福島工業高等専門学校
廃止措置研究・人材育成等強化プログラム(研究推進分野)成果報告会

IRIDにおける1F廃炉の技術開発の状況(PCV内部調査・デブリ取り出し技術開発を中心に)

平成31年2月23日

国際廃炉研究開発機構（IRID）
奥住直明

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

1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目

次

1. 原子炉格納容器内部調査技術開発
2. 燃料デブリ取り出し技術開発

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目

次

1. 原子炉格納容器内部調査技術開発
2. 燃料デブリ取り出し技術開発

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１号機：ボート型アクセス装置
格納容器内の水の上を航行して、広範囲に移動可能なボート型アクセス装置を製作中

ガイドリング取付用の例• 直径：φ25cm• 長さ：約1.1ｍ• 推力：25N以上

ボート型アクセス装置外観
ボート型アクセス装置の動線4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置(製作・工場内検証)【調査装置の広範囲移動とペデスタル内進入に係る機能検証状況】
1号機PCV内地下階を模擬した空間※を搭載カメラの映像のみで調査装置を操作し，広範囲移動とペデスタル内への進入できる見通しを確認した※：試験設備の都合上，実機アクセスルートと左右反転した状態で試験を実施
ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内へのｱｸｾｽﾙｰﾄ例

鉛直配管（シェル側干渉物想定）ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ④

水平配管

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ①（天井側干渉物想定）ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ④

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ③
ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ②

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ②

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ③

ペデスタル内ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ①

ペデスタル外模擬ジェットデフ
ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ②（水中）模擬ジェットデフ

模擬作業員アクセス口

調査装置

※約300

※ 寸法は写真からの推定値

ジェットデフの間隔：約5ｍ

実際の作業員アクセス（震災前）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置(単体試験の様子)

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

作業の流れ（イメージ）

インストール装置
シールボックス設置

ｱｸｾｽ・調査装置

装置用ｹｰﾌﾞﾙ

水位

ガイドリング取付

ケーブル絡まり防止用にPCV内に設置

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ

堆積物

詳細目視

パンチルトカメラによるPCV内の状況確認

静止用ｱﾝｶｰ
燃料デブリ※

堆積物3次元形状測定

走査型超音波距離計により堆積物の3次元形状を測定

走査型超音波距離計により，堆積物の3次元形状を測定

堆積物厚さ測定

高出力超音波センサにより堆積物厚さを測定

中性子束測定検出器を用いて堆積物表面の中性子束を測定

堆積物
少量サンプリング
インストール装置・
シールボックス撤去

高出力超音波
センサにより堆積物厚さを測定

堆積物採取装置により採取※：堆積物の厚さや燃料デブリの有無及び厚さは未知だが，説明のためイメージとして記載©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２号機：アーム型アクセス装置
制御棒駆動機構メンテナンス用の格納容器貫通部（X-6ペネ）を通じて広範囲にアクセス可能なアーム型アクセス装置を製作中
 アーム全長約22 m
 10 kgまでの調査装置を搭載可能
トロリ

ブーム

テレスコアーム

チルト機構

2軸関節

ワンド※

アーム先端にセンサを搭載※代わりにツールの搭載も可能

アーム型アクセス装置
8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２号機：アーム型アクセス装置～製作・工場内検証（アームエンクロージャ）～
外側構造は概ね製作し、ポート*、各パネルには、蓋（フランジ）を今後設置予定。
*現在1箇所のポート開口であるが、更に1箇所を今後開口予定
ポート開口を追加加工予定

背面パネルフランジ
サービスパネル（ｹｰﾌﾞﾙ等の貫通部）

高線量物品搬出口

X6ﾍﾟﾈ側フランジ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２号機：アーム型アクセス装置（イメージ・動画）

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning目次

1. 原子炉格納容器内部調査技術開発
2. 燃料デブリ取り出し技術開発

11燃料デブリの取り出し時の安全の考え方
放射性物質の閉じ込め一般要求等 火災・爆発の防止
 気体中／液体中の放射性物質の安全基準で許容される以上の漏えい防止
 状態監視・モニタリング
 移送容器による放射性物質の漏洩防止
放射性物質の追加生成の防止 核反応による異常な放射性物質の生成防止
 燃料デブリの異常な温度上昇による放出防止 燃料デブリ、構造物の切削による異常な拡散の防止
デブリ取出し(上)放射性ダスト抑制・浄化

保管

内部負圧管理

未臨界維持
冷却維持

移送収納缶

湿式貯蔵

デブリ取出し(横)

漏洩防止
未臨界維持
乾式貯蔵

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning安全設計とその実装の検討例（ポイントの整理）
気体漏えい抑制
設備バウンダリ再構成

液体漏えい抑制放射性物質の閉込め

放射性物質の異常な追加生成・放出の防止

移送・保管時の閉込め収納・移送容器漏えい抑制

追加核分裂の防止

未臨界条件維持異常な加熱の防止

冷却維持施工による異常な拡散の防止

切削・回収方法

13©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

気相バウンダリ再構築（案）動的バウンダリによる 発生した放射性ダストの閉じ込め
 PCV損傷部の補修を可能な範囲で実施
 排気ファンによりPCV及びR/B内の圧力を負圧に維持
 負圧維持（作業中常時） 多重化（１次/２次バウンダリ）の検討
 排気の浄化

１次バウンダリ(格納容器、セル)

１次バウンダリ

1次バウンダリ内セル(上取出し)

２次バウンダリ

2次バウンダリ内（<2次バウンダリ圧） (＜大気圧)

外気
大気圧

原子炉建屋（R/B）

インリーク

インリーク

アウトリークアウトリーク

浄化・排気排気ファン

２次バウンダリ(R/B、コンテナ)

浄化・排気セル(横取出し)

排気ファン

気相バウンダリのイメージ

負圧勾配システムの検討
14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning気体中の放射性物質の漏えい防止(例)（ポイントの整理）格納容器(PCV)内気体放射性物質抑制

PCV内気体放射性物質濃度低減

PCV開口部からの漏えい抑制
PCVからの気体放射性物質の漏えいを抑制

セル接合部からの漏えい抑制
排気ラインからの放射性物質放出の抑制

切削・加工作業管理
飛散量低減
PCV内気体の循環浄化
PCV開口部削減・シール

空調系による負圧維持
セル開口部の削減
排気ラインフィルターによる浄化

15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

技術開発課題(例) 動的バウンダリの成立性①
空調系による負圧維持：
・差圧管理による拡散防止・既存開口の評価
・限界負圧度の把握

PCV開口部削減・シール：
・新規開口と漏えい抑制

新規開口／作業セルシール方法(インフレートシールの場合)

HEPA

前処
理
装
置

セル開口部の削減:
・多重セル構造・気密確保
・汚染拡大防止、作業区分

X-6貫通部接続構造

デブリ取り出し／機器搬入・デブリ搬出経路

16©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

技術開発課題(例) 動的バウンダリの成立性②
切削・加工作業管理 飛散量低減：
・ダスト発生の抑制，集塵，加工速度（スループット），
PCV内再循環浄化

排気ラインフィルター浄化：・浄化性能（DF）
前処理設備 最終処理設備

コア ビット

HEPA

前処理装
置

フィルタ交換により捕集粒子を搬出

チゼル加工予備試験

洗浄若しくは容器等にて捕集粒子を搬出
気相系粒子捕集・除去設備 構成（案）

超音波チゼルデブリ吸引ポンプ

粒径分布
プロセス条件（流量等）
ガス組成（湿度等）
逆洗・遠隔回収・遠隔交換 等

レーザーガウジング

デブリ分離機（サイクロンセパレータ）

HEPA （左：グラスファイバー，右：金属）

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

End of presentation

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