令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業費補助金」「燃料デブリの取り出し工法の開発（大型構造物取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発）」

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． 「燃料デブリの取り出し工法の開発(大型構造物取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発)」の目的と目標
２． 上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容
３． 本事業の概要
４． 本事業の実施スケジュール
５． 本事業の実施体制
６． 本事業の実施内容
７． 実施目的を達成するための具体的目標と達成度評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１．「燃料デブリの取り出し工法の開発(大型構造物取り出し及び搬送時における No.2
汚染拡大防止隔離技術の開発)」の目的と目標【燃料デブリの取り出し工法の開発の目的】
東京電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電所（1F）では、核燃料が炉内構造物とともに溶融し、燃料デブリとして原子炉圧力容器（RPV）内及び原子炉格納容器（PCV）内に存在していると考えられる。
RPV及びPCV内部の燃料デブリは、現在未臨界状態にあると考えられるが、事故によって原子炉建屋（R/B）、RPV、PCV等が損傷している等、プラント自体が当初設計とは異なる不安定な状態に置かれているため、燃料デブリを取り出して燃料デブリの未臨界状態を維持し、放射性物質の拡散を防止して安定な状態にする必要がある。
上記の背景のもと、本事業は、「東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」（以降、中長期ロードマップ）に基づき、東京電力ホールディングス（株）（東京電力）が実施するエンジニアリングやプロジェクト管理と連携しながら、燃料デブリ取り出し規模の更なる拡大における作業を実現することを目標に検討を実施する。本事業での開発成果は、東京電力が行うエンジニアリングに活用する。
本事業は、1Fの廃炉・汚染水対策に資する技術の開発を支援する事業を、中長期ロードマップ及び「２０２１年度廃炉研究開発計画」（廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第８６回））に基づき行うことで、1Fの廃炉・汚染水対策を円滑に進めるとともに、我が国の科学技術の水準の向上を図ることを目的とする。
「大型構造物取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発」においては、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て、大型構造物の取り出し及び搬送時における公衆、作業員の安全を確保するために重要となる放射性物質の閉じ込め、作業員の被ばく線量の低減のための隔離に関する要素技術の開発を実施する。

【 開発全体の目標】
中長期ロードマップに基づき、燃料デブリ取り出し規模の更なる拡大における作業を実現することを目標に検討を実施する。
【 実施期間】 2021年12月～2023年3月（16ヶ月）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容

No.3

過去の補助事業の実績および実施中の補助事業での検討内容について整理した。
（１）上アクセス工法に関する過去の補助事業の実績【燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化 (以降、基盤技術高度化：2017-18年度実施)
での主な検討成果】

上部コンテナ••

アクセスルート構築（干渉物撤去）イメージを作成し、炉底部について模
擬構造体を用いた要素試験を実施して撤去手順の実現性を検証。
切り出し単位、切断部分の形状・厚さ、切断方法など手順の想定を行い、取り出し期間（スループット）の試算を実施。

コンテナクレーン

燃料デブリ
取り出しセル

燃料デブリ取り出しセル
クレーン

機器搬入などCRDハウジング
クランプ部

DSP
ウェル

専用キャスク

収納缶
原子炉内

炉底部の大型構造物の撤去

AWJノズルPCV内で構造物を細断し、ユニット缶に収納して搬出する方法は、
作業性・作業時間の観点から難易度が高い

RPV

遮蔽容器
UC

PCV
燃料デブリ

【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(以降、取り出し規模の更なる拡大：2019-20年度実施)での実施内容】
構造物をできるだけ大きく搬出し別建屋で細断する工法の実現性確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容

No.4（１）上アクセス工法に関する過去の補助事業の実績【新規上アクセス工法(構造物一体撤去・搬出)の概念】「取り出し規模の更なる拡大」にて検討した構造物一体撤去・搬出工法の概念を以下に示す。
✓ 構造物単位で一体で搬出。
✓ 炉心部は複数単位に分割、炉底部は下鏡を一体でRPVから切り離しを実施。
✓ 搬出対象物の遮蔽・気密は容器、アクセスルートまたはそれらの組合せにて対応。
✓ 取り出した構造物の細断、容器への収納はR/Bから離れた建屋にて実施。

【「取り出し規模の更なる拡大」での検討内容】
2019-20年度の補助事業(取り出し規模の更なる拡大) 原子炉建屋
R/B
において以下を検討した。
揚重機✓ 一体搬出工法(搬出ルート)の検討。
✓ 炉底部解体方法の検討・要素試験。
連絡通路
切断ツール
搬送装置

【注記】
色で以下の汚染レベルを表記
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域(2020年度末時点での検討結果を記載)

取り出し装置

増設建屋

搬送台車
回収容器
搬送装置

接続
スリーブ

補助アーム

RPV下鏡

二重蓋
(開放中のため図示せず)
大型搬出容器(輸送専用容器)

グレーチング
保温材
切断ツール(把持と切断機能あり)
CRD.Hサポート
ビーム、ブラケット

HCU配管

信号ケーブル類

2019-20年度に検討した一体搬出工法(搬出ルート)

炉底部干渉物撤去作業イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容

No.5（２） 「燃料デブリの取り出し工法の開発」(以降、取り出し工法：2021-22年度実施)事業での検討内容
上アクセス工法に関し、①大型切断工法、②大型搬出容器、③大型搬送装置の技術開発を実施。

連絡通路内の高汚染範囲を低減する方法について検討[本事業]① 大型切断工法
解体装置
切断片取り
扱い揚重機

解体装置

解体装置

切断片吊
り具

走行

駆動モータ(連絡通
路外）

R/B
原子炉建屋

シュラウド
ヘッドボルト

ガイド
台形ネジ

RPV上蓋

揚重機

切断マニ
ピュレータ

エンドレスコロ方式

切断マニ
ピュレータ

ＰＣＶ上蓋

セパレータ

切断マニ
ピュレータ
スタットボルト連絡通路

取り出し装置

取り出し規模の更なる拡大(19-20年度)概念検討実施

炉内構造物以外の構造物切断工法

増設建屋

搬送台車

台形ネジ駆動方式

取り出し規模の更なる拡大(19-20年度)概念検討実施③ 大型搬送装置

接続
スリーブ

二重蓋
(開放中のため図示せず)
大型搬出容器(輸送専用容器)

炉内構造物切断工法

二重蓋の気密機構
二重蓋

充填切断イメージ
切断①
切断②

シュラウド把持部（穴加工し把持）

シュラウド

切断②

充填固化
断面全域の切断ワイヤー【注記】
色で以下の汚染レベルを表記
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域

燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(20-21年度)要素試験計画中(2020年度末時点での検討結果を記載)

炉底部構造物切断

切断機② 大型搬出容器

切断ツール
搬送装置
回収容器
搬送装置

補助アーム

補助アーム

炉底部燃料デブリ

RPV下鏡

7m

下鏡開口

グレーチング
保温材
切断ツール(把持と切断機能あり)
CRD.Hサポート
ビーム、ブラケット

Φ6m

HCU配管

倒壊したCRGT*を模擬

ジオポリマ充填（容器内径300mm）

取り出し規模の更なる拡大(19-20年度)要素試験実施*CRGT： 制御棒案内管

信号ケーブル類

炉底部干渉物撤去作業イメージ

取り出し規模の更なる拡大(19-20年度)要素試験実施

Φ7m

取り出し規模の更なる拡大(19-20年度)概念検討実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容

No.6【これまでの開発内容と本事業との関連】【注記】
色で以下の汚染レベルを表記
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域

CRDハウジング
クランプ部

基盤技術高度化(2017-18年度実施)【PCV内細断工法の検討】➢ 炉底部構造物模擬体を用いた要素試験の実施➢ スループット試算、課題の抽出

AWJノズル

炉底部の大型構造物の撤去

細断工法
G

作業容器
（遮蔽）

隔離シート
（気密）

R

Y

二重蓋
可動フランジ上蓋
遮蔽台車

取り出し規模の更なる拡大(2019-20年度実施)

大型切断工法R

搬送台車

大型搬送装置下蓋【一体搬出工法の検討】➢ 炉底部解体に関する要素試験の実施➢ 大型搬出容器に関する概念検討➢ 容器収納までの臨界管理方法の検討

取り出し工法(2021-22年度実施)

輸送専用容器G

大型一体搬出工法

安全確保(2020-21年度実施)【大型搬出容器蓋の実現性確認】➢ 容器蓋の気密機構の開発・要素試験➢ 容器収納後(移送中)の臨界管理方法の検討【取り出しコンセプト実現のための技術開発】➢ 大型切断工法の検討➢ 大型搬出容器(本体)の検討➢ 大型搬送装置の検討

本事業【汚染拡大防止隔離技術の開発】➢ 隔離技術の開発・要素試験

今後の検討項目➢

大型搬出容器R

隔離シート

エンジニアリングや技術開発で抽出された開発課題の検討 等
本スライドの汚染エリア区分等は本PJ開始時点のものである©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容【2020年度までの開発成果(検討内容)】
連絡通路内の高汚染範囲を低減する方法の概念検討を実施した。
（連絡通路方式）

概念図(連絡通路方式)改１
ゲートで仕切り追加【注記】
色で以下の汚染レベルを表記*
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域

No.7*主要区域には色のほか、R・Y・Gと表記(連絡通路方式)改２
作業容器で仕切り追加

作業容器搬出時

R

Y
G

メ
リ
ッ
ト
デ
メ
リ
ッ
ト

・ 取り出し手順がシンプルである。
・ ゲートを閉じることで、切断中の放射性・ 設備構成も少なく、廃棄物量が少ない。 ダストが連絡通路へ拡散することを低減。

・ 作業容器により、切断中の放射性ダストが連絡通路へ拡散することを低減。
・ 構造物運搬時は、作業容器も使用して運搬することで、放射性ダストが連絡通路に拡散することを低減。

・ 切断中の放射性ダストは直接連絡通路に拡散する（放射性ダストの蓄積大）。

・ 作業容器追加により二次廃棄物量が増える。

・ 搬送台車のレール、走行駆動部がゲー
ト閉時に干渉が生じる。
・ 構造物運搬時は、付着した放射性ダス
トが連絡通路に拡散する。

注記：作業容器は下面の閉止はないため、搬送台車への移送時は一時的に開放される。

連絡通路内への放射性ダストによる汚染拡大防止のため、作業容器にて仕切りを入れた状態で、加工及び運搬が可能な方法(改２)を主案として検討した。
但し、作業容器は下面の閉止がないため、搬送台車への移送時は一時的に開放され、汚染が広がる。
⇒ 燃料デブリ取り出しは長期の作業となる可能性があり、装置類の保守、非常時の対応等を考慮した場合、汚染拡大
範囲を可能な限り低減することが望ましいことから、21年度の燃料デブリの取り出し工法の開発PJにて継続して検討。
汚染エリア区分等は2020年度時点での成果であり、本PJで再度検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．上アクセス工法に関する補助事業での検討実績・内容

No.8【2020年度までの開発成果(検討内容)】◆ 作業容器の条件 [(連絡通路方式)改２：作業容器で仕切り追加]①作業容器切り離し時の原子炉ウェル側と作業容器下面側を同時に閉じ込めを行う②作業容器の重量低減を念頭に作業区分に応じて寸法の異なる容器を使い分ける
切断作業用作業容器
・原子炉ウェル全域をカバーする寸法（内径大）・原子炉内からの線量低減を考慮した
最小限の板厚（板厚小）→ 作業容器の重量低減
原子炉内からの線量遮蔽

切断作業時の汚染
拡大防止

構造物搬出用作業容器・搬出する構造物に対応する最小限の寸法（内径小）・搬出する構造物から線量低減を考慮した板厚（板厚大）→ 作業容器の重量低減

遮蔽台車

約Φ13ｍ

作業容器を切り離し時に
原子炉ウェル側と作業容器下面側を同時に閉じ込めを行う

約Φ8ｍ
搬出する構造物からの線量遮蔽（炉内構造物等は線量率大）切断(解体)作業時（イメージ例）

作業容器

移送作業時（共通）（イメージ例）
付着物の汚染拡大防止

搬出作業時（イメージ例）

本スライドの作業容器寸法等は2020年度時点での検討成果であり、工法PJ等で再度検討(詳細後述)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

No.9

３．１ 他事業との連携

燃料デブリの取り出し工法の開発検討状況の共有

安全システムの開発
液体系・気体系システム、臨界管理技術の開発➢ 横取り出し工法の開発➢ 上取り出し工法の開発

連続監視

検討状況の共有

分析のニーズ／結果の共有

性状把握

技術課題の共有
原子炉格納容器内の連続的な監視システムの開発
調査のニーズ／結果の共有

内部調査

大型構造物取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発

段階的に規模を拡大した取り出し
燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術の開発

収納／移送と工法の連携

収納・移送
・保管技術

大型構造物取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発

原子炉圧力容器内部調査技術の開発
原子炉格納容器内部
詳細調査技術の開発

燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発

・安全シナリオの共有・作業ステップの連携

技術課題の共有

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
回収／移送と工法の連携

安全確保技術燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発

固体廃棄物
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発

本事業では上記事業と連携し、必要に応じて合同会議を実施。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

No.10

３．２ 公募の開発項目と実施方針

公募の開発項目

実施方針

１）大型構造物取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発

燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに関しては、上アクセス工法のスループット向上のため大型一体搬出工法について２０１９年度からの開発中であり、原子炉内構造物を可能な限り大型一体で切断し、切断した構造物をＲ／Ｂオペレーションフロアまで引き上げ、大型搬送装置により増設建屋へ搬出する方法を検討している。
放射性物質の閉じ込め、作業員の被ばく線量の低減のため、Ｒ／Ｂオペレーションフ
ロアから増設建屋までの連絡通路は可能な限り汚染しないよう計画する必要があるた
め、原子炉内での切断、増設建屋までの搬出において作業容器を設けることにより汚染した構造物を覆うこと、また、作業容器を原子炉内からＲ／Ｂオペレーションフロアへ搬出する際には隔離機構を設けることにより、放射性物質の連絡通路への拡散を防止する方法の概念を検討中である。
汚染拡大防止策を具体化するため、作業により発生する汚染物質、その拡大する経路などを整理し、連絡通路に要求する汚染エリア区分を明確にした上で、汚染拡大防止のための隔離機構について装置、運用方法などの技術開発を実施する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

大型構造物の取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発（本事業）

３．３ 本事業の目的

No.11

燃料デブリの取り出し工法の開発（2021～2022年度）

連絡通路内の汚染範囲を低減するため、遮蔽機能を有する作業容器と隔離シート等の隔離技術を用いた取り出し工法のイメージを下図に示す。
現在開発を実施している大型搬出容器および二重蓋と共存可能な構成で検討を実施する。
汚染拡大防止隔離技術（本事業） → 作業容器下面からの汚染拡大防止を図る隔離シート等隔離技術の開発（連絡通路内の汚染レベル低減、作業員被ばく低減、揚重機等のメンテナンス性向上）

G

作業容器
（遮蔽）

隔離シート
（気密）

R

Y
隔離シート

遮蔽台車

大型切断工法

R

搬送台車

隔離シートによる閉じ込めイメージ
大型搬送装置大型搬出容器RG【注記】
色で以下の汚染レベルを表記*
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域*主要区域には色のほか、R・Y・Gと表記し、レッド区域は赤枠で囲って示す。

作業容器での連絡通路内汚染低減イメージ
本スライドの汚染エリア区分等は本PJ開始時点のものである©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

No.12

３．４ 本プロジェクトを進めるうえでの留意事項
公募実施内容を記載

本事業における計画を遂行するにあたり、留意事項について以下に記載する。
【留意事項】
検討に際し、以下について遠隔で扱う装置の取り扱い性、保守方法を考慮した開発を行う。
・高線量エリアに設置することから、遠隔での保守が原則となる。

・装置の汚染と必要な除染に配慮する必要がある。
・保守を行うための作業エリアが限られる。
・保守作業によって発生する廃棄物を極力抑える必要がある。
・臨界監視装置の設置、取り扱いに配慮する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.13
：計画

【工程】

：計画（見直し後）*：実績

2021年度

検討項目
４

5

6

7

8

9

10

11

2022年度
12

1

2

3

4

5

6

7

8

9

中間報告
▼

主要なマイルストーン

10

11

12

1

2

3

最終報告
▼

中間報告
▼

概念検討 (隔離シート取り扱いステップの検討含む)
隔離シート素材の物性評価、検討

１.概念検討

溶着・切断方法の検討
遠隔取り扱い装置の検討

要素試験計画
ドラム缶試験(絞り込み・折り畳み)

２.要素試験計画

試験準備/装置試作

３.試験準備/
試験装置試作

1/4スケール試験

４.要素試験

まとめ

５.まとめ
備考

・ドラム缶試験(約1/25スケール試験)では汎用のポリウレタン製シートを使用。
・22年度の要素試験(1/4スケール試験)にて、繊維入りシートについて折り畳み(絞り込み)・溶着・切断の実現性を確認。
・22年度、遠隔取り扱い装置の検討を実施した。(装置化・実機サイズでの確認等は今後実施する必要がある。)*：検討進捗状況および要素試験結果を反映し、計画の見直しを実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．本事業の実施体制

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構➢ 全体計画の策定と技術統括のとりまとめ➢ 技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社【要素試験・技術開発】(1) 大型構造物の取り出し及び搬送時における汚染拡大防止隔離技術の開発【外注の内容】
・汚染拡大防止隔離技術に関する技術開発
・遠隔での超音波溶着機構の開発（東鉱商事株式会社）

No.14

東京電力ホールディングス株式会社➢ 現場適用性の観点での諸調整連携する開発プロジェクトチーム
原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（X-6ペネトレーションを用いた内部詳細調査技術の現場実証）

福島第一原子力発電所廃止措置統合管理のための支援技術の開発（原子炉格納容器内の連続的な監視シス
テムの開発）

原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした
内部詳細調査技術の現場実証）

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（燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発）

原子炉圧力容器内部調査技術の開発

燃料デブリの取り出し工法の開発

燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術開発

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）

固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発

燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.15

１）汚染拡大防止隔離技術の開発
公募実施内容を記載

燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに関しては、上取り出し工法のスループット向上のため、大型一体搬出工法について２０１９年度から開発を進めている。本工法においては、
原子炉内の炉内構造物などの構造物を可能な限り大型一体で切断し、切断した構造物をＲ／Ｂオペレーションフロアまで引き上げ、大型搬送装置により増設建屋へ搬出する方法を検討している。放射性物質の閉じ込め、作業員の被ばく線量の低減のために、Ｒ／Ｂオペ
レーションフロアから増設建屋までの連絡通路は可能な限り汚染しないよう計画する必要がある。このため、原子炉内での切断、増設建屋までの搬出において作業容器を設けることにより汚染した構造物を覆うこと、また、作業容器を原子炉内からＲ／Ｂオペレーショ
ンフロアへ搬出する際には隔離機構を設けることにより、放射性物質の連絡通路への拡散を防止する方法の概念を検討している。
本事業では、これらの汚染拡大防止策を具体化するために、作業により発生する汚染物
質、その拡大する経路などを整理し、連絡通路に要求する汚染エリア区分を明確にした上で、汚染拡大防止のための隔離機構について装置、運用方法などの技術開発を行う。開発に当たっては、閉じ込め性、遠隔作業の確実性・容易性、頑強性・耐久性、点検・保守性などの観点で評価、選定し、最適な技術について検討する。また、検討した技術を用いた模擬試験体による要素試験を実施し現場適用性を評価する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.16

【課題】
• 連絡通路内の全体に汚染が拡散するリスクがある。
• 燃料デブリ取り出し工事の現地施工性を考慮し、汚染拡大防止を図る必要がある。
【実施内容】• 燃料デブリ取り出し作業により発生する汚染物質、その拡大する経路などを整理し、連絡通路に要求する汚染エリア区分を明確化する。
• 汚染拡大防止のための隔離機構について、閉じ込め性、遠隔作業の確実性・容易性、頑強性・耐久性、点検・保守性などの観点で評価、選定し、最適な技術について検討する。
• 大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め方法、および手順の検討を行う。
• 検討した技術について、模擬試験体による要素試験を実施し、製作性・装置への収納性・気密性等の確認を行い、現場適用性を評価する。
【得られる成果】• 汚染した大型構造物搬送時の汚染拡大防止方法の提示。
• 要素試験結果を踏まえた、連絡通路に要求する汚染エリア区分の提示。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.17
【注記】
色で以下の汚染レベルを表記*
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域(a) 隔離技術の考え方【連絡通路に要求する汚染エリア区分の明確化】◆バウンダリおよび汚染エリア区分の考え方*主要区域には色のほか、R・Y・Gと表記し、レッド区域は赤枠で囲って示す。
➢ 一次バウンダリは連絡通路、二次バウンダリはR/B・建屋カバー・増設建屋とする。
➢ 隔離シートおよび作業容器を用い、極力、連絡通路内がイエロー(中汚染)区域となるように管理し、連絡通路内の高汚染範囲を低減する。
連絡通路(一次バウンダリ)

G

作業容器
（遮蔽）

-150[Pa]*

隔離シート
（気密）

遮蔽台車

R/B・建屋カバー(二次バウンダリ)

R

R

増設建屋
(二次バウンダリ)
Y

作業容器等の除染エリア

搬送台車

本図では作業容器をオペフロレベルから一段下げているが、オペフロレベルから下げずに運用することを有力案として検討。(詳細は後段のステップ参照)

RR

大型搬出容器-64[Pa]*-400[Pa]*

G

汚染エリア区分汚染エリア区分等は今後変更される可能性がある*圧力は想定値©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.18
【注記】
色で以下の汚染レベルを表記*
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域(a) 隔離技術の考え方【連絡通路に要求する汚染エリア区分の明確化】◆連絡通路内エリア条件の目標*主要区域には色のほか、R・Y・Gと表記し、レッド区域は赤枠で囲って示す。

●保守・点検作業時①公衆被ばく低減
・敷地境界での線量低減
・環境への放射性ダストの漏洩防止②作業者被ばく低減
本開発の見直し点
・遠隔操作・自動化
・作業環境の改善：連絡通路内の汚染拡大防止を図ることで作業員による直接保守による対応が期待できる（大型揚重機等連絡通路内の固定機器類）●燃料デブリ取り出し作業時①公衆被ばく低減
・敷地境界での線量低減
・環境への放射性ダストの漏洩防止②作業者被ばく低減
・遠隔操作・自動化
環境への放射性ダストの漏洩防止（連絡通路閉じ込め＋作業容器閉じ込め＋連絡通路内換気）

敷地境界での線量低減（連絡通路遮蔽＋作業容器遮蔽）
建屋カバー

増設建屋

大型揚重機

大型揚重機

連絡通路内の線量低減（遮蔽台車遮蔽）

G

連絡通路

作業容器

搬送台車

遮蔽台車

R

作業容器側
遮蔽台車
仕切り

Y

搬送台車

連絡通路内の内面
汚染を低減

連絡通路内の放射性ダストの漏洩防止（原子炉ウェル側
仕切り閉じ込め＋
連絡通路内換気）

増設建屋

G
Y

遮蔽台車

原子炉ウェ
遮蔽台車
ル側仕切り

R

搬送台車

R

G

G
原子炉建屋

原子炉建屋

燃料デブリ取り出し作業時
汚染エリア区分等は今後変更される可能性がある

保守・点検作業時©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.19(a) 隔離技術の考え方【隔離機構に関する最適な技術の検討】◆隔離機構による閉じ込め概念(作業容器下面の閉止)

作業容器
吊り上げ時

構造物

搬送台車
へ移送

搬送台車
へ移送

漏洩
構造物
吊り上げ

閉じ込め対策
搬送台車

作業容器は下面の閉止はないため、搬送台車に移送時は一時的に開放

汚染拡大
防止※

隔離機構
（隔離シートなど）

搬送台車

大型作業容器内の構造物からの汚染拡大防止、及び原子炉内からの汚染拡大防止を図る※：連絡通路は一次バウンダリであるため漏洩を許容できるが、可能な限り汚染拡大を防止する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.20
【注記】
色で以下の汚染レベルを表記
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域(a) 隔離技術の考え方【隔離機構に関する最適な技術の検討】◆作業容器切り離し時の容器下面の閉じ込め方法の比較(1) 前提条件および要求機能① 作業容器と原子炉ウェル側を隔離機構で隔離する。
・気相(粒子)および液相(水滴等)の閉じ込め(汚染環境との縁切り)が可能であること。
・取り扱い時に原子炉ウェル等と干渉しないこと。
② 作業容器は重量低減が必要。
・作業区分に応じ、寸法の異なる容器を使い分けることを検討中。
寸法の異なる容器に対応可能なこと。

作業容器
（遮蔽）
隔離シート
（気密）

遮蔽台車

適用箇所

搬送台車

(2) 適用範囲
・対象構造物：原子炉ウェル内構造物(PCVヘッド等)、炉内構造物
・閉じ込め箇所：原子炉ウェル側のシール、作業容器底面のシール
・期間：作業容器への構造物収納時(一時的な使用を想定)
以上を踏まえ、作業容器切り離し時の容器下面の閉じ込め方法として、
開閉方式・接合方式・トラップ方式および飛散防止方式を比較した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発
No.21(a) 隔離技術の考え方【隔離機構に関する最適な技術の検討】◆作業容器切り離し時の容器下面の閉じ込め方法の比較：評価結果
No

開閉方式

項目

ダブルドア
・容器側と接続先である原子炉ウェル側の両方に気密性の蓋を設け、相互の蓋を接触・密着させた状態のまま一体で旋回することで開閉する。

接合方式
隔離シート

ダブルゲート

トラップ方式
エアーカーテン

飛散防止方式
表面塗布

・容器側と原子炉ウェル側の両方に気密性のゲート
・容器側と原子炉ウェル側を連結した円筒状のシー ・容器側と原子炉ウェル側の両方に空気の吹出口と吸込 ・構造物表面の汚染源を塗料等により固めて剥離、飛散を設け、相互のゲートを接触・密着させた状態のまト類において、中央部を絞り込み接合・切断する。 口を相対させてエアーカーテンを形成し切り離す。
を防止までスライドして開閉する。

スプレイ
塗布

1 概要

接合

吹出口

吸込口

隔離シート

2

閉じ込め性 〇・気相(粒子) ・気相（粒子）の閉じ込めは可能

閉じ込め性

3 ・液相(水滴した
たり)

4

〇
・容器側の蓋で受けは可能

×
取り扱い時の ・開動作時に、干渉有無
原子炉ウェルと干渉

寸法の異なる ×
5 作業容器の ・相互の蓋は同一寸法、形状を合わせる必要あり
切り替え可否 ・原子炉ウェル側蓋を含めた全取り換えが必要

6 耐久性

7 保守性
8 評価

×
・ゲート開時の側面からの汚染物質のリーク〇・気相（粒子）の閉じ込めは可能×・気相（粒子）を完全に閉じ込めることは困難
・JPDR解体実地試験（実績）ではエアーカーテン内外の空気中濃度比約1/30 *1×・炉内構造物の内面、隙間を確実に塗布することは困難〇
・容器側ゲートで受けは可能〇
・容器側の下面シートで受けは可能

×・水滴の受けは困難

×・表面の水滴への対処に課題あり〇
・連絡通路下面に空間確保〇
・連絡通路下面に空間確保〇
・連絡通路下面に空間確保－(開閉不要)〇
・容器側の寸法に合わせて吹出口／吸込口を配置－(開閉不要)

×〇・相互のゲートは同一径で合わせる必要あり
・径の異なるシートを積層して対応
・原子炉ウェル側ゲートを含めた全取り換えが必要△△△
・機械的な繰り返し使用であるが、使用頻度は限定 ・機械的な繰り返し使用であるが、使用頻度は限定
・1回ごとに交換するため、長期の耐久性は不要
的
的
△
△
△
・原子炉側(原子炉ウェル内)に機構が配置されるた ・原子炉側(原子炉ウェル内)に機構が配置されるた・交換は比較的容易め、保守性に課題あり
め、保守性に課題あり△〇
・構造物ごとに使用(塗布)するため、長期の耐久性は不・吹き出し口の消耗は少ないので耐久性の影響は少ない
要△・機械的機構を使用しないので、保守不要となる可能性あ －り× (寸法の異なる容器への適用が困難)

× (完全な縁切りが困難)

× (寸法の異なる容器への適用が困難)〇

× (完全な縁切りが困難) *2

作業容器下面の閉じ込め性（汚染環境との縁切り、寸法の異なる容器への適用性）を考慮し、隔離シートを選定した。
作業容器を用いない場合や環境条件(ダスト濃度等)によっては、他技術の適用や散水スプレイ等との組み合わせも考えられる。
注記*1） 出典：日本原子力学会誌Vol. 38,No.7(1996)「JPDR解体実地試験の概要と成果」*2) 作業容器下面の閉じ込めとしては×と評価したが、シールドプラグ取り出し時の飛散防止等に適用可能性あり。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.22(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆隔離シートによる閉じ込め手順の検討
作業容器

増設建屋へ

収納ボックス(隔離シートケース)

遮蔽台車

隔離シート
ベース

遮蔽台車
搬送台車

溶着・切断
隔離シート
ステップ1：作業容器吊り上げ(上昇)

搬送台車

隔離シート
ステップ2：隔離シート溶着・切断

ステップ3：作業容器を増設建屋へ退避

隔離シートを使用した作業容器の搬出イメージ【概要】⚫ 作業容器着座時に隔離シートベースに隔離シートの端部を固定。作業容器上昇時に展開。
⚫ 隔離シートの溶着・切断は、遮蔽台車と搬送台車の側面部を使用し実施。
⚫ 隔離シートにより密閉された作業容器は、搬送台車を用いて増設建屋へ移送。

隔離シート

持ち上げ

隔離シート

接合(溶着)

隔離シート

切断

溶着・切断イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.23(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆作業容器概要 (工法PJ検討結果を引用)✓ 作業容器は、可能な限り径・高さを共通化することで対応。加工用と搬出用で容器内の構成を変える必要があり、それぞれ専用化。炉心部・炉底部は炉内構造物と比較し高重量であることから、揚重機を大型化。
⇒合計３種類の作業容器を準備✓ 作業容器の設置位置は、取り出し対象に応じ変更（揚重機の揚程低減）。
搬出対象物に対する作業容器設置位置と使用する作業容器一覧表

搬出対象物

PCVヘッド、RPVヘッド保温材、RPVヘッド

作業容器設置高さ

オペフロ上(セル床面)

炉心部・炉底部

RPVフランジ面

作業容器（切断時）作業容器（搬出時）

ドライヤ、セパレータ、
FDW/CS*等

作業容器①
作業容器①’

作業容器②（重量物搬出用）

作業容器

作業容器

作業容器

取り出し
対象範囲

取り出し
対象範囲

取り出し
対象範囲

作業容器
設置イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*FDW/CS：Feed Water System/Core Spray System(給水系/炉心スプレイ系)

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.24(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆作業容器概要 (工法PJ検討結果を引用）✓ 一体搬出工法で使用する3種類の作業容器の構成は、以下の通り。
*揚重機室を除く【各作業容器の概要と構成】
作業容器①

作業容器①’

作業容器②
揚重機

ケーブルベア
揚重機

イメージ図

吊り具

吊り具

揚重機

解体装置

用途

構造物・燃料デブリの切断

構造物・燃料デブリの搬出

炉心部・炉底部の搬出

内蔵設備

揚重機、ケーブルベア、解体装置

揚重機(150ton)、吊り具揚重機(400ton)、吊り具

寸法[mm]

Φ8900×H9500

Φ8900×H13270

Φ12600×H11840(Φ6000×H7770：揚重機室を除く)

質量[ton](容器のみ)

約680

約680

約410

遮蔽厚[mm]

250

250*

250*
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.25(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆シールドプラグ取り出し工法PJで検討したシールドプラグ取り出しステップ案を以下に示す。シールドプラグは設置位置・サイズの両面から作業容器を用いた搬出は非合理的と判断し、専用の搬出装置（シールドプラグ搬出装置）と容器等を用いる計画である。
なお、ダスト飛散防止対策(例：散水)をしながら作業し、負圧管理と合わせて汚染拡大防止を図る。
シールドプラグ
搬出装置

揚重機構

搬送台車

シールドプラグ
シールドプラグ
搬出容器

1．シールドプラグ搬出装置の搬入

2．シールドプラグ吊り上げ

搬出容器蓋
搬送台車

搬送台車

遮蔽台車
増設建屋へ

3．搬送台車をシールドプラグ下方に移動・容器へ収納

4．搬出容器の蓋閉め・搬送台車搬出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発
No.26(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆隔離シートベースの設置作業概略
シールドプラグ撤去後、隔離シートを取り付けるためのベースを搬入し、原子炉ウェル開口部に設置する。
隔離シートベース

連絡通路

A

B

A

B

隔離シート
ベース
A－A矢視

隔離シートベース

隔離シートベース
水シール

搬送台車レール
R/B

隔離シートベース
水シール

連絡通路
水シール

隔離シートベース

外周カバー

隔離シートベース水シール

隔離シートベースの外周
は水シール内に設置して
シール

B－B断面
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発
No.27(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆隔離シート設置イメージ

隔離シートベースへの隔離シート設置イメージを以下に示す。隔離シートは隔離シートベースの水シール部に着座させる。
隔離シート

隔離シートベース

連絡通路

A

隔離シートベース

A

B

B

隔離シート

A－A矢視

隔離シートベース
水シール

隔離シートベース
R/B

隔離シートベース
水シール

隔離シート(*)

隔離シート着座部

B－B矢視(*)設置イメージ
実際は負圧で引かれるため炉内側に引っ張られる

隔離シートベース
水シール©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.28(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業概要
工法PJで検討中の作業容器で遮蔽、気密を確保しながらRPVヘッドを搬出するイメージを以下に示す。
２． RPVヘッドボルト切断

１． 切断作業用作業容器搬入
切断作業用作業
容器設置

水シール堰に隔離シート設置
搬送台車

３． 切断作業用作業容器退避、構造物搬出用作業容器搬入*
構造物搬出用作業容器設置(切断作業用作業容器退避後に搬入*)

４． RPVヘッド搬出
RPVヘッド構造物搬出用作業容器

隔離シート

水シール堰に隔離シート設置
ポーラークレーン解体装置、切断作業用作業容器退避©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：イメージ図では切断作業用作業容器と構造物搬出用作業容器を同時に記載しているが、実際は切断作業用作業容器が増設建屋側に退避した後に構造物搬出用作業容器を搬入する。

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.29(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(1/9) [前提：RPVヘッドボルト切断作業完了、切断作業用作業容器退避済]ゲート
作業容器①’

既設隔離シート
既設隔離シート

遮蔽台車

搬送台車
既設隔離シート

隔離シートベース水シール

ステップ1の隔離シートイメージ*

ステップ1．構造物搬出用作業容器搬入

新規隔離シート
作業容器
新規隔離シート

作業容器①’

新規隔離シート

遮蔽台車

汚染範囲

B列着座

搬送台車

A列着座
（内周）

既設隔離シート

A列着座

既設隔離シート

既設隔離シートステップ2．作業容器搬送・遮蔽台車移動

ステップ2の隔離シートイメージ*©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.30(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(2/9)
新規隔離シート
作業容器

作業容器①’

新規隔離シート

新規隔離シート
遮蔽台車

B列着座

汚染範囲
搬送台車

A列着座
（内周）

既設隔離シート

既設隔離シート
A列着座

既設隔離シートステップ3．搬送台車撤退

A矢視

ステップ3の隔離シートイメージ*

既設隔離シート

隔離シート着座部

水シール

隔離シートベース©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.31(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(3/9)

新規隔離シート
作業容器①’
B列着座（外周）

既設隔離シート

汚染範囲

A列着座

水シール壁面（外周）に引っ掛けの座を設置→ 外周から柔構造作業アーム等の遠隔装置をアクセスさせてB列着座（外周）に引っ掛けることを検討 (一例)

ステップ4の隔離シートイメージ*

ステップ4．作業容器吊り下げ・新規隔離シート設置

新規隔離シート

B列着座

移動アーム

既設隔離シート

隔離シート着座部
水シール

作業アーム
隔離シートベース

柔構造作業アームイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.32(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(4/9)

既設隔離シートの切断・回収手順を次頁に記載

新規隔離シート
切断

作業容器①’

切断

取り出し装置

A列着座

汚染範囲

B列着座

ステップ5．既設隔離シート切断、取り出し装置吊り下げ

ステップ5の隔離シートイメージ*©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.33(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(5/9)①既設隔離シート切断(隔離シートが大きいため、アームで把持して持ち上げられるように切断)作業容器①’

周回アーム(2台)シートカッター含む

昇降アーム(2台)

可動範囲270°(*)
取り出し装置(*)可動範囲の残り90°はシートを切り落とさないようにするため。

ステップ5．既設隔離シート切断、取り出し装置吊り下げ

既設隔離シート切断・回収手順：概要(詳細手順は次紙参照)

回収フック等を用いて回収したシートが作業容器下端からはみ出さないよう調整②切断後シート
引き上げ・固定① 1台の周回アームで既設隔離シートを把持しながら、もう1台の周回
アームのシートカッターで既設隔離シートを円周上に切断。(隔離③着座部
シートが大きいため、アームで把持して持ち上げられるように切断)
固定解除② 切断後の既設隔離シートを昇降アームで把持し、作業容器上部の回収フックに引き上げ、固定。
③ 隔離シート着座部の固定解除。
④ 作業容器を若干持ち上げ、周回アームおよび昇降アームで着座側シートを作業容器内に引き込み、上記②同様に回収フック等に固定。
④作業容器を若干持ち上げ、
シート引き込み・回収

既設隔離シート切断・回収イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.34(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(5/9) ：[補足]既設隔離シート切断・回収手順

昇降アームA
周回アームA

周回アームA
切断部

周回アームB

周回アームA

周回アームB

切断部

切断端部
切断切り落とし部
隔離シート①

周回アームBで把持し，周回アームAで90°範囲を切断② 周回アームAで切断端部を把持し，周回アームBで180°範囲を切断

回収フック等③ 周回アームAを昇降アーム付近に移動し，把持していたシートを昇降アームに持ち替え

昇降アームA

昇降アームA

周回アームA
切断部
昇降アームB

周回アームB把持部
シート切断端部④ 昇降アームAを上昇⑤ 昇降アームBでシートのもう一方の切断端部を把持⑥ 昇降アームAで把持していたシートを回収フック等に引っ掛ける⑦ 周回アームA，Bで切断したシートの残存部を把持(作業容器持ち上げ時の落下を防止)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.35(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(5/9) ：[補足]既設隔離シート切断・回収手順
回収フック等

着座側シート
切断側シート周回アームA

着座部

昇降アーム
B

昇降アームA

昇降アームA

周回アームA

周回アームA

昇降アームB

周回アームB把持部
周回アームB把持部
着座部
水シール

⑧
⑨
⑩

隔離シート着座部の解除
作業容器を若干持ち上げ
周回アーム，昇降アームで着座側シートを引っ張り
シート着座部を水シールから作業容器内に引き出す⑪⑫

周回アームA,Bを昇降アームA,Bに寄せる⑬
昇降アームを上昇させ把持部を回収フック等に引っ掛ける ⑭⑯

シートが作業容器内に収まっていない場合は，a.下側を周回アームで引き上げ
b.昇降アームに受け渡す
c.回収フック等に引っ掛けるを繰り返して作業容器内に回収する周回アームAで把持した切断部を昇降アームAに持ち替える
周回アームBで把持した切断部を昇降アームBに持ち替える

昇降アームA

昇降アームB
周回アームA⑮

昇降アームを上昇させシートを引き上げる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.36(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(6/9)
既設隔離シート(円周上に切断して回収したもの)

新規隔離シート

作業容器①’

RPVヘッドB列着座

汚染範囲

ステップ6． RPVヘッド取り出し

ステップ6の隔離シートイメージ*
新規隔離シート

作業容器①’
新規隔離シート

B列着座

ステップ7．作業容器吊り上げ

ステップ7の隔離シートイメージ*©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.37(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(7/9)

新規隔離シート

作業容器①’
新規隔離シート
遮蔽台車

搬送台車

溶着・切断装置(紙面右側へ移動)

新規隔離シート
を折り畳み・
溶着・切断

ステップ8．新規隔離シート折り畳み・溶着・切断

B列着座

ステップ8の隔離シートイメージ*ローラ

シート固定治具
ローラ：シート折り畳み・固定用

シートカッター
溶着機
溶着補修装置

A

シート

高さ調整
機構

溶着機
(溶着ホーン)

溶着受け
遮蔽台車

受け具
隔離シート溶着イメージ

溶着機
他

A
隔離シート折り畳み・溶着・切断イメージ(台車に溶着機等を搭載、台車上下のローラでシートを折り畳み・固定、溶着機を横行させて溶着)*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

A-A矢視
搬送台車

シート固定治具(溶着用)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.38(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(8/9)

新規隔離シート◼ 外周から柔構造作業アーム等の遠隔装置をアクセスさせて引っ掛け位置
をA列着座（内周）の座に変更することを検討 (一案)

A列着座

ステップ8(切断後)の隔離シートイメージ*

ステップ8．新規隔離シート折り畳み・溶着・切断(切断後の状態)

移動アーム

作業アーム

柔構造作業アームイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.39(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVヘッド取り出し作業ステップ(9/9)
新規隔離シート
新規隔離シート

作業容器①’

遮蔽台車

A列着座（内周）
搬送台車

閉止蓋

A列着座

汚染範囲

ステップ9および10の隔離シートイメージ*
ステップ9．搬送台車移動、作業容器吊り下げ

作業容器①’

遮蔽台車

搬送台車

作業容器を増設建屋へ搬入し、構造物を取り出し後、増設建屋内で新しい隔離シートに交換

閉止蓋

ステップ10．作業容器搬送・遮蔽台車移動©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*：左図の隔離シート部を拡大し、隔離シートに関係しない台車等を削除したイメージを記載

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.40(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(1/8)：作業容器に搬出用新規隔離シートを取り付け
ゲート（閉）
隔離シート交換用台車
隔離シート
交換用台車

作業容器

搬出用新規
隔離シート
(収納ボックス)

隔離シートベース
搬出用既設
隔離シート

構造物

搬送台車

搬出用隔離シート取り付けイメージ

搬出用新規隔離シート(収納ボックス)

作業アーム(予め増設建屋内に作業アームを設置し、隔離シート
撤去補助等の作業を行う)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.41(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(2/8)：作業容器着座、シート開放
揚重機

作業手順イメージ① 隔離シートベースに作業容器を着座② 搬出用隔離シート着座部を水シール外周側に着座③ 容器底面の隔離シート(構造物取り出し時に使用したもの)を切断④ 容器底面の隔離シートおよび搬出用既設隔離シートを作業アームで把持。
⑤ 作業容器を若干吊り上げ。

容器底面の隔離シート
搬出用既設隔離シート

隔離シート交換用台車

作業容器

搬出用新規隔離シート(収納ボックス)①隔離シートベースに作業容器を着座

構造物
隔離シートベース

搬送台車

作業アーム
③容器底面の隔離シートを切断④容器底面の隔離シートと、搬出用既設隔離シートを作業アームで把持⑤作業容器を若干吊り上げ

水シール②搬出用隔離シート
着座部を水シール
外周側に着座搬出用隔離シート着座部
大型搬出容器©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.42(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(3/8)：既設隔離シート撤去(大型搬出容器に収納)
揚重機

作業手順イメージ① 搬出用既設隔離シートの着座部(内周側)を解除。
② 作業アームで把持した容器底面の隔離シートおよび搬出用既設隔離シートを、作業アームのハンド部を吊り下げて大型搬出容器に収納。
③ 作業容器着座。(若干吊り上げていたのを戻す)

容器底面の隔離シート
搬出用既設隔離シート

隔離シート交換用台車

作業容器

構造物
隔離シートベース

搬送台車

作業アーム
①搬出用既設隔離シートの着座部(内周側)を解除③作業容器着座②作業アームで把持した容器底面の隔離シート
および搬出用既設隔離シートを、作業アームのハンド部を吊り下げて大型搬出容器に収納

搬出用既設隔離シート着座部(内周側)撤去した容器底面の隔離シート
および搬出用既設隔離シート

大型搬出容器©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.43(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(4/8)：作業容器内構造物取り出し
揚重機

作業手順イメージ① 作業容器内の構造物を吊り下ろして大型搬出容器に収納。
② 作業容器内に格納している構造物取り出し時に使用した隔
離シートを作業アームで受け取り、大型搬出容器に収納。

隔離シート交換用台車

作業容器

構造物
隔離シートベース

搬送台車

作業アーム

大型搬出容器©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.44(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(5/8)：搬出用新規隔離シート溶着切断
揚重機
ゲート（閉）

隔離シート交換用台車

作業容器
搬出用新規隔離シート

搬送台車©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.45
作業容器使用後毎回実施(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(6/8)：作業容器内除染

揚重機

ゲート（閉）

除染装置

作業容器

・除染エリアは高汚染エリアとなるため、他のエリアと仕切る・除染エリアに予め除染装置を設置しておき、作業容器等の除染を実施

排水設備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.46
作業容器使用後毎回実施(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(7/8)：作業容器引き上げ

揚重機

ゲート（閉）

作業容器

作業容器降下用隔離シート(隔離シートB,No.49～50参照)
除染エリアは高汚染エリアとなる
ため、他のエリアと仕切る・収納ボックスは除染エリア
内で取り外し、個別に除染して再利用・収納ボックス内に残存している隔離シート等は除染エ
リア内で外し、大型搬出容
器での搬出ルートとは別のルートで廃棄排水設備 等©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.47
作業容器使用後毎回実施(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆増設建屋内での隔離シート取り扱い手順概要(8/8)：作業容器に新規隔離シート取り付けゲート（閉）
隔離シート交換用台車

作業容器
新規隔離シート(構造物取り出し用)

新規隔離シート取り付け後、R/B側に作業容器を戻し、他の構造物の取り出し等を実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.48(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVフランジ面上に作業容器を設置する場合の隔離シート：隔離シートベースの設置
作業容器をRPVのフランジ面上に設置する際の隔離シートベースのイメージを以下に示す。
「原子炉ウェル内構造物取り出し用隔離シートベース」の上に、「炉内構造物取り出し用隔離シートベース」を設置する。

吊り具

水シール
遮蔽台車

作業
容器
搬送台車
炉内構造物取り出し用
隔離シートベース(作業容器をRPVフランジ面上に設置するため、新規設置)

原子炉ウェル内構造物取り出し用
隔離シートベース（作業容器をオペフロ上に設置し、原子炉ウェル内構造物を取り出す際に使用する隔離シートベース）
炉内構造物取り出し用の隔離シートベースイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.49(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVフランジ面上に作業容器を設置する場合の隔離シート：作業ステップ(1/2)
作業ステップの概要を以下に示す。なお、汚染範囲を赤色で記載した。
２．作業容器の初期位置設定
隔離シートAを水シール堰に設定

１．作業容器搬入

作業容器
収納ボックスB(隔離シートB用のケース)収納ボックスA(隔離シートA
用のケース)

炉内構造物
取り出し用
隔離シート
ベース※

隔離シートB

隔離シートA：
作業容器離脱用隔離シート(前頁までのオペフロ上設置の場合と同様の手順で折り畳み、溶着、切断)
隔離シートB：
作業容器降下用隔離シート(作業容器側面からの汚染拡大防止)

3. 作業容器をRPVフランジレベルに設置
作業容器内に構造物吊り込み

吊り降ろし

隔離シートB

吊り降ろし

隔離シートA
隔離シートA

水シール

水シール

隔離シートB

構造物※「原子炉ウェル内構造物取り出し用隔離シートベース」(上図では省略)の上に本ベースを設置。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.50(a) 隔離技術の考え方【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】◆RPVフランジ面上に作業容器を設置する場合の隔離シート：作業ステップ(2/2)
作業ステップの概要を以下に示す。なお、汚染範囲を赤色で記載した。

４．作業容器を吊り上げ隔離シートB：
作業容器降下用隔離シート(作業容器側面からの汚染拡大防止)
６．作業容器の搬出

５．隔離シートAの溶着・切断
作業容器

隔離シートA：
作業容器離脱用隔離シート(前頁までのオペフロ上設置の場合と同様の手順で折り畳み、溶着、切断)作業容器

隔離シートB

隔離シートB

隔離シートB

構造物

構造物

作業容器

構造物

隔離シートA
隔離シートA
溶着・切断

隔離シートA©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発(a) 隔離技術の考え方【注記】
色で以下の汚染レベルを表記*
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域

No.51【大型構造物取り出し及び搬送時における汚染物の閉じ込め手順の検討】*主要区域には色のほか、R・Y・Gと表記し、◆構造物取り出し後の隔離シート(使用済隔離シート)の取り扱いに関する検討 レッド区域は赤枠で囲って示す。
隔離シートは主に下図①構造物取り出し時および②構造物搬出時に用いる計画である。使用済の隔離シートの取り扱いについて以下に示す。
①構造物取り出し時：切断した隔離シートは取り出し装置等を用いて構造物と共に作業容器へ収納、増設建屋へ移動→増設建屋側で作業容器外周に搬出用新規隔離シートを取り付け、下記②のステップへ。
②構造物搬出時：上記①の切断した隔離シートおよび①で新規に取り付けた搬出用の隔離シート、構造物を全て大型搬出容器へ搬入→二重蓋機構により大型搬出容器を蓋閉めし、増設建屋から搬出。
別建屋に移送後、保管等のために大型搬出容器から構造物を取り出す際に隔離シートも取り出し、廃棄物として処理。

G①構造物取り出し時

作業容器

Y
作業容器外周に新規隔離シート設置

R②構造物搬出時
遮蔽台車

R

本図では作業容器をオペフロレベルから一段下げているが、前述のステップの通りオペフロレベルから下げずに運用することを有力案として検討。

搬送台車

R

二重蓋(開放)大型搬出容器G
汚染エリア区分等は今後変更される可能性がある©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.52(b) 試験計画【隔離シートの要求仕様】
隔離シートは負圧かつ高線量な環境で使用するため、要求仕様を以下の通り整理した。
項目

ID.

仕様

1

引張強度

以下の実機条件を考慮し、高強度であること。
・負圧：-400[Pa]、シート寸法：約φ13[m]2

引き裂き強度
突き刺し強度

高強度であること。
(引張強度、耐放射線性を考慮して選定した材料の中で引き裂き・突き刺しに強いこと。)

3

耐放射線性

以下を考慮し、100[kGy]以上であること。
① 構造物取り出し時
・最大線量(想定)：1000[Gy/h]
・期間(想定)：長くても3日程度⇒約72[kGy]② 閉止時
・原子炉ウェル内雰囲気(想定)：4[Gy/h]
・期間(想定)：1年⇒約36[kGy]4接合性(気密性)

遠隔で接合可能であり、負圧を維持可能なこと。

5

切断性

遠隔で切断可能なこと。

備考① 構造物を作業容器に収納し、作業容器を搬送台車に載せた後は搬送台車で作業容器下面をシールする。そのため取り出し時に隔離シートでシールする期
間は3日程度と想定。
② 閉止時は閉止蓋を設置する。

簡単に溶着・切断が可能な材質であること。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.53(b) 試験計画【隔離シート材の比較評価】
・要求仕様を基に、接合性・切断性を考慮して熱可塑性樹脂を候補とした。
(熱可塑性樹脂であれば溶着等で容易に接合が可能)
・熱可塑性樹脂の中でも引張強度や耐放射線性に優れた材料であるポリウレタン系樹脂を検討。
製作メーカの異なる材料について引張強度や引き裂き強度等を比較した。
項目

候補A

候補B

候補C

候補D

引張強度 [MPa]

71.5

63.5

83.3

67.8

引張破断伸度 [%]

677

663

468

504

参考として測定

引き裂き強度 [kN/mm]

13

137

69

87

トラウザー引裂法にて測定

突き刺し強度 [N]

11.9

19.5

24.6

30.6

・エーテル系・厚さ：0.2[mm]・市販品・エステル系・厚さ：0.2[mm]・市販品

・エーテル系・厚さ：0.25[mm]・市販品

・エーテル系・厚さ：0.2[mm]・メーカ試作品

ID.
1

2

備考

備考

・どの材料も引張強度や引張破断伸度が高い。
・引き裂き強度は候補Bが最大、突き刺し強度は候補Dが最大。
→今後、実機装置・設備が具体化され、更なる強度向上が必要となった場合に備え、候補B材料に繊維を入れて強度および耐放射線性を確認した。
なお、各候補材の取り扱い性に大差はないため、試験は候補B(繊維なし、繊維あり）および候補Dを用いて実施。

繊維入りシート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.54(b) 試験計画【隔離シート材の比較評価】
・繊維入り材料でのガンマ線照射による引張強度、引き裂き強度の変化
項目

ID.
1

2

3

*PET：ポリエチレンテレフタレート

候補B(繊維なし)

候補B/PET繊維*

候補B/アラミド繊維

使用糸繊度[dtex]

―

1110

3160

密度[本／inch]

―

2.54

3.5

0[kGy]

41.5

35.4

310.4

100[kGy]

27.2

37.7

311.8

500[kGy]

20.0

28.9

321.7

0[kGy]

109.7>295.4>667.6100[kGy]

161.4>247.3>540.0500[kGy]

129.7>232.4>357.3メッシュ構成ガンマ線照射後
引張強度[MPa]
ガンマ線照射後
引き裂き強度[kN/mm]

・繊維を入れることにより、100[kGy]照射時の引張強度の低下を抑制(強度向上)し、引き裂き強度も向上。

候補B/PET繊維

横糸抜け

候補B/アラミド繊維

横糸抜け・引き裂き強度測定において、PET繊維やアラミド繊維入りの結果は横糸抜けによるものであり、繊維-樹脂
界面の接着を測定しているものと考えられる。
0kGy

100kGy500kGy0kGy100kGyGy

500kGy

繊維入りシートの引き裂き強度測定後の様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.55(b) 試験計画【溶着方法の検討】
ポリウレタンは熱可塑性樹脂のため、溶着が可能。溶着方法として複数枚数のシートを一度に溶着可能な超音波溶着を検討した。
高周波溶着も候補であるが、高圧（4000V等)が必要であり、安全面や装置小型化が課題となる。
【機器構成*】
プレス

電源

超音波溶着のイメージ*(200V等)

発振器

隔離シート

ホーン

溶着対象
設置

ホーン

受け台

ホーン

ホーンで挟み込んで溶着することも可能

プレス・ホーン
ホーン形状の例

隔離シートの超音波溶着

・熱可塑性樹脂へ発振器からの超音波振動と同時に圧力を加える事により、瞬時に樹脂を溶融し溶着。
・ホーンは用途や溶着対象に合わせて製作可能。
・上記はホーンと受け台の間に溶着対象を設置し、溶着するイメージ。ホーン同士で挟み込んで溶着することも可能。
*出典：精電舎電子工業(株)ウェブサイト(https://www.sedeco.co.jp/)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.56(b) 試験計画【切断方法の検討】
切断方法としては溶着と同じく超音波を用い、以下の利点がある超音波カッターを検討した。
・カット断面が綺麗。
・通常のカッターと比べてスピードが速く切り粉の発生が少ない。
・超音波ユニットがコンパクトなため、多関節ロボなどの自動機への搭載が容易。

【機器構成* 】
基本的な構成は前頁の超音波溶着機と同じであるが、ホーンが異なる。

電源

ホーン拡大図発振器

ホーン*出典：精電舎電子工業(株)ウェブサイト(https://www.sedeco.co.jp/)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.57(b) 試験計画【基礎試験】
ドラム缶スケール(約1/25スケール)で基礎試験を行い、隔離シート絞り込み(折り畳み)方法を検討する。
【検討(検証)項目】
ID.

項目

1

シート形状

2

絞り方

B案：シートが重ならないように
折り畳む

A案:単純に中心部に絞りこむ
円筒型シート
さすまた等でシートを中心部に集め(押し込み)、絞り込むシートをできるだけ折り畳みながら、重なりを少なくして絞り込む
T字型のさすまた等

シート
押し込み

3

シート

5

押し込み

イメージ
さすまた等

4

ドラム缶

シート

押し込み治具メリット

・絞り込みが容易
・中心部の狭い領域に押し込むため、溶着回数を少なくできる可能性あり

・シート厚のむらが少なくなり、溶着の品質向上が図れるデメリット

・絞り込み後のシート厚にムラがあり、しわや隙間も多いと想定されるため、溶着が難しい

・折り畳みが難しい(工夫が必要)
・溶着範囲が広いため(シートの直径程度)、
溶着回数が多くなる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.58(b) 試験計画【基礎試験：設備構成】⚫ ドラム缶上部に隔離シートを収納する収納ボックス、下部に隔離シートを固定する水シール堰を設置。

気密用チューブ
収納ボックス
（脱着可）

圧力調整用
チューブ

上

上ドラム缶

昇

スポンジ
張力
コントロール

大気圧

水シール堰（脱着不可）

負圧

隔離
シート

隔離シート
固定用フック

水

下ドラム缶©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.59(b) 試験計画【基礎試験：設備構成】
下ドラム缶
収納ボックス

水シール堰
一部拡大

拡大図

隔離シート
張力調整用チューブ
フック

ハトメ
スポンジ

上部ドラム缶・収納ボックス写真

下部ドラム缶・水シール堰写真(上の全体像は隔離シート取り付け前)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.60(b) 試験計画【基礎試験：設備構成(収納ボックス準備)】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.61(b) 試験計画【基礎試験：設備動作確認】⚫ 上部ドラム缶上昇に合わせて、収納ボックスから想定通り隔離シートが引き出されることを確認した。
⚫ 最大450[Pa]の差圧条件で、気密が確保できることを確認した。（水シール堰・気密用チューブの効果確認）

上下ドラム缶クリアランス：400[mm], 差圧450[Pa], 10分放置後

ハトメの位置に”しわ”が発生試験状況(差圧450[Pa]、上下クリアランス400[mm])©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.62(b) 試験計画【基礎試験：概要】⚫ ドラム缶スケールにて、隔離シートの絞り込み(折り畳み)試験を実施。
(ドラム缶スケール：Φ約600mm, 約1/25サイズ)⚫ さすまた形状等を変更し、絞り込み(折り畳み)形状を確認する。

下

上ドラム缶

さすまた形状の案

降

押し込み
上ドラム缶

押し込み

上ドラム缶

上
昇

負圧

下ドラム缶

① 上ドラム缶上昇(隔離シート引き出し)

さすまた(案)

隔離シート

下ドラム缶

② 隔離シート引き出し後、上ドラム缶を下降させながらさすまた(案)で押し込んで絞り込み

下ドラム缶③ 隔離シートを絞り込んだ状態で絞り込み形状等を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

Y字型さすまた

６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発(b) 試験計画

No.63

U字型さすまた【基礎試験：(A案)単純に中心部に絞りこむ方法】⚫ 右図のさすまたを用いて負圧環境下(-450[Pa])で試験を実施。

コ字型さすまた準備したさすまた形状
隔離シート
U字型さすまた

90度方向から押し込み(補助)

押し込み
Y字型さすまた

押し込み

90度方向から押し込み(補助)さすまた間に隔離シートが挟み込まれる

押し込み

押し込み
コ字型さすまた

Y字型さすまた2本での絞り込み

コ字型さすまた2本で絞り込み、U字型さすまた2本で補助⇒さすまた2本の場合、さすまた間に隔離シートが挟まれてしまう恐れ⇒90度方向から補助を加えることでシートの挟み込みを防止
ロープ⚫ さすまた2本で中心部に絞り込むことができた。
⚫ さすまた2本では、さすまた間に隔離シートが挟み込まれる恐れがある。90度方向から補助を加える
ことでシートの挟み込みを防止可能。
⚫ 絞り込まれた中心部の形状には再現性がなく、シート間の隙間や重なり具合のコントロールは難しい。
⚫ ロープを巻き付けて絞り込むことも検討したが、上記と同じような状況となった。

ロープでの絞り込み©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.64(b) 試験計画【基礎試験：(B案)シートが重ならないように折り畳む方法①】⚫ T字型さすまたを用いて負圧環境下(-450[Pa])で試験を実施。
しわが全体に広がっている

しわが端部に寄っている

隔離シート

T字型さすまた2本(上下)・間を溶着する想定
・反対側も同じ構成で押し込み
押し込み

ドラム缶を降ろしながら折り畳み⇒しわが全体に広がった

ドラム缶を固定し、手動で隔離シートを引き出して折り畳み⇒しわが端部に寄り、端部以外はシートが折り畳まれた⚫ 隔離シートを引き出し、ドラム缶を降下させながら折り畳んだ場合、隔離シートを適切に折り畳むことができず、しわが全体に広がった。(隔離シートの重なりが生じた)⚫ ドラム缶を固定し、隔離シートをT字さすまた等で引き出しながら折り畳んだところ、しわが端部に集中し、端部以外は隔離シートを2枚程度に折り畳むことができた。
⚫ 但し、端部は複数枚の重なりが生じているため、端部を押し込んで隔離シートを折り畳むことを検討した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.65(b) 試験計画【基礎試験：(B案)シートが重ならないように折り畳む方法②】⚫ T字型さすまたおよび押し込み治具を用いて負圧環境下(-450[Pa])で試験を実施。

押し込み方向押し込み治具の案

T字型さすまた
押し込み治具

隔離シート

押し込みイメージ

押し込み治具を併用して折り畳み⚫ 押し込み治具を用いて90度方向から隔離シートを押し込むことで、イメージ図のように隔離シートを折り畳むことができた。
⚫ 隔離シート間の隙間や重なり具合はある程度コントロール可能な見通しではあるが、再現性は課題。
⚫ 隔離シートが複数枚重なっている部分の重なり枚数は最大12枚であったため、溶着条件は重なり枚数が最小の部
分(2枚部分)と最大の12枚部分が溶着可能な条件に設定すれば良いと考えられる。
(最大の重なり枚数に関しては、前述①での端部よりは少ない)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.66(b) 試験計画【基礎試験：これまでの結果および今後の検討課題】⚫ これまでの試験結果について、以下の通り整理した。
ID.

項目

1

絞り込み
(折り畳み)
可否

2

絞り込み(折り畳み)後の形状等

3

評価と課題

A案：単純に中心部に絞りこむ方法

B案：シートが重ならないように
折り畳む方法2本のさすまたで絞り込み、90度方向から追加で2本のさすまたで補助することで絞り込み可能。

①：ドラム缶を固定し、隔離シートをT字さすま
たで引き出しながら折り畳むことにより、
しわが端部に寄り、端部以外は隔離シー
トを2枚程度に折り畳むことが可能。
②：押し込み治具を用いて90度方向から隔離シートを押し込むことで、上記①の端部より重なり枚数を減らすことが可能。

中心部に纏まっている状態。
(主に楕円のような形状)①：端部以外は2枚程度で重なっているが、端部は複数枚(12枚以上)重なっている状態。
②：端部含め最大12枚で重なっている状態。

・隔離シートが中心部に纏まっているため、溶着回数が一度で済む可能性がある。
・中心部の形状には再現性がなく、シート間の隙間や重なり具合のコントロールは難しい。(溶着条件の検討が必要)
・絞り込み状況の目視確認も難しいため、溶着後の確認も困難と想定される。

①：端部に対する溶着条件の検討が必要。
折り畳み形状の再現性はない(特に端部)。
②：隔離シート間の隙間や重なり具合はある程度コントロール可能な見通し。
(再現性は課題)①②共通：
・遠隔では、想定枚数で重なっていることの確認が困難と考えられる。

A案では溶着回数を減らせる可能性があり、B案では隔離シートの重なり等をコントロールすることで溶着の難易度を下げられる可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.67(b) 試験計画【要素試験】
基礎試験で確認した隔離シート絞り込み(折り畳み)方法について、ドラム缶スケールでの確認および1/4スケールでの溶着・切断性確認を実施する。
【試験計画】
要素試験での確認項目について以下に整理した。なお、遠隔取り扱い装置の装置化は2023年度以降に実施予定のため、気密性確認は参考測定として本事業にて基本的な実現性を確認する。
ID.

項 目

内 容

判定基準

製作性

⚫ 実機寸法を考えると一体ものでの製作は困難なため、シート同士を接合して大型化する必要がある。
⚫ 隔離シートを試作し、製作性を確認する。

・製作可能であること。

２

収納性⚫ 隔離シートは作業容器外側に収納しておき、使用時に引き出す必要がある。
⚫ シート同士の接合面の折り畳み性およびシートが想定寸法内に折り畳めるかを確認する。

・シートが想定寸法内に折り畳めること。

３

溶着性
(気密性)

⚫ 隔離シートを絞り込み(折り畳み)、超音波溶着機にて溶着する。
⚫ 溶着後、シート上部の開口部から水を入れ、溶着部からの水漏れを確認する。(参考測定)・溶着可能であること。(溶着部を目視確認)(水漏れ状況を確認し、遠隔装置での折り畳み方法、遠隔装置へ搭載するホーン形状、遠隔装置での溶着方法等の検討に反映
する。)

４

切断性

⚫ 溶着した隔離シートを超音波カッターで切断する。
⚫ 切断面の状況を確認する。(参考用に切断時間測定)

・切断可能であること。

１

折り畳み・溶着【収納性イメージ】

切断【溶着・切断性イメージ】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.68(c) 試験結果【製作性：試験内容】⚫ 実機大シートにおいては、寸法上、「一体もの」での製作が困難である。
⚫ 1/4スケールにおいても同様であるため、シート同士を接合して大型化する製作方法にてシートの製作性を確認した。(実機製作時も同じ製作方法を想定)⚫ 1/4スケールシート寸法：φ3500×5000[mm] (円筒形)、厚さ0.2[mm]3500

シート製作方法① 高さ方向に12分割した寸法でシートを製作② シート同士を接合 (円筒形状製作)
・溶着方法：高周波による重ね溶着・溶着幅 ：10[mm]③ 溶着部分を目視検査(良品・溶着不良のサンプルと比較して確認)

5000

溶着部

1/4スケールシート寸法

良品の例

溶着不良の例(未溶着)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.69(c) 試験結果【製作性：試験結果】⚫ φ3500×5000[mm]、厚さ0.2[mm]の隔離シートについて、通常の円筒形シートに加え、収納ボックスへの収納性を考慮して蛇腹状にしたものと、強度向上のためにPET繊維を入れたものを製作した。
(PET：ポリエチレンテレフタレート)
PET繊維

PET繊維
(□1[mm]のメッシュ)

円筒形シート蛇腹状シートPET繊維入りシート⚫ 上記3種類ともに、溶着不良等なく製作可能であることを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.70(c) 試験結果【収納性：試験内容】⚫ 隔離シートは作業容器外側(収納ボックス)に収納しておき、使用時に引き出す必要がある。
⚫ 隔離シートを収納ボックス内に収納する際の収納性について、1/4スケールの隔離シートを吊り上げ、床に衝立(幅250×高さ850[mm])をシート円周上に設置した後、シートを吊り下ろして折り畳み性を確認した。
⚫ 通常の円筒形シート、蛇腹状の円筒形シートおよびPET繊維を入れた円筒形シートにて検証した。
作業容器
シート押さえ機構※

隔離シート

収納ボックス収納ボックスイメージ

作業容器イメージ

衝立

シート吊り上げ状態※ドラム缶スケール試験時は圧力調整用チューブとスポンジを用いたが、実機では検討が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.71(c) 試験結果【収納性：試験結果】⚫ 通常の円筒形シート、蛇腹状の円筒形シートおよびPET繊維を入れた円筒形シートともに吊り降ろし操作だけでスムーズに折り畳める(設置した衝立内に収まる)ことを確認した。
⚫ 折り畳み性に大差はなく、製作時のシート接合(溶着)部も特に折り畳み性に影響はなかった。

通常の円筒形シート

PET繊維入りシート⚫ 大差がなかったため、今後の試験には通常の円筒形シート(PET繊維入り含む)を用いることとした。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.72(c) 試験結果⚫ 溶着・切断試験
・溶着試験は、最初に条件出し試験を実施した。
・条件出し試験の試験体は1/4スケールのシートを用い、以下を実施した。

ID.

1

2

確認項目

内 容

判定基準

溶着性

⚫ 1/4スケール(Φ3500×H5000[mm]、厚さ0.2[mm])のポリウレタン製(熱可塑性樹脂)単純
円筒形シートを用い、常圧環境下にてシートの重なり枚数(重なり形状)を手動で模擬し、超音波溶着機にて溶着する(人手作業)。
＜模擬形状＞
シートをできるだけ折り畳みながら、重なりを少なくして絞り込んだ(折り畳んだ)形状⚫ 溶着は溶着機を固定し、円筒形シートを移動させて実施する。
[補足]
・溶着するホーンは幅200[mm]程度、溶着幅は3500[mm](1/4シートの場合)であり、位置によって重なり枚数が異なる(2枚、4枚、6枚重ね等)。
・重なり枚数混在面の溶着条件、ホーン繋ぎ面の溶着条件を確立する。

・目視にて溶着部を確認し、問題ないこと。
(溶着OKと溶着NGのサンプルと比較して確認する。)
・溶着面の水漏れがないこと。
(ID.2で実施する水漏れ確認にて確認)

切断性⚫ 溶着した隔離シートの溶着面を超音波カッターで切断する。
⚫ 切断面の状況を確認する。
⚫ シート上部の開口部から水(実機負圧想定の400[Pa]の水頭圧以上、余裕をみて500[Pa]×1.5の水頭圧)を入れ、溶着・切断面の水漏れを確認する。

・溶着面内で切断可能であること。
・溶着面の水漏れがないこと。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.73(c) 試験結果【設備構成】⚫ 吊り上げたシートをホーンと受け具に挟んで溶着。
⚫ 溶着時にシートがずれないようにシート固定治具でクランプ。

シート固定治具
溶着試験全体像

隔離シート
超音波
溶着機

クランプ
受け具
ホーン
(幅200[mm])発振器

溶着試験装置

受け具

ホーン

シート固定治具
ホーン拡大

注記：写真中のホーンや受け具は一例

溶着の様子(溶着条件確認)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発(c) 試験結果

No.74

超音波溶着機(受け側)⚫ 溶着条件出し試験手順

隔離シート

隔離シート
移動方向

クランプ

隔離シート

受け具

ホーン

隔離シート
① 隔離シート折り畳み(手動)隔離シート移動方向

超音波溶着機(ホーン側)② 隔離シート吊り上げ

隔離シート移動方向

超音波溶着機(ホーン側)③ 隔離シート溶着準備(紙面手前側にシート移動、クランプ)

溶着部

超音波溶着機
(受け具側)④ 隔離シート溶着 (クランプ→溶着→シート移動の繰り返し)⑤ 隔離シート溶着完了©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.75(c) 試験結果⚫ 溶着手順ホーン前進、シート位置合わせ
シートクランプ(固定)

溶着(超音波発振)
冷却(自然冷却)
ホーン後退
シートクランプ解除

隔離シート
クランプ

テフロンテープ

受け具

ホーン

クランプ

次の溶着箇所へシート移動

シート溶着の様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.76(c) 試験結果⚫ 試験体およびホーンの動き
・ドラム缶スケール試験にて、シートを折り畳んだ場合の重なり枚数は最大12枚程度であったことから、最大12枚の重なりを模擬した試験体を準備。
3000[mm]

ホーン(例)
30[mm]

2層(2枚重ね)

200[mm]12層(12枚重ね)

2層(2枚重ね)

6層(6枚重ね)

2層(2枚重ね)② 100[mm]

START

溶着ライン

③

END

① 50[mm]① 開始時はシートからホーンが50[mm]出た状態でスタート② 溶着後、ホーンを右側に100[mm]移動して溶着(オーバラップ幅：100[mm])③ 上記②を繰り返し、シート端部まで溶着©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.77(c) 試験結果⚫ 溶着条件・ホーン押し圧：0.5[MPa]・溶着時間：5[s]・溶着部1箇所当たりの溶着回数：1[回]・溶着後の冷却時間：120[s] (自然冷却)
ホーン形状(山型形状)⚫ 溶着後の切断箇所【今回の試験】【実機での計画】
溶着

切断

現状の計画では、上から順に上中下の３本を溶着し、真ん中の溶着線中心を切断する。

溶着ピッチ
40[mm]

切断

今回の試験では、２本を溶着ピッチ40[mm]で溶着し、下側の溶着線中心を切断する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.78(c) 試験結果⚫ 条件出し試験結果
・超音波カッターで下側の溶着線を切断し、気密(水漏れ確認)試験を実施。
・ 2層部分の一部で水漏れが発生（受け具側）した。
→過溶着が原因と推定。

水漏れ確認試験状況

超音波カッター
水漏れ部分

参考：切断前のシート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.79

穴

(c) 試験結果

溶着部
溶融樹脂の
はみ出し

⚫ 対策
過溶着の例
・1回当たりの溶着時間が長いと過溶着となるリスクが高まる。
→溶着時間を減らし、溶着回数を増やす(冷却した後に再度同じ個所を溶着する)ことを検討。
上記に合わせてオーバラップ幅も見直し、溶着条件を以下の通り見直した。
見直し前

見直し後

ホーン押し圧[MPa]

0.5

0.5

溶着時間[s]53

溶着部1箇所当たりの溶着回数[回]1

2

溶着1回後の冷却時間[s]

120

120

溶着のオーバラップ幅[mm]

100

10

イメージ図

溶着
↓
100[mm]ずつずらしながら交互に溶着同じ位置で2回溶着↓
端部10[mm]をオーバーラップし同じ位置で2回溶着→見直し後の条件でドラム缶試験を実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.80(c) 試験結果⚫ ドラム缶スケールでの溶着・切断試験
・条件出し試験結果を基に、以下の溶着・切断試験を実施した。
ID.

1

2

確認項目

内 容

判定基準

溶着性

以下の方法にて固定した後、その固定状態を維持したままシートをドラム缶から取り外し、超音波溶着機にて溶着する。
＜溶着前固定方法＞①円筒形シートをさすまたでシートを中心部に集め(押し込み)、絞り込む方法②シートをできるだけ折り畳みながら、重なりを少なくして折り畳む方法⚫ 溶着は溶着機を固定し、円筒形シートを移動させて実施する。

・目視にて溶着部を確認し、問題ないこと。
（溶着OKと溶着NGのサンプルと比較して確認する。)
・溶着面の水漏れがないこと。
(ID.2で実施する水漏れ確認にて確認)

切断性⚫ 溶着した隔離シートの溶着面を超音波カッターで切断する。
⚫ 切断面の状況を確認する。
⚫ シート上部の開口部から水(実機負圧想定の400[Pa]の水頭圧以上、余裕をみて500[Pa]×1.5の水頭圧)を入れ、溶着・切断面の水漏れを確認する。

・溶着面内で切断可能であること。
・溶着面の水漏れがないこと。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.81(c) 試験結果⚫ ドラム缶絞込み、溶着、切断試験①シート折り畳み②収納ボックスへシート設置⑤下ドラム缶の水シールへシート設置③上部ドラム缶へ収納ボックス設置 ④上ドラム缶気密チューブ設置*⑥減圧(-450[Pa])⑦シート折り畳み(または絞り込み)(写真は折り畳みの例)*シート内側(収納納ボックスと上ドラム缶の隙間)にチューブを取り付け、エアーを注入して密閉©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.82(c) 試験結果⚫ ドラム缶絞込み、溶着、切断試験[シートが重ならないように折り畳む方法][単純に中心部に絞り込む方法]⑧シート取り外し、溶着準備⑨超音波溶着⑩超音波カッターにて切断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.83(c) 試験結果⚫ ドラム缶絞込み、溶着、切断試験[シートが重ならないように折り畳む方法]
・確認のため、見直し前の溶着条件および見直し後の溶着条件で溶着を実施。

見直し前の溶着条件での溶着・見直し前の溶着条件では、条件出し試験同様に２層部分の溶着線の上(外側)から水漏れが発生。
・見直し後の溶着条件では上記水漏れは発生しなかった。
・溶着１回当たりの溶着時間を減らし、溶着後に冷却して２回目の溶着を実施したことにより、シートに与えるダメージが減ったと推測。
また、厚みが異なる部分(12層-2層等)は先に厚みのある方が溶着されて厚みが減り、薄い方との段差が減ることで薄い方も溶着できたと考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.84
溶着条件

(c) 試験結果⚫ ドラム缶絞込み、溶着、切断試験[単純に中心部に絞り込む方法]
・右記の溶着条件で溶着を実施。
・溶着後、目視で確認したところ溶着不足であったため2回目の溶着を実施。
・2回目溶着後に再度目視確認し、溶着完了と判断した。
(2回目溶着中に発煙したこともあり、これ以上の溶着は不要と判断)

絞り込み用溶着条件
ホーン押し圧[MPa]0.5

溶着時間[s]5

溶着部1箇所当たりの溶着回数[回]1

溶着1回後の冷却時間[s]120

溶着のオーバラップ幅[mm]―(ホーン幅以下に絞り込むため不要)

・切断後の水漏れ確認試験では、水漏れは発生しなかった。
・但し、ドラム缶は1/25スケールであり、実機大で絞り込んだ厚みを溶着することは難易度が高いと想定。
溶着不足

未溶着

溶着OK

溶着部

溶着不足の例（左側は透明度が高いが、溶着不足部分の透明度は下がり、未溶着部分は半透明)

水漏れ確認試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.85(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：絞り込みによる方法
・ドラム缶スケール試験の結果から1/4スケールの絞り込みは溶着が困難と想定されたが、確認のため絞り込みでの溶着を実施
絞り込み

絞り込み状況

真横からの写真3,500[mm]
150[mm]
絞り込み断面

真上からの図・左右から装置で挟み込み、180°方向から人手で補助して絞り込み。
・絞り込んだ楕円の長手方向はホーン幅(200[mm])以下に絞り込みができた(150[mm])。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.86(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：絞り込みによる方法
・溶着性の確認→ドラム缶スケールより絞り込み後のシートが厚いため、左右からホーンで押し付けて溶着した。
超音波溶着

超音波溶着

超音波溶着

シート

ホーン

ホーン

溶着の状況
超音波溶着で樹脂を溶かしながらホーンが圧入

・厚みのある中心部の溶着不足や、薄い端部の溶着不良等が発生。
→最適な条件探しが課題であり、実機での絞り込みも難しいと考えられるため、折り畳みによる溶着をベースに検討を進めた。

内部からの水漏れ(溶着不足)

端部からの水漏れ(溶着不良)

水漏れ確認状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.87(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法
・ドラム缶スケールにてシートが重ならないように折り畳み、溶着して水漏れがないことを確認済である。
・上記は4方向(十字状)の押し付けで折り畳んでいたが、2方向(直線状)の押し付けのみでシートを折り畳めるように、シート形状を工夫した。
→方位によって引き出し長さを調整(中央側のシートが引き出され、端部側が引き出されない形状)とし、検討したシートについて、ドラム缶スケールにて折り畳み性を検証した。
90°

270°

中央側はシートが引き出される

上ドラム缶固定側(収納ボックス収納側)

270°
180°

0°
0°

180°

90°

360°
(0°)

端部側はシートが引き出されない

シートイメージ図

シート展開図下ドラム缶固定側(水シール固定側)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.88(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【ドラム缶スケールでの折り畳み性検証：負圧状態での比較】

負圧(-450[Pa])のみで端部以外はほぼ2層(2枚)で重なる
中央部がくびれる

通常のシート形状

工夫したシート形状

・通常のシートは負圧(-450[Pa])にすると中央部がくびれる。
・工夫したシート形状では負圧のみで端部以外がほぼ2層(2枚)で重なる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.89(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【ドラム缶スケールでの折り畳み性検証】

上ドラム缶固定側

上ドラム缶

上ドラム缶固定側(折り畳み後)押し付け方向下ドラム缶
折り畳み性確認状況

下ドラム缶固定側

下ドラム缶固定側

溶着後の状態(切断前)・ 2方向(直線状)の押し付けでシートを折り畳めることを確認。
→通常のシートに比べ、折り畳みの手間が少なくなる。
・折り畳み後のシートの状態は4方向(十字状)の押し付けで畳んだものと大差が無かった。
→1/4スケールでは本シート形状を用いて、負圧環境下での試験を実施。
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No.90(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法
・試験内容
ドラム缶試験で検証した、方位によって引き出し長さを調整したシートを用い、以下の溶着・切断試験を実施。

ID.

1

2

確認項目

内 容

判定基準

溶着性

⚫ 1/4スケール(Φ3500×H5000[mm]、厚さ0.2[mm])のポリウレタン製(熱可塑性樹脂)円筒形シートを用い、1/4スケールにて実機と同じく円筒シートを固定し、溶着機を移動させて溶着性を確認する。
⚫ 試験は負圧環境下にて実施する。

・目視にて溶着部を確認し、問題ないこと。
・溶着面の水漏れがないこと。
(ID.2で実施する水漏れ確認にて確認)

切断性⚫ 溶着した隔離シートの溶着面を超音波カッターで切断する。
⚫ 切断面の状況を確認する。(参考用に切断時間測定)⚫ シート上部の開口部から水(実機負圧想定の400[Pa]の水頭圧以上、余裕をみて500[Pa]×1.5の水頭圧)を入れ、溶着・切断面の水漏れを確認する。

・溶着面内で切断可能であること。
・溶着面の水漏れがないこと。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.91

隔離シート固定位置(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【試験装置】
・超音波溶着機を台車に載せ、端部からシートを順次溶着する。
・溶着完了後、台車に超音波カッターを設置し、シートを切断する。
(右図「ホーン」を超音波カッターに置き換える
イメージ)

超音波溶着機
台車横行

シート押さえ用ローラ(上下に設置)
当て板(受け具)

平面図
シート

シート固定治具

ホーン（幅200[mm])

超音波溶着機

隔離シート固定位置

ホーン
超音波溶着機
溶着の様子

当て板(受け具)・シート押さえ

側面図

超音波溶着機
台車前後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.92(c) 試験結果

ホーン⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【試験装置写真】

ホーン位置調整機構

シート固定治具

シート

シート押さえ用ローラ

超音波溶着機(発振器)

ホーン

超音波溶着機側拡大

ホーン部拡大当て板(受け具)側

台車で左右からシートを挟み込みシート
超音波溶着機
超音波溶着機
台車横行
シート押さえ用ローラ(写真に写っていないが下部にも設置)

平面図

溶着機側
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.93(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【試験条件】
・条件出し試験およびドラム缶スケール試験結果により見直した溶着条件ベースで1/4スケール試験を実施
ホーン押し圧[MPa]0.5

溶着時間[s]3

溶着部1箇所当たりの溶着回数[回]2

溶着1回後の冷却時間[s]120

溶着のオーバラップ幅[mm]10

ローラ：シート折り畳み・固定用
A
溶着受け

溶着機
他

A
ローラ

イメージ図

同じ位置で2回溶着↓
端部10[mm]をオーバーラップし同じ位置で2回溶着

シートカッター
溶着機
溶着補修装置
シート固定治具(溶着用)

・実機では右図のように台車上下のローラでシートを固定し、台車内の溶着機等が横行動作する。
・本試験においては台車(ローラ)と溶着機部分を模擬した。

→実機手順と合わせて試験結果を次頁以降に示す。

高さ調整
機構

A-A矢視

実機装置イメージ
・台車先端のローラでシート全体を固定・溶着機、シートカッター、溶着補修装置が横行動作し、シートを溶着・切断・補修する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.94(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【試験手順および結果】＜実機手順＞
作業容器

作業容器

新規隔離シート

新規隔離シート

ローラ：シート折り畳み・固定用

遮蔽台車
搬送台車

（１）作業容器吊り上げ＜試験手順＞（２）搬送・遮蔽台車移動

溶着受け

溶着機
他

（３）隔離シート溶着

シート内負圧（１）作業容器吊り上げ(シート設置)

台車移動(シート折り畳み)（２）シート内負圧、台車移動(シート折り畳み)

溶着線拡大（３）隔離シート溶着＜実機との相違点＞
・作業容器の下面を模擬した円盤に隔離シートを吊り下げ・隔離シート収納部分は模擬せず・隔離シートの負圧は模擬
・台車は手動動作
・台車のシート引き出しは模擬
せず、シート固定のみ

・超音波溶着機を準備（実機も同様の溶着機（横行動作含む）を想定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.95(c) 試験結果⚫ 1/4スケール溶着、切断試験：折り畳みによる方法【試験手順および結果】＜実機手順＞＜試験結果＞
注水（着色）
1段目溶着線

新規隔離シート

2段目溶着線（4）隔離シート切断＜試験手順＞

超音波カッター
水漏れ確認試験

切断面拡大（4）隔離シート切断＜実機との相違点＞
・超音波カッターは超音波溶着機と交換し実施（実機では、溶着機、カッター、補修装置を並列配置予定）

水漏れ箇所(微小の穴から水漏れが発生)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.96(c) 試験結果⚫ 試験結果まとめ、課題および対応方針
ID.

１

２

３

項 目

試験結果

課題

対応方針

製作性

・シート同士を接合して大型化する製作方法
にてφ3500×5000[mm]の円筒形シートが製作可能であることを確認。
・上記製作方法にて、それ以上の寸法のシートも製作可能な見込みである。
・φ3500×5000[mm]のPET繊維入りシートお
よび200×20[mm]でのアラミド繊維入りシー
トが製作可能であることを確認。

―

―

収納性

・通常の円筒形シート、蛇腹状の円筒形シート
およびPET繊維を入れた円筒形シートともにスムーズに折り畳めることを確認。
・折り畳み性に大差はなく、製作時のシート接合(溶着)部も特に折り畳み性に影響しないことを確認。

・実機での収納ボックス具体化後、当該寸法
内にシートを収納可能か検証が必要。

・収納ボックスにシートが入らない場合は収納ボックスの寸法や構造等を再検討する。

【①単純に中心部に絞り込む方法での課題】
・1/4スケールでは中心部が厚くなりすぎて、
薄い端部との差が大きくなり適切な溶着条件の設定が困難。

【①単純に中心部に絞り込む方法での課題に対する対応方針】
・実機での絞り込みも困難であるため、②のシートが重ならないように折り畳む方法にて検討を進める。

溶着性(気密性)【絞り込み(折り畳み)】・ドラム缶スケール試験にて、下記の絞り込み(折り畳み)が可能であることを確認。
①単純に中心部に絞り込む②シートが重ならないように折り畳む【溶着性確認：①単純に中心部に絞り込む方法】
・ドラム缶スケールでは溶着できたが、1/4ス
ケールでは厚みのある中心部の溶着不足
や、薄い端部の溶着不良等が発生した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.97(c) 試験結果⚫ 試験結果まとめ、課題および対応方針
ID.

３

４

項 目

溶着性
(気密性)

切断性

試験結果

課題

対応方針

【溶着性確認：上記②シートが重ならないように折り畳む】
・シートの重なり枚数にバラつきがあるため、重なり枚数が最小の2枚部分および最大を想定した12枚部分に対応した溶着条件を設【②シートが重ならないように折り畳む方法
定し、ドラム缶スケールで溶着可能であるこ
での課題】
とを確認。
・溶着失敗時を考慮し、検査方法や補修方法
・実機を考慮し、4方向(十字状)ではなく2方向を検討する必要がある。
(直線状)の押し付けでシートを折り畳めるよ
・方位によって引き出し長さを調整したシート
うに工夫(方位によって引き出し長さを調整)
は直線状の押し付けで折り畳めると想定すしたシートを検討。ドラム缶スケールにて想るが、実機において現状の方法（均一にシー
定通り(上記②と同様の形状で)折り畳めるこトを下ろすやり方）で、できなくなる可能性が
とを確認。
ある。
・1/4スケールにて溶着試験を実施。シートを台車のローラで固定し、溶着可能であることを確認。但し、溶着線は繋がっているものの
上下方向への若干の歪みが生じている箇所等があった。また、水漏れ確認試験を実施したところ、水滴が滴る程度の水漏れが生じた。
・超音波カッターにて、繊維入りシート溶着部の切断性を確認。
・但し、超音波カッター先端の位置合わせを手動で実施。

・シート固定を含む切断位置の調整に課題がある。

・溶着、検査、補修、切断のフローを作成した。
(次頁参照)
・収納ボックスの具体化時にシートの引き出し
方法の見直しと引き出し以外の手法を検討する。

・シート固定を含む切断位置の調整方法を検討する。

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No.98(c) 試験結果⚫ 試験結果まとめ、課題および対応方針：溶着、検査、補修、切断フロー

溶着開始

ホーン位置合わせ

溶
着

・高さ
・横

ホーン移動

溶着

No

・初期溶着：既定の溶着条件
・再溶着(後述の検査で溶着不足が確認された際の溶着)→再溶着の条件は今後検討が必要

終了位置か
Yes

検査

検査へ
補修

再溶着
切断
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No.99(c) 試験結果⚫ 試験結果まとめ、課題および対応方針：溶着、検査、補修、切断フロー

再溶着
(前頁へ)

溶着

溶着

カメラで溶着部を確認

溶着不足

未溶着

溶着OK

溶着部

過溶着

検
査

①穴・傷あり(目視で明確に判明)

検査

問題なし

溶着不足
溶着不足の例①溶着面が薄い(写真サンプル比較)②溶着線間に隙間がある②溶融ダマ付着(写真サンプル比較)

当該部の再溶着

補修

溶融ダマ

切断へ
溶着部

切断

補修へ

溶融ダマの例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.100(c) 試験結果⚫ 試験結果まとめ、課題および対応方針：溶着、検査、補修、切断フロー
溶着

検査

検査

補
修

切
断

作業容器内
差圧確認

基準値*以上の変動(漏洩)

基準値*未満 該当部位の補修
・ダクトシールテープ補修等

横行軸に超音波カッターを設置し、シートを切断

作業容器は搬送台車に載せ、搬送台車の水シールで気密をとる*：基準値、判定基準は今後検討が必要。隔離シート溶着前は作業容器内及びPCV内のダスト濃度がＲ/Ｂ内の作業エリアと同じレベル(全面マスクで対応できるレベル)に低下している可能性があり、ダスト濃度計
測の上、多少の漏洩を許容する判定基準の設定も視野に入れる。
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No.101(c) 試験結果⚫ ドラム缶スケール、1/4スケール試験の比較およびフルスケールでの課題(1/2)
ID.

1

2

3

項 目

製作性

収納性

溶着性
(気密性)

ドラム缶スケール(1/25スケール)試験

1/4スケール試験

フルスケールでの課題・製作可能であることを確認。

・シート同士を接合して大型化する製作方法
にてφ3500×5000[mm]の円筒形シートが製作可能であることを確認。

・シート同士を接合して大型化可能なことを確認済みのため、製作性は問題ないと考えられる。
・現状の想定ではPET繊維入りシートで問題な
いと考えられるが、実機装置等具体化後、再度シートへの要求強度等を確認。PET繊維理入りで強度不足等が生じた場合はアラ
ミド繊維入りシートを製作する等の対応が必要。

・収納ボックスに収納可能であることを確認。

・吊り降ろし操作だけで折り畳み可能であり、製作時のシート接合(溶着)部も特に折り畳み性に影響しないことを確認。

・規模が大きくなってもシート自体の収納性は問題ないと考えられる。
・但し、実機での収納ボックス具体化後、当該寸法内にシートを収納可能か、引き出し性も含めて検証が必要。

・1/4スケールにて溶着試験を実施。シートを台車のローラで固定し、溶着可能であることを確認。但し、溶着線は繋がっているものの
上下方向への若干の歪みが生じている箇所等があった。
・水漏れ確認試験を実施したところ、水滴が滴る程度の水漏れが生じた。

・1/4スケール、フルスケール共にシートの2層(2枚厚)ー12層(12枚厚)の折り重なり状
態は同じと想定。
（重なり部分の長さが4倍に増えるが、溶着回数が増えるのみ。溶着条件は2層も2－12層も同条件としており、実機への拡張性
はある方法。）
・実機スケールの搬送台車を模擬し、台車に溶着機等を設置して実機同様の装置構成での溶着性、気密性を確認する必要がある。
・1/4スケール試験では収納ボックスを製作していないため、収納ボックスの具体化時にシートの引き出し方法の見直しと引き出し以外の手法の検討が必要。

・下記の絞り込み(折り畳み)が可能であることを確認。
①単純に中心部に絞り込む②シートが重ならないように折り畳む
・両者ともに溶着が可能であり、水漏れがない
ことを確認。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.102(c) 試験結果⚫ ドラム缶スケール、1/4スケール試験の比較およびフルスケールでの課題(2/2)
ID.

4

項 目

ドラム缶スケール(1/25スケール)試験

1/4スケール試験

フルスケールでの課題

切断性・超音波カッターにて、スムーズに切断できることを確認。

・超音波カッターにて、繊維入りシート溶着部の切断性を確認。
・但し、超音波カッター先端の位置合わせを手動で実施。

・実機スケールの搬送台車を模擬し、台車に切断装置(超音波カッター)を設置して、実機同様の装置構成での検証が必要(シート固定を含む切断位置の調整に課題)。

備考

・製作性、収納性は試験項目には挙げていな
いが、溶着性等の確認のためにシートを製作して収納ボックスに収納した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.103(c) 試験結果⚫ 試験結果を踏まえた汚染エリア区分と運用
汚染エリア区分についてはNo.17の通りとする。そのため、試験結果を踏まえ以下の運用とする。
・1号機PCV内部詳細調査におけるAWJ切断時のPCV内ダスト濃度測定により、切断時はダスト濃度が10-2[Bq/cm3]まで上昇するが、数時間後には10-3[Bq/cm3]以下に戻ることが判明している。(次頁参照)
・隔離シートの溶着および切断作業は、切断した構造物等を作業容器に回収した後に行う。作業容器の離脱前にPCV内ダスト濃度を測定し、 10-3[Bq/cm3]以下になっていることを確認してから隔離シートの溶着および切断作業を実施する。
・上記ダスト濃度レベルはＲ/Ｂ内の作業エリアと同じレベル(全面マスクで対応できるレベル)であり、仮にオペフロ側(連絡通路内)にＰＣＶガスが漏洩しても、人為作業に支障となるような汚染にはならないと想定。
・オペフロの汚染緩和の観点では、ＰＣＶガスの漏洩より作業容器内部に収納した切断片の欠片や粉末をオペフロ上へ飛散させないことが重要。それを防ぐため、隔離シートは上から順に3本溶着して真ん中の溶着線中心を切断する。
連絡通路(一次バウンダリ)

G

作業容器
（遮蔽）

-150[Pa]*

隔離シート
（気密）

遮蔽台車

R

増設建屋
(二次バウンダリ)
Y

閉止蓋
遮蔽台車

R/B・建屋カバー(二次バウンダリ)

・作業容器搬出後は開口部に閉止蓋を設置。
・閉止蓋で気密をとり、遮蔽台車で遮蔽をする。

R

本図では作業容器をオペフロレベルから一段下
げているが、前述のステップの通りオペフロレベルから下げずに運用することを有力案として検討。

【注記】
色で以下の汚染レベルを表記*
R(赤色)：レッド(高汚染)区域
Y(黄色)：イエロー(中汚染)区域
G(緑色)：グリーン(低汚染)区域

作業容器等の
除染エリア

搬送台車

R
R

大型搬出容器-64[Pa]*-400[Pa]*

G*主要区域には色のほか、R・Y・Gと表記し、レッド区域は赤枠で囲って示す。

汚染エリア区分汚染エリア区分等は今後変更される可能性がある*圧力は想定値©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.104(c) 試験結果⚫ 試験結果を踏まえた汚染エリア区分：PCV内ダスト濃度参考資料

引用：平成30年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証）
2020年度最終報告(2021年8月)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発
No.105(d) 想定リスクおよび今後の課題
隔離シート取り扱い時のリスクの摘出及びその対応策について
No.

ステップ

リスク項目

対応策(案)

1

隔離シートベース設置時

地震等で隔離シートベースが動く(ずれる)2

新規隔離シート
設置時

収納ボックスから隔離シートを引き出す際に引っ掛かり等でシート収納ボックスの設計に反映する。
が引き出せない3

新規隔離シート
設置時

隔離シートの把持・引き出し時の破れ収納ボックス、隔離シート取り付け装置の設計に反映する。

4

新規隔離シート
設置時

水シール堰(フック等)への取り付け不良

シート側にハトメ、水シール堰にフックを取り付けておき、カメラで確認しながら柔構造作業アームで取り付け、取り外しを実施する案を検討。

5

新規隔離シート
設置時

既設隔離シートが押さえられず、炉内へ落下

作業容器内に搭載したアームで既設隔離シートを把持して切断する案を検討。

隔離シートベース設置後、アンカーボルト等で固定する。

6

新規隔離シート折り
折り畳み時の隔離シート破れ
畳み、溶着、切断時

7

シート厚さが異なる(2枚重ね、12枚重ね)部分も溶着可能な
溶着不良
新規隔離シート折り
溶着条件を検討し、溶着不良部についてはダクトシールテー(そもそも溶着がうまくいかない、構造物や水滴が落下して溶着箇
畳み、溶着、切断時プで補修することを検討。溶着、検査、補修、切断のフローを所が剥がれる等)検討した。今後、装置含め具体化。

8

新規隔離シート折り
畳み、溶着、切断時

9新規隔離シート溶着
後の作業容器
作業容器吊り上げ時の構造物落下(シート破れ)
吊り上げ時

10

新規隔離シート溶着
台車に作業容器を載せた際に隔離シートが台車に挟まれる(シー 隔離シート強度が高いもの(破けにくいもの)を選定し、台車後の作業容器ト破れ)
上の水シールに着座させて汚染拡大防止を図ることを検討。
吊り上げ時

11

作業容器離脱後

・新規隔離シート溶着(切断)時、斜め方向等の想定外の方向に溶着(切断)
・溶着・切断装置の位置決め精度

原子炉ウェル側の隔離シート破れ(落下物、装置干渉等)

折り畳み装置にてシートが破れないような工夫をする方針であり、今後装置含め具体化。

台車に搭載したローラでシート全体を固定し，装置の横行軸に溶着機や超音波カッターを設置して溶着(切断)部をカメラで確認しながら溶着(切断)する等、今後、装置含め具体化。
隔離シート強度が高いもの(破けにくいもの)を選定し、台車上の水シールに着座させて汚染拡大防止を図ることを検討。

隔離シート強度が高いもの(破けにくいもの)を選定し、閉止蓋を着座させて汚染拡大防止を図ることを検討。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発
No.106(d) 想定リスクおよび今後の課題【2023年度以降の課題】
本事業で隔離シートの溶着・切断に関する要素試験を実施し、課題や対応策を検討する。
その結果を踏まえ、2023年度以降に検討が必要な内容(課題)について以下に示す。
⚫ 隔離シートを遠隔で折り畳む装置の設計、試作⚫ 隔離シートを遠隔で溶着、切断する装置の設計、試作⚫ 溶着中、溶着後の検査方法の検討⚫ 漏洩判定の基準値等、判定基準の検討⚫ 隔離シートベース据付時のシール等、隔離シートベースの設計、試作⚫ 既設隔離シートを作業容器内側で把持・切断し、作業容器内に収納する装置の検討⚫ 収納ボックスの構造検討、試作⚫ 水シール堰着座部への隔離シート取り付け・取り外し方法の検討、水シール堰の試作⚫ 上記隔離シート取り付け・取り外し装置の設計、試作⚫ 使用済み隔離シートを大型搬出容器に収納する装置の検討⚫ 実機大隔離シートの試作⚫ 収納ボックスおよび水シール堰の実現性確認(要素試験の実施等)⚫ 実機大作業容器と実機大収納ボックスおよび水シール堰との組み合わせ試験による実現性確認⚫ オペレータの遠隔操作トレーニング等も含め、操作性や作業手順に関する検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容：1)汚染拡大防止隔離技術の開発

No.107(e)まとめ➢ バウンダリおよび汚染エリア区分について整理し、連絡通路に要求する汚染エリア区分を明確化した。
➢ 大型構造物取り出し時や搬送時における汚染物の閉じ込め(隔離機構)に関する技術を検討した。
隔離機構として、開閉方式、接合方式、トラップ方式および飛散防止方式を検討・比較し、接合方式(隔離シート)を選定した。
➢ 隔離シートに関する工法ステップについて検討し、整理した。ステップを基にして要求仕様を整理し、接合性・切断性を考慮して熱可塑性樹脂(ポリウレタン樹脂)を候補として選定した。隔離シートの接合・切断方法としては超音波溶着・超音波カッターを用いることとした。
➢ ドラム缶(1/25)スケールでの基礎試験を実施し、中心部に絞り込む方法とシートが重ならないように折り畳む方法の2案を検討。溶着条件出し試験を実施後、ドラム缶スケールにて両案について
溶着・切断試験を実施し、溶着が可能(水漏れ確認試験を実施し水漏れなし)であることを確認した。
但し、絞り込む方法は中心部が厚くなり、実機では溶着が困難と考え、折り畳む方法にて検討を進めた。
➢ 折り畳む方法ベースで溶着・切断に関する要素試験(1/4スケール試験)を実施し、課題・対応策を検討。溶着、検査、補修、切断のフローを作成し、今後の課題を整理した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．実施目的を達成するための具体的目標と達成度評価
１）汚染拡大防止隔離技術の開発

TRLレベルNo.108【目標】
作業により発生する汚染物質、その拡大する経路などを整理し、連絡通路に要求する汚染エリア区分が明確になっていること。汚染拡大防止のための隔離機構(装置、運用方法など)について、閉じ込め性、遠隔作業の確
実性・容易性、頑強性・耐久性、点検・保守性などの観点で評価、選定され、要素試験により現場適用性が評価されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）【達成度評価】
汚染エリア区分の明確化、隔離機構の評価・選定および要素試験により溶着・切断に関する現場適用性を確認した。試験結果からフルスケール等の今後の課題を整理した。以上により当初の目標は達成していると判断する。(ＴＲＬ：レベル３)
説明

フェーズ

TRL7

実用化が完了している段階。

実運用

TRL6

現場での実証を行う段階。

フィールド実証TRL5

実機ベースのプロト機を製作し、工場等で模擬環境下での実証を行う段階。

模擬実証

TRL4

開発、エンジニアリングのプロセスとして、試作レベルの機能試験を実施する段階。

実用化研究

TRL3

従来の経験を応用、組合せによる開発、エンジニアリングを進めている段階。または、従来経験のほとんど無い領域で基礎データに基づき開発、エンジニアリングを進めている段階。

応用研究

TRL2

従来経験として適用できるものがほとんど無い領域の開発、エンジニアリングを実施し、要求仕様を設定する作業をしている段階。

応用研究

TRL1

開発、エンジニアリングの対象について、基本的内容を明確化している段階。

基礎研究©International Research Institute for Nuclear Decommissioning