日本技術士会
原子力・放射線部会 例会講演会

福島第一原子力発電所
廃炉研究開発の現状
令和4年12月16日

国際廃炉研究開発機構（IRID）
奥住直明

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

1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1

目

次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

2

目

次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

3

IRID紹介ビデオ

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

沸騰水型原子力発電所の構造
原子炉圧力容器（RPV）

蒸気乾燥器

オペレーションフロア(5F)

蒸気出口
ノズル

圧力容器(RPV)

再循環系
出口

DSピット

5.5m

11m

34m

使用済
み燃料
4F プール
(SFP)
3F

21m

制御棒

46m

気水分離機

燃料集合体

燃料集合体

原子炉建屋 46m

ドライウェル

2F

ペデスタル

20m
ベント管

1F

格納容器(PCV)

トーラス室

38m

59m

サプレッションチェンバ(S/C)（注）図中の寸法は２／３号機の例。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5原子炉格納容器(PCV)の外観（建設写真）「ドライウェル（D/W）」：S/Cより上部のPCV「PCV貫通部(ペネトレーション:ぺネ)」：配管貫通部、電気配線貫通部等
1号機 約150か所,2号機 約200か所, 3号機 約190か所「機器ハッチ」：大型機器の搬出入口「ベント管」：D/WとS/Cの連絡配管「サプレッションチェンバ（S/C）」：
事故が起きた時に発生した蒸気をS/C内の水で凝縮し、PCVの圧力の上昇を抑える。
「エアロック」：人の出入口｢Browns Ferry Unit 1 under construction 1966.Sep.｣
Tennessee Valley Authority – TVA’s 75th Anniversary webpage

66©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3 .廃棄物対策に係る研究開発

1 .プール燃料取り出しに係る研究開発
2016.3終了

使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価

固体廃棄物の先行的処理手法

処理・処分技術2019.3終了

技術

2 .燃料デブリ取り出しに係る研究開発
除染・線量低減技術

燃料デブリ取り出し技術
燃料デブリ・炉内構造物取出 臨界管理・基盤技術小型中性子検出器

R/B内の遠隔除染技術
2016.3終了

2019.3終了

燃料デブリ・
炉内構造物

燃料デブリ・炉内構造物取出取り出し技術・工法
開発

環境整備技術＜安定状態の確保＞

RPV/PCVの腐食抑制・耐震性評価
2018.3終了

PCV漏えい箇所のダスト集塵システム

2018.3終了
PCV内水循環技術 実規模試験

燃料デブリ収納・移送・保管技術

燃料デブリ取り出し安全システムの開発

内部調査・分析技術＜間接的調査＞＜直接的調査＞

RPV内燃料デブリ検知技術・評価
総合的な炉内状況把握の高度化

補修・止水及び実規模試験

2019.3終了

固体廃棄物の2018.3終了

PCV詳細調査技術2018.3終了

RPV
内部調査
技術

PCV詳細調査

X-6ﾍﾟﾈ

実証（自主）

7

PCV詳細調査

堆積物実証（自主）2019.3終了
燃料デブリ性状把握・分析

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ・規模拡大技術

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

8ミュオン透過法による測定◼ ミュオンは，宇宙から飛来する放射線が大気と衝突する過程で発生する二次的な宇宙線。
エネルギーが高く，物質を透過しやすい。
◼ 原子炉建屋を透過するミュオン数を測定し，その透過率から原子炉圧力容器内の燃料デブリ分布をレントゲン写真のように撮影。（高密度の物質ほど透過しにくく，暗い影になる）
原子炉建屋

南

炉心
概略位置

西

使用済
燃料プール
（SFP）

タービン建屋

測定装置

東
原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（東西断面図）北測定装置＜ミュオン透過法測定装置の計測原理（イメージ）＞
上空から飛来するミュオンを装置内部に配置した2枚のパネル検出器（プラスチックシンチレータ）で検知し，通過したパネルの座標からミュオンの軌跡を算出。

原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（南北断面図）

パネル②
X軸
X軸

パネル①
ミュオン
Y軸

Y軸
パネル間隔 約50cm

東京電力HD公表資料から引用

9©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9

3号機ミュオン透過法測定結果（2017年9月8日時点）

密度長（g/cc・m）

高さ（OP）[m]

建屋壁（主蒸気隔離弁室）
原子炉圧力容器
炉心域

使用済
燃料プール

格納容器外周コンクリート

山側高台

水平[m]

南
東京電力HD公表資料から引用

北10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10原子炉格納容器内部のロボット等による調査
ペデスタル外側の調査（１号機）

ペデスタル内側の調査（２号機）○クローラ型遠隔調査ロボット（A2調査）○形状変化型ロボット（B2調査)

調査時

狭隘部走行時変形
CRD レール調査時○釣りざお型調査装置（A2’調査）ペデスタル内側の調査（3号機）
昇降用スラスター
前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
11

1号機 ペデスタル外調査(2017.3)
3/18（土）調査
地（平点面と図調）査の狙いＤ３

3/19（日）

開口部

Ｄ２

Ｄ２

Ｄ１

排水溝

排水溝からの拡がりの確認ロボットが通る配管

Ｄ０

7.8Sv/h

Ｄ３

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０Ｄ０

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

燃料デブリがないと考えられる地点の線量を測定
BG

3.8Sv/h

3/22（水）

Ｄ２

Ｄ１ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１ＢＧ

開口部からの拡がりの確認

Ｄ３

Ｄ３3/21（火）3/20（月）Ｄ212Sv/h

Ｄ３ 10Sv/h

Ｄ1①8.4Sv/h②8.2Sv/h③9.2Sv/h

Ｄ２

Ｄ１

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

Ｄ２ 9.3Sv/h

Ｄ０①6.7Sv/h②3.6Sv/h

１階↑
地下階↓約１ｍ

調査
結果（断面図）①6.3Sv/h②5.9Sv/h③7.4Sv/h（底面より約0.9m）

水面

1.5Sv/h（底面より約1m）

約2.5ｍ

11Sv/h（底面より約0.3m）

6.3Sv/h（底面より約1m）

9.4Sv/h（底面より約0.9m）（底面より約1.6m）

格納容器
底部

調査ポイント

3.0Sv/h①1.6Sv/h（底面より約0.6m）②5.4Sv/h（底面より約0.3m）

①

調査経路

燃料デブリの拡がりイメージ（シミュレーションの一例）②①③②※調査中の敷地境界における線量は、約0.5～2µSv/hで変化なく、周辺環境への影響は生じていない。
※放射線量・底面からの距離は、今後評価予定。
※１階部分の放射線量は前回（２０１５年４月）の測定値（4.1～9.7Sv/h）と同程度

12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子炉格納容器内部のロボット等による調査
ペデスタル外側の調査（１号機）

ペデスタル内側の調査（２号機）○クローラ型遠隔調査ロボット（A2調査）○形状変化型ロボット（B2調査)

調査時

狭隘部走行時変形
CRD レール

調査時○釣りざお型調査装置（A2’調査）ペデスタル内側の調査（3号機）
昇降用スラスター
前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
13

2号機 ペデスタル内上部調査(A2調査 2017.1～2)
ペデスタル内 上部 (画像処理後)

14

2号機 ペデスタル内下部調査(A2’調査 2018.1)
画像：2号機格納容器内底部，ペデスタル内 内壁付近

写真の視野

2号機格納容器内底部（鳥瞰イメージ）

15

15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内下部調査(A2’’調査 2019.2)
ペデスタル開口部
テレスコピック式
調査装置

CRDハウジング
プラットホーム

ペデスタル
中心方向

CRD交換機
CRD交換用レール
プラットホーム上面

作業員アクセス
開口部
中間作業架台ペデスタル底部

ケーブルトレイ※調査位置は暫定調査エリア(2018年1月撮影)

堆積物接触前ペデスタル底面

堆積物接触中
無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

16

堆積物接触後

出典:東電HD HP

原子炉格納容器内部のロボット等による調査
ペデスタル外側の調査（１号機）

ペデスタル内側の調査（２号機）○クローラ型遠隔調査ロボット（A2調査）○形状変化型ロボット（B2調査)

調査時

狭隘部走行時変形
CRD レール

調査時○釣りざお型調査装置（A2’調査）ペデスタル内側の調査（3号機）
昇降用スラスター
前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
17

3号機 格納容器内調査結果「3号機原子炉格納容器内部調査について（2017年11月30日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第48回）報告資料）」より抜粋
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

19

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

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

ボート型アクセス装置外観

ボート型アクセス装置の動線20©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置(X-2ペネからのPCV内部調査)◼ 潜水機能付ボート型アクセス・調査装置については，機能毎に6種類準備する予定。
実施項目

作業の流れ（イメージ）

インストール装置
シールボックス設置

ｱｸｾｽ・調査装置

装置用ｹｰﾌﾞﾙ

水位

ガイドリング取付

ケーブル絡まり防止用にPCV内に設置

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ

堆積物

詳細目視

パンチルトカメラによるPCV内の状況確認

静止用ｱﾝｶｰ

燃料デブリ※

堆積物3次元形状測定

走査型超音波距離計により堆積物の3次元形状を測定

走査型超音波距離計により，堆積物の3次元形状を測定

堆積物厚さ測定

高出力超音波センサにより堆積物厚さを測定

中性子束測定検出器を用いて堆積物表面の中性子束を測定

堆積物
少量サンプリング

インストール装置・
シールボックス撤去

高出力超音波
センサにより堆積物厚さを測定

堆積物採取装置により採取※：堆積物の厚さや燃料デブリの有無及び厚さは未知だが，説明のためイメージとして記載

21©International Research Institute for Nuclear Decommissioning21

１号機：ボート型アクセス装置

22©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置(2022年2月調査)

PLR配管付近

ガイドリング設置状況

ペデスタル開口部内部

ペデスタル開口部付近

23©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアーム型アクセス装置◼制御棒駆動機構メンテナンス用の格納容器貫通部（X6ペネ）を通じて広範囲にアクセス可能なアーム型アクセス装置を製作中⚫ アーム全長約22 m⚫ 10 kgまでの調査装置を搭載可能
トロリ

ブーム

テレスコアーム

チルト機構

2軸関節

ワンド※

アーム先端にセンサを搭載※代わりにツールの搭載も可能

アーム型アクセス装置
24©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアーム型アクセス装置（動画）Video; Arm access device

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioningモックアップ設備の据付（JAEA楢葉遠隔技術開発センター）
CRD

X-6ペネ+
X-6ペネ接続構造+
延長管

約7.7m

CRD傾斜レール
約5.5m

約15.8mペデスタル内部の様子
約5.1m
約7.5mX-6ペネ
延長管接続構造ペデスタル
X-6ペネ（接続構造+延長管接続後）の様子

26

目

次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

27

何を取り出さなければならないのか⚫ 燃料デブリ，MCCI (Molten Core Concrete Interaction, 溶融炉心コンクリート相互作用)⚫ 炉心燃料域以下（上部格子板含む）の構造物⚫ ペデスタル内構造物⚫ アクセス・搬出経路の干渉物 等

写真の視野

2号機格納容器内底部，ペデスタル内 内壁付近

3号機格納容器内
ペデスタル内28

28©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ取出し作業の排出物想定⚫ 燃料デブリ（扱い）として取り出す量の想定：数百トン⚫ 構造材と溶融凝固した燃料の分離・分別は可能か（当座、燃料デブリ扱い）⚫ アクセス（搬出）経路に介在する構造物の解体撤去（廃棄物）排出物の想定・分類例
No.
排出物
1 シールドプラグ
2 PCVヘッド
3 RPV保温材
4 RPVヘッド
5 蒸気乾燥器
6 シュラウドヘッド
7 上部格子板
8 シュラウド9 ジェットポンプ- 炉心支持板
10 炉心部燃料デブリ
11 RPV底部燃料デブリ
RPV下部/CRDハウジングに付12着した燃料デブリ
13 ペデスタル内部構造物
14 CRD交換機
15 ペデスタル内部燃料デブリ
16 ペデスタル外部構造物
17 ペデスタル外部燃料デブリ

分類廃棄物
廃棄物
廃棄物
廃棄物
廃棄物
廃棄物
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ

重量[ton]*3465
48
1366
31
48
746
12
1131
79

燃料デブリ

6

燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
廃棄物
燃料デブリ

90
9222
146

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2929

燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し
Increasing the scale of retrieval
Advanced arm system , heavier loads, various tools and sensors
キャリッジ

ワンド約1ｍツールパン＆チルト

ブームリンクテレスコアーム
先端ツール

燃料デブリ回収装置

外付けケーブル水平オフセットリンク

30

リスト

中性子モニタ大規模燃料デブリ取り出し技術の開発
取り出し規模の更なる拡大
大型設備を導入し本格的な作業を実施。
➢ 横取り出し3工法、上取り出し2工法を開発中➢ デブリ取り扱い量は徐々に増加させ、最大300kg/日を目指す➢ NDFは３号機（横取り出し）を先行的検討号機とすることが適切と評価➢ 規模を拡大したデブリ取り出しまでに獲得した技術・ノウハウ・組織体制、経験・教訓が設計、調達、建設、運用に活用されることを期待。

構造物一括撤去・搬出

増設建屋
搬入セル

廃棄物
搬出セル

燃料デブリ
取り出しセル
保守セル

PCV
燃料デブリ
搬出セル
通路(アクセストンネル)

アクセスレール方式

アクセストンネル方式

31

炉内構造物撤去工法の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning31デブリ取り出しに係る技術◼ デブリ取り出しの工法を実現するための要素技術を開発中
新開口遮へい壁（BSW）－格納容器（PCV）間シール

開発中のロボットアームの例

燃料デブリ切断技術の例(チゼル)

横アクセス工法の一例 イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

32

穴開け～シール設置 取り出し工法への適用イメージ
Example of Horizontal Access Route/ Debris Retrieval

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

33

【横アクセス工法】トンネル施工技術◼ アクセストンネル工法では、重量物のトンネル（約800トン）を原子炉建屋外から精密な位置制御で送り出し、格納容器へ接続させる必要有◼ 橋梁等の工事で実績がある重量物送り出し工法を応用し、狭隘部に曲がった形状の重量物トンネルを送り出す技術を開発中

廃棄物
搬出セル

搬入セル
燃料デブリ
取り出しセル

燃料デブリ搬出セル

保守セル

PCV
アクセストンネル
アクセストンネル工法の配置イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構34

【上アクセス工法の例】：構造物一体撤去・搬出工法
Top Entry/access :large structure retrieval

35

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

保管

内部負圧管理
未臨界維持
冷却維持

移送収納缶

湿式貯蔵

デブリ取り出し(横)

漏洩防止
未臨界維持
乾式貯蔵

36

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning36臨界管理（デブリ取り出し作業時の未臨界維持）
段階的取り出し時の臨界管理方法(参考)大規模取り出し時の臨界管理方法
レベル１(通常状態)

青字は、大規模取り出し時から追加されるもの

レベル２(逸脱状態)レベル３（異常状態）a-1)加工サイズなどを制限し、過剰な反応度を添加しない。

取り出し作業制限
中性子吸収材による臨界防止(*)a-2) 中性子吸収材により、未臨界を維持する。
(オプション)

失敗(臨界近接発生)
臨界近接監視取り出し作業中止
成功(臨界到達前の臨界近接終了・状態復帰)

管理基準内に未臨界度を維持することb)過剰な臨界近接を検知すればデブリ加工を中断する。
i) 未臨界度測定ii) 加工前の予測監視iii)加工中の常時監視失敗(臨界発生)

臨界検知
中性子検出器／ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ

成功(臨界終息)

緊急ホウ酸水注入

給水停止による水位低下

成功(臨界終息・外部への放射性物質放出抑制)

37

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

c) 臨界の兆候を検知すればホウ酸水を注入し、臨界を終息させ、 臨界を検知し、速やかに影響を緩和する。
停止すること失敗(臨界継続)

ホウ酸水追加注入* 吸収材（溶解性/非溶解性）はオプション

機能要求

放射性ガス放出抑制

一般公衆・作業員過剰被ばく防止

臨界管理（デブリ取り出し作業時の未臨界維持）
デブリ取り出し作業時の未臨界度確認シナリオ例✓ 円柱状燃料デブリなどの燃料デブリ切削時における臨界安全を確保するため、予測監視と常時監視の組合せによる中性子監視の方法を検討。感度要求を予測監視3cps/nv, 常時監視1cps/nvに設定した。
✓ 常時監視向けの小型SiC半導体型検出器による中性子モニタを検討した。直径30mm×長さ300mmで感度1cps/nvを達成できる見通しを得た。
高感度で中性子束を計測
高感度で中性子束を計測
予測監視
PCV内部詳細調査用の中性子検出器と異なり、コリメータが臨界監視用に最適化される。

装置概念

先端ツールを交換

特徴

小型の中性子束検出器
燃料デブリを切削・高感度(3cps/nv)
・長寿命（電子機器の遮蔽厚確保）予測監視
Φ140×500mmL, 20kg以下

・小型軽量（感度は1cps/nv）
・ワンド先端に設置

常時監視

先端ツールを交換
小型の中性子束検出器

常時監視Φ30×300mmL, 300～1000g【今後の計画】
燃料デブリ切削中に中性子束の変化量を計測✓ 次年度も引き続き、関連PJの進捗や現地の状況を反映しながらシナリオを更新する。

38©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

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

１次バウンダリ(格納容器、セル)

１次バウンダリ
1次バウンダリ内セル(上取出し)

２次バウンダリ
2次バウンダリ内（<2次バウンダリ圧） (＜大気圧)

外気大気圧

原子炉建屋（R/B）

インリーク

インリーク

アウトリークアウトリーク

浄化・排気排気ファン

２次バウンダリ(R/B、コンテナ)

浄化・排気セル(横取出し)

排気ファン

気相バウンダリのイメージ

負圧勾配システムの検討
39©International Research Institute for Nuclear Decommissioning39

気相バウンダリ再構築
空調系による負圧維持：
・差圧管理による拡散防止・既存開口の評価
・限界負圧度の把握

PCV開口部削減・シール：
・新規開口と漏えい抑制

新規開口／作業セルシール方法(インフレートシールの場合)

HEPA

前処
理
装
置

セル開口部の削減:
・多重セル構造・気密確保
・汚染拡大防止、作業区分

X-6貫通部接続構造

デブリ取出し／機器搬入・デブリ搬出経路

40©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning収納・移送・保管技術
収納缶の設計⇒1F固有の課題に対処⚫ 燃焼度と濃縮度が高い→反応度高⚫ コンクリートとの溶融生成物→コンクリート中の水分の放射線分解による水素発生⚫ 海水注入、計装ケーブル他との溶融→塩分の影響、不純物の混入移送方法（気中-横アクセス工法の場合：例）
原子炉建屋

保守
セル
燃料デブリ
取り出し収納セル搬出入口(増設)

燃料デブリ搬出建屋

搬出セル

収納缶取扱セル

保管施設

ユニット
キャン

デブリ取り出し収納缶

収納缶に収納搬送台車

収納缶の洗浄等

41

移送容器

収納缶を移送容器に収納

トレーラー

移送容器搬出©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

End of presentation

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

42