自主事業「原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（X-6ペネト
レーションを用いた内部詳細調査技術の現場実証）」

令和4年度最終報告

令和5年3月技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1目次
１．本事業の背景・目的
２．本事業の位置付け
３．実施体制とスケジュール
４．実施内容、成果
4.1 アクセス・調査装置
4.2 アクセスルート構築のための関連機器
4.3 その他付帯設備
4.4 燃料デブリ回収装置
4.5 現場実証
５．まとめと今後の予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2

１. 本事業の背景・目的【背景】
平成30年1月に実施された2号機のPCV内部調査の結果、ペデスタル内の底部全体に、小石状・粘土状に見える堆積物が確認されている。
また、燃料集合体の一部が底部に落下しており、その周辺に確認された堆積物は燃料デブリと推定されている。
【 目的】
アクセス・調査装置及び調査技術を、従来のPCV内部調査と同じX-6ペネトレーションに、より大きな直径の開口部を設けてPCV内部に投入し、詳細調査を実施することで当該開発技術が有効であることを確認する。また、燃料デブリ回収装置を搭載し、PCV内部の堆積物を回収し、当該開発技術の有効性を確認する。

原子炉格納容器(PCV)

原子炉建屋躯体

原子炉圧力容器(RPV)

ペデスタル

CRD下部

X-6ペネ

主な調査範囲（ペデスタル内）【 PCV断面図と調査対象部位の概要 】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3

２. 本事業の位置付け
平成28～29年度

原子炉格納容器内部調査技術の開発

平成29～30年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発
補助事業

平成30～31年度/令和元年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（X-6ペネトレーションを用いた内部詳細調査技術の現場実証）
令和2～5年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（X-6ペネトレーションを用いた内部詳細調査技術の現場実証）

燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに向けた技術の開発

IRID
自主事業

燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

4

３. 実施体制とスケジュール：実施体制

技術研究組合国内廃炉研究開発機構（本部）東京電力ホールディングス株式会社○ 開発計画の策定と技術統括○ 現場実証における工程管理○ 装置開発フェーズにおけるマネジメント○ 役所等対外対応○ 技術・装置開発の進捗などの技術工程管理

三菱重工業株式会社○ 現場実証フェーズのマネジメント

東芝エネルギーシステムズ株式会社

東京電力ホールディングス株式会社→アクセス・調査装置、その他の作業訓練→X-6ペネ ハッチ関連装置の作業訓練→アクセス・調査装置の作業訓練○ アクセス・調査装置○ X-6ペネ ハッチの開放 全体計画

○ アクセス・調査装置→現地実証（内部詳細調査）①現場状況を考慮したモックアップ試験②作業訓練○ アクセスルート構築のための関連機器①作業訓練○ その他付帯設備①設計、製作→現地実証（X-6ペネハッチ開放）○ X-6ペネ ハッチ開放に向けた準備〇現地実証→現地実証（アクセス・調査装置運転）①現場状況を考慮したモックアップ試験②作業訓練○ 少量燃料デブリ回収装置①作業訓練○ 現場実証○ 少量燃料デブリ回収装置①作業訓練○ 現場実証©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

３. 実施体制とスケジュール：スケジュール
項目
大分類

小分類

令和2年度（2020年度）
令和3年度（2021年度）
令和4年度（2022年度）
4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月

令和5年度（2023年度）～

ハッチ開放
▽

マスタースケジュール

備考

内部調査

英国 工場検証

①現場状
況を考慮し
たモック
(1)アクセス・調 アップ試験
査装置

国内 工場検証
モックアップ・トレーニング

作業訓練
②作業訓練
作業訓練
（アクセス調査装置据付）

作業訓練（堆積物除去装置）

事前作業訓練
（隔離部屋・ハッチ開放装置）

作業訓練（隔離部屋・ハッチ開放装置）(2)アクセス
ルート構築の①作業訓練ための関連機器

作業訓練（ロボット搬入部屋撤去）

作業訓練（延長管/X6ペネ接続構造）

リスク対策（隔離部屋他 ）(3)その他付帯 ①設計・製作
設備

付帯設備の設計・製作

改良設計・試作・検証・製作
組合せ試験・習熟訓練(4)燃料デブリ回収装置

その他関連工事※１※１
東電HD実施のX53
関連工事※２
東電HD実施のX53
関連工事及び堆積物除去関連工事

その他関連工事※１
隔離部屋据付／ハッチ開放

隔離部屋据付 事前工事

その他関連工事※２
堆積除去装置据付・除去・撤去
X6ペネ接続構造据付(5)現場実証

ロボット搬入部屋撤去
延長管据付
アクセス・調査装置搬入・据付
内部調査・試験的取り出し
関連機器撤去調査結果まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（a） X-6ペネ通過試験
目的：X-6ペネ通過時のカメラによるアームの挿入位置とクリアランスの確認方法の確立
テレスコ先端カメラ（前方視野）
アクリル製模擬構造

キャリッジ
LEDライト（照明）

X-6ペネ
接続構造
延長管

ジョイント１

テレスコ
ジョイント７
テレスコ

・X-6ペネの通過性が最も厳しいテレスコ通過の際に、テレスコ前方のカメラと下部のカメラを使用してテレスコの挿入位置（X-6ペネに対するアライメント）とクリアランスを画像で確認。
・試験は実機を模擬して、暗所での試験を実施。
テレスコ下部カメラ（後方下面視野）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（a） X-6ペネ通過試験
中～遠距離映像
ペデスタル開口CRDレールテレスコ先端カメラ（明所）

アーム設置LEDライトの状況（暗所）

近距離映像

近距離映像

ジョイント７

レール（X-6ペネ内）

レール

X-6ペネ底面
X-6ペネ
底面

テレスコ先端カメラ（暗所）

X-6ペネ

テレスコ下部カメラ（暗所）

・カメラ及びアームに搭載している照明でX-6ペネ内の視認は可能なことを確認。
・近距離映像に関し、フォーカスの調整による視認性の向上は今後の検討課題。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（b）ペデスタルへのアクセス試験
1) 目的
PCV内の調査及び燃料デブリをサンプリングするためには、ペデスタル内部にアクセスする必要があるため、ペデスタル内部へのアクセス性を確認する。
2) 実施内容
アームを展開してペデスタル開口にアクセスした結果、ペデスタル開口部で最小30mmのクリアランスとなることを確認した。また、プラットホーム開口へのアクセス時は最小100mm（ツールチェンジャとプラットホーム）と30mm（センサ先端とプラットホーム）となる結果となった。この結果、センサがペデスタル底部まで到達するまでに干渉することなく展開が可能であることを確認した。
ペデスタル開口30mm

ペデスタル開口部通過時の最小クリアランス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

84.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（b）ペデスタルへのアクセス試験
ダミーセンサ（形状模擬）

ツールチェンジャ

30mm

100mm

プラットホーム開口部の最小クリアランス
3) まとめアームのペデスタル内部へのアクセス試験を実施し、干渉することなくペデスタル底部まで到達することを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

910

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善

 事象• 楢葉のモックアップで､アームの位置再現性試験を実施したところ､リンク角度で最大0.38°の差が確認された（※）。目標値は0.02°
で､これを満足しない結果となった。その後､演算パラメータ調整､チューニング等実施するも､解決に至っていない。
• 神戸では目視による誘導でアームを動作させていたが､楢葉では各軸の目標値をティーチ&リピート（TR）ファイルで入力し､アームの位置決め精度を確認する試験を実施したため判明した。
※：アームの動作が完了した時点における､モータ軸レゾルバと出力軸レゾルバの値の差

 推定原因（当初の推定）
制御はモータ軸のレゾルバで実施しているため､上記の差はアームが指令どおりの角度まで移動していないことを示唆している。この誤差が発生する要因として以下が考えられる。
信号処理部のソフトが不適

位置決
め精度
の悪化

レゾルバの目標値まで動作するプログラムとなっており問題なし
演算方法も問題なし

×

動作パラメータ不良

ハンチング等なくスムースに動作しており問題なし

×

レゾルバ故障正しく軸値を表示しており問題なし

×

レゾルバ検出部のすべり

正しく軸値を表示しているが､出力軸の機構は可能性あるが、レゾ

ノイズ

ノイズはあるが±0.005°に相当する程度で要因ではない

×

バックラッシュ､がた

モータ軸に平歯車あり､減速器の軸にはキー溝あり。

○

リンクのたわみ､ねじれ

たわみは神戸の試験でも確認されたが､再現しており要因ではない

×

ルバ検出値正しく示されており、要因ではない

×©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善
 リンクの駆動部構造
アーム先端の位置決め精度はリンクの位置決め精度が大きく影響するが､以下の構造となっている
減速器

モータ軸レゾルバ

駆動部

速比：1/160
モータ

クラッチ

リンク1

リンク2

出力軸レゾルバ平歯車

 原因究明速比：20/112が2段

駆動部詳細

バックラッシュ､がたの影響を確認するため､以下の試験を実施した

速比トータル（112/20）×（112/20）×160=5017.6

θ
リンク2

リンク1

準備

①

③

②

-75°

-80°

リンクの角度を-80°→-85°→-75°と動作させて､出力軸とモータ軸レゾルバの値を計測する-85°

θ
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善①

準備

リンク7（J7）の計測データ

③
-75°

-80°

-85°

θ

出力軸

リンクが動き始めた点

約3.2秒

モータ軸と出力軸で約0.2°のずれ

ほぼ同時
モータ軸

ほぼ同時

③

出力軸

ほぼ同時

出力軸
角度

②

②

①

レゾルバ値

モータ軸レゾルバによる制御

ほぼ同時

モータ軸

モータ軸

ほぼ同時

時間
モータが動き始めた点

出力軸0.2°はモータ軸1003.5°に相当

逆方向動作時のみ､モータが動き出しても､しばらくリンクが動作しない現象が確認された。これは､メカの非線形要素（がた､バックラッシュ等）の影響と考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善
 がた､バックラッシュが想定される部位
メカの非線形要素が想定される主な部位と､その影響度は以下。

④
モータ軸レゾル

減速器

バ

③
モータ

接続部

⑤

クラッチ

駆動部
アーム
平歯車
1

①

②

平歯車2

部位

内容

影響度
（⑤を1とする）①

平歯車1のバックラッシュ

2.0×10-4②

平歯車2のバックラッシュ

1.1×10-3③

減速器入力軸のがた

6.3×10-3④減速器出力軸のがた1⑤

アーム接続部のがた

1

④

モータ

⑤
駆動部
アーム

減速器

駆動部アーム⑤⑤については､アーム接続部のがたの有無を調査。④以降については､平歯車を分解し､がたの有無を調査。また､ボルト穴分ずれた形跡がないか目視で確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善
 アームリンク7駆動部の分解調査結果
リンク7駆動部を分解して､がた､バックラッシュ等を計測した。

⑤

 減速器については､平歯車1を手部位

内容

計測結果（°）①～④

平歯車､減速器トータルのがた
（合算値）

0.01

アーム接続部のがた

0.01⑤

動で回転させて､出力軸の挙動をダイヤルゲージ

ダイヤルゲージで計測（トータルのがたを評価）した。
サーキュラー
スプライン取付部③（ずれ等なし）

 減速器とケースを締結しているボ
ルトには､ずれ等の痕跡は確認されず､締付けトルクも維持されていた（緩み等なし）④

モータ軸レゾルバ

 がた､ずれ､たわみは

減速器
モータ

⑤
接続部

駆動部アー
平歯車1
ム

存在するものの､トータ

③
クラッチ
平歯車2

①

ルで0.02°となり､ダイヤルゲージ

0.38°の主要因ではな
いと判明した②©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善
 減速器出力軸に加わるトルク（Nm）（J7で計算）
①

②

③

④

負荷トルク

41

41

41

41

負荷慣性モーメント

－

34

－

-34

静摩擦

480

－

－

－

動摩擦

－

320

320

320

減速器に加わるトルク

521

395

361

327

減速器ねじれ角

0.08

0.07

0.06

0.06

摺動抵抗

位置
521
395
361

モータON

①

速度
②

③

④
出力軸トルク

出力軸動作

加速度

リンク7動作時の各パラメータの挙動 考察
減速器の「ねじれ」は起動時に0.08°､停止時に0.06°が残存しており､動作方向が変わった場合0.14°発生する。これに前述の「がた」0.02°を加えると､0.16°の誤差となる。これは､再現試験で得られたデータ（0.15°）とほぼ合致しており､メカの非線形成分が誤差の要因と結論付けることができる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

4.1 アクセス・調査装置
16（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験
 上述のハードの特性を考慮して制御方法を（c）アーム位置精度の改善「出力軸レゾルバによる制御」に変更し、位置精度のデータを取得

 制御方法変更後の取得データ一覧
N
o

動作
軸

1

HMIにおける設定目標位置と表示停止角度（°）
目標値

停止位置

偏差

目標値

停止位置

偏差

7

-103

-102.999

0.001

2

7

-105

-105.001-0.001

3

6

176

175.994-0.0064

6178178.005

0.005

5

6+7

176

175.995-0.005-92-91.99

0.01

6

6+7

178

178.007

0.007

-94

-94.004-0.0047

5-176-175.995

0.005-0.003

目標値

停止位置

偏差

 アームの展開手順に従い、単軸→2軸→3軸の順で各軸のアクチュエータ停止精度を確認 また、再現性を確認するために複数軸の作動試験は2回以上の測定を実施

8

5

-178

-178.003

9

5+6+7

-176

-175.997

0.003

144

143.991-0.009-57-56.998

0.002

10

5+6+7

-178

-178.006-0.006148148.012

0.012

-59

-59.003-0.00311

4

176

175.996-0.00412

4178178.001

0.001

13

4+6+7

176

175.993-0.007-138-137.994

0.006

-33.5

-33.495

0.005

14

4+6+7

178

178.009

0.009

-140

-140.008-0.008-35.5-35.509-0.009-105-104.985

0.015

-42

-42.007-0.007

15

4+6+7

151.3

151.287-0.013

16

3

-177

-176.995

0.005

17

3

-179

-179.012-0.012

18

3

-177

-176.995

0.005

19

3+4+5

-175

-174.996

0.004

147.3

147.285-0.015-62.8-62.795

0.005

20

3+4+5

-177

-177.007-0.007151.3

151.314

0.014

-64.8

-64.806-0.006

21

2

126.5

126.498-0.002

 いずれも目標値である0.02°以内の精度で停止することを確認（左表参照）
注：上記の精度にレゾルバ自身の誤差を考慮する必要があるが、当該誤差は無視できる程度であることを確認 上記0.02°の精度を考慮すると、アーム先端
位置精度は約13mm(RMS値)
動作軸4

22

2

127

127.001

0.001

23

1

-37

-36.996

0.004

24

1

-37.5

-37.502-0.002

25

1+2

-36.5

-36.493

0.007

126

125.996-0.004

26

1+2

-37.5

-37.504-0.004127127.003

0.003

動作軸2

動作軸1

動作軸6

動作軸3
動作軸5
動作軸7
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (i)アームの検証試験（c）アーム位置精度の改善
 制御方法変更後の取得データ詳細

青線：指令値
赤線：現在値

第7軸

第7軸

output axis position

2

output axis position

1.8

0.02°以下の停止精度で停止

アクチュエータのバックラッシュの影響による遅れ

1.6

作動中に指定値に追いつく

0.5

1.4

作動中に指定値に追いつく
Position[deg]

角度［deg］

1

Position[deg]

角度［deg］

1.5

1.2

1

アクチュエータのバックラッシュの影響による遅れ

00.8

0.02°以下の停止精度で停止

0.6

-0.5
0

5

10

15

20

Time(sec)

時間［秒］

25

30

35

40

0

5

10

20

15

25

30

Time(sec)

時間［秒］

 起動直後はアクチュエータのバックラッシュにより指令値に対して多少遅れるが、運転中に追いつき、目標位置で0.02°以下の精度以内で停止する なお、アクチュエータのバックラッシュによる遅れは再現性があること、作動初期のみの遅れであり、停止精度やアーム運転に影響無し。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

35

18

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（a） センサ及び外部ケーブル取付／取外し①センサとアームの接続 ：試験条件
センサクレードル（センサ取扱い容器）

対象物

試験条件

エンクロージャ

実機を使用

アーム

ダミーアームを使用（形状を模擬）

センサ

ダミーセンサを使用
・アームとの取合部（ツールチェン
ジャ、コネクタ）は実機と同一・重量、重心位置を模擬

センサクレードル（センサ取扱容器）

ダミーセンサツールチェンジャのロック方向

ツール
チェンジャ（注）

実機を使用

ワンド

センサ取付部

センサクレードル（注）
ワンド コネクタ

ダミーセンサ（注）

ツールチェンジャ：センサとアームの機械取合部
コネクタ：センサとアームの電気／光ファイバ／
ガスホース取合部

ツールチェンジャのレバー
エンクロージャ内配置図

ツールチェンジャ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（a） センサ及び外部ケーブル取付／取外し①センサとアームの接続 ：試験結果
検証項目
センサをワンド先端に接続

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

楢葉モックアップ
試験結果

・センサとワンド先端のツールチェンジャの接続が可能であることを確認
・ただし、ツールチェンジャを接続するためのレバー操作の作業性が悪い

レバー操作手順を見直して、作業範囲での干渉、視認性を検証し、作業可能であることを確
認した

グリッパ

ツールチェンジャを接続

センサクレードルの取付／取外しレバー(レバー移動により機械的にロックする)

クレードルのピンの視認性が悪いため、
クレードル取付け作業が不可
ピン：センサとク
レードル接続時の位置決めに使用

固定レバーを“挟んで動かす”→“グリッパで押す”
手順に変更。

グリッパ

クレードルへの追加工によりピンの視認性を確保し、作業可能であることを確認した（詳細は次頁参照）

クレードル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

20

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（a） センサ及び外部ケーブル取付／取外し①センサとアームの接続 ：試験結果
改良点

・クレードルの位置決めピンの視認性確保のため、クレードル側面への切り欠き追加し、改善効果を検証によ
り確認

試験結果

・追加工したクレードル側面の切り欠きを介して、エンクロージャカメラでピン位置を視認可能となり、クレードルの取付け作業性が改善した
クレードル側面を切り欠き

カメラの視点からクレードルのピンが視認できない

デクスタアーム

クレードルの切り欠きにより位置決めピンの視認性を改善
位置決めピン

位置決めピン
クレードル

ダミーセンサクレードル側面の切り欠き部より
ピン及び取合部を視認可能となり、クレードルの取付け作業性が改善した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（a） センサ及び外部ケーブル取付／取外し②センサ用外部ケーブルのワンドへの取付 ：試験結果
検証項目
外部ケーブルのワンドへの
引き回し

21

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

楢葉モックアップ
試験結果

ケーブル取付用金具の固定作業が、デクスタの両腕での作業となり、狭隘な場所の作業となるため、作業性が悪い
ワンド

固定金具の構造を見直し、作業可能であることを確認した

外部ケーブル

外部ケーブル取付用金具
A（ワンド先端より見る）

ワンドのケーブルルート

改良した外部ケーブル取付用金具（水平に回転とし、デクスタの片手で作業可能。）

詳細は次頁参照。

（ワンド側面より見る）
デクスタの片手で金具を持ち上げたまま（矢印向きに回転）、もう一方の手でボルトランナーを用いてボルト固定する作業となるが、狭隘のため両手の作業ができない。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（a） センサ及び外部ケーブル取付／取外し②センサ用外部ケーブルのワンドへの取付 ：試験結果＜見直し後の外部ケーブル取付用金具＞＜外部ケーブル取付用金具の上部を開いた状態＞＜外部ケーブル固定の手順＞①外部ケーブルを上方より挿入
外部ケーブル取付用金具
外部ケーブル
外部ケーブル取付用金具
ワンド
外部ケーブル取付用
金具（アーム先端を斜め上方より見る）②金具を閉止外部ケーブル取付用金具③金具上部のボルト締め
ボルトランナー外部ケーブル取付用金具

外部ケーブルの引き回しルート（アーム先端を斜め下方より見る）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

22

23

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(b)ツール及び外部ケーブル取付/取外し
対象物

試験条件

エンクロージャ

実機を使用

アーム

ダミーアームを使用（形状を模擬）

ツール

実機を使用

外部ケーブル

実機を使用

外部ケーブルドラム

実機を使用

外部ケーブル

外部ケーブルツール

外部ケーブル
アームリンク部

本試験では、以下の試験を実施。
・ツール本体への外部ケーブルの取付・アームリンク部への外部ケーブルの取付※※外部ケーブルは、センサ用とツール用の2種類であるが、ツール用外部ケーブルのほうが剛性が高く、アームリンク部への取付ハードルが高い。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

24

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(b)ツール及び外部ケーブル取付/取外し
検証項目
外部ケーブルのツール
への取付
外部ケーブル

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

楢葉モックアップ
試験結果

・ツール本体への外部ケーブルの取付試験を実施し、問題なく作業可能なことを確認
・ただし、ノズルホルダへのノズルの取付とコネクタ接続は未検証

ノズルホルダへのノズルの取付も可能であることを確認

ノズルホルダノズルホルダコネクタ

ツール

外部ケーブルのリンクへの取付
外部ケーブル・ケーブルトレイの下側以外は、外部ケーブルの取付が可能であることを確
認・ケーブルトレイの下側については、狭隘なため、取付不可であった。ケーブル
取付金具構造の見直しが必要

取付金具の構造を見直し、
ケーブルトレイの下側も含めて
外部ケーブルの取付が可能であることを確認（詳細は次頁）

アームリンク部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

25

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(b)ツール及び外部ケーブル取付/取外し
着眼点

ケーブル設置後、デクスタで回すだけで金具をロック(ボルト不要)

デクスタでの外部ケーブル取付について、これまでの検証試験の結果を踏まえて作業性及び外部ケーブルの拘束の観点から取付金具の改善構造を検討し、以下の改善策を実施。
・ケーブル拘束と作業性のバランスを考慮し、複数種類の取付金具で対応・各関節で3箇所の固定金具とし、ケーブル拘束を重視した箇所は関節あたり1箇所（取付金具A）とし、残り2箇所（取付金具B,C）は作業性を重視した構造とする・金具のロックは初期計画のボルト構造からボルトを使用しない構造として作業性を改善
上記の改善効果を確認することを主目的として試験を実施。

取付金具A

試験結果
取付金具B

狙い通りの改善効果が確認できた。更なる改善として以下も検討し、対応可能であれば採用する。
・取付金具C（引掛け式）の削除
取付金具A(6自由度拘束)ケーブルカラー

取付金具B
取付金具C

取付金具B
取付金具A
外部ケーブル
ダミーアーム外部ケーブル
固定金具の初期計画

アーム(関節部：リンク折畳み部)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

26

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(b)ツール及び外部ケーブル取付/取外し
検証項目
外部ケーブルのドラムへの巻取り

ドラム

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

楢葉モックアップ
試験結果

・ドラムへのケーブル巻き取りが可能であることを確認
・ただし、巻取り作業に時間を要するた
め、作業時間短縮が必要※ケーブルを0.5層巻く作業で約1日要した（巻取り時間を外挿評価すると、トータル約3層巻き＝約6日が必要と推定）

巻取り作業が約４時間まで短縮できた（詳細は次頁）
注：上記4時間は、純粋に巻き取る作
業のみであり、アームからのケーブル取外しや、アームからのケーブル取外し後に巻きとれる状態までのケーブル
整頓作業は含んでいない。
今後は、作業時間の更なる短縮についても改善を図っていく予定。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

27

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(b)ツール及び外部ケーブル取付/取外し
着眼点
デクスタでの外部ケーブル取外し（巻取り）について、これまでの検証試験の結果を踏まえて作業
性の観点から巻取り装置の改善構造を検討し、以下の改善策を実施。
・ケーブル反力によるドラムの浮き上がりに伴うギヤ外れを防止するため、レバーロックを追加
・ケーブルドラムの径をΦ130 mmからΦ100 mmに小さくすることにより、ケーブルの収容性を向上（巻き付け寸法が大きいとケーブルドラムをDPTEポートから搬出できなくなる。）
上記の改善効果を確認することを主目的として試験を実施。

レバーロック

ギヤ

試験結果
時間を要する（巻取りのみで約４時間）ものの、巻取り装置を安定して連続運転させ、DPTEポートに収まる寸法に巻き付けることが可能であることを確認した。
デクスタで、ケーブルが緩まないように、ケーブルを支持/ガイ
ドしながらドラムに巻き付け

ドラムのレバーロック
レバーロックケーブル
ケーブルドラムが回転
ケーブルドラム
駆動部（モータ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

28

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（c）センサ・ツールの搬入出 ：試験条件
対象物

試験条件

エンクロージャ

実機を使用

アーム

ダミーアームを使用（形状を模擬）

センサクレードル

実機を使用（ダミーセンサを含む）

外部ケーブルドラム

実機を使用

センサクレードル
ドロワ
DPTEコンテナ（350）
外部ケーブルドラム

DPTEポート（350）
ストレージドロワ

ストレージドラムトロリ

エンクロージャ内

代表機器（下記①、②）の搬入出を検証
トランスファトロリ ①センサクレードル：DPTEポート(350) ～ツールストレージドロワ②外部ケーブルドラム：DPTEポート(350)～ストレージドラムトロリ

プーリーアーム（※）※デクスタのホイストに接続し、 プーリーを介して重量物を吊り上げるツール。エンクロージャの側壁際に折りたたんで収納。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

29

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（c）センサ・ツールの搬入出 ：試験結果
検証項目
DPTEポート（350）の開閉

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

楢葉モックアップ
試験結果

・DPTEポートのロックピン解除やDPTEコンテナのドロワの引き出し／収納作業時に、デクスタ
アームがすべり、十分な把持ができない「把持部の爪先部品に滑り対策」を実施することにより作業性が改善、対策の有効性を確認した把持部

すべり

デクスタアーム
トランスファトロリの移動

DPTEポートのロックピン
・トランスファロッドによる移動は、アームのリン
ク１とリンク2の間が狭隘であることより、わずかな移動を何度も繰り返すため、時間を要する。
トランス
ファトロ
リロッド

リンク1

滑り止め対策品に交換（表面にローレット
加工）・リンクの部分の両側より、直接、トラン
スファトロリを把持して移動する方式とし、トランスファトロリの移動時間を短縮できることを確認した（詳細は次頁参照）

狭隘
リンク2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

30

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（c）センサ・ツールの搬入出 ：試験結果
トランスファトロリ

改良点
・トランスファトロリの移動方法の見直し（把持治具を追設し、デクスタで直接把持して移動）

試験結果
・デクスタの移動、トランスファトロリロッドの操作時間（移動、抜き差し）が削減され、トランスファトロリの移動に要する作業時間を短縮（※）できることを確認した※DPTEポート前からストレージドロワまでの移動時間：変更前約2時間→変更後10分程度）【変更前】トランスファトロリロッドにより移動→ロッドをトロリの穴に差し込んで、押し出すことで移動

リンク6【変更後】把持治具をデクスタで直接把持してトランスファトロリを移動→把持治具（ピンク破線）を追設し、アームリンク下でもデクスタで直接把持してトロリを移動可能としたトランスファトロリ

トランスファ
トロリ

トランスファトロリロッド
トランスファトロリ

レール
ダミーアーム（リンク1）

ダミーアーム（リンク2）

狭隘のため、ロッドの移動（抜き差し）
回数が多く、作業に時間を要する把持治具（追設）

デクスタ

リンク6

リンク2

リンク1

トランスファトロリ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験

31（c）センサ・ツールの搬入出 ：試験結果
検証項目

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

楢葉モックアップ
試験結果

外部ケーブルドラムの搬入出（プーリーアームのフックの取付
け、ホイスト吊り上げ）

・ケーブルトレイの下での作業となり、搬入物の吊り上げ代が不十分

外部ケーブルドラムの吊り治具の構造改善し、対策の有効性を確認した（詳細は次頁参照）

プーリーアーム

ケーブルトレイ
吊り上げ代 20mm
フック高さ
ケーブル巻き取り時の最外径

堰の高さ50mm

外部ケーブルドラムの搬入出（ホイスト吊り下げ／トランスファト
ロリへの積載）・ストレージドラムトロリのドラム取合部がカメラの死角となり、ドラム設置完了or未完了の判断
が困難。
カメラ視点
ドラムの端部を引っ掛ける際、デクスタ作業用のカメラの死角となる

ケーブルドラムをトロリに設置した後、レバーロックによりドラムを固定することで、ドラムの確実な設置が可能となった（注）：設置状況を視認できない箇所があるものの、レバーロックでドラムを固定することにより、確実に設置できることを試験で検証した（詳細は次々頁を参照）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning32

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（c）センサ・ツールの搬入出 ：試験結果

デクスタ把持部

吊り点位置

改良点
・外部ケーブルドラムの吊り治具の構造・形状の変更

試験結果
・吊り上げ代が20ｍｍから50ｍｍ以上となり、外部ケーブルドラムの搬入出作業が可能であることを確認した
吊り治具（吊りフック）
デクスタアーム
吊り上げ代20mm

吊り治具【改良品】

吊り治具（構造・形状を変更）
プーリーアーム
デクスタアーム

吊り上げ代50mm以上

プーリーアーム

吊り治具の構
造・形状を改良
して、吊り上げ代を確保
DPTEコンテ
ナの引出し

外部ケーブルドラム
搬入出ポート神戸モックアップ試験

DPTEコンテ
ナの引出し

外部ケーブルドラム

楢葉モックアップ試験

搬入出ポート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

33

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（c）センサ・ツールの搬入出 ：試験結果
改良点
・ケーブルドラム設置用トロリへレバーロックを追設

注：ケーブルドラムの一部切り欠きによる視認性向上を検討したが、切り欠きを設けても十分な視認性が得られないため、上記の方法を採用した

試験結果
・ケーブルドラムをトロリに設置した後、レバーロックによりドラムを固定することで、ドラムの確実な設置が可能となった（確認作業及びやり直し作業時間（数分～数10分程度）の削減）
注：設置状況を視認できない箇所があるものの、レバーロックでドラムを固定することにより、確実に設置できることを試験で検証した

改善前

カメラ視野方向

ケーブルドラムの後ろ側が死角となり、ケーブルドラムのトロリへの設置状況確認に難あり改善後デクスタ把持部
レバーロック(把持部を視認して操作)

カメラ視野方向(紙面奥から手前側)
ロック方向

ケーブルドラム

ケーブルドラム設
置用トロリ

ケーブルドラム

ケーブルドラム設
置用トロリ

レバーロックでドラムを固定(視認は不可)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

34

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験
アーム（実機）(d) ワンドの取付／取外し ：試験条件
ワンド固定部
対象物

試験条件

エンクロージャ

実機を使用
ワンド
（実機）

アーム

ダミーアームを使用（形状を模擬）

ワンド

実機を使用
ワンド

ツール
チェンジャ

ワンド固定部

固定用ボルト

ワンド固定部
ツールストレージドロワ
エンクロージャ内配置図

ワンド（実機）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(d) ワンドの取付／取外し ：試験結果
検証項目

楢葉モックアップ試験までの検証結果/要改善事項

35

楢葉モックアップ
試験結果

ワンドのアームへの取付・実機ワンドを用いた作業は未実施。
（ストレージドロワからの取り出し、 （ダミーワンドを使用して検証）
移送、アームへの取付）

実機ワンドを用いてダミーアームとの接続作業の検証を実施し、一連の作業性の成立見通しを確認できた・実機ワンドの取扱性向上のため、ワンド用リフティング治具の把持構造を改善
し、効果を確認できた（詳細は次頁参照）

ワンドのアームへの固定

１つの工具（※）での作業性（工具のアクセス性）を確認し、作業性の改善効果を確認できた※トルク管理可能なボルトランナーを開発中（今回は外形模擬のダミーを使用）

・トルクマルチプライヤー（トルク管理用工具）とボルトランナーの2つの工具を使用することとしていた（当初計画）が、作業性改善が必要。
トルクマルチプライヤー

ボルトランナーワンド

従来のワンド固定作業

固定用ボルト

トルク管理可能なボルトランナー（開発中）

ワンド固定部（ボルト止め2か所））©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

36

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(d) ワンドの取付／取外し ：試験結果
改良点
・ワンド用リフティング治具の把持位置を適切な位置に見直して、改善効果を確認

試験結果
・把持位置の変更により，作業性が改善していることを確認できた

マニピュレータアーム

・把持金具の位置を左右均等な位置に見直し（作業性向上を確認）。
・一連の作業を通じて、把持金具の位置・向きが適切であることを確認。

ワンド用リフティング治具
（改良後）

ワンド

把持金具
（左手側）

吊り点

把持金具
（右手側）

ワンド用リフティング治具
（改良後）
改良箇所

ツールストレージ
ドロワ

ワンド

（従来）
ワンド用リフティング治具（改良後）ワンド取扱の作業性確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（e）エンクロージャカメラの運用見直し
問題点

エンクロージャ内のカメラ移設作業に時間を要し、また、作業回数も多い

対応方針

可能な限りエンクロージャ内のカメラ位置を固定し、カメラ移設作業そのものを低減する
エンクロージャ天井に設置

エンクロージャ天井に設置

具体策
従来：①～⑯の位置にカメラスタンドがあり、4台のカメラを作業毎に移設
改善策：
部にカメラ4台を固定(カメラ本体のパン/チルト/ズームは可能)
アームの移動と干渉する2台はエンクロージャ天井に設置部のカメラ1台は作業毎に移設する運用※上記は、これまでの検証試験でのカメラ視野をふまえて設定
改善策適用により、約640時間の作業時間が低減できる見込み

検証状況

ダミーアームを用いたデクスタ検証試験にて上記配置を試運用し、固定カメラ位置等に問題ないことを確認中。

検証結果はおって報告予定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

37

38

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（e）エンクロージャカメラの運用見直し
これまでの検証状況に基づき、カメラ配置・運用見直し、カメラの移動回数を低減

カメラ
カメラ
スタン
ド
カメラ（スタンド設置）☆外部ケーブルの取付けの例＜従来＞✔カメラ位置（③‘）①②はエンクロージャ床からスタンドを立ててカメラを設置⇒アーム移動に伴い一部のカメラは移動が必要

①（移動）

②（移動）

③（移動）
④（移動）

＜改善策＞
✔カメラ位置③（固定）

カメラ（天井設置）①②は、エンクロージャ天井に設置

①（固定）

②（固定）

⑤（移動）
（移動）：移動運用するカメラ（固定）：固定運用するカメラ（移動）：移動運用するカメラ④（固定）④は、エンクロージャ前方
ツールラックに設置✔カメラの移動回数✔カメラの移動回数(1)初期配置（アーム延伸時のカメラ退避位置から①、②、③への移動）：3回(2)作業途中の配置変更（③→③‘） ：1回(3) ①、②からアーム延伸時のカメラ退避位置への移動：2回(1)初期配置（アーム延伸時のカメラ退避位置から⑤への移動）：1回(2)作業途中の配置変更 ：0回(3) ⑤からアーム延伸時のカメラ退避位置への移動： 1回

合

計：6回

合

計：2回

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

39

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(f) コーキング塗布ツールの取付／取外し ：試験条件
リフティングアイ（水平吊り用） コネクタ（N2ガス）

対象物

試験条件

エンクロージャ

実機を使用

アーム

ダミーアームを使用（形状を模擬）

コーキング塗布ツール

実機を使用

コーキング材用タンク

グリッパツール

ワンド

ツール取付部

ツールチェンジャ
スプレイノズル（4箇所）

搬入出用ポート(DPTEポート（350））
エンクロージャ内配置図

スプレイ用N2ガス
ボンベ（2本）リフティングアイ
グリッパツール（垂直吊り用）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning40

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験(f) コーキング塗布ツールの取付／取外し ：試験結果
・実機ワンド、実機ツールを用いて搬入出作業およびダミーアームとの接続作業を実施した。
・一連の作業性の成立見通しを確認できた。
マニピュレータ
アーム

コーキング
塗布ツール

搬入出用ポート（蓋）コネクタ（N2ガス）の取付

マニピュレータ
アーム
コーキング塗布ツール
搬入出用ドロワ

コーキング塗布ツールの搬入作業

ワンド

ツールとアームの取合部

コーキング塗布ツールとアームの接続©International Research Institute for Nuclear Decommissioning41

4.1 アクセス・調査装置（1）現場状況を考慮したモックアップ試験 (ii)デクスタの作業性検証試験（g）アーム支持構造の取外し
キャリッジ

リンク

テレスコ

ダミーアーム（テレスコ部）

アーム支持部

ネジ部(上下移動)

デクスタアーム

アーム支持構造（アーム固定治具）の概要
・現地のX-6ペネ前への輸送時にアームの揺動を抑えるための支持構造
・調査装置をX-6ペネ前に据付後、アーム支持部位の拘束をデクスタで外す必要がある
・実機アームを用いたデクスタ検証が必要であるが、先行してダミーアームを用いて成立性や改善点を事前に確認する位置付けで実施

ボルトランナデクスタ用把持金具

アーム支持構造・デクスタによるジャッキ操作（アーム支持部の上下移動）が問題なく実施可能であることを確認
・今後は、実機アームを用いた検証試験で確認予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning42

4.1 アクセス・調査装置（2）作業訓練
ⅰ. 作業訓練の方針(体制および計画)

 アーム型アクセス装置は4人/チームで操作する
 本事業では、実機での作業時間等を踏まえ、オペレータチームを2チーム構築することとし、9名の操作員を選定。オペレータに必要な知識および技能を段階的かつ体系的に習得するべく、プログラムを策定し、それに沿った実践訓練を展開（本年度はステップ2～3を実施し、ステップ2は来年度も継続実施予定）【オペレータ体制および役割】＜Aチーム＞【トレーニングフロー】
令和3年度実施＜Bチーム＞

RO
(1名)

RO
(1名)

MO/カメラ(1名)

導入訓練
ステップ1 基本訓練

BO
(1名)

MO
(1名)

カメラ
(1名)
役割

BO
(1名)

MO
(1名)

カメラ
(1名)

主に必要となる技能

RO

チームの指揮･チームマネジメント能力･作業手順の知識･管理能力

カメラ

カメラ、照明、HMIの操作・オペレータ視点に立ってのカメラ操作技術、HMI
操作技術

BO

ブームの操作･ブーム操作技術･VRシステム操作技術

MO

保守用マニピュレータの操作・保守用マニピュレータ操作技術

基本的な知識および操作技術を習得
令和4年度実施
ステップ2 実践訓練(役割別)オペレータの役割に対応した知識・技能を習得

ステップ3 基礎教育

チーム単位での装置オペレーションに必要な基礎知識の習得

ステップ4 実践訓練(チーム)
チーム連携訓練、非常時対応訓練©International Research Institute for Nuclear Decommissioning43

4.1 アクセス・調査装置（2）作業訓練
ⅱ. 実践訓練の結果

BOの訓練

 ブーム単体検証を通じた実践訓練のうち、ブームアクセス試験を通じて、ブームオペレー
ションの基本動作となる、ティーチ＆リピートファイルの実行および現場状況に応じた同ファ
イルの編集作業を習熟した。
 ブーム単体検証を通じた実践訓練は令和５年度も継続実施予定。

ブームアクセス試験を通じた訓練状況（操作画面の例）

ブームアクセス試験を通じた訓練状況（オペレーション）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning44

4.1 アクセス・調査装置（2）作業訓練ⅲ.

実践訓練の結果

MO、カメラオペレータの訓練 デクスタ単体検証を通じた実践訓練により、デクスタによる各種付属設備の取り扱い操作
及びこれに伴う視野確保のためのカメラ操作を習熟した。
 訓練を通して得られた知見・手順等については、オペレーション手順書として纏めており、現場実証に向けて来年度も継続して訓練を実施し、その結果を反映していく予定。
 ブームに付属するカメラの操作訓練は、ブームアクセス試験時のブームの取り扱い操作に合わせて、令和５年度実施する予定。
保守用
マニュピレータ

フック

センサ

クレードル
訓練状況（専用吊り治具のセンサへの着脱、専用吊り治具を使用したセンサのハンドリング、センサのワンドへの着脱）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning45

4.1 アクセス・調査装置（2）作業訓練
ⅳ. 事前技量確認

基礎教育前のオペレータの事前技量確認

 基礎教育の実施項目を決定するにあたり、VNSトレーナによる、オペレータ技量の事前確認を実施。
 事前技量確認結果を踏まえたVNSトレーナとの協議により、基礎教育の実施内容について
は、チーム単位の装置オペレーションに必要となる基礎知識に加え、本技量確認結果で明らかになった課題を踏まえた教育内容にすることとした。

作業状況の中継

BO

MO

RO
RO
カメラオペレータ
作業状況の中継
事前技量確認時のオペレータの作業状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning46

4.1 アクセス・調査装置（2）作業訓練ⅴ. 基礎教育 実践訓練（その2）に向け、チーム単位での装置オペレーションに必要となる基礎知識習得を目的としたVNSトレーナによる基礎教育（座学、VR演習、実技演習）を実施。
Part1：習得した技量の確認（机上教育）
・コントロールルームへの入室制限及び員数制限等の具体的な対処・運用・E-Stopシステムの使用・リスクを最小限に抑える装置の制御と操作方法
・遠隔操作の効率的な監視と運用方法

Part2：セキュリティ（机上教育・演習型の教育）
・大型・重量物の遠隔操作（クレードル、エンドエフェクタツール、ワンド）・事象が起きた際の対応
・警報およびエラーメッセージ

Part3：通常操作（遠隔操作）・現場実証を意識した、日常作業におけるチェックシートの運用、引継
ぎ記録の運用を主とした教育を実施

基礎教育の実施状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning47

4.1 アクセス・調査装置（2）作業訓練ⅵ. 現場実証に向けた取り組み
 現場実証に向け、PCV内部詳細調査項目（全体）に対して各オペレータが習熟すべき作業
要素を整理した。
 今後の訓練を通じてオペレータ毎に必要な作業要素の習熟を管理していく。

PCV内部調査作業項目（全体）に対する必要作業要素©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

48

4.1 アクセス・調査装置（3） アームとセンサの組合せ試験 (i)ガンマセンサ
試験要領及び試験結果
JAEA楢葉遠隔技術開発センターにて、以下の要領に基づきアームとの組合せ試験を実施。
ガンマセンサとアームの機械的な接続が問題なく実施できることを確認した上で、アームと接続した状態でガンマセンサが動作する事を確認した。さらに、ガンマセンサの放射線角度分布測定に関し、アームの電源ONの場合でもノイズの影響が小さいとの結果を得た。
試験分類

試験項目

要領

判定

センサとアームの ・アーム側のツールチェンジャに接続できることを確認
機械的接続確認 ・アーム側のコネクタに接続できることを確認

アームとの組み合 ガンマセンサの
わせ試験
動作確認

・ガンマセンサをアームに接続した状態で基本動作（モータ駆動、
カメラ表示、バックグラウンド測定*等）を実施し、動作することを
確認

◯

◯

*放射線源を用いずに環境中の放射線測定を実施

ノイズ影響確認・ガンマセンサをアーム側に接続した状態でアーム側の電源をON/OFFし、その時の差異を確認してアームのモータ等によるノイズの影響有無を確認◯（ノイズの影響小）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

49

4.1 アクセス・調査装置（3） アームとセンサの組合せ試験 (i)ガンマセンサ
ノイズ影響確認
ガンマセンサをアームに接続し、アームのモータ電源ON/OFF時のバックグラウンド測定（放射線源を使用しない放射線角度分布測定）を実施し、検出器からの信号を確認した。その結果、測定結果に影響のあるノイズは見受けられず、アーム起因のノイズの影響は小さいことを確認した。
放射線測定信号（アームモータ電源OFF)

放射線測定信号（アームモータ電源ON)

100mV/div

100mV/div
ピークtoピーク：約150mV

100μsec/div

ピークtoピーク：約150mV

500μsec/div

モータ電流起因と推測される周期的な信号が見られるが、以下の理由から測定への影響は小さい。
・アームモータからのノイズを含めた電圧はピークtoピークで約150mVであり、アームモータ電源をOFFした状態での測定値（約150mV ）と同レベル
・ガンマセンサでは1測定で1秒間に1000回測定した値の平均値を用いるため、周期的なノイズはキャンセルされる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

50

4.1 アクセス・調査装置（3） アームとセンサの組合せ試験 (ii)中性子検出器
中性子センサとアーム型アクセス装置およびクレードルの機械的取合の確認【試験概要】• 中性子センサとアーム型アクセス装置をツールチェンジャーを介して問題なく取り付け可能であることを確認した。
• 中性子センサおよびFlyingleadをクレードルに問題なく取り付け可能であることを確認した。
中性子検出器

アーム型アクセス装置

中性子検出器Flyinglead

中性子検出器Flyinglead

クレードル
アーム型アクセス装置

中性子センサとアーム型アクセス装置の組合せの様子

中性子センサとクレードルの組合せの様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセス・調査装置（3） アームとセンサの組合せ試験 (ii)中性子検出器
中性子センサおよびアーム型アクセス装置の電気的取合の確認

51【試験概要】• 簡易なテスターを用いて各信号ケーブル（試験構成のうち信号ケーブル（同軸））について導通があることを確認した。
• 導通確認後，中性子センサ制御盤およびラップトップPCを起動し試験測定（BG測定）を実施可能であることを確認した。

組合せ試験構成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

52

4.1 アクセス・調査装置（３） アームとセンサの組合せ試験 （ⅱ）中性子検出器

アーム型アクセス装置アクチュエータのサーボドライブのON/OFF状態でのBGの影響確認

70

70

60

60

50

50

40

40

計数

計数

【試験概要】• サーボドライブのON/OFFによってBGの計測結果に有意な影響を与えないことを確認した。
（以下にBGの測定結果を示す）

30

30

20

20

10

10

0

0

5000001000000

1500000

2000000

2500000

3000000

V・s

サーボドライブOFF状態でのBG計測結果

005000001000000

1500000

2000000

2500000

3000000

V・s

サーボドライブON状態でのBG計測結果

注：上記グラフの補足説明は、後述の「補足資料」を参照©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

53

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練
ⅰ. 訓練計画

アクセスルート構築のための関連機器についてはこれ迄, 計画の進捗に合わせ, 暫定的に各種検証を実施してきたが, 令和４度は, 各装置の仕様が確定し, 工事規模が明確化した中で,現地での工事成立性評価並びに被ばく低減作業抽出を目的として, JAEA楢葉遠隔技術開発センターにて現地寸法を模擬したフルスケールモックアップを用いての検証・ワンスルー試験を実施した。
(a) 技術事項の検証
令和元年度に実施したモックアップ検証時からの設計進捗及び工法変更点について,
現地での工事成立性確認を実施。
・検証項目① 移動式リフト（長ストロークジャッキ）を用いたエンクロージャの載せ替え作業・検証項目② 遠隔化改造した送り台式ジャッキを用いたエンクロージャの据付作業(b) 高線量環境での工事成立性（最適化）の確認
フルモックアップでのワンスルー検証を通じて, 高線量環境での工事成立性及び最適化（被ばく低減項目の抽出）の確認を実施。
・検証項目③ RB内及びRB建屋周辺の付帯ケーブル・ホース敷設作業
・検証項目④ 接続構造・延長管、追設遮へい板の作業改善©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

54

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
今回のモックアップ検証にて, エンクロージャの搬送・据付作業における前回検証時からの工法変更点（技術事項2点）について, 現地工事での成立性を確認。
また, 接続構造・延長管, 追設遮蔽板, エンクロージャの設置から撤去におけるワンスルー
検証を通じて, 被ばく低減につながる改善事項を抽出、引き続き改善に取り組んでいく。
エンクロージャ付帯設備のケーブル・ホース類については, 設計進捗により, 仕様や工事規模が明確化した中で, 今回フルモックアップにてRB内及びRB建屋周辺のケーブル敷設検証を実施, 抽出した改善事項（ケーブルの敷設アレンジメント, ケーブルラックの配置・形状、フックの設置箇所など）については敷設図面へのフィードバックを完了。一方, ケーブルの敷設順序や敷設するケーブルの束ね方（グルーピング）など施工面の詳細検討については引き続き実施していく必要があり, 現地工事前 トレーニング迄に検討を進めていく。

訓練作業風景©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

55

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
検証項目① 移動式リフト（長ストロークジャッキ）を用いたエンクロージャの載せ替え作業
RB内へ搬入したエンクロージャの南西エリアでの遠隔搬送台車（e-motion)への載せ替え作
業において,被ばく低減を目的として新規に採用した移動式リフト（長ストロークジャッキ）を用いての作業及び,大物搬入口から南西エリアへの電動ローラを用いた搬送作業 （一部未検証
事項・改造部）の成立性を確認した。
模擬エンクロージャ

移動式リフト（長ストロークジャッキ）
電動ローラにより大物搬入口から南西エリアへ搬入されてきたエンクロージャを6台の移動式リフト（長ストロークジャッキ）によりジャッキダウンし、遠隔搬送台車（e-motion)
へ載せ替える©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

56

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
検証項目② 遠隔化改造した送り台式ジャッキを用いたエンクロージャの据付作業
北西エリアでのエンクロージャ据付作業において,被ばく低減を目的として遠隔化改造 した
送り台式ジャッキを用いた据付及び附随作業の現地での成立性を確認した。

エンクロージャの周りに作業員を配置

エンクロージャの周りに作業員を配置せず、遠隔で作業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

57

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
検証項目③ RB内及びRB建屋周辺の付帯ケーブル敷設作業
RB内及びRB建屋周辺エリアのケーブル敷設作業（大量のケーブルをケーブルダクトや狭隘部に,動力・制御等ケーブル種別・余長も考慮しながら引き回す必要がある作業）をRB内及びRB建屋周辺を模擬し,ケーブル敷設図面に基づき敷設を行い,現地での成立性を確認した。

RB建屋周辺大物搬入口

北西エリア（エンクロージャ周り）

南西エリア

西側通路

ケーブル・ホースの敷設検証作業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

58

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
検証項目④ 接続構造・延長管、追設遮へい板の作業改善
その他、被ばく低減を目的とした作業改善検証を実施し、その有効性を確認した。
検証前

検証前

組み立て式

X-6ペネ接続構造

固定輪

今回検証時

今回検証時

蛇腹式へ改善自在輪へ変更搬送用スキッド（改善内容）
接続構造搬送用スキッドの固定輪を自在輪へ変更
設置時の切り返し作業改善（改善内容）
グリーンハウスを蛇腹式に変更
設置・展開作業時間短縮©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

59

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
検証項目④ 接続構造・延長管、追設遮へい板の作業改善
その他、被ばく低減を目的とした作業改善検証を実施し、その有効性を確認した。
検証前

今回検証時

据付基準用レーザー（赤）

据付基準用レーザー（緑へ変更）

検証前

今回検証時

複数本のケーブルをジッパーチューブで束ねる※ケーブル保護も兼ねる

スケールをアングル材に取り付け（改善内容）
後方装置据付基準用レーザーの視認性向上
・装置後方レーザーを赤⇒緑へ変更
・位置確認用スケールとレーザーが直角に交わるようアングル材取り付け（改善内容）
追設遮へい板ケーブルカバーの追加
・複数本のケーブルをジッパーチューブで束ねる事によりケーブル敷設・整線作業時間短縮※遠隔搬送性に問題がないことを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

60

4.2 アクセスルート構築のための関連機器（1）作業訓練ii. 訓練結果（現地据付作業性検証）
検証項目④ 接続構造・延長管、追設遮へい板の作業改善
その他、被ばく低減を目的とした作業改善検証を実施し、その有効性を確認した。
検証前

検証前

検証後

検証後

養生シートとテープを用いて養生ケーブルラック設置
ケーブル長を最適化（改善内容）
ケーブル長最適化、ケーブル敷設の具体化により廃棄物削減・作業時間短縮※ノイズ離隔距離を設けてケーブル敷設

カバータイプの養生シートに変更（改善内容）
装置形状に合わせたカバータイプの養生シート
採用により作業時間改善※延長管にも同様のカバータイプを採用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

61（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（１／８）
【令和4年度の進捗状況】
 現場実証としてステージ内隔離部屋／ハッチ隔離部屋の設置までを実施した。
 ステージ内隔離部屋からの漏えい、ハッチ隔離部屋の地震による部品損傷、現場環境によるリミットスイッチ故障、気密扉漏えい、押付け機構損傷等のトラ
ブル対応を行った。
 リスク評価の見直し再評価を実施し、必要な対策を講じることとした。

【ステージ内隔離部屋箱型ゴム損傷対応】

ハッチ隔離部屋設置後の写真【事象】 隔離部屋の漏えい試験で圧力が上昇せず、ステージ内隔離部屋の箱型ゴムが損傷していたことが判明【対策】 箱型ゴムを金属板に交換すると共に、これと干渉するハッチ把手を切断する設計変更を行い、金属板の交換を完了（把手切断は今後実施予定）
損傷部

損傷部の確認画像
金属板

ハッチ開放装置

ハッチ把手
切断ツール

金属板交換作業の状況

ハッチ把手切断 工場モックアップ試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

62（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（２／８）
【ハッチ隔離部屋のトラブル対応】
ハッチ隔離部屋ガイドローラの損傷【原因】 令和4年3月地震の揺れによる気密扉との干渉

ガイドローラ取付位置（8か所）

ガイドローラ③の損傷状況【対策】 強度を向上させた部品に交換を実施

ガイドローラの交換前後の図

気密扉開閉リミットスイッチ（LS）の故障【原因】 結露水のLS内への侵入による導通不良【対策】 防滴型LSに交換を実施

防滴型LS

故障したリミットスイッチ（左：外観、右：分解後の中身）

防滴型ＬＳと現地交換作業状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

63（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（３／８）
【ハッチ隔離部屋のトラブル対応】
ハッチ隔離部屋気密扉からの漏えい（１／２）

【原因】 筐体側パッキンに塗られたシール補助剤と気密扉側パッキンが気密扉の位置ズレにより干渉して隙間が生じたためステージ内隔離部屋側
気密扉漏えい箇所

気密扉

筐体側と気密扉側
パッキンを合わせ、気密扉をシール
している。

赤線：筐体側パッキンがシール補助材の押付跡から外れた状態
青線：筐体側パッキンがシール補助材の押付跡と合っている状態（気密扉の位置ずれ無し）

ロボット搬入部屋側

漏えい個所

ハッチ隔離部屋 漏えい個所

筐体側パッキンの位置ずれイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

64（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（４／８）
【ハッチ隔離部屋のトラブル対応】
ハッチ隔離部屋気密扉からの漏えい（２／２）
【対策】 筐体側パッキンをシール補助材が不要な材質（柔らかいタイプ）のものを試験で選定し、交換を実施
試験内容
試験治具にセットしたパッキンを所定の厚さに圧縮し、圧力供給口から空気を供給して7.2kPa(g)まで加圧。漏えいがないことを確認する。
圧力計

試験片

透明塩ビ板
圧力供給

筐体側パッキン
鋼板

要素試験イメージ

改良型パッキンの取付状況

試験片パッキン©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

65（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（５／８）
【ハッチ隔離部屋のトラブル対応】
気密扉押付機構の損傷（１／２）
【原因】 パッキン交換後の押付けカム調整作業手順が不十分で、 想定を超える力が押付け機構に加わったため
ピン差し込み箇所
ロボット搬入部屋側

ジョイント部

ステージ内隔離部屋側
気密扉

ハッチ隔離部屋 裏面

ピン破損状況
※取付前寸法約50ｍｍ＜ジョイント部のピンの概要＞
 軸とジョイント部の連結するために使用。
 当該ピンの許容荷重が最も小さく、機器全体に高負荷の荷重が掛かった場合、犠牲的に破損することで、その他機器を保護。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

66（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（６／８）
【ハッチ隔離部屋のトラブル対応】
気密扉押付機構の損傷（２／２）
【対策】 強度向上した部品への交換、バウンダリ外への計画破壊点の移設などの対策を実施
形状変更による強度向上

型式変更と形状変更による強度向上
ユニバーサルジョイント

押付カム

 ピン接続からキー接続に形状変更し強度を向上
 ユニバーサルジョイントを型式変更により強度を向上

ピン

キー

型式変更後のユニバーサルジョイント

カムフォロア
変更前

変更後

変更前

押付カム・カムフォロアの形状比較

変更後

ユニバーサルジョイントの形状比較
ステージ内隔離部屋側

バウンダリ外減速機
横軸

ロボット搬入部屋側

遮へい扉

バウンダリ内縦軸
かさ歯車
・許容トルク
各部を回転させる時に使用できる最大トルク

ジョイント部ピン（計画破壊点）破断トルク：298Nm

・破断トルク
各部を回転させた時にその部品が破壊するトルク

ユニバーサルジョイント(型式変更により強度向上)
許容トルク：118⇒390Nm

押付機構 構造図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

67（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（７／８）
【リスクの再評価】

見直し後のリスク要因表抜粋

現場ではさまざまなトラブルが発生しており、新たなリスクがないか下記に示す方針でリスク評価を見直すこととした。

リスクの要因
遠隔

形
状

小項目

不

作業性

抵
抗
・
粗
度

コ
ン

表
面
性
状
摩
擦

異

電

物

気

・

ノ

錆

イ

び

ズ

自

単

ク

ペ

リ

ネ

救

フ

援

温

線

湿

然

度

量

度

災

ト

ラ

装

害

ス

ン

置

テ

ジ

力

電
気
計
装
品

建

R

外

一

/

設

隔

屋

経

部

故

汚

業

B

計

離

内

年

電

障

染

手

内

検

部

構

劣

源

拡

順

環

証

屋

造

化

喪

偶

大

逸

境

不

失

発

脱

異

足

物

作

常

)

リスク要因

整

動

ー

作業
ステップ

摺

ー：非遠隔

）

⇒ R/B床面の濡れや地震による影響といったリスク要因が不足していたためリスク要因に「 Ｒ／Ｂ内環境異常 」 「設計検証不足」「 湿度 」 「自然災害」を追加。

・△：遠隔＋人手⇒ 作業ステップを細分化してより具体的なリスクを抽出する。結果、100項目以上追加。
リスク要因の追加

想定

干渉

(

大項目

○：遠隔

（

No.

取合い不良

ー

作業ステップの細分化

作業ステップの細分化

取合い不良/干渉

外乱/設計条件逸脱

【凡例】
作
業
性
確
保
困
難

ジ
1-1

R/Bへのハッチ隔離部屋の搬入・移動―

1-2

ステージ内隔離部屋L型フランジへ接続―

1-3

L型フランジ位置調整―

1-4

L型フランジボルト締結・トルク確認

○
○

○

○

○

―

○

○

アンカーブラケットの設置・シム調整・ボルト打設―○

ハッチ隔離部屋ずれ量計測―○

L型フランジ接続部の漏えい確認

―

○

1-8

1-5
1-6
1-7

ハッチ隔離部屋

搬入・設置

○

○

ケーブル・ホースの接続

―

○

1-9

ハッチ隔離部屋動作確認（扉開閉、押付、可動スペーサ）

○

○

1-10

ゲートシール、ブーツのワイヤ整線・設置

―

○

1-11

L型フランジボルト締結部にコーキング材塗布

―

○

1-12

隔離部屋内遮へい体の撤去

―

○

1-13

ステージ内隔離部屋／ハッチ隔離部屋

△

○

漏えい確認

○

○

○

○
○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

リスク要因の
追加
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

リスク評価表抜粋【リスク】マグネットツールはハッチの表面状態によっては吸着力が弱くなる可能性があり、ハッチを開放できない可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 アクセスルート構築のための関連機器

68（2） X-6ペネ ハッチの開放に向けた準備（８／８）
【リスク再評価結果（一例）】
ハッチ把手切断手順の変更【リスク】 マグネットツールはハッチの表面状態によっては吸着力が弱くなる可能性があり、ハッチを開放できない可能性がある。
【対策】 ハッチ把手の切断をハッチ開放後に行うことで、把手を使ってより確実にハッチを開放する手順に変更する。

把手切断手順変更前後の概略作業ステップ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.3 その他付帯設備（1） 設計、製作
ⅰ．系統計画給水系統

現地での配置/敷設計画を鑑みて系統計画の主に表4.3(1)-1に示す
見直しを実施した。
・実機の系統計画

69・系統イメージ
アクセス・調査装置

PCV、X-6ペネ

給排気系統【主要構成系統】
 AWJユニットへの水供給系統
 X-6ペネ接続構造フランジ部のシール確認用窒素の供給系統
 エンクロージャ内の保守用マニピュレータへの窒素
パージ系統
 空気作動弁への窒素供給系統
 窒素（空気）の排気系統
 エンクロージャ除湿循環系統

その他系統

No.1

表 4.3(1)-1 系統図の主な見直し内容

No.2

No.3

No

令和３年度からの
変更内容

変更理由

1

各機器及び周辺構成要
素をユニット化

現場での作業効率化

2

エンクロージャ安全弁の
位置を変更

3

排気フィルタに差圧伝送機を追加
排気フィルタにドレン受け機能を追加現場配置計画を踏まえ安全弁が適切に作動する場所に変更HEPAフィルタ の遠隔監
視のため凝縮水の漏洩管理のた
め

No.1
No.4

4

No.1
No.1
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

70

4.3 その他付帯設備（1） 設計、製作
ⅱ．現地配置計画
・現地工事成立性検証結果を踏まえ、一部機器の配置やケーブル/ホースの敷設ルートの見直しを実施した。

プラント 超高圧開閉所近傍
コンテナ配置
ルーム①
プラント
ルーム③

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

71

4.3 その他付帯設備（1） 設計、製作
ⅲ．製作状況
・コントロールルーム

コントロールルームは、消防検査など含む現地据付工事を実施した。
・プラントルーム

プラントルームについては、令和4年度に製作を完了した。

[プラントルーム①][プラントルーム⑥]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

72

4.4 燃料デブリ回収装置（i） 試験的デブリ取り出し作業 デクスター作業性検証

・ 試験的デブリ取り出し作業手順を検討し、デクスタでの作業性を検証した。
・ 検証試験の結果、いずれの作業もデクスタで実施可能であることを確認した。今後は、更なる作業効率化のために、治工具及び装置の改良を実施予定である。
治工具及びデブリ取り出し装置の搬入取り出し装置治工具

デブリ取り出し装置の取付け

DPTE350

デブリホルダツールチェンジャ

治工具の搬入アームとの組合せによるデブリ回収※

ホルダの取り出し

デブリ取り出し装置の取外し取り出し装置デブリホルダの取り出し
デブリホルダの緩衝容器への収容
緩衝容器

取り出し装置緩衝容器のDPTEコンテナ270への収容

デブリ取り出し装置の搬入
ツールチェンジャ

ホルダの緩衝容器への収容

取り出し装置

デブリ取り出し装置の搬出取り出し装置

デブリ取り出し装置の取外し※ アームとの組合せ試験結果に
DPTE270

デブリ取り出し装置の搬出
デブリ取り出し装置の取付け

ついては次頁参照のこと

緩衝容器のDPTE270への収容©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

73

4.4 燃料デブリ回収装置（ii） 試験的デブリ取り出し作業 アームとの組合せ試験 試験結果

・ アームにデブリ取り出し装置を搭載し、デブリ取り出し装置が燃料デブリ採取予定位置であるプラットフォーム上面及びペデスタル底面にアクセス可能であることを検証した。
・ ペデスタル底面において、デブリ取り出し装置が燃料デブリを模擬した細粒状鉛（模擬デブリ）を必要量(0.5g程度)採取可能であるか検証した。
・ 下図に示すように、デブリ取り出し装置のアクセス性は問題なく、0.5g程度の模擬デブリが回収可能であることを確認した。今後は、アームをエンクロージャに組み込んだ状態で一連の作業検証及びトレーニング等を実施予定である。
テレスコ

採取した模擬デブリ

ワンド

外部ケーブル

ワンド
採取した模擬
デブリ

装置

デブリ取り出し装置

プラットフォーム上面へのアクセス性確認
ペデスタル底面へのアクセス性確認
表

方式
ブラシ方式

供給圧力
[Mpa]
0.50
0.15

ブラシ方式装置及び真空方式装置

鉛径
[mm]
1.0
1.0

回収質量 回収個数
[g]
[個]
0.432
110
0.476
115

ブラシ方式での採取

真空方式での採取

ペデスタル底面にて採取した模擬デブリ量

方式
真空方式

供給圧力
[Mpa]
0.5
0.5

鉛径
[mm]
1.0
0.35

回収質量 回収個数
[g]
[個]
0.392
90
1.018
－

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

74

4.5 現場実証（1）現地据付・作業計画
本項では、令和４年度にて実施したPCV内部調査にて実施した現場作業に係る作業計画及び実施内容について整理した。
令和4年度内ではPCV内部詳細調査の事前準備として、アクセスルート構築に必要となる盤・ケーブル・ディーゼル発電機・新現場本部を設置した。
i. 超高圧開閉所・プラントルーム1・ディーゼル発電機・電路設置
変圧器、分電盤及び接続盤の入ったプラントルーム1を設置し、令和３年度設置済みの
ケーブルまでの電路を追設し結線した。420Vディーゼル発電機を設置し、プラントルーム1までのケーブルを結線した。電源元の凍土P/C480V系統、420Vディーゼル発電機からの受電確認を実施し、通電可能な状態である。

令和４年度敷設電路
令和４年度設置機器
令和３年度設置電路

図4.5-1：超高圧開閉所配置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

75

4.5 現場実証（1）現地据付・作業計画
i. 超高圧開閉所・プラントルーム1・ディーゼル発電機・電路設置

図4.5-2：A視 施工前

図4.5-3：A視 施工後

図4.5-4：B視 プラントルーム1内部

図4.5-5：C視 420Vディーゼル発電機©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

76

4.5 現場実証（1）現地据付・作業計画
ii. コントロールルーム内分電盤・ディーゼル発電機・電路設置
コントロールルーム近傍に200Vディーゼル発電機、コントロールルーム内に変圧器・分電盤・接続盤を設置した。屋外のディーゼル発電機・屋外分電盤からコントロールルームへの電路を敷設しケーブルを結線し、受電確認を実施した。コントロールルーム内は通電可能な状態である。

図4.5-6 200Vディーゼル発電機

図4.5-7 コントロールルーム電路©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

77

4.5 現場実証（1）現地据付・作業計画
iii. 2号機原子炉建屋周辺・中継端子盤・ヤード電路・新現場本部設置
2号機原子炉建屋周辺に中継端子盤を設置し、令和３年度敷設したケーブルの余長を切断し中継端子盤に結線した。またヤードから原子炉建屋近傍までの電路を敷設した。
大物搬入口近くの現場本部が建築法の観点から使用不可になるため代替の新現場本部を設置した。現場本部内の機材やケーブル、鉛遮蔽の移設は東芝殿作業完了後となるため、次年度実施予定である。

図4.5-8 施工前

図4.5-9 施工後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

78

4.5 現場実証（1）現地据付・作業計画
iii. 2号機原子炉建屋周辺・中継端子盤・ヤード電路・新現場本部設置図4.5-10 施工前

図4.5-11 施工後

図4.5-12 新現場本部（吊り込み）

図4.5-13 新現場本部（シート養生）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

79

５. まとめと今後の予定（1）令和4年度の成果まとめ〇アクセス・調査装置：
楢葉モックアップ試験の成果、状況は以下の通り。

アーム：ペデスタル底部へのアームのアクセスを確認した。ソフトウェア完成に向けた作業を実施中。
デクスタ：ダミーアームを用いた作業性検証試験を実施し、治具や手順の改善を図った。
〇X-6ペネハッチの開放：
現場実証としてステージ内隔離部屋／ハッチ隔離部屋の設置までを実施した。
ステージ内隔離部屋からの漏えい、ハッチ隔離部屋の地震による部品損傷、現場環境によるリミット
スイッチ故障等のトラブルが発生し、対応を行った。
（2）令和5年度の予定
・アクセス・調査装置については、引き続き楢葉モックアップ試験/トレーニングを実施し、令和5年度後半に現場実証を開始する。
・アクセスルート構築のための関連機器については、トレーニングを実施後、順次、現場実証を開始する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

80

補足資料

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

81

開発対象

X-6ペネ接続構造

アーム型アクセス・調査装置（アーム・エンクロージャ）

延長管
隔離部屋

X-6ペネ

(ハッチ隔離部屋)

PCV

堆積物除去装置

X-6ペネ

ペデスタル

装置

主目的

アーム型アクセス・調
査装置

PCV内部のデータ取得(センサ搭載)、障害物撤去(ツール搭載)

X-6ペネ接続構造

PCVバウンダリ構築及びアーム通過性確保（隔離弁搭
載）

延長管

遮蔽及びアーム通過性確保

隔離部屋

X-6ペネ蓋開放時（X-6ペネ接続構造設置前）のPCVバウ
ンダリ構築、遮蔽

堆積物除去装置

X-6ペネ内の堆積物等の除去©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

82

アクセス・調査装置【アーム型装置（以下、アーム）の仕様と構造】
 搭載可能センサ 10 kg以下
 搭載工具 切断・把持ツール、ウォータージェット切断ツール
 アーム長 約18 m（ワンドを除く）
 押付け力 400 N
 位置決め精度 ±100 mm
 累積線量 1 MGy
 付属設備
カメラ、照明【アームエンクロージャの仕様と構造】
8.8ｍ

 外 板






天井及び側板 厚さ10 mm
底板 厚さ25 mm
質 量 約30トン
主要材質 ステンレス鋼
設計圧力 -5～+10 kPaG
漏えい率 0.05 vol %/h
付属設備
保守用マニピュレータ、 仕切弁、カメラ、照明 等

保守用マニピュレータ

2ｍ

サービスパネル

2.4ｍ

仕切弁

高線量物品搬出口

物品搬入出口©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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アームとセンサの組合せ試験 中性子検出器
補足資料（BG計測結果のグラフについて）【用語説明】• 計数
中性子検出器にて中性子を検出すると、以下グラフのようなパルス信号として検出します。グラフ
縦軸の単位「計数」は検出したパルス波の「数」を意味します（中性子起因以外の信号については
ノイズとなります）。

V

中性子起因のパルス信号

ノイズ

μs

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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アームとセンサの組合せ試験 中性子検出器
補足資料（BG計測結果のグラフについて）【用語説明】• V・s（ボルト秒）
横軸の単位「V・s（ボルト秒）」は電圧と時間の積を表しています。検出器からの信号は以下グラフのような「V(電圧) vs. s(時間)」の信号を受信し、サーバにてパルス信号の面積を算出します。
「V(電圧) vs. s(時間)」のグラフの面積を算出するため、その単位は「V・s （ボルト秒） 」となります。

V

中性子起因のパルス信号

パルス波の面積ノイズ

μs©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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アームとセンサの組合せ試験 中性子検出器
補足資料（BG計測結果のグラフについて）【試験結果のグラフの見方】• 中性子検出システムの組合せ試験では横軸「V・s （ボルト秒）」、縦軸「計数」のグラフとしてデータを取得しました。中性子起因の信号はノイズと比較し信号の面積が大きいため、ノイズ信号は横軸の値が比較的小さい領域に、中性子起因の信号は横軸の中央部付近に現れます。今回取得したデータはBGの計測のため、ほとんどの信号がノイズによる信号と考えられます。
70
60
50

計数

40

ノイズが現れると考えられる領域3020

中性子起因の信号が現れると考えられる領域

10
0

0

5000001000000 1500000 2000000 2500000 3000000 3500000 4000000 4500000 5000000

V・s©International Research Institute for Nuclear Decommissioning