平成30年度補正予算
廃炉・汚染水対策事業費補助金

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

2020年度最終報告
Ⅰ.ペデスタル内調査
Ⅱ．堆積物を前提としたPCV内部詳細調査
2021年8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

平成30年度補正予算
廃炉・汚染水対策事業費補助金

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

2020年度最終報告
Ⅰ.ペデスタル内調査
2021年8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

目次

No.1

１．研究の背景・目的
２．目標
３．実施項目・他事業との関連
４．実施スケジュール（研究開始時）
５．実施内容まとめ
5.1 全体計画の策定
5.2 調査計画の策定
5.3 アクセス・調査装置の開発状況
5.4 概念設計の高度化
5.5 まとめ（目標に照らした達成度）
６．実施スケジュール（見直し案）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1

No.2

１．研究の背景・目的【本事業の目的】
本事業は、現行の補助事業で計画されているペデスタル外側から水中ＲＯＶ（遠隔操作ビークル）にてペデスタル内部に進入しての調査を行うことが十分にできない場合の代替方法として、Ｘ－２ペネトレーション（ペネ）のアクセスルートから原子炉格納容器（ＰＣＶ）内部に入り、１階グレーチング上を移動して、ペデスタルの制御棒駆動機構（ＣＲＤ）開口部からペデスタル内に進入し、ペデスタル内の下方（気中部）及び上方（ＣＲＤハウジング等）の調査を行うための、アクセス・調査装置や調査技術の開発を目的とする。
【本事業の反映先】
本事業で得られた情報 （ペデスタル内構造物状況やデブリの分布状況、線量率）は、他PJである原子炉圧力容器内部調査技術の開発の下部アクセス工法・装置の詳細検討に反映される。また、燃料デブリ取り出し工法の開発の詳細検討にも反映される。
RPV：原子炉圧力容器

図1 アクセス・調査装置のＰＣＶ内想定走行ルート

図2 他事業との関連性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2

２．目標

No.3

(1) 調査計画・開発計画の策定
ペデスタルのCRD開口部からペデスタル内部を調査するアクセス・調査装置の開発計画とそれらを用いた調査計画を策定する。この計画には、アクセス・調査装置の設計、製作、単体試験から、ア
クセス・調査装置と観察や放射線計測等を行うための調査技術の組合せ試験、現場状況を考慮した
モックアップ試験、作業訓練、及び現場実証（現場調査）を含めるものとする。なお、策定した計画については、最新の現場情報や内部調査結果等も考慮し、継続的な見直しを行い、必要に応じてアクセス・調査装置や調査技術の新たな開発計画を策定する。

(2) アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証
上記(1)で策定した調査計画に基づき、現場での作業に必要な試験・訓練等を行い、その結果を踏まえて、必要に応じてアクセス・調査装置及び調査技術の現場最適化、現場実証（現場調査）を行う。なお、アクセス・調査装置の概念設計が終了した段階において、事務局を介して関係者（経済産業省、東京電力ホールディングス（株）及び原子力損害賠償・廃炉等支援機構）でその内容を精査し次ステップに進むかどうかを判断されるものとする。さらに、上記(1)で策定した調査計画に基づき、現場での作業に必要な試験・訓練等を行い、その結果を踏まえて、必要に応じてアクセス・調査装置
及び調査装置の現場最適化、現場実証（現場調査）を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3

No.4

３．実施項目・他事業との関連

本事業（ペデスタル内調査）と関連事業の調査範囲 （イメージ） を下図に示す。本事業は、PCV内部詳細調査(堆積物) 範囲外のペデスタル内を主要調査範囲としている。

表1 各事業毎の調査範囲

ＰＪ

調査範囲

調査方法

ＲＰＶ
内部調査

RPV内
(主にｼｭﾗｳﾄﾞ内)

他の補助事
業で開発中

ペデスタル内調査

ペデスタル内(主に気中とし、水中は気中から視認できる範囲のみ)

本事業で
検討

ＰＣＶ
内部詳細調
査(堆積物)

ペデスタル内(主に水中とし、気中は水中から視認できる範囲のみ)

ROV

図3 他事業との関連性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

4

No.5

４．実施スケジュール（研究開始時）

本事業（ペデスタル内調査）は、2020年度内に現場実証を実施する計画で研究が開始された。なお，概念検討が終わった段階（HP）で，その内容を精査し次ステップに進むかどうかを判断されるものとする。
表2 実施工程(研究開始時)
項 目
調査計画・開発計(1)
画の策定

2019年度
1

2

2020年度
3

4

5

6

7

8

9

10

調査計画の策定

11

12

1

2

3

計画の見直し(ⅰ) アクセス・調査装置の要素試験(ⅱ) アクセス・調査装置と調査技術の概念検討
アクセス・調査装(2) 置及び調査技術の現場実証▽ホールドポイント(ⅳ) アクセス・調査装置と調査技術の組合せ試験(ⅲ) アクセス・調査装置と調査技術の設計、製作、単体試験(ⅴ) モックアップ試験、作業訓練(ⅵ) 現場実証(現場調査)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

No.6

５．実施内容まとめ
5.1 全体計画の策定(1) 調査計画の概要

アクセス・調査装置がＸ－２ペネ～ＣＲＤ開口手前まで移動し、ペデスタル内調査を実施する際の、ＰＣＶ内１階グレーチング移動ルート案を図1に示す。移動ルート上には2015年4月の調査でスタックしたＢ１調査装置が残置されている。この状況でペデスタル内の調査を行うための調査装置の開発
計画とそれらを用いた調査計画を策定する。

図4 アクセス・調査装置のＰＣＶ内想定走行ルート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

No.7

5.1 全体計画の策定(2) 調査目標

調査目標・成果については、エリア、目的に分けて検討していく。
【1次調査：ペデスタル外】⇒Ｂ１調査装置スタック部～ペデスタルＣＲＤ開口まで【2次調査：ペデスタル内（気中）】⇒ペデスタル内部。気中部分。機器の損傷状況、燃料デブリの状況。

【2次調査】
ペデスタル内（上方向/下方向(気中））機器の損傷状況、燃料デブリ落下の可能性を調査。
図5 1次調査(ペデスタル外)

図6 2次調査(ペデスタル内）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7

No.8

5.1 全体計画の策定(3) 1次調査目標（ペデスタル外）

1次調査では、B1調査時(2015年4月)に調査できなかったペデスタルのＣＲＤ開口部を調査（映像、線量）するとともに、２次調査で走行するルート上（特に、B1調査装置(残置)より奥の１階グレーチング）の干渉物(落下物)の状況を確認し、２次調査の計画に反映する。
合わせて、X-6ペネ内側やCRDレール上等の状況を調査し、今後の作業に資する情報を取得する。

CRD開口

図7 1次調査 調査対象

図8 CRD開口状況(図7 Ａ矢視）

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

No.9

5.1 全体計画の策定(4) 2次調査目標（ペデスタル内）(1/2)
2016年度に実施した“PCV内内部調査に係るニーズの分析と検討”で抽出されている調査項
目から、調査目標（案）を抽出した。
表3 2次調査目標（案） “PCV内内部調査に係るニーズの分析と検討抜粋”
調査の目的と必要性
PCV
内部調査
関連ニーズ

調査項目

燃料デブリの量，位置，性状，核分裂生成物分布の把握実機調査による推定

当該調査項目が実施できた
場合に得られる成果○；必要，△；望ましい）

燃料デブリ取出し工法に係る技術要件
燃料デブリ取出し時の安全確保
PCV・建屋の健全性

臨界管理

燃料デブリ取出し方法
冷却機能の維持

燃料デブリ取出し機器・装置の開発○⇒解析結果の検証がで○⇒解析結果の検 証が でき ○⇒設計の前提と なる 情報○ ⇒ 燃 料 デ ブ リの 分布 やペ デス○⇒設計の前提と なる 情報
き、炉内状況把握の精度が 建屋健全性評価の 精度 が向 が取得でき設計が 開始 でき
タ ル 強 度 等 の 前提 条件 が取 得でが取得で設計が開始できる
向上する
上する
る
き設計が開始できる△⇒設計の更なる具体化△⇒更なる精度向上△⇒更なる精度向上△⇒設計の更なる具体化△⇒装置仕様を緩和できる

1-3

ペデスタル内の燃料デブリ有無○燃料デブリ分布解析の検証

1-4

ペデスタル内の(厚さ,広がり)
燃料デブリ分布○燃料デブリ分布解析の検証:1-3で「有」の場合

1-5

燃料デブリの形状・形態(粒状or 塊)△燃料デブリ分布解析の推定精度向上

燃料デブリによる浸食深さ/事故時熱影響
コンクリート強度

3-4

ペデスタルのコンクリート内壁
の損傷状況

―

RPV底部，CRD系の状態

4-1

RPV底部の破損状況―

4-2

CRD系の状態

4-3

CRD系への燃料デブリ堆積状況

ペデスタル内外の燃料デブリの分布（記号――○気中工法時の冷却機能検討○ペデスタル浸食量解析のベー ○臨界評価（臨界モニタ設置,○気中工法時の冷却機能検スとなる燃料デブリ分布解析検 中性子吸収剤投入検討）:1-3で討:1-3で「有」の場合
証:1-3で「有」の場合「有」の場合―○健全性評価検討の検証○臨界評価,燃料デブリ取出し
時又は水位上昇時の臨界リスク △気中工法時の冷却機能検討
評価○ペデスタル内側の燃料デブリの拡散状態の確認により燃料デブリへのアクセス及び取出し経路の検討に資する△装置設計上の保守性緩和:1-3で「有」の場合[1-3実施が前提]△装置設計上の保守的緩和

―

―

―

―

―

△装置設計上の保守性緩和

―

―

―

―

△装置設計上の保守性緩和――○水位上昇時の臨界リスク評価○気中工法時の冷却機能検討
△臨界評価

―

△装置設計上の保守性緩和©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9

No.105.1 全体計画の策定(4) 2次調査目標（ペデスタル内）(2/2)

1次調査の結果、ペデスタル内調査装置がペデスタルＣＲＤ開口部の段差（ＣＲＤレール）や干渉物等
によりペデスタル内部に進入できない場合も想定される。 この場合でも２次調査目標(案)を満たすようなペデスタル内調査装置を検討する必要がある。
干渉物(落下物)等により
CRD開口からﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内調査装置が進入できない可能性有（2次調査目標(案)）
1-3 ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内の燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ有無（気中部）
1-5 燃料ﾃﾞﾌﾞﾘの形状・形態（気中部）
3-4 ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙのｺﾝｸﾘｰﾄ内壁の損傷状況（目視）
4-1 RPV底部の破損状況
4-2 CRD系の状態
4-3 CRD系へのﾃﾞﾌﾞﾘ堆積状況

ＣＲＤ系

ＣＲＤ交換装置プラットフォーム

図9 ペデスタル内構造物（例）(1/2)

図10 ペデスタル内構造物（例）(2/2)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10No.11

5.2 調査計画の策定(1) 調査計画・開発計画
調査計画・開発計画の策定のための検討内容、検討成果の案を表4に示す。
表4 調査計画・開発計画の策定
検討成果

検討項目

検討内容

調査計画の策定

ペデスタル内調査計画の策定①調査ニーズによる調査目標の設定②ＰＣＶ内およびペデスタル内設計条件（温度、湿度、放射線、
ＣＲＤ開口寸法、干渉物の有無、寸法条件、など）確認③ペデスタル内調査内容（映像、放射線量他）確認④上記②③に基づくペデスタル内調査計画の策定

調査装置、設備、機器全体計画①アクセス・調査装置に必要な技術要件、設計仕様の抽出②調査に必要な支援装置（ケーブル送り、装置インストール
装置、シールボックス等）の抽出、および概略仕様検討③シミュレータを用いた作業計画、装置仕様への反映

調査装置、調査技術の開発①装置開発内容・装置要素試作試験要否および装置設計仕様検討
・単体試験、組合せ試験内容検討、試験設備概要検討②装置開発工程・装置製作工程、単体試験、組合せ試験工程③装置開発に掛かるリスクアセスメント

現場実証(現地調査）の計画①装置類現場運転／配置概要計画②ペデスタル内調査現地作業計画（概略日数、作業員数、等）③現場実証に掛かるリスクアセスメント

開発計画の策定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

No.125.2 調査計画の策定(2) 調査目標と成果の活用

本PJは、燃料デブリ取り出し横アクセス工法の成立性の確認、燃料デブリ取り出し装置の設計等に活用する。また、関連PJ及び東京電力のニーズをヒアリングした上で、調査目標を設定する。
表5 調査目標及び成果の用途（案）
調査箇所

調査項目

調査目標

成果の用途

ペデスタルＣＲＤ開口、
ＣＲＤレ－ル上、X-6ペネ内側

目視観察
放射線(γ)

・干渉物有無・ペデスタル内への進入可否・放射線量の確認

・横アクセス工法成立性の検討
・燃料デブリ取り出し装置の設計

ペデスタル内ＣＲＤ交換装置

目視観察
放射線(γ)

・プラットホームの損傷状況
・干渉物・落下物の確認
・放射線量の確認

・燃料デブリ取り出し装置の設計

ペデスタル内上部

目視観察
放射線(γ)

・ＲＰＶ底部の損傷状況の確認
・放射線量の確認

・燃料デブリ取り出し装置の設計
・ＲＰＶ底部からのＲＰＶ内部調査成
立性確認

ペデスタル内下部（気中）目視観察
放射線(γ)

・干渉物・落下物の確認
・放射線量の確認

・燃料デブリ取り出し装置の設計©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

No.135.2 調査計画の策定(3) ペデスタル内調査のイメージ(1/2)

RPV底部

ペデスタル内調査では、例として調査カメラ付の伸長ロッド
により全方位の映像を取得する。
但し、構造物や落下物の状況により、映像を取得できない箇所が存在する可能性がある。
：調査可能範囲
伸長ロッド

調査装置

CRD系

調査カメラ

コンクリート内壁

伸長ロッド

図12 ペデスタル内調査装置の視認可能範囲 (A矢視/ペデスタル上部)

2.5m

調査カメラ

調査カメラ

1.7m

伸長ロッド

コンクリート内壁
図11 ペデスタル内調査装置の視認可能範囲 (水平)

滞留水

1.8m

図13 ペデスタル内調査装置の視認可能範囲 (A矢視/ペデスタル下部)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

No.145.2 調査計画の策定(3) ペデスタル内調査のイメージ(2/2)

【補助事業公募要領に記載されている期待される成果】
ペデスタル内の状況をより確度高く把握する。
⇒ 測定対象は、映像、線量、等を候補とする。
特に、映像については下記画像が得られる見込み。
①CRD系の破損状況、燃料デブリの付着状況、RPVまでの開口【図15】②滞留水の水位・水面状態、水面下の堆積物（燃料デブリ含む）の状態【図16】
CRD系

CRD系

ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ

A
調査カメラ

B

滞留水

図14 ペデスタル内映像取得イメージ

滞留水水面図15 映像（A矢視）

図16 映像（B矢視）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

No.155.2 調査計画の策定(4) 実装可能な技術構成と概念設計
ペデスタル内調査装置は、図15～16の映像を安定して取得可能な方式として、クローラ(+伸長ロッド)式を選定した。
表6 ペデスタル内調査装置のケーススタディ項目

クローラ(+伸長ロッド)

筋肉ロボット(+伸長ロッド)

ドローン○(～1時間)○(～1時間)△(5～15分)

気中（伸長ロッド伸長）

気中（伸長ロッド伸長）

気中（単独ｏｒ複数台中継）

映像(ｶﾒﾗ)○○○放射線(γ)○○○

放射線(核種)

検討中

検討中

－

点群データ

検討中

検討中

－

ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ(φ300)○△(小型化要)△(小型化要)

ﾍﾟﾃﾞCRD開口(約1000×800)

○

○

○

概念検討(HP:6月末)○

×(6～12カ月)

×(6～9カ月)

○(主案)

△

△

装置イメージペデスタル内調査時間
調査対象（方法）

調査内容

装置制約寸法

調査装置
開発期間

総合評価

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

No.16

5.3 アクセス・調査装置の開発状況
5.3.1 調査装置の機能検証(1) 要求仕様

PCV内部調査（B1調査）実績からPCV内1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ状況を推定し、ペデスタル内を調査に必要な調査装置・調査付帯装置の要求仕様を表7にまとめた。
表7 ペデスタル内調査懸案事項と対策（案）
CRD開口

ペデスタル内PCV内状況

懸案事項

対策(案)

PCV内部詳細調査(堆積物)のROV
用穴がｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞに開口される。
調査装置
X-2ペネ

調査装置がROV用穴から
PCV内の地下階（水中）へ落下する。

ROV用穴をカバーで塞ぐ。

調査装置がB1調査装置(残置)を乗越えれず、CRD開口まで到達できない。

B1調査装置(残置)の乗越えが可能な駆動機構を採用する。

調査装置ケーブルがガレキに引っ掛かかる。

任意位置でのケーブル処理が可能な付帯装置を導入する。

CRD開口付近に干渉物が存在する。 構造物等により調査装置がCRD開口からペデスタル内CRD開口に進入できない。

調査装置本体はCRD開口から
ペデスタル内に進入せずに、調査計器付き伸長ロッドをペデスタル内に伸長させる。

ROV用穴
A矢視
1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上にB1調査装置(残置)や多数ガレキが存在する。
B

A
走行ルート
X-2ペネ

図17 調査装置のＰＣＶ内想定走行ルート

B矢視

C矢視
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

No.175.3.1 調査装置の機能検証(2) 要求仕様機能検証範囲（試作・試験範囲）

ペデスタル内調査の主要装置のうち、主にこれまでのPCV内部調査等にて実績がない要求仕様について、要素試作・試験等機能検証を実施した。
CRD開口

表8 ペデスタル内調査の主要装置と要求仕様
1-2

1-3

No.

装置

ペデスタル内1-1
1-2
B1調査装置残置場所

PCV内部詳細調査（堆積物）

1-1

ペデスタル内
調査装置

1-3

実績

試作
試験

CRD残置開口までの走行(B1調査装置(残置)乗越含む）

×○

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内へのｱｸｾｽ(伸長ロッド)×○

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内の情報取得(映像、線量)

×

○
(※1)

要求仕様

ROV用穴

4

2

走行ルート

X-2ペネ

2

穴カバー
設置装置

1階グレーチングROV用穴への閉止カバー設置・回収

×

〇

3

インストール装置

調査装置をX-2ペネからPCV内1階
ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞへ挿入・回収

〇

○
(※2)

4

ケーブル
送り装置

調査装置のケーブル修正処理

×

○

3
凡例

1 ： 右表各装置No.

図18 調査装置のＰＣＶ内想定走行ルート※1：放射線線量計はB2調査実績品を使用するため試作機には搭載せず。
※2： PCV内部詳細調査（堆積物）で実績有だが、クローラ調査装置での実績無しのため試作した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

No.185.3.1 調査装置の機能検証(3) 機能検証結果の概要(1/2)

ペデスタル内調査に用いる主要装置に対し、試作・試験により機能検証を行った結果を表9に示す。
機能検証の結果、ペデスタル内調査の要求仕様を満たしていることを確認した。
表9 ペデスタル内調査装置・調査付帯装置の機能検証結果
装置

No.

伸長ロッド

1

試験項目
カメラ

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内
調査装置
クローラ

2

穴カバー
設置装置
穴カバー

試験結果

備考

B1調査装置(残置)の乗り越え○：実機同様(ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ)の条件で、
B1調査装置模擬の乗越えができた。

No.21

ペデスタル内への調査計器挿入（伸長ロッド伸長）○：伸長ロッド(ｴｱ駆動)を遠隔自動で伸長・収縮できた。

No.21

ペデスタル内の映像調査（暗闇でのカメラ視認性）○：実機同様暗闇で模擬ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内構造物の映像を良好な状態で取得できた。

No.22

ROV用穴への穴カバーの遠隔設置・回収○：遠隔自動で設置・回収できた。

穴カバー上での調査装置の走行性○：調査装置が穴カバー上を問題無く走行した。

調査装置のX-2ペネトレーション～
PCV内1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞへの進入・回収〇：調査装置をPCV内1階グレーチング上に遠隔自動で進入・回収できた。

調査装置のケーブル把持・移動〇：遠隔自動で調査装置のケーブルを把持し移動できた。(ｹｰﾌﾞﾙﾙｰﾄ修正可)調査装置のケーブル送り〇：遠隔自動で調査装置のケーブル送りが出来た。(ｹｰﾌﾞﾙ引掛り解除可)

No.24

調査装置

3

4

インストール
装置

ケーブル
送り装置

ケーブル
送りローラ
ケーブル

No.25

No.27

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

18

No.195.3.1 調査装置の機能検証(3) 機能検証結果の概要(2/2)

ペデスタル内調査の機能検証は、1号機ＰＣＶ内・ペデスタル内状況を模擬した試験設備で実施した。
機能検証に際しては、実機同様の環境（暗闇、遠隔作業）を極力模擬して実施した。

PCV模擬（暗幕設置）

X-2ペネ(アクセスﾙｰﾄ)

調査装置を遠隔自動でX-2ペネ～CRD開口まで走行させ、伸縮ロッド先端の調査計器（カメラ）でペデスタル内状況を調査した。

図19 ペデスタル内調査検証 試験設備

図20 ペデスタル内調査検証 試験ルート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

No.205.3.1 調査装置の機能検証(4) ペデスタル内調査装置(1/3)①要求仕様
X-2アクセスルートからペデスタルCRD開口まで走行し、先端に調査
計器 (カメラ・線量計) を搭載した伸長ロッドをペデスタル内に伸長し、調査を行う。
表10 ペデスタル内調査装置の機能概要
装置の部位

概要

走行部

B1残置装置を乗越え、ペデスタルCRD開口まで到達する。

伸長ロッド

伸長ロッド(エア式)で伸長、収縮する。
伸長ロッド伸長時のモーメントでも調査装置は転倒しない。
ケーブルが伸長ロッド伸長に追従する。

調査計器(カメラ・放射線計測)

パンチルト式の調査計器(カメラ・放射線計測)を有する。
調査計器はB2調査計器と同仕様(φ20mm×45mm)。

伸長ロッド

図21 B1残置装置乗越え

伸長ロッド

図22 ペデスタル内調査(ｲﾒｰｼﾞ)

調査計器
伸長ロッド

パン・チルト機構

図23 ペデスタル内調査装置

図24 ペデスタル内調査装置 (試作機)

図25 伸長ロッド伸長状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

20

No.21

5.3.1 調査装置の機能検証(4) ペデスタル内調査装置(2/3)②機能検証結果（1/2）

試作機を用いて下記の機能検証を実施。
B1調査装置(残置)の乗越え、及び伸長ロッドによる調査カメラのペデスタル内挿入が可能であることを確認。
表11 ペデスタル内調査装置の機能検証結果(1)

試験項目

試験内容

試験結果

B1調査装置(残置)の乗越えB1調査装置(残置)の模擬体を踏破させる。

行き/帰りの双方にて、B1調査装置(残置)の踏破が可能であった。

調査装置

調査装置

〇
B1調査装置模擬体

B1調査装置
模擬体

伸長ロッドによる調査カメラのペデス
タル内挿入

ペデスタル内へのカメラ挿入が可能であった。

伸長ロッドを伸長させ、カメラをペデスタル
内に挿入する。
調査カメラ

伸長前

ペデスタル

〇

伸長ロッド

伸長後

ＣＲＤ開口

ＣＲＤ開口
調査装置
ＣＲＤレール©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

21

No.225.3.1 調査装置の機能検証(4) ペデスタル内調査装置(3/3)②機能検証結果（2/2）
ペデスタル内(暗闇)の構造物・デブリ模擬体の視認が可能であることを確認した。
表12 ペデスタル内調査装置の機能検証結果(2)
試験項目

試験内容

試験結果

ペデスタル
内映像取得

ペデスタル内へカメラを挿入し撮影(A、B視野)
暗所

A

B

暗闇でも鮮明に構造物・デブリ模擬体の視認が可能

カメラ

調査装置

A視野

デブリ模擬体デブリ模擬体〇調査装置カメラ映像（図1 A視野での映像）

CRD模擬体
水位レベル
B視野

模擬体
水位レベル
（土嚢）

ペデスタル内 試験模擬体

調査装置カメラ映像（ペデスタル内下部）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

22

No.235.3.2 調査付帯装置の機能検証(1) ペデスタル内調査付帯装置（穴カバー設置装置）(1/2)
ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内
調査装置

①要求仕様
PCV内アクセスルート (X-2ﾍﾟﾈ) のガイドパイプ（350A）直下に
PCV内部詳細調査（堆積物）ROV用の穴（φ420）が存在する。

ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ（350A）
ROV用穴(φ420)

落下防止のために、穴カバーを設置する。

図26 PCVｱｸｾｽﾙｰﾄ付近
ゴンドラ：穴カバーを昇降させる②装置構造
穴カバーを遠隔で設置/回収可能な試作機を製作。

穴カバー

穴カバー：折りたたまれた状態で輸送され、設置時に展開し、ROV用穴を塞ぐ

図27 穴カバー設置装置試作機

(輸送時)

(設置時)

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

23

No.245.3.2 調査付帯装置の機能検証(1) ペデスタル内調査付帯装置（穴カバー設置装置）(2/2)③機能検証結果
試作機を用いて下記の機能検証を実施。要求仕様が満たされていることを確認できた。
表13 穴カバー設置装置の機能検証結果
試験項目

要求仕様

試験結果

穴カバーの
遠隔設置・
回収

穴カバーを遠隔自動で設置・回収する。

穴カバーの遠隔自動での設置・回収に成功した。

穴カバー
設置装置
穴カバー

ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ（350A）
ROV用穴

穴カバー構造(1) 穴カバー上を調査装置が走行できる。 (1)→〇(2) 上記状態で穴カバーがずれない。
調査装置が穴カバー上を問題無く走行できた。
調査装置
穴カバー

(2)→〇
走行時の穴カバーのずれは軽微で、調査装置の走行に影響はなかった。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24

No.255.3.2 調査付帯装置の機能検証(2) ペデスタル内調査付帯装置（インストール装置）
試験項目

要求仕様

試験結果

調査装置遠隔設置・回収

実機干渉物を模擬し、調査装置を遠隔自動で
PCV内1階グレーチング上に設置・回収する。

計画通りに調査装置をPCV内1階グレーチング（穴カバー）上に着座できた。（〇）

ｲﾝｽﾄｰﾙ装置屈曲(1/3)

ｲﾝｽﾄｰﾙ装置屈曲(2/3)

調査装置インストールイメージ図

ｲﾝｽﾄｰﾙ装置屈曲(3/3)

調査装置着座・ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上走行©International Research Institute for Nuclear Decommissioning25

No.265.3.2 調査付帯装置の機能検証(3) ペデスタル内調査付帯装置（ケーブル送り装置）(1/2)①要求仕様
ペデスタル内調査装置が1階グレーチングを走行する際、調査装置のケーブ
ルルートの修正やケーブルと干渉物(B1装置含む)の引掛かりを解除する。
表14 ケーブル送り装置の機能概要
装置機能

概要

ケーブル把持・送り機能・ローラの開閉によりケーブルを把持できる。
・ローラの回転によりケーブル送りが出来る。
・ローラは段差・ケーブル乗越えのために40mm昇降できる。

全方位カメラ
監視機能・LED付監視カメラにより、ケーブル送り装置全方位を監視できる。
・ケーブル把持・送り状況を監視できる。

段差乗り越え機能・そりプレート昇降により装置前方を上昇(ウィリー)することで、ケーブル等の段差を乗越えやすくする。

図28 PCV内における調査装置走行ルート

パンチルトカメラ
そりプレートﾛｰﾗ昇降
40mm
ｹｰﾌﾞﾙ把持・送りﾛｰﾗ
図29 ケーブル送り装置

ローラ開閉
図30 ケーブル送り装置 試作機©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

26

No.275.3.2 調査付帯装置の機能検証(3) ペデスタル内調査付帯装置（ケーブル送り装置）(2/2)②機能検証結果
要求仕様が満たされていることを確認した。
表15 ケーブル送り装置の機能検証結果

試験内容
ケーブル・段差
乗り越え機能ケーブル把持・
送り機能

試験状況

試験結果

(1)ケーブルを乗越える。
(2)ケーブルを把持・送る。
(3) 作業状況をカメラ監視できる。
※上記を検証するために、調査装置ケーブルルート修正を遠隔自動で実施した。

カメラ監視機能装置ｹｰﾌﾞﾙ乗越え
ケーブル移動完

ｹｰﾌﾞﾙ把持・送り(2)⇒○
ケーブル把持・送り力は78Nあり、10m(25N)以上のケー
ブル送りが可能。
また、水滴で濡れたケーブ
ルでも59Nの送り力を有す
ることを確認した。

調査装置ケーブル

ｹｰﾌﾞﾙﾙｰﾄ(修正前)(1)⇒○
そりプレート作動によりケーブルを乗越えた。

(3)⇒○
監視カメラで確認しながら、遠隔自動でケーブル送り作業が出来た。

ｹｰﾌﾞﾙﾙｰﾄ(修正後)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

27

No.285.3.3 ホールドポイントにおける判断および目標の再設定（１）エネ庁・NDF・東電HDにて協議の結果，IRIDに対し以下の指示があった。【１０月２日付】

1号機PCV内部の詳細な情報が明らかになっていない現段階において、概念設計の次のステップに進むこと
は、過去の事例に照らした場合手戻りの可能性が大きいと考えられるため、本事業において計画されていた概念設計より後の項目は本事業では実施しないこと。

概念設計を行った結果、新たに明らかとなった検討すべき事項（概念設計の高度化）については、本事業において実施すること。
上記二点を踏まえ、計画変更承認申請書を事務局に提示すること。

（２）本事業における目標の再設定（内容の変更）
平成３０年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金（原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証））の実施内容のうち、「1.1.5実施方法（２）アクセス・調査装置
及び調査技術の現場実証」における実施範囲を、「（ⅲ）アクセス・調査装置と調査技術の設計、製作、単体試
験」、「（ⅳ）アクセス・調査装置と調査技術の組合せ試験」、「（ⅴ）モックアップ試験、作業訓練」および「（ⅵ）現場実証（現場調査、分析評価）」は実施しないことに変更する。また、「（ⅱ）アクセス・調査装置と調査技術の概念設計」については、新たに明らかとなった検討すべき事項（概念設計の高度化）として、伸長ロッド延長、伸長ロッド位置制御機能 の検討を追加で実施する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning28

No.295.3.4 目標再設定後の実施項目
ペデスタル内調査の高度化として、伸長ロッド延長、伸長ロッド位置制御機能 の検討が必要である。
表16 ペデスタル内調査装置の高度化検討項目

伸長ロッド
延長

内容
伸長ロッドを延長（4m→5m）することで、RPV底部開口部（※1）内を調査する。

効果
ＲＰＶ炉底部開口直下まで届けば、ＲＰＶ内部状況調査の可能性有：カメラ視野（改良後）：カメラ視野（改良前）

RPV底部 開口

項目

カメラ
（改良前）

調査可能範囲延長に伴い、ロッドの外側に
巻いてある
ケーブルを
収納する
伸長ロッド
位置制御機能ロッド長を任意に設定可能とする

RPV底部
CRD系

カメラ
（改良後）

伸長ロッド内に収納するシール

ドラムを駆動し、ケーブル長を調整して、ロッド長を制御する

ドラム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

29

No.305.4 概念設計の高度化

ペデスタル内調査の高度化として、調査装置の改良(伸長ロッド延長、伸長ロッド位置制御機能等)及び調査支援装置(ケーブル送り装置、穴カバー設置装置)の改良を実施した。
表17 概念設計の高度化における改良項目
記載頁

項目

5.4.1
(1)

伸長ロッド延長・伸長ロッドの延長（4m→5m）を行った。
・ケーブルの内包化を行った。

5.4.1
(2)

伸長ロッド位置制御機能

・伸長ロッドが最大長(5m)となる途中で任意の位置で停止可能なように改良を行った。

5.4.1
(3)

障害物の踏破性向上及び転倒防止対策・クローラを2個(1列)から4個(2列)に追加した。
(調査装置重量増加(30kg→40kg))

5.4.1
(4)

ケーブル送り性能の向上

・ケーブル把持力増加及びローラ回転トルク増加の改良を行った。

5.4.1
(5)

ケーブル把持・送り状況の
視認性向上

5.4.1
(6)

カバーの広範囲化

5.4.1
(7)

設置・回収時の安定性及び操作性向上※1：再設定された目標、

分類

調査装置

ケーブル
送り装置

穴カバー
設置装置

内容

・ケーブル送りの際、パンチルトカメラ部の動作円滑化及び照明配置
見直しを行った。

※1※2・カバーを広範囲化し、PCV内1階グレーチング開口を隙間なく塞げるように改良を行った。
・昇降ワイヤー用のドラムを装置内に追加し、設置・回収時の安定性・操作性を向上する改良を行った。

※2：当初の概念検討で顕在化した課題への対応©International Research Institute for Nuclear Decommissioning30

No.31

5.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(1)伸長ロッド延長【調査装置】(1/3)
伸長ロッドの延長（4m→5m）イメージ及び延長に伴う、映像取得範囲の拡大イメージ図を以下に示す。

図31 伸長ロッドの延長

図32 映像取得範囲の拡大©International Research Institute for Nuclear Decommissioning31

No.325.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(1)伸長ロッド延長【調査装置】(2/3)
伸長ロッドの延長（4m→5m）確認試験結果を以下に示す。
表18 伸長ロッド延長の確認結果
試験項目

試験内容

伸長ロッドの5m伸縮 伸長ロッドの伸縮(5m)が可能であることを
確認する。
試験状況

試験結果

〇

伸長ロッド5mの伸縮が可能であった。
伸長ロッド（5m）

ケーブルは伸長ロッド
内に収納

調査装置

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning32

No.335.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(1)伸長ロッド延長【調査装置】(3/3)
表19 伸長ロッド延長後の視認性確認結果
試験項目

試験内容

伸長ロッド先端調査カ
メラのペデスタル内挿
入及び映像取得範囲の確認

伸長ロッドを伸ばし、先端カメラを
CRD開口からペデスタル内に挿入
し、映像確認を行う。

試験状況

試験結果

〇

先端カメラの映像（レーザーポインターがCRD開口の範囲内に照射されていること（※１））を確認しながら、ペデスタル内へのカメラ挿入が可能であった。また、映像取得範囲が拡大されていることを確認した。
（※１）

CRD開口

レーザーポインタ―

CRD開口
CRD
開口

790

1362

伸長ロッド
1200

CRD開口模擬から
ペデスタル内へ伸長ロッドを挿入

レーザーポインタ―

伸長ロッド
ペデスタル内部状況：ロッド3.6m伸長時先端位置

ペデスタル内部状況：ロッド5m伸長時先端位置

33
33©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

33
33

5.4.1 調査装置の改良項目と確認結果

No.34(2)伸長ロッド位置制御機能【調査装置】(1/3)
伸長ロッドの位置制御機能のイメージ図を以下に示す。

位置制御機能により任意位置で停止可能とする

図33 伸長ロッドの位置制御機能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

34

No.355.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(2)伸長ロッド位置制御機能【調査装置】(2/3)
伸長ロッドの位置制御機能のイメージ図を以下に示す。

凡例

PCV外(エアロック室)

PCV内（※１）ロッド内在ケーブル

シールボックス（※２）伸長ロッド用ケーブル（金属フレキ）

ロッド内在ケーブル
装置動力ケーブル
複合ケーブル

ロッド内在ケーブル送り機構 30m
ロッド内在
ケーブルドラム

複合ケーブル
ロッド内在ケーブル送り機構

複合ケーブル
ドラム
実機では複合ケーブル化を行う（※１）ロッド内在ケーブル（※２）伸長ロッド用ケーブル（金属フレキ）

図34 PCV外ケーブル送り部のイメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning35

No.365.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(2)伸長ロッド位置制御機能【調査装置】(3/3)
表20 伸長ロッドの位置制御機能確認結果
試験項目

試験内容

試験結果

伸長ロッド
位置制御機能位置制御機能により伸長ロッドを伸ばす際に、任意位
置(1m,2m,3m,4m)で停止可能なことを確認する。

〇

伸長ロッドの任意位置での停止が可能で
あった。

試験状況
ロッド伸長量
確認カメラ

チューブ（※1）
ロッド伸長量確認カメラの映像にて任意位置のチューブ目盛を確認しながらチューブを送る(※1)ロッドの伸長：エア制御

チューブ目盛

しなり
0.9m

3000

伸長ロッド：1m

伸長ロッド：2m

伸長ロッド：4m

各 2500位
2000
置の 1500高 1000
さ

ロッド角度
43.5°
しなり
1.76m

500

20.6°

0
1

2

3

4

5

伸長ロッドの位置(m)

ロッド伸長時のしなり©International Research Institute for Nuclear Decommissioning36

No.375.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(3)障害物の踏破性向上及び転倒防止対策【調査装置】(1/2)
調査装置の改良箇所を以下に示す。

クローラ追加により、踏破性向上及び転倒防止対策（調査装置重量増：30kg→40kg）
図35 調査装置の改良箇所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning37

No.385.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(3)障害物の踏破性向上及び転倒防止対策【調査装置】(2/2)
障害物の踏破性向上及び転倒防止対策確認試験結果を以下に示す。
表21 障害物の踏破性確認結果
試験項目

試験内容

B1調査装置(残置)の乗越え

改良後の調査装置でB1調査装置(残置)の模擬体を踏破させる。

試験結果

〇

行き/帰りの双方にて、B1調査装置(残置)の踏破が可能であった。

(1)行き方向の試験状況
調査装置

B1調査装置(残置)模
擬行(2)帰り方向の試験状況

帰©International Research Institute for Nuclear Decommissioning38

5.4.1 調査装置の改良項目と確認結果

No.39
ケーブル

(4)ケーブル送り性能の向上【ケーブル送り装置】(1/2)
ケーブル送り装置の改良箇所を以下に示す。

ケーブルまで移動

先端ローラを開きケーブルを把持先端ローラを開く

・ケーブル把持力の増加
・ローラの回転トルク増加
により、ケーブル送り性能の向上を図った
図36 ケーブル送り装置の改良箇所

先端ローラを閉じケーブルを把持し、ケーブルを送る

図37 ケーブル送り時の動作概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

39

No.405.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(4)ケーブル送り性能の向上【ケーブル送り装置】(2/2)
ケーブル送り性能向上確認試験結果を以下に示す。
表22 ケーブル送り力の確認結果
試験項目

試験内容

試験結果

ケーブル送り力の確認

改良後のケーブル送り装置でケーブル送り
力の確認を行う。

〇

改良前のケーブル送り装置と比較して、ケーブ
ル送り力の向上を図ることが出来た。

試験状況
ケーブル送り装置

No.

条件

1 乾いた状態
2 水で濡らした状態

ケーブル送り力[N]
改良前 改良後
78.6
138
65.4
108

改良前/後
比較
1.76倍向上
1.65倍向上

必要ケーブル送り力：29～49N程度

ケーブル送り力測定

模擬ケーブル(Φ20)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning40

No.41

5.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(5)ケーブル把持・送り状況のパンチルトカメラでの監視【ケーブル送り装置】(1/2)
ケーブル送り装置でケーブルをローラで把持して送る動作をパンチルトカメラで監視できるように改良した。

パンチルトカメラ部の動作円滑化を行うことにより視認性向上を図ったカバー構造・材質（透明アクリル）
見直しにより、パンチルトカメラでローラでケーブルを把持、送り状況確認が出来るようにした

【改良前】

駆動歯車

【改良後】

ローラ

図38 ケーブル送り装置の改良箇所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning41

No.425.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(5)ケーブル把持・送り状況のパンチルトカメラでの監視【ケーブル送り装置】(2/2)
ケーブル把持・送り状況のカメラ監視試験結果を以下に示す。
表23 ケーブル送り時の視認性向上確認結果

試験項目

試験内容

ケーブル送り力時の視認性確認

改良後のケーブル送り装置でケーブル送り時の視認性確認を行う。（パンチルトカメラ
映像でA部周辺の確認）

試験結果

〇

改良前と比較して、ケーブル送り時の視認性向上を図ることが出来た。

試験状況
ケーブル

透明アクリル越しにケーブル
把持・送りを確認

パンチルトカメラ
透明アクリル

A部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning42

5.4.1 調査装置の改良項目と確認結果

No.43(6)カバーの広範囲化【穴カバー設置装置】(1/2)
穴カバー設置装置のカバー改良箇所を以下に示す。
カバーの広範囲化

グレーチング開口隙間

グレーチング開口隙間を塞げるようにカバーの拡大を行った

図39 穴カバー設置装置のカバー改良箇所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

43

No.445.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(6)カバーの広範囲化【穴カバー設置装置】(2/2)
穴カバー設置装置のカバー広範囲化確認試験結果を以下に示す。
表24 穴カバー設置装置のカバー広範囲化確認結果
試験項目

試験内容

穴カバー設置装置のカバー広範囲化確認

改良後の穴カバーにて、グレーチング開口
隙間を防ぐことが可能か確認を行う。

試験状況

試験結果

〇

改良後の穴カバーにてグレーチング開口隙間を防ぐことが出来た。また、設置後に装置が走行してもずれがないことを確認できた。

グレーチング開口

穴カバー底部ピン(4点)穴カバー底部のピン(４点)がグレーチング溝内に差し込まれており、装置が走行しても、ずれがないことを確認した

穴カバーの
拡大範囲
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning44

5.4.1 調査装置の改良項目と確認結果

No.45(7)設置・回収時の安定性及び操作性向上【穴カバー設置装置】(1/2)
穴カバー設置装置の改良箇所を以下に示す。

昇降ワイヤー用のドラムを装置内に追加し設置・回収時の安定性・操作性向上を図った
図40 穴カバー設置装置の改良箇所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning45

No.465.4.1 調査装置の改良項目と確認結果(7)設置・回収時の安定性及び操作性向上【穴カバー設置装置】(2/2)
穴カバー設置装置の設置・回収時の安定性及び操作性向上の確認試験結果を以下に示す。
表25 穴カバー設置装置のカバー設置時の安定性及び操作性向上確認結果

試験項目

試験内容

試験結果

穴カバー設置時の安定性及び操作性向上確認

穴カバー設置装置に昇降ワイヤー用ドラムを設置したことにより、カバー設置・回収時の安定性及び操作性の確認を行う。

〇

穴カバー設置装置のカバー設置・回収時の安定性及び操作性が向上した。

試験状況
昇降ワイヤー

穴カバー設置装置

昇降ワイヤー用のドラム

穴カバー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning46

No.475.5 まとめ●目標に照らした達成度①アクセス調査装置について、要素試験の結果、目標である概念設計を完了した。
※調査装置がX-2ペネからPCV内にアクセスし、1階グレーチングを走行した上で、ペデスタルCRD開口まで到達出来ること、調査装置に搭載した伸長ロッドを伸長することで、暗闇状態のペデスタル内の映像を取得できる見通しを得た。

②上記後、「概念設計の高度化」にて、調査装置の改良(伸長ロッド延長、伸長ロッド位置制御機能等)及び調査支援装置(ケーブル送り装置、穴カバー設置装置)の改良を実施
し、実機適用可能な見通しを得た。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning47

６．実施スケジュール（見直し）No.48

ホールドポイントにおいて，実機に向けた詳細設計およびモックアップ試験，現場実証はホールドとなった。
（スケジュ-ルの見え消しの部分をホールド）一方、概念検討の結果および、その後の議論で新たなニーズへの対応も必要であることが明らかとなり、概念検討の高度化を、2020年度末まで実施すべく見直した。
（スケジュ-ルの一番下の「変更計画」を追加。）
表26 実施工程(ホールドポイント後)
項 目

2020年度

2019年度
2

1

3

4

5

7

8

9

10

11

12

1

2

3

調査計画の策定

調査計画・開発計
画の策定

計画の見直し(ⅰ) アクセス・調査装置の要素試験

現
行
計
画

6

▽

▼ホールドポイント(ⅱ) アクセス・調査装置と調査技術の概念検討
アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証(ⅳ) アクセス・調査装置と調査技術の組合せ試験(ⅲ) アクセス・調査装置と調査技術の設計、製作、単体試験(ⅴ) モックアップ試験、作業訓練(ⅵ) 現場実証(現場調査)(ⅱ)’概念検討の高度化

変更計画
注）黒線は計画、赤線は実績を示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning48

平成30年度補正予算
廃炉・汚染水対策事業費補助金

原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証）
2020年度最終報告
Ⅱ．堆積物を前提としたPCV内部詳細調査
2021年8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． 研究の背景・目的
1.1 本研究が必要な理由
1.2 本研究の成果の反映先と寄与
1.3 現場実証の概要
２. 実施項目と目標
３．実施スケジュールと実施体制

４．実施内容（実施事項・成果)
4.1 アクセスルート構築の現場実証
4.1.1 現場実証（切断・不具合対策）
4.1.2 干渉物対策の全体計画
4.1.3 干渉物の位置を把握するための調査装置の製作
4.1.4 干渉物の詳細調査
4.1.5 干渉物対策の実施(1) ハーフI型鋼切断用ＡＷＪ装置(ノズル角度変更）(2) 鉛毛マット除去装置
4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.1 作業訓練
4.2.2 現場実証の計画
4.3 目標に照らした達成度
５． まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

2

1.1 本研究が必要な理由（1/2） -背景と本事業の目的【背景】
燃料デブリの取り出し方法の確定等に向けて、原子炉格納容器（PCV） 内のペデスタル内外における燃料デブリの分布・形態、PCV 内の構造物等の状況をより高い確度で把握するためにアクセス・調査装置の大型化とそれらに適用する調査技術の高度化が必要【本事業の目的】
1号機は多量の堆積物が存在し、制御棒駆動機構（CRD）ハウジングや炉内機器の脱落が想定されるため(図1.1-1参照)、燃料デブリ取り出し時(又は前)に堆積物回収と落下物撤去が必要となることから、より大きな直径（350mm 程度）の貫通部を設けてPCV内部に入り、堆積物の分布や堆積物内部の燃料デブリの分
布、炉内構造物の状況等、PCV内部の把握を目的とする
CRDハウジング等の脱落
炉内機器などの落下
堆積物

燃料デブリ
MCCI反応物
図1.1-1 推定される1号機のPCV内部状況

MCCI：溶融炉心・コンクリート相互作用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

3

1.1 本研究が必要な理由（2/2） -１号機PCV内部詳細調査の概要１号機PCV内部詳細調査の現場実証においては、X-２ペネトレーションからPCV内地下階に水中遊泳型調査装置を投入し、ペデスタル外の広範囲とペデスタル内の調査を行い、堆積物回収手段・設備の検討と堆積物回収、落下物解体・撤去などの工事計画に係る情報などの情報収集を目指すA

ペデスタル外〜
作業員アクセス口（図中のA)
ペデスタル内（図中のB)

B

A

取得したい情報

調査方法

・堆積物回収手段・設備の検討に係る情報（堆積物の量、由来など）
・堆積物回収、落下物解体･撤去などの計画に係る情報（堆積物下の状況、燃料デブリ広がりなど）

・計測※
・堆積物サンプリング
・目視

・堆積物回収、落下物解体･撤去などの計画に係る情報（ペデスタル内部の作業スペースとCRDハウジングの ・目視
脱落状況に係る情報）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※：堆積物表面の３次元マッピング、堆積物の厚さ測定、堆積物内・下の燃料デブリ検知

１. 研究の背景・目的

4

1.2 本研究の成果の反映先と寄与
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
平成30〜令和元年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証）
調査計画・開発計画の策定

アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証の一部

本事業

令和2年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証」における「アクセスルート構築の現場実証」の一部および「PCV内部詳細調査の現場実証」の一部）
燃料デブリ取り出しの工法・装置等の詳細設計に係る各研究（燃料デブリ取り出し、
耐震、補修、臨界管理など）

燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術に係る研究「燃料デブリ取り出し工法確定」、「燃料デブリ取り出し装置の詳細設計」に向けた情報など

段階的に規模を拡大した取り出し計画に必要な情報など©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

5

1.3 現場実証の概要（1/2）
「PCV内部詳細技術の開発」で開発したアクセスルート構築に係る装置類、PCV内部詳細調査に係る調査技術とアクセス・調査装置のプロトタイプ機を用いて現場実証を行う

P/A室：パーソナルエアロック室

アクセスルート構築

〜令和
元年度

令和
２年度
詳細調査

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

6

1.3 現場実証の概要（2/2）

ROV：遠隔操作ビークル
PJ：プロジェクト©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7

２. 実施項目と目標
実施項目「アクセスルート構
築の現場実証」の
現場実証
一部

干渉物対策

「PCV内部詳細調査の現場実証」の一部

目標達成指標（令和2年度）
説明
アクセスルート構築工法を現場に適用し、実環境下で据付と施工ができること
4.1.1（終了時目標TRL：レベル6）
干渉物対策の全体計画が立案されているこ
4.1.2
全体計画
と（目標達成指標の対象外）
設計・製作、モックアップ試験及び作業訓練
4.1.3
が完了し、実機適用の準備ができていること
干渉物調査用装置
4.1.4（終了時目標 ：レベル 5）
設計・製作、モックアップ試験及び作業訓練
ハーフI型鋼切断用ＡＷＪが完了し、実機適用の準備ができていること 4.1.5(1)装置(ノズル角度変更) ) （終了時目標 ：レベル 5）
設計・製作が完了していること
4.1.5(2)電線管ギャップ閉止装置（終了時目標 ：レベル 4）
設計・製作が完了し、機能試験で鉛毛マット除去への適用の見通しが確認されていること 4.1.5(3)鉛毛マット除去装置（終了時目標 ：レベル 4）
作業訓練

作業員が据付・操作等の作業を習熟していること（終了時目標 ：レベル 5）

4.2.1

現場実証
の計画

現場実証の詳細計画が立案されていること（終了時目標TRL：レベル5）

4.2.2

AWJ：アブレイシブウォータージェット
TRL：技術成熟度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

３. 実施スケジュールと実施体制
3.1 実施スケジュール
No

項目

(0)

マスタースケ
ジュール

10

令和元年度
11 12
1
2

3

4

5

6

令和２年度（２０２０年度）
7
8
9
10 11 122

備考

3

▼初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定▼交付決定▼11/6中間報告会

一点鎖線で示す作業は本補助事業範囲外▽最終報告▼11/5計画変更（干渉物対策を追加）▼12/25事故報告

現行のPCV内部詳細調査技術の開発（2018年度〜2019年度実施）「アクセスルート構築の現場実証」の一部
堆積物対 (1) および「ＰＣＶ
策を前提
内部詳細調査としたＰＣの現場実証」
Ｖ内部詳
の一部
細調査

1

アクセスルート構築の現場実証▼3/17計画変更

X-2ペネ内扉（250A，350A），グレーチング，手摺切断
干渉物（I型鋼,電線管）切断

ガイドﾊﾟｲﾌﾟ設置

ＰＣＶ内部詳細調査の現場実証

トレーニング
現場実証

現場実証の計画(2) 干渉物対策 （計画変更により追加）【変更の経緯】【変更の経緯】◆当初計画は、アクセスルート構築、PCV内部詳細調査の一部実施◆当初計画は、アクセスル−ト構築、PCV内部詳細調査の一部実施◆2020/11/6計画変更により、「干渉物対策」を追加◆11／6計画変更により、「干渉物対策」を追加◆2020/12/25事故報告において、今年度実施範囲を下記とした。
◆12/25事故報告において、今年度実施範囲を下記とした。
＝アクセスルート構築のうち、干渉物対策＝＝アクセスル−ト構築のうち、干渉物対策＝・干渉物調査装置による干渉物詳細調査を実施。
・干渉物調査装置による干渉物詳細調査を実施。
・ハーフＩ型鋼切断用ＡＷＪ装置：設計・製作・モックアップ・トレーニングまで。
・ハーフI型鋼切断用ＡＷＪ装置：設計・製作・モックアップ・トレ−ニングまで。
・電線管ギャップ閉止装置：設計・製作まで。
・電線管ギャップ閉止装置：設計・製作まで。
・鉛毛マット除去装置：設計・製作・機能試験まで。
＝ＰＣＶ内部詳細調査＝・鉛毛マット除去装置：設計・製作・機能試験まで。
・トレーニング、現場実証の計画まで。（現場実証は実施しない。）＝PCV内部詳細調査＝◆2021/3/17計画変更
・トレ−ニング、現場実証の計画まで。（現場実証は実施しない。）
・2021/2/13福島県沖地震によるＰＣＶ内水位低下した影響により、現場作業中断。
◆3/17計画変更
今年度実施範囲において、干渉物詳細調査は本事業では実施しないことにした。
・2/13福島県沖地震によるＰＣＶ内水位低下した影響により、現場作業中断。
従い、干渉物調査装置は、設計・製作・モックアップ・トレーニングまでとなった。
今年度実施範囲において、干渉物詳細調査は本事業では実施しないことにした。
従い、干渉物調査装置は、設計・製作・モックアップ・トレ−ニングまでとなった。

干渉物調査装置
ハ−フI型鋼
切断用ＡＷＪ装置

設計・製作・モック
アップ・トレ−ニング
設計・製作・モック
アップ・トレ−ニング

PCV圧力低下事象発生
1/21▼
電線管ギャップ
閉止装置
鉛毛マット
除去装置

干渉物詳細調査

福島県沖地震
▼2/13

設計・製作
設計・製作・機能試験

モックアップ・トレーニング
モックアップ・トレーニング
干渉物対策現場作業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning9

３. 実施スケジュールと実施体制
3.2 実施体制
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（本部）

2人連携する開発プロジェクトチーム○ 全体計画の策定と技術統括○ 技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ
日立GEニュークリア・エナジー株式会社

原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発
30人「堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証」
における「アクセスルート構築の現場実証」の一部および「PCV内部詳細調査の現場実証」の一部

連携（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
燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに向けた技
術のサンプリング技術の開発
燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術の開発
燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
燃料デブリの性状把握のための分析・推定技
術の開発
原子炉圧力容器内部調査技術の開発
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10

４．実施内容4.1 アクセスルート構築の現場実証
4.1.1 現場実証（切断・不具合対策）
4.1.2 干渉物対策の全体計画
4.1.3 干渉物の位置を把握するための調査装置の製作
4.1.4 干渉物の詳細調査
4.1.5 干渉物対策の実施(1)ノズル角度変更ハーフI型鋼切断用ＡＷＪ装置(2) 電線管ギャップ閉止装置(3)鉛毛マット除去装置
4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.1 作業訓練
4.2.2 現場実証の計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

114.1.1 現場実証-切断：AWJ切断時の運用監視項目

運用値

PCV内ダスト濃度

1.7×10-2Bq/cm3以下
ガス管理システム上流側のダスト濃度

PCV内圧力0.8kPa以下

PCV内温度

100℃以下（6時間毎の温度の勾配より外挿）課題1 切断時に上流側連続ダストモニタでPCV内ダスト濃度を監視できない場合がある(対応1 下流側連続ダストモニタによる代替監視)

課題２：係数が日々変わる
ろ紙送りによる監視不能期間（対応2 ろ紙送り開始直前の係数又は保守的な係数で監視を継続）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

124.1.1 現場実証-切断：切断計画(例：350A内扉穿孔計画) (1/2)350A内扉穿孔時のダスト挙動予想① ダスト発生量：実績レベル以下（ 350A内扉穿孔時のAWJ吐出水の噴射範囲は200A又は250A内扉穿孔時の噴射範囲と部分的に重なり、洗浄されていると仮定（右図））② ダスト発生挙動：吐出水噴射の向きで異なる（切断1回当たりの最大ピークダスト濃度を実績平均＋3σレベルと仮定）【350A内扉穿孔の切断計画】① 試切断• PCV内汚染状況確認のために
6方向各5°の試切断を実施• PCV内汚染レベルが想定を超える場合は更に6方向各5°の試切断を追加

220MPa WJ

AWJノズル

原子炉再循環系(PLR)金属保温材
ペデスタル壁面

模擬PLR金属
保温材

200A内扉穿孔時の吐出水噴射範囲② 切断
以下を考慮し切断1回と1日当たりの切断範囲を設定••

切断1回当たりの最大ピークダスト濃度：
実績平均＋3σ未満
1日の累積ピークダスト濃度：
1.7×10-2Bq/cm3未満

350A内扉穿孔時の吐出水噴射範囲

250A内扉穿孔時の吐出水噴射範囲

内扉穿孔時のAWJ吐出水噴射範囲模式図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

134.1.1 現場実証-切断：切断計画(例：350A内扉穿孔計画)(2/2)試切断
PCV内汚染状況の確認• 汚染レベルの高い領域がないこと(目安 >約5×10-3Bq/cm3)• 平均ピークダスト濃度が実績レベル以下であること(目安 <約1.9×10-3 Bq/cm3 ）以下

切断• 切断1回当たり100°の切断を行っても平均+3σ(1.36×10-2 Bq/cm3)を超えない見通し➡ 切断1回の最大切断量を120°と設定し、段階的に切断範囲を広げる

200A(1A以降)内扉穿孔
平均2.7×10-3
200A&250A内扉穿孔
平均1.9×10-3
250A 内扉穿孔
平均1.1×10-3

平均+3σ1.36×10-2

累積平均
6.0×10-3

1

試切断時のピークダスト濃度実績

切断時のピークダスト濃度実績©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

144.1.1 現場実証-切断：AWJ切断時の対応(例：グレーチング切断時)監視項目

運用値

現場作業時の運用

PCV内ダスト濃度

1.7×10-2Bq/cm3以下
ガス管理システム上流側のダスト濃度

PCV内圧力0.8kPa以下

PCV内初期内圧に応じて連続切断時間を設定(図-2）
万が一、0.75kPaに到達した場合、切断を中断

PCV内温度

100℃以下PCV内温度計測時刻の±10分以内での切断禁止

ダスト上昇レベルに応じて次の切断開始時刻を設定(図-1）

図-1 ダスト上昇レベルに応じた次の切断開始時刻の設定方法

図-2 初期内圧と0.8KPa到達時間との関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

15

4.1.1 現場実証-切断：エアロック内扉穿孔(250A、350A)及び手摺柱切断250A内扉開口部

350A内扉開口部

手摺柱上部切断部

350A隔離弁

AWJ装置

手摺柱下部切断部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

164.1.1 現場実証-切断：エアロック内扉穿孔(350A)時のダスト・D/W圧力変化試切断(1日当たり6方位各5°切断）
2.0E-022.0E-02

1.5E-02
1.0E-02
5.0E-03
0.0E+00
0

0.8

50
100
150
200
250
1回目の試切断開始からの時間(min)1.5E-02
1.0E-02
5.0E-03

0.0E+00
00.8
0.7
D/W圧力(kPa)

D/W圧力(kPa)300

350A-1(7)(8)350A-1(9)(10)350A-1(11)(12)

0.6

実測値
-180°⇒-90°-90°⇒0°0°⇒79°
79°⇒145°145°⇒180°
合計

運用値
ダスト濃度(Bq/cm3)

運用値
ダスト濃度(Bq/cm3)

切断(-180°⇒+180°を 5分割切断)

実測値160°⇔155°35°⇔30°-25°⇔-30°-90°⇔-95°-155°⇔-160°-175°⇔-180°
合計

0.4
0.2

50
100
150
200
250
1回目の切断開始からの時間(min)
-180°
⇒-90°

0.6

-90°
⇒0°

0°
⇒79°

300

79°
145°
⇒145° ⇒180°

0.5
0.4
0.3
0.2

切断毎に単調増加

0.1
0.0

0.0
0

5

10
15
時間(min)

20

25

0

30

60

90

120

150

180

210

240

時間(min)ダスト・D/W圧力ともに運用値(1.7×10-2Bq/cm3、0.8kPa)未満であり、運用値内で切断できた
D/W：原子炉格納容器ドライウェル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

174.1.1 現場実証-切断：グレーチング切断(1/2)2020年8月3〜4日（グレーチング切断）
当初の切断計画位置（切断位置１）

はみ出した鉛毛マット

2020年8月5日（グレーチング下の干渉物確認）
内部カメラ

切断位置2

2020年8月25日（グレーチング追加切断）
切断位置2直下に２本の平行電線管の存在が判明

切断位置3

切断位置2で電線管を切断した場合、ROV用ケーブルが2本の電線管に挟まる可能性有➡ 更にペデスタル側を切断（切断位置3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

18

D/W圧力(kPa)

4.1.1 現場実証-切断：グレーチング切断(2/2)0.8
0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0

切断前の試運転の状況

D/W圧力(kPa)

ダスト濃度(Bq/cm3)

実測(上流+一部，下流×6.9)
190°⇒0°0°⇒-190°

1.5E-02
1.0E-02
5.0E-03

0.0E+00
0

100
200
1回目の切断開始からの時間(min)

切断(190°⇒0°: 分割無し)
0

2.0E-02

運用値

単調増加しない

300

0.8
0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0.0

15

30
時間(min)4560

単調増加しない

切断(0°⇒-190°: 分割無し)
0

15

30
45
時間(min)ダスト・D/W圧力ともに運用値(1.7×10-2Bq/cm3、0.8kPa)未満であり、運用値内で切断できた©International Research Institute for Nuclear Decommissioning60

4.1 アクセスルート構築の現場実証

194.1.1 現場実証-切断：グレーチング下干渉物確認切断不可配管・電線管の存在が判明
・切断位置2直下：電線管A(切断するとROV用ケーブルが挟まれるリスク有）・切断位置3直下近傍：計装配管(安全上重要配管)

内部カメラ➡ 干渉物の詳細調査を行い、ハーフI型鋼切断計画
切断位置1
を見直す

屈曲カメラ

切断位置2
切断位置3

(4.1.2 全体計画参照）
架台からはみ出した鉛毛マット

PLR計装配管近傍
I型鋼境界
電線管B

管D

PLR計装配管

電線管F
電線管C
※

I型鋼境界

ハーフI型鋼
切断不可

切断不可※

電線管A

電線管B
電線管A

2本の電線管の隙間を塞げば切断可能

電線管A©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

20

4.1.1 現場実証-切断：‒ハーフI型鋼切断計画グレーチング下干渉物詳細調査
をもとに、切断位置1、切断位置2と3のいずれかを選定予定【Case1：切断位置1の切断】
鉛毛マット除去装置(新規)を準備し、鉛毛マット除去と鉛毛マット下のグレーチングを切断し、現行AWJ装置でハーフI型鋼を切断

切断位置1
切断位置2 切断位置3
架台からはみ出した鉛毛マット

切断位置1
切断位置2
切断位置3

【Case2：切断位置2と3の切断】
計装配管への影響を軽減したノズル角度変更ハーフI型鋼AWJ装置(新規)を準備し、現行AWJ装置との組合せでハーフI型鋼を切断
切断位置3

①

②

切断位置3
中心
③
模擬ハーフI型鋼

④
切断位置2
中心
ハーフI型鋼

切断位置2

⑤

切断片
落下位置

×
⑥

①~⑤は切断の順番を表す

模擬計装配管©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

21

4.1.2 現場実証-不具合対策：AWJ装置に係わる不具合事例−
No

不具合事例

1-1

AWJノズル
旋回用
駆動軸の空回り

1-2

AWJ装置用電源
ケーブルの漏電

1-3

AWJ用高圧ポンプのエンジン停止

1-4

ガーネット供給不具合

1-5

ガーネット供給
負圧ゼロ事象（ガーネットホース抜け）

事例発生原因
経年劣化

作業ミス

移動・保管

整備不良

使用環境

その他

結露による
電源コネク
タ部の漏電

設計不良
(非防水仕
様)

現場使用
剤による
ホースのケ
ミカル割れ

不正規
AWJノズル
の使用)

駆動軸の連
結不良

制御盤の電源ヒューズホル
ダの破損

衝突などに
よる可動部
の変形

可動部への
グリース
補充忘れ

〇をつけた事例について次項以降に記載する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

224.1.1 現場実証-不具合対策：事例1-3「AWJ用高圧ポンプのエンジン停止」−
1）不具合
・発生日：2019年5月27日
・事象：手摺柱下側切断中にAWJ用高圧ポンプのエンジン※が停止。冷却後にエンジンの再起動を試みたが再起動しなかった
２）原因究明a) 分解点検
エンジン制御モジュール(ECM)の電源ヒューズホル
ダに劣化による破損が確認されたb)コンピュータ診断
AWJ用高圧ポンプのエンジンが停止直前にエンジン制御系電源の電圧低下が確認され、ECM電源以外のエンジン制御系の回路には異常がなかった

故障した高圧ポンプ

３）対策
・予備の高圧ポンプ車に交換し、作業再開
・不具合品はECM電源ヒューズホルダに交換※事象発生約２ヶ月前に専門技術者による点検を受け、本事象前にもエンジンの点検、試運転などを行い問題がないことを確認している

劣化したECM電源ヒューズホルダ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

234.1.1 現場実証-不具合対策：事例1-4「ガーネット供給不具合」(1/2)−
1）不具合･発生日：2020年7月7日･事象：グレーチング切断開始直後にガーネットが供給できない事象が発生

２）原因究明1
ガーネット供給ラインを全範囲点検し、ガーネットホースに割れが確認された

WJ噴射でノズルユニット内に発生する負圧が目標(約80kPa)に到達せず、研磨材(ガーネット)をノズルユニッ
ト側に供給できないことが確認された

３）対策1
シリコンスプレイ等によるケミカルクラックの可能性などを想定し、保護テープを貼る対策を実施

エジェクター効果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

244.1.1 現場実証-不具合対策：事例1-4「ガーネット供給不具合」（2/2)−
４）負圧確認2020年7月18日にウォータージェット（WJ）試運転を行ったが、負圧は僅かに改善したものの、目標(約80kPa)には達しなかった
５）原因究明2高圧水系・ノズルユニットの点検を行い、ノズルユ
ニット本体に、正規のノズルユニットにない閉止プラ
グと貫通孔が確認された。

６）対策2①部品、組立、性能を確認した正規のAWJ装置用
ノズルユニットと交換した。
②再発防止として以下を実施する。
・AWJ装置用ノズルユニットの保管管理
・AWJ装置用ノズルユニットの性能確認と識別©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

25

4.1.1 現場実証-不具合対策：事例1-5「ガーネット供給負圧ゼロ事象」（1/2)−
1）不具合･発生日：2020年9月4日･事象：
 ガーネット供給ラインにガーネット供給に必要な負圧が発生しない事象が発生
 ガーネット供給用ホースがジョイント部から外れ、折れ曲がった痕跡1箇所とジョイント
部には引っ張られた痕跡が見つかった
折れ曲がった痕跡

引っ張られた痕跡
ジョイント部の爪©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

26

4.1.1 現場実証-不具合対策：事例1-5「ガーネット供給負圧ゼロ事象」（2/2)−
２）原因究明ジョイント部からガーネットホースが抜ける事象の直接的な要因は、テレスコ伸長時にガーネットホースに想定外の外力が負荷

F2=88.2N３）対策①ジョイント部の耐荷重低下対策
ガーネットホースおよびジョイントの交換②過大荷重の発生対策(摺動抵抗低減対策)
・ランスパイプの曲がり修正
・シール部へのグリース給脂③ガーネットホースの潰れ対策
ケーブルガイドプレート接触部のR増加（R3➡R15 )F2=215.6N

34.3~49.0N
19.6~34.3N

13.0~35.3N©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

27

4.1.1 現場実証-不具合対策：監視カメラの不具合事例−
No

不具合事例

事例発生原因
経年劣化

作業ミス

移動・保管

整備不良

監視用ドームカメ
2-1
ラの映像不具合

コネクタ部の破損(断線)

ドームカメラ治具のア

コーキング
剤の剥離

2-2 クリルドーム脱落
PCV内圧低下

2-3 (200A隔離弁接続
チャンバー等の漏洩)

衝突などによるフランジ
付け根部の
破損

使用環境

その他

Oリングの
伸び

〇をつけた事例について次項以降に記載する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

28

4.1.1 現場実証-不具合対策：事例2-1「監視用ドームカメラの映像不具合」(1/2）−
１）不具合事象
・発生日：2020年6月30日
・事象：AWJ装置監視用ドームカメラの映像が乱れ、映らない事象が発生

ドームカメラ

映像変換機

カメラコントローラ

2020年6月30日

2020年7月1日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

29

4.1.1 現場実証-不具合対策：事例2-1「監視用ドームカメラの映像不具合」(2/2）−
２）原因究明監視用ドームカメラの映像をパーツを交換しながら確認し、ドームカメラの電源(ACアダプタ)の故障を特定

３）対策① 電源(ACアダプタ)の交換② その他の対策
エアロック室内の湿度は90％ (測定限界)以上
ドームカメラ用映像変換器は湿度95％まで使用できる
ため結露対策のみ行っていたが、しばしば映像劣化が発生する現状を踏まえ、以下の対策を実施• 作業時の結露対策：エアロック室内の送風換気• 保管時の湿気・結露対策：電源、映像変換器、コン
トローラ用の保管箱準備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

30

4.1.1 現場実証-不具合対策：事例2-3「PCV内圧低下」(1/2）−
１）不具合事象
・発生日：2020年8月26日
・事象：カメラを200A隔離弁からPCV内に挿入した時間帯にPCV内圧の低下が発生した

２）原因究明200A用チャンバー本体の隔離弁側フランジ部に「Oリングの伸び」と「フランジ付け根部、接着部に周方向の割れ」が確認された。

※「フランジ付け根部の接着部、周方向割れ」は表裏の約半周に確認され、貫通状態であったことからPCV内圧低下に大きく影響する主要因であること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
を確認した。

4.1 アクセスルート構築の現場実証

31

4.1.1 現場実証-不具合対策：事例2-3「PCV内圧低下」(2/2）−【割れ発生時期と原因の推定】①使用時に割れが発生する可能性はない※②移動・保管時には以下のようなフランジ部に大きな負荷を与える状況が存在する・ラック移動時に柱などにぶつける・フランジ部を足で強く押してラックの向きを変える
・フランジ部を足で強く押してラックを移動する・重量物がフランジ部と衝突する など
移動・保管時に破損した可能性が高い

３）対策
a. 保管時• 養生シートの側面に注意喚起を行う• フランジ部に保護カバーを取り付ける
b. 移動時• 割れがないことを目視確認する• フランジ部に保護カバーを取り付けた状態で移動するc. チャンバー取付時• 割れがないことを目視確認する• チャンバーに負荷をかけないように念のために固定用ブラケットを取り付ける• 最終確認として加圧リーク試験を行う※不具合発生時は隔離弁の軸芯を合わせた適切な取付け方であったこと、
割れの方向が干渉物を避けて取り付けた場合に発生する方向と異なるため、使用時に発生した可能性はないと判断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

32

4.1.2 干渉物対策の全体計画
アクセスルート構築のエアロック内扉穿孔後、PCV内の干渉物を確認したところ、グレーチ
ング上に架台下からはみ出した鉛毛マットやグレーチング下の電線管が想定外の位置にあることを確認

今後の干渉物撤去に当たっての課題は以下の通り
 ROV挿入位置を決めるための干渉物の位置特定
 ROV挿入位置近傍には切断できないPLR計装配管があり、損傷させないで干渉物を切断する方法の確立
 2本の電線管(電線管A)を切断した場合、ROV挿
入後にケーブルが2本の電線管に挟まれROVの回収ができなくなるのを防ぐ方法の確立
 鉛毛マットの位置にROVを挿入する必要が出た場合の鉛毛マットの切断方法の確立©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

33

4.1.2 干渉物対策の全体計画
ROVの地下階への挿入位置候補として、下図に示すように切断位置1〜3が挙げられる• 切断位置1：当初計画のROV挿入位置（緑色円）• 切断位置2：鉛毛マットと干渉しない位置（黄色円）• 切断位置3：切断位置2よりペデスタル側120mmの位置（水色円）切断位置3（切断位置2よりペデスタル側120mmの位置）

ペデスタル側
PLR計装配管② 検討の結果、以下の装置の新規開発が必要であり、本事業で以下４つの装置の開発を進めた• 干渉物の位置を把握するための調査装置（干渉物調査装置）

切断位置2
切断位置2

切断位置1
架台下からはみ出した鉛毛マットの位置（切断位置2よりエアロック側150mmの位
置）① この3つから切断位置を判断するた
めのフローを検討した➡ 次頁参照•エアロック側ノズル角度変更ハーフI型鋼切断
AWJ装置

•

電線管ギャップ閉止装置•

鉛毛マット除去装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

34

4.1.2 干渉物対策の全体計画
下線：干渉物対策で新たに製作した装置

干渉物調査装置による干渉物調査
HP-A2
PLR計装配管等の位置特定可否
可

HP-A1
切断位置１

ROV挿入位置判断

HP-5
電線管A切断の要否

不可

ハーフI型鋼切断後再調査など

切断位置2・3
HP-5

HP-4

要

要

電線管A切断の要否
否否
鉛毛マット除去装置による鉛毛マット除去・グレーチング切断

ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置と短尺AWJ装置の組合せによるハーフ型鋼切断

短尺AWJ装置によるハーフI型鋼切断・手摺切断

短尺AWJ装置による手摺切断

長尺AWJ装置による電線管切断

HPは1〜5，A1，A2があるが、HP-1〜3は干渉物調査前のものなので、この図には表現されてない。また、HP-A1，A2は途中追加されたものであることから、付番が異なる。

長尺AWJ装置による電線管A以外の切断

長尺AWJ装置による電線管切断

電線管ギャップ閉止装置による電線管Aのギャップ閉止

図 干渉物調査後の基本フロー※

長尺AWJ装置による電線管Aの切断※干渉物等の状況に応じて、より合理的なフローを検討する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

35

4.1.3 干渉物の位置を把握するための調査装置の製作 (1/4)
【干渉物調査装置の方式選定】
方式

LRF：レーザレンジファインダ①二重屈曲 (LRF＋カメラ)②伸縮 (LRF＋カメラ)③吊下げ

カメラをＩ型鋼に基準を取る

この画角に入る
位置情報評価メリット• LRFで精度よく測定可能• 既存の屈曲カメラからの変更点が少ない• LRFで精度よく測定可能• Z座標を変更して複数測定可能で①より測定信頼性高い• 測定対象に近づけるため霧環境下でもカメラで測定可能• 未知電線管への適応可能性高い• 水中電線管への適応可能性高い

デメリット• 霧環境下でのLRF使用可否不明• 上から見下ろすだけでカメラ精度は③より悪い• 水中電線管は測定不可• 霧環境下でのLRF使用可否不明• 測定対象までの距離が遠くカメラ精度は③より悪い• 水中電線管は測定不可• LRFを搭載するスペースはない• LRFより測定精度は悪い• 複合ケーブル、ケーブルドラムの開発必
要

評価

×不採用

◎⇒×不採用〇採用• アクセス性はOK• LRF適用となった場合は②の方がよい• LRFの測定点数が多く、測定信頼性高い⇓• LRF精度確認試験でLRFは霧環境下で使用不可と判明• LRFよりは測定精度悪いが霧環境下でも測定可能• 水中電線管への対応可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

364.1.3 干渉物の位置を把握するための調査装置の製作 (2/4)
【干渉物調査装置の概要図】

既設品/構造物
干渉物調査装置

インストール時

外扉

内扉①吊下しカメラ装置用チャンバー
隔離弁②サポート治具④カメラユニット

AWJ装置挿入用レール

AWJガイドパイプ
内扉

外扉切断片

吊下し時
屈
曲
部

ケーブルドラム③吊下しユニット

横LED(4灯)

グレーチング開口部

横カメラ
カメラユニット下LED(2灯)
グレーチング開口部
ケーブル

下カメラ
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

37

4.1.3 干渉物の位置を把握するための調査装置の製作 (3/4)
【干渉物調査装置の主要機能】
1. 全体(1) カメラユニットのPCV内部への挿入・地下階への吊下ろし、回収を行う(2) 電線管類の位置測定を行う(3) PCV地下階の状況観察を行う(4) カメラユニットの非常回収が可能(5) 作業中にバウンダリを維持(6) 耐放射線性：集積線量1000Gy以上
2. 吊下しカメラ装置用チャンバー(1) 既設AWJガイドパイプと取合い、調査時のPCVとのバウンダリを維持
3. サポート治具(1) 吊下ろしユニットを極力水平に移動させて内扉開口部まで運搬する(2) 外扉切断片などの段差乗り越えのための伸縮脚部を有する
4. 吊下しユニット(1) ケーブルドラムを搭載し、カメラユニットの吊下し/巻上げを行う(2) ケーブルの印をドームカメラで映し、吊下ろし量を確認する(最大2.5m)
5. カメラユニット(1) 2台のCMOSカメラ(鉛直下方向、水平方向(パンニング可))とLED照明を搭載し、電線管等の視認・位置測
定を行う(2) 水面下まで吊り下ろし可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

38

4.1.3 干渉物の位置を把握するための調査装置の製作 (4/4)
【モックアップ試験による電線管位置測定誤差の結果】
撮影
カメラ

横カメラ PLR計装①
配管
下カメラ 電線管②③
A-1

測定結果と誤差評価値 [mm]

真値 [mm]

評価
対象

Y

φ

Z

Ys

369

34

873

363

33

59.6

1150

45

ステレオカメラ方式 【現地採用】
ΔYs
φs Δφs
Zs
ΔZ
6
-1.3
35.3
評価対象外
(2%)
(-4%)
-12
7.1
9
52.5
1141
(-37%)(12%)(1%)

ラジアルビーム上面(Z方向基準)
Y：装置押し込み方向

マスター映像方式 【参考】
Ym
ΔYm
Zm
ΔZm
20
349
評価対象外
(5%)
-8
-84
41
1234
(-25%)(-11%)

吊下し量
ΔZ
Zʼ
-7.0
880
(-1%)
評価対象外

電線管位置測定誤差は以下の通り(カメラでの測定はステレオカメラ方式で評価)③

1) Y(押込方向)の設定誤差：最大2mm
Z：ケーブル吊下し方向②

2) Z(吊下し方向)の設定誤差：最大7mm
3) 横カメラの位置測定誤差 (PLR計装配管)①横方向Yの誤差：6mm[押込み誤差(上記(1)＋カメラ評価誤差]②高さ方向Zの誤差：7mm[吊下し誤差(上記(2))]①

PLR計装配管
電線管A-1
横カメラ撮影点：真値：マスター映像評価結果：ステレオカメラ評価結果

4) 下カメラの位置測定誤差 (電線管A-1)①横方向Yの誤差：12mm[押込み誤差(上記(1)＋カメラ評価誤差]②高さ方向Zの誤差：9mm[吊下し誤差(上記(2))＋カメラ評価誤差]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

39

4.1.4 干渉物の詳細調査（1/2）
【調査計画＜カメラの挿入作業＞】
既設品
干渉物調査装置

外扉
隔離弁

内扉

吊下しカメラ装置用
チャンバー

カメラユニット

AWJ装置挿入用レール
AWJガイドパイプ

サポート治具
吊下しユニット

グレーチング開口部
カメラ屈曲前カメラ屈曲後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

40

4.1.4 干渉物の詳細調査(2/2)
【調査計画＜干渉物調査装置のカメラ吊下ろし箇所毎の調査対象＞】
カメラをペデスタル側から吊下ろす場合

カメラをエアロック側から吊下ろす場合⇐ エアロック側

電線管A-1

ペデスタル側 ⇒電線管A-2

電線管C⇐ エアロック側

電線管A-1

電線管E-1

ペデスタル側 ⇒電線管A-2

電線管C
電線管E-1
ハーフI形鋼

電線管E-2A

A

A

干渉物調査装置
吊下ろし位置

干渉物調査装置
吊下ろし位置PLR計装配管

電線管F

管D

A ― A断面図

電線管B

ハーフ I形鋼
下カメラ撮影範囲
干渉物調査装置

電線管E-1管D

PLR計装配管

電線管F
管D

PLR計装配管ハーフ I形鋼
電線管E-1

下カメラ撮影範囲

新ｶﾒﾗ
管D

電線管E-2

PLR計装配管
電線管B

レール
電線管F

電線管B

凡例
：下カメラの調査対象：横カメラの調査対象

横カメラ撮影範囲

電線管B

レール
電線管F

電線管A-2電線管C

A

A ― A断面図

凡例：下カメラの調査対象：横カメラの調査対象

横カメラ撮影範囲

電線管E-2ハーフI形鋼

電線管E-2電線管A-1

下カメラ調査対象：電線管A-1/A-2/C、管D
横カメラ調査対象：PLR計装配管、電線管B/E-1/E-2/F、管D 、レール

電線管C

電線管A-2電線管A-1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
下カメラ調査対象：PLR計装配管、電線管A-1/A-2/B、レール
横カメラ調査対象：電線管A-1/A-2/C/E-1/E-2/F、管D4.1 アクセスルート構築の現場実証

41

4.1.5 干渉物対策の実施 (1)ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置(1/4)
【PLR計装配管の推定位置】
・切断位置３（グレーチング追加切断位置）において、ペデスタル側に向けたＡＷＪ装置の内部カメラ映像で、PLR計装配管を確認
・映像からカメラ中心の直下より３ｃｍほどペデスタル側に存在するものと推定【ハーフＩ型鋼切断時に想定されるPLR計装配管への影響】
・切断片落下時の計装配管への衝突
・ＡＷＪの投射による計装配管の減肉⇑ ペデスタル側

PLR計装配管近傍
I型鋼境界
電線管B

上記の対策として、切断計画の見直しとノズル角度を変更した新規AWJ装置を設計・製作し、切断試験、モック
アップ試験で影響レベルと作業手順を確認

I型鋼境界

ペデスタル側エアロック側電線管A

電線管A⇓ エアロック側
切断位置３における内部カメラ撮影映像©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

42

4.1.5 干渉物対策の実施 (1)ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置(2/4)
【ハーフＩ型鋼の切断試験】
以下の対策を検討し、既存設備を用いて切断の見通しを確認
・ＡＷＪによる計装配管への影響のミニマム化
・計装配管から離れた位置への切断片落下制御

(1)-B

(1)-A

① AWJ切断条件の見直し

切断終端

切断が容易なPLR計装配管側のハーフI型鋼フランジ面は、低い吐出圧のAWJで高速で切断② ノズル角度の変更
PLR計装配管に近い切断範囲の切断にはPLR計装配管からの離隔距離を拡大したノズル角度変更AWJ装置を採用

切断範囲の分割案③ 切断範囲の分割による切断片落下位置制御
切断片が、PLR計装配管から離れた位置に落下する様に、切断の範囲・手順を見直し

短尺AWJ装置

ノズル角度変更

ノズル角度変更AWJ装置

改善前

改善後

ハーフI型鋼フランジ面切断時の模擬PLR計測配管の減肉確認例

離間距離：135mm
ノズル角度の変更と縦リブ切断時のAWJ通過イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

43

4.1.5 干渉物対策の実施 (1)ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置(3/4)
【新規ＡＷＪ装置を用いたモックアップ試験】(1) 以下の成立性を検証した• 200A屈曲カメラ映像による設定作業• 新規ＡＷＪ装置を適用する切断範囲（１）の切断• 内部カメラ、屈曲カメラを用いた切断後確認• 模擬計装配管へのAWJ直撃しても減肉を大幅低減(2) ノズル旋回時のケーブル・ホースの挙動を確認し、適切な整線タイミングを作業手順に反映した(3) ノズル旋回精度を確認し、切断計画に反映した

新規AWJ装置

モックアップ試験状況

設定状況

屈曲カメラ映像

屈曲カメラを用いた切断後確認

ハーフI型鋼試験体（範囲(1)切断後）

模擬PLR計装配管の試験後外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

444.1.5 干渉物対策の実施 (1)ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置(4/4)
【切断位置２と３の切断計画】
下表の組合せにより、PLR計装配管への影響を最小限とした切断位置２と３でのハーフＩ型鋼切断計画
を策定した

切断
位置

3

装置

新型
AWJ装置
短尺
AWJ装置

2

短尺
AWJ装置

切断
範囲
(1)-A
(1)-B

切断範囲
(1)-B

切断条件
ポンプ圧
[MPa]

旋回速度
[°/min]

220

3

80

11.5

(2)

80

11.5

(3)

80

11.5

(4)

220

3

(5)

80

11.5

ハーフＩ型鋼の切断計画

旋回
方向
時計
回り
時計
回り
反時計
回り
反時計
回り
反時計
回り
反時計
回り

切断範囲
(1)-A

切断範囲
(2)

切断範囲
(3)
切断片落下
ポイント

×

切断範囲
(4)

切断範囲
(5)
220MPa、3°/min
80MPa、11.5°/min

切断範囲と計装配管位置（推定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

45

4.1.5 干渉物対策の実施 (2)鉛毛マット除去装置 (1/4)
【除去対象となる鉛毛マットの状況】(1) 鉛毛マット除去範囲• 奥行き約150mm×幅340mm以上の半楕円形状• 鉛毛マットの高さ約170mm（鉛当量23mm相当）(2) 鉛毛マットの状態
溶けた鉛は鉛毛マットの基布と融着しないため、鉛毛マット間及び鉛毛マット/グレーチング間の固着はないと推定
上記鉛毛マットを除去する手法の選定、 装置の設計・製作を行い、機能試験で切断位置１での切断の見通しを確認した

短尺AWJ装置(外径324mm)

約150mm
AWJ装置中心鉛毛マット除去範囲(切断位置１）

約170mm※※

５枚重なった高さ

鉛毛マット融解試験結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

46

4.1.5 干渉物対策の実施 (2)鉛毛マット除去装置 (2/4)
【要素試験】
4種類の手法からAWJを選定し、鉛毛マット除去とその下のグレーチン
グ切断に有効であることを確認した(1) 試験条件： 220MPa、3°/min、傾斜角0°、アタック角10°(2) 試験結果：• WJ噴射開始直後に鉛毛マットを貫通(厚さ25mm鉛ブロックでも同じ）• AWJ噴射により鉛毛マット下のグレーチングも切断可能• 切断時の鉛毛マットは吹き飛ばされず、鉛毛マット切断開口部からグレーチングの切残り部を視認可能(a) 1回目の切断後

旋回半径226mm(b) 4回目の切断後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

47

4.1.5 干渉物対策の実施 (2)鉛毛マット除去装置 (3/4)
【設計・製作】
工程、開発費のミニマム化のため、以下を考慮し現行
AWJ装置の設計をベースにヘッド先端部のみ開発(1) 非常回収性• ギア空回り条件での内扉開口部通過状態への変形(2) AWJヘッド外径324mmより大きな切断径(380mm以上)• 旋回軸のオフセット• 高圧水ホースのねじれ防止（スイベルジョイントを採用）
開発(新設計)対象

旋回軸のオフセット
スイベル
ジョイント

鉛毛マット
除去範囲

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築の現場実証

48

4.1.5 干渉物対策の実施 (2)鉛毛マット除去装置 (4/4)
【機能試験】
以下の機能試験を行い、鉛毛マット除去と鉛毛マッ
ト下のグレーチング切断の見通しを確認した• ギア空回り時の内扉開口部通過状態への変形• ノズルの旋回範囲と精度• 鉛毛マット下のグレーチング切断• 内部カメラによるグレーチング切断範囲の設定と切残り部の確認 など

鉛毛マット下のグレーチング切断性確認状況

ギア空回り時の内扉開口部通過状態への変形動作確認状況

内部カメラによるグレーチング切残り部
確認状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

49

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.1 作業訓練
（1）調査用機材搬入／設置／結線トレーニング

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業
作業エリアの
α汚染養生
調査用機材搬入／設置／結線
搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付

映像光BOX(エンクロ室)

インストール装置据付
200A･250Aカメラ搬入
/据付

調査作業

片付け

映像BOX、ドラムコントロールBOX、中継
BOX(エアロック前)制御光BOX、PCモニタBOX(免震棟)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

50

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練

（2）搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付トレーニング 2020年10月以降は本トレーニングは実施せず
準備作業
作業エリアの
α汚染養生
調査用機材搬入／設置／結線
搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付搬入用スロープの搬入トレーニング

搬入用スロープの設置トレーニング

門型吊架台搬入トレーニング

門型吊架台組立の様子

インストール装置据付
200A･250Aカメラ搬入
/据付

調査作業

片付け

搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付のトレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

51

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（3）インストール装置据付トレーニング

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業
作業エリアの
α汚染養生
調査用機材搬入／設置／結線
搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付

インストール装置の搬入トレーニング

インストール装置据付トレーニング

インストール装置据付
200A･250Aカメラ搬入
/据付

調査作業

片付け
アンカー打設トレーニング

インストール装置設置完了の様子

インストール装置据付トレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

52

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（4）200A･250Aカメラ搬入/据付トレーニング

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業
作業エリアの
α汚染養生
調査用機材搬入／設置／結線
搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付

200Aカメラチャンバー取付

200Aカメラチャンバー取付

インストール装置据付
200A･250Aカメラ搬入
/据付

調査作業

片付け
アクセスルート構築での不具合事例の水平展開として250Aチャンバーを塩ビ製からSUS製に変更して作業訓練を実施した。

250Aカメラチャンバー取付

250Aカメラチャンバー取付状態

２００A・２５０Aカメラ搬入/据付トレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

53

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず（1）ROVケーブルドラム搬入／据付
準備作業

調査作業

ROVケーブルドラム
搬入／据付
動作確認／
リークチェック

ROVケーブルドラム搬入

エアロック室への搬入

インストール装置への組付け

ROVケーブルドラムフランジボルト締付け

インストール
ＲＯＶ遊泳
調査
ＲＯＶケーブルドラム
取外し／搬出
ＲＯＶ洗浄（α汚染対策）片付け

ROVケーブルドラム範雄/据え付けトレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

54

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（2）動作確認／リークチェック

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業

調査作業

ROVケーブルドラム
搬入／据付
動作確認／
リークチェック

動作確認トレーニング

350Aインストール装置ROVドラム
リークチェック

インストール
ＲＯＶ遊泳
調査
ＲＯＶケーブルドラム
取外し／搬出
ＲＯＶ洗浄（α汚染対策）200Aカメラチャンバーリークチェック
片付け

250Aカメラチャンバーリークチェック

動作確認/リークチェックトレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

55

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（3）インストールトレーニング

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業

調査作業

ROVケーブルドラム
搬入／据付
動作確認／
リークチェック

インストールト装置挿入作業状況

インストール先端屈曲作業の状況

インストール
ＲＯＶ遊泳
調査
ＲＯＶケーブルドラム
取外し／搬出
ＲＯＶ洗浄（α汚染対策）ROV吊下し作業の状況
片付け

インストール装置先端伸縮

インストールトレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

56

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（4）ROV遊泳調査トレーニング

2020年10月以降はROV遊泳調査の一部を実施
俯瞰カメラ映像(MU専用)

準備作業

調査作業

ROVケーブルドラム
搬入／据付
動作確認／
リークチェック
インストールROVの遊泳トレーニング(免震棟模擬)俯瞰カメラ映像(MU専用)
俯瞰カメラ映像(MU専用)

ROV-Aのガイドリング取付トレーニング
俯瞰カメラ映像(MU専用)

ＲＯＶ遊泳
調査
ＲＯＶケーブルドラム
取外し／搬出

下カメラ映像俯瞰カメラ映像(MU専用)

ＲＯＶ洗浄（α汚染対策）アンインストール
ROV-A2の遊泳調査トレーニング
片付け

ROV-Eのサンプリング装置吊り下しトレーニング

ROVの遊泳トレーニング状況

MU：モックアップ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

57

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（5）ROV洗浄（α汚染対策）

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業

調査作業

ROVケーブルドラム
搬入／据付
動作確認／
リークチェック
インストール

インストール装置洗浄ハンドル

ROV本体洗浄

インストール装置先端部 ROV本体洗浄

ＲＯＶ遊泳
調査
ＲＯＶケーブルドラム
取外し／搬出
ＲＯＶ洗浄（α汚染対策）インストール装置洗浄
片付け

ROV洗浄の様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

58

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 作業訓練
（1）片付けのトレーニング

2020年10月以降は本トレーニングは実施せず

準備作業

調査作業

片付け
インストール装置
取外し／搬出

インストール装置取り外し作業のトレーニング

インストール装置搬出作業のトレーニング

350A、250A、200A
隔離弁フランジ閉止

廃材処理

隔離弁閉止フランジ取付（350A）トレーニング

片付けのトレーニング状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

59

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（1）作業フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

60

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（2）全体配置

現場作業指
示室

R/B：原子炉建屋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

61

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（3）準備作業①©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

62

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（3）準備作業②

原子炉建屋現場作業指示室への機材配置
現場作業指示室の現状©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

63

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（3）準備作業③

インストール装置をエアロック室へ搬入©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

64

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（4）調査作業①

ＲＯＶケーブルドラムをエアロック室に搬入する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

65

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（4）調査作業②©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

66

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5）調査順序*注 外：ペデスタル外部、内外：ペデスタル内部と外部

調査順序

判断ポイント

ROV-A
ガイドリング取付

判断ポイント①：
ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部へのｱｸｾｽﾙｰﾄ判断（現場判断とし、事後報告）

ROV-A2
詳細目視調査

外
*注

内
外
−
*注

ROV-C
堆積物厚さ
ROV-D
燃料デブリ検知
ROV-E
堆積物サンプリング
ROV-B
堆積物3Dマッピング−

判断ポイント②：
サンプリング点の判断（現場判断とし、事後報告）
外
*注

−

−

主な取得情報（概要）次調査に反映する内容【A】
・ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付ﾙｰﾄ上の干渉物
・γ線量率
・ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開口部状況⇒【A2】・ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部へのｱｸｾｽﾙｰﾄ・ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開口部状況【A2】・水中/気中の詳細目視情報
・水中底面近傍の状況
・堆積物の状況・分布・大まかな厚さ（周囲構造物との比較）
・γ線量率、中性子束：ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部のみ（外周はROV-Dで実施）⇒【C、D、E、B】
・ﾗｼﾞｱﾙﾋﾞｰﾑの状況（図面と相違ないこと）
・ｾﾝｻ設置箇所の状況（ｾﾝｻ、ｱﾝｶｰの着座可否判断）・γ線量率（調査時の概算寿命評価）【C】
・堆積物の高さと厚さ（量）・床面の高さ変化（燃料デブリ境界）⇒【D】
・堆積物厚さ、堆積物下の状況（燃料デブリ検知測定点の判断）【D】
・堆積物内又は堆積物下からの中性子束、Cs-137、Eu-125等のγ線
量率⇒【E】
・堆積物内の燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ含有状
況 （サンプリング点の判断）【E】
・堆積物の組成・放射性核種−【B】
堆積物の3D点群データ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning−（ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外周において既存図面と著しく異なる範囲について実施）

67

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-1）ROV-Aによる調査＜操作手順＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

68

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-1）ROV-Aによる調査＜ガイドリング取付方針＞
・ガイドリングの重要度に点数を割り当て（斜体文字）、ペデスタル内部へのアクセスリスクを評価（点数が高いほどリスクが低い）
表2-4. ペデスタル内部へのアクセスリスク
パターン 北回り ① ② ③ ④・モックアップ試験結果より、右表のうちリスク低または中（4点以上）であれば干渉リスクが小さく、 取付数
南回り ⑤ ⑥ ⑦ ⑧
ペデスタル内部にアクセスがし易いことが分かった
4個
4○ ○ ○ ○
インストール位置 3点②

北回り 2点①〜⑧：
ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ3個③

0点(※1)

①

ペデスタル
開口部

0°

1点(※2)⑤⑧⑥

3点(※3)
ガイドリング

④

1点

2個
2点

⑦
南回り 3点(※4)※1：ガイドリング②取付失敗時は2点※2：ガイドリング⑥取付失敗時は0点※3：ガイドリング⑦取付失敗時は2点※4：ガイドリング⑥取付失敗時は2点

重要度
の点数

1個
０個

アクセスリスク
北回り

南回り

低(6)

低(9)

3-1

×

○

○

○

低(6)

低(8)

3-2

○

×

○

○

低(5)

中(4)

3-3

○

○

×

○

中(4)

低(5)

3-4

○

○

○

×

低(5)

低(7)

2-1

×

×

○

○

高(3)

中(4)

2-2

×

○

×

○

中(4)

中(4)

2-3

×

○

○

×

低(5)

低(6)

2-4

○

×

×

○

高(3)

高(2)

2-5

○

×

○

×

中(4)

高(2)

2-6

○

○

×

×

高(3)

高(3)

1-1

○

×

×

×

高(2)

高(0)

1-2

×

○

×

×

高(3)

高(2)

1-3

×

×

○

×

高(2)

高(2)

1-4

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

×

×

×

○

高(1)

高(2)

×

×

×

×

高(0)

高(0)

0

69

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-1）ROV-Aによる調査＜ガイドリング取付方針＞(1) 原則、すべてのガイドリング取付を目指す。
(2) ガイドリングの取付を失敗（不可抗力）し、ガイドリングが足らなくなった場合（※）、アクセスリスク
低または中（4点以上）を目指して残りのジェットデフへのガイドリング取付を目指す。
※例えば、一度取り付けたガイドリングが外れてしまい、やむを得ず投棄。その場合、（参考資料-3）
再度ガイドリングを取り付ける必要があるため、ガイドリングが1つ足らなくなる。
■北側ルート（４点以上の条件）
・「１つ目」のｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付が“成功”し、以後の取付でガイドリングが不足した場合は、
少なくとも「３つ目」のｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付を優先・「１つ目」のｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付が“失敗”し、以後の取付でガイドリングが不足した場合は、「２つ目」と「３つ目」もしくは「２つ目」と「４つ目」取付を優先■南側ルート（４点以上の条件）
・「１つ目」のｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付の“成功”、“失敗”に関わらず、以後の取付でガイドリングが不足した場合は、「２つ目」「３つ目」「４つ目」のうち、少なくとも2つのガイドリング取付を優先

〇

1つ目

〇

2つ目
3つ目
4つ目
北側からのｱｸｾｽ容易さ
南側からのｱｸｾｽ容易さ

××〇：ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付成功
×：ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付失敗

〇

×

〇
〇 ×

×
〇
〇 × 〇 ×

×
〇 ×

〇
〇 ×

×
〇
〇 × 〇 ×

×
〇 ×

６

４

３

６

５

４

１

８

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

９

５
７

５

３
３

５
４

４
２

２

２
０

６

４

３
２

３
４

２
２

２

０
０

70

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-2）ROV-A2による調査＜操作手順＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

71

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-2）ROV-A2による調査＜操作手順＞

後続のセンサやアンカーを底面に安全に吊下ろせることをROV-A2のカメラで視認確認するためには、水中の透明度が最低2ｍ必要である（PCV地下階の水位が2ｍの前提）。
水の透明度による目視底面確認可否について下表に整理した。
底面確認方法
ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑD

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑC

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑD

水面から底面を目視
堆積物確認できる範囲

透明度

透明度≧2m

水面での
ROV位置

堆積物

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑA

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑB

水面から目視潜水しながら目視
透明度

2m＞透明度
堆積物
水面から底面を目視確認できる範囲

水面から底面を目視確認できない範囲

・水面からペデスタル外周すべての底面を視認可能
・1日1/4周の調査で8.5hの見込み（30分/1か所×調査14か所+その他1h）
・遊泳作業時間としては11hを想定しているため作業時
間成立。

水深2m

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑC

水深2m

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑB

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑA

・水面から底面を視認できるエリアは堆積物高さに依る。
・底面確認を水面ではなく潜水しながら行う場合、1箇所につき＋15分必要。
・1日1/4周の調査で10hの見込み・遊泳作業時間としては11hを想定しているため作業時間成立。

3時間（30分/箇所×6箇所）
6時間（45分/箇所×8か所）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

72

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-2）ROV-A2による調査＜詳細目視調査＞①ペデスタル内部へのアクセスリスク（No.68）に基づいて、リスク低または中（4点以上）のアクセスリスクが低いルートから詳細目視調査を行う。
・点数の高いルートから、まず、ペデスタル外周の目視調査を行い、ペデスタル内部の目視調査を行う。
（例）北回り6点、南回り9点の場合
南回りのペデ外周調査⇒そのままペデ内部へアクセス・調査⇒北回りのペデ外周調査
・同点の場合は、南側ルートから調査を行う。
・実際のPCVの状況は不明であるため、現場状況に応じて、点数の加減を行い評価する可能性がある②万が一、点数の高いルートからペデスタル内部にアクセスができない場合は、もう一方のルート（点数が低いルート）からペデスタル内部にアクセスを試みる。
・点数の高いルートからペデスタル内部にアクセスできなかったがROV-A2は帰還できた場合を想定
・相対的に点数が低いと評価されたもう一方のルートであっても、リスク低または中（4点以上）であれば、ペデスタル内部へアクセスできる可能性が高いため、ペデスタル内部にアクセスを試みる。
・リスク高（3点以下）であった場合でも、モックアップ試験結果ではアクセス可能であるため、ペデスタル内部にアクセスを試みる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

73

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-3）ROV-Cによる調査＜操作手順＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

74

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-3）ROV-Cによる調査＜堆積物厚さ測定＞
・ROV-Cにはウインチがなく構造物とセンサの引っかかりリスク（ROV残置リスク）が少ないため、下図に示すルートで堆積物厚さ測定を実施する。
・調査ルート：比較的干渉物の少ない北回りルートからの実施を基本とし、ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ取付状況やROV-A2の詳細目視情報を考慮して最終判断を行う（以降のROVも同じ）。
・位置特定を行うラジアルビーム間を遊泳しながら測定を実施
北回り

南回り

図 堆積物厚さ測定ルート②上部前/後カメラでﾗｼﾞｱﾙﾋﾞｰﾑ①②と横梁の交点を撮影上部後方ｶﾒﾗ（気中）上部前方ｶﾒﾗ（気中）

交点

交点

測定開始
ﾗｼﾞｱﾙ 位置
ﾋﾞｰﾑA

Ｉ

Ｉ

横梁

ラジアルビーム

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑC

Ｉ

ROV-C

①測定開始位置まで遊泳
ラジアルビーム

ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑB

測定終了
位置 ﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑD

Ｉ④ﾗｼﾞｱﾙﾋﾞｰﾑ
通過後、測定終了
位置でのﾗｼﾞｱﾙ
ﾋﾞｰﾑを撮影③1スパン遊泳し測定
堆積物 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図 堆積物厚さ測定の流れ

75

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-4）ROV-Dによる調査＜操作手順＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

76

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-4）ROV-Dによる調査＜燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ検知＞

・ROV-Dで実施する燃料デブリ検知は、センサを問題なく吊り降ろすことができるエリアと評価される場所において、下図 に示す測定ポイントのうち、測定ポイントの考え方（下表）に基づいて半周最大8箇所（全周で16箇所）を選定する。

北回り

南回りで8箇所

南回り

北回りで8箇所

図 堆積物燃料デブリ検知ポイントの候補
表 燃料デブリ検知の測定ポイントの考え方
測定箇所
①
②
③
③ペデスタル開口部周辺（最大2箇所：20分）
堆積物状況 堆積物のみ
>30cm
<20cm
測定対象
堆積物
堆積物
堆積物下
②燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ分布の開始地点（境界周辺で最大3箇所：3時間）
最大3時間
最大20分
最大30分
①燃料ﾃﾞﾌﾞﾘがないと想定される
（3箇所）
（2箇所）
（3箇所）
計測時間
箇所（最大3箇所：30分）
堆積物
燃料デブリが（目安）含まれていな
燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ
いことを確認図 測定ポイントの考え方©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
測定箇所にはセンサを吊り降ろすため、ROV-A2の詳細目視調査結果を参考に堆積物状況や配管などの干渉物がない箇所を選定する

77

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-5）ROV-Eによる調査＜操作手順＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

78

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-5）ROV-Eによる調査＜操作手順＞【サンプル線量率が90mSv/h以上の場合の対応】

ROV-Dの測定結果より、汚染濃度の最大値Bq/ccを算出し、20cc採取
しても＜90mSv/hとなるサンプリング点を決定

2つの容器の合算値としての線量率

90mSv/h未満
サンプリング
1〜2箇所

90mSv/h以上

ROV帰還・線量率測定

再トライ
90mSv/h以上
線量率

PCV内に廃棄

90mSv/h未満

堆積物サンプリング量（cc）

新しいサンプリング
容器を再装填 ※１
要回収

サンプリング容器の体積を減らすことで、堆積物のサンプリング量を減らし、堆積物サンプルの線量率を低減させる。
①90mSv/h以上の場合、線量率の低減割合を決める。
②低減割合に応じたサンプリング容器（※）を再装填し、再サンプリングを行う。
※サンプリング量はサンプリング容器の体積に比例することが試験的に分かっている（下図）

25
20
15
10
5
0
0

※1 再トライ時のサンプリング容器再装填はエアロック内で実施する。

50

100

サンプリング容器の体積（cc）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

79

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-5）ROV-Eによる調査＜堆積物サンプリング＞

堆積物サンプリングは、サンプリング後の分析によって堆積物の組成（由来）や流動性（回収計画）を明らかにすることであるが、場所によってその特性に有意な差があるかどうかは不明である。
・堆積物サンプリングはなるべく広範囲且つ等間隔で行うことを前提とする。
・堆積物サンプリング箇所は前段の調査結果（下表）に基づいて選定する。
表 堆積物サンプリング箇所選定条件【ROV-A2】床、堆積物の状況

干渉物等がなくサンプリング装置を吊り下ろせる箇所【ROV-C】堆積物厚さ

堆積物の厚さが50mm以上あること（サンプリング装置のノズル長さ30mm+余裕）【ROV-D】中性子の計数率およびCsの計数率

中性子 ： 計数率0.03cps以下
ガンマ線 ： Cs137計数率41kcps以下【ROV-D】
堆積物サンプリング量（2箇所分）のγ線量率90mSv/h以下であること※※ ROV帰還後、90mSv/hを超えていた場合はROVをPCV内に戻し、サンプリング容器を投棄する
ｲﾝｽﾄｰﾙ位置

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開口部 ｲﾝｽﾄｰﾙ位置

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開口部

対称性がある

対称性がない堆積物サンプリング箇所のイメージ（サンプリングはROVの1回のインストールで2カ所をサンプリングし、2回のインストール
で合計4カ所をサンプリングする。）
対称性がない場合は、広範囲に分布し対称性がある場合は、アクセス性の良いている半周を3箇所、もう半周側の中央©International
Research Institute for Nuclear Decommissioning
半周を選定して等間隔でサンプリングを
付近を1箇所サンプリングする。
行う。

80

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-6）ROV-Bによる調査＜操作手順＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning81

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-6）ROV-Bによる調査＜堆積物3Dﾏｯﾋﾟﾝｸﾞ＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

82

4.2 PCV内部詳細調査の現場実証
4.2.2 現場実証の計画（5-6）ROV-Bによる調査＜堆積物3Dﾏｯﾋﾟﾝｸﾞ＞
3Dマッピングの点群データを取得する際はアンカーを吊下げ、ROVを調査予定位置に停留させた状
態で計測を実施する予定である。一方、アンカーを吊下ろすことは、アンカーが干渉物に引っ掛かる
リスクを持つことになる。
以下にアンカーの効果による取得データへの品質への影響と、アンカーの吊下ろし有無による取得
データへの影響評価結果を示す。
表. アンカーの効果による取得データへの品質への影響
アンカー吊下ろし
3Dマッピング（点群データ）の精度
位置特定の可否
取得データ
の品質

あり

なし

〇

〇

測定時にROVが停留できれば点群データの精度に差異はない△△

アンカーを吊下ろした場合、ROVを計測予定
位置に停留させることができる。位置特定用のターゲットも視認可能であり、位置特定が可能である
位置特定のためのターゲットが視認できず、定量的な位置特定ができない可能性があるが、場合によっては構造物などの特徴点を用いた点群データ間のマージングから位置特定は可能

アンカーを吊下ろさない場合、ｹｰﾌﾞﾙ剛性等
によりROVが移動し、ジェットデフ等の既設構造物と接触するまでROVは停留できない
位置特定のためのターゲットが視認できれば位置特定はできるが、できない場合でも、場合によっては構造物などの特徴点を用いた点群データ間のマージングから位置特定
は可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
アンカーを吊下ろさないことによる3Dマッピング（点群データ）の精度への影響はない。定量的な位置
特定はアンカー吊下ろしに影響されず、ターゲットの視認、構造物の特徴点の確認可否による。

83

4.3 目標に照らした達成度
実施項目「アクセスルート構
築の現場実証」の
現場実証
一部

干渉物対策

「PCV内部詳細調査の現場実証」の一部

目標達成指標（令和2年度）
達成度
アクセスルート構築工法を現場に適用し、実環境下で据付と施工ができること
実施中（終了時目標TRL：レベル6）
干渉物対策の全体計画が立案されているこ
達成
全体計画と（目標達成指標の対象外）
設計・製作、モックアップ試験及び作業訓練が完了し、実機適用の準備ができていること
達成
干渉物調査用装置（終了時目標 ：レベル 5）
設計・製作、モックアップ試験及び作業訓練
ノズル角度変更ハーフI型が完了し、実機適用の準備ができていること達成
鋼切断ＡＷＪ装置（終了時目標 ：レベル 5）
設計・製作が完了していること達成
電線管ギャップ閉止装置（終了時目標 ：レベル 4）
設計・製作が完了し、機能試験で鉛毛マット除去への適用の見通しが確認されていること 達成
鉛毛マット除去装置（終了時目標 ：レベル 4）
作業訓練

作業員が据付・操作等の作業を習熟していること（終了時目標 ：レベル 5）

達成

現場実証
の計画

現場実証の詳細計画が立案されていること（終了時目標TRL：レベル5）

達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

84

5. まとめ（1）アクセスルート構築
 ダストとPCV内圧を監視しながら運用値内で250A内扉、350A内扉、手摺柱及びグレーチングを切断した。
 グレーチング上には架台からはみ出した鉛毛マットと落下したPLR遮へい体が存在したため、 当初計画の切断位置(切断位置1)よりペデスタル側にずらした位置(切断位置2)のグレーチングを切断した。
 その後の干渉物確認で切断位置2直下に2本の平行電線管が確認され、それを切断した場合、ROVのケーブルが挟まる可能性があることがわかったため、更にペデスタル側にずらした位置(切断位置3)のグレーチングを切断した。
 その後の干渉物確認で切断位置3直下近傍に切断不可のPLR計装配管が確認されたため、より詳細な干渉物調査を行い、干渉物対策を行った上で切断を再開することにした。
 干渉物の位置を把握するための調査装置を設計・製作し、モックアップ試験、作業訓練を実施した。
 干渉物対策として、ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置、電線管ギャップ閉止装置及び鉛
毛マット除去装置を設計・製作した。
 ノズル角度変更ハーフI型鋼切断AWJ装置によるモックアップ試験、作業訓練、鉛毛マット除去装
置による機能試験を実施した。
（2）PCV内部詳細調査
 「原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発」で開発した水中遊泳型アクセス装置を用いて、1号
機 PCV内部詳細調査に向けた作業訓練を実施した。
 現場実証の計画を具体化した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning