令和5年度廃炉人材育成研修 R6.2.7～R6.2.9

燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術
講師
国際廃炉研究開発機構
八木 誠

主催：日本原子力研究開発機構
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1. はじめに(1)背景(2)臨界の基礎知識

内 容

2. 燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定(2)臨界リスク評価例
3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ
4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求(2)臨界防⽌技術(3)臨界近接監視技術(4)臨界検知技術(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例
6.

まとめ

1

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1.はじめに(1)背景

現状の燃料デブリは、プラントの監視データから未臨界であることが確認されている。
⼀⽅で、燃料デブリの状態は詳細に分かっていないことや、今後の燃料デブリ取り出し作業に伴って想定される種々の状態変化（形状、⽔量）に対しても、確実に臨界を防⽌し、安全かつ円滑に作業ができるよう安全対策を実施する必要がある。
このため、燃料デブリ取り出し⼯法（冠⽔⼯法、気中⼯法）や燃料デブリの加⼯⽅法によってどのような臨界リスクが⽣じるかを検討し、必要な臨界管理技術の開発を⾏っている。
以下では、はじめに臨界の基礎知識を説明し、次に臨界シナリオと典型的な部位での臨界評価結果を説明し、さらに開発中の臨界防⽌技術、臨界近接監視技術、臨界検知技術等について解説する。

2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1.はじめに(2)臨界の基礎知識●臨界とは︖ 核分裂反応が連鎖的に⼀定の割合で継続している状態

中性⼦

ウラン235
核分裂

中性⼦

中性⼦
（⾼速の中性⼦）連鎖反応の持続性を定量化する指標︓中性⼦増倍率 Ｋ
Ｋ＞１︓超臨界 ・・・ 中性⼦数は時間とともに増⼤する
Ｋ＝１︓ 臨 界 ・・・ 中性⼦数は時間的に変化しない
Ｋ＜１︓未臨界 ・・・ 中性⼦数は時間とともに減少する
Ｋ＜１となるよう管理していくことが必要（未臨界の維持）
3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

●核分裂を起こすためには︖
ある中性⼦は体系の外へ漏れて無くなる

速度が減速された中性⼦（熱中性⼦）

ウラン235(核分裂性)

⾼速の中性⼦は⽔中で散乱され減速された中性⼦になるある中性⼦はＵ238に捕獲吸収されて無くなる
ウラン23８(⾮核分裂性)

核分裂
鉄
⽔(H２O)の働き
・中性⼦の減速（H)・中性⼦の吸収（O)ある中性⼦は鉄等(構造材)に捕獲吸収されて無くなる

ある中性⼦は次の核分裂を引き起こす
ウラン235

︓核分裂に寄与しない

⾼速の中性⼦︓核分裂を引き起こす

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

●臨界が起こるための基本条件①⼗分な燃料(ウラン235)がある②適量な減速材(⽔)
がある①から④の条件が全て揃うと臨界になる

 条件が揃わなければ臨界にはならない④中性⼦が漏れないような⼤きさの体系(形状)がある

 臨界になりやすい条件がある（ウランと⽔の配置、量の③中性⼦を捕獲吸収 バランス︓最適減速状態）する物質が少ない

5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

●未臨界でも中性⼦が存在している理由（⾃発核分裂性の核種の存在︕）
減速途中の
中性⼦

ウラン23８(⾮核分裂性)

中性⼦の吸収が繰り返される

プルトニウム等に変わる

⾃発核分裂
⾼速の中性⼦

キュリウム244等に変わる（半減期︓約18年）

燃料デブリの中には、運転中に⽣成したキュリウム244等が存在する
ため、この核種の⾃発核分裂により、臨界になっていなくても、⼀定量の中性⼦発⽣がある。

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

内 容
1. はじめに(1)背景(2)臨界の基礎知識
2. 燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定(2)臨界リスク評価例
3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ
4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求(2)臨界防⽌技術(3)臨界近接監視技術(4)臨界検知技術(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例
6.

まとめ

7

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定

燃料デブリの取り出し⽅法や取り出し時の臨界リスクを検討するためには、●燃料デブリがどこに（場所）●どのような状態で（性状や形状）●どれくらい（量）存在しているかを知ることが重要である。
これまで、IRIDによる廃炉・汚染⽔対策事業や東京電⼒HD(株)、JAEA等によって、原⼦炉圧⼒容器内や格納容器内の燃料デブリ分
布・性状について、下記のような調査・研究が⾏われてきた。
①プラントデータや解析コードに基づく総合的な炉内状況把握②宇宙線ミュオンを利⽤した原⼦炉の透視③カメラや放射線測定器による格納容器内部の調査④燃料デブリの性状把握研究
8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(1)燃料デブリ分布・性状の推定
１号機

２号機

燃料デブリ分布推定図

３号機

燃料デブリ分布推定図

燃料デブリ分布推定図

炉⼼部にはほとんど燃料なし

炉⼼域に燃料が存在している可能性

⼤部分の燃料が溶融し，PCVに落下 溶融した燃料がほぼ全
量が原⼦炉格納容器（PCV)に落下し，元々の炉⼼部にはほとんど燃料が存在しない

RPV底部に⼀部の燃料デブリが存在

RPV底部に⼀部の燃料デブリが存在

⼀部の燃料デブリはPCVに落下炉⼼域に燃料が存在している可能性

⼀部の燃料デブリはPCVに落下 溶融した燃料のうち，⼀部は原⼦炉圧⼒容器（RPV)の下部プレナムおよび格納容器へ落下し，⼀部は元々の炉⼼部に残存
 ３号機は２号機よりも多くの燃料デブリが格納容器に落下していると推定※ 「廃炉・汚染⽔対策事業費補助⾦（総合的な炉内状況把握の⾼度化）」(IRID，IAE)
第2回福島第⼀廃炉国際フォーラム講演資料より抜粋(http://ndf-forum.com/program/day2.html ，2017年7⽉3⽇)

9©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(1)燃料デブリ分布・性状の推定
No.

分布位置

1 炉⼼部

性状

特徴

切り株燃料、粉状、⼩⽯状

2 圧⼒容器底部 粉状、⼩⽯状、塊状、クラスト（岩盤状）
3 CRD/計装管 管内部の隙間や外⾯に付着
4 格納容器底部 粉状、⼩⽯状、塊状
圧⼒容器

炉⼼部

CRDﾊｳｼﾞﾝｸﾞ⽀持⾦具ｻﾎﾟｰﾄﾊﾞｰ
燃料集合体の⼀部
CRDﾊｳｼﾞﾝｸﾞ指⽰⾦具ﾊﾝｶﾞｰﾛｯﾄﾞ
PIPケーブル

⾼密度物質

2号機のミュオン測定より•切り株燃料︓炉⼼外周部に溶け残った
燃料•粉状、⼩⽯状︓溶融した燃料が急冷され、⼩⽚化•塊状︓ゆっくり冷却され塊となったもの•クラスト︓溶融した⾦属と酸化物燃料が混合固化したもの

CRDハウジングサポート部

⼩⽯状の堆積物

ペデスタル底部

2号機の格納容器内部調査より

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例
 燃料デブリの存在の可能性が⽰されている代表的な部位に対して、想定される燃料デブリ状態を考慮した臨界評価を実施し、臨界リスクの定量感をつかむ①炉⼼部
・外周リング状の残存燃料・集合状態(n⾏×n列)の残存燃料②RPV下部・球状デブリの堆積①③CRDハウジング・配管付着デブリ②③④PCV低部・球状デブリの堆積・コンクリートと相互反応したデブリ（MCCIデブリ)・微粒⼦状デブリの巻き上がり④

11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(①炉⼼部︓外周リング状の残存燃料)【前提条件】
炉⼼中央部の燃料が溶け落ち、外周部にリング状に切り株状（元の形を維持）燃料が残存しているところに⽔位の上昇を想定
・燃料組成は、①運転当時2011年の組成②2021年時点の組成
・制御棒は考慮しない【評価結果】
 時間経過に伴う組成の変化（崩壊）により、臨界のなり易さが変わる。
(2021/1/1時点では)
 燃料集合体4層以下では未臨界
 5層以上では、⾼さ約60cm以下では未臨界、それ以上では臨界となる範囲がある。

残存する燃料
集合体列の層数

未臨界である水位高さ範囲
2011/3/11時点

炉⼼

燃料有り

1層

燃料無し

2021/1/1時点

無条件に未臨界

2層

無条件に未臨界

3層

無条件に未臨界4層

約75cm以下
で未臨界5層約45cm以下 約60cm以下で
で未臨界
未臨界

6層

約45cm以下 約60cm以下で
で未臨界
未臨界

12

無条件に
未臨界

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(①炉⼼部︓集合状態(ｎ⾏×ｎ列)の残存燃料)【前提条件】
炉⼼の燃料が溶け落ち、⼀部に元の形を維持した燃料が固まって残存しているところに⽔位の上昇を想定
・燃料組成は現実の炉⼼の組成
・制御棒は喪失しているとする【評価結果】
・燃料集合体が４⾏×４列（16集合体）までの固まりの範囲では未臨界・燃料集合体が５⾏×５列（25集合体）以上に固まっていると、⽔位が2m程度あると臨界となる範囲がある。
【まとめ】
ミュオン測定により、1号機では、炉⼼部に⼤きな
燃料デブリの塊はないと推定されているため、残存燃料の臨界リスクは⼩さいと推定される。
⼀⽅、2号機及び3号機では、炉⼼域の下部の⼀部に⾼密度物質の存在の可能性も指摘されていることから、明確になるまでは、留意が必要。

13＜解析体系例＞
・炉⼼内の５⾏×５列・その周りは燃料がなく⽔が占有

燃料集合体

⽔位

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(②RPV下部)【前提条件】
RPV底部にて、燃料デブリや溶融した構造
材が、⽔と最適な減速状態で混ざり合う状
態を想定
・球状の燃料デブリ
・組成は炉⼼平均燃焼度相当
・FPは含めない・SUSが重量⽐で25%含⼊
・燃料に含⼊の残留Gdの有／無考慮【評価結果】
・燃料デブリと⽔の体積⽐が1:1程度でデブリ粒径が4cm 程度の場合の領域に臨界となる
範囲がある
・現実的な条件である、燃料に含⼊の残留Gdを考慮すれば臨界にはならない【まとめ】
・現実的な燃料デブリの性状・組成では臨界リ
スクは⼩さいが、厳しい組成条件の組み合わせで臨界となる範囲があるので留意が必要。

Gdあり

14

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(③CRDハウジング部)【前提条件】
RPV下部に突き出している制御棒駆動機
構（CRD）ハウジングに付着した燃料デブリの⽔没を想定
・組成は燃料集合体最⼩燃焼度相当
・SUS/中性⼦吸収体は含まない

RPV【評価結果】
・CRDハウジング内側にだけデブリが充満しても、臨界にはならない。
・CRDハウジング外側⼀⾯に3,4cm厚の付着では臨界にならない。5cm厚程度で臨界になる領域がある。
【まとめ】
・かなりの厚さの燃料デブリがCRDハウジング外側⼀⾯に付着しない限りは臨界にはならない。

（単位︓cm）

1.2

外側燃料デブリ厚5cm0cm

1.0

1cm

無限増倍率

制御棒案内管0.6

3cm2cm2cm3cm
1cm5cm

0.4

0cm

0.8

0.2

CRD ハ ウ ジ ン グ（137体）

0.0

0.

1.

2.

3.

4.

5.

6.

内側付着燃料デブリ厚(cm)CRDハウジング解析モデル

15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(④PCV低部︓MCCI燃料デブリ部)【評価結果】
・SUSまたはB4CまたはGdの何れかが含まれれば未臨界。それらが全て含まれない場合のみ臨界になる領域がある。
【まとめ】
・1/2/3号機共にPCV下部は冠⽔しているが、臨界になっていない事実から、MCCIデブリを想定しても、中性⼦吸収体が相当含まれていることを⽰唆。

【前提条件】
PCV下部の臨界評価は、基本は②RPV底部の評価と同様
特有な状況として、コンクリートと相互作⽤(MCCI)した、ポロシティ(空孔)を多く含んだ
燃料デブリが⽔と混合した場合を想定
・組成は過酷事故解析コードの解析例
・中性⼦吸収体B4C/Gdは有/無考慮
・SUSは有(重量⽐で42%)/無考慮

初期堆積厚さ40cm、デブリ堆積占有率0.5
B4C有︓B4Cが20%残存（80%が酸化流出を仮定）

初期堆積デブリ

構造材有

実効増倍率

初期堆積デブリと侵⾷形状
MCCIデブリ(ポロシティ含む)

構造材無

Gd無/B4C無Gd有/B4C無臨界解析体系

16

Gd無/B4C有(20%)

構造材/B4C/Gd有無の影響©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(④PCV低部︓微粒⼦状デブリの巻き上がり)【前提条件】
堆積している微粒⼦状燃料デブリが⽔流や取り出し作業による巻き上がりを想定
・組成は最⼩燃焼度/炉⼼平均組成
・構造材、吸収体含まずウラン酸化物のみ＜解析体系＞【評価結果】
・最適減速状態でも臨界には
46Kg(保守的な組成)〜
109kg(現実的な組成)程度の巻き上がりが必要（最⼩臨界質量）【まとめ】
・保守的な評価でも、臨界になるには、
50Kg程度の巻き上がりが必要であり、巻き上がりによる臨界の可能性は⾮常に想定しにくいデブリ＋⽔を均質に混合した球体系臨界となる直径をウ
ラン濃度（g/L）ごとにサーベイ
粒子状デブリの巻き上がり

反射体（⽔またはSUS）
300

80

最⼩臨界量

200
150

(kg)

50
0

0

(kg)

100

最⼩臨界量

⽔反射体
SUS反射体250(炉⼼平均組成︓現実的な評価）

1000

2000

3000

60
50
40
30
20

0

U/Pu濃度(g/L)

⽔反射体
SUS反射体70(１体最⼩燃焼度︓保守的な評価）

1000

2000

3000

U/Pu濃度(g/L)

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界リスク評価例(⑤統計的⼿法を取り⼊れた臨界評価例)【⽬的】
評価条件を保守的な極端な条件のみ⽤いるのではなく、確率変数として扱い、現実的な臨界性（中性⼦増倍率）の推定を⾏う。

【評価結果※】
 200ケースの種々の組み合わせに対する増倍率の評価結果(下図)より、0.95を超えるケースは⼗分⼩さい(0.1%以下）。

【確率変数として扱うパラメータ】
デブリ粒径デブリ組成デブリ空隙率
構造材の混合割合
デブリ体積占有率 Gd帯同割合【まとめ】
 正の印加反応度が投⼊されても、直ちに臨界超過となる確率は⾮常に⼩さいと推定。
※ 構造材量は、1号機の希ガス観測データから推定した増倍率を考慮した範囲(20%以上)に設定(p40参照)

デブリ位置(a) 解析体系（1F1模擬,左:全体,右:ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ断⾯とｻﾝﾌﾟ
ピット平⾯、デブリ位置は炉内状況把握等の結果を反映）

18(b) 中性⼦増倍率分布（1F1号機）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

内 容
1. はじめに(1)背景(2)臨界の基礎知識
2. 燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定(2)臨界リスク評価例
3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ
4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求(2)臨界防⽌技術(3)臨界近接監視技術(4)臨界検知技術(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例
6.

まとめ

19

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ① 冠⽔-上アクセス⼯法② 気中-上アクセス⼯法③ 気中-横アクセス⼯法＜臨界シナリオ＞ 臨界の発⽣リスクは⽔と燃料デブリの混合状態によって異なる
 このため、冠⽔⼯法や気中⼯法などの⼯法毎に、⽔と燃料デブリの状態の関係を正しく把握し、臨界発⽣リスクを考慮する必要がある
20©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ
水中加工（冠水工法）

気中加工（気中工法）

・水位の上昇中に燃料デブリや切り株燃料が冠⽔する。
・燃料デブリの上に水位が形成されている。
・加工開始から回収まで水中で行われる。

・燃料デブリの上に水位は形成されていない。
・燃料デブリの下方に水溜まりの可能性あり。
・冷却水はかけ流し。
・水滴が落下している。
・ダスト飛散防止のために散水しながら加工。

⽔溜まり＜臨界シナリオ＞
冠⽔⼯法
・露出している燃料デブリや切り株燃料の冠⽔により、正の反応度が印加される事象。
・⽔中のデブリ加⼯により、⽔とデブリの混合状態が変化し、正の反応度が印加される事象。
気中⼯法
・臨界リスクは⼩さくなるが、冷却や細粉⾶散防⽌のために⽔が掛け流しされる場合や⽔溜まりでは、⽔中加⼯と同様注意が必要

21©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ
タイプ＜臨界シナリオ例＞

加⼯⽅法

コアボーリング
ディスクソー
ワイヤソー
切削
・
研削

ハンドソー
超⾳波コアドリル
油圧カッター

回収コア

コアビット

 コア抜きした後にできた⽳にデブリ細粉が堆積し、⽔と混合する事象

チゼル
アブレーシブウォー
タージェットAWJ
レーザガウジング
プラズマーク

粉砕後

プラズマジェット
溶融

⽔
レーザ

ガス
接触式アークアークソー
陽極式ＷＪ
ﾚｰｻﾞｰ掘削 デブリが微細化
し⽔と混合する
事象

⾶散物
溶融部

ガウジング
ヘッド
材料

22

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ
想定される事象のイメージ
臨界シナリオ
レーザーガウジング加工
カ ッ タ 、 ワ イ ヤ ー デブリに亀裂が多
ソ ー 、 ア ブ レ イ シ 数生じて、水が浸ブ ・ ウ ォ ー タ ー ・ 入するジェット（AWJ）
デブリ加工方法

チゼル

コアボーリングレーザー

砕かれて小片化
したデブリが水中
に集積する

臨界リスク
気中加工
水中加工
水溜まりがある
場合は注意

水溜まりがある場合は注意

穴あけ箇所に水が浸入する

水溜まりがある
場合は注意

水中で切削された粒状のデブリが巻き上がる

注意（亀裂の数・範囲
に留意）

有り

注意
（穴の個数・隣接状態等に留意）

レーザ
ー

無し

23

注意

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ

以上、推定される燃料デブリの分布・性状、取り出し⼯法・加⼯⽅法を考慮し、号機毎の臨界発⽣リスクを定性的にまとめた。
部位
炉⼼部

RPV下部
CRD
ハウジング
PCV低部




臨界シナリオ

１号機

２号機

３号機

・残存燃料の⽔没

極⼩

中⼩(残存燃料ほとんどなし)(炉⼼領域、外周部に燃料残存可能性あり)(外周部に燃料残存可能性あり)

・デブリの⽔没・取出時状態変化

⽔没時︓⼩取出時︓極⼩

⽔没時︓中
取出時︓⼩

⽔没時︓中
取出時︓⼩

・付着デブリ⽔没

⼩〜極⼩

⼩〜極⼩

⼩〜極⼩

・露出デブリ⽔没・取出時状態変化(含、巻き上がり）（残存量少）（残存量多く、かつ露出） （残存量多く、かつ露出）（付着形状・量からリスク⼩）（付着形状・量からリスク⼩）（付着形状・量からリ
スク⼩）⽔没時︓ ⼩取出時︓ ⼩⽔没時︓ ⼩取出時︓ ⼩⽔没時︓ ⼩取出時︓ ⼩（存在量多い、露出量
少）（存在量やや⼩、露出量
やや⼤）（存在量多い、露出量
少）全体的に燃料デブリの⽔没や取り出し時の状態変化による臨界の発⽣リスクは⼩さいと評価。
燃料デブリ残量が多く、かつ、露出のある部位において相対的に⼤きい。 但し、そのような部位でも、現実的な燃料デブリ組成を考えれば臨界リスクは⼩さいと評価。
現状、燃料デブリ組成や性状等の情報が少ないため、万が⼀に備えて、臨界防⽌・監視・緩和に係る臨界管理技術を準備することが重要。

24©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

内 容
1. はじめに(1)背景(2)臨界の基礎知識
2. 燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定(2)臨界リスク評価例
3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ
4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求(2)臨界防⽌技術(3)臨界近接監視技術(4)臨界検知技術(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例
6.

まとめ

25

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求（デブリ取り出し全体）必要とされる機能（必要なシステム【仮称】）⼀般公衆・作業員の被ばく防⽌
安全原則

安全要求

冷却
（循環冷却システム）

放射性物質の⽣
A:崩壊熱除去成・追加放出防⽌ B:未臨界維持
安全原則

臨界防⽌／緩和（臨界管理システム）

安全要求

負圧維持／浄化（ガス管理システム）

放射性物質の閉じ C:気体漏えい防⽌込め
D:液体漏えい防⽌

⽔位監視／浄化／移送（循環冷却システム）

E:バウンダリ破損防⽌作業員の被ばく防⽌安全原則

⽕災・爆発防⽌（窒素供給システム）

安全要求

環境放射線からの防護 F:環境線量低減

26

除染、遮へい等©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(1)安全要求と機能要求（多層に渡る臨界管理技術適⽤案）
レベル１(通常状態)
異常発生防止=臨界防止
取り出し作業制限による臨界防止
中性子吸収材による臨界防止(*)

レベル２(異常状態)
異常拡大防止＝臨界事故防止

レベル３（事故）
臨界の影響緩和

臨界

管理基準内
に未臨界度
を維持する
こと

(臨界近接発生)

想定以上の
臨界近接を
検知して、取り出し作業を停止することで、臨界を防止すること

臨界近接監視(中性子検出器／ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ)(臨界発生)

取り出し作業中止（臨界到達前の臨界近接終了、
臨界近接要因除去→通常状態復帰）

臨界検知
中性子検出器／ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ(臨界継続)（臨界終息、
臨界要因除去→通常状態復帰）

ホウ酸水注入(臨界終息・外部への放射性物質放出抑制)* 中性子吸収材（溶解性/非溶解性）使用の場合

27

機能要求

ホウ酸水追加注入
給水停止による水位低下
放射性ガス放出抑制

臨界を検知
し速やかに
停止し、外
部影響の
発生を防止
すること
一般公衆・
作業員過
剰被ばく
防止

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(1)安全要求と機能要求（臨界管理システムの全体像）
・臨界に近づいていないか②臨界近接監視 を監視（取り出し作業域近傍）
・臨界の前に対応①臨界防止

a.臨界にならないよう作業⼿順を制限・
管理

中性子
検出器

B・Gd入
ガラス材

ガス放射線
モニタ

緊急ホウ
酸水注入

b.中性⼦吸収材の投⼊①溶解性中性⼦吸収材（ホウ酸⽔）②⾮溶解性中性⼦吸収材

B4C金属
焼結材

・臨界の兆候を③臨界検知 速やかに検知(格納容器全体)④影響緩和
・臨界になったら速やかに停⽌Gd2O3粒子（注）燃料デブリの分布や性状・組成等の情報に基づき臨界リスク、影響等を考慮の上、必要な技術が選択される。

28©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(2)臨界防⽌技術（a.作業⼿順の制限・管理）
加工による形状変化、水の浸入【⽅法】
取り出し1回あたりに過剰な反応度が添加されない
ように取り出し量（加⼯量）に制限を加える。
例)ボーリング加⼯の場合
添加反応度0.1%Δk/k以下︓⼀辺12cm⽴⽅体の⼤きさ以下に制限
添加反応度0.5%Δk/k以下（即発臨界にならない範囲）
︓⼀辺16cm⽴⽅体の⼤きさ以下に制限
＜加工前＞

＜加工後＞

200cm

評価体系

燃料デブリ
200cm

29

90cm

110cm

(%Δk/k)

燃料デブリ

燃料デブリと水の最適混合による反応度
添加を想定

水

添加反応度

水

取り出し領域（立方体）

1回の取り出し量と添加反応度の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界防⽌技術（b.①溶解性中性⼦吸収材）【⽅法】
中性⼦吸収材であるホウ素（B）を含む⽔溶液（五ホウ酸ナトリウム）を格納容器内に注⼊することにより、燃料デブリ中に吸収材を⾏き渡らせ
デブリ加⼯に伴う臨界リスクを低減する。
（保守的評価FP、SUS不含）
デブリ中のウラン濃縮度
残留ウラン濃縮度の⼤きさにより、 （wt%）

 必要ホウ素濃度

必要なホウ素濃度は変わる。
元々の燃料に含まれていた最⾼
濃縮度を仮定すれば、必要ホウ素
濃度は⾮常に⾼くなるが、現実的な最⾼濃縮度や残留Gdを考慮す
れば6,000ppm程度、平均的な濃縮度では4,000ppm程度となる。
また、ＦＰや構造材の存在を仮定すれば、それ以上に低くなる。

（参考）構造材、収納⽸等への腐⾷影響
4,000ppm〜12,000ppmでは腐⾷影響がないことを確認済。

5.0
4.0
3.5

組成根拠
燃料棒最⾼濃縮度
4.9wt%
燃料集合体平均濃縮度(未燃焼)炉停⽌時の1年⽬
燃料最低燃焼組成(1F2/3)必要ホウ素濃度(ppm)
残留Gd無 残留Gd有21,50011,80010,100

炉停⽌時の1年⽬
燃料最低燃焼組成
3.1
8,500
(1F1)
炉停⽌時の4燃料集合体平均最低燃
2.8
6,900
焼組成
炉停⽌時の炉⼼平
1.9
3,900
均組成
ほう酸⽔中の球状燃料デブリの体系で評価

30

5,150

(Gd濃度
0.011wt%)

6,400

(Gd濃度
0.004wt%)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界防⽌技術（b.②⾮溶解性中性⼦吸収材）【⽅法】
⽔に溶けない⾮溶解性の中性⼦吸収材を、デブリ加⼯領域の近傍に局所的に直接散布して燃料デブリと混合させ、臨界リスクを低減する。
 適⽤のイメージ

31©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界防⽌技術（b.②⾮溶解性中性⼦吸収材）
 候補材
固体

液体→固体(固化体)

粘性体

B4C/ｽﾃﾝﾚｽ
焼結材

B・Gd⼊りガラス材*1

Gd2O3粒⼦
5mm

*1

*2

*1照射により溶出した浸漬液が酸性となるため開発中止*2照射により固化して粘性体としての機能喪失したため開発中止

32©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)臨界防⽌技術（b.②⾮溶解性中性⼦吸収材）
 候補材の選定

pH

基礎物性 付着性・混合性 ⽔質/構造材料/収納⽸への影響 施⼯性 ・・・

13
12
11
10
9
8
7
6 ▲
5
4
3
2
1
10

B₄C金属焼結材
B･Gd入ガラス材
固体
B₄C試薬（比較材）

▲

※

▲

▲▲
▲

⽔中で流下する吸収材
粒状溶岩

Gd₂O₃粒子
水ｶﾞﾗｽ/ Gd₂O₃造
粒粉材

固化体

▲⽔中硬化樹脂/
Gd2O3粉末材

10

100

1000

照射量（kGy）

10000 100000※腐⾷影響の⼩さいpH域︓5〜９

溶出液pHの照射量依存性

⽔ガラス系吸収材のデブリへの付着性試験

チゼル加⼯

吸収材

破砕した
デブリ

破砕デブリ
除去後の底部

B4C⾦属
焼結材

MCCI模擬デブリ

模擬デブリ表⾯

吸収材散布・加⼯後 吸収材・破砕デブリ除去後(b) 試験前後外観（上⾯）(a) ⽔中チゼル加⼯試験(ペデスタル下模擬)

33

10cm

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(3)臨界近接監視技術【⽅法】
燃料デブリ取り出し位置近傍に中性⼦検出器を設置し、中性⼦信号の分析から未臨界度（実効増倍率）を推定して、臨界に近接する兆候があれば、作業の中断を促し、臨界を未然に防⽌する。
取り出し装置

中性⼦検出器

中性⼦信号

中性⼦
5

燃料デブリ

実効増倍率(keff)

1

5

2

0

2

5

3

0

1.00 臨界
警報ライン
加⼯開始①

0.５

0

炉雑⾳法（ファインマンα法）による実効増倍率の推定【デブリ加⼯時の監視⼿順イメージ】
1.00

1

⑥
②

③

④

⑤

⑦

✖

作業中断→対応

ファインマンα法
取り出し作業の進⾏

34©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)臨界近接監視技術（ファインマンα法の原理）
 増倍率の違いによる中性⼦信号（計数）の特徴（イメージ）【増倍が⼩さい場合】
Cm-244等の⾃発核分裂が主ランダムで散発的
検出

検出

検出

【増倍が⼤きい場合】
中性子

Cm
244

ウランの連鎖反応が主

中性子短時間内に複数の信号
／時間相関

中性子

Cm
244

検出

U235

Cm
244
時刻T

時刻T

中性⼦計数 (10msec毎のカウント)
中性⼦計数(10msec毎のカウント) 中性⼦計数の時刻列分析から未臨界度（実効増倍率）を評価
250＜ファインマンα法＞
計数のゆらぎ⽅の違いを分析し増倍率を導出（種々の時間間隔での計数を算出し、その平均と分散の関係から導く）

臨界に近い場合 (keff 〜 0.95)
200
150
100
臨界から遠い場合 (keff 〜 0.8)

＜中性⼦源増倍法＞
計数の相対的な⼤きさの関係から増倍率を導出。

50
0
0

2

4
6
測定時間（sec）
測定時間 (sec)

8

10

35

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)臨界近接監視技術(京都⼤学KUCA*でのファインマンα法の実証試験)【主な試験パラメータ】
試験炉⼼
種々のデブリ状態を模擬①実効増倍率:0.7~0.95② ⽔対ウラン⽐︓50~300③燃料-検出器距離:最⼤60cm④ デブリ広がり模擬（固有値間隔）
︓1×10-1 〜1×10-2

Ｂ-10
中性⼦検出器

燃料体

KUCA炉⼼■京都⼤学KUCAホームページより引⽤

1.00【実証試験結果】
1.0

測定値
測定から算出した実効増倍率

実効増倍率 (推定値)
測定から算出した実効増倍率

ポリエチレン
反射体

デブリ模擬

試験①〜③

0.9
0.8
0.7
0.6
0.5
0.5

0.6

0.7
0.8
0.9
実効増倍率
(参照解)
実効増倍率の参照解

1.0

試験④

0.95
0.90

弱結合体系

強結合体系

0.85
0.80
0.75

弱結合体系

0.70
0.70

0.80

0.90

実効増倍率の参照解
参照解

1.00

種々の状態に対し未臨界度の推定が可能未臨界度が⼤きいケース、検出器が離れて  広がりのあるデブリに対して、取り出しいるケースで誤差が⼤きい
作業領域の未臨界度評価が可能

36©International
Research Institutefor Nuclear
Decommissioning* Kyoto
University
Critical
Assembly4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(4)臨界検知技術（ガスサンプリング系の⾼度化）【⽅法】
現状、未臨界状態の確認は、PCV内のXe-135の濃度測定により⾏っている。
これに対し、再臨界時に、Xeに⽐べ早い応答のKr-87、Kr-88を測定できるようにし、万⼀の臨界をより早期に検知し、影響緩和策の早期稼働を促す。
⿊字︓核分裂収率、⾚字︓半減期
ガスの流れ

6.3％

希ガス等

Ge
検
出
器

ガスチャンバ

【現状】
遮蔽体
（鉛）

I-135

0.08％
6.6h

1.4％

＜1F1号機＞
【追加】

Br-88

先⾏核
短寿命

PCV内放射能濃度計測システム概要

Xe-135

9.1ｈ

1.7％
16.5ｓ

Kr-88

半数が
直接⽣成

2.8ｈ

単寿命

監視対象核種の挙動と特徴

37©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(4)臨界検知技術（ガスサンプリング系の⾼度化）
 Kr測定の可能性確認
現在は、希ガスの発⽣は⾮常に⼩さいが、 Ge検出器を設置している1号機
にて、⻑期間に渡ってγ線データを測定し、Kr測定の可能性を検証した。
（1F1号機で約7か⽉間の積算）★⾼ガンマ線エネルギー領域で妨害核種の影響がなく、Krの検知が可能

既存の測定レンジ

PCV内の放射性核種のガンマ線エネルギースペクトル38★測定レンジの拡⼤©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(4)臨界検知技術（ガスサンプリング系の⾼度化）
 Krの臨界事象検知への適⽤性
 中性⼦検出器での検知が難しい細粉蓄積（微⼩臨界）に対する検知性(図(a))
 Kr-88の減衰特性を利⽤した臨界終息判定への適⽤性(図(b))
臨界終息後Kr-88は減少
Kr-88

Xe-135核分裂率
吸収材
投⼊

約5時間早く兆候検知

検知レベル
0

2

4

6
8
時間(h)

10

12

14

0

(a) 細粉蓄積時の検知性

10

20

30
40
時間(分)

50

60

(b) 臨界終息時のKr-88放射能濃度変化＜前提条件＞
・添加反応度︓5.0E-03ﾄﾞﾙ/h（想定︓加⼯量︓30kg／day）
・排気流量︓21.8m３／h＜前提条件＞
・添加反応度︓0.71%Δk/k（想定︓約５トンのデブリの臨界）・排気流量︓3,000m３／h

39©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(4)臨界検知技術（ガスサンプリング系の⾼度化）
 Kr、Xeの放射能濃度⽐による未臨界度推定技術
 ⾃発核分裂(Cm-244等)と誘起核分裂(U-235等)による核分裂⽣成物(FP)の収率差を利⽤した未臨界度推定法（図(a)）
 測定されるKr-88とXe-135の放射能濃度⽐より、FPガス発⽣から検知までの時間補正を⾏って未臨界度（増倍率）を推定(図(b))
Xe-1351.0●Cm-244⾃発核分裂●U-235誘起核分裂

放射能比‐増倍率相関
推定値（線形）

0.8

核分裂収率

中性子増倍率（ｋ）

Kr-88

0.6
0.4

自発核分裂
⾃発核分裂のみ
のみ k=0
ｋ=0.0

臨界
臨界
k=1
ｋ=1.0

0.2
0.0
0.0
60

80

100

120

140

160

180

質量数(A)(a) ⾃発核分裂と誘起核分裂の収率の相違

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

放射能比（Kr88/Xe135）
放射能濃度⽐(Kr-88／Xe-135)(b)Kr-88／Xe-135放射能⽐と増倍率の関係Ａ〜90では相違⼤、A〜135では相違⼩40

1F1号機の増倍率推定結果
ｋ＝0.5~0.7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

0.6

(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
燃料デブリの取り出しは、少量の採取から段階的に取り出し規模を拡⼤する計画であり、取り出し量や取り出し⼯法に応じて適切な臨界管理⽅法を適⽤する。
取り出し作業

内部調査

取り出し量

微量（数ｇ）

燃料デブリ取り出し
段階的に規模を拡大する取り出し

本格取り出し本格
少量（数ｋｇ～数10ｋｇ）（～数100ｋｇ/日）

少量（数ｋｇ）

取り出し方法 把持・吸引等

把持・吸引等

コアボーリング
コアボーリング、
コアボーリング等等
チゼル等

デブリに変化
を与えない方法

デブリに変化を与えない方法・1回あたりの加工
量制限
・1回あたりの加工 ・1回あたりの加工・取り出し位置量制限
量制限（拡大）
間隔の制限

ー

ー

中性子束監視中性子束監視中性子束監視ーーーー

未臨界度測定

非溶解性中
性子吸収材

ー

ー

ー

ー

非溶解性
中性子吸収材

溶解性中性
子吸収材

ー

ー

ー

ー

五ホウ酸ナトリウム
水（約6000ppm）

ＰＣＶガス放射 ＰＣＶガス放射線 モニタ
線モニタ
モニタ
中性子束モニタ

ＰＣＶガス放射線

ＰＣＶガス放射線モニタ
中性子束モニタ

ＰＣＶガス放射線モニタ
中性子束モニタ

五ホウ酸ナトリ
ウム水注入

五ホウ酸ナトリウ
ム水注入

五ホウ酸ナトリウ
ム水注入

五ホウ酸ナトリウム
水注入

作業制限
①臨界防止

臨界近接
②臨界近接 監視
監視

③臨界検知 臨界検知
④影響緩和

臨界終息

五ホウ酸ナトリウ
ム水注入

41©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

選択

(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
中性⼦検出器による臨界近接監視例を⽰す。３⼿順を考えている。
①取り出し作業前の状態把握（未臨界状態の確認）②デブリ加⼯前後の監視（未臨界状態の変化の確認）③デブリ加⼯中の連続監視（加⼯中の異常な変化の確認）＜上取り出し⼯法＞＜横取り出し⼯法＞②、③︓加⼯ツールに並置した
デブリ加⼯前後の臨界近接監視、
加⼯中の連続監視⽤検出器③︓中性⼦連続監視⽤検出器②︓加⼯ツールに並置したデブリ加
⼯前後の臨界近接監視⽤検出器①︓アームに搭載した未臨界度測定⽤検出器

42©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

内 容
1. はじめに(1)背景(2)臨界の基礎知識
2. 燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定(2)臨界リスク評価例
3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ
4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求(2)臨界防⽌技術(3)臨界近接監視技術(4)臨界検知技術(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例
6.

まとめ

43

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例【想定した臨界シナリオ】
Ａ．圧⼒容器下部に堆積する１３トン（保守的）のデブリの臨界事象①⻲裂が⼊る（0.1%ΔＫ瞬時投⼊）②砕いたデブリの崩落（1.0 %ΔＫ瞬時投⼊）③⽳あけ加⼯（0.0005%ΔＫ/1分で100分間）
Ｂ．④CRDハウジング1体に付着する約500kgのデブリの落下・細粒化【被ばく評価条件】【臨界解析条件】•臨界検知︓中性⼦が初期値の1,000倍
で臨界検知•ホウ酸⽔注⼊遅れ︓10分
中性⼦検出器

デブリ組成
デブリ組成
U+Pu
U+Pu
Zr
Zr
SUS

•PCVで⽣じた希ガスがそのまま建屋外へ排出•PCVガス管理システムの排気量︓3,000m3/h•セルからオペフロへの漏洩率︓1%
FP

緊急ホウ酸⽔
注⼊

FP

FP
臨界

１３トン

⼀次バウンダリ
⼆次バウンダリ

オペフロ
作業員

屋外
作業員

敷地
境界

公衆

0.92m

(a)圧⼒容器下部での臨界発⽣、検知、終息のモデル(b)臨界による被ばく評価のモデル

44©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例

1.E+201.E+191.E+181.E+17
1.E+16
1.E+15
1.E+14
1.E+13
1.E+12
1.E+11
1.E+10

1.E+03

作業員の事故時管理⽬標100mSv/事故(＊)
公衆の事故時管理 作業員の平常時管理⽬標20mSv/年 *2
1.E+01 ⽬標5mSv/事故
1.E+02

⻲裂が⼊る
⻲裂が⼊る
デブリ落下
砕いたデブリの崩落
砕いたデブリの崩落
亀裂
⽳あけ加⼯
⽳あけ加⼯
崩落
CRDハウジング付
CRDハウジング付
穴あけ
着デブリ落下着デブリ落下

被ばく線量(mSv)

総核分裂数【評価結果】
保守的な臨界シナリオ事象に対しても、開発している臨界検知と収束⼿段（ホウ酸⽔注⼊）を⽤いれば、被ばく影響が管理⽬標を満⾜するよう対応が可能な⾒通しが得られた。

1.E+001.E‐01

公衆の平常時管理⽬標0.1mSv/年 *1

亀裂
⻲裂が⼊る
砕いたデブリの崩落
崩落
⽳あけ加⼯
穴あけ
CRDハウジング付着
デブリ落下
デブリ落下

1.E‐02
1.E‐03
1.E‐04
1.E‐05
1.E‐06

0

1

2
3
時間(h)

4

敷地境界の公衆 オペフロ作業員

被ばく線量

総核分裂数の時間推移

45

屋外作業員
*1：1mSv/年の10%*2：5年で100mSv©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

内 容
1. はじめに(1)背景(2)臨界の基礎知識
2. 燃料デブリ分布の推定と臨界リスク評価例(1)燃料デブリ分布・性状の推定(2)臨界リスク評価例
3. 燃料デブリ取り出し時の臨界シナリオ(1)燃料デブリ取り出し⼯法と臨界シナリオ(2)燃料デブリ加⼯⽅法と臨界シナリオ(3)臨界シナリオと臨界リスクまとめ
4. 燃料デブリ取り出し時の臨界管理技術(1)安全要求と機能要求(2)臨界防⽌技術(3)臨界近接監視技術(4)臨界検知技術(5)段階的な燃料デブリ取り出し規模拡⼤への対応
5. 燃料デブリ取り出し時の臨界挙動評価例
6.

まとめ

46

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. まとめ

臨界になるためには、⼀定量の核分裂性物質が⽔と最適な割合で混合し、かつ、中性⼦吸収物質がほとんど含まれていない等の条件が揃う必要がある。
臨界評価によれば、そのような条件が揃うケースは⾮常に限定的であり、稀と考
えられる。



⼀⽅、燃料デブリの分布や性状・組成の情報は、現状⼗分得られていないこと、
また、燃料デブリ取り出しに伴って⽣じる種々の状態変化の可能性を考えると、条件が揃って、臨界または臨界近接する可能性を完全には排除できない。



このため、着実に臨界を防⽌し、また、万が⼀臨界が発⽣しても影響を緩和できるよう、臨界管理技術を準備することが重要である。



なお、現在、東京電⼒HD(株)は、格納容器内の放射能濃度(Xe-135)の監視により未臨界状態であることを確認している。 また、異常が確認された場
合には、ホウ酸⽔注⼊の準備を整えている。



本⽇説明した臨界管理技術は、臨界安全を確保しつつ、効率よく燃料デブリ
取り出しを⾏うことを⽬的としている。 今後、新たに得られるPCV内、RPV内の情報や燃料デブリ取り出し⼯法を踏まえて、⾒直しされ⾼度化される必要がある。
47©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

以上

48

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning