令和２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、スラリー・スラッジ状の燃料デブリ対応））」
2021年度最終報告

2022年8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
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出
6.3 収納缶のフィルタの性能評価
7. 全体まとめ©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。
取り出し側（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）において、汚染水処理（液体系システム）が検討中でスラリー・スラッジ化した燃料デブリの回収が見込まれる。
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
本補助事業は、技術課題解決へ向けた検討の一つとして、国内外のスラリー・スラッジの収納容器、移送や保管事例調査を行うとともに、既に先行している粒状・塊状燃料デブリの収納容器（収納缶）、移送や保管にあてはめた場合の技術課題の明確化を行う。
また、水素発生抑制対策のため、乾燥により水分を喪失した燃料デブリは、飛散しやすくなることが予想され、収納缶外部へのダスト飛散対策のため収納缶の蓋に設置するフィルタ性能（閉塞や劣化等）への影響の検討を行う。

©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、保管方法を調査し着目点等の情報を収集する。
・収納缶を回収容器とすることも一案であり、収納缶を用いて粒状・塊状燃料デブリで検討中の移送や保管方法と同じ取り扱いを行う場合の課題を抽出する。
・収納缶蓋に設置するフィルタは、粉体化した燃料デブリを取り扱うことによる課題があるため、その検討を行う。

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

2021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• 海外の粉状、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）
2. 粉状、スラリー・スラッジ状 燃料デブリの保管に関する課題の抽出• 燃料デブリを塊状、粒状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）

3.収納缶のフィルタの性能評価• 収納缶のフィルタの寿命に影響を与える環境や条件が整理されていること。また、寿命の評価のために試験が必要な事項があれば、その試験方法および試験条件を検討し、それらに関する既存の知見が整理されていること。
（終了時目標TRL:レベル1）©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、1F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んだ。
（1）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
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、分析しておくことは、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出（下記(2)の実施項目）を行う際に有用と判断される。そのため、国内外における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、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、知見および情報の分析、整理を行う。
（2）粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出
実施項目(1)で行った経験、知見および情報の分析、整理結果を踏まえて、粉状、スラリー・ス
ラッジ状が主体となる燃料デブリを塊状、粒状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する。また、それらの課題について、必要な安全機能が確保できるか、長期間安定して保管できるか、等の観点から解決すべき技術課題を明確にする。

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

No.6（3）収納缶のフィルタの性能評価
他関連研究開発にて検討されてきたフィルタに対する要求仕様について確認するとともに、改めて広く要求仕様を検討し、検討されてきたフィルタの選定の考え方や実施されてきたフィルタの評
価結果との整合性を確認する。さらに、フィルタの性能に影響を与える故障シナリオ（例えば腐食など）を選定して、そのシナリオを評価するための試験条件を検討する。

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

No.7

3.2 実施項目間の関連性

本補助事業での実施項目

関連補助事業での実施項目

本補助事業での実施項目

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第86 回）資料「２０２１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.8

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】
燃料デブリ性状把握PJ 注1【収納缶（スラッジ）PJ向け情報提供】
・燃料デブリの特性リスト（形態、性状、基本物性等の知見）

取り出し規模の更なる拡大PJ 注1
収納缶（スラッジ）PJ 注1【関連PJへの情報提供】
・スラッジ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】
・燃料デブリの回収/収納形態
・臨界管理に係る情報（未臨界維持のための制約条件等）

収納缶PJ 注1

収納缶（乾燥）PJ 注1【収納缶（スラッジ）PJ向け情報提供】
・収納缶形状
・燃料デブリの収納～保管のプロセス【収納缶（スラッジ）PJからの情報入手】
・乾燥技術の検討における参考情報

注1：
取り出し規模の更なる拡大PJ：「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」PJ
燃料デブリ性状把握PJ：「燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発」PJ
収納缶PJ：「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発」PJ
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）」PJ
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・スラッジ状の燃料デブリ対応）」PJ

IRID内の関連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4. 実施スケジュール

No.9

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）
2020年度
1

2

2021年度
3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

1.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①調査計画策定（調査先/調査項目等の検討）②調査の実施③調査結果の整理
2.粉状、スラリー・スラッジ状 燃料デブリの保管に関する課題の抽出①整理対象/項目の抽出②評価/課題抽出③国内外の調査結果を踏まえた評価
3.収納缶のフィルタの性能評価①環境と条件の抽出②フィルタの寿命評価方法の検討③試験方法及び条件の検討
4.進捗報告等

▼
計画

▼

▼

実績

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5. 実施体制図（2022年3月末時点）

No.10

東京電力ホールディングス株式会社〇福島第一原子力発電所廃炉のプロジェクト
管理の実施

技術研究組合国際廃炉研究開発機構（本部）○○

全体計画の策定と技術統括
技術開発の進捗など技術管理

連携する開発プロジェクト
三菱重工業株式会社

東芝エネルギーシステムズ
株式会社

日立ＧＥニュークリア・
エナジー株式会社(1)粉状及びスラリー・スラッジ状(1)粉状及びスラリー・スラッジ状(1)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の放射性物質の取り扱い事例のの放射性物質の取り扱い事例の

調査

調査

調査

(2)粉状、スラリー・スラッジ状(2)粉状、スラリー・スラッジ状(2)粉状、スラリー・スラッジ状

燃料デブリの保管に関する課題

燃料デブリの保管に関する課題

燃料デブリの保管に関する課題

の抽出

の抽出

の抽出

(3)収納缶のフィルタの性能評価(3)収納缶のフィルタの性能評価（レビュー）(3)収納缶のフィルタの性能評価

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・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

固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発

燃料デブリの収納・移送・保管技術の開発（レビュー）
燃料デブリの収納・移送・保管技術の開発（燃料デブリの乾燥技術）

MHI-NS 社
・文献翻訳・整理
MHI-NS：MHI NS エンジニアリング株式会社©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.11

6.1 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
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

6.3 収納缶のフィルタの性能評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.12

6.1 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、分析しておくこと有用である。

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

No.13

6.1 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③実施事項、成果
a.調査計画策定（1/2）
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、候補調査先および調査項目の検討を行った。
＜候補調査先＞
米国
TMI-2燃料デブリ取り出し時における汚染水処理から排出された放射性物質の事例
Hanford Site（K-Basin）の廃止措置におけるスラリー・スラッジの事例
英国
Sellafield施設の廃止措置におけるスラリー・スラッジの事例
国内
日本原子力研究開発機構 廃液処理から排出される放射性物質の事例
日本原燃株式会社 再処理施設における廃液処理から排出される放射性物質の事例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.14

6.1 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③実施事項、成果
a.調査計画策定（2/2）＜調査項目＞
安全な移送や保管の観点からの調査項目
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の観点からの調査項目
収納缶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.15

6.1 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③実施事項、成果
b .調査の実施（1/2）
調査項目を整理した調査フォーマットを策定し、国内外の放射性物質の取り扱いや保管に関する事例調査を実施した。
【プラント全体の概要】＜調査フォーマットサンプル（一例）＞

・基本情報 （背景、目的、対象物の情報など）【各プロセスに関する整理】・プロセスの概要（目的、フローなど）
・安全評価 （構造、除熱、閉じ込め、遮蔽、臨界、除熱、水素対策など）
・許認可 （規制要件、検査項目など）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.16

6.1 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③実施事項、成果
b .調査の実施（2/2）
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は、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの安全な移送や保管、および取り扱いやプロセスの観点から以下の項目について整理を行った。
＜調査項目＞
・未臨界維持、遮蔽、除熱、構造、水素、火災、閉じ込め、長期健全性、乾燥

＜調査先＞
米国
TMI-2燃料デブリ取り出し時における汚染水処理から排出された放射性物質の事例
Hanford Site（K-Basin）の廃止措置におけるスラリー・スラッジの事例
英国
Sellafield施設の廃止措置におけるスラリー・スラッジの事例
仏国
La Hague再処理施設におけるスラリー・スラッジの事例
国内
日本原子力研究開発機構 廃液処理から排出される放射性物質の事例
日本原燃株式会社 再処理施設における廃液処理から排出される放射性物質の事例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.17

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（1/8）
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を以下に示す。
表 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（1/8）
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。

遮蔽

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。

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

No.18

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（2/8）
表 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（2/8）

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.19

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（3/8）

表 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（3/8）
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.20

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（4/8）
表 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（4/8）
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.21

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（5/8）
表 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（5/8）
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.22

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（6/8）
表 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（6/8）
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.23

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（7/8）
表 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（7/8）
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。

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。

乾燥

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

No.24

6.1 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③実施事項、成果
c .調査結果の整理（8/8）

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2(収納粒径：0.5～800μm)

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

注2：THI-2 DEFUELING CANISTERS FINAL DESIGN TECHNICALREPORT, 77-1153937-04©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.25

6.1 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、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おける課題抽出に寄与する。

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、目標を達成できたと判断する。
• 海外の粉状、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。

⑦今後の課題国内外の粉状、スラリー・スラッジ状の放射性物質の取り扱いや保管に関する調査事例として、主に米国TMI-2、Hanford Site、英国Sellafield施設を対象として調査を実施した。仏国La Hague再処理施設や国内の類似施設などを対象として更なる情報収集および分析は有用と考えられる。

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

No.26

6.1 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⑧まとめ
・米国TMI-2、Hanford Site、英国Sellafield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して、文献等に基づく事例調査を行った。
・調査結果に基づき、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリを安全に取り扱い、また保管するために必要な評価項目および評価方法、対策について、安全評価や取り扱いごとに分類（未臨界維持、遮蔽、除熱、構造、水素、閉じ込め、長期健全性、乾燥）し、注意点等を整理した。
・2022年度には、仏国La Hague再処理施設や国内の類似施設などを対象として、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更なる経験、知見および情報を調査することが本補助事業の継続事業として計画されている。

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

No.27

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出①目的、目標粉状、スラリー・スラッジ状が主体となる燃料デブリを塊状、粒状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、解決すべき技術課題を明確にする。
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。

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

No.28

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（1/8）

評価項目と整理方法を反映した項目抽出フォーマット

粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの収納・移送・保管は、粒状・塊状燃料デブリとは異なった課題があるものと考えられる。課題を明確化する観点から、2020年度の技術開発成果である粒状・塊状燃料デブリの収納缶を用いて、同様の手法で移 粒状・塊状燃料デブリの取り扱いフロー
送・保管する場合を想定して項目抽出を行う。
（全32プロセス）
そのため、候補案となる取り出し作業での回収スラッジ、水循環システムのスラッジ
凝集沈殿物、フィルタ等の捕集物、構成材料各種の粉状酸化物、加工用のアブレ
他関連PJにて検討
シブおよび未臨界維持用の中性子吸収材などの粉状、スラリー・スラッジ状燃料デ しているスラッジ他の関連情報
ブリ（No.32,33参照）を安全かつ長期間安定保管に持ち込む際の課題を網羅的に抽出する観点から、粒状・塊状燃料デブリの一連の取り扱いプロセス（No.29,30参照）を考慮し、各取り扱いプロセス（原子炉内から燃料デブリ取り出し～長期保管ま課題（案）の抽出での全32プロセス）に対して評価すべき項目および整理方法を検討し、課題抽出フ
国内外の粉状、スラォーマット（No.31参照）を策定した。

＜評価すべき項目＞
イ．安全かつ長期間安定保管する観点からの分析/課題の抽出
評価の視点：遮蔽、未臨界維持、除熱、閉じ込め(汚染)、構造健全性、長期健全性、水素対策、火災

ロ．取り扱いやプロセスの観点からの分析/課題の抽出
評価の視点：収納缶の構造（蓋構造、フィルタ等）、乾燥や水素濃度測定

リー・スラッジ状の放射性物質の取り扱
い事例の調査結果（【6.1】参照）

・課題の選定、対策案の検討
・技術課題の明確化（技術課題の解決フェーズ、
解決時期）

課題の抽出フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.29

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（2/8）
・粒状・塊状燃料デブリの一連の取り扱いプロセス（原子炉内から燃料デブリ取り出し～構内移送：17プロセス）＜エリア区分＞赤：高汚染エリア 無人作業（エリア外操作による遠隔作業）
黄：中汚染エリア（管理されるが汚染の可能性のあるエリア）
無人作業（エリア外操作による遠隔作業が原則だが保守等では人が立ち入ることもある。）
緑：低汚染エリア（実質的に汚染がないエリア） 有人作業

横アクセス工法のハンドリングフロー例

原子炉建屋

増設建屋

揚重機

マニピュレータ

揚重機

燃料デブリ処理セル

作業監視
カメラ

RPV

燃料デブリ
取り出し装置

UC

燃料デブリ

PCV

原子炉内
【1】排出物の切削・加工【2】排出物の目視確認【3】燃料デブリ取り出し装置で
燃料デブリを回収し、ユニット缶(以下「UC」という)に充填【4】燃料デブリの同伴水を水切り【5】原子炉建屋外へUCを搬出（ペデスタル外へ搬出）ポート

収納缶蓋締め設備（表面汚染検査の実施）
収納缶
乾燥装置

揚重機

一次蓋蓋締め 二次蓋蓋締め装置/
装置/
ガス注入設備/ ガス注入設備/
漏洩確認設備 漏洩確認設備

封缶セル

ガス注入設備

仕立てセル

移送車両

アクセストンネル

UC移動設備乾燥設備

アクセストンネル【5】原子炉建屋外へUCを搬出（アクセストンネル通過）＊1＊1：燃料デブリ以外にも炉内構造物等の廃棄物が、原子炉内からア
クセストンネルを通り、増設建屋へ移動する。

収納缶移動設備

乾燥装置と収納缶内部
は高汚染エリア

移送容器
重量測定設備（表面汚染検査の実施）

移送容器移動設備

燃料デブリ処理セル

封缶セル【6】燃料デブリを乾燥（UCを乾燥設備内へ装荷～乾燥処理）（燃料デブリを乾燥【7】UCを収納缶内へ装荷【12】収納缶の払出確認（収納缶を乾燥設備へ接続～【8】収納缶の蓋締め（重量測定等）
乾燥処理＊2））（内蓋設置～蓋締め設備【13】収納缶を移送容器へ
へ移動～蓋締め～蓋締 【10】収納缶に不活性ガスを注入
装荷（収納缶をガス注入設備へ接続～ （収納缶をポートのめ確認）
不活性ガスを収納缶内へ注入～）【9】収納缶の表面汚染確認
上まで移動）【11】水素発生量測定＊3

移送架台

仕立てセル

＊2：燃料デブリ処理セルにて乾燥できない場合、実施＊3：不活性ガス注入時に合わせて実施することを検討【13】収納缶を移送容器へ装荷（段積みを想定）【14】移送容器蓋締め（蓋締め（一次蓋）～不活性ガス
注入（キャビティ内）～蓋締め確認（一次蓋）～蓋締め（二次蓋）～
不活性ガス注入（一二次蓋間）～
蓋締め確認（二次蓋））【15】水素発生量測定＊4【16】移送容器の払出確認【17】移送容器を移送車両へ積載

構内
・構内移送

＊4：キャビティ内への不活性ガス注入時に合わせて実施することを検討

図 粒状、塊状燃料デブリの取り扱いプロセス（1/2）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.30

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（3/8）
・粒状・塊状燃料デブリの一連の取り扱いプロセス（保管建屋への移送容器搬入～長期保管：15プロセス）＜エリア区分＞赤：なし
黄：中汚染エリア 無人作業（エリア外操作による遠隔作業）
緑：低汚染エリア 有人作業

横アクセス工法のハンドリングフロー例

水素ガス処理設備
揚重機

保管建屋

エリアモニタ
換気設備
取り扱い
治具

作業監視 遮蔽カバー
カメラ
収納缶

ゲート
移送容器

ガス処理設備

収納物
確認設備

乾燥装置

保管
容器

保管容器
一次蓋

保管容器
二次蓋

ベント管

表面温度
測定装置

作業用足場
移送容器架台【18】大物搬入口へ移送容器受入【19】移送容器を移送車両から荷下し【20】移送容器の受入確認【21】水素発生量測定＊5【22】移送容器の蓋開け（二次蓋取外し～一次蓋取外し）【23】収納缶を移送容器から取り出し＊6【24】収納缶の受入確認【25】収納物確認＊7（収納缶を収納物確認設備へ装荷～確認）

燃料デブリを乾燥＊8（収納缶を乾燥設備へ装荷～
乾燥処理）＊5：二次蓋取外し後に実施＊6：収納缶を遮蔽カバーで覆い、移動＊7：線量率測定を想定＊8：保管前に乾燥が必要な場合、実施【26】収納缶の保管前確認【27】収納缶を保管容器へ装荷（段積みを想定）【28】保管容器の蓋締め（蓋締め（一次蓋）～不活性ガス注入(キャビティ内）～蓋締め確認（一次蓋））【28】保管容器の蓋締め（蓋締め（二次蓋）～不活性ガス注入（一二次蓋間）～蓋締め確認（二次蓋））【29】閉じ込め確認【30】保管容器へベント配管接続【31】ベント管閉じ込め確認【32】長期保管

図 粒状、塊状燃料デブリの取り扱いプロセス（2/2）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.31

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（4/8）

【評価の対象機器】
・ユニット缶、収納缶、UCや収納缶の取り扱い設備【評価の観点】
・設計の考え方、安全設計方針、課題＜課題抽出フォーマット＞
技術的観点からの考え方、方針
設計の考え方

ステップ
技術要素
No

場所

実施内容

基 本 要 求・想定すべき事象に伴う荷重に対して②～⑦の基本要求を維持できる構造強度を有すること。
・崩壊熱により燃料デブリが溶融しないこと。
②除熱
・①、③～⑦の基本要求が維持できる除熱能力を有すること。
③閉じ込め（汚染）・放射性物質の漏えいを防止すること。
・放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有
④遮蔽
すること。
排出物の切削・ ⑤臨界
・燃料デブリが臨界に達するおそれがないこと。
加工⑥水素・水素爆発を防止すること。
⑦火災
・火災発生を防止すること。
核燃料物質の計量管理/防護措置上の措置を講じる⑧計量こと。
・経年変化を考慮しても①～⑧の基本要求が維持で⑨長期健全性きること。
⑩取扱い操作上の必要 ・燃料デブリ取出し、収納をする上で必要な機能を備えていること。
事項他
・想定すべき事象に伴う荷重に対して②～⑦の基本①構造要求を維持できる構造強度を有すること。
・崩壊熱により燃料デブリが溶融しないこと。
②除熱
・①、③～⑦の基本要求が維持できる除熱能力を有すること。
③閉じ込め（汚染）・放射性物質の漏えいを防止すること。
・放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有
④遮蔽
すること。
排出物の目視確 ⑤臨界・燃料デブリが臨界に達するおそれがないこと。
認⑥水素・水素爆発を防止すること。
⑦火災
・火災発生を防止すること。
核燃料物質の計量管理/防護措置上の措置を講じる⑧計量こと。
・経年変化を考慮しても①～⑧の基本要求が維持で⑨長期健全性きること。
⑩取扱い操作上の必要 ・燃料デブリ取出し、収納をする上で必要な機能を備えていること。
事項他

基本要求に対する
考え方

UC

収納缶

課題案

許認可（安全設計）方針
UC

収納缶

UC

収納缶

その他機器
（UCや収納缶以外の取扱設備）

①構造

1

原子炉内

2

原子炉内

燃料デブリの取り扱いのプロセス毎（32プロセス）に課題抽出

対象機器に対して、プロセス毎に課題を抽出【評価項目】 ・安全評価（構造、除熱、閉じ込め（汚染）、遮蔽、臨界、
水素、計量、長期健全性）
・取り扱い操作上の必要事項©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.32

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（5/8）
・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に関する情報(特徴、発生量、性状、要求される安全要件など) について、 PJ合同会議にて情報交換を実施。
＜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）＞
収納容器への収納時における対象物の性状種類（注1）

No.

特徴

発生量（注2）

発生場所

発生頻度

収納容器の候補（燃料デブリ以外の添加物含む）

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、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

本項目を記載した

有無

処理方法

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

無

ー

それ以外)

・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 安全システム（液ホットセル内を

1[個/day]

通して移送・ベント等による水素濃度の 体系・気体系）
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%](Φ200×H400)

無

ー

直接回収

・廃棄物保管容器

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 安全システム（液ホットセル内を1～8[個/day]

通して移送

・ベント等による水素濃度の 体系・気体系）
爆発限界下限値維持

PJ

等)
・硫酸アルミニウム（1000ppm)

3

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
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)

・スラッジ回収容器
約1[g/cm3]

90～95[vol%]ほぼ0[vol%]

技術開発中(目標含水(Φ200×H400)

有・廃棄物保管容器

・高塩基PAC(1000ppm)

率60vol%以下;仮設

直接回収

定)

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋から

・形状管理による未臨界維持 安全システム（液ホットセル内を111[個/day]

通して移送

・ベント等による水素濃度の 体系・気体系）
爆発限界下限値維持

PJ

気中浮遊するダスト状デブ
リを気相系システムの金属
HEPAフィルタで捕集し、4 気相系スラッジ

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・ダスト状デブリが気中浮遊する程度

・その他の微粒子と想定され安全システム（液体系・気体系）
PJる)

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

・Gd粒子：粒状

デブリ体積の2.5%と見積もられている。

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

このうちのさらに1%がスラッジ状に変化

ちの1%がスラッジ状に変化するものと仮

ペデスタル等のするものと仮定すると、対デブリ体積比定すると、1.5E-5[m3/day]

デブリ取り出し2.5%×1%=0.025%。

作業場所

水ガラス材の使用量はデブリ体積の5%と水ガラス材の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）

見積もられているので、対デブリ体積比

いる。このうちの1%がスラッジ状に変化

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

・Gd2O3
取り出し規模の・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）

5%×1%=0.05%。（M3V-2019-000230,

するものと仮定すると、3.0E-5[m3/day]
rev1, 非溶解性中性子吸収材の運用方法） （M3V-2019-000230, rev1, 非溶解性中性・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,たもの（粒径～100μ 非溶解性中性子吸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。

365[day]=5.5[L/無（検討不要）無（検討不要） 無（検討不要） 年]

デブリに付随して デブリに付随し デブリに付随し ・水ガラス：１年収納される。

吸収材の安全性，収納・保管への影響については国プロで確認済。

て収納される。 て収納される。 に１回、11[L]を移 （M3V-2020-000265, 非溶解
送安全システム（臨界管理）PJ

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デブリ体積の5%と見積もられているので、対デブリ体積比：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
5%×1%=0.05%。（M3V-2019-000230,

分

rev1, 非溶解性中性子吸収材の運用方法）

6

水ガラス材の1日あたりの使用量は3.0リットル（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（水水ガラスと水の比液量が1000[L/m2]に対・水ガラス：固化後未臨界維持用のガラス ）の成分の一部がにスラリー状になっ

中性子吸収材

スラリー状（濁り水？）にペデスタル等のしてpH=12となり、水が１桁増えるとpH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,

デブリ取り出しするものと仮定すると、3.0E-5[m3/day]：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）

変化したもの

作業場所

は1小さくなる。（平成29年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金

燃料デブ

リ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化（臨界管理方法の確立に関する技
術開発）研究報告書、平成31年3月、
IRID）

更なる拡大

CaO, Al2O3, Fe2O3,（M3V-2019-000230, rev1, 非溶解性中性 （1/3号機）

CaSO4, NaH2PO4）子吸収材の運用方法）たもの（粒径～10μm？）

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
・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）

・水ガラス：

2.1[g/cm3]（M3V-

2019-000230, rev1,
非溶解性中性子吸収材の運用方法）高いと思われるが不明（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）

ゼロと思われるが不明（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。

・水ガラス：１年

無（検討不要）無（検討不要） 無（検討不要） に１回、11[L]を移デブリに付随して デブリに付随し デブリに付随し 送収納される。

て収納される。 て収納される。 3.0E-5[m3/day]×365[day]=11[L/年]

無（検討不要）吸収材の安全性，収納・保管への影響については国プロで 安全システム（臨確認済。（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）PJ6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.33③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（6/8）＜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一例＞
種類（注1）

No.

特徴

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）

発生量（注2）

発生場所

発生頻度

発生時期
含有物（割合含む）

形状（粒径含む）

密度

含水率

空隙率

・溶融燃料
・炉心構造物
粗取りフィルタ

粒径が大きく比重の

1 廃液の凝集沈殿

大きい粒子の含有率

物が高い

増設建屋内の沈降分離設備取り出し規模の ・コンクリート
11[m3/y]0.055[m3/day]

・粒状

更なる拡大

・その他固形物(土砂、析出物、非溶解性中 (粒径：100～（1/3号機）性子吸収材、固化材、アブレイシブ等)

約1[g/cm3]

90～95[vol%] ほぼ0[vol%]約1[g/cm3]

90～95[vol%] ほぼ0[vol%]約1[g/cm3]

90～95[vol%] ほぼ0[vol%]数十μm)

・硫酸アルミニウム（1000ppm)
・ホウ酸成分・溶融燃料・炉心構造物
中取り・最終処

粒径が小さく比重の2 理フィルタ廃液

小さい粒子の含有率の凝集沈殿物が高い

増設建屋内の沈降分離設備取り出し規模の ・コンクリート
54～7[m3/y]

0.27～0.035[m3/day]

・粒状

更なる拡大

・その他固形物(土砂、析出物、非溶解性中 (粒径：数十～0.1μ（1/3号機）性子吸収材、固化材、アブレイシブ等)

m)・硫酸アルミニウム（1000ppm)
・ホウ酸成分

3

RO濃縮水の凝集 数μmオーダーの粉 増設建屋内の沈殿物

末吸着材が支配的

沈降分離設備取り出し規模の ・粉末吸着材(チタン酸、チタンケイ酸塩、
310[m3/y]

1.6[m3/day]

更なる拡大

活性炭、ヘマタイト、マグネタイト)（1/3号機）・高塩基PAC(1000ppm)

・粒状(粒径：数μm)

気中浮遊するダスト状デブリ

収納容器の候補種類（注1）

No.

4 気相系スラッジ

を気相系システムの金属(ユニット缶、収納缶、HEPAフィルタで捕集し、逆収納容器の左記、有りの場合、収納容器への

処理の有無

処理方法

収納形態

洗により払い出すことで発生
気相系システムの金
それ以外)
する。

属HEPAフィルタ

収納容器への

収納容器の

収納容器の

収納場所

移送経路案

移送頻度

取り出し規模の更なる ・ダスト状デブリ
拡大（1/3号機）

収納容器による取り扱い時
・粒状(粒径：不明だが気中浮（保管を含む）の安全要件
遊する程度の微粒子と想定され

・その他

る)

一案として、液相系システムの沈降分離槽にて処理するこ

粗取りフィルタ
1 廃液の凝集沈殿とを検討中。

・スラッジ回収容器(Φ200×H400)

物・廃棄物保管容器

中取り・最終処・スラッジ回収容器

2 理フィルタ廃液(Φ200×H400)の凝集沈殿物

・廃棄物保管容器

3

RO濃縮水の凝集沈殿物

無無・スラッジ回収容器(Φ200×H400)
・廃棄物保管容器

有ーー

技術開発中(目標含水率60vol%以下;仮設定)

直接回収

直接回収

直接回収

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋内の沈降分離槽

増設建屋からホットセル内を・形状管理による未臨界維持
1[個/day]

通して移送発限界下限値維持

増設建屋からホットセル内を・形状管理による未臨界維持
1～8[個/day] ・ベント等による水素濃度の爆通して移送発限界下限値維持

増設建屋からホットセル内を通して移送

・ベント等による水素濃度の爆・形状管理による未臨界維持
111[個/day]・ベント等による水素濃度の爆発限界下限値維持【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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.34③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（7/8）
・粉状燃料デブリの乾燥処理におけるメリット／デメリットについて、 PJ合同会議にて情報交換を実施
項目

メリット

デメリット

・乾燥処理により燃料デブリに含まれる水分量を低減するこ ・乾燥が不十分で水分が残留し、燃料デブリが粘土状になった場合、燃料デブリ内に水素だとで、水素発生量を低減することできるため、収納容器（収まりが発生し、下記の要因などで、水素だまりから水素が突発的に放出され、水素濃度が納缶含む）で収納し、水素の爆発下限界（4vol%）以下を実急上昇する可能性がある。
〇燃料デブリの取り扱いによる振動
水素対策 現できる。
〇水素だまりの膨張による放出(燃料デブリの粘度に依存)
また、この水素だまりにより、気相部の水素濃度が不定期に増減することが想定されるため、水素濃度の測定結果に基づいた水素発生量の把握が困難になる可能性がある。
・乾燥処理により燃料デブリに含まれる水分量を低減するこ ・乾燥処理により、収納缶内で乾燥した粉状放射性物質が飛散し、蓋部に設けた水素放出とで、収納容器（収納缶含む）で収納し、密封した状態での フィルタを閉塞する可能性がある。
取り扱いが可能となり、放射性物質の放出を抑制すること ・粉状放射性物質の飛散量が増加することにより、必要となるオフガス処理設備の規模が大
閉じ込め
ができる。
きくなる可能性がある。また、移送容器や保管容器等の収納缶の取り扱い機器のメンテナン（汚染）ス（除染）の頻度が多くなる可能性がある。
・乾燥温度が高い場合（200～300℃）、燃料デブリから放射性ガス（FP）が放出される可能性がある。
・乾燥処理により燃料デブリに含まれる水分量を低減するこ－臨界とで、未臨界性の維持の観点では有利になる。
・遮蔽効果のある水分が減るため、表面線量が大きくなり、被ばく量が増加する。
－
遮蔽・粉状放射性物質の飛散により、取り扱いエリアの線量が高くなる可能性がある。
・乾燥処理により燃料デブリに含まれる水分量を低減するこ
長期－とで、長期保管等における腐食の発生リスクを低減できる。
健全性

火災

その他

・乾燥処理により粉状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。
・乾燥処理により燃料デブリが減容されるため、保管効率の ・乾燥処理設備（乾燥設備、オフガス処理設備、乾燥処理速度にあった仮置き設備（エリア）向上が見込まれる。
など）が必要になる。
・水分量が減ること（理想は完全乾燥）することで均一に固 ・乾燥処理により、粉状燃料デブリがUCや収納缶に固着してしまい、最終的な処理方法が確形化しやすくなり、未乾燥や部分乾燥時の不均一な固形定した時に取り出しができない可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
化と比較した場合、安定性が増し、性状等も推定しやすい。
－

6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.35③実施事項、成果
a.整理対象／項目の抽出（8/8）
・粒状・塊状燃料デブリの一連の取り扱いプロセスに対し、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取り扱いを追加したプロセスフロー案を作成。
＜粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリに想定されるプロセスフロー（案）＞原子炉建屋＋増設建屋【収納プロセス】（ユニット缶の収納缶装荷～収納缶蓋締め）【燃料デブリ取り出しプロセス】（排出物の切削・加工～ユニット缶払出）【構内移送プロセス】【払出プロセス】（収納缶の移送容器装荷～移送容器払出）【収納缶払出前プロセス】（収納缶払出確認～払出確認）

収納缶蓋
空収納缶

空収納缶受入

蓋開け

Y

空収納缶
（蓋開）

空ユニット缶取出収納缶

乾燥

シナリオ分岐

【10】
不活性ガ
ス注入

【11】
水素発生
量測定

【12】
払出
確認

空移送容器／空遮蔽容器

N
空ユニット缶【1】切削・
加工

【2】目視
確認

燃料デブリ

【3】回収・
充填

シナリオ分岐ユニット缶の状態で乾燥処理を行う？

ペデスタル内搬入

排出物

蓋開け

収納缶の状態で乾燥処理を行う？

【4】水切り

収納缶
（蓋開）

【8】
蓋締め

【9】表面汚染確認【6】
乾燥【5】原子炉建屋
外搬出

空密封容器受入【9’】除染※取り出し現場や取り出し後の仕分けは、今後、仕分けのシナリオ分岐ユニット缶

検討が進んだ段階で本フローに反映。
2018年度時点では、目視確認で明確に廃棄物と判断

空密封容器

空密封容器
（蓋開）

装荷

蓋開け

密封容器
（蓋開）

密封容器蓋

蓋締め

※

表面汚染確認

密封容器
遮蔽容器【16】払出
確認

【17】
積載

移送車両

【〇〇】××

＊＊＊

◇◇

・・・

【容器の概略説明】
原子炉建屋内で発生が予想される粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリ及び廃棄物・RPV、PCV内
ユニット缶：メインプロセス
アブレシブ【No.13】【廃棄物】(注)
回収した燃料デブリを受け取る容器。メッシュ構造とし、燃料デブリの同伴水を除去(水切り)する。
気相系スラッジ【No.4】【液体系】【5】原子炉建屋
外搬出

空専用容器

なお、粒径が0.1mm以上の下記の粒状の燃料デブリの専用容器
はユニット缶の様なメッシュ構造の容器が想定される。
・粒状のMCCI破砕片【No.8】
・
加工切りくず【No.11】
・PCV底部堆積物【No.17】※【3】回収・
充填【4】水切り専用容器【5】原子炉建屋
外搬出（No.1～3は増設建屋内で発
生）

【6】
乾燥

※
専用容器

▽▽

ーーー

ジオポリマー等固化材【No.14】【廃棄物】(注)燃料デブリの入ったユニット缶を収納する容器。燃料デブリ移送・保管における容器の最小単位。
切断時のヒューム等【No.15】【廃棄物】(注)

収納缶の蓋部にはベント孔を設け、放射線分解で発生する水素ガスを容器外に放出する。
：付帯作業プロセス
ベントナイト重泥水【No.16】（粒径数十μm～5mm）【廃棄物】(注)
粉状のMCCI破砕片（粒径0.1mm未満）【No.7】 【液体系/気体系】
移送容器
PCV底部堆積物【No.17】（粒径0.1μm～10mm）【収納缶（ユニット缶の代りにセパ
1F構内移送の際、収納缶を収納する容器。使用済燃料キャスクと同様の容器を想定しており、粒状のMCCI破砕片（粒径0.1～10mm）【No.8】 【ユニット缶】
レータに装荷）】

空収納缶

※
【6】
乾燥

収納缶 (注)
未臨界維持用の中性子吸収材（スラッジ状）【No.5】【廃棄物】：オプションプロセス

未臨界維持用の中性子吸収材（スラリー状）【No.6】【廃棄物】(注)【7】
装荷【3】回収・
充填

液体系で発生(吸引による水中のデブリ回収）・フィルタ廃液の凝縮沈殿物【No.1、2】
・RO濃縮水の凝縮沈殿物【No.3】
・気相系スラッジ【No.4】

移送容器（蓋開）/
遮蔽容器（蓋開）【13】装荷(注:メインプロセスにのみ、No.を記載)※：実施しない可能性があるプロセス。
※

気体系で発生（金属HEPAフィルタ等）

液体系で発生(沈降分離槽でデブリ回収）

【15】
水素発生量
測定

SH-2

(注)個々の種類では、未臨界管理が不要な廃棄物であるが、目視確認で仕分けできない場合は 【凡例】
燃料デブリとして管理する必要がある。

廃棄物処理設備

・粉状のMCCI破砕片【No.7】
・粒状のMCCI破砕片【No.8】
・デブリ加工切りくず【No.10、11、12】・PCV底部堆積物【No.17】
・液相系フィルタ【No.19】

収納缶

除染

・未臨界維持用の中性子遮蔽材【No.5、6】(注)・アブレシブ【No.13】 (注)・ジオポリマー等固化材【No.14】(注)・切断時のヒューム等【No.15】(注)・ベントナイト重泥水【No.16】(注)・粉状のMCCI破砕片【No.7】
・粒状のMCCI破砕片【No.8】
・デブリ加工切りくず【No.10、11、12】・気相系フィルタ【No.18】【14】蓋締め移送容器

Y（発生物量については不明とする。）

廃棄物

空移送容器（蓋開）/

N可能なものは、廃棄物処理設備に送るシナリオとする。

蓋

Y

N
【7】
装荷

空移送容器/空遮蔽容器受入

1F構内移送で移送容器を使用？

【7】
装荷：作業を表記以降は、上記の粒状・塊状の燃料デブリのプロセスフロー（【8】以降)を考慮して、安全性および取扱い性等の観点から実施すべきプロセスを決定していく必要がある。

蓋部のみ2重構造（2重蓋）で、密封、遮蔽の双方の機能を1つの容器で具備する。

デブリ加工切りくず（：取扱物を表記:1μm以下）【No.10】【液体系/気体系】

デブリ加工切りくず（:250μm～1mm）【No.11】【回収容器】

デブリ加工切りくず（

密封容器

気相系フィルタ【No.18】【気体系（金属HEPAフィルタ等）】

1F構内移送の際、収納缶を収納する容器。収納缶の密封機能と、ある程度の遮蔽機能を液相系フィルタ【No.19】【気体系（金属HEPAフィルタ等）】:0.5～100μm）【No.12】【液体系/気体系】
具備する。下記遮蔽容器と組合せて運用する。

遮蔽容器
増設建屋内で発生が予想される粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリ(注)個々の種類では、未臨界管理が不要な廃棄物
1F構内移送の際、密封容器を収納する容器。収納缶の遮蔽機能と、ある程度の閉じ込め機能を・沈降分離設備
であるが、目視確認で仕分けできない場合は具備する。収納缶の1F構内移送時の密封と遮蔽を、容器を2重にして確保する。
燃料デブリとして管理する必要がある。
・粗取フィルタ廃液の凝集沈殿物【No.1】【スラッジ回収容器／廃棄物容器】
・中取/最終処理フィルタ廃液の凝集沈殿物【No.2】【スラッジ回収容器／廃棄物容器】【特記事項】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

・RO濃縮水の凝集沈殿物【No.3】【スラッジ回収容器／廃棄物容器】

燃料デブリの乾燥処理について

燃料デブリの乾燥処理は現在検討中であり、2018年度時点で実施箇所等は未定である。

6. 実施内容

No.36

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出③実施事項、成果
b.評価／課題抽出（国内外の調査結果を踏まえた評価含む）（1/6）

・課題抽出フォーマットに基づく、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの各取り扱いプロセス
における課題の抽出を実施した。

＜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

3

場所

原子炉内

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

収納缶

①構造

・想定すべき事象に伴う荷重に対して②～⑦の基本要求を維持できる構造強度を有すること。

・②～⑦の基本要求につ ・②⑤の基本要求が維持いて、UC、収納缶、移送容 可能な構造とするが、収納器、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。

-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。

・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。

許認可（安全設計）方針
UC
収納缶・設備の二重化等により、取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。
・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。

課題案
収納缶

その他機器 （UCや収納缶以外の取扱設備）

・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。

-④遮蔽・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、セルの遮蔽が担う設・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
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。

-

・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。

-⑤臨界・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。

-

・UCの幾何学的形状で未臨界を維持する。

-

・臨界評価条件（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-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。

-

・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。

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
行わない。
こと。

-

-

-

-

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の取扱時には計量管理は（収納缶への装荷後から計量管理を実施）・取扱時の環境において⑨長期健全性・燃料デブリが極力こぼれ落ちないようなUCにする。

・想定されるUCの使用環

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

ない。

う。

No.3と同様

No.3と同様

備UC＜建屋（ホットセル）の課題＞
・UC外へ放出された粉状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）

・UC取扱いに関し、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（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＞
・取扱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-⑩取扱い操作上の必要 ・燃料デブリ取出し、収納をする上で必要な機能を備えていること。
事項他

4 原子炉内燃料デブリの同伴水①構造を水切り・想定すべき事象に伴う荷重に対して②～⑦の基本要求を維持できる構造強度を有すること。

・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。
・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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning--6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.37③実施事項、成果
b.評価／課題抽出（国内外の調査結果を踏まえた評価含む） （2/6）＜抽出した粉状、スラリー・スラリー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（UC）】
項目

選定された課題

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、 ・粉状燃料デブリの乾燥システムの検討
乾燥手法もしくは水切り方法を開発する。 ⇒関連補助事業（乾燥PJ）で検討

・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。
・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発生量および水素の放出特性の検討⇒2022年度開始補助事業および実機エンジニアリン
グで検討
・粉状燃料デブリの水素濃度測定方法の検討⇒実機エンジニアリングで検討

・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。

・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の検討

・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2022年度開始補助事業で検討

水素

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・2022年度開始補助事業
・実機エンジニアリング

対策案

技術課題と解決フェーズと解決時期注1
・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2022年度開始補助事業で検討※※粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの排出を検討している
関連する補助事業でも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である。

⇒2022年度開始補助事業および実機エンジニアリン
グで検討： 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： 粉状燃料デブリの性状把握後※に検討 （※補助事業では、粉状燃料デブリの性状は仮定条件で検討を実施）

6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.38③実施事項、成果
b.評価／課題抽出（国内外の調査結果を踏まえた評価含む） （3/6）＜抽出した粉状、スラリー・スラリー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

技術課題と解決フェーズと解決時期注1

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⇒補助事業（未定）もしくは実機エンジニアリングで検討

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⇒2022年度開始補助事業で検討

・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2022年度開始補助事業で検討
・粉状燃料デブリの取り扱い方法（収納方法）の検討⇒2022年度開始補助事業で検討

・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.37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.37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）
・2022年度開始補助事業
・補助事業（未定）・実機エンジニアリング： 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）： 現状計画されていない、今後実施する可能性がある補助事業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning： 粉状燃料デブリの性状把握後※に検討 （※補助事業では、粉状燃料デブリの性状は仮定条件で検討を実施）

6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.39③実施事項、成果
b.評価／課題抽出（国内外の調査結果を踏まえた評価含む） （4/6）＜抽出した粉状、スラリー・スラリー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

技術課題と解決フェーズと解決時期注1

・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⇒実機エンジニアリングで検討・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⇒補助事業（未定）もしくは実機エンジニアリングで検討

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⇒実機エンジニアリングで検討

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および環境を考慮し、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および腐食対策の検討⇒補助事業（未定）もしくは実機エンジニアリングで検討

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・2022年度開始補助事業
・補助事業（未定）・実機エンジニアリング： 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）： 現状計画されていない、今後実施する可能性がある補助事業： 粉状燃料デブリの性状把握後※に検討 （※補助事業では、粉状燃料デブリの性状は仮定条件で検討を実施）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.40③実施事項、成果
b.評価／課題抽出（国内外の調査結果を踏まえた評価含む） （5/6）＜抽出した粉状、スラリー・スラリー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

技術課題と解決フェーズと解決時期注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）もしくは実機エンジニアリン
グで検討
・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⇒2022年度開始補助事業で検討・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⇒実機エンジニアリングで検討

・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ブ
立て時に用いる装置（不活性ガス注入装置、リを固化させる方法を開発する。ただし、水素濃度測定装置など）および取り扱い機器
最終処分を考慮し、可逆性を持つ固化方（移送容器、保管容器など）内に収納缶内の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。

閉じ込め
（汚染）

水素

・粉状燃料デブリの固化方法の検討⇒補助事業（未定）もしくは実機エンジニアリングで検討

・粉状燃料デブリを乾燥した場合、収納缶の取・乾燥時の微細化した粉状燃料デブリの挙
・各エリア、各機器内での粉状燃料デブリの飛散特性
り扱いエリア（増設建屋内のホットセルなど）
動（舞い上がりなど）を評価する。また、その検討および閉じ込め性能、汚染拡大防止対策、メン
および取り扱い機器（移送容器、保管容器なれら評価結果を踏まえて各エリア、各機器
テナンス方法の検討
ど）内に収納缶内の微細粉末が多量に飛散し、 の閉じ込め性能および汚染拡大防止対策、 ⇒実機エンジニアリングで検討
高線量の汚染が発生することが考えられる。
メンテナンス方法などを検討する。

・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。

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・2022年度開始補助事業
・補助事業（未定）・実機エンジニアリング

・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.37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」と同様の対応を各機器で行う。
（No.37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）： 現状計画されていない、今後実施する可能性がある補助事業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning： 粉状燃料デブリの性状把握後※に検討 （※補助事業では、粉状燃料デブリの性状は仮定条件で検討を実施）

6. 実施内容
6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出

No.41③実施事項、成果
b.評価／課題抽出（国内外の調査結果を踏まえた評価含む） （6/6）
・選定した課題に対する解決フェーズおよび解決時期を以下に示す。

実機エンジニアリング注1【実施項目（例）】・補助事業成果および粉状燃料デブリ
採取後データに基づく、各機器の設計および運用検討（合理化含む）
関連補助事業（乾燥PJ）注1

本補助事業【実施項目】
・難乾燥物（スラリー・スラッジ、コンクリート）の乾燥データ取得
・収納缶形態での乾燥データ拡充
・乾燥装置概念の具体化（乾燥処理面での収納缶への要望）
2022年度開始補助事業注1

本補助事業【実施項目】
・粉状燃料デブリの放射性物質の取り扱い
事例調査
・水素ガス発生特性、放出特性の検討
・収納缶内の粉状燃料デブリの挙動評価
・粉状燃料デブリの収納方法の概念検討
補助事業（未定）注1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第86 回）資料「２０２１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

注1： ・関連補助事業（乾燥PJ）
・2022年度開始補助事業
・補助事業 （未定）・実機エンジニアリング【実施項目（例）】・粉状燃料デブリの固化方法の検討
・粉状燃料デブリの取り扱い時に想定される環境
および長期健全性の検討： 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）： 現状計画されていない、今後実施する可能性がある補助事業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning： 粉状燃料デブリの性状把握後※に検討 （※補助事業では、粉状燃料デブリの性状は仮定条件で検討を実施）

6. 実施内容

No.42

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出④成果の反映先への寄与
粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出結果をまとめ、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。例えば、スラッジの乾燥や保管等における参考情報など。

⑤現場への適用性の観点における分析
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保管に対する技
術課題の解決が、現場へ適用可能な技術につながることから有益である。

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、TRLレベル1を達成できたと判断する。
• 燃料デブリを塊状、粒状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。

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

No.43

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出⑦今後の課題
燃料デブリを塊状、粒状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、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.37～40参照）
なお、2022年度以降に、上記の技術課題の解決に向けた関連補助事業および本補助事業の継続事業が計画されている。
【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✓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✓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✓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✓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および腐食対策の検討✓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.44

6.2 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出⑧まとめ
・粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリを安全かつ長期間安定保管に持ち込む際の課題を網羅的に抽出するため、粒状・塊状燃料デブリの収納缶および一連の取り扱いプロセスに対して評価項目および整理方法を検討し、課題抽出フォーマットを策定した。
・関連するPJとの合同会議により情報交換を行い、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に関する情報の整理を行った。
・上記の課題抽出フォーマットおよび情報に基づき、粉状、スラリー・スラッジ状燃料
デブリの保管に関する技術課題、ならびにその解決フェーズ、解決時期を明確化した。
・2022年度以降に、上記の技術課題の解決に向けた関連補助事業および本補助事
業の継続事業が計画されている。

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

No.45

6.3 収納缶のフィルタの性能評価①目的、目標塊状・粒状燃料デブリに付随して収納缶に回収された粉状燃料デブリは、保管施設内での静置までの種々の取り扱いや処理（乾燥処理 、検査・計測等）の間、収納缶内で舞い上がり等が想定されるものの収納缶蓋部に設置される予定のフィルタによって捕集されるよう設計が進んでいる。捕集される粉状燃料デブリの量によっては収納缶外に排出される水
素ガスの流量低下や最悪の場合には閉塞して収納缶内の水素ガスの濃度が基準値を超えてしまう可能性がある。
関連する研究開発 「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発」において検討されてきたフィルタに対する要求仕様について確認するとともに、改めて広く要求仕様を検討し、検討されてきたフィルタの選定の考え方や実施されてきたフィルタの評価結果との整合性を確認する。
さらに、フィルタの性能に影響を与える故障シナリオ（例えば腐食など）を選定して、そのシナリオを評価するための試験条件を検討する。
②既往技術との対比
ベントフィルタに関しては、TMI-2における事例調査を実施し、知見の整理をしたが、フィルタの長期使用に伴う劣化がフィルタ性能に与える影響に関しては情報が不足している。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.46

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
検討フローを設定し、各実施項目の検討を実施
a. 環境 /条件の抽出
フィルタに求められる要件

・フィルタ仕様を選定するための一般的な考え方を整理する

フィルタ劣化要因の洗出し・処分施設の設計に用いられている安全評価シナリオ作成手法(FEP注1)を参考に発生する可能性のあるフィルタ劣化要因を洗い出す

インプット条件の整理

・フィルタ劣化要因のうち、インプット条件に合致する劣化要因を取捨選択し、起りうる劣化事象を抽出する

劣化要因を 取捨選択
b. フィルタの寿命評価方法の検討

フィルタの分類整理

収納缶環境を踏まえた
劣化事象の選定

c. 試験方法
及び条件の検討※
N

・過去PJ（収納缶、燃料デブリ性状）からインプット条件として環境、燃料デブリ性状、収納缶仕様を参照し整理する

・一般的なフィルタの性状整理
・各フィルタの寿命評価に必要な要件の整理

・フィルタの種類ごとにa.で抽出した劣化事象が、取り出し～保管までのインプット条件の下で発生する可能性を検討し可能性の高い劣化事象を選定する

Y

理論式によるフィルタ劣化評価

・理論式により取り出し～保管までの劣化の影響を受けたフィルタ性能を評価する※収納缶環境での劣化事象を推定する方法が確立されているフィルタ劣化模擬 方法の検討

・フィルタ劣化模擬方法の検討
・劣化度の判定方法の検討

フィルタ性能 評価方法の検討

・一般的なフィルタ性能評価の方法（JIS等）を調査する
・一般的な方法の適用可否を検討（否⇒修正案を考える）
・試験に必要なパラメータ（インプット）、課題を整理する

注1： シナリオ特性（Feature）、イベント（Event）、プロセス（Process）
をリストとして取り纏め個別事象を整理する手法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.47

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（1/11）（ⅰ）フィルタに求められる要件
・ 燃料デブリ微粒子を閉じ込める機能→捕集対象となる燃料デブリ微粒子の粒径に対して、設定DFを確保できる捕集率を有するフィルタを選定した。

図1 フィルタユニットの性能と捕集粒径注1・ 水の放射線分解で発生する水素を逃がす機能→収納缶内の水素濃度を爆発下限界（常温・常圧の場合、4vol％以下）となるように、発生した水素を拡散により逃がす水素透過性能を有するフィルタを選定した。

注1：上島、“エアフィルタユニットの性能” エアロゾル研究 Vol.4、No.4（1989）
注2：柳生ら、“水素の爆発限界に及ぼす圧力の影響” 安全工学 Vol.8、No.5（1969）

図2 水素-空気2成分系の爆発限界注2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.48

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
・安全評価シナリオ作成手法(FEP)を参考に、５つの環境分類として整理（放射線環境、熱的環境、応力環境、化学環境、外部環境）
a.環境と条件の抽出（2/11）
・それぞれの環境分類において想定され得るフィルタ劣化の原因と事象を整理（ⅱ）フィルタ劣化要因の洗出し
環境分類

放射線環境

原因

放射線分解

事象

閉塞

燃料デブリの放射線分解により水素が発生し微粒子が舞い上がることで、フィルタが閉塞し、内圧が上昇してフィルタが破損する。

破損

廃棄物に同伴する水の放射線分解で生成する水素に長時間暴露することでフィルタが水素脆化し破損する。

破損

燃料デブリの放射線によりフィルタ材料が劣化し破損する。

破損

崩壊熱により燃料デブリの温度が上昇し、熱伝導でフィルタの温度が上昇することでフィルタが熱変質して破損する。

破損

崩壊熱により燃料デブリの温度が上昇し、熱伝導で容器の温度が上昇することで容器が熱変形して、固定されているフィルタに応力がかかることで破損する。

破損

熱対流

熱対流で燃料デブリの微粒子が舞いフィルタが閉塞する。

閉塞

衝撃

運搬時、地震発生時における衝突・落下などの衝撃により容器やフィルタが変形／破損しフィルタの機能を失う。

破損

放射線劣化

熱変質
熱的環境

応力環境

崩壊熱

運搬時や地震による振動

熱変形(容器)振動による発塵 運搬・地震などの振動により燃料デブリ微粒子が舞いフィルタが閉塞する。
減肉

化学環境

腐食

外部環境

環境中のUV閉塞

腐食性物質の付着によりフィルタが腐食し、減肉する。

破損

フィルタ繊維表面に腐食により、酸化膜が形成され線粒径が増加（孔径が減少）することで閉塞する。

閉塞

塩析出

腐食性物質を含む蒸気に長時間暴露することで、フィルタに腐食性物質が蓄積することでフィルタが閉塞する。

閉塞

電食

フィルタと容器または金属燃料デブリの接触面に電位差が生じ、フィルタが電気腐食することでフィルタ強度が低下し破損する。

破損

フィルタ内外でカビ等の微生物が繁殖し、バイオフィルタが形成されることでフィルタが閉塞し水素が透過しない。

閉塞

フィルタ内外の温度差によりフィルタ表面に水膜が形成されることでフィルタが閉塞し水素が透過しない。

閉塞

酸化膜発生

微生物膜
収納缶内と外部環境の差

劣化モード

燃料デブリの放射線分解により水素が発生し微粒子が舞い上がることで、フィルタが閉塞する。

水素発生
脆化

放射線

事象詳細

水膜

エアロゾル堆積 海塩粒子等のエアロゾルが飛散によりフィルタ外面に堆積し閉塞する。

閉塞

微粒子の飛散フィルタ内外の圧力差により流れが生じ微粒子が舞い、フィルタを閉塞する。

閉塞

環境のUVによりフィルタ材料が劣化し破損する。

破損

UV劣化

合計17の劣化事象を抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.49

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（3/11）（ⅲ）インプット条件の整理（1/3）

過去PJの情報から、インプット条件（燃料デブリ性状、容器仕様、収納
缶内/外環境の条件）を抽出した。

表 燃料デブリ性状の抽出結果
成分

物性

随伴液性

水素発生
その他

項目

性状

備考2

溶融燃料デブリ 主成分1UO21号機の事故進展解析より得られたデータ

溶融燃料デブリ 主成分2ZrO２1号機の事故進展解析より得られたデータ

MCCI 主成分1SiO21号機の事故進展解析より得られたデータ

MCCI 主成分2Fe2O31号機の事故進展解析より得られたデータ

MCCI 主成分3UO21号機の事故進展解析より得られたデータ

金属燃料デブリ 主成分1Fe

1号機の事故進展解析より得られたデータ

金属燃料デブリ 主成分2Ni

1号機の事故進展解析より得られたデータ

金属燃料デブリ 主成分3Ru

1号機の事故進展解析より得られたデータ

溶融再固化物 粉・小石状

6~11 g/cm3

1号機の事故進展解析より得られたデータ

溶融再固化物 塊状

6~11 g/cm3

1号機の事故進展解析より得られたデータ

溶融再固化物 岩盤状6~11 g/cm3

1号機の事故進展解析より得られたデータ

MCCI生成物 粉状・小石状

6~11 g/cm3

1号機の事故進展解析より得られたデータ

MCCI生成物 塊状

2~11 g/cm3

1号機の事故進展解析より得られたデータ

MCCI生成物 岩盤状2~11 g/cm3

1号機の事故進展解析より得られたデータ

粒径（粉状）

0.1㎜未満燃料デブリ取り出し（基盤技術）PJ2018年度最終報告資料No.21

粒径（粒状）

0.1㎜~10㎜

燃料デブリ取り出し（基盤技術）PJ2018年度最終報告資料No.21

粒径（塊状）

10㎜～100㎜

燃料デブリ取り出し（基盤技術）PJ2018年度最終報告資料No.21

塩化物イオン

5.6×10^-4mol/L

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.46

ヨウ化物イオン

1.0×10^-4mol/L

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.46

pH

9 ~10

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.46

含水率（乾燥前）50vol.%

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.50

含水率（乾燥後）0.1wt.%

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.50

水素発生速度（乾燥前）

1.6×10-16 L/h/Bq

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.50

水素発生速度（乾燥後）

2.3× 10 ^-18 L/h/ Bq

収納缶PJ2020年度最終報告資料No.50

総インベントリ

2.18 ×10^15 Bq/t

JAEA/電中研「統計的インベントリ推算方法の高度化に関する研究」

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）」2021年6月 最終報告
平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化）」令和元年7月 最終報告
JAEA/電中研「統計的インベントリ推定方法の高度化に関する研究」
から抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.50

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（4/11）（ⅲ）インプット条件の整理（2/3）
表1 収納缶仕様の抽出結果

表2 移送容器仕様の抽出結果

項目

仕様

備考

項目

仕様

備考

主材質

ステンレス鋼（SUS316L）

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.112

主材質

明記なし

ー

シール材

エラストマー系樹脂(EPDM)

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.115

シール材

明記なし

ー

除熱方式

乾式

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.106

除熱方式

乾式

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.94

内径

220㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.114

内径

1700㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.94

高さ

800㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.114

高さ

1200㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.94

ユニット缶外径210㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.114

容積収納缶12本を封入可能

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.94

ユニット缶高さ400㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.114

閉じ込め機能密閉

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.52

上記寸法からの概算値

気体処理機能なし

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.52

容積

0.03m

3
3

充填率

30％（燃料デブリ体積：0.01m ）収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.26

閉じ込め機能フィルタ取付け収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.108

気体処理機能再結合触媒

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.112

ベントフィルタ（暫定値）

表3 保管容器仕様の抽出結果
項目

仕様

備考

項目

仕様

備考

主材質

明記なし

ー

材質

SUS316収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.108

シール材

明記なし

ー

メッシュ径

0.3μm

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.108

除熱方式

乾式

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.5

内径

明記なし

ー

再結合触媒（暫定値）

高さ

明記なし

ー

項目

仕様

備考

容積

明記なし

ー

材質

白金触媒（TKK H1P）

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.120

閉じ込め機能ベント管

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.5

触媒層厚さ

20㎜

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.112

気体処理機能後段にガス処理装置あり

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.5

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）」2021年6月 最終報告から抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.51

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（5/11）（ⅲ）インプット条件の整理（3/3）
表 収納缶内/外の環境条件の抽出結果
収納缶内

外環境

プロセス

封缶セル

乾燥処理

仕立てセル

受入れエリア

保管エリア

備考

温度

～300℃

～300℃

～300℃

～300℃

～300℃

収納缶PJ 平成29年3月 最終報告資料No.50

圧力

負圧

明記なし

常圧

負圧

明記なし

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

湿度（乾燥前）

100%

ー

100%

100%

ー

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

湿度（乾燥後）

十分低い値

十分低い値

十分低い値

十分低い値

十分低い値

雰囲気ガス

建屋雰囲気と同じ－

不活性ガス注入

不活性ガス注入

不活性ガス注入収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5、100~101

冷却方式

乾式自然冷却ー

乾式自然冷却

乾式自然冷却

乾式自然冷却

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

外環境

建屋

乾燥装置

建屋→移送容器

移送容器→建屋→保管容器

保管容器

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

閉じ込め機能フィルタ

フィルタ

フィルタ＋密閉

フィルタ

想定期間

記載なし（数日と予想）

最大10日間記載なし（数日と予想）

記載なし（数日と予想）

最大50年

収納缶PJ 平成30年6月 最終報告資料No.49

プロセス

封缶セル

乾燥処理

仕立てセル

受入れエリア

保管エリア

備考

温度

常温

200℃

常温

常温

常温

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

圧力

負圧

明記なし

常圧

負圧

負圧

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

湿度

適切に管理

ー

適切に管理

適切に管理

適切に管理

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5ベント管からガス処理装置を通して建屋外へ収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5、98

収納缶PJ 2021年6月 最終報告資料No.4~5

平成26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）」平成29年3月 最終報告
平成27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）」平成30年6月 最終報告
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）」2021年6月 最終報告から抽出

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

・封缶セル

6.3 収納缶のフィルタの性能評価

封缶セル③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（6/11）（ⅳ）劣化要因の取捨選択 （1/6）
水素脆化

放射線
劣化

熱変質

温度
フィルタ強度

放射線量
照射時間
フィルタ材質
時間

水素発生量
含水率
温度
時間

ポート

収納缶

収納缶移動設備

熱変形
(容器)

No.52

揚重機

衝撃

温度
フィルタ強度
フィルタ熱膨張係数
フィルタ材質容器の 熱膨張係数

重量測定設備（表面汚染検査の実施）

減肉

発生応力
フィルタ強度
燃料デブリ組成
燃料デブリ(塊)形状
容器強度
容器材質

電食

腐食性イオン濃度
温度
湿度
含水率
時間

UV劣化

容器材質
フィルタ材質
燃料デブリ組成
含水率
温度
湿度
時間

UV強度
照射時間
フィルタ材質
時間

破損
閉塞

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径フィルタ強度
微粒子粒径
微粒子密度

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径
微粒子粒径
微粒子密度

ガス発生

温度
容器形状
燃料デブリ形状
収納缶内の燃料デブリ位置
微粒子粒径
微粒子密度

熱対流

振動数・振幅加速度
内外圧力差
フィルタ孔径 微粒子粒径
微粒子粒径 微粒子密度
微粒子密度

振動に
よる発塵

微粒子
飛散

事象の進行速度が遅く、当該エリア滞在中に破損/閉塞に至らないため除外

腐食性イオン濃度
温度
湿度
含水率
フィルタ孔径時間

酸化膜
発生

腐食性イオン濃度 温度
温度
湿度
湿度
外部風速
含水率
エアロゾル粒径
フィルタ孔径エアロゾル密度
時間

塩析出

エアロゾル
堆積

温度
含水率
微生物
時間

温度
湿度
含水率

微生物膜

水膜

燃料デブリ性状から塩濃度は十分低いため除外

当該エリアにおいて収納缶の内/外で圧力差は生じないため除外
当該エリアが屋内のため除外

17の劣化事象⇒10個除外により、検討すべき項目は7個©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

・仕立てセル

6.3 収納缶のフィルタの性能評価

一次蓋蓋締め 二次蓋蓋締め装置/
装置/
ガス注入設備/ ガス注入設備/
漏洩確認設備 漏洩確認設備③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（7/11）（ⅳ）劣化要因の取捨選択 （2/6）
水素脆化

放射線
劣化

熱変質

仕立てセル

移送車両

移送容器

熱変形
(容器)

温度
フィルタ強度

放射線量
照射時間
フィルタ材質
時間

水素発生量
含水率
温度
時間

No.53

揚重機

衝撃

温度
フィルタ強度
フィルタ熱膨張係数
フィルタ材質容器の 熱膨張係数

移送容器移動設備

減肉

発生応力
フィルタ強度
燃料デブリ組成
燃料デブリ(塊)形状
容器強度
容器材質

移送架台

電食

腐食性イオン濃度
温度
湿度
含水率
時間

UV劣化

容器材質
フィルタ材質
燃料デブリ組成
含水率
温度
湿度
時間

UV強度
照射時間
フィルタ材質
時間

破損
閉塞

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径フィルタ強度
微粒子粒径
微粒子密度

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径
微粒子粒径
微粒子密度

ガス発生

温度
容器形状
燃料デブリ形状
収納缶内の燃料デブリ位置
微粒子粒径
微粒子密度

熱対流

振動数・振幅加速度
内外圧力差
フィルタ孔径 微粒子粒径
微粒子粒径 微粒子密度
微粒子密度

振動に
よる発塵

微粒子
飛散

事象の進行速度が遅く、当該エリア滞在中に破損/閉塞に至らないため除外

腐食性イオン濃度
温度
湿度
含水率
フィルタ孔径時間

酸化膜
発生

腐食性イオン濃度 温度
温度
湿度
湿度
外部風速
含水率
エアロゾル粒径
フィルタ孔径エアロゾル密度
時間

塩析出

エアロゾル
堆積

温度
含水率
微生物
時間

温度
湿度
含水率

微生物膜

水膜

燃料デブリ性状から塩濃度は十分低いため除外

当該エリアにおいて収納缶の内/外で圧力差は生じないため除外
当該エリアが屋内のため除外

17の劣化事象⇒10個除外により、検討すべき項目は7個©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容・受入れエリア

No.54

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（8/11）（ⅳ）劣化要因の取捨選択 （3/6）
水素脆化

放射線
劣化

熱変質

温度
フィルタ強度

放射線量
照射時間
フィルタ材質
時間

水素発生量
含水率
温度
時間

衝撃

熱変形
(容器)

温度
フィルタ強度
フィルタ熱膨張係数
フィルタ材質容器の 熱膨張係数

減肉

電食

発生応力
腐食性イオン濃度
フィルタ強度温度
燃料デブリ組成湿度
燃料デブリ(塊)形状 含水率
容器強度
時間
容器材質

UV劣化

容器材質
フィルタ材質
燃料デブリ組成
含水率
温度
湿度
時間

UV強度
照射時間
フィルタ材質
時間

破損
閉塞

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径フィルタ強度
微粒子粒径
微粒子密度

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径
微粒子粒径
微粒子密度

ガス発生

温度
容器形状
燃料デブリ形状
収納缶内の燃料デブリ位置
微粒子粒径
微粒子密度

熱対流

振動数・振幅加速度
内外圧力差
フィルタ孔径 微粒子粒径
微粒子粒径 微粒子密度
微粒子密度

振動に
よる発塵

微粒子
飛散

腐食性イオン濃度
腐食性イオン濃度 温度
温度
温度
湿度
湿度
湿度
外部風速
含水率
含水率
エアロゾル粒径
フィルタ孔径フィルタ孔径エアロゾル密度
時間
時間

酸化膜
発生

塩析出

エアロゾル
堆積

温度
含水率
微生物
時間

温度
湿度
含水率

微生物膜

水膜

事象の進行速度が遅く、当該エリア滞在中に破損/閉塞に至らないため除外

当該エリアが屋内のため除外
燃料デブリ性状から塩濃度は十分低いため除外

17の劣化事象⇒9個除外により、検討すべき項目は8個©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

・乾燥処理

No.55

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（9/11）（ⅳ）劣化要因の取捨選択 （4/6）
水素脆化

放射線
劣化

熱変質

温度
フィルタ強度

放射線量
照射時間
フィルタ材質
時間

水素発生量
含水率
温度
時間

衝撃

熱変形
(容器)

温度
フィルタ強度
フィルタ熱膨張係数
フィルタ材質容器の 熱膨張係数

減肉

発生応力
フィルタ強度
燃料デブリ組成
燃料デブリ(塊)形状
容器強度
容器材質

電食

腐食性イオン濃度
温度
湿度
含水率
時間

UV劣化

容器材質
フィルタ材質
燃料デブリ組成
含水率
温度
湿度
時間

UV強度
照射時間
フィルタ材質
時間

破損
閉塞

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径フィルタ強度
微粒子粒径
微粒子密度

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径
微粒子粒径
微粒子密度

ガス発生

温度
容器形状
燃料デブリ形状
収納缶内の燃料デブリ位置
微粒子粒径
微粒子密度

熱対流

振動数・振幅加速度
内外圧力差
フィルタ孔径 微粒子粒径
微粒子粒径 微粒子密度
微粒子密度

振動に
よる発塵

微粒子
飛散

腐食性イオン濃度
腐食性イオン濃度 温度
温度
温度
湿度
湿度
湿度
外部風速
含水率
含水率
エアロゾル粒径
フィルタ孔径フィルタ孔径エアロゾル密度
時間
時間

酸化膜
発生

塩析出

エアロゾル
堆積

温度
含水率
微生物
時間

温度
湿度
含水率

微生物膜

水膜

事象の進行速度が遅く、当該エリア滞在中に破損/閉塞に至らないため除外
当該エリアが屋内のため除外
燃料デブリ性状から塩濃度は十分低いため除外

17の劣化事象⇒9個除外により、検討すべき項目は8個©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 収納缶のフィルタの性能評価

No.56

・保管エリア③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（10/11）（ⅳ）劣化要因の取捨選択 （5/6）
水素脆化

放射線
劣化

熱変質

温度
フィルタ強度

放射線量
照射時間
フィルタ材質
時間

水素発生量
含水率
温度
時間

熱変形
(容器)

衝撃

温度
フィルタ強度
フィルタ熱膨張係数
フィルタ材質容器の 熱膨張係数

減肉

発生応力
フィルタ強度
燃料デブリ組成
燃料デブリ(塊)形状
容器強度
容器材質

電食

腐食性イオン濃度
温度
湿度
含水率
時間

UV劣化

容器材質
フィルタ材質
燃料デブリ組成
含水率
温度
湿度
時間

UV強度
照射時間
フィルタ材質
時間

破損
閉塞

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径フィルタ強度
微粒子粒径
微粒子密度

水素発生量
放射線量
含水率
フィルタ孔径
微粒子粒径
微粒子密度

ガス発生

温度
容器形状
燃料デブリ形状
収納缶内の燃料デブリ位置
微粒子粒径
微粒子密度

熱対流

振動数・振幅加速度
内外圧力差
フィルタ孔径 微粒子粒径
微粒子粒径 微粒子密度
微粒子密度

振動に
よる発塵

微粒子
飛散

腐食性イオン濃度 腐食性イオン濃度 温度
温度
温度
湿度
湿度
湿度
外部風速
含水率
含水率
エアロゾル粒径
フィルタ孔径フィルタ孔径エアロゾル密度
時間
時間

酸化膜
発生

塩析出

エアロゾル
堆積

温度
含水率
微生物
時間

温度
湿度
含水率

微生物膜

水膜

当該エリアが屋内のため除外
燃料デブリ性状から塩濃度は十分低いため除外

17の劣化事象⇒４個除外により、検討すべき項目は13個©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.57

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
a.環境と条件の抽出（11/11）（ⅳ）劣化要因の取捨選択 （6/6）
プロセス

封缶セル

乾燥処理

仕立てセル

受入れエリア

保管エリア

水素脆化

×

×

×

×

放射線 劣化

×

×

×

×

減肉

×

×

×

×

酸化膜発生

×

×

×

×

塩析出

×

×

×

×

電食

×

×

×

×

微生物膜

×

×

×

×

×

エアロゾル堆積

×

×

×

×

×

微粒子の飛散

×

UV劣化

×

水素発生

熱変質
熱変形(容器)
熱対流
衝撃
振動による発塵

×

水膜
×
×

×

×

×

×：インプット環境条件から検討不要と判断された項目

塩析出、微生物膜、エアロゾル堆積、UV劣化は全てのプロセスにおいて除外となるため、6.3③b.以降の検討から対象外とする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.58

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（1/27）（ⅰ）フィルタの分類整理
用途
原子力向けフィルタ
米 WIPP
仏 La Hague
日 1F HIC

主要メーカ
NFT(Nuclear Filter Technology)

Ultra Tech
Poral など

製法・ろ材

粒子捕集機能水素透過性能焼結金属
カーボンコンポジット

0.3-0.5μm粒子に対して>99.97%（WIPPの例）

1.85-92.5×10-6(m/s/mf)@NFT
3.66×10-6(m2/s)@Poral

0.1-1000μm
フィルタ種類によって制御可能
精度については規定なし

フィルタスペック（圧損）より原
子力向けフィルタと同等の水
素透過性能と推察

金属製
ガスフィルタ

富士フィルタ
日本製線など粉末焼結体
長繊維焼結体
短繊維焼結体多層金属焼結体

セラミクス製ガスフィルタ日本ガイシ
イビデンなどアルミナ
ゼオライト
コージェライト

0.1-0.3μmの粒子の捕集効率低め細孔制御でHEPA相当の性能発現が可能と推定フィルタスペック（圧損）から
原子力向けフィルタと同等の
水素透過性能と推察

ガラス製・樹脂製
ガスフィルタ日本エアーフィルター
日本ケンブリッジフィルターなど

ガラスファイバー
ポリプロピレンオレフィン
PTFE

HEPA：0.3μm粒子で99.97%以上
ULPA：0.15μm粒子で99.9995%
以上

フィルタスペック（圧損）から
原子力向けフィルタと同等の
水素透過性能と推察

フィルタ仕様で最も異なるのはろ材の材質。
要求される粒子捕集性能に応じ、ろ材の製法、構成を決定する。
フィルタ寿命はフィルタろ材の材質に大きく依存する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.59

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（2/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（1/26）
各劣化プロセスにおいて劣化に至るシナリオを整理した。
2段階の条件（緩和/過酷）を考慮することで、劣化シナリオ条件を幅広に検討した。
劣化
プロセス

劣化に至るシナリオ
シナリオ1（緩和条件）

シナリオ２（過酷条件）

乾燥後の廃棄物中に含まれる残留水分 未乾燥・乾燥が不十分な廃棄物の収納によの放射線分解により水素が発生し、燃料 り、乾燥時よりも多くの水素が発生し、燃料デ水素発生
デブリ微粒子が舞い、フィルタが閉塞し機 ブリ微粒子が舞い、フィルタが閉塞し機能を
能を失う。
失う。

シナリオ２（過酷条件）
運搬時、地震時の容器転倒により、廃棄運搬時、地震時の振動により、廃棄物
振動による物微粒子がフィルタ表面に圧着し、フィル微粒子が舞い、フィルタ表面を覆う／閉発塵
タ表面を覆う／閉塞しフィルタの機能を失塞しフィルタの機能を失う。
う。

酸化膜
発生

熱崩壊により燃料デブリの温度が上昇。熱崩壊により燃料デブリの温度が上昇。
乾燥時の温度である200℃に温度が到 収納缶の仕様である300℃まで温度が到
達、酸化膜が生じて閉塞する。
達、酸化膜が生じて閉塞する。

熱崩壊により燃料デブリの温度が上昇。 熱崩壊により燃料デブリの温度が上昇。収納
乾燥時の温度である200℃に温度が到達。缶の仕様である300℃まで温度が到達。容器
容器が熱変形して、固定されているフィル が熱変形して、固定されているフィルタに応
タに応力がかかることで破損する。
力がかかることで破損する。

電食

結露等でフィルタに水分が存在し、かつ、結露等でフィルタに水分が存在し、か塩化物イオンが付着し、部分的に腐食しつ、塩化物イオンが付着するような現その周辺で電位差が生じるような現象が象がおきる。
おきる。

熱崩壊により燃料デブリの温度が200℃に熱崩壊により燃料デブリの温度が300℃に達達し、容器内の熱対流が発生することで、 し、容器内の熱対流が発生することで、燃料
燃料デブリ微粒子が舞いフィルタが閉塞し デブリ微粒子が舞いフィルタが閉塞し機能を機能を失う。
失う。
運搬時、地震発生時に穏やかな衝突／衝 運搬時、地震発生時における衝突／数ｍの撃により容器やフィルタが変形／破損し 高さからの落下などの衝撃により容器やフィフィルタの機能を失う。
ルタが変形／破損しフィルタの機能を失う。

水膜結露で発生した水膜によりフィルタの一 結露で発生した水膜によりフィルタの全部部が閉塞し流路面積が減少する。
が閉塞する。

微粒子の飛散

収納缶保管建屋の換気により差圧によ 収納缶保管建屋の換気と移送容器の排り、保管容器内に流れが生じ、燃料デ 気操作により、保管容器内に流れが生じ、ブリ微粒子が舞うことで、フィルタが閉 燃料デブリ微粒子が舞うことで、フィルタが
塞する。
閉塞する。

放射線
劣化

放射線エネルギーを吸収劣化し、フィルタ 放射線エネルギーを吸収劣化し、フィルタ材
材料の強度が低下する。
料が破損する。

熱変質

熱崩壊により燃料デブリの温度が上昇。 熱崩壊により燃料デブリの温度が上昇。収納
乾燥時の温度である200℃に温度が到達、缶の仕様である300℃まで温度が到達、フィフィルタが変形して機能を失う。
ルタが変形して機能を失う。

衝撃

シナリオ1（緩和条件）

減肉

発生した水素が吸収されかつ水分が生成し発生した水素が吸収され、保管期間内にた状態になり、保管期間内に脆化を発生する
脆化を発生する濃度になり破壊する。
濃度になり破壊する。

熱対流

劣化に至るシナリオ結露等でフィルタに水分が存在し、か 結露等でフィルタに水分が存在し、かつ、つ、塩化物イオンが付着するような現 廃棄物に由来する微粒子が多く付着する
象がおきて、孔食が発生し腐食生成物 ような現象がおきて、すき間腐食が発生しが生成して閉塞する。
腐食生成物が生成して閉塞する。

水素脆化

熱変形
(容器)

劣化
プロセス

劣化プロセスごとに劣化事象としての選定要否を検討した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

収納缶

No.60

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
燃料デブリ
b.フィルタの寿命評価方法の検討（3/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（2/26）
事象：水素発生 劣化モード：閉塞＆破損◼ 水素発生による上昇流により粉状燃料デブリが浮上しフィルタが閉塞するか評価する。

水素気流

高さ
400mm

内径210mm

図1 ユニット缶の模式図◼ 微粒子浮上速度
ストークスの式より粒子の沈降速度を計算⇒水素発生速度と粒子の沈降速度を計算・比較◼ 水素発生流量
インプット条件から水素発生流量は、9.03×10-5[L/h]と計算（計算式）
水素発生速度[L/h/Bq]×総インベントリ[Bq/ton]
×燃料デブリ密度[ton/m3]×燃料デブリ容積[m3]）（インプット条件）
・水素発生速度：2.3×10-18[L/h/Bq] （乾燥後、含水率0.1wt.%）
・総インベントリ：2.18×1015[Bq/ton]、
・燃料デブリ密度：4.0[g/cm3](MCCI平均密度)
・燃料デブリ容積：0.0045[m3](ユニット缶体積の30%)

水素は内径210mmの収納缶断面0.038[m2]を上昇する
水素流速は6.6×10-10[m/s]と計算される。
水素流速が粒子の沈降速度よりも十分小さいため、
水素発生によるフィルタ劣化は無視できる。

沈降速度 ＞ 水素発生流速

図2 沈降速度の計算結果（計算式）ストークスの式
vs = DP2(ρP-ρf)g／18η
（インプット条件）
・終端速度vs[m/s]
・微粒子径DP[m]：0.1～100[μm]上限：微粒子の定義より0.1mm以下
下限：フィルタ性能の規定(HEPA 0.3μm、ULPA 0.15μm)を鑑み設定
・粒子密度ρP[kg/m3]：燃料デブリ密度4.0 [g/cm3]
・流体密度ρf[kg/m3]：1.205(20℃空気)・流体粘度η[Pa・s]：1.82×10-5(20℃空気)・重力加速度g[m/s2]：9.8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.61

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（4/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（3/26）
事象：水素脆化 劣化モード：破損••

容器内の水素分圧の評価
各種材料の水素溶解量を検討するために、水素発生速度と大気中の水素割合より、保管容器内における1時間ごとの水素分圧を求めた。
保管容器内水素圧＝大気中の水素＋保管容器内で発生した水素より、容器器外の水素圧：大気中の水素の割合は0.00005%であるため、水素圧は0.05Paとなる。 図1 304Lの水素溶解度と水素圧の関係 注1
容器内の水素圧：PV＝nRT（P：圧力、V：体積、n：mol、R：気体常数、T:温度を用いて算出。
温度300℃と仮定すると、水素発生速度より、保管容器内の水素分圧は1.4Paとなる。
従って、温度300℃の場合の容器内の水素圧は、1.45Pa（1.4×10-5atm)となる。
ステンレス鋼およびNi基合金の場合
・SUS304Lの水素溶解度は容器内の水素圧を考慮すると、図1より、温度300℃でも5ppmよりも低い注1。オーステナイト系ステンレス鋼の水素溶解度は鋼種による差はほとんどないため、SUS316やSUS316Lでも溶解度は同じと考えられる。
・SUS316Lは常温でも数百ppm、85℃では数十ppm吸収しても水素脆化は発生しない注2。
・Ni基合金の溶解度は組成によって異なるが、温度400℃でNi量85%程度で、Feの5倍程度になる。Feの水素の溶解度はSUSはあまり変わらないことが報告されているため注3、
図2 水素脆化特性に及ぼす
表面水素濃度の影響 注2
そこから推定すると温度300℃におけるNi量85%の水素溶解度は30ppm以下となる。
注1： 野村ら、日本金属学会会報、第15巻、第9号、p.563~570（1976）
SUS316も同様と考えられる。
注2： 大村、中村、材料と環境、60、241-247（2011）
この濃度では、水素脆化は発生する可能性は低い。
注3： 吉田ら、日本金属学会会報、第11巻、第7号、p.533~548（1972）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.62

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（5/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（4/26）
事象：水素脆化 劣化モード：破損
・ Tiの場合
図1より、Tiの水素溶解度は常温で10ppm程度、工業用Ti（Fe：
0.3%含む）で100 mass ppmであり、水素脆化を発生する濃度は100～300ppmであることを考慮すると種類によっては常温で水素脆化を発生する可能性はある注1。

図１ Feを0.3%含む工業用純チタンASTM Gr.3の水素含有量と相構成

温度300℃の高温になると水素の溶解度は1000ppmを超えるため、水素が常時発生する環境で長時間で使用した場合は脆化発生の可能性がある。加えて、温度が300℃より低温になると水素化物が生成し、脆化発生の可能性がある注1。
・ セラミックスの場合
表1に水素バリア機能膜の報告例を示す注2。セラミックスであるア
ルミナは水素透過量を削減させる性質があり、金属等の水素脆化を抑制膜として適用が検討されている。また、水素環境で結晶性のア
ルミナに脆化は生じないとも報告されている注3。コージュライト、ゼオ
ライトの水素脆化に関する報告は認められなかった。
注1： 藤井ら、材料と環境、60、248-253（2011）
注2： NEDO 水素先端科学基礎研究事業 中間評価報告書（2008）
注3： JST/科学技術戦略推進費、「構造材料の環境脆化における水素の機能に関する研究」、平成13年～14年：第2期）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.63

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（6/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（5/26）
事象：水素脆化 劣化モード：破損

・ ガラス繊維
ガラス繊維による水素による劣化挙動に関する報告は認められなかった。結晶性石英ガラスファイバーに関しては水素環境下では脆化しないことが報告されている注1。
ただし、ガラス繊維の耐熱性は製品によって様々であるため、保管容器
内の最大温度300℃を考慮して選定する必要がある。

・ 高分子
ポリプロピレンについては報告はなく、挙動が不明
ポリエチンは、水素ガス配管として利用可能であることが、
図 各環境下におけるPTFEの使用可否注3
高圧ガス協会より報告されており、脆化しない注2。
PTFEは、水素ガス環境下での使用が一般的に認められて
注1： JST/科学技術戦略推進費、「構造材料の環境脆化における水素の機能に関する研究」、平成13年～14年：第2期）
おり、脆化しない注3。
注2： 田畑、水素エネルギーシステム、Vol.35、No.4（2010)
注3： 中日技研工業（株）HPより出典→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.64

6.3 収納缶のフィルタの性能評価

事象：放射線劣化 劣化モード：破損
収納缶に燃料デブリ収納後、燃料デブリから発生する放射線照射により、フィルタ材料の機械特性が変化する可能性について検討する。

燃料デブリから発生する放射線
•
•

•

1000

空気中の飛程(cm)③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（7/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（6/26）

10000

100
10
1
アルファ線

0.1

ベータ線
0.01
0

2

4

6

8

10

放射線エネルギー（MeV）
図 アルファ線、ベータ線の空気中の飛程

燃料デブリからはアクチニドや核分裂生成物、放射化物に由来する、アルファ線、ベータ線、ガンマ線が放出される。
アクチニドのアルファ線（5～7MeV程度）の場合、飛程は空気中で数cm、固体中や水中では数μm程度。燃料デブリ表面のみから放出される。フィルタ近傍の燃料デブリ以外は影響なく、フィルタに付着しても、材料表面以外は影響を受けない。
ベータ線、ガンマ線はアルファ線より飛程が長く、特にガンマ線は透過能が高いため、フィルタから離れた燃料デブリからも照射を受ける。

放射線劣化が発生すると考えられる作業
収納缶に燃料デブリを収納後、常に照射を受ける。

放射線がフィルタに及ぼす影響
材料が放射線照射を受けた場合、機械特性が変化する可能性がある。
放射線照射後により、機械特性が変化した後に衝撃を受けた場合、フィルタが破損しフィルタの機能を失う可能性がある。
→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.65

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（8/27）
崩壊熱により燃料デブリの温度が上昇し、熱伝導でフィルタの温度が上昇することでフィルタが熱変質して破損する可能性につ（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（7/26） いて検討した。
最高温度とろ材の融点や軟化点とを比較して評価。耐熱温度等の情報があるものは、それらも加味した。

事象：熱変質（最高温度200℃） 劣化モード：閉塞＆破損
金属

セラミクス

ガラス

高分子

融点[℃]

軟化点[℃]

その他[℃]SUS3041398～1453 注1--

SUS3161370～1397 注1--

Alloy600

1371～1427 注1

-

-

Ti

1668注2

-

-

SiC

-

-

耐熱温度 1600 注4

Al2O3

2015 注3--

コージュライト--

耐火度 1400 注3

Eガラス

-

840 注5最高使用温度 280 注6

Cガラス

-

749 注5

-

Sガラス

-

970注5

-

Dガラス

-

771 注5-

ポリエチレン

65～140 注7-

常用耐熱温度 70～110 注8

オレフィン

65～168 注7-

常用耐熱温度 70～140 注8

PTFE（テフロン）

327 注7-

常用耐熱温度 260 注8〇：発生可能性がないため試験方法の検討必要なし

評価
200℃に対し融点が十分高く、熱変質は発生しない。フィルタの破損の可能性は低い。
〇〇(〇)

200℃に対し融点や耐熱温度、耐火度が十分高く、熱変質は発生しない。フィルタの破損の可能性は低い。

200℃に対し軟化点や最高使用温度が十分高く、熱変質は発生しない。フィルタの破損の可能性は低い。
なお、製品個別の最高使用温度に留意が必要。

×

融点が200℃未満であることまた常用耐熱温度が200℃未満である
ことから、200℃での使用に耐えない。

〇

200℃に対し融点や常用耐熱温度が高く、熱変質は発生しない。フィ
ルタの破損の可能性は低い

×：試験方法の検討必要あり

注7： 新版 プラスチック材料選択のポイント,日本規格協会
注1： ステンレス鋼便覧
注4： SiCセラミック新材料, 日本学術振興会
注8： 日本プラスチック工業連盟：http://www.jpif.gr.jp/2hello/conts/youto.pdf
注2： 大同特殊鋼：https://www.daido.co.jp/products/titanium/properties/index.html 注5： セントラルグラスファイバー株式会社：http://www.centralfiberglass.com/jp/glass_fiber/outline/index.html
注3： 無機化学ハンドブック, 技報堂出版株式会社
注6： フィルターバグ用 - 日東紡 (nittobo.co.jp)：https://www.nittobo.co.jp/business/glassfiber/industrial/heatresistant/filter.html→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.66

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（9/27）
崩壊熱により燃料デブリの温度が上昇し、熱伝導でフィルタの温度が上昇することでフィルタが熱変質して破損する可能性につ（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（8/26） いて検討した。
最高温度とろ材の融点や軟化点とを比較して評価。耐熱温度等の情報があるものは、それらも加味した。

事象：熱変質（最高温度300℃） 劣化モード：閉塞＆破損
金属

セラミクス

ガラス

高分子

融点[℃]

軟化点[℃]

その他[℃]SUS3041398～1453 注1--

SUS3161370～1397 注1--

Alloy600

1371～1427 注1

-

-

Ti

1668注2

-

-

SiC

-

-

耐熱温度 1600 注4

Al2O3

2015 注3--

コージュライト--

耐火度 1400 注3

Eガラス

-

840 注5最高使用温度 280 注6

Cガラス

-

749 注5

-

Sガラス

-

970注5

-

Dガラス

-

771 注5-

ポリエチレン

65～140 注7-

常用耐熱温度 70～110 注8

オレフィン

65～168 注7-

常用耐熱温度 70～140 注8

PTFE（テフロン）

327 注7-

常用耐熱温度 260 注8〇：発生可能性がないため試験方法の検討必要なし

評価
300℃に対し融点が十分高く、熱変質は発生しない。フィルタの破損の可能性は低い。
〇

〇

(×)

×

300℃に対し融点や耐熱温度、耐火度が十分高く、熱変質は発生しない。フィルタの破損の可能性は低い。

300℃に対し軟化点が十分高く、ろ材の熱変質は発生しない。
なお、最高使用温度が300℃を下回る材料もあり、製品個別の最高使用温度に留意が必要。

融点が300℃未満であること（2種）、また常用耐熱温度が300℃未満
であることから、300℃での使用に耐えない。

×：試験方法の検討必要あり

注7： 新版 プラスチック材料選択のポイント,日本規格協会
注1： ステンレス鋼便覧
注4： SiCセラミック新材料, 日本学術振興会
注8： 日本プラスチック工業連盟：http://www.jpif.gr.jp/2hello/conts/youto.pdf
注2： 大同特殊鋼：https://www.daido.co.jp/products/titanium/properties/index.html 注5： セントラルグラスファイバー株式会社：http://www.centralfiberglass.com/jp/glass_fiber/outline/index.html
注3： 無機化学ハンドブック, 技報堂出版株式会社
注6： フィルターバグ用 - 日東紡 (nittobo.co.jp)：https://www.nittobo.co.jp/business/glassfiber/industrial/heatresistant/filter.html→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.67

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（10/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（9/26）
事象：熱変形（容器） 劣化モード：閉塞＆破損
崩壊熱により燃料デブリの温度が上昇し、熱伝導で容器の温度が上昇することで容器が熱変形して、固定されているフィルタに応力がかかることで破損し、フィルタの機能を失う可能性について検討した。

収納缶およびフィルタろ材：下記条件を想定
・収納缶はSUS316L製(線熱膨張係数, 16.2 ×10-6 [/℃]注1)で形状は円筒形・フィルタ外枠と収納缶は共材
・フィルタは収納缶に剛（リジッド）に固定
・フィルタろ材の外径200mm、収納缶（およびフィルタ枠）の外径300mm
・フィルタろ材は稠密
図 収納缶（想定）注2

上記想定をもとに、シナリオ毎の使用最高温度におけるフィルタろ材の熱応力を評価した。
注1： ステンレス協会：http://www.jssa.gr.jp/contents/faq-article/q6/
注2：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 2021年6月 最終報告資料より引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.68
ろ材

6.3 収納缶のフィルタの性能評価

rc0 rf0③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（11/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（10/26）
事象：熱変形（容器）（最高温度200℃） 劣化モード：閉塞＆破損
金属

セラミクス

ガラス

高分子

ろ材の
ろ材の
ろ材に
線熱膨張係数 注14, ヤング率 注14 かかる応力
αf [10-6 /℃]
Ef [GPa]
σc [MPa]16.2 注1
193 注10

SUS316

ろ材の引張強度 注14σ [MPa]470 注4

SUS30417.8 注1

193 注1-36

470 注4

Alloy600

13.3 注2

157 注256

600 ～ 1200 注2

Ti

8.4注3

106注3

112

240注5

SiC

3.7 注6447 注8447

390 注10

Al2O3

7.7 注6

370 注9277

120 注11

コージュライト

1.1 注788 注7

188

25 ～ 40 注7

Eガラス

5.5 注1272.5 注121133430 注12

Cガラス

7.3 注1268.6 注12902744 注12

Sガラス

2.9 注1284.3 注12

1594655 注12

Dガラス

3.1 注1251.9 注121042450 注12

ポリエチレン

-

-

-

-

オレフィン

-

-

-

-

rch
Wo

収納缶（およびフィルタ枠）
常温

r
rfh

Wh

200℃

＜モデル＞
・厚さの影響は考慮しない（フィルタ厚さ＝収納缶厚さとする）
・フィルタろ材とフィルタ枠、フィルタ外枠と収納缶内径は剛に接続
・ろ材は稠密（隙間なし）。
・フィルタ外枠と収納缶は共材。
・フィルタろ材の外径200mm、収納缶（およびフィルタ枠）の外形300mm。
・ろ材の自由膨張後の半径(rfh)を平衡位置(r)に伸ばす際に要する応力を熱応力として評価

影響評価 注15
収納缶がSUS316Lでない（熱膨張が同等でない）場合、熱応力が生じ、破損の可能性がある。
××

×

収納缶がSUS316Lであれば、ろ材と収納缶の熱膨張が同等であり、ろ材にかかる応力は低く、ろ材引張強度と比較しても低いことから影響は小さいと考えられる。ただし、ろ材の体積比率が下がれば応力が高くなり、破損の可能性がある。

ろ材の熱膨張が収納缶に比較して小さいため、熱応力（引張）が生じる。熱応力は材料強度に比較して低いものの、ろ材の体積比率が下がれば応力が高くなり、破損の可能性がある。
ろ材の熱膨張が収納缶に比較して小さいため、熱応力（引張）が生じる。熱応力は材料強度に比較して高く、破損の可能性がある。

ろ材の熱膨張が収納缶に比較して小さいため、熱応力（引張）が生じる。熱応力は材料強度に比較して低いものの、ろ材の体積比率が下がれば応力が高くなり、破損の可能性がある。
××

PTFEは、ろ材の熱膨張が収納缶に比較して大きいため、熱応力（圧縮）が生じる。ろ材の体積比率が下がれば圧縮応力が高くなり、破損の可能性がある。

PTFE
100 注13
0.4 注13-6
14 注13〇：発生可能性がないため試験方法の検討必要なし ×：試験方法の検討必要あり
注1： ステンレス協会：http://www.jssa.gr.jp/contents/faq-article/q6/
注8： 株式会社フェローテックマテリアルテクノロジーズ：https://www.google.com/url?sa=t&rct=j&q=&esrc=s&source
注2： 株式会社タカヤマ：http://www.takayama-industry.com/inconel/=web&cd=&cad=rja&uact=8&ved=2ahUKEwioqeK3xcTzAhWdwosBHZa-CKkQFnoECAQQAQ&url=https%3A%2F%2
注3： 大同特殊鋼：https://www.daido.co.jp/products/titanium/properties/index.html
Fft-mt.co.jp%2Fassets%2Fpdf%2Fjp%2Fcvd_sic%2Fcvd_sic_performance.pdf&usg=AOvVaw0eZTi5AELcG7hFkH0TsKj0
注4： ステンレス鋼便覧
注9： 日本ファインセラミックス株式会社：https://www.japan-fc.co.jp/products/cate01/cate0101/al2o3-995-al2o3-999.html
注5： 神戸製鋼所： https://www.kobelco.co.jp/products/titan/files/details.pdf
注10： 藤沢、松末、高原:材料 35巻397号 (1986) pp1112
注6： 京セラ：https://www.kyocera.co.jp/prdct/fc/list/tokusei/bouchou/
注11： 坂口電熱：https://sakaguchi-dennetsu.co.jp/assets/files/PDF/lineup/other/taikabutsu_sankou.pdf
注7： 無機化学ハンドブック, 技報堂出版株式会社 (コージェライト磁器として。線熱膨張は20-100℃の値)

注12： 南条、日本複合材料学会誌、33巻4号 (2007) pp.141-149
注13： 華陽物産株式会社：https://www.google.com/url?sa=t&rct=j&q=&esrc=s&source=web&cd=&cad=rja&uact=8&ved=
2ahUKEwiLi4DdttjzAhWSHXAKHStnCScQFnoECAYQAQ&url=https%3A%2F%2Fkayo-corp.co.jp%2Fcommon%2Fpdf%2F
pla_propertylist01.pdf&usg=AOvVaw2Vxk2pSVEW3Vcqf-4O4ONL
注14： 下線の数値は200℃以外の温度のデータの可能性あり
注15： 設計条件で異なる→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.69
ろ材

6.3 収納缶のフィルタの性能評価

rc0 rf0③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（12/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（11/26）
事象：熱変形（容器）（最高温度300℃） 劣化モード：閉塞＆破損
金属

セラミクス

ガラス

高分子

ろ材の
ろ材の
ろ材に
線熱膨張係数 注14, ヤング率 注14 かかる応力
αf [10-6 /℃]
Ef [GPa]
σc [MPa]16.2 注1
193 注10

SUS316

ろ材の引張強度 注14σ [MPa]470 注4

SUS30417.8 注1

193 注1-56465 注4

Alloy600

13.3 注2

157 注288

600 ～ 1200 注2

Ti

8.4注3

106注3

177

170注5

SiC

3.7 注6447 注8705

385 注10

Al2O3

7.7 注6

370 注9437

120 注11

コージュライト

1.1 注788 注7296

25 ～ 40 注7

Eガラス

5.5 注1272.5 注121783430 注12

Cガラス

7.3 注1268.6 注121412744 注12

Sガラス

2.9 注1284.3 注122514655 注12

Dガラス

3.1 注1251.9 注121632450 注12

ポリエチレン

-

-

-

-

オレフィン

-

-

-

-

rch
Wo

収納缶（およびフィルタ枠）
常温

r
rfh

Wh

300℃

＜モデル＞
・厚さの影響は考慮しない（フィルタ厚さ＝収納缶厚さとする）
・フィルタろ材とフィルタ枠、フィルタ外枠と収納缶内径は剛に接続
・ろ材は稠密（隙間なし）。
・フィルタ外枠と収納缶は共材。
・フィルタろ材の外径200mm、収納缶（およびフィルタ枠）の外形300mm。
・ろ材の自由膨張後の半径(rfh)を平衡位置(r)に伸ばす際に要する応力を熱応力として評価

影響評価 注15
収納缶がSUS316Lでない（熱膨張が同等でない）場合、熱応力が生じ、破損の可能性がある。
××

×

収納缶がSUS316Lであれば、ろ材と収納缶の熱膨張が同等であり、ろ材にかかる応力は低く、ろ材引張強度と比較しても低いことから影響は小さいと考えられる。ただし、ろ材の体積比率が下がれば応力が高くなり、破損の可能性がある。

ろ材の熱膨張が収納缶に比較して小さいため、熱応力（引張）が生じる。熱応力は材料強度に比較して高く、破損の可能性がある。
ろ材の熱膨張が収納缶に比較して小さいため、熱応力（引張）が生じる。熱応力は材料強度に比較して高く、破損の可能性がある。

ろ材の熱膨張が収納缶に比較して小さいため、熱応力（引張）が生じる。熱応力は材料強度に比較して低いものの、ろ材の体積比率が下がれば応力が高くなり、破損の可能性がある。
××

PTFEは、ろ材の熱膨張が収納缶に比較して大きいため、熱応力（圧縮）が生じる。ろ材の体積比率が下がれば圧縮応力が高くなり、破損の可能性がある。

PTFE
100 注13
0.4 注13-9
14 注13〇：発生可能性がないため試験方法の検討必要なし ×：試験方法の検討必要あり
注1： ステンレス協会：http://www.jssa.gr.jp/contents/faq-article/q6/
注8： 株式会社フェローテックマテリアルテクノロジーズ：https://www.google.com/url?sa=t&rct=j&q=&esrc=s&source
注2： 株式会社タカヤマ：http://www.takayama-industry.com/inconel/=web&cd=&cad=rja&uact=8&ved=2ahUKEwioqeK3xcTzAhWdwosBHZa-CKkQFnoECAQQAQ&url=https%3A%2F%2
注3： 大同特殊鋼：https://www.daido.co.jp/products/titanium/properties/index.html
Fft-mt.co.jp%2Fassets%2Fpdf%2Fjp%2Fcvd_sic%2Fcvd_sic_performance.pdf&usg=AOvVaw0eZTi5AELcG7hFkH0TsKj0
注4： ステンレス鋼便覧
注9： 日本ファインセラミックス株式会社：https://www.japan-fc.co.jp/products/cate01/cate0101/al2o3-995-al2o3-999.html
注5： 神戸製鋼所： https://www.kobelco.co.jp/products/titan/files/details.pdf
注10： 藤沢、松末、高原:材料 35巻397号 (1986) pp1112
注6： 京セラ：https://www.kyocera.co.jp/prdct/fc/list/tokusei/bouchou/
注11： 坂口電熱：https://sakaguchi-dennetsu.co.jp/assets/files/PDF/lineup/other/taikabutsu_sankou.pdf
注7： 無機化学ハンドブック, 技報堂出版株式会社 (コージェライト磁器として。線熱膨張は20-100℃の値)

注12： 南条、日本複合材料学会誌、33巻4号 (2007) pp.141-149
注13： 華陽物産株式会社：https://www.google.com/url?sa=t&rct=j&q=&esrc=s&source=web&cd=&cad=rja&uact=8&ved=
2ahUKEwiLi4DdttjzAhWSHXAKHStnCScQFnoECAYQAQ&url=https%3A%2F%2Fkayo-corp.co.jp%2Fcommon%2Fpdf%2F
pla_propertylist01.pdf&usg=AOvVaw2Vxk2pSVEW3Vcqf-4O4ONL
注14： 下線の数値は300℃以外の温度のデータの可能性あり
注15： 設計条件で異なる→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.70

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（13/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（12/26）
事象：熱対流 劣化モード：閉塞＆破損••

図1 熱泳動による発塵

燃料デブリが想定される最大温度300℃であり、ユニット缶上部が室温の場合、ユニット缶の気相部に温度勾配が生じ、燃料デブリに含まれる微粒子は低温側に向かう力を受け（熱泳動）、微粒子の沈降速度と比較しフィルタを劣化する事象が起こるか評価する。
ユニット缶環境で熱泳動により微粒子が浮上する速度、熱泳動速度を評価し、ストークス式に基づく沈降速度と比較した。
熱泳動速度
Waldmannの理論式 注1
UT = Kth・v・∇T／T※熱泳動係数Kthについて・微粒子が凝集した際の粗密さに依存。粗密さはかさ密度と真密度の比をとった
無次元密度で表現される。無次元密度が小さいほど（微粒子の凝集が粗いほど）熱泳動の影響を受けやすく、熱泳動係数Kthが大きくなる。
・収納缶の燃料デブリ微粒子の無次元密度が不明であるため、ここでは熱泳動速度が大きくなるよう、保守的にKth=1とする。
・なお、燃料デブリ情報の詳細がわかり次第、再評価することが望ましい。

UT：熱泳動速度[m/s]Kth：熱泳動係数※v：気体の動粘度係数[m2/s]=流体の粘性係数[Pa・s]／流体の密度[kg/m3]⇒20℃、空気の値を使用∇T：温度勾配[K/m]⇒燃料デブリ表面を300℃、ユニット缶上部を25℃(室温)
この間の燃料デブリ-ユニット缶上部間距離280mmで除した値982K/mを使用
T：絶対温度 [K]注1： 鈴木、土橋ら、”すすの熱泳動挙動の予測手法に関する研究”、日本燃焼学会誌、第52巻59号(2010年)p68-75

Kth = - 0.49DD + 0.89

図2 無次元密度と熱泳動係数の相関注1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.71

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（14/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（13/26）
事象：熱対流 劣化モード：閉塞＆破損•

熱泳動速度は5×10-5m/sで、1μm以下の粒子では粒子浮上速度を上回る（熱泳動により微粒子が飛散する）。

•

熱泳動により飛散する微粒子の到達距離は1×10-8mmと非常に小さく、フィルタに至る距離ではない。

⇒熱対流による微粒子浮上により到達する距離は十分小さいため、熱対流によるフィルタ劣化は無視できる。

沈降速度

熱泳動により飛散する粒子の到達距離は非常に小さく、フィルタに至る距離ではない。

粒子が飛散する
粒径範囲
熱泳動速度

図1 熱泳動速度と沈降速度の比較

図2 微粒子の到達距離評価結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.72

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（15/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（14/26）
Φ300
Φ200

事象：衝撃 劣化モード：閉塞＆破損

53

運搬時、地震発生時における衝突・落下などの衝撃により容器やフィルタが変形／破損しフィルタの機能を失う可能性について
検討する。

114

蓋

75
Φ240
Φ220

収納缶重量

胴部
840

・ 金属部については下記仕様を想定した。
蓋

胴部

干渉構造

材質

SUS316L(密度
8.0g/cm3)

SUS316L(密度
8.0g/cm3)

SUS316L(密度
8.0g/cm3)

SUS316L(密度
8.0g/cm3)外形

Φ300mm×114mm

Φ240mm×840mm

Φ240mm×840mm

Φ210mm
×400mm

厚さ

50mm

10mm

2.8mm

30

ユニット缶

ユニット缶
Φ198
Φ210

燃料デブリ
10
30

2.8

6mm

・ 燃料デブリは、充填率50%、密度11g/cm3を想定した。

400

図1 収納缶構造例注1

上記仕様をもとに、ユニット缶と燃料デブリを収めた収納缶の重量を算出した。
約300 kgと仮定して検討した。

干渉構造Φ216.3
Φ240

115

10

図2 想定した収納缶構造

注1：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 2021年6月 最終報告資料より引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.73

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（16/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（15/26）
事象：衝撃 劣化モード：閉塞＆破損
衝撃が発生すると考えられる作業・ 収納缶つり上げ後の落下（地震を含む）
・ 収納缶移送時の揺れや地震の揺れによる収納缶側面の衝突

図 収納缶取り扱いフロー中の作業の例（想定）注1

衝撃がフィルタに及ぼす影響
・ 収納缶（約300kg）が数ｍの高さから落下した際には、その衝撃や収納缶の変形により、フィルタが変形/破損しその機能を失う可能性がある。なお、落下する高さ、移動速度、接地箇所（収納缶底部から落下、横転など）、フィルタの固定方法などにより変形/破損状況が異なる。
・ 衝突した際、フィルタが変形/破損しフィルタの機能を失う可能性がある。なお、衝突した際の移動速度、
衝突箇所、フィルタの固定方法などにより変形/破損状況が異なる。
・ ユニット缶の仕様やフィルタ取付部の仕様（取付部の形状、邪魔板の有無やその仕様など）によっては、ユニット缶や燃料デブリの飛び跳ねによるフィルタの変形/破損や閉塞を考慮する必要がある。

→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
注1：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
2021年6月 最終報告資料より引用し編集©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容
6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（17/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（16/26）

No.74

東日本大震災の時の最大地震加速度＝29.33m/s2 注1

事象：振動による発塵 劣化モード：閉塞＆破損
・地震動による発塵は、地震の振動加速度と地震の周期によって決まる初速度が微粒子に対して垂直に作用した場合、微粒子の到達する高さが、燃料デブ
リ－フィルタ間の距離を上回る場合に影響有、と考える。
・東日本大震災の初速度は以下の式より4.4m/sとなる。
初速度[m/s]=最大地震加速度29.33[m/s2]
×(地震周期1/3.3[s]×上向きの力がかかる時間割合0.5[-])・微粒子の浮上・沈降の運動方程式注2を解き、初速度4.4m/s時の細孔到達高さ
を評価
ユニット缶

図1 東日本大震災の強振動注1

最高到達点

・浮上中の粒子の運動方程式

𝜌𝑃 𝑉𝑃

𝑑𝑣
= −𝜌𝑃 𝑉𝑝 𝑔 + 𝐹𝑏 − 𝑅𝑓 …(1)𝑑𝑡𝜌𝑃 、𝑉𝑃 、 𝑣は粒子の密度、体積、速度𝑡は時間、𝑔は重力加速度、𝐹𝑏 は浮力、𝑅𝑓 は流体抵抗

燃料デブリ(充填率30%)

振動に伴う上向きの初速度

燃料デブリとユニット缶上部の距離280mm(=400×(1-0.3))

高さ
400mm

(符号は上向きを正とする)

振動による
初速度v0

浮力Fb

重力

微粉末

燃料デブリ表面

内径210mm
注1：功刀ら、”2011年東北地方太平洋沖地震による強震動”、防災科学技術研究所主要災害調査 第 48 号 （2012 年）
注2： 小川浩平、”シリーズ＜新しい化学工学＞１、流体移動解析”初版版、朝倉書店、 (2011年) p58

流体
抵抗力Rf

ユニット缶模式図

物理モデル

図2 ユニット缶模式図と振動による発塵の物理モデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.75

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（18/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（17/26）
事象：振動による発塵 劣化モード：閉塞＆破損•••

地震動により垂直上向きに4.4m/sの初速度を与えられた場合の燃料デブリの上昇運動により到達する距離を計算する。
対象とする100μm以下の微粒子は概ね到達距離が小さいが、100μm相当で約320mmとなる。
本結果は概ね到達距離のオーダーが同程度であるため、地震動による 影響は無視できない。

図 振動による微粒子の最大到達高さの計算結果→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.76

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（19/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（18/26）
事象：減肉 劣化モード：破損
ここでは、100℃より高温の場合は水分が蒸発してしまうため、ここでは100℃以下の事象について検討した。
・ 金属フィルタの場合
図1に示す各種ステンレス鋼の孔食電位と耐孔食性指標より、耐食性はSUS304＜SUS316L＜Ni基合金である625合金であることが分かる。図2より、すき間腐食に関してSUSは、塩化物イオン濃度が300ppm以下であればすき間腐食は発生しない。また、図3および図4より、Ni基合金やTiについてはSUSよりも耐すき間腐食性が高いため、より発生しにくいと考えられる。
ただし、結露によって常時水分が発生し、局部的に塩化物や廃棄物に由来する微粒子が付着し、そのエリアのみ腐食電位が上昇し、孔食電位や隙間腐食電位を超えてしまうと腐食する可能性がある。比較的耐食性の低いSUSはその可能性があるため、試験評価を実施することが望ましい。
なお、耐孔食性指標、腐食電位に対してSUS316、SUS316Lの差はほとんどないため、減肉に対する評価は同じと考える。
注3：コンクリート工学年次論
文集、Vol.30、
No.1（2008）

図1 各種ステンレス鋼の孔食電位と耐孔食性指標

図2 すき間腐食電位と塩化物イオン
濃度の関係注1
注1：電力中央研究所報告 Q12001
平成25年4月

図3 飽和塩化Na水溶液環境におけるTiおよび各種ステンレ
ス鋼のすき間腐食発生限界注2

図4 各種Ni合金およびステンレス鋼の降温部ライン中の応力腐食割れおよびすき間腐食に対する適用性の相対比較注3

注2：佐藤広士ら、配管技術、24©International Research Institute for Nuclear Decommissioning、66（1982）

6. 実施内容

No.77

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（20/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（19/26）
事象：減肉 劣化モード：破損

図1 酸および塩基に対するセラミックスの耐食性注1・ セラミックスの場合
アルミナ（Al2O3）
酸性溶液には耐食性有、アルカリ溶液での耐食性は劣る。
純度が高いほど耐食性は良好（高温水中での報告あり）。
コージュライト（2MgO・2Al2O3・5SiO2）
アルミナよりも耐食性は劣る、アルカリには強いと報告あり。
ゼオライト （SiO4とAlO4四面体構造を基本）
耐食性に関する報告はなく、挙動が不明である。
図 2 アルミナセラミックスの300℃水中での腐食による重量変化反応時間の関係注1

・ガラスの場合
ガラス繊維フィルタとしては、E、C、S、Dの種類が挙げられるが、Cのみ耐食性を考慮して製作されているものである。耐食性に関する報告はなく、挙動が不明である。

注1： 吉尾ら、材料と環境、44，405-415（1995)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.78

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（21/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（20/26）
事象：減肉 劣化モード：破損
・ 高分子フィルタの場合
ポリエチン、ポリプロピレン、PTFEは、表に示すように塩水に対して良好な耐食性を示す。
従って使用温度に注意すれば、（ポリエチレン：130℃以下、ポリプロピレン：160℃以下、PTFE：260℃以下）適用可能である。
表1 ポリエチン,ポリプロピレン, PTFEの耐食性注1

ポリエチン,ポリプロピレン
PTFEの耐食性はいずれも◎で良好

注1：華陽物産（株）より抜粋
http://www.kayo-corp.co.jp/→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.79

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（22/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（21/26）
事象：酸化膜発生 劣化モード：閉塞
高分子材料は耐熱温度を超えているので、適用不可である。
金属フィルタ、セラミックス、ガラス繊維について評価する。
・ 金属フィルタ
Crを含む合金の高温酸化は700℃までは増加量も小さい。
図2 各温度における酸化したチタン
Tiは1時間酸化処理を行っても数nmである。ただし、フィルタ
試料の表面粗さと表面酸化層厚さ注2が50年間、ずっと200～300℃保持されている場合は、酸化膜
図1 各種ステンレス鋼の大気中での酸化挙動注1が成長する可能性はあり、フィルタを閉塞させる可能性はある。
・ セラミックス
表 ガラス繊維の特徴注3
セラミックスは耐熱性に優れているため、200℃や300℃の環境下で酸化膜を生成することはほとんどない。
・ ガラス繊維
表に各種ガラス繊維の特性を示す。軟化点は高いが、一般的な耐熱温度は250～350℃であり、この温度域での使用可能性は低い。
注1： 田中良平編：耐熱鋼高温特性データシート、ステンレス協会（1978）
注2： 島田ら、山口大学共同研究、H23-012
注3： 繊維概要【ガラス長繊維の一般的特徴】 | セントラルグラスファイバー株式会社
長繊維サイト (centralfiberglass.com)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.80

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（23/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（22/26）
事象：電食 劣化モード：破損
電食が生じるのは、金属フィルタのみで、絶縁体であるセラミッ
クス、ガラス繊維および高分子は生じない。従って、金属フィルタのみ検討する。
フィルタハウジング
フィルタの構造例を図１に示す。フィルタハウジングがSUSおよびNi基合金製の場合は電食は生じない。Tiの場合は、Tiの方が貴な電位になるため、ハウジング側が腐食する。
このことは海水中の各種金属の電位差によって説明可能である。

容器外部側

フィルタ蓋

フィルタ
容器内部側

図1 フィルタ構造例
図2 海水中（温度25℃）の金属の電位差注1
注1： アーバンスチール研究会「鉄鋼系景観材料ガイド」1997.7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.81

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（24/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（23/26）
事象：水膜 劣化モード：閉塞
フィルタ近傍の湿度が高く、かつ、空調設備の異常により、寒暖の差が大きい場合に、空気中の水分が結露し、フィルタ表面に水膜が形成されフィルタが閉塞される。

結露条件• 結露発生の有無や結露により発生する水分量は、湿度と温度に依存する。
• 露点温度（空気中の蒸気の飽和温度）以下になった場合に、結露が発生する。
• 温度T1（℃）での空気中の蒸気量 M1（g/m3)、温度T2（℃） （T2＜T1）での飽和蒸気量を M2（g/m3)とした場合、 M2＜M1であれば、（M1-M2）分の結露が発生する。
• M2＞M1であれば、気温変化が大きくても結露は発生しない。
• 結露発生有無は環境に依存するため、経時的な劣化事象とは異なる。

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

No.82

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（25/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（24/26）
事象：水膜 劣化モード：閉塞
水膜が発生すると考えられる作業
収納缶に燃料デブリを入れて保管作業中。冬期に空調系に異常が発生し、収納缶近傍に気温変化が起こる場合。
水膜がフィルタに及ぼす影響
結露による水膜がフィルタ面を覆った場合、流路面積が減少するため、水素排出性能が低下する
可能性がある。性能低下の度合いは、覆われる面積に依存する。

→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.83

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（26/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（25/26）
事象：微粒子の飛散 劣化モード：閉塞＆破損•

収納缶保管時の送気による微粒子飛散が生じるか評価する。

•

収納缶を保管する際は、水素のベント・送気が可能な構成が検討されており、収納缶の構成も送気機構付きのタイプとそうでないタイプの2種類が想定される（右図は送気機構があるタイプ）。

•

図1 収納缶と送気体系 模式図
ガスの流れ送気ガスを流し、収納缶内の水素をガス処理設備に送気する場合、ガスの流れの向きは、収納缶の下から上となり、流速によっては微粒子が浮上する可能性がある。

•

微粒子の浮上しやすさは、100μm以下（粉状燃料デブリ）の範囲では大粒
径ほど大きくなるため、100μmの微粒子の到達距離が燃料デブリとフィルタ間の距離に達する、送気流速を評価した結果、約5 m/sであった。

•

従って、5m/s以上の流速を流す場合には、微粒子の飛散によるフィルタ劣化の可能性がある。

送気機構

蓋(ボルト構造)

収納缶
(胴部)
ユニット缶

図2 送気機構付き収納缶 模式図→考慮すべき劣化事象として、試験方法および条件の検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.84

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
b.フィルタの寿命評価方法の検討（27/27）（ⅱ）収納缶環境を踏まえた劣化事象の選定（26/26）
まとめ
劣化要因

金属

セラミックス

ガラス

高分子

ステンレス

ニッケル基合金

チタン合金

アルミナ

コージュライト

ゼオライト

Eガラス

Cガラス

Sガラス

Dガラス

水素発生

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

水素脆化

―

―

◎

―

◎

◎

◎

◎

◎

◎

―

◎

―

放射線 劣化

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

◎

◎

◎

熱変質

―

―

―

―

―

―

○

○

○

○

◎

◎

○

熱変形(容器)

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

熱対流

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

衝撃

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

◎

振動による発塵

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

減肉

◎

◎

◎

－

◎

◎

◎

◎

◎

◎

－

－

－

酸化膜発生

○

○

○

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

電食

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

水膜

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

微粒子の飛散

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

◎：シナリオ１，２とも試験方法の検討が必要○：シナリオ２のみ試験方法の検討が必要―：シナリオ１，２とも発生可能性がないため試験方法の検討は不要

ポリエチレン ポリプロピレン

PTFE

考慮すべき劣化要因と材質の組合せにて試験方法を検討する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.85

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（1/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（1/10）
事象：水素脆化試験概略(案)・ 各種材料にフィルタ使用期間に生じる水素量をもとに、2から3条件の水素をチャージさせ、フィルタ性能評価装置に設置し、試験を行う。
チャージ方法は、電解法、高圧法等あるが、その材料に適正な手法を用いて行う。（図１）・ チャージさせたフィルタは性能評価とともに、チャージした水素量の確認を行う。その手法としては、昇温脱離分析を用いる。（図2）電位・電流制御装置

図1 水素チャージ例（電解水素チャージ例）

図2 昇温離脱分析装置例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.86

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（2/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（2/10）
事象：放射線劣化
収納缶に燃料デブリを収納した場合に想定される模擬照射をおこない、機械特性の変化を確認する。

試験概略(案)• 対象材料に、想定される線量の放射線を照射し、照射前後の機械特性を調べる。
• フィルタとして使用中に想定される応力に対し、上記の機械特性が満足するかを調査する。
• 有機物（プラスチック）の引張試験については、JISに定められており、準拠した手法で評価する。
（JISK7161:2014 プラスチック－引張特性の求め方）
図 引張試験の応力ーひずみ線図例注1

注1：株式会社DJKホームページ
https://www.djklab.com/service/koubunshibussei/323©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.87

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（3/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（3/10）
事象：熱変形（容器）、熱変質
収納缶取り扱いフロー中の作業でフィルタが曝されると想定される。
温度環境でのフィルタの健全性を確認する。

試験概略(案)• 収納缶を模擬した構造体（以下、収納缶模擬体）にフィルタを固定する。
• 収納缶模擬体に加熱機構を取り付ける、または、加熱装置内に収納缶模擬体を設置する。
• 収納缶模擬体を所定温度まで加熱する。
• 加熱後のフィルタの健全性を確認する。（外観、フィルタ性能試験など）

収納缶
模擬体
図 加熱試験概要

熱変形（容器）の影響については、試験を実施する前に、FEM（有限要素法）などを用いた解析を行うことも考えられる。
なお、フィルタの収納缶への固定方法、収納缶の形状・寸法、収納缶の蓋部の固定方法などにより結果が異なる可能性があり、詳細仕様決定の後試験を行うことが望ましい。

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

No.88

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（4/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（4/10）
事象：衝撃
収納缶取り扱いフロー中の作業で発生すると想定される衝撃をフィルタに与える。衝撃を与えた後のフィルタの健全性を確認する。

試験概略(案)• 収納缶を模擬した構造体（以下、収納缶模擬体）にフィルタを固定する。
• 吊具にて所定の高さまで収納缶模擬体を吊り上げる。
• 収納缶模擬体を吊具から切り離し、自由落下させる。
• 落下後のフィルタの健全性を確認する。（外観、フィル
タ性能試験など）
図 影響試験における収納缶模擬体の落下方向の例（実機大収納缶の構造検証試験の試験体系図注1）

なお、フィルタの収納缶への固定方法、収納缶の形状・寸法、収納缶の蓋部の固定方法、ユニット缶の形状などにより結果が異なる可能性があり、詳細仕様決定の後試験を行うことが望ましい。
注1：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
2021年6月 最終報告資料より引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.89

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（5/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（5/10）
事象：振動による発塵(地震動による発塵)フィルタを設置した収納缶に粉状燃料デブリを含む燃料デブリ（模擬）を入れたユニット缶を入れ、地震動を模擬した加振試験を実施することで、地震動による発塵に伴うフィルタ劣化を模擬する。

試験概略(案)・粉状燃料デブリを含む燃料デブリ（模擬）をユニット缶に充填する。
(燃料デブリの密度、粒子径、充填量を模擬する)・ユニット缶を収納缶に入れ、フィルタを設置後、蓋を閉める。
・地震動を模擬できる加振台に収納缶を取付ける。
・容器の転倒防止のために、収納缶を固定治具で加振台に固定する。
・地震動を模擬した加振試験を行う。
(入力地震動は基準地震動相当波とするなど、保管場所・設置環境を基準に準拠して実施することが望ましい)・加振後に収納缶の蓋を開け、フィルタを取り出し、フィルタの重量測定により付着量を評価する。
・別途性能評価試験で性能を評価する。

収納缶
フィルタ
ユニット缶

粉状燃料
デブリ

固定治具
加振台
図 地震動に伴う発塵によるフィルタ劣化模擬試験 概略

なお、フィルタの蓋部への固定方法、保管容器の形状・寸法、保管容器の蓋部の固定方法、内容器の形状などにより結果が異なる可能性があり、詳細仕様決定後の試験が望ましい。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.90

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（6/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（6/10）
事象：減肉
試験概略(案)
減肉評価は以下の2種が考えられる。
・想定される環境下にフィルタを浸漬して、時間とともに変化する重量変化量より腐食速度を算出し、減肉状態を予測
・乾湿環境が繰返されるとともに腐食性イオンが付着することを想定して、複合サイクル試験（JIS K 5600_7_9）用い、
塩水噴霧、乾燥、加湿を1サイクルとして、繰り返す方法
複合サイクル試験は、図の装置内にフィルタを設置して腐食させる。
ただし、性能評価の基礎として、腐食進行割合を変化させたフィルタを製作し、フィルタ性能維持可不可を評価する必要あり。
腐食速度や複合サイクル試験の結果と上記の性能評価結果と合わせて検討することで、収納缶保管容器のフィルタとして使用可能かどうかを判断することが可能になる。
試験片

左図の装置内にフィルタを設置
し、複合サイクルを行うことで、フィルタを腐食させる。
図 複合サイクル試験装置例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.91

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（7/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（7/10）
事象：酸化膜発生

熱電対

試験概略(案)
酸化膜測定試験
温度300℃、大気中の条件下で、適用するフィルタ材の酸化膜成長速度を測定する。
熱処理炉に測定する材料を設置する。熱処理時間を3条件以上設定し、熱処理前後の重量増より、酸化膜成長速度を算出する。
その値より、50年後の酸化膜厚さを算出し、加速条件（高温酸素過多）でフィルタに算出した酸化膜厚の付与し、そのフィルタを用いて性能評価を行う。

試験片

試験片台
電気炉
図 熱処理炉例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.92

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（8/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（8/10）
事象：水膜
フィルタに結露による水膜形成を模擬した条件で、通気性を確認する。

支持板

試料

試験概略(案)• フィルタに水膜が形成された場合に、容器内部の気体が排出されるための圧力を調べる。
• 繊維の防水性試験の手法を応用して評価できる。（右図参照）• フィルタを固定して水で加圧し、排出された時の圧力を測定する。

水圧
図 閉塞したフィルタの通気性試験概念図注1

注1：GORE社資料 （https://www.gore.co.jp/sites/g/files/ypyipe116/files/2016-04/PTV-TechInfo-WEP-Testing-US.pdf）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.93

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（9/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（9/10）
事象：微粒子の飛散（換気による発塵）フィルタを設置した収納缶に粉状燃料デブリを含む燃料デブリ（模擬）を収納缶送気時の上昇流を模擬する体系に充填し、上流から送気ガスを流すことで、換気による発塵に伴うフィルタ劣化を模擬する。

試験概略(案)・粉末支持板と、フィルタと粒子濃度測定器を設置した右図のような縦型反応管を用意する。
・粉状燃料デブリ（模擬）を反応管に充填し、フィルタを設置する。
・換気相当の流速で送気する（送気に使用するガスを用いる）。
・フィルタ手前の粒子濃度測定器で、試験前の粒子個数を基準としてガス流通時の粒子カウントを確認し、微粒子が飛散するか確認。
・微粒子の飛散がある場合は、性能に与える影響がある可能性があり、この場合は、換気後に収納缶の蓋を開け、フィルタを取り出し、フィルタの重量測定により付着量を評価する。
・別途性能評価試験で性能を評価する。

図 振動による発塵を模擬する試験体系概略

なお、換気流速、送気機構の取り付け位置、容器形状・寸法等の容器構成、燃料デブリの充填方法などにより結果が異なる可能性があり、詳細仕様決定後の試験が望ましい。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.94

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（10/13）（ⅰ）フィルタ劣化模擬方法の検討（10/10）
まとめ・抽出した10項目の劣化プロセスにおける劣化度合いについて理論式での評価は困難であることから、劣化プロセスごとにフィルタの劣化を模擬する試験方法案を整理した。
・インプット（環境条件、燃料デブリ性状等）、処理プロセス、詳細仕様、要求性能
およびフィルタ種類が決まらないとフィルタ劣化を模擬することは困難である。これ
ら情報が集約された際に各劣化プロセスの発生可能性の有無の再評価、劣化速度評価のための劣化模擬試験等を実施し、各種フィルタ寿命を評価してフィルタを選定していく必要がある。

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

No.95

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（11/13）（ⅱ）フィルタ性能評価方法の検討（1/3）
粒子捕集性能評価方法
・一般的なフィルタの性能評価方法では、粒子捕集性能評価方法が規定されており、JISでは以下のものがある。
JIS B 9908-2:2019換気用エアフィルタユニット・換気用電気集じん器の性能試験方法―第２部：粒径別捕集率および圧力損失の測定方法

・これによれば、右図に示すように、フィルタに粒子を含む気流を流し、フィルタ前後で粒子濃度を測定することで、フィルタにおける粒子捕集性能を評価することが可能である。
（試験方法）
・温度、湿度を一定にして、送風機で乾燥流体をフィルタ部に一定流速で流す。
・ある粒子径に調整された粒子を試験用粒子として流す。
・フィルタ前後で粒子の個数濃度を計測し、フィルタの捕集効率を評価する。

試験用粒子
発生器

フィルタ

静差圧測定用
マノメータ

送風機
より

排気
整流板

(判定基準)
図 フィルタ性能評価試験 概略
・粒子捕集効率が所定の性能を満足することで判断する。
・性能の目安としてはJISのHEPAフィルタ相当(捕集性能99.97%@0.3μm）や、HICベントフィルタに適用されているフィルタ相当（NucFil®019-HCR、粒子捕集性能＞99.97%@0.3-0.5μmDOP、
規定流量：210ml/min@330 Pa）が参考となる。

粒子採取管
試験用粒子
濃度測定器

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

No.96

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（12/13）（ⅱ）フィルタ性能評価方法の検討（2/3）
水素透過性能評価方法（一般産業）
１）一般的なフィルタ性能評価の方法
・ 一般的なフィルタの性能評価試験方法に関し、JISでは以下のものが規定されている。
JIS 9908:2011 換気用エアフィルタユニット・換気用電気集じん器の性能試験方法
この規格では、空気中に浮遊する粉じんを除去するために用いるエアフィルタの性能評価方法であり、水素透過性能の評価に関しては記載されていない。
・ 原子力施設向けのフィルタに関し、以下の規定がある。
JISZ 4812-1995 放射性エアロゾル用高性能エアフィルタ
この規格では、放射性エアロゾルを除去する目的で、原子力施設などの排気系、換気空調系統などで使用する。
高性能エアフィルタ（以下、高性能エアフィルタという。）のうち、火災防護上難燃性を要求されるものについて規定されている。この規格でも、水素透過性能の評価に関しては記載されていない。
今回の調査では、JISでは、水素透過性の評価方法に関する規格は見当たらなかった。

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

No.97

6.3 収納缶のフィルタの性能評価③実施事項、成果
c.試験方法及び条件の検討（13/13）（ⅱ）フィルタ性能評価方法の検討（3/3）
水素透過性能評価方法(原子力)２）フィルタの水素透過性能評価の方法
米国では、放射性廃棄物やＴＲＵ廃棄物の容器向けの水素排出用のフィルタに関し試験方法が定められている注1。
フィルタ付き容器内に所定濃度（4%）の水素を封入、静置
窒素ガス
容器内水素濃度を5分毎に7回測定。以下の式で得られる
水素4%+窒素96%
水素透過係数（hydrogen diffusivity , D）で透過性能評価

𝐷=

𝑃𝑉
𝐻0
𝐿𝑛
𝑡𝑅𝑇
𝐻𝑡

D:水素透過係数（Mol/sec/molFraction）、
P:圧力(atm)、V:容器体積（L）、t：時間（秒）、
R:理想気体のガス定数(0.082Latm/molK）、
T:温度（K）、H0:初期水素濃度、Ht:時刻ｔでの水素濃度
米国では、WIPP（Waste Isolation Pilot Plant 核廃棄物
隔離試験施設）の廃棄物容器に使用するフィルタの性能
を規定

フィルタ

アルゴンガス容器
1ml
サンプルループ

パージ
バルブ

ガスクロマトグラフ

図 水素透過係数試験装置概略図

注1： Terry Wickland and John Schierloh "HYDROGEN DIFFUSIVITY THROUGH DRUM AND LINER VENTING FILTERS" WM98
(http://archive.wmsym.org/1998/html/sess27/27-37/27-37.htm)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.98

6.3 収納缶のフィルタの性能評価④成果の反映先への寄与
設計フェーズにおいてフィルタを選定する際に有益なデータとなる。

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、本事業の成果となるフィルタ劣化模擬方法およびフィルタ性能評価
方法に従い実施された試験結果に基づき劣化の影響を評価し、その評価結果から劣化後も性能を満たすフィルタを適用する。

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、TRLレベル1を達成できたと判断する。
• 収納缶のフィルタの寿命に影響を与える環境や条件が整理されていること。また、寿命の評価のために試験が必要な事項があれば、その試験方法および試験条件を検討し、それらに関する既存の知見が整理されていること。

⑦今後の課題
インプット（環境条件、燃料デブリ性状等）、処理プロセス、フィルタ要求性能等の情報が集約された際に各劣化プロセスの発生可能性の有無の再評価、プロセスの重ね合わせ影響評価、
劣化速度評価のための劣化模擬試験等を実施し、各種フィルタ寿命を評価してフィルタを選定していく必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6. 実施内容

No.99

6.3 収納缶のフィルタの性能評価⑧まとめ• フィルタに求められる要件として燃料デブリ微粒子を閉じ込める機能と水の放射線分解で発生する水素を逃がす機能を抽出することができた。
• フィルタ劣化要因の洗い出しを実施し、17の劣化プロセスを抽出した。既往知見をイ
ンプット条件として燃料デブリ性状、容器仕様、収納缶内/外の環境条件から、塩析
出、微生物膜、エアロゾル堆積、UV劣化の4プロセスを対象から除外した。選択した13プロセスが収納缶環境を踏まえた劣化に至るシナリオを定義した。
• 劣化プロセスのうち、水素発生、熱対流、電食の3事象は発生しないと評価、その他
10事象について理論式によるフィルタ劣化評価を試みたが、劣化事象を推定する方法が確立されていないため、劣化を模擬する試験方法を検討し、各劣化プロセス
に対するフィルタ劣化模擬方法案を提示した。
• 劣化度の判定方法として、フィルタ性能として求められる粒子捕集性能と水素透過性能について調査し、一般的な評価方法案として整備した。
• インプット（環境条件、燃料デブリ性状等）、処理プロセス、フィルタ要求性能等の情報が集約された際に各劣化プロセスの発生可能性の有無の再評価、プロセスの重ね合わせ影響評価、劣化速度評価のための劣化模擬試験等を実施し、各種フィル
タ寿命を評価してフィルタを選定していく必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 全体まとめNo.100• 粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する課題の抽出に有用と考えられる、米国TMI-2、Hanford Site、英国Sellafield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、分析を行った。
• 燃料デブリを塊状、粒状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の保管までの各プロセスにおける課題、対策案を検討し、粉状、スラリー・スラッジ状燃料デブリの保管に関する技術課題、
ならびにその解決フェーズ、解決時期を明確化した。
• 収納缶のフィルタの置かれる環境と条件から発生可能性のある劣化プロセスを抽出した。劣化プロセスごとに模擬劣化方法案を提示するとともに、性能評価試験法案を策定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning