾燥層から含水層への対流伝熱はゼロ(1)スラッジ熱収支
内容器からスラッジ乾燥層へ伝熱量に応じて、スラッジ層昇温(2)スラッジ含水率
内容器からスラッジ含水層への伝熱量はゼロ、含水率ゼロ

注1：試験結果より判断

No.94

乾燥空気
④ふく射伝熱
①ふく射伝熱
②対流伝熱

外部
加熱

T1 ⑤対流伝熱TsTh⑥水分蒸発速度→水蒸気上昇流速③対流伝熱（等価熱通過率）Tg

図1 熱収支モデル

Ta:外気、Th:収納缶側面温度、T1：内容器温度、
Ts:スラッジ温度、Tg：温風入口温度

図2 含水層熱通過モデル注2
注2：桐栄他、粒体及び粉体材料層の減率乾燥速度解析、©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
化学工学、第29巻、第10号(1965)

6. 実施内容

No.95

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【温度、水蒸気上昇流速、含水率の評価結果】③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（4/33）(iii) 内容器、スラッジ温度、含水率時間変化（2/2）

m3/s

調整因子である内容器とスラッジ層間の等価熱通過率は、昇温時120W/m2K、定率乾燥時120W/m2K、減率乾燥時4W/m2K
で、一般的な乾燥特性と同様の値であった。
今後、実規模収納缶を用いた検証試験を対象に、マスバランスモデルの不確かさを確認する。
実機評価では、スラリー種類、高さ、含水率を変えたケーススタディを実施する。

h(1) スラッジ層、内容器温度と含水率の時間変化h(2) 含水率と水蒸気上昇流速の時間変化

図1 収納缶（乾燥）PJ 実規模乾燥試験（スラッジ高さ400mm)内容器・スラリー温度、含水率手計算結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.96

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【粉状燃料デブリ挙動解析条件】

b.粉体の挙動評価方法の検討（5/33）(iv) 流動解析（1/5） 先行している収納缶(乾燥)PJでは、実規模収納缶を用いて、スラリー・スラッジ（珪砂）の乾燥試験を

スラッジ高さ785mm

スラッジ高さ400mm

乾燥過程
スラッジ高さmm
内容器/スラッジ高さ温度 ℃
内容器/上部温度℃
スラッジ表面温度℃
水蒸気流入温度℃
収納缶内面温度℃
スラッジ表面水蒸気上昇流速 m/s

定率乾燥

減率乾燥

乾燥後

定率乾燥

120
170
100

785
180
190
130

180
190
130

200
0.0101200
0.00122000①昇温 ②定率乾燥 ③減率乾燥 ④乾燥後

注1：スラッジ高さ400mmの各数値は、試験結果（左記グラフ）から設定。
スラッジ高さ785mmの各温度は、400mmの数値を参照。 スラッジ表面水蒸気上昇流速は、200mmと400mmの含水率から外挿評価。

収納缶温度
設定

温風流入
各表示温度の説明はNo.82に示す。
含水率は充填高さ200mm条件の結果も併記する。

図1 乾燥試験結果（充填高さ400mm条件における温度履歴と含水率）

乾燥後

120
170
100

減率乾燥
400
180
190
130

200
0.0084200
0.0012

200
0

180
190
130

内容器温度
（上部空間高さ）
粉状燃料デブリ飛散速度
水蒸気発生速度設定
内容器温度（粉状燃料高さ）

内容器高さ
800mm

解析条件注1

出口管高さ
788mm

表1

実施しており、このケースを代表条件として、ガス熱流動、スラッジ飛散有無並びにフィルタ部スラッジ
到達有無を事前確認する。試験はスラッジ高さ400mmであるが、高さ影響を把握するため、785mmの仮想ケースの評価も実施した。

スラッジ高さ図2 解析モデル（図はスラッジ高さ400mmのケースを表示）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.97

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【流動解析結果：スラッジ高さ785mm】③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（6/33）(iv) 流動解析（2/5）◆ スラッジ層上部空間では、出口配管に向かうガス流れと循環流が形成されている。
乾燥中は、スラッジ表面から上昇する水蒸気により、循環流は遅い。
◆ 乾燥中は循環流が遅いことからスラッジ層上部空間の温度分布が成層化し、低温ガスがスラッジ表面に滞留する。
℃

表示断面

内容器高さ
800mm

スラッジ高さ
785mm

定率乾燥

出口管高さ
788mm

減率乾燥

乾燥後

ガス温度分布解析結果（スラッジ高さ785mm)
ｍ/ｓ

定率乾燥

減率乾燥

乾燥後

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図1 ガス流速分布解析結果（スラッジ高さ785mm)

6. 実施内容

No.98

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【粉状燃料デブリ挙動解析結果】

b.粉体の挙動評価方法の検討（7/33）(iv) 流動解析（3/5）

スラッジ高さ785mmと400mmを比較すると、785mmの方がスラッジ上方空間における循環流が強く、スラッジ表面での平均流速は0.28m/s程度であり、掃流限界流速より速い。
ｍ/ｓ

内容器高さ
800mm

ｍ/ｓ

スラッジ高さ
785mm

内容器高さ
800mm

出口管高さ
788mm

出口管高さ
788mm

m/s

m/s

スラッジ高さ400mm

図1 流速分布；乾燥後 スラッジ高さ785mm©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
図2 流速分布；乾燥後スラッジ高さ400mm

6. 実施内容

No.99

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【粉状燃料デブリ挙動解析結果】

b.粉体の挙動評価方法の検討（8/33）(iv) 流動解析（4/5）
表1 粉状燃料デブリ飛散速度
スラッジ高さ７８５ｍｍ

スラッジ高さ４００ｍｍ

定率乾燥

減率乾燥

乾燥後

定率乾燥

減率乾燥

乾燥後

スラッジ表層平均流速m/s、（摩擦速度m/s）

0.024

0.023

0.28
(0.175)

0.01

0.003

0.1
(0.06)

水蒸気上昇流m/s

0.01010.0012—0.00840.0012—

横流れ飛散速度μg/cm2s

スラッジ表面からの水蒸気上昇流があるケースでは表面に摩擦速度が生じな
いため、横流れによる粒子飛散は計算上発生しない。

4.22(4.22)(4.22)

スラッジ表面からの水蒸気上昇流があるケースでは表面に摩擦速度が生じな
いため、横流れによる粒子飛散は計算上発生しない。

飛散しない
飛散しない
飛散しない

飛散しない
1.38×10-1
7.87×10-3

スラッジ表面からの水蒸気発生がないため、表面からの粒子飛び出しはなし。

粒径100μｍ、密度2.6g/cm3
粒径10μｍ、密度2.6g/cm3
粒径1μｍ、密度2.6g/cm3

飛び出し飛散速度μg/cm2s
粒径100μｍ、密度2.6g/cm3
粒径10μｍ、密度2.6g/cm3
粒径 1μｍ、密度2.6g/cm3

飛散しない
3.69×10-1
1.10×10-2

飛散しない
飛散しない
3.38×10-4

スラッジ表面からの水蒸気発生がないため、表面からの粒子飛び出しはなし。

飛散しない
飛散しない
3.36×10-4「飛び出し飛散速度」については、10μm以上では飛ばないケースもあることから、1μmを代表粒子径とする。
ここで、減率乾燥ケースはスラッジ飛散量が少ないので、定率乾燥785mm（ケース1）、400mm（ケース2）を対象とする。
「横流れ飛散速度」については、スラッジ高さ400ｍｍではいずれの粒子径も飛散しない。スラッジ高さ785mmでは、乾燥後の条件で掃流限界流速の小さい
100μmのみ飛散することから、スラッジ高さ785mm、100μｍ・減率乾燥を対象とする。（ケース3）
飛散する100μｍ粒子の粒径分布に1μｍも含まれるとして、保守的に1μｍも100μｍと同じ掃流限界速度だと考え、ケース3に対して粒子径を1μmとしたケースを実施する。（ケース4）-2
2
スラッジ飛散評価予備解析ケース ケース1； 定率乾燥785ｍｍ、粒子径1μm、飛散量1.10×10 [μg/(cm ・ｓ)]-32
ケース2； 定率乾燥400mm、粒子径1μm、飛散量7.87×10 [μg/(cm ・ｓ)]
ケース3； 乾燥後785mm、粒子径100μm、飛散量4.22[μg/(cm2・ｓ)]
ケース4； 乾燥後785mm、粒子径1μm、飛散量4.22[μg/(cm2・ｓ)]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.1006.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（9/33）(iv) 流動解析（5/5）

【粉状燃料デブリ挙動解析結果】

スラッジフィルタ部
流出量2.59×10-9kg/s

スラッジフィルタ部
流出量
1.49×10-22kg/s

スラッジフィルタ部
流出量4.97×10-10kg/s

出口管高さ
788mm

スラッジ高さ
785mm

内容器高さ
800mm

①定率乾燥時、スラッジ層表面は、温度成層で、ガス流速が遅いが、スラッジ高さが785mmと高い場合、１μｍの比較的小さい粒子はフィルタ部に到達する。
②定率乾燥時、スラッジ高さが400mmと低い場合、フィルタ部に到達する粒子量は非常に少ない。
③乾燥後、スラッジ高さが高い場合(785mm）、100μｍの比較的大きい粒子がフィルタ部に到達する。

(1)定率乾燥 粉状燃料デブリ高さ
785ｍｍ、粒子径1μm、密度2.6g/cm3
飛散量1.10×10-2[μg/(cm2・ｓ)](2)定率乾燥 粉状燃料デブリ高さ
400mm、粒子径1μm、密度2.6g/cm3
飛散量7.87×10-3[μg/(cm2・ｓ)](3)乾燥後粉状燃料デブリ高さ
785mm、粒子径100μm、
密度2.6g/cm3
飛散量4.22[μg/(cm2・ｓ)]

図1 粉状燃料デブリ濃度分布(kg/m3)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.101

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（10/33）(v) 要素試験（1/14） イ.基本計画（1/7）

【評価対象燃料デブリ】
粉状燃料デブリ及び随伴物の挙動の解明が目的であるため、実機規模
収納缶乾燥試験で、飛散挙動が予想される、または、飛散挙動が確認された、粒子状燃料デブリ（珪砂）と粉状燃料デブリ（凝集剤）を対象とする。

粒子状燃料デブリ（珪砂）珪砂 7号

4740g + 400g

珪砂 8号

4740g + 400g

水
充填量 Total（計算）
初期含水率

3380g
13660g33%

初期条件
スラリー重量
注1
絶乾重量※
含水量
含水率（含水/絶乾）
含水率（含水/総重量）7422g
367.9g7054.1g
1917%95%
注1：水酸化アルミニウム換算での絶乾重量

200

150

スラリー乾燥 硫酸バンド 200mm

35

200

各部の 30
温度

150

温度 ℃

25
20

100

25
20

各部の温度

15

100
10

15

50

10

含水率

50

含水率

含水率 %

40

含水率 %

乾
燥
特
性

備考
7号・8号を50%ずつ混合
上澄みが多かったため
各400g追加
合計10280g
先入れ

z=200mm

温度 ℃

成分

粉状燃料デブリ（凝集剤）

5

5

0

0

3

6
9
乾燥時間 h12015

各部の温度と含水率の履歴

0

3

6

9

12
15
乾燥時間 h182124

各部の温度と含水率の履歴

結
果

乾燥前

乾燥後

乾燥初期©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
乾燥後6. 実施内容

No.102

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【要素試験基本計画】

b.粉体の挙動評価方法の検討（11/33）(v) 要素試験（2/14） イ.基本計画（2/7）
粉状燃料デブリ及び随伴物の挙動の解明が目的であるので、実機規模収納缶乾燥試験で、飛散挙動が予想される、または、飛散挙動が確認された、粒子状燃料デブリ（珪砂）と粉状燃料デブリ（凝集剤）を対象とする。
実機条件における飛散速度の取得を目的に、実機規模収納缶を用いて粒状燃料デブリ飛散試験を実施する。飛散速度に着目し、スラッジ最高高さ800ｍｍ相当での試験を中心に実施し、他の条件は、解析で評価する。
微小重粒子の飛散特性データは、ビーカースケール試験で取得する。
表1 要素試験基本計画
乾燥対象

試験
形態

既存概念
温風供給口

項目
温度の乾燥特
性

温風

実規模
試験
スラッジ飛散特
性

排気(微負
圧で吸引)

スラリー・
スラッジ

実規模
解析

設計条件変更時、スラッジ飛
散特性

ビーカー
スケール

スラッジ飛散特
性

外部加熱

収納缶

目的／概要

現状想定されるスラリーを用いて、最大スラッジ高さ条件を主体に、乾燥特性データ並びにスラッジ飛散量、粒径分布デー
タを取得する。

取得データ

温度vs含水率

温度vs含水率vs
粉状粒子飛散量・
粒径

乾燥物種類、スラッジ高さによるスラッジ到達量を確認

スラッジ高さvs
粉状粒子到達量

小さい、重い粒子の飛散特性

温度vs含水率vs
粉状粒子飛散量・粒径©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.103

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【乾燥対象物】

b.粉体の挙動評価方法の検討（12/33）(v) 要素試験（3/14） イ.基本計画（3/7）

検討対象【乾燥対象物】(1/3)
・収納缶（乾燥）PJでの実機規模収納缶スラリー・
スラッジ試験にて、抽出された乾燥対象物を選定する。
・乾燥時のスラリー・スラッジ層表面のガス流れを踏まえ、飛散速度が大きいと考えられるものを対象物として、選定する。
掴む、掬う等の方法で回収
予定

a.凝集沈殿物（粒子・粉状）

種類

粉状粒子に着目
0.1μｍ～100μｍ
密度1g/cm3

形態

収納缶＋内容器＋温風・ヒータ加熱

吸引回収システム 液相系で回収予定（粒径：0.1mm以下）
開発予定

b.凝集剤沈殿物（液状主体）

凝集剤（液状）突沸に着目

c.その他粒子
中性子吸収材、 粉状MCC生成
物破片材、 燃料デブリ切りくず
0.1μｍ～100μｍ
密度2.1～7.95g/cc

サンプル

サンプル；凝集沈殿物（粒子・粉状）

サンプル；凝集剤沈殿物（液状主体）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

サンプル；その他粒子

6. 実施内容

No.104

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【乾燥対象物】

b.粉体の挙動評価方法の検討（13/33）(v) 要素試験（4/14） イ.基本計画（4/7）
粉状燃料デブリは、文献調査より、横流れでは、乾燥後に100μｍの粒子が飛散しやすい。
粒子飛び出しでは、定率乾燥時、１０μｍ以下の粒子が飛散しやすい。
飛散量（絶対量）は、乾燥後、横流れによる飛砂100μｍの条件が大きい。
また、定率乾燥時、燃料デブリは湿っているので、水蒸気上昇流による粒子飛び出しは抑制されると考えられる。
従って、平均粒径100μｍの珪砂を対象に飛散評価を行い、この結果をもとに、乾燥対象物を検討する。

図1 粉状燃料デブリ飛散特性（水蒸気上昇流速、横流れガス流速）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.105

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【乾燥対象物】

b.粉体の挙動評価方法の検討（14/33）(v) 要素試験（5/14） イ.基本計画（5/7）
〇実機規模収納缶乾燥試験で使用する標準粉体
粉状燃料デブリとして、抽出された燃料デブリの特性を下表に示す。 ガス相への飛散しやすさの評価の観点で、試験粉体を以下選定した。
第１優先：平均粒径100μｍ珪砂（粒子、粉状燃料デブリで一番飛散しやすいと予想）、 実機規模試験実施
第２優先：凝集剤（収納缶（乾燥）PJのスラッジ乾燥試験で、飛散を確認）、実機規模試験実施
第３優先：10μｍ以下の微細粒子で重い粒子は、飛散しにくいと考えている。ビーカースケール試験で定性的な傾向を確認
注記：第1優先の平均粒径100μｍ珪砂が飛散しない場合は平均粒径が10μｍ以下の珪砂で実機規模試験実施
ゼオライトは珪砂と密度が近いこと、飛散は粒子間抗力とガス流れの大小関係が影響するが、気孔は飛散に影響しないので対象としない。

表1 試験実施ケース選定案
対象スラッジ(No. 注1)

粒子直径(μm)
数十から100

1
粗取りﾌｨﾙﾀ廃液凝集沈殿物
20.1から数十
ﾌｨﾙﾀ廃液の凝集沈殿物
数μｍ
3
RO濃縮水凝集沈殿物
～500
～1
～100
～10

5
中性子吸収材6
中性子吸収材7

密度(g/cm3)

１②収納缶（乾燥）PJにて 、粒子飛散が確認されている凝集剤を選定する。
4.3
4.29
2.1
2.1

～0.1

粉状MCCI生成物破片材
10
燃料デブリ切りくず

3.96から4.05
1μｍ以下
1μｍ以下

本PJ試験条件（粒子設定）の考え方①収納缶（乾燥）PJにて、使用している珪砂で代表する。
サイズは、飛散速度が大きいと予想される下記条件を選定する。
密度 2.3 g/cm3、平均粒径100μｍ

3.95
7.93

重い粒子は飛散しにくいので、①の試験で代表する小さい粒子は飛散しにくいので、①の試験で代表する。

小さい、重い粒子は飛散しにくいので、①の試験で代表する
ただし、①の試験で粒子飛散が確認できない場合は、調達できる小さい粒子で試験を行う。
①の試験で、粒子飛散が確認できた場合、小さい粒子は飛散しにくいことを要素試験（ビーカースケール試験）で確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

注1：2021年度の先行補助事業で整理した燃料デブリ取り出し時に想定される粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの情報整理表の番号

6. 実施内容

No.106

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【乾燥対象物】（補足）

b.粉体の挙動評価方法の検討（15/33）(v) 要素試験（6/14） イ.基本計画（6/7）
・乾燥後、ガス横流れによる粉状燃料デブリ飛砂事象は、100μｍの粒子が飛散しやすい。（掃流限界速度が小さい）
掃流限界速度、飛散速度の試験データは粒子密度１～2.6 g/cm3、粒径10～1000μｍをカバー
粒径が100μｍ以下、密度が大きいと飛散しにくい。
・乾燥中、水蒸気上昇流による粒子飛び出しでは、10μｍ以下が飛散しやすい。
・飛散速度絶対値は乾燥後ガス横流れのよる飛砂事象が大きい。乾燥中は温度成層でガス流れが遅いので、乾燥後、ガス横流れによる平均粒径100μｍ珪砂を代表ケースとする。
横流れによる飛散事象

乾燥時、水蒸気上昇流による粒子飛び出し

掃流限界速度uc* (壁面上で定義）

Ａ0：定数、σ：粒子密度、ρ：流体密度、
ｄ：粒子直径、ｇ：重力加速度

1.0E+02

1.0E+01

1.0E+01

飛び出し速度 μg/cm2・ｓ

ガス横流れによる飛砂速度

μg/cm2・s

1μｍ
1.0E+02

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-025μｍ

10μｍ

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

1.0E-03

1.0E-030.15

図1 掃流限界速度

2μｍ

0.18

0.21

0.24

摩擦速度

cm/s

図2 飛砂による飛散速度

0.27

0.3

0

0.5

1
水蒸気上昇流速

1.5cm/s

Institute for Nuclear Decommissioning
図3 粒子飛び出し飛散速度©International
図4 Research
粒子飛び出し飛散速度（乾燥条件）

2

6. 実施内容

No.107

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【試験装置サイズ】

b.粉体の挙動評価方法の検討（16/33）(v) 要素試験（7/14） イ.基本計画（7/7）
スラッジ飛散速度は、乾燥過程におけるスラッジ含水率、乾燥層進行、水蒸気上昇流、ガス相横流れ流速の影響を受ける。
そのため、試験では、乾燥プロセス、ガス流れを実機模擬する必要があると考える。
試験装置仕様と重要事象の検討結果を下表にまとめる。
収納缶（乾燥）PJで使用している実機規模収納缶を用いて、スラッジ飛散特性を把握し、スラッジ飛散に関わる定性的な傾向を把握するために、小型の要素試験装置を使用する。
表1 スラッジ飛散事象と重要事象
実機規模収納缶乾燥試験
説明図

要素試験(装置改造)（スラッジ直径が一致）

要素試験（収納缶（乾燥）PJの現状装置）

温風

ヒータ
温風
横流れ
D

横流れ

横流れ
温風
Hsa

水蒸気
乾燥層 Hs
進行仕様

ヒータ

D220mm,Hsa800mm、Hs～800mm,水量14kg

乾燥層
進行

水蒸気

乾燥層
進行

水蒸気

ヒータ

D220mm,Hsa200mm,Hs200mm,水量3.5kg
D60mm,Hsa100,Hs100mm,水量0.25kg
ヒータ加熱面200℃固定、温風200℃、3m/s
実機模擬注1〇乾燥層進展〇乾燥層進展×乾燥層進展〇横流れ△横流れ（パラメータ）△横流れ（パラメータ）〇水蒸気吹上げ〇水蒸気吹上げ（一部模擬）×水蒸気吹上げ評価
実機スラッジ飛散挙動（飛散有無、飛散量）再現可能
スラッジ高さ200mmまで、実機スラッジ飛散挙動 実機スラッジ飛散挙動を再現できない
本装置を用いて、スラッジ飛散特性データを取得を把握可能。200mm以上の試験はできない。
スラッジ飛散に関わる定性的な形状を把握©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注1：〇：実機再現性良好、△：実機再現性一部良好、×：実機再現性無6. 実施内容

No.108

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【燃料デブリ挙動試験 試験条件】

b.粉体の挙動評価方法の検討（17/33）(v) 要素試験（8/14） ロ.試験条件（1/2）
〇試験目的・実規模収納缶方式による乾燥処理過程において、フィルタ部にスラッジが到達する条件を把握する。
例：乾燥終了後にスラッジが飛散する等。
・スラッジ含水率、スラッジ温度とスラッジ飛散特性データ（到達量、粒径）を取得する。
・ガス相におけるスラッジ移行挙動は解析で評価するとして、スラッジ層からガス相へ飛散するスラッジ量のデータ取得を
優先する。
〇試験条件
・表1に試験条件案を示す。
No.1試験では、平均粒径100μmの模擬粒子で粉状燃料デブリの飛散量を把握する。スラッジ高さは最大高さ785mmである。
この試験で、飛散が確認できた場合、No.2試験では、同じ模擬粒子で、スラッジ高さを400mmに低下 して、粉状燃料デブリ飛散が低下することを確認する。
・No.2試験で粉状燃料デブリ飛散が確認できなかった場合、平均粒径10μｍ以下、スラッジ高さが785mmの試験を実施する場合がある。
・先行乾燥試験で、飛散が確認された凝集剤で、飛散量を把握する。スラッジ高さは785mmとする。

表1 試験条件案
No.
1

乾燥物
珪砂７、8号

スラッジ高さ785mm

2（密度2.6g/cm3、平均粒径100μｍ）

400mm

3
4

初期含水率
38％

代替試験
No.1、No.2試験のいずれかで、粉状燃料デブリ飛散が確認できない場合、No.3は、平均粒径10μｍ以下、ス
ラッジ高さ785mm条件での試験を実施する場合がある。

Ｎo.1、Ｎo.2試験後決定
凝集剤（硫酸アルミニウム）

785mm

90％

―

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.109

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【燃料デブリ挙動試験 試験条件】

b.粉体の挙動評価方法の検討（18/33）(v) 要素試験（9/14） ロ.試験条件（2/2）①乾燥後、ガス横流れ飛散によって飛散量の多い、平均粒径100μｍの標準粉体（珪砂）で試験を行う。
②多くの飛散が確認された凝集剤での試験を行う。
③①で飛散が確認できない場合、乾燥時に飛散量が多いと考えられる、平均粒径が10μmの標準粉体（珪砂）で試験を行う。
（No.115参照）
表1 模擬スラッジの選定
標準粉体
標準粉体
凝集剤
材質

珪砂7、8号

珪砂3種

平均直径μｍ

53、106

6.6～8.6密度(g/cm3)

2.6

2.6～2.7

硫酸アルミニウム（Al2(SO4)3）

1.3

写真

サンプル（標準粉体 珪砂7、8号）

サンプル（標準粉体 珪砂3種）©International ResearchInstitute for Nuclear Decommissioning
サンプル（凝集剤）

6. 実施内容

No.1106.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【実規模試験】

b.粉体の挙動評価方法の検討（19/33）(v) 要素試験（10/14） ハ.試験方法（1/5）
実機規模模擬収納缶を用いてスラッジ乾燥試験を行う。
温風出口配管で、フィルタ付近にて、粒子到達量と粒径分布を計測する。
（試験条件・体系）・温風乾燥・内容器にスラリーを充填して、収納缶内で乾燥・乾燥対象：珪砂
凝集沈殿スラリー・スラリー内部温度/含水率計測
・出口配管でのスラッジ量・直径計測（試験パラメータ）・乾燥対象・スラリー高さ（785㎜、最大高さ）

ダスト捕集装置
ダスト粒径計測器

図1 スラッジ飛散量評価試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.111

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【実規模試験】

b.粉体の挙動評価方法の検討（20/33）(v) 要素試験（11/14） ハ.試験方法（2/5）
実機規模模擬収納缶を用いてスラッジ乾燥試験を行う。
先行して実施した乾燥試験と比較して、スラッジ内外側温度を追加計測する。
温度時間変化を見て、昇温、定率乾燥、減率乾燥、乾燥後過程において、時間積分した飛散スラッジ量と直径を計測する。
温度計測点の説明
aはスラッジ中心、bは中間、dはスラッジ外側
cは内容器外面を意味する。
a

充填高さ（800mm条件)bd

C①昇温 ②定率乾燥 ③減率乾燥 ④乾燥後

外側

内容器からのスラッジ流出量(イメージ)㉘

スラッジ平均温度（青破線四角の平均温度）
内容器平均温度（スラッジ範囲）（橙破線四角の平均温度）
内容器平均温度（スラッジ上方）（灰色破線四角の平均温度）㉗
充填高さ（400mm条件）㉖
含水率は充填高さ200mm条件の結果も併記する。

㉕㉔㉓㉒

乾燥試験結果（充填高さ400mm条件における温度履歴と含水率）

図1 スラッジ飛散量評価内容©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.112

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【実規模試験】

b.粉体の挙動評価方法の検討（21/33）(v) 要素試験（12/14） ハ.試験方法（3/5）
フィルタ部に到達する粒子質量は時間積算したものを計測する。
電子天秤の計測精度、サンプリング流量比より、評価できる粒子量の分解能は1mgで、フィルタ閉塞、被ばく評価上、十分な精度を有する。

サンプリング流量

サンプリング流量

表1 計測精度サンプリング流量

粒子回収

粒子質量計測計測内容

配管流量の1/10

ろ紙フォルダー

電子天秤

粒子到達
量計測精
度

サンプリング流量補正
0.1mg×10
=1mg

同右

最小分解能
0.1mg

サンプリング流量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.113

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【実規模試験】

b.粉体の挙動評価方法の検討（22/33）(v) 要素試験（13/14） ハ.試験方法（4/5）
排ガス中のばいじん濃度の測定は、JIS Z 8808「排ガス中のダスト濃度の測定方法」に基づいて行う。
JIS 法は手分析であるため、濃度の瞬間的な変化や時間的な変動を計測するのではなく、時間積算した、ダスト濃度を計測する。

1

注1

注1：5-1-6 粒子状物質計測器、JEMIMA 一般社団法人 日本電気計測器工業会©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.114

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【ビーカースケール試験】

b.粉体の挙動評価方法の検討（23/33）(v) 要素試験（14/14） ハ.試験方法（5/5）(1）目的・微小粒子で密度が大きい粒子の飛散特性(2) 試験装置
・粒子状スラッジ乾燥試験で使用されているビーカースケール試験装置で、スラッジ飛散量、粒径分布を計測する。
粒子計測方法は、実機規模収納缶乾燥試験と同じ

スラッジ層表面横流れ流速(3～6m/s)暫定

飛散スラッジ量、粒径計測部流速（5.16m/s）

ス
ラ
ッ
ジ
量
計
測
器

ス
ラ
ッ
ジ
径
計
測
器

図1 ビーカースケール乾燥試験装置 概略系統図 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.115

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果【実規模試験】

b.粉体の挙動評価方法の検討（24/33）(ⅵ)成果 要素試験結果（1/6）
出口配管に到達するスラッジ量は、スラッジサイズが大きく（珪砂100μm）、スラッジ高さが高い（785mm）条件で多い。
表1 試験条件と結果概要
試験No.

スラッジ種類

初期高さ
mm

スラッジ
g

水
g

内容器
g

T1-1（温度計測）

珪砂100μｍ

785

36680

11833

9301

T1-2（含水率計測）

珪砂100μｍ

785

36680

11543

6278

T2-1（温度計測）

珪砂100μｍ

400

20560

7061

9292

T2-2（含水率計測）

珪砂100μｍ

400

20560

6936

6277

T3-1（温度計測）

珪砂7.6μｍ

785

39201

11375

9294

T3-2（含水率計測）

珪砂7.6μｍ

785

39202

11429

6281

T3-1“（温度計測）

珪砂7.6μｍ

785

45700

8756

9304

T3-2“（含水率計測）

珪砂7.6μｍ

785

45702

8622

6281

T4-1（温度計測）

凝集剤

740

1307.6

24620

9305

T4-2（含水率計測）

凝集剤

740

1307.6

24633

6288

試験結果
スラッジサイズが大きく、スラッジ高さが高い。出口配管に到達するスラッジ量が多い。
スラッジが噴きこぼれ、非常に多くのスラッジが出口配管に到達した。

スラッジサイズが大きく、スラッジ高さが低いと出口配管（２）含水量の時間変化に到達するスラッジ量が低下する。

スラッジサイズが小さく、スラッジ高さが高いが、出口配管に到達するスラッジ量が低下する。
スラッジ表面層下方にガス空間があるので、スラッジ割合を多くした試験を実施した。（T3-1”、T3-2”)
スラッジサイズが小さく、スラッジ高さが高く、スラッジ充填率が高いが、出口配管に到達するスラッジ量が低下する。
凝集剤が噴きこぼれないように、液面変動高さ分、スラッ
ジ高さを少し低く740ｍｍにした。
出口配管に到達するスラッジ量は少ない。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（25/33）(ⅵ)成果 要素試験結果（2/6）
・珪砂100μm、高さ785mmは、スラッジが噴きこぼれた。
噴きこぼれていない条件でもスラッジ到達量が多い。
・珪砂100μm、高さ400mmのスラッジ到達量は785mmよりも低下する。
・珪砂7.6μm、高さ785mmのスラッジ到達量は100μmよりも低下する。
・凝集剤、高さ740mmのスラッジ到達量は珪砂100μm、高さ785mmよりも低下する。
・スラッジの飛散は、定率乾燥時が多く、それ以降は低下する。

【実規模試験】

定率乾燥

試験ケース
T1-1：珪砂100μｍ、785ｍｍ
T1-2：珪砂100μｍ、785ｍｍ 噴きこぼれ
T2-2:：珪砂100μｍ、400ｍｍ
Ｔ3-2：珪砂7.6μｍ、785ｍｍ
Ｔ3-2“：珪砂7.6μｍ、785ｍｍ高圧密T4-2：凝集剤、740mm

定率乾燥

図1 スラッジフィルタ到達量

No.116

図2 含水量の時間変化

図3 スラッジ飛散速度の時間変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【実規模試験】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.117③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（26/33）(ⅵ)成果 要素試験結果（3/6）
・珪砂100μm、高さ785mmは、スラッジが噴きこぼれた。噴きこぼれていない条件でもスラッジ到達量が多い。
表面に凹凸が有り、水蒸気の吹上げが激しい。
・珪砂100μm、高さ400mmのスラッジ到達量は785mmよりも低下する。 スラッジ表面が滑らかで、水蒸気の吹上げが弱い。
・珪砂7.6μm、高さ785mmのスラッジ到達量は100μmよりも低下する。スラッジ表面が滑らかで、水蒸気の吹上げが弱い。
・凝集剤、高さ740mmのスラッジ到達量は珪砂100μm、高さ785mmよりも低下する。表面が低下、内容器に凝集剤が付着。
珪砂100μｍ

珪砂7.6μｍ①珪砂100μｍ、785mm
表面が凸凹

凝集剤

②珪砂100μｍ、400mm
表面くぼみが小さい

1.0E+04
噴きこぼれ

フィルタ―到達量 g

1.0E+03

1.0E+02①

1.0E+01

2022年10月20日 8h後取り出し③

1.0E+00

2022年10月27日 8h後取り出し③珪砂7.6μｍ、785mm
表面が滑らか④凝集剤、740mm
表面が滑らか、下降

2022年12月13日 8h後取り出し2022年11月15日 13h後取り出し④②

1.0E-01

高充填

1.0E-02
0

200

400

600

スラッジ高さ

ｍｍ

800

1000

図1 スラッジフィルタ達量とスラッジ層表面状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【実規模試験】

No.118③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（27/33）（ⅵ）成果 要素試験結果（4/6）
・珪砂100μm、高さ785mmは、スラッジが噴きこぼれた。噴きこぼれていない条件でもスラッジ到達量が多い。
表面に凹凸が有り、水蒸気の吹上げが激しい。
・珪砂100μm、高さ400mmのスラッジ到達量は785mmよりも低下する。 スラッジ表面が滑らかで、水蒸気の吹上げが弱い。
・珪砂7.6μm、高さ785mmのスラッジ到達量は100μmよりも低下する。スラッジ表面が滑らかで、水蒸気の吹上げが弱い。
・凝集剤、高さ740mmのスラッジ到達量は珪砂100μm、高さ785mmよりも低下する。表面が低下、内容器に凝集剤が付着する。
T1-1 珪砂100μｍ、785mm
表面が凸凹④凝集剤、740mm
表面が滑らか、下降

2022年10月20日 8h後取り出し2022年11月15日 13h後取り出し③珪砂7.6μｍ、785mm
表面が滑らか

②珪砂100μｍ、400mm
表面くぼみが小さい

2022年10月27日 8h後取り出し

図1 スラッジフィルタ到達量とスラッジ層表面状況

2022年12月13日 8h後取り出し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【実規模試験】

No.119③実施事項、成果
b.粉体の挙動評価方法の検討（28/33）（ⅵ）成果 要素試験結果（5/6）
・スラッジの飛散は、定率乾燥時が多く、それ以降は低下する。
・スラッジの平均直径は10μm以下である。
定率乾燥で平均直径は大きいが、その後、低下する。
試験ケース
T1-1 ：珪砂100μm、785mm
T1-2 ：珪砂100μm、785mm 噴きこぼれ
T2-2 ：珪砂100μm、400mm
Ｔ3-2 ：珪砂7.6μm、785ｍｍ
Ｔ3-2’：珪砂7.6μm、785mm高圧密T4-2 ：凝集剤、740mm

図2 スラッジ飛散速度の時間変化

図1 含水量の時間変化

図3 スラッジ平均直径の時間変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【実規模試験】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.120③実施事項、成果

b.粉体の挙動評価方法の検討（29/33）（ⅵ）成果 要素試験結果（6/6）
スラッジは定率乾燥時、飛散量が多い。（水蒸気上昇流に随伴して飛散）
減率乾燥、乾燥後は、スラッジ層表面の粒子流動性が悪く、飛散量が少ない。
スラッジ飛散速度に影響を与えるのは、スラッジ高さ、スラッジサイズ（直径）である。

スラッジ初期高さ
全量フィルタ到達

全量フィルタ到達

全量フィルタ到達

スラッジ初期高さの影響
・スラッジが低いと水蒸気流量が少ない
・スラッジ飛散速度が小さい、フィルタ到達量少ない
珪砂100μm、高さ785mm

珪砂100μm、高さ400mm

伝熱量

スラッジ飛散速度大↑水蒸気流量大↑スラッジ高さ大スラッジ飛散速度中
伝熱量↑
水蒸気流量中↑スラッジ高さ中

スラッジサイズ
スラッジ飛散
速度大
↑
乾燥速度大
↑
スラッジ・水蒸気
流動性大
↑
スラッジ大

スラッジ飛散速度小伝熱量↑
水蒸気流量小↑スラッジ高さ小スラッジ層が低い
スラッジ飛散
速度中
↑
乾燥速度中
↑
スラッジ・水蒸気
流動性中
↑
スラッジ中

スラッジ飛散
速度小
↑
乾燥速度小
↑
スラッジ・水蒸気
流動性小
↑
スラッジ小

スラッジが小さい
図1 スラッジ層の初期高さ及びスラッジサイズが飛散に与える影響

スラッジサイズの影響
・スラッジが小さいと粒子流動性が悪い、・スラッジ内水蒸気流動性が悪い・スラッジ層が乾燥すると固まる（チョーク状状態）
珪砂100μm、高さ785mm

珪砂7.6μm、高さ785mm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図2 スラッジ層表面状況

6. 実施内容【流動解析】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.121③実施事項、成果

b.粉体の挙動評価方法の検討（30/33）（ⅶ）成果 流動解析結果（1/4）
実機規模模擬収納缶によるスラッジ乾燥試験の検証解析を実施した。
• 入口から200℃の温風が流入（流量は試験実績値を設定）• 試験の温度履歴をもとに、スラッジ表面温度、内容器温度（各部）を試験の温度履歴を設定。含水率の変化か
ら、スラッジ表面の水蒸気発生速度を設定。図1に、T1-1（珪砂平均粒径100μm、スラッジ高さ、785mm）における温度履歴と含水率の例を示す。
• 先ず、粒子を与えない気相のみの解析を実施し、その後スラッジ表面に飛散速度を設定して気相への移行率を評価した。飛散速度は水蒸気の発生による飛散と、気相解析で得られた表面ガス流れによる飛散をそれぞれ文献式で評価した。

温風流出
飛散粒子流出設定
・内容器温度（上部空間高さ）①昇温 ②定率乾燥 ③減率乾燥 ④乾燥後設定
・収納缶温度

温風流入（200℃）

設定
・スラッジ表面温度
・スラッジ飛散速度・水蒸気発生速度
設定
・内容器温度（スラッジ高さ）
スラッジ高さ図1 T1-1（珪砂平均粒径100μm、スラッジ高さ、785mm）における温度履歴と含水率

図2 T1-1（珪砂平均粒径100μm、スラッジ高さ、785mm）解析モデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【流動解析】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.122③実施事項、成果

b.粉体の挙動評価方法の検討（31/33）（ⅶ）成果 流動解析結果（2/4）

表1 定率乾燥条件

T1-1

T1-2

T2-2

T3-2

T3-2”

T4-2

スラッジ高さ [mm]

785

785

400

785

785

740

スラッジ種類、粒径

珪砂
100μm

珪砂
100μm

珪砂
100μm

珪砂
7.6μm

珪砂（圧密大）7.6μm

凝集剤

スラッジ初期質量[g]

36680

36680

20560

39202

45702

1307.6

初期含水量[g]

11833

11543

6936

11429

8622

24620

スラッジ表面横流れ[cm/s]

0.163

1.87

0.088

0.148

0.131

0.120

スラッジ表面横流れによる飛散速度 [μg/cm2s]注1

飛散しない

飛散しない

飛散しない

飛散しない

飛散しない

飛散しない

水蒸気上昇流速 [cm/s]注2

1.57

1.88

0.989

1.32

0.987

1.26

5.58×10-1
1.37×10-1

7.42×10-1―

2.85×10-1
7.60×10-2

3.96×10-1―

2.46×10-1
6.51×10-2

3.84×10-1
9.81×10-2

水蒸気上昇流によるスラッジ飛散速度[μg/cm2・s]注3
粒径5μm
粒径2.5μm

注1：藤江他、沸騰水型原子炉における飛沫除去、p792,Vol.3,No.10(1961)、日本原子力学会論文誌
注2：スラッジ乾燥過程における重量変化の計測値より算出
注3：石倉,水津,田中,篠原、固-気系小型噴流層からの小粒子の飛び出し、第5巻 第2号（1979）、化学工学論文集
ケース名T1-1：珪砂100μｍ、785ｍｍ、T1-2：珪砂100μｍ、785ｍｍ 噴きこぼれ
T2-2:：珪砂100μｍ、400ｍｍ、Ｔ3-2：珪砂7.6μｍ、785ｍｍ、Ｔ3-2“：珪砂7.6μｍ、785ｍｍ高圧密T4-2：凝集剤、740mm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【流動解析】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.123③実施事項、成果

b.粉体の挙動評価方法の検討（32/33）
CFDによるスラッジガス相移行率評価（ⅶ）成果 流動解析結果（3/4）
スラッジ高さ785、600、400㎜で、ガス流速、スラッジ濃度分布を解析した。
スラッジ層表面から飛散したスラッジはほぼ全量、出口配管に到達することを確認した。

①スラッジ高さ785mm②スラッジ高さ600m③スラッジ高さ400mm①スラッジ高さ785mm②スラッジ高さ600m

スラッジ高さ400mm

スラッジ高さ
600mm

出口管高さ
788mm

スラッジ高さ
785mm

内容器高さ
800mm

図1 ガス流速分布 （m/s)③スラッジ高さ400mm

図2 スラッジ濃度分布 （-）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.124【流動解析】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果

b.粉体の挙動評価方法の検討（33/33）（ⅶ）成果 流動解析結果（4/4）
CFDによるスラッジガス相移行率評価
スラッジ高さ785、600、400㎜で、ガス流速、スラッジ濃度分布を解析した。
スラッジ層表面から飛散したスラッジはほぼ全量、出口配管に到達することを確認した。
スラッジ流出速度
1.87×10-7kg/s

スラッジ流出速度
9.6×10-8kg/s

スラッジ飛散速度
1.89×10-7kg/s

スラッジ飛散速度
9.6×10-8kg/s

スラッジ濃度分布(kg/m3)(1)珪砂5μm、780mm

スラッジ濃度分布(kg/m3)(2)珪砂5μm、400mm
スラッジガス相移行率＝スラッジ流出速度/スラッジ飛散速度

図1 CFDによるスラッジガス相移行率評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【実規模試験】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.125③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（1/8）（i）成果 フィルタ到達量（1/3）
スラッジが高く、大きいとフィルタ到達量は多い。各条件を比較すると、珪砂100μm、スラッジ高さ785mmが到達量が最大であった。小さいスラッジ、高充填のスラッジはフィルタ到達量が少ない。
計算上、水蒸気上昇流速が小さくなると、スラッジ飛散速度が少なくなり、到達量も少なくなる。
試験結果〇◇□□は計算値●◆■■よりもさらに一桁程度小さく、粒子流動性が悪くなる、スプラッシュした粒子が壁面に付着することが要因と考えられる。
フィルタ設計上は、計算値で設計することが保守的であると判断される。フィルタのスラッジ到達クライテリア（保持容量）は１ｇ程度にすることを提案し【参考資料（参考1）を参照】、乾燥条件、乾燥プロセスを検討することを推奨する。
①珪砂100μm、785mm
表面が凸凹②珪砂100μm、400mm
表面くぼみが小さい

2022年10月20日 8h後取り出し2022年10月27日 8h後取り出し③珪砂7.6μm、785mm
表面が滑らか④凝集剤、740mm
表面が滑らか、下降

2022年12月13日 8h後取り出し2022年11月15日 13h後取り出し

噴きこぼれ

提案クライテリア

①

計算値
④
②

（式1）：No.86に示す上昇流粒子飛び出しの式（式2）：（式1）を試験結果を再現するように調整した式③

高充填

図1 スラッジフィルタ到達量とスラッジ層表面状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【実規模試験】

No.126③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（2/8）（i）成果 フィルタ到達量（2/3）
パラメータ

表1 パラメータに対する飛散速度評価方法
試験計画・結果
スラッジ評価手法（設計）への反映

乾燥過程

定率乾燥初期飛散速度大定率乾燥時スラッジ表面粒子流動性が悪く、飛散速度小定率乾燥時を対象とした評価
減率乾燥以降の飛散量は軽微

初期スラッジ高さ

800mmに近いと飛散速度大400mmでは飛散速度小乾燥速度（水蒸気上昇流速）が遅いからと考えられる

スラッジ高さが変わると、被乾燥物の熱容量が変わる。熱容量に応じた乾燥時間を計算し、乾燥速度=含水量/乾燥時間を求め、スラッ
ジ飛散速度を求める。

スラッジサイズ

100μmは飛散速度大、10μmは飛散速度小飛散粒子は1～１０μm

飛散する粒子の平均直径は5μmとして、飛散速度、フィルタ圧損を評価する。

スラッジ密度

1～2.4g/ccで飛散特性を把握

密度が重くなると、飛散速度低下
密度の影響は掃流限界速度、終端速度に基づいて飛散速度を補正

初期水量

検証データ未取得、一般知見活用

内容器な熱容量から乾燥速度、スラッジ飛散
速度を評価

スラッジ充填率小さい粒子で充填率が大きい、粒子・水
蒸気流動性が悪くなり、飛散速度が低下

珪砂100μmの一般的な充填率で評価が可能であると判断される。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【実規模試験】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.127

噴きこぼれ③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（3/8）（i）成果 フィルタ到達量（3/3）
フィルタ到達量＝スラッジ飛散速度×定率乾燥時間とする。
スラッジ飛散速度はフィルタ到達量と同様の傾向を示す。
乾燥時間は、内容器顕熱、スラッジ顕熱、含水量顕熱、潜熱による熱容量がわかれば、定率乾燥時間は予想できる。
試験結果〇◇□□は計算値●◆■■よりもさらに一桁程度小さく、粒子流動性が悪くなる、スプラッシュした粒子が壁面に付着することが要因で、スラッジ飛散速度が小さいかと考えられる。フィルタ設計上
は、計算値で設計することが保守的であると判断される。

高充填

図2 スラッジ飛散速度の時間変化

噴きこぼれ

高充填

計算
試験
噴きこぼれ
高充填

（式1）：No.86に示す上昇流粒子飛び出しの式（式2）：（式1）を試験結果を再現するように調整した式

図1 スラッジフィルタ到達量

図3 定率乾燥時間©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【実規模試験】

No.128③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（4/8）（ii）成果 フィルタ到達スラッジサイズ（1/2）
定率乾燥時がスラッジ飛散量の大多数を占める
乾燥時間10時間までに着目すると、スラッジ平均は2～10μｍである。
飛散速度が0．01g/h以下は対象から除く。

図2 乾燥時間とスラッジ飛散速度

図1 乾燥速度とスラッジ粒径

図3 乾燥時間とスラッジ粒径分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【実規模試験】

3

3③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（5/8）（ii）成果 フィルタ到達スラッジサイズ（2/2）

No.129水蒸気上昇流速

定率乾燥時、水蒸気上昇流速は１～2cm/sである。
珪砂の場合、上昇流速と終端速度が一致するサイズは、10μm相当である。
これ以上の粒子は飛散しない。
試験結果によれば、スラッジ平均粒径は5μm前後になる。
これは、計測結果と同程度であるので、水蒸気上昇流速が大きく変わらな
いならば、飛散粒子サイズ5μｍを設定する。

上昇可能最大粒子直径

温風

フィルタ

ガス流速分布
（流動解析）

排気

図2 スラッジ終端速度（密度2600kg/m3)----100μm最大― ・―1μm最大－－10μm最大100μm平均

フィルタ到達スラッジ特性
粒径分布、平均粒径

飛散可能粒子径
ヒータ
加熱

スラッジ特性
粒径分布、平均粒径
密度
スラッジ特性(文献）
掃流限界速度
終端速度

スラッジ終端速度
スラッジ掃流限界速度がガス流速よりも小さい
粒子がフィルタに到達する

図1 安全機能と評価ツールのアウトプット

上昇可能最大粒子直径

図3 スラッジ粒径分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容【振動時フィルタ閉塞】

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価

No.130③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（6/8）（iii）成果 収納容器の衝撃・振動時フィルタ到達量(1/3)
運搬時の振動や地震動などにより粉状燃料デブリが舞い、フィルタ－が閉塞する事象に着目する。初速を有した粒子軌跡に基づき、フィルタへの粒子到達量を評価する。フィルタ閉塞性、フィルタ下流部流出性はフィルタ試験等で別途確認する。
振動時ガス流れフィルタ
到達粒子範囲
最高到達高さ

フィルタ
温風停止

微粒子運動

微粒子終端速度

水素、酸素発生

初期燃料デブリ位置振動
図1 2021年度補助事業実施内容注1

図2 微粒子フィルタ到達量評価モデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注1：IRID HP 2021年度研究開発「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ対応）」成果を引用

6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（7/8）（iii）成果 収納容器の衝撃・振動時フィルタ到達量(2/3)

スラッジ表面からフィルタまでの距離Z〇評価方法
フィルタスラッジ到達量Msは次式で求める。
Ms＝ρｓ×（Ｚ－312ｍｍ）×α×β×γ
ここで、ρｓは単位長さあたりのスラッジ質量、Ｚはスラッジ表面からフィルタまでの距離、312ｍｍは100μｍスラッジの最大到達高さ、αは触媒ケース開口率、βは触媒開口率、γは多孔板開口率である。（図１、表１参照）
単位長さあたりのスラッジ質量は、実機規模収納缶乾燥試験のサンプル（珪砂７、８号、平均粒径100μｍ）を参照し、スラッジ高さ７８５mmで３６６８０ｇとする。

図1 評価モデル

構成要素

開口率

触媒ケースα

０．４０２

触媒β

０．２５

多孔板γ

０．６２９

100

到達スラッジ量

表1 フィルタ前障害物

ｇ

1000

〇評価結果
評価結果を図2に示す。
一般的なHEPAフィルタのダスト保持量を１ｇとすると、スラッジ到達量は多い。 【参考資料（参考1）を参照】

No.131【振動時フィルタ閉塞】
フィルタ
多孔板
触媒
触媒ケース

スラッジ到達量

一般的なHEPA保持量
10

1

0

50

100

150

200

スラッジ表面とフィルタ―までの距離

250

300

ｍｍ

図2 フィルタスラッジ到達量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価【振動時フィルタ閉塞】

No.132③実施事項、成果

c.安全機能への影響評価（8/8）（iii）成果 収納容器の衝撃・振動時フィルタ到達量(3/3)
〇評価
スラッジ状態で、100μｍ程度の粒子が振動時に舞い上がることができる場合、フィルタに到達するスラッジ量は、一般的なHEPAフィルタの閉塞性クライテリア（保持量）と比較して有意な量になる。
〇対策案
スラッジ乾燥後、スラッジ間の固着力が大きいので、個別に粒子が飛散することは考えにくい。そのため、乾燥後のスラッジに振動を与えて、浮き上がり
邪魔板
有無、フィルタへの侵入性を試験で確認する。 （図1）
フィルタ上流に、邪魔板を設置する。（図2）

図1 珪砂100μｍ、高さ785mm乾燥後

フィルタ
多孔板
触媒
触媒ケース

図2 粒子侵入防止©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.133

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価④成果の反映先への寄与
粉状燃料デブリの挙動評価を実施し、粉状燃料デブリ扱い時の収納方法の概念の絞り込みの検討に寄与できるものと考える。

⑤現場への適用性の観点における分析
燃料デブリの挙動評価は、燃料デブリの取り出し時に回収が想定される粉状、スラリー・スラッジ状
燃料デブリの乾燥処理および取り扱いの検討に際して参考になるものであり有益である。

⑥目標に照らした達成度
目標達成を判断する以下の指標が満足できていることから、所期計画通り目標を達成できたと判断する。
• 舞い上がり等の挙動が大きいと推定される収納缶での乾燥処理時を対象とした粉状燃料デブリの挙動を、文献などによる類似事例調査やＣＦＤ等を用いた流動解析により推定し、粉状燃料デブリの安定保管までの取り扱い時や、保管時に維持すべき安全機能への影響を評価していること。
（TRLレベル：3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.134

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価⑦まとめ
・粉状燃料デブリの挙動を評価するため、スラッジ飛散挙動、拡散沈着、重力沈降、凝縮等に関する文献調査を行い、収納缶内のスラッジマスバランスを検討する手計算モデルおよび粉体の挙動評価に関する流動解析の解析条件を検討した。また、流動解析に必要となる粉体の飛散データを取得するための試験を計画し、実施して飛散データ（飛散量、粒径）を取得した。
・上記の検討で設定した解析条件に基づき、 収納缶内の乾燥処理時における粉状燃料デブリの挙動評価（収納缶内のガス流速、スラッジ濃度分布、収納缶のフィルタへの粉状燃料デブリの到達量等）を実施した。
・上記で検討した収納缶内の粉状燃料デブリの挙動評価の結果を踏まえ、粉状燃料デブリの保管までの取り扱い時、保管時に維持すべき安全機能として、水素対策に影響する収納缶のフィルタ閉塞の有無への影響を評価した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.135

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価⑧今後の課題（1/2）
・文献調査および試験による飛散データの取得、得られた試験データ等に基づく流動解析、収納缶内の乾燥処理時における粉状燃料デブリの挙動評価を実施し、粉状燃料デブリの保管までの取り扱い時、保管時に維持すべき安全機能として、水素対策に影響する収納缶のフィルタ
閉塞の有無への影響を評価した。
粉状燃料デブリの挙動の評価結果から、実機適用に向けて想定される下記の技術課題の解決に向けた検討が必要である。
✓粒径サイズが大きく異なる燃料デブリの混在時の飛散挙動の把握
粉状燃料デブリの乾燥時、スラッジ層内の粒子ならびに水蒸気の流動性が良好な方がスラッジ飛散量が多くなる。そのため、100μｍ以上の粒状、塊状燃料デブリと粉状燃料デブリが混在するような体系でのスラッジ飛散が厳しいと予想されることから、試験等により飛散挙動を把握が必要。
✓乾燥後の粉状燃料デブリの取り扱い時の飛散挙動の確認
粉状燃料デブリの乾燥後、スラッジの流動性が悪いことから、移送時や振動時のスラッジ飛散量は少ないと考えられる。粉状燃料デブリの一連の取り扱いを考慮して想定される振動や落下等により、スラッジ飛散の問題が生じないことを試験等により確認することが必要。
✓フィルタ設計に必要なデータの取得
粉状燃料デブリの乾燥時、スラッジ到達量に対するフィルタの閉塞性、圧力損失の時間変化を試験等により把握することが必要。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.136

6.3 粉状燃料デブリの挙動の評価⑧今後の課題（2/2）
・文献調査および試験による飛散データの取得、得られた試験データ等に基づく流動解析、収納缶内の乾燥処理時における粉状燃料デブリの挙動評価を実施し、粉状燃料デブリの保管までの取り扱い時、保管時に維持すべき安全機能として、水素対策に影響する収納缶のフィルタ
閉塞の有無への影響を評価した。
粉状燃料デブリの挙動の評価結果から、実機適用に向けて想定される下記の技術課題の解決に向けた検討が必要である。
✓粉状燃料デブリの挙動評価の再現性
乾燥時飛散速度の再現性については、誤差も含めてデータの信頼性についても評価する必要がある。
また、飛散速度に大きな影響を与える噴きこぼれが起こる条件、起きない条件等の試験条件の整理が必要である。
✓粉状燃料デブリの挙動評価の最適化
スラッジ高さに対する収納効率と乾燥時間には相反するところもあり、トータルとして最適な収納条件を整理する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.137

6.4 保管様式の検討①目的、目標
粉状燃料デブリ性状、安全要求事項等の条件および回収経路を考慮した上で、粉状燃料デブリ
を安定保管状態に持ち込むための収納方法の概念を複数提案し、安全機能要求への適合性、スループットへの影響等、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、それらの指標に対する評価を行い、絞り込みを行う。

②既存技術との対比
燃料デブリの取り出し時には、粉状燃料デブリの回収が見込まれることから、粉状燃料デブリを安定保管状態に持ち込むための収納方法を検討する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.138

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
a.検討条件の整理（1/2）
先行PJ（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ対応））にて整理した
粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリから、評価対象とする粉状燃料デブリの性状、安全要求事項、回収経路などの検討条件を整理した。
＜燃料デブリ取り出し時に排出が想定される粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの情報整理 （表の一部を抜粋）＞
収納容器の候補

収納容器への収納時における対象物の性状 （燃料デブリ以外の添加物含む）
種類（注1）

No.

特徴

発生量（注2）

発生場所

発生頻度

発生時期

(ユニット缶、収納缶、含有物（割合含む）

形状（粒径含む）

密度

含水率

空隙率

約1[g/cm3]

90～95[vol%]ほぼ0[vol%]

収納容器の処理の 左記、有りの場合、

それ以外)

有無

処理方法

無

ー

収納容器への収納容器への

収納容器の

収納容器の

収納容器による取り扱い時 本項目を記

収納形態

収納場所

移送経路案

移送頻度

（保管を含む）の安全要件

PJ

・溶融燃料
・炉心構造物・コンクリート
粗取りフィルタ
1 廃液の凝集沈殿物

粒径が大きく比重の大きい 増設建屋内の沈粒子の含有率が高い

降分離設備

取り出し規模の11[m3/y]0.055[m3/day]

更なる拡大（1/3号機）・その他固形物(土砂、析出
物、非溶解性中性子吸収・粒状(粒径：100～

材、固化材、アブレイシブ 数十μm)・スラッジ回収容器(Φ200×H400)

直接回収

・廃棄物保管容器

等)

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋から

・形状管理による未臨界維持 安全システ

ホットセル内を

1[個/day]

通して移送・ベント等による水素濃度の 体系・気体
爆発限界下限値維持

PJ・硫酸アルミニウム（1000ppm)
・ホウ酸成分・溶融燃料・炉心構造物・コンクリート
中取り・最終処2 理フィルタ廃液の凝集沈殿物

粒径が小さく比重の小さい 増設建屋内の沈粒子の含有率が高い

降分離設備

取り出し規模の ・その他固形物(土砂、析出
54～7[m3/y]

0.27～0.035[m3/day]

更なる拡大物、非溶解性中性子吸収（1/3号機）材、固化材、アブレイシブ

・粒状(粒径：数十～0.1μm)

・スラッジ回収容器
約1[g/cm3]

90～95[vol%]ほぼ0[vol%]

・硫酸アルミニウム（1000ppm)

3

沈殿物

材が支配的

降分離設備

取り出し規模の310[m3/y]

1.6[m3/day]

更なる拡大（1/3号機）・粉末吸着材(チタン酸、チタンケイ酸塩、活性炭、ヘ ・粒状
マタイト、マグネタイト)(粒径：数μm)

90～95[vol%]ほぼ0[vol%]

し、逆洗により払い出すことで発生する。
一案として、液相系システ

気相系システム

取り出し規模のの金属HEPAフィ

更なる拡大

ルタ

（1/3号機）・粒状(粒径：不明だ・ダスト状燃料デブリ

が気中浮遊する程度

・その他の微粒子と想定されー

直接回収

技術開発中(目標含水(Φ200×H400)

有・廃棄物保管容器

・高塩基PAC(1000ppm)

デブリを気相系システムの
金属HEPAフィルタで捕集

無・スラッジ回収容器
約1[g/cm3]

気中浮遊するダスト状燃料

4 気相系スラッジ(Φ200×H400)

・廃棄物保管容器

等)

RO濃縮水の凝集 数μmオーダーの粉末吸着 増設建屋内の沈【粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリに関して整理した情報】
・種類
・特徴
・発生場所、発生量、発生頻度、発生時期
・性状（含有物、形状、密度、含水率、空隙率）
・収納容器の候補
・収納容器の処理の有無、処理方法
・収納容器への収納形態、収納場所
・収納容器の移送経路、移送頻度
・収納容器による取り扱い時／保管時の安全要件

る)

率60vol%以下;仮設

直接回収

定)

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋から

・形状管理による未臨界維持 安全システ

ホットセル内を1～8[個/day]

通して移送

・ベント等による水素濃度の 体系・気体
爆発限界下限値維持

増設建屋から

PJ

・形状管理による未臨界維持 安全システ

ホットセル内を111[個/day]

通して移送

・ベント等による水素濃度の 体系・気体
爆発限界下限値維持

PJ

安全システ

体系・気体
PJ

ムの沈降分離槽にて処理することを検討中。
Gd粒子、B・Gd入りガラス材の使用量は
燃料デブリ体積の2.5%と見積もられてい固体タイプの吸収材（Gd
粒子、B・Gd入りガラス
5

未臨界維持用の材）や固化体タイプの吸収

中性子吸収材材（水ガラス）が燃料デブリと共に加工されて粉状、スラッジ状に変化したものる。このうちのさらに1%がスラッジ状にペデスタル等の燃料デブリ取り出し作業場所

変化するものと仮定すると、対燃料デブリ
体積比 2.5%×1%=0.025%。
水ガラス材の使用量は燃料デブリ体積の5%と見積もられているので、対燃料デブ
リ体積比 5%×1%=0.05%。（M3V2019-000230, rev1, 非溶解性中性子吸収材の運用方法）

Gd粒子、B・Gd入りガラス材の1日あたりの使用量は1.5リットル（1.5E-

・Gd粒子：粒状

3[m3/day]）と見積もられている。このう（粒径：～500μm） 4.3[g/cm3]

・Gd2O3

ちの1%がスラッジ状に変化するものと仮3定すると、1.5E-5[m /day]

取り出し規模の水ガラス材の1日あたりの使用量は3.0リッ 更なる拡大
トル（3.0E-3[m3/day]）と見積もられて （1/3号機）
いる。このうちの1%がスラッジ状に変化

・ビスマスホウ酸ガラス（B・Gd入りガラス材）
・水ガラス（Na2O, SiO2,
CaO, Al2O3, Fe2O3,
CaSO4, NaH2PO4）

・Gd2O3粒子：

・B・Gd入りガラス

・B・Gd入りガラ

材：粒状（粒径：～

ス材：4.29[g/cm3]

1mm）・水ガラス：

・水ガラス：固化後

2.1[g/cm3]（M3V-にスラッジ状になっ2019-000230, rev1,

するものと仮定すると、3.0E-5[m3/day]

たもの（粒径～100μ 非溶解性中性子吸（M3V-2019-000230, rev1, 非溶解性中性m）

収材の運用方法）

Gd2O3,B/Gd入

Gd2O3,B/Gd入りガラス材，にりガラス材，については含水率

ついては空隙率0%0%

水ガラスについ水ガラスについては高いと思わては低いと思わ

れるが不明

れるが不明

（2021-2022事業 （2021-2022事業
でデータが得らでデータが得られれば見直し）れれば見直し）・Gd粒子：１年に１回、5.5[L]を移送
1.5E-5[m3/day]× 無（検討不要）
吸収材を収納する容器に大きさの制限はない(取り出し後の吸収材を単独で収納することはな
く燃料デブリと帯同）吸収材を収納した 無（検討不要）
容器は一般産業廃 吸収材を入れても収棄物として廃棄可

納容器に特別な処理能。

は必要とならない。

無（検討不要）燃料デブリに付随して収納される。

無（検討不要） 無（検討不要）
燃料デブリに付 燃料デブリに付随して収納され 随して収納される。

る。

365[day]=5.5[L/

吸収材の安全性，収納・保管

年]への影響については国プロで・水ガラス：１年確認済。

に１回、11[L]を移 （M3V-2020-000265, 非溶解
送

安全システ

界管理）P

性中性子吸収材の性能評価の3.0E-5[m3/day]× まとめ）365[day]=11[L/年]

子吸収材の運用方法）（備考）表中の色付きセルの区分

水ガラス材の使用量は燃料デブリ体積の排出が想定される粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリをリストアップ（19種類）
発生量や性状、収納形態等を想定し、以下の分類で色分けを実施

5%と見積もられているので、対燃料デブ：今後の机上検討等により仮設定が可能と考えられる項目
リ体積比 5%×1%=0.05%。（M3V-分

2019-000230, rev1, 非溶解性中性子吸収

水ガラス材の1日あたりの使用量は3.0リッ材の運用方法）トル（3.0E-3[m3/day]）と見積もられて：これ以上は判断（仮設定）が困難と考えられる項目（実燃料デブリ情報が必要）
固化体タイプの吸収材（水6

未臨界維持用の中性子吸収材ペデスタル等の 水ガラスと水の比液量が1000[L/m2]に対 いる。このうちの1%がスラリー状に変化 取り出し規模の ・水ガラス（Na2O, SiO2,：これ以上の検討は不要と考えられる項目（臨界管理不要で収納容器が不要）ガラス ）の成分の一部が燃料デブリ取り してpH=12となり、水が１桁増えるとpH するものと仮定すると、3.0E-5[m3/day] 更なる拡大
CaO, Al2O3, Fe2O3,
スラリー状（濁り水？）に出し作業場所は1小さくなる。（平成29年度補正予算廃 （M3V-2019-000230, rev1, 非溶解性中性 （1/3号機）
CaSO4, NaH2PO4）
変化したもの
炉・汚染水対策事業費補助金 燃料デブ 子吸収材の運用方法）

出典：IRID HP 2021年度研究開発「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
リ・炉内構造物の取り出し工法・システム（粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ対応）」成果を引用の高度化（臨界管理方法の確立に関する技

・水ガラス：固化後にスラリー状になったもの（粒径～10μm？）

・水ガラス：

高いと思われる

ゼロと思われる・水ガラス：１年

無（検討不要）・黄色：今後の机上検討等により仮設定が可能と考えられる項目
・桃色：これ以上は判断（仮設定）が困難と考えられる項目（実燃料デブリ情報が必要）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
・青色：これ以上の検討は不要と考えられる項目（臨界管理不要で収納容器が不要）

2.1[g/cm3]（M3V-

2019-000230, rev1,
非溶解性中性子吸収材の運用方法）が不明（スラ

リー状なので例
えば99%と仮定すれば良いと考えます）

が不明（スラ

リー状なので0%と仮定して良いと考えます）

吸収材を収納した 無（検討不要）

吸収材を収納する容器に 容器は一般産業廃 吸収材を入れても収大きさの制限はない

棄物として廃棄可

納容器に特別な処理能。

は必要とならない。

無（検討不要）燃料デブリに付随して収納される。

無（検討不要） 無（検討不要）
燃料デブリに付 燃料デブリに付随して収納され 随して収納される。

る。

に１回、11[L]を移送

3.0E-5[m3/day]×365[day]=11[L/年]

吸収材の安全性，収納・保管への影響については国プロで 安全システ
確認済。（M3V-2020-

000265, 非溶解性中性子吸収材の性能評価のまとめ）

界管理）P

6. 実施内容

No.1396.4 保管様式の検討③実施事項、成果
a.検討条件の整理（2/2）
先行PJ（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（粉状、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ対応）にて整理した
粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリについて、保管様式の検討で想定する燃料デブリの状態に分類した。
＜評価対象とする粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの条件＞
種類

含有物

粒径
[μm]

密度
[g/cm3]

発生場所

安全要求事項

燃料デブリの状態

凝集沈殿物

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ（溶融
燃料、炉心構造物）、ｺﾝｸﾘｰﾄ、
硫酸ＡＬ

数～
100

1

増設建屋内の沈降分離槽（フィルタ等で除去した沈殿物）

・形状管理による臨界管理
・ベント等による水素爆発下限界の維持

スラリー・スラッジ状、又は、粉状注2

中性子吸収材

Gd2O3、
水ガラス等

数～
500

2.1～4.3

RPV内、PCV内の燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ加工
部分

特になし（吸収材の安全性は他PJにて確認済み）

粉状

粉状MCCI生成
物、破砕片

MCCI生成物（燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ、ｺﾝ
ｸﾘｰﾄ）

～
100

3.96～
4.05

RPV内、PCV内の燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ加工
部分

・形状管理による臨界管理
・ベント等による水素爆発下限界の維持

粉状

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ加工の切りくず

ｱﾙﾐﾅ、ｽﾃﾝﾚｽ

～1

3.95～
7.93

RPV内、PCV内の燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ加工
部分

特になし

粉状

液相系ﾌｨﾙﾀ

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ、
MCCI生成物―注1―注1

増設建屋設置の液相系ﾌｨﾙﾀ

・形状管理による臨界管理
・ベント等による水素爆発下限界の維持

粉状（フィルタを含む）

気相系ﾌｨﾙﾀ

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ、
MCCI生成物―注1―注1

RPV内、PCV内の空調系統ﾌｨﾙﾀ、 ・形状管理による臨界管理
局所回収用ﾌｨﾙﾀ・ベント等による水素爆発下限界の維持

粉状（フィルタを含む）

注1：フィルタの濾過性能（メッシュ寸法）による。
注2：スラリー・スラッジ状の凝集沈殿物を乾燥させたものを想定する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（1/10）

No.1406.1項から6.3項で得られた成果を考慮して、粉状燃料デブリの安全な取り扱い及び保管状態に持ち込むための収納方法の概念を複数検討する。
収納方法の概念検討する上での検討方針を以下に示す。
＜収納方法の概念検討時の検討方針＞
・粉状燃料デブリの移送及び保管などの取り扱いを実施する際、2020年度までに検討注1された
粒状、塊状の燃料デブリを回収対象とした収納缶の取り扱い方法や取り扱い設備と同じにすることにより、取り扱い設備を共用することが可能となり、合理的と考えられる。そのため、粉状燃料
デブリの収納方法の概念検討では、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の形状をベースとする。
・粉状燃料デブリの一時保管を目的とした専用容器として、収納缶と比較して大容量の収納が可能な容器の概念案も検討する。
・収納対象とする粉状燃料デブリは、発生場所にて収納容器（以降のページで検討）に直接収納（回収）する、もしくは取り扱いエリアの寸法制限等により発生場所での直接収納が困難なため収納容器への収納が可能な別の場所まで内容器（収納容器より一回り小さく、収納容器に収納できる容器）にて取り扱われることを想定する。また、粒状、塊状燃料デブリと同程度の性状注1を想定し、臨界管理が必要なものとする。（放射性廃棄物ではない）
注1：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」2020年度最終報告書（公開版）で報告されている収納缶の構造、及び想定されている燃料デブリの性状©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（2/10）

No.141

前頁の検討方針に基づき、粉状燃料デブリの収納方法として以下の8ケースの概念案を検討した。
＜収納方法の概念案＞(a) 回収された粉状燃料デブリの状態のまま収納缶注1に直接収納する。
（以下、「収納缶へ直接収納(内容器無)」と略す）(b) 回収された粉状燃料デブリの状態のまま水切り用のメッシュ構造のない内容器に入れ、内容器を収納缶注1に収納する。 （以下、「収納缶へ直接収納（内容器有）」と略す）(c) 回収された粉状燃料デブリを収納缶に直接入れ、収納缶注1で乾燥処理を行う。
（以下、「収納缶内へ収納後に乾燥(内容器無)」と略す）(d) 回収された粉状燃料デブリを水切り用のメッシュ構造のない内容器に入れ、収納缶に収納した上で乾燥処理を行う。 （以下、「収納缶内へ収納後に乾燥(内容器有)」と略す）(e) 回収された粉状燃料デブリを収納缶に直接入れ、収納缶注1で固化処理を行う。
（以下、「収納缶内へ収納後に固化(内容器無)」と略す）(f) 回収された粉状燃料デブリを水切り用のメッシュ構造のない内容器に入れ、収納缶注1に収納した上で固化処理を行う。 （以下、「収納缶内へ収納後に固化(内容器有)」と略す）(g) 回収された粉状燃料デブリを収納缶注1に直接入れ、同時に集塵を行う。
（以下、「収納缶内へ収納時に集塵(内容器無)」と略す）(h) 回収された粉状燃料デブリをタンクに直接入れ、一時保管する。
（以下、「タンクへ一時保管」と略す）
注1：形状管理による臨界管理が必要な場合は、内径220㎜の粒状、塊状燃料デブリ用の収納缶とし、臨界管理の緩和が可能な場合は、内径220㎜より大きい収納缶とする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.142

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（3/10）＜収納方法の概念案（1/8）＞(a) 収納缶へ直接収納(内容器無)の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを直接収納して、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念(a) 収納缶へ
直接収納(内容器無)

容器の思想

容器概念案

ベント機構

・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶をベースにする。
・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを容器に直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の放射性物質を閉じ込めつつ、水素放出が可能な構造。
⇒水素フィルタ注1付きベント機構
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、
容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注2と同じ）【概念案1】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構なし）と同じ構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）

水素フィルタ蓋【概念案2】
・形状による臨界管理を必要としないため、【概念案1】の収納缶に対して、収納容積を拡
大（内径φ400㎜、材質SUS316L）

容器内径

注1：放射性物質（フィルタのメッシュ径より大きい粒子）は捕獲し、水素爆発に影響する水素や酸素を含む気体は通過させる機能を有したフィルタを想定。次葉以降同義
注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法

容器形状の概念案1注3（収納缶に直接収納）

容器形状の概念案2注3（収納缶に直接収納）

注3：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
2020年度最終報告（公開版）に対して、一部情報を追加

6. 実施内容

No.143

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（4/10）＜収納方法の概念案（2/8）＞(b) 収納缶へ直接収納（内容器有）の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを水切り用のメッシュ構造のない内容器に収納して、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念(b) 収納缶へ直接収納(内容器有)

容器の思想

容器概念案

・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料
デブリ用収納缶をベースにする。
・収納缶までの移送手段がない、または、取り扱いエリアの寸法制限等により、粉状燃料
デブリを収納缶に直接収納が困難な場合の対応。
⇒内容器の追加・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを入れた内容器を直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の放射性物質を閉じ込めつつ、水素放出が可能な構造。
⇒水素フィルタ付きベント機構
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、
容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注1と同じ）【概念案3】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構なし）に内容器を追加した構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）

ベント機構
水素フィルタ蓋【概念案4】
・形状による臨界管理を必要としないため、【概念案3】の収納缶に対して、収納容積を拡
大（内径φ400㎜、材質SUS316L）

注1：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法

内容器
(メッシュ
構造なし)

容器形状の概念案3注2（収納缶の内容器に
直接収納）

容器内径

容器形状の概念案4注2（収納缶の内容器に直接収納）

注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
2020年度最終報告（公開版）に対して、一部情報を追加

6. 実施内容

No.144

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（5/10）＜収納方法の概念案（3/8）＞(c) 収納缶内へ収納後に乾燥(内容器無)の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを直接収納し乾燥処理を行い、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念

容器の思想

容器概念案

ベント機構

(c) 収納缶内へ収納後に乾燥
(内容器無)・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶をベースにする。
・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを容器に直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の放射性物質を閉じ込めつつ、水素放出が可能な構造。
⇒水素フィルタ付きベント機構
・容器での乾燥処理に対応した構造。
⇒温風乾燥注1が可能な給気/排気構造。
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注2と同じ）【概念案5】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構あり）と同じ構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）

水素フィルタ【概念案6】
・形状による臨界管理を必要としないため、【概念案5】の収納缶に対して、収納容積を拡
大（内径φ400㎜、材質SUS316L）

注1：令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術））」にて検討している粉状燃料デブリの乾燥方式
注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法

蓋

排気
機構

給気
機構

容器内径

容器形状の概念案5注3（収納缶に直接収納し、乾燥処理）

容器形状の概念案6注3（収納缶の直接収納し、乾燥処理）

注3：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
2020年度最終報告（公開版）に対して、一部情報を追加

6. 実施内容

No.145

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（6/10）＜収納方法の概念案（4/8）＞(d) 収納缶内へ収納後に乾燥(内容器有)の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを水切り用のメッシュ構造のない内容器に収納し乾燥処理を行い、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念

容器の思想

容器概念案

ベント機構

(d) 収納缶内へ収納後に乾燥
(内容器有)・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶をベースにする。
・収納缶までの移送手段がない、または、取り扱いエリアの寸法制限等により、粉状燃料
デブリを収納缶に直接収納が困難な場合の対応。
⇒内容器の追加・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを入れた内容器を直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の放射性物質を閉じ込めつつ、水素放出が可能な構造。
⇒水素フィルタ付きベント機構
・容器での乾燥処理に対応した構造。
⇒温風乾燥注1が可能な給気/排気構造。
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注2と同じ）【概念案7】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構あり）に内容器を追加した構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）

水素フィルタ蓋【概念案8】
・形状による臨界管理を必要としないため、【概念案7】の収納缶に対して、収納容積を拡
大（内径φ400㎜、材質SUS316L）

排気
機構

給気
機構

容器内径
内容器
(メッシュ
構造なし)

容器形状の概念案7注3（収納缶の内容器に収納し、乾燥処理）

容器形状の概念案8注3（専用容器の内容器に収納し、乾燥処理）注1：令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術））」にて検討している粉状燃料デブリの乾燥方式
注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法
注3：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
2020年度最終報告（公開版）に対して、一部情報を追加

6. 実施内容

No.146

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（7/10）＜収納方法の概念案（5/8）＞(e) 収納缶内へ収納後に固化(内容器無)の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを直接収納し固化処理を行い、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念

容器の思想

容器概念案

(e) 収納缶内へ収納後に固化
(内容器無)・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶をベースにする。
・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを容器に直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の放射性物質を閉じ込めつつ、水素放出が可能な構造。
⇒水素フィルタ付きベント機構
・粉状燃料デブリ収納後の収納缶取り扱い時における容器内外での飛散を防止するため
容器内での固化処理が可能な構造。
⇒容器内の混錬機構
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、
容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注1と同じ）【概念案9】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構なし）に固化処理用の混錬構造を追加した構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）【6.1項の事例調査で確認された
概念】

混錬機構

ベント機構
水素フィルタ蓋【概念案10】・形状による臨界管理を必要としないため、【概念案9】の収納缶に対して、収納容積を拡
大（内径φ400㎜、材質SUS316L）

注1：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法

容器内径

容器形状の概念案9注2（収納缶に直接収納し、固化処理）

容器形状の概念案10注2（収納缶に直接収納し、固化処理）

注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
2020年度最終報告（公開版）に対して、一部情報を追加

6. 実施内容

No.147

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（8/10）＜収納方法の概念案（6/8）＞(f) 収納缶内へ収納後に固化(内容器有)の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを水切り用のメッシュ構造のない内容器に収納し固化処理を行い、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念

容器の思想

容器概念案

(f) 収納缶内へ収納後に固化
(内容器有)・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶をベースにする。
・収納缶までの移送手段がない、または、取り扱いエリアの寸法制限等により、粉状燃料
デブリを収納缶に直接収納が困難な場合の対応。
⇒内容器の追加・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを入れた内容器を直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の水素放出が可能な構造。
⇒ベント機構付き構造
・粉状燃料デブリ収納後の収納缶取り扱い時における容器内外での飛散を防止するため
容器内での固化処理が可能な構造。
⇒容器内の混錬機構
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、
容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注1と同じ）【概念案11】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構なし）に内容器及び固化処理用の混錬構造を追加した構造と同じ構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）【概念案12】・形状による臨界管理を必要としないため、【概念案11】の収納缶に対して、収納容積を拡
大（内径φ400㎜、材質SUS316L）

混錬機構

ベント機構
水素フィルタ
蓋

内容器
(メッシュ
構造なし)

容器形状の概念案11注2（収納缶の内容器に収納し、固化処理）

容器内径

容器形状の概念案12注2（収納缶の内容器に収納し、固化処理）

注1：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」 注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
2020年度最終報告（公開版）に対して、一部情報を追加
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法

6. 実施内容

No.148

6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（9/10）＜収納方法の概念案（7/8）＞(g) 収納缶内へ収納時に集塵(内容器無)の場合の容器概念案
回収された燃料デブリを直接収納しながら、容器内で集塵し、取り扱うための容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念

容器の思想

容器概念案

(g) 収納缶内へ収納時に集塵(内容器無)・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の取り扱い
設備により取り扱い可能であることが合理的であるため、外形形状は、粒状、塊状燃料デブリ用収納缶をベースにする。
・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを容器に直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、容器内の水素放出が可能な構造。
⇒ベント機構付き構造
・粉状燃料デブリ（一部、粒状燃料デブリを含む）を収納缶に収納しながら、同時に容器内で集塵及び水の除去が可能な構造。
⇒集塵構造
・収納缶の内径寸法により未臨界を担保。
⇒容器内径220㎜。
臨界管理の緩和が可能な収納物の場合、
容器内径を拡大（400㎜程度）。
（粒状、塊状燃料デブリ用収納缶注1と同じ）【概念案13】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構なし）に集塵構造（比較的粒径の大きい場合）を追加した構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）【6.1項の事例調査で確認された概念】【概念案14】・粒状、塊状燃料デブリ用収納缶（送気機構なし）に集塵構造（粒径の小さい場合）を追加した構造（内径φ220㎜、材質SUS316L）

注1：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
で収納量増加の観点から検討した粒状、塊状燃料デブリ用収納缶の内径寸法

出口パイプ

入口パイプ
(集塵後は
閉止)

(集塵後は閉止)ベント機構
水素フィルタ
蓋

出口パイプ
(集塵後は
閉止)

入口パイプ
(集塵後は閉止)スクリーン（粒状の燃料
デブリの集塵）

支持部材
支持部材
中性子
吸収材

濾過
フィルタ

(必要に
応じて
設置)
φ220

中性子
容器内径 吸収材
(必要に
応じて
設置)

容器形状の概念案13注2（収納缶に直接収納し、同時に集塵）

容器形状の概念案14注2（収納缶に直接収納し、同時に集塵）

注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
2020年度最終報告（公開版）に対して、TMI-2での燃料デブリ回収に使用されたノックアウト
キャニスタ及びフィルタキャニスタの構造（“TMI
FuelCharacteristics
DisposalCriticality©International
Research
Institute forfor
NuclearDecommissioning
Analysis”、 DOE/SNF/REP-084より）他の情報を追加

6. 実施内容

No.1496.4 保管様式の検討③実施事項、成果
b.粉状燃料デブリの収納方法の概念検討（10/10）＜収納方法の概念案（8/8）＞(h) タンクへ一時保管の場合の容器概念案
回収された燃料デブリをタンクに直接収納し、一時保管する容器概念案を以下に示す。
収納方法の概念(h) タンクへ
一時保管

容器の思想

容器概念案

【概念案15】
・粉状燃料デブリの一時保管を目的とした専用容器として、(a)～(h)の収納缶と比較して大容量 ・タンク形状にベント機構及びの収納が可能なタンクとする。
冷却機能、撹拌機能を追加した構造（タンクまでの移送については、別の容器等により実施する必要がある。）（材質SUS316L）・収納対象とする様々な形状の燃料デブリを容器に直接収納可、かつ、収納後に放射性物質の閉じ込めが可能な構造。
⇒蓋付き構造、もしくは、一体構造（開口付き）
・燃料デブリから発生する水素の爆発防止の観点から、タンク内の水素放出が可能な構造。
⇒ベント機構付き構造
・大量の粉状燃料デブリの収納を想定し、一時保管中の除熱が可能な構造。
⇒除熱構造（冷却水、エアジャケット等）
・タンクからの再取り出し時、タンク内底部に堆積した粉状燃料デブリの取り出しが可能な構造。
⇒撹拌構造（エアリフト、撹拌装置等）
・タンクの内径寸法及び必要に応じて中性子吸収材等に未臨界を担保。
⇒臨界管理の観点から、粉状燃料デブリの収納量に対応した、タンク内径を設定。必要に応じ、中性子吸収材の設置やホウ素添加等を実施

ベント機構
蓋、もしくは一体構造（開口付き）

水素フィルタ

除熱構造

撹拌構造
タンク内径
（必要に応じ、中性子吸収材の設置やホウ素添加を実施）

容器形状の概念案15（タンクへの一時保管）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.1506.4 保管様式の検討③実施事項、成果
c.収納方法の絞り込み（1/3）
6.4③b項で検討した粉状燃料デブリの収納方法の概念案に対して、安全機能要求（遮蔽、未臨界、水素対策など）への適合性、スループットへの影響など、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標（遮蔽、未臨界維持、水素対策、スループットなど）を設定し、粉状燃料デブリの収納方法に対する評価に基づき、絞り込みを実施した。
【比較評価の方針・前提条件】• 本評価においては、液体を多量に含んだ状態のスラリー・スラッジ状の燃料デブリ、および液体をほとんど含まない状態（乾燥した粉を含む）の粉体状の燃料デブリの2種類に分類して、収納缶、又は、タンクへ収納された状態以降について相対比較する。
•

収納された粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリは、一時保管後に再度取り出す可能性があるものとする。

•

収納缶及びタンクにはベントラインを設け、燃料デブリから発生する水素を掃気可能な構造を想定する。

•

移送時においては、輸送容器を7日間密封搬送することを前提とする。
即ち、移送時には、移送容器が密封されるため、その間に火災・爆発防止への考慮が必要となる。

【評価指標】
・放射性物質を取り扱う上での安全要求（遮蔽、未臨界維持、閉じ込め、水素対策、除熱、長期健全性）
・スループット（収納/取り扱いの容易さ）
・収納効率（容器あたりの収納量）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
c. 収納方法の絞り込み（2/3）

No.151：解決が困難な項目：今後の検討により解決できる可能性がある項目：相対比較で差異がある （例：右側の方が有利）

粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリに対し、b項で検討した収納方法の概念案に対する適応性を相対比較した。
表1 スラリー・スラッジ状の燃料デブリに対する収納方法比較
収納方法の概念案
比較項目(a) 収納缶へ
直接収納（内容器無）(b) 収納缶へ直接収納（内容器有）(c)収納缶内へ収納後に乾燥
（内容器無）(d)収納缶内へ収納後に乾燥
（内容器有）(e)収納缶内へ収納後に固化
（内容器無）(f)収納缶内へ収納後に固化
（内容器有）(g)収納缶内へ収納時に集塵（内容器無）(h)タンクへ一時
保管

被ばく防止
（遮蔽）

問題なし
（収納缶をセル内及び取り扱い設備（移送容器など）で取り扱うことで、セル／建屋／取り扱い設備で遮蔽）

未臨界維持

問題なし
（収納缶の内径寸法により未臨界を担保）

放射性物質
の閉じ込め

問題あり
（ベントラインより放射性物質が容器から漏洩する可能性有り、移送や保管は困難）

問題なし（乾燥後の粉体状の燃料デブリは、フィルタにより放射性物質の放出を抑制）

問題なし（粉体状の燃料デブリは少ない。粉体状の燃料デブリはフィルタにより放射性物質の放出を抑制）

問題なし（フィルタにより放射性物質の放出を抑制）

火災・
爆発防止
（水素対策）

問題あり（水素発生速度によっては、移送時に水素濃度が爆発下限界に達する可能性有。また、保管時に含水率の変化により水素ガスだまりが生成し、爆発下限界に達する可能性有）

問題なし（乾燥処理により水素発生量は少ないと共に、水素が発生してもベントラインから掃気可能。
また、乾燥後は燃料デブリ間の固着力が大き
く、飛散し難く、フィルタの閉塞リスクは低い）

問題なし（固化形態によっては水素が発生するもののベントラインから掃気可能）

問題なし（水素が発生しても、ベントラインから掃気可能）

異常な過熱の防止（除熱）問題なし（自然対流冷却可能）問題なし（乾燥時：異常発熱時は加熱を停止、保管時：自然対流冷却可能）問題なし（自然対流冷却可能）問題なし（自然対流
冷却可能）

長期健全性

一般的に、スラリー・スラッジ状（液体状）の物
質を取り扱うため、固体状と比較し腐食し易い

スラリー・スラッジ状の物質を処理（乾燥、固化）することにより、液体状で存在しないため、スラリー・スラッジ状と比較して腐食のリスクは低い(a)、(b)と同等

スループット（収納/取り扱いの容易さ）

収納／取り扱いが比較的に容易

乾燥処理を行うため、(a)、(b)よりもスループッ
トへ影響あり固化処理を行うため、(a)～(d)よりもスループット
へ影響あり集塵処理を行うため(a)、(b)よりもスループット
へ影響あり

移送が困難
（別の移送手段が必要）

収納効率（容器あたりの収納量）(b)と比較し収納量
多（(c)と同等と想定）(a)と比較し収納量少(d)と比較し収納量多(c)と比較し収納量少(f)と比較し収納量多(ｅ)と比較し収納量少（(d)と同等と想定）（(a)と同等と想定）（(b)と同等と想定）（固化可能な量は検討要）（固化可能な量は検討要）

濾過するため、(a)～(ｆ)と比較し収納効率が高い

除熱及び未臨界維持の観点から大型化できない可能性あり(収納効率が低くなる)

上記以外の
重大な課題点・スラリー・スラッジは液体を含むため、腐食のリスクがあり、長期健全性の確認が必要
・水素発生速度の把握が必要

乾燥ガス掃気が不可（乾燥が不成立）

特になし

・固化方法の検討が必要（固化可能な重量及び条件の検討を含む）
・（e）は再取り出し困難

・容器の構造が複雑

常時電源を確保する
必要がある

適応性比較

×：安全要求を満足しない

×：乾燥困難のため、
成立しない

〇

×：再取り出しが困
難

安
全
要
求

内径寸法の管理。
必要応じて、中性子吸収材等を設置

冷却水で冷却（電源確保が必要）△：(d)と比較し、課題点〇～△：収納効率は高△～×：課題点が多あり
いが容器構造い©International Research Institute for Nuclear Decommissioningが複雑6. 実施内容
6.4 保管様式の検討③実施事項、成果
c.収納方法の絞り込み（3/3）

No.152：解決が困難な項目：今後の検討により解決できる可能性がある項目：相対比較で差異がある （例：右側の方が有利）

表1 粉体状の燃料デブリ（粉体状の燃料デブリが付着したフィルタを含む）に対する収納方法比較
収納方法の概念案

比較項目

安
全
要
求

(a) 収納缶へ
直接収納（内容器無）(b) 収納缶へ直接収納（内容器有）(c) 収納缶内へ収納後に乾燥
（内容器無）(d) 収納缶内へ収納後に乾燥
（内容器有）(e)収納缶内へ収納後に固化
（内容器無）(f)収納缶内へ収納後に固化
（内容器有）(g)収納缶内へ収納時に集塵（内容器無）(h)タンクへ一時保管

被ばく防止
（遮蔽）

問題なし
（収納缶をセル内及び取り扱い設備（移送容器など）で取り扱うことで、セル／建屋／取り扱い設備で遮蔽）

粉体状の燃料デブリ（液体をほとんど含まない）では使用しない(a)～(f)と同等

未臨界維持

問題なし（収納缶の内径寸法により未臨界を担保）

同上

内径寸法の管理。必要応じて、中性子吸収材等を設置

放射性物質
の閉じ込め

問題なし（ベントラインのフィルタにより放射性物質の放出を抑制）

問題なし（乾燥後の粉体状の燃料デブリは、
ベントラインのフィルタにより放射性物質の放出を抑制）

問題なし（粉体状の燃料デブリは少ない。
粉体状の燃料デブリはベント
ラインのフィルタにより放射性物質の放出を抑制）

同上(a)、(b)と同等

火災・
爆発防止
（水素対策）

問題あり（水素が発生してもベントライン
より掃気。ただし、取り扱い中の振動等による粉体状の燃料
デブリの浮き上がりによりフィルタ閉塞の可能性有）問題あり（乾燥処理により水素発生量は少な
いと共に、水素が発生してもベントラ
インより掃気。ただし、粉体状の燃料
デブリの乾燥時や移送時の浮き上がりによりフィルタ閉塞の可能性有）

問題なし（固化形態によっては水素が発生するものの、ベントラインから掃気）

同上(a)、(b)と同等

異常な過熱の防止（除熱）問題なし（自然対流冷却可能）問題なし（乾燥時：異常発熱時は加熱を停止、保管時：自然対流冷却可能）問題なし（自然対流冷却可能）

同上

冷却水で冷却（電源確保が必要）

長期健全性

一般的に、液体状の物質を取り扱わないため、腐食のリスクは低い

同上(a)～(f)と同等

スループット（収納/取り扱いの容易さ）

収納/取り扱いが比較的に容易

収納効率（容器あたりの収納量）(b)と比較し収納量
多（(c)と同等と想定）

上記以外の重大な課題点適応性比較

乾燥処理を行うため、(a)、(b)よりもスルー
乾燥処理を行うため、(a)～(d)よりもスルー
同上
スループットの記載が難しく、mustでなければ削除したくプットへ影響あり
プットへ影響あり(a)と比較し収納量
少（(d)と同等と想定）(d)と比較し収納量
多（(a)と同等と想定）(c)と比較し収納量少（(a)と同等と想定）(f)と比較し収納量
多（固化可能な量は

1)粉状燃料デブリの成分把握
2)粉状燃料デブリの取り扱い方法
3)粉体状の燃料デブリの飛散し、フィルタが閉塞する可能性あり

1) (a)、(b)の1)～3)
2)流路の確保が困難であり乾燥困
難・(a)、(b)の1)～3)・(a)、(b)の1)～2)
・固化方法の検討が必要（固化可能な重量及び条件の検討を含む）
・（e）は再取り出しが困難△：フィルタが閉塞する場合は、火災・爆発の可能性あり×：乾燥困難のため成立しない△： フィルタが閉塞する場合は、
火災・爆発の可能性あり

×：再取り出しが困難検討要）(e)と比較し収納量少移送が困難（別の移送手段が必要）

同上

除熱及び未臨界維持の観点から大型化できない可能性あり(収納効率が低くなる)

同上

常時電源を確保する必要がある（固化可能な量は検討
要）〇～△：他より課題―：（使用しない）△～×：課題点が多い
点が少ない。
（内容器で固化した
後に専用容器へ収©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
納することも可能）

6. 実施内容

No.153

6.4 保管様式の検討④成果の反映先への寄与
粉状燃料デブリの収納方法の概念を検討および絞り込みを行うことは、粉状燃料デブリの取り扱い
方法および粉状燃料デブリ用収納容器の設計の検討に寄与できるものと考える。

⑤現場への適用性の観点における分析
保管様式の検討は、燃料デブリの取り出し時に回収が想定される粉状、スラリー・スラッジ状燃料
デブリの取り扱いの検討に際して参考になるものであり有益である。

⑥目標に照らした達成度
目標達成を判断する以下の指標が満足できていることから、所期計画通り目標を達成できたと判断する。
• 粉状燃料デブリ性状、安全要求事項等の条件、及び、回収経路を考慮した上で、粉状燃料デブリ
を安定保管状態に持ち込むための収納方法の概念を複数提案し、安全機能要求への適合性、スループットへの影響等、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、それらの指標に対する評価を行い、絞り込みを行っていること。（TRLレベル：3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.154

6.4 保管様式の検討⑦まとめ
・関連する研究開発より提示された粉状燃料デブリの性状および安全要求事項等を踏まえて評価対象とする粉状燃料デブリの条件を整理し、放射性物質の取り扱い事例調査結果を考慮した粉状燃料デブリの収納方法の容器概念案を複数検討した。
・検討した収納方法の概念に対して、安全機能要求への適合性、スループットへの影響等、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、本補助事業で実施した他
実施項目（粉状燃料デブリの水素ガス発生特性／放出特性、挙動の評価）での検討成果を考慮して、指標に対する評価を行い、絞り込みを行った。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.155

6.4 保管様式の検討⑧今後の課題・粉状燃料デブリの性状および安全要求事項等を踏まえて、粉状燃料デブリの収納方法の容器
概念案を複数検討し、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、本補助事業で実施した他実施項目での検討成果を考慮して、指標に対する評価を行い、絞り込みを行った。
保管様式の検討結果から、実機適用に向けて想定される下記の技術課題の解決に向けた検討が必要である。
✓粉状燃料デブリの固化方法の検討
粉状燃料デブリの収納方法の概念案の一つである容器内で粉状燃料デブリを固化する収納缶を実現するためには、固化方法（成分調整、混錬方法、必要に応じて可逆性を持たせることなど）に具体化に向けて、粉状燃料デブリの固化方法について検討が必要。
✓粉状燃料デブリの長期保管時に想定される環境及び腐食対策、安定保管方法の検討
粉状燃料デブリを容器に収納後に長期保管する場合、長期保管時に想定される保管方法および環境を考慮した収納缶の腐食発生有無の評価、ならびに腐食管理等の対策の検討が必要。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 全体まとめ（1/3）

No.156

実施内容に対し、開発目標（No.4）に対する達成状況をまとめる。
1. 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの放射性物質の取り扱い事例の調査、分析
目標達成判断指標（TRL）
達成状況• 国内外の粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱い事例を分析し、 • 仏ラ・アーグ再処理工場および国内類似施設における粉状、粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質固有の注意点、安全確保の考え方
スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱いや保管に関する等が整理されていること。 （TRL評価の対象外）
事例調査を行い、注意点、安全確保の考え方を整理した。
• 燃料デブリを塊状、粒状の燃料デブリと同様の収納缶を用いて乾式保管を • 事例調査結果に基づき、粉状燃料デブリを安全、確実で合理的行う場合について、安全、確実で合理的な保管状態に持ち込むための課題をな保管状態に持ち込むための技術課題の抽出およびその解決抽出していること。
（終了時目標TRL:レベル1）
フェーズ、解決時期を明確化した。
2.水素ガス発生特性、放出特性の検討
目標達成判断指標（TRL）
達成状況• 粉状燃料デブリの水素ガス発生挙動に影響する因子を特定し、その影響 • 粉状燃料デブリの水素ガス発生挙動に影響する因子を特定し、度合いについて分析と評価を行い、粉状燃料デブリの水素ガス発生予測法を
各因子の影響度合いが考慮できる粉状燃料デブリの水素発生提案していること。 （終了時目標TRL:レベル3）
速度予測法を提案した。
• 蓄積された状態の粉状燃料デブリからの水素ガス放出について調査や検討 • 粉状燃料デブリ内で生成される水素ガスだまりの放出特性のを行い、その放出特性や粒状、塊状燃料デブリとの相違を明らかにし、水素検討および水素ガス放出に影響する因子を特定し、粉状燃料
デブリを収納缶で保管する場合の条件を検討した。
ガス放出に影響する因子の特定およびその影響について分析・評価していること。（終了時目標TRL:レベル3）
3.粉状燃料デブリの挙動の評価
目標達成判断指標（TRL）
達成状況• 舞い上がり等の挙動が大きいと推定される収納缶での乾燥処理時を対象とし • 粉状燃料デブリの挙動を評価するため、文献調査および粉体のた粉状燃料デブリの挙動を、文献などによる類似事例調査やＣＦＤ等を用い飛散データ取得、流動解析を実施し、収納缶内の乾燥処理時のた流動解析により推定し、粉状燃料デブリの安定保管までの取り扱い時や、粉状燃料デブリの挙動評価を行った。挙動評価に基づく、保管時に維持すべき安全機能への影響を評価していること。
収納缶のフィルタへの粉状燃料デブリ到達量等の評価を行い、（終了時目標TRL:レベル3）
粉状燃料デブリ取り扱い時の安全機能への影響を評価した。
4.保管様式の検討
目標達成判断指標（TRL）
達成状況• 粉状燃料デブリ性状、安全要求事項等の条件、及び、回収経路を考慮した • 評価対象とする粉状燃料デブリの条件を整理し、放射性物質の上で、粉状燃料デブリを安定保管状態に持ち込むための収納方法の概念を取り扱い事例調査結果等を考慮した粉状燃料デブリの収納複数提案し、安全機能要求への適合性、スループットへの影響等、粉状燃料方法の容器概念案を複数検討した。検討した収納方法の概念案
デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、それらの指標に対するに対し、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を評価を行い、絞り込みを行っていること。
設定し、指標に対する評価を行い、絞り込みを行った。
（終了時目標TRL:レベル3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 全体まとめ（2/3）

No.157• 仏ラ・アーグ再処理工場などの粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質等の取り扱いや保管に関する経験、知見および情報を収集を実施。入手した情報を分析し、スラッジ状の放射性物質固有の注意点、安全確保の考え方等の整理、技術課題の抽出、ならびに解決フェーズ、解決時期を明確化した。
• 粉状燃料デブリの水素ガス発生特性への影響が大きい因子が、燃料デブリの性状（重量、燃料
含有割合）、含水率に対応した水のエネルギー吸収率および水素発生のG値であることを特定し、各因子の影響度合いが考慮できる粉状燃料デブリの水素発生速度予測法を提案した。また、粉状
燃料デブリ内で生成される水素ガスだまりの放出特性を検討し、粉状燃料デブリを収納缶で保管する場合の条件を検討し、実機適用に向けた技術課題と解決策を整理した。
• 粉状燃料デブリの挙動を評価するため、文献調査及び粉体の飛散データ取得試験、流動解析を実施し、収納缶内の乾燥処理時における粉状燃料デブリの挙動評価を行った。挙動評価に基づく、収納缶のフィルタへの粉状燃料デブリ到達量等の評価を実施し、粉状燃料デブリ取り扱い時の安全機能への影響を評価した。
• 評価対象とする粉状燃料デブリの条件を整理し、放射性物質の取り扱い事例調査結果を考慮した
粉状燃料デブリの収納方法の容器概念案を複数検討した。検討した収納方法の概念案に対して、粉状燃料デブリの安定保管のために必要な評価指標を設定し、指標に対する評価を行い、絞り込みを行った。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 全体まとめ（3/3）

No.158

粉状燃料デブリの収納・移送・保管技術の実機適用に向けた課題No.

1

選定された課題

・水素ガス発生予測法の精緻化および検証

対策案

・実燃料デブリの性状把握のためのサンプリング結果に基づく、崩壊熱や燃料含有割合等の条件による水素発生速度評価
・粉状燃料デブリを模擬した照射試験を実施して、含水率や混在する物質による水素発生のG値の確認

2

・粉状燃料デブリの長期保管に向けた安定保管方法の検討①水素だまり対策（水素濃度上昇、 粉状燃料デブリの溢水の防止）②腐食対策①収納缶の構造変更による水素放出特性の向上およびUC（内容器）への初期充填率の検討②サンプリング分析等により粉状燃料デブリ性状を把握し、燃料
デブリ性状を踏まえた要素試験等による腐食発生の有無確認

3

・粉状燃料デブリの飛散挙動（粒径サイズの混在状態／振動・落下時）の確認（再現性、最適化を含む）

・模擬粉体を用いた要素試験等（実規模収納缶を 用いた乾燥試験、実規模収納缶と乾燥物を用いた 振動、落下試験等）による飛散挙動データ取得

4

・フィルタ設計に必要なデータ取得

・模擬粉体を用いた要素試験等によるフィルタ閉塞性および圧力損失の時間変化等のデータ取得

5・粉状燃料デブリの固化方法の検討注1

・要素試験等による固化方法（成分調整、混錬方法、必要に応じて可逆性を持たせることなど）の具体化

注1：粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱い事例調査で確認された実績およびフィルタ閉塞リスクを防ぐ観点から、収納方法の概念案の一つの候補としている。なお、収納対象とする粉状燃料デブリの性状や発生量、最終処分方法などの条件により、固化以外の収納方法を選択する方が良いことも考えられることから、粉状燃料デブリの収納方法の選定に際しては、上記の検討条件を明確にした上での検討が必要である。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.159

参考資料©International Research Institute for Nuclear Decommissioning参考1（1/3）
フィルタ許容スラッジ量No.160

原研の文献注1では、HEPA保持量は折込型で60g/m2相当である。
仕様-

断面形状 mm
ろ過面積

m2

保持量

g

保持容量 g/m

31m3/min用

56m3/min用

備考

610×610610×610

①

2

③

40 ②

20

③

1350

2400 ③(平均値)67.5

60 ③÷②①①②②

注1：伊勢著、高性能排気フィルタ装置の性能試験結果報告書（原研フィルタユニットISE型と従来型装置の比較）、JAERI-M 88-118©International Research Institute for Nuclear Decommissioning参考1（2/3）
フィルタ許容スラッジ量No.161

一般的なフィルタの許容スラッジ量

注1

注1
注1

参考1（1/3）フィルタ許容スラッジ量に示す原研の文献のHEPA保持容量は折込型で60g/m2相当である。
左記高性能HEPAの粉塵保持容量は70から250g/m2である。
小さい側の数値に着目すると、原研の文献のHEPA保持容量と同等であり、60g/m2は概ね妥当な数値と判断される。
注1：上島、エアフィルターユニットの性能、エアロゾル研究、Vol.4、No.4(1988)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning参考1（3/3）
フィルタ許容スラッジ量No.162

原研論文のダスト保持容量60g/m2から、温風用フィルタのスラッジ保持量はΦ35ｍｍ折込型ならば約4g、平板ならば、0.06gになる。上部設置フィルタは1.3gになる。
原研論文

仕様

-

31m3/min用

56m3/min用

収納缶温風出口設置フィルタ

断面形状

mm

610×610610×610

直径

mm

35

50

ろ過面積

m2

20

40

ろ過面積

m2

9.62×10-4

1.96×10-3

保持量

g

1350

2400

保持量

g

0.06

0.12

保持容量

g/m2

67.5

60
収納缶上部設置フィルタ

収納缶温風出口設置フィルタ
直径

mm

35

50

ろ過面積

m2

6.58×10-2

2.69×10-1

保持量

g

3.95

16.12

直径

mm

169

169

ろ過面積

m2

2.24×10-2

2.24×10-2

保持量

g

1.35

1.35

フィルタ

ガス流れ

フィルタ

図2 収納缶の上部構造注2（フィルタ近傍）

ガス流れ
プレート型

折込型
図1 フィルタの構造案注1

注1：伊勢・松本、高性能排気フィルター装置の性能試験結果報告書（原研フィルタユニットISE型と従来型装置の比較）、JAERI-M 88-118
注2：平成30年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」 2020年度最終報告（公開版）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning