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・炉内構造物
取り出し工法・システムの高度化事業）」
中間報告
平成２８年4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 Decommissioning0１．本事業の実施内容

No.1

【目的】
中長期ロードマップでは平成３３年頃に燃料デブリの取出しが計画されており、具体的な開発を推進する必要がある。そのため、平成２７～２８年度は取出方針の決定に向けて、必要となる工法詳細ステップやシステム概要の実現性を検討し、開発計画の策定を行う。
【平成２７年度の主な実施内容】①燃料デブリ・炉内構造物取り出し方針決定に向けたプラント情報の整理
燃料デブリ・炉内構造物取り出し方針の決定に必要なプラント情報等の条件について、最新のデータ・情報で整理する。
②燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討
冠水-上アクセス工法，気中-上アクセス工法，気中-横アクセス工法の３工法について、燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討を行う。
③燃料デブリ・炉内構造物取り出しシステム・装置の開発計画策定
中間成果報告に向けて年度末までの成果を整理する。
④研究開発の運営
廃炉作業や他の研究開発と連携しながら、研究開発を推進する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.2

２．実施スケジュール
大分類

小分類

平成２７年度
平成２８年度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

備考(最新状況)

調査/検討

１. 燃料デブリ・炉内構造物取り出し方針決定に向けたプ
ラント情報の整理① 調査/検討
整理/更新② 整理/更新

２. 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討
i) 工法実現性の検討

工法詳細ステップの検討① 工法詳細ステップの検討

課題とリスクの抽出
対応方針検討工法を構成する大型設備の検討② 工法を構成する大型設備の検討

工法実現までの計画策定③ 工法実現までの計画策定
システムの安全性の検討

ii) システムの概念検討① システムの安全性の検討
システムの実現可能性の検討② システムの実現可能性の検討

システム検討計画策定③ システム検討計画策定
取り出し装置の設計検討iii) 取り出し装置の設計検討① 取り出し装置の設計検討
取り出し装置開発計画の策定② 取り出し装置開発計画の策定
３. 燃料デブリ・炉内構造物取り出しシステム・装置の開発計画策定① 技術調査/検討② 開発計画の策定▲
交付決定(9/15)

検討条件・高度化目標の設定

主要なマイルストン

技術調査/検討

工法検討計画の整理

工法検討計画の総合調整(関係機関による評価・確認)

整理/課題抽出
中間成果の整理装置開発計画

年度報告

工法検討結果の整理(関係機関による評価・確認)

工法検討結果の整理(関係機関による評価・確認)
最終報告書提出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.3

３．検討の進め方
工法、システム、装置各々の検討結果を整理し、平成２８年度末に開発計画を策定する。
本報告では、平成２７年度に実施した検討状況について示す。

１．工法検討 工法詳細ステップの検討
課題とリスクの抽出

実現性評価
開発計画策定大型設備の検討
２．システム検討

プラント情報安全性の検討

実現性の検討・循環注水冷却システム
・負圧管理システム
・放射性ダスト処理システム
・臨界管理システム

３．取出装置 装置の設計検討
検討
・耐放性、メンテナンス性
・収納缶との取合い
・臨界検出器との取合い
・ダスト回収設備

実現性評価
開発計画策定平成２９年度からの開発計
画を策定

技術調査
開発計画策定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.4

４．本事業の実施状況
４．１ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し方針決定に向けたプラント情報の整理① プラント情報の整理 (1/2) ＜プラント情報＞
 燃料デブリ・炉内構造物の取出工法を決定するための判断材料となるプラント情報を整理。
 １～３号機について、設計情報、東京電力（株）殿から公開されているプラントパラメータ並びに震災後に実施した現地調査の結果を調査し、最新情報に更新。 （以下に一例を記載）
項目

1号機

２号機

３号機

確度

【1F】AC配管表面で900mSv/h【ﾄｰﾗｽ室】2.37Sv/h【1F】5～10mSv/h【MSIV室】～10mSv/h【ﾄｰﾗｽ室】0.13Sv/h【1F】5～80mSv/h【オペフロ】～253mSv/h（@5m)
【ﾄｰﾗｽ室】0.36Sv/h

高RPVの損傷状況【SAMPSON解析】
・シュラウドは炉内に残存・ドライヤ、セパレータは溶融温度【MAAP解析】・燃料デブリはシュラウドを貫通
・ドライヤ、セパレータは最大700℃【SAMPSON解析】
・燃料デブリはシュラウドを貫通
・ドライヤ、セパレータは溶融温度【MAAP解析】・燃料デブリはシュラウドを貫通
・ドライヤ、セパレータは最大900℃【SAMPSON解析】
・シュラウドは溶融
・ドライヤ、セパレータは溶融温度【MAAP解析】・シュラウドは損傷していない・ドライヤ、セパレータは最大700℃

低

【D/W】
・ベント管スリーブ、サンドクッションドレン配管、
ベント管ベローズカバーからの流水は確認されず。
【S/C】
・S/C水没部または系統配管に漏えいがあると
推定。

【D/W】
・MSIV室内のD系配管から流水確認

PCVの損傷状況【D/W】
・X-5B位置のｻﾝﾄﾞｸｯｼｮﾝﾄﾞﾚﾝ管が外れ流水確認
3（0.15m /h程度と推定）【S/C】
・X-5E真空破壊ﾗｲﾝ伸縮継手保護ｶﾊﾞｰより漏えいを確認
3
・X-5Eﾍﾞﾝﾄ管部に流水（0.74～3.2m /hと推定）

R/B及びトーラス室
壁面の損傷状況【R/B】
・OP3900程度の位置にT/Bへの比較的大きい漏えいﾙｰﾄの可能性あり。
【ﾄｰﾗｽ室壁面】（東側壁配管貫通部）
・漏えいは観察されなかった。

【R/B】（R/B地上階躯体）
・外観上の損傷はない。
【ﾄｰﾗｽ室壁面】（東側壁配管貫通部）
・漏えいは観察されなかった。

【R/B】（R/B地上階躯体）
・北西側のオペフロ上が崩れている。
【ﾄｰﾗｽ室壁面】
情報なし

燃料デブリの分布（概要）【SAMPSON/MAAP】

・炉心：0t／0t
・RPV底部：0t／15t
・PCV内：116ｔ／138t

・炉心：2t／20t
・RPV底部：85t／65t
・PCV内：0ｔ／0t

・炉心：0t／0t
・RPV底部：0t／49t
・PCV内：187ｔ／160t

R/Bの線量、
損傷状況

【S/C】
情報なし

中

中

低

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.5

４．本事業の実施状況
４．１ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し方針決定に向けたプラント情報の整理① プラント情報の整理 (2/2) ＜他プロジェクトの情報＞ 各プロジェクト成果のアウトプット時期を整理し、更新。

項目

2014

主要工程
（ロードマップ、国プロ他）

技術開発

2015

デブリ検知技術（ミュオン）※1
デブリ性状把握

収納・移送・保管

2019

2020

2021

～

PCV水張りまでのプロセス検討★実機適用性判断★炉内デブリ分布（解析、炉内状況把握）

炉内状況把握臨界管理

2018

線量低減工事（1～3号機）

PCV漏えい箇所調査・PCV補修

RPV内部調査2017

取り出し方針決定▽▽取り出し方法確定
ｼｽﾃﾑ高度化/基盤技術▽取り出し開始
装置設計・製作・機能試験
モックアップ試験

建屋内除染※1

PCV内部調査

2016

1号機
2号機
3号機

★炉内デブリ分布（解析、炉内状況把握）★2号機※1 国プロではなく委託として実施★1号機★模擬デブリ作成試験★デブリ性状の推定
★B1調査

★B2調査
★A2調査
★ペデスタル内状況調査★工法確定、許認可対応のニーズと調査スケジュールの対応確認★実機向け装置、モックアップの計画
臨界評価手法の確立/臨界管理技術の開発★臨界管理方法案の提示/実機適用性判断のためのデータの提示
保管システム検討★モックアップ用収納の仕様確定
収納缶開発★モックアップ用収納缶製作完了©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.6

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（１/１６）
冠水-上アクセス工法，気中-上アクセス工法，気中-横アクセス工法の３工法の実現性検討について
課題抽出のためのフロー図を作成した。今後は、各ステップの課題とリスクを抽出し検討結果を各ステップに反映するとともに、工法実現までの計画と必要な技術の開発計画を策定する。

３工法のイメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.7

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（２/１６）
燃料デブリ燃料デブリ～保管までの基本プロセスフロー図(案)（工法共通）
本事業では、燃料デブリを取り出し、収納缶に収納するまでのプロセスを対象とする。
工程
場所

燃料デブリの取り出し収納缶に収納PCV/RPV 内

PCV/RPV/セル内

燃料デブリを取り出し、ユニット缶に収納

収納缶からの取り出し・減容・仕分け・収納缶への再収納合物を取り出し、ユニット
缶に収納

フロー

粉状デブリ（スラッジ）

原子炉建屋内外

乾燥処理

保管（東京電力殿が行っている検討のヒアリングより）

R/B からの搬出・移送（乾式 or
湿式）

乾燥
処理

Yes
(完全・不完全)乾式保管

No

粉状デブリ回収用収納缶に収納
粉状デブリには以下の物も含まれる：・ダストがスクラバー処理されたヘドロ状の物

一時的な扱い・燃料デブリの切削粉が水中でヘドロ状になった物

ユニット缶を使用せず、間口の大きい入れ物に収納

炉内構造物（ドライヤ，セパレータ，
シュラウド残存物）等の高線量物

前提条件

移送

計量管理・乾燥処理は、保管施設と一体型。または保管施設と隣接

ユニット缶を収納缶に収納

燃料成分＋炉内構造物の複

基本
プロセス

取り出し・減容・仕分け・再収納

湿式保管

間口の大きい入れ物から内容物を取り出し・減容・仕分け・収納缶への収納

廃棄物容器に収納・回収対象は、「燃料デブリ」、「燃料成分＋炉内構造物」、「粉状デブリ（スラッジ）」、「炉内構造物の高線量物」とした。
・ユニット缶の使用を前提とした。但し、間口の広い入れ物の使用する場合も考えた。

保管

・乾式保管を燃料デブリの中間保管形態とした・但し、乾式保管移行までの間、一時的に共用プール等での湿式保管もあり©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.8

４．本事業の実施状況

４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（３/１６）
工法詳細ステップ図の検討フロー図(案)（工法共通）
工法詳細ステップ図は、以下のフローに従って検討する。なお、課題、リスクの抽出および対応方針の検討は、2016年度に実施する。
前提条件の定義
基本プロセス
主要ステップの定義

2015年度
実施範囲

個別のプロセスフロー，ステップ図の作成
冠水－上アクセス
工法の検討

気中－上アクセス
工法の検討

気中－横アクセス
工法の検討

課題の抽出
リスクの抽出対応方針の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.9

４．本事業の実施状況

４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（４/１６）
燃料デブリ取り出しの主要ステップ
上アクセス工法の場合，燃料デブリにアクセスするために炉心燃料域より上のドライヤ、セパレータ等の構造物は全部，または一部を撤去する。また，横アクセス工法の場合，PCV底部の燃料デブリにアクセスするために，PCV内部の構造物は全部，または一部を撤去する。このように，燃料デブリ取り出しはアクセスルート構築を含むいくつかの主要なステップに分けられる。各工法の燃料デブリ取り出しの主要ス
テップを以下に示す。
燃料デブリ取り出しステップ（冠水－上アクセス工法）
大分類
環境整備

燃料デブリ取り出し準備作業

燃料デブリ取り出し

主な作業（具体的には工法ステップ図で記載する）

中分類
PCV水張り（本事業の検討範囲外）



PCV補修・止水PCV水張り原子炉ウェル周り作業




設備設置
ウェルカバー，ドライヤ/セパレータプールプラ
グ，PCVヘッド，RPVヘッド等の穴開け／撤去

RPV内作業

蒸気乾燥器，シュラウドヘッド等の切断／撤去

RPV内燃料デブリ取り出し

RPV内の燃料デブリ取り出し
RPV内構造物の切断／撤去

RPV底部撤去



RPV底部の切断／撤去

ペデスタル内燃料デブリ取り出し

ペデスタル内構造物の切断／撤去
ペデスタル内の燃料デブリ取り出し©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.10４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（５/１６）
燃料デブリ取り出しステップ（気中－上アクセス工法）
大分類

燃料デブリ取り出し準備作業

原子炉ウェル周り作業
炉内構造物加工
RPV内燃料デブリ取り出し

燃料デブリ取り出し

主な作業（具体的には工法ステップ図で記載する）

中分類

RPV底部撤去
ペデスタル内燃料デブリ取り出し




設備設置
ウェルカバー，ドライヤ/セパレータプールプラ
グ，PCVヘッド，RPVヘッド等の穴開け／撤去








蒸気乾燥器，シュラウドヘッド等の切断／撤去
RPV内の燃料デブリ取り出し
RPV内構造物の切断／撤去
RPV底部の切断／撤去
ペデスタル内構造物の切断／撤去
ペデスタル内の燃料デブリ取り出し

燃料デブリ取出しステップ（気中－横アクセス工法）
大分類

燃料デブリ取り出し準
備作業

中分類
原子炉建屋内作業
PCV内作業
ペデスタル内燃料デブリ取り出し

燃料デブリ取り出しペデスタル外燃料デブリ取り出し

収納缶への受け渡し












主な作業
（具体的には工法ステップ図で記載する）
設備設置
原子炉建屋内干渉物撤去
PCV内へのアクセスルート構築（穴開け等）
設備設置
PCV内干渉物撤去
ペデスタル内構造物の切断／撤去
ペデスタル内の燃料デブリ取り出し
ペデスタル外構造物の切断／撤去
ペデスタル外の燃料デブリ取り出し
燃料デブリの収納缶への収納©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施状況

No.11

４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（６/１６）
 冠水-上アクセス工法の基本方針
 1Fの安全上、放射性物質の放出抑制（閉じ込め）が最も優先度が高い要求と考える
 燃料デブリを含む汚染水がバウンダリ外に漏えいするリスクを考慮し、可能な限り低い水位を設定
 水の遮へい効果に頼らない物理的な遮へい 気中環境の線量率を前提とした装置構成、保守・点検計画
 気中工法との比較・評価のため、冠水工法特有の課題を考慮
 燃料デブリの取扱いは水中環境を想定*1：炉心燃料域までは燃料デブリが存在する可能性があるものと仮定し、燃料デブリの落下経路にある炉心燃料域より下（上部格子板を含む）の構造物は、全て燃料デブリと同様に取り扱う。ただし、炉心燃料域より上の構造物にも微量の核燃料物質成分が付着している可能性があることに留意する。

 冠水-上アクセス工法のコンセプト
 燃料デブリは、PCV・セル（一次）、R/B・コンテナ（二次）による二重のバウンダリ内で取扱い
 各バウンダリ内は汚染レベルの異なる複数のエリアに分けて管理
 各バウンダリ内の空気は負圧管理を、水はバウンダリからの漏えい量ゼロを目指すシステム
 燃料デブリを取り扱う装置は、信頼性向上のため簡素化・作業ごとの専用装置化
 今年度末報告までの成果
 放射性物質の放出抑制（閉じ込め）の観点から、バウンダリを崩すプロセスであるセルからの燃料デブリ／取出し装置の搬出プロセスを優先して検討©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.12

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（７/１６）
冠水-上アクセス工法フロー図（燃料デブリ搬出）*1*1：上部の構造物は、核燃料物質成分の付着量が基準値以下の場合は、D/Sピット等に移送して切断・搬出、または保管【燃料デブリ搬出プロセス】
換気システムへ【凡例】

洗浄水 SA

洗浄水

SA：C4Hエリア

原子炉建屋／コンテナ：C4Mエリア：C4Lエリア：開閉扉（閉）：開閉扉（開）：一次バウンダリ：二次バウンダリ（18）移送容器表面確認：ガスの系統（17）移送容器移送（→C4L）（16）移送容器蓋閉め（遮へい（，気密））：水の系統（15）気密容器を移送容器に収納：燃料デブリの動線（14）気密容器表面確認（13）気密容器表面エアブロー（12）気密容器表面洗浄

隔離エリア

搬出エリア

（11）気密容器蓋閉め（気密）（10）収納缶を気密容器に収納コンセプト：
放射性物質の放出抑制（汚染拡大防止）を最優先（９）収納缶移送（→C4M）（８）収納缶表面確認
地上階（７）収納缶表面エアブロー（６）収納缶表面洗浄（５）収納缶蓋閉め（密閉）地下階（４）ユニット缶を収納缶に収納（22）移送容器搭載・固定（３）ユニット缶吊上げ（21）移送容器最終確認（２）燃料デブリ回収（20）移送容器移送（→地上階）（１）燃料デブリ加工（19）移送容器移送（→C3）

・多重のバウンダリ・エリア設定
・搬出プロセス・経路の管理
・事故・故障の起こりにくい設計【バウンダリ内設備】
天井クレーン（使用せずに工法が成立するか検討する。荷重条件には含めておく。）

収納缶取扱い装置

セル内クレーン１

移送容器クレーン
セル内クレーン２
搬出クレーン１
移送容器台車１

燃料デブリ取出し装置

移送容器台車２
リフタ

収納缶蓋閉め装置

気密容器蓋閉め装置

収納缶洗浄装置

移送容器表面確認装置

輸送車両
移送容器最
終確認装置

気密容器洗浄装置

収納缶エアブロー装置

気密容器エアブロー装置

収納缶表面確認装置
作業監視モニタ

移送容器蓋閉め装置

気密容器表面確認装置
作業監視モニタ

作業監視モニタ
作業監視モニタ

作業監視
モニタ

作業監視モニタ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※2015年度末時点の検討状況をまとめたものであり，今後の設計進捗により見直される可能性がある。

No.13

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（８/１６）
冠水-上アクセス工法フロー図（燃料デブリ取出し装置搬出）【燃料デブリ取出し装置搬出プロセス】

【凡例】
SA

洗浄水

洗浄水

換気システムへ：C4Hエリア：C4Mエリア：C4Lエリア：開閉扉（閉）：開閉扉（開）：一次バウンダリ：二次バウンダリ：ガスの系統（11）装置移送容器
移送（→C3）：水の系統（10）装置移送容器表面確認：取出し装置の動線（９）装置移送容器移送（→C4L）（８）装置移送容器蓋閉め（気密）（７）取出し装置を移送容器に収納（６）取出し装置メンテナンス（５）取出し装置水切り（４）取出し装置除染（３）取出し装置移送（→C4M）（２）取出し装置洗浄（１）燃料デブリ取出し作業【バウンダリ内設備】
天井クレーン（使用せずに工法が成立するか検討する。荷重条件には含めておく。）

メンテナンスクレーン
搬出クレーン２
装置移送容器台車２装置移送容器台車１
燃料デブリ取出し装置
移送容器表面確認装置

装置移送容器
蓋閉め装置

取出し装置除染装置

取出し装置洗浄装置

取出し装置エアブロー装置
取出し装置メンテナンス装置

作業監視モニタ

作業監視モニタ

作業監視モニタ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※2015年度末時点の検討状況をまとめたものであり，今後の設計進捗により見直される可能性がある。

No.14

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（９/１６）
気中-上アクセス工法の基本方針

 燃料デブリ近傍において遮へいおよびダスト閉じ込めを実施することで、高線量・高汚染エリアの範囲を低減する。
 損傷した原子炉建屋への負荷を低減するためＰＣＶを含めた構造物および建屋の改造や加工を最小限にとどめる。
オペフロは、作業員が作業することを考慮し、床面遮へいなどの必要な措置を講ずる。
プラント情報の整理により得た条件および各プロジェクトの検討状況を考慮する。
今年度末報告までの成果
課題抽出のためのフロー図(放射性廃棄物搬出フロー、燃料デブリ搬出フロー)を作成。詳細ステップ
図に展開中。

今後の予定作業ステップ検討（継続）各作業ステップにおける課題、リスクを抽出
抽出した課題、リスクを基に、対応方針を検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施状況

No.15

４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（ １０/１６ ）気中-上アクセス工法フロー図(案)©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.16

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（１１/１６）
気中-横アクセス工法の検討手順
作業ステップ

 基本プロセスフロー図(工法共通）
 配置検討、検討ケースの整理
・号機毎
・搬出個所毎 検討ケース毎の工法フロー図作成
 検討ケース毎の作業ステップ検討[今後の予定] 作業ステップ検討（継続） 各作業ステップにおける課題、リスクを抽出
 抽出した課題、リスクを基に、対応方針を検討

大分類

中分類

小分類（例）
作業エリア整備
PCVコンクリート部開口
原子炉建屋内作業 セル設置
PCVとセルの接合
燃料デブリ取り出し準備作業
PCV璧（鉄板）開口
アクセス装置の設置
PCV内干渉物の撤去
PCV内作業
臨界監視装置の設置
燃料デブリの識別
燃料デブリの加工
ペデスタル内燃料デブリ取り出し 燃料デブリの回収
燃料デブリのPCV外への移送
燃料デブリの識別
燃料デブリ取り出し
燃料デブリの加工
ペデスタル外燃料デブリ取り出し 燃料デブリの回収
燃料デブリのPCV外への移送
燃料デブリの収納缶への収納
収納缶への
収納缶搬出
受け渡し作業
キャスク収納©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.17

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（１２/１６）
気中-横アクセス工法 号機毎の配置検討および検討ケース
号機
配置検討の基本的考え方

1号機

２号機

比較的アクセスのし易いPCV西側を使用して、燃料デブリの搬出は 機器ハッチ から

3号機

比較的アクセスのし易いPCV西側を使用して、燃料デブリの搬出は X-6ペネ から

２号機の検討結果、水位コ
ントロールの成立性を考慮して方針検討PLAN-M２
PLAN – A２

PLAN – A１
PLAN-M１

X-6
燃料デブリは原子炉建屋を
開口

機器ハッチ
－

して搬出

X-６ペネ からのアクセスも検討

配置計画

機器ハッチ からのアクセスも検討
PLAN – B２
PLAN-T２

PLAN – B１
PLAN-H１
機器ハッチ
燃料デブリは

大物搬入口

X-6

－

から搬出

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（ １３/１６）
気中-横アクセス工法フロー図（PLAN-A2)

No.18
コンセプト：PCV内作業の最小化

・作業員被ばくの低減
・遠隔機器のメンテナンス性向上©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.19４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（ １４/１６）
作業ステップ図例（ １/２）
工法
大分類
中分類
小分類
検討ケース

気中-上取り出し工法
燃料デブリ取出し
RPV 内燃料デブリ取出し
燃料デブリ UC 収納 - 収納缶収納－［作業概要・手順］(1) 加工した燃料デブリを UC に収納する(2) 燃料デブリが収納された UC を燃料デブリ取出し設備に設置した収納缶に収納する(3) 収納缶のフタを閉める(4) 収納缶を収納缶遮へい吊り具でウェル上まで吊り上げる(5) 収納缶は，必要に応じて除染する［課題］
2016 年度において検討する。

［想定されるリスク］
2016 年度において検討する。

［必要な機器・設備］
 換気設備
 燃料デブリ取出し設備
 燃料デブリ加工機
 収納缶/UC(ユニット缶)
 収納缶遮へい吊り具・吊り上げ機構
 作業補助ロボット
図 4.2.1.(3)-8-1©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.20４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（ １５/１６）
作業ステップ図例（ ２/２）
作業
ステップ

レール・小型マニピュ
レータ搬入

レール組立・ペデスタ
ル内干渉物撤去

レール組立・ペデスタ
ル内グレーチング撤去

ロボットアーム搬入

ロボットアームのペデ
スタル内移動ペデスタル内デブリの掘削ユニット缶へのデブリ回収

ユニット缶のセル内へ
の移送

ス
テ
ッ
プ
図
作業
ステップ

ス
テ
ッ
プ
図

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.21

４．本事業の実施状況
４．２ 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システム・装置の検討①工法実現性の検討（ １６/１６）
課題およびリスク抽出の視点
課題抽出の視点 安全・デブリ冷却・臨界管理
・閉じ込め・火災、爆発防止・作業員被ばく
・公衆被ばく 運用
・燃料デブリと廃棄物の仕分け
・燃料取り出し工事等との干渉
 技術開発・遮へい・ダストの飛散防止・遠隔化、自動化
・メンテナンス性、装置故障時の対応
・耐放射線性・作業監視

リスク抽出の視点
 機器故障、動作不良
 安全リスク・デブリ冷却・臨界管理
・閉じ込め・火災、爆発防止・作業員被ばく
・公衆被ばく・外部事象©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.22

４．本事業の実施状況
４．３ システムの概念検討① システムの安全性の検討
安全要求および機能要求に関する考え方をフロー図にした。

安
全
要
求

規制要求



安全設計方針特定原子力施設関連法令
他
軽水炉安全審査指針（○安全要求
・法令要求、安全方針を考慮して設定・検討した安全要求を機能要求に展開○安全要求への考慮事項
・規制要求の見直し、福島プラント特有の事象、技術的な成立性などの観点から必要に応じて見直しを実施周辺環境影響の低減
作業従事者保護
安全性(臨界防止，飛散防止等)

規制要求・安全方針を考慮した設計要求
・基本機能の要求
・個別設計項目への要求
・多重性・多様性の要求
・安全機能の保護
・環境影響，従事者被ばくの目標
等

安全要求

）

○機能要求
・安全要求を達成するための機能要求を具体化
・機能要求からシステム設計や概念設計に展開

基
本
的
に
不
変





安全要求は基本的に不変であるが ，以下の状況では必要に応じ見直す。
・規制要求の解釈見直しや法令改正された場合
・概念設計において現在の技術では成立性困難と判断された場合

概
念
設
計

機能要求

安全要求を達成するための機能要求
(必要機能
の具体化)
・燃料デブリ取り出しＰＪ
・PCV漏えい箇所調査・PCV補修ＰＪ・臨界管理ＰＪ・収納・移送・保管ＰＪ
等

概念設計(システム設計)

機能要求を合理的に達成する手段を概念設計に展開し成立性を確認

（

成
立
性
検
討

等

図

図 4.2.2-1 安全要求及び機能要求の検討フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施状況

No.23

４．３ システムの概念検討② 安全要求の検討(1/3)
安全要求に関する基本的な考え方について検討し、プラント安全要求における目次案を作成した。
本安全要求の検討範囲を左図に示す。
本安全要求を起点として，デブリ取出し準備と設備の設置の作業に適用する安全要求が検討される。
なお，本事業では，核燃料物質取出しにかかわる作業を本検討の範囲と定義した。

安全要求の検討範囲
新規制基準「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第二章 設計基準対象施設を基に，NRA「特定原子力施設への指定に際し1Fに対して求める措置を講ずべき事項について」も参考にして，1F燃料デブリ
取出しに係る安全上重要な項目を整理した。

左図に示す目次作成の流れに従って、プラントレベル安全要求に関する目次を作成した。

目次作成の流れ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.24

４．本事業の実施状況
４．３ システムの概念検討② 安全要求の検討(2/3)
プラント安全要求における目次(案)１． 安全要求
１．１ 基本要求
１．２ 外部事象・人的事象にかかわる要求(1) 地震による損傷の防止
１．３ 対象施設への個別設計要求(1) デブリ冷却への個別設計要求(2) 臨界管理への個別設計要求(3) 火災・爆発を防止する設備への個別設計要求(4) 溢水を防止する設備への個別設計要求(5) 放射性物質の漏えいを防止する設備への個別設計要求(6) 原子炉等を監視する設備への個別設計要求
１．４ 設計基準対象施設への一般設計要求(1) 安全施設における設計上の考慮(2) 誤操作の防止(3) 安全避難通路等(4) 全交流電源喪失対策設備
２． 作業者被ばくにかかわる要求

４． 平常時被ばく評価手法
４．１ デブリ取り出し作業に関する要求(1) デブリ取り出し作業中のデブリ冷却にかかわる要求(2) デブリ取り出し作業中の臨界管理にかかわる要求(3) デブリ取り出し作業中の放射性物質の漏えいにかかわる
要求(4) デブリ取り出し作業中の原子炉等の監視にかかわる要求
４．２ デブリ取り出し設備の設置工事にかかわる要求
４．３ 止水にかかわる要求

５． 事故時被ばく評価手法
５．１ 設計基準事故の拡大防止の要求(1) デブリ冷却にかかわるＤＢＡ要求（崩壊熱除去機能の喪失）(2) 臨界管理にかかわるＤＢＡ要求(3) 火災・爆発にかかわる安全要求(4) 溢水にかかわる安全要求(5) 放射性物質の漏えいにかかわるＤＢＡ要求(6) 判断基準
５．２ 重大事故対策にかかわる要求

３． 一般公衆被ばくにかかわる要求©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.25

４．本事業の実施状況
４．３ システムの概念検討② 安全要求の検討(3/3)
安全要求に基づく燃料デブリ取り出しの機能要求と達成手段(サンプル)
安全要求

機能要求

機能要求を達成する手段

関連するシステム・設備・装置（4.2.2(1)(c)③項参照）
放射性物質
の漏えい防
止

 放射性物質の漏えいを防止，または基準値以下に抑制する。
 異常時でも放射性物質の漏え

バウンダ
リ・エリア
の考え方

いを防止および抑制する。
 取出し作業の準備段階において，放射性物質漏えいを発生させる可能性を増大させないよ
うに作業計画する。
 取出し作業で発生した放射性

燃料デブリは，放射性物質の放出を抑制，管理する機能を有する二重のバウンダリ内で取り扱う。

PCV およびセルによる一次バウンダ
リと，R/B およびコンテナによる二次
バウンダリを構築する。

PCV，セルバウンダリ内は複数のエリアに分け，各エリア間を連絡するための開閉部は，同時に開いた状態にならないようインターロックを設けるとともに，開閉部の一つが故障した場合でもバウンダリ外の線量率およ

セル内は汚染レベルの異なる 3 つのエリアに分け，汚染レベルの高い方から
C4H，C4M，C4L とする。

セル

びダスト濃度の許容値を超えないように，三重以上とする。

R/B 内を(1)RPV 内，(2)炉内搬出入エリ R/B，コンテナ
ア，(3)遮へい容器収納・除染エリア，(4)検査・メンテナンスエリア，(5)R/B
地上階エリア，(6)隔離エリア，(7)搬出エリア，(8)R/B 地下階エリアの 8 エリ
アに分類する。

各エリアで汚染レベルのしきい値を設定して管理する。

追而

バウンダリ内の空気は，圧力を負圧に維持するか，バウンダリ外への雰囲気の逆流が起こらないように管理する。

一次バウンダリと二次バウンダリとの間の差圧を-100Pa 以下に維持することを目指す。

PCV，セルセル換気システム

二次バウンダリと外部との間の差圧を-60Pa 以下に維持することを目指す。

R/B，コンテナ
オペフロ換気シス

廃棄物を処理する設備からの放射性物質の漏えいを防止，および抑制する。

備考

R/B，コンテナ

セル
セル換気システム

ガスのバ
ウンダリ

数字は仮目標値であり，システムの実現性検討の結果により見直す。

テム

水のバウ
ンダリ

バウンダ
リ外への
搬出

各エリア間は，汚染レベルが高いエリアに向かって負圧度が高くなる
よう圧力を管理する。

追而

セル／オペフロ換気システム

換気のための開口以外はバウンダリ外に通じる開口部を最小にする。

追而

セル

一次バウンダリから二次バウンダリへの水の漏えい量が許容値を超えないように管理する。

一次バウンダリからの水の漏えい量は，0 とすることを目指す。

循環冷却システム

二次バウンダリ外への水の逆流（漏えい）が起こらないように管理する。

R/B 地下階の水位を地下水の水位以下に維持し，水の逆流を防ぐ。

燃料デブリを一次バウンダリの外に取り出す場合は，識別管理が可能
な容器等に収納し，放射性物質の閉じ込め機能を有する容器に収納した状態で取り出す。

収納缶に放射性物質の閉じ込め機能を持たせない場合は，気密機能を有する
容器に収納缶を入れて移送する。移送
容器は，遮へい機能＋必要に応じて気密機能を持たせる。

収納缶
気密容器
移送容器

燃料デブリではない固体廃棄物を一次バウンダリの外に取り出す場合
は，放射性物質の閉じ込め機能を有する容器に収納した状態で取り出
す。

追而

廃棄物容器

汚染拡大防止のために，容器の表面を洗浄し，水気を取り，移送の基準値以下であることを確認した後に取り出す。

追而

燃料デブリ移送サ
ブシステム

収納缶および燃料デブリ取り出しの機器・設備は，上記の管理がされた開閉部を経由して搬入および搬出する。

－

セル

容器は，中間貯蔵施設における保管要求に従い封止する。

数字は仮目標値であり，システムの実現性検討の結果により見直す。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.26

４．本事業の実施状況
４．４ 装置の設計検討①取り出し装置の設計検討
冠水-上アクセス工法，気中-上アクセス工法，気中-横アクセス工法の３工法に対して、燃料デブリ
取り出し装置の概念設計を行う。
 耐放射線性、メンテナンス性向上対策の検討⇒ 各作業ステップでの線量条件、および稼働年数、年間稼働日数、日間稼働
時間等の設計要求条件を検討中。
 工事効率向上のための検討⇒ プロセスフローレベルで合理的なフロー、設備構成を検討中。
 収納缶との取合い、臨界管理を目的とする検出機材等との取合いの検討⇒ 収納・移送・保管PJ、臨界PJとの合同打合せにて、インターフェース条件を調整中。
 装置回りのダスト回収設備、装置の検討⇒ システムの概念検討にて、ダスト発生量の仮定条件を検討中。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.27

４．本事業の実施状況

４．５ 研究開発の運営① 中長期的視点での人材育成
中長期的に必要となる人材を育成する観点から，廃止措置に関する人材育成フォーラムや国際
ワークショップなどに積極的に参加した。
主な取り組みを以下に示す。
 東京工業大学廃止措置技術・人材育成フォーラム及び世界トップレベル大学教員
招聘プログラム招待講演会
日時：平成28年1月22日(金) 13：00～19：00
場所：東京工業大学大岡山キャンパス 大岡山西9号館2階コラボレーションルーム
 第１回CLADS廃止措置研究国際ワークショップ｢福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた
国際研究協力｣招待講演会
日時：平成27年11月10日(火) 10：00～17：30
場所：東海村研究交流プラザ 多目的ホール(いばらき量子ビーム研究センター2F)
 第１回ロシアバックエンド関連技術ワークショップ｢廃炉・放射性廃棄物・使用済み燃料に関する
ソリューション｣日時：平成27年11月26日 ～ 27日
場所：ホテルニューオータニ東京

 3rd UK-Japan Nuclear Decommissioning Workshop
日時：平成27年9月28日 ～ 29日
場所：英国大使館©International Research Institute for Nuclear Decommissioning