平成30年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発※」

2020年度実施分最終報告

2021年08月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(IRID)
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※事業開始時の事業名称は「燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに向けた技術の開発」であるが、廃炉・汚染水対策チーム
会合／事務局会議（第75回）において公開された2020年度廃炉研究開発計画に合わせ、「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発」と変更した。

No.1

目次
１． 「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発」の目的と目標２． 前年度(２０１７～１８年度)実施した事業の実績
３． 本事業の概要
４． 本事業の実施スケジュール
５． 本事業の実施体制
６． 補助事業の内容
７． 本事業の実施内容
１）燃料デブリ取り出し工法の開発
２）燃料デブリ取り扱い技術の開発
３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発
８． まとめ９． 実施目的を達成するための具体的目標©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１．「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発」の目的と目標

No.2【燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発の目的】
東京電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電所（1F）では、核燃料が炉内構造物とともに溶融し、燃料デブ
リとして原子炉圧力容器（RPV）内及び原子炉格納容器（PCV）内に存在していると考えられる。
RPV及びPCV内部の燃料デブリは、現在未臨界状態にあると考えられるが、事故によってR/B、RPV、PCV等が損傷している等、プラント自体が当初設計とは異なる不安定な状態に置かれているため、燃料デブリを取り出して燃料デブリの未臨界状態を維持し、放射性物質の拡散を防止して安定な状態にする必要がある。
上記の背景のもと、本事業は、「東京電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた
中長期ロードマップ」（以降、中長期ロードマップ）に基づき、東京電力ホールディングス（株）（東京電力）が実施するエンジニアリングやプロジェクト管理と連携しながら、大規模な燃料デブリ取り出し作業を実現することを目標に検討を実施する。本事業での開発成果は、東京電力が行うエンジニアリングに活用する。

本事業は、1Fの廃炉・汚染水対策に資する技術の開発を支援する事業を、中長期ロードマップ及び「２０１９年度
廃炉研究開発計画」（廃炉・汚染水チーム会合／事務局連絡会議（第６３回））に基づき行うことで、1Fの廃炉・汚染水対策を円滑に進めるとともに、我が国の科学技術の水準の向上を図ることを目的とする。
具体的には、R/B、PCV内でのアクセスルート構築に関わる干渉物撤去等の技術や燃料デブリ集塵・回収に関わる技術、燃料デブリ・炉内構造物取り出し時の安全確保のシステムに関わる各要素技術について、開発を実施する。

【 開発全体の目標】
中長期ロードマップに基づき、更なる規模を拡大した燃料デブリ取り出し作業を実現することを目標に検討を実施する。

【 実施期間】 2019年4月～2021年3月（2ヶ年）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度（２０１７～１８年度）実施した事業の実績

No.3（１）燃料デブリ・炉内構造物取り出し基盤技術① 燃料デブリの回収システムの開発
原子炉格納容器(PCV)底部の燃料デブリの回収プロセスを想定し､粉状の燃料デブリ回収システムに関する技術情報を整理した。また、加工した燃料デブリおよび小石状の燃料デブリについて、効率的に回収作業を行うためのツールに関する技術情報についても整理した。
② 燃料デブリの切削・集塵システムの開発
MCCI生成物を対象にチゼル加工および超音波コアボーリングによる加工性確認試験を実施し、加工特性や加工速度を確認した。また、MCCI生成物の成分や模擬燃料デブリとしての試作方法などについて検討するとともに、実際に試作した試験体を加工試験において加工し加工廃液を分析することで粒径分布などのデータを取得した。

③ 燃料デブリの拡散防止工法の開発
燃料デブリ取り出し作業に伴い、PCV底部の燃料デブリが､ベント管､サプレッションチェンバー等に拡散することを防止するために、PCV内に堰設置を想定した要素試験を実施し遠隔設置性などについて実現性を確認した。
④ 作業セルに関する要素技術開発
セルの閉じ込めおよびPCVと接続する技術について比較し整理した。また、セルとPCV接続時のシール手段であるインフ
レートシールに関する要素試験を実施し、作業ステップの実現性確認および課題の抽出を行った。
⑤ 燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発✓ 気中-上アクセス工法において撤去する炉底部の干渉物撤去要素試験を実施し、CRDハウジングなどの基本的な切断手段や切断片の回収方法について確認した。
✓ 気中-横アクセス工法に関するペデスタル内外およびBSWの干渉物撤去要素試験を実施し、狭隘部における基本的な切断･回収作業について実現可能な見通しを得た。
✓ ロボットアームとアクセスレール組み合わせ要素試験により課題を抽出し、燃料デブリ/干渉物の撤去に係る基本的な動作の成立性を確認した。
⑥ 燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発
気中-横アクセス工法のセル内設備を例に遠隔保守の基本的な考え方を検討し、保守区分や保守設備などについて整理した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度（２０１７～１８年度）実施した事業の実績

No.4（１）燃料デブリ・炉内構造物取り出し基盤技術

干渉物および炉底部の撤去技術開発：No.3⑤参照

作業セルシール方法(インフレートシール)：No.3④参照
作業ステップ

Ｇ．ペデスタル外干渉物撤去装置の準備

ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた
動作性確認：No.3⑤参照
Ｉ．干渉物へのアクセス

Ｈ．干渉物撤去用作業アーム
の設置

撤去装置
プラットフォーム
装置
動作
状況
干渉物撤去用
作業アーム

生体遮へい壁穴開け：No.3⑤参照
作業
時間
作業
ステップ

装置イ ンストール・設定：約2時間/ヶ 所※開口部への位置決め後に開始

干渉物

装置イ ンストール・設定：約6時間/ヶ 所
位置決め時間：約0.2時間/ヶ 所※開口部の位置決め後に開始※最大アク セス長の干渉物把持横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法：No.3⑤参照
Ｊ．干渉物の把持・切断・回収

Ｋ．干渉物を搬出ルート上へ回収
干渉物
回収

Ｌ．装置アンインストール
撤去装置
プラットフォーム

装置
動作
状況

サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置：No.3③参照

干渉物
作業
時間

・干渉物切断時間：約0.2時間/回
・切断片回収時間：約0.2時間/回

燃料デブリの拡散防止の観点で有効な加工方法：No.3①参照
回収容器搬出時間：約0.3時間/回装置引き 上げ時間：約8時間/ヶ所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度（２０１７～１８年度）実施した事業の実績

No.5（２）燃料デブリ・炉内構造物取り出し時の安全システム技術（ⅰ） 閉じ込め機能に関する技術開発
GOTHICコードによる気流解析によって、PCV内形状、破損口位置など幾何情報及び窒素注入、PCV排気などの風量及びその変化による流動、水素・酸素濃度分布、ダスト挙動への影響の定性的特徴を把握できることを確認した。これにより、燃料デブリ取り出し時における閉じ込め機能確保のため、窒素封入やPCV排気システムなどの系統設計に資する気流解析評価手法を確立した。
（ⅱ） 燃料デブリ由来のダストの捕集・除去に関する技術開発（気相）
既存技術調査を行い、優位技術を選定、機器型式の比較検討のために必要な情報のうち、１F適用において不足しているデータを要素試験により取得した。

（ⅲ） 燃料デブリ由来のダストの捕集・除去に関する技術開発（液相：非溶解性）
既存技術調査を行い、優位技術を選定、機器型式の比較検討のために必要な情報のうち、１F適用において不足しているデータを要素試験により取得した。
（ⅳ） 燃料デブリ由来のダストの捕集・除去に関する技術開発（液相：溶解性）
既存技術調査を行い優位技術（吸着材等）を選定、燃料デブリ取り出し時の水質条件での除去性能の評価が困難なことから、被ばく評価上支配的となるPu、 AmのうちAmを用いた要素試験を実施。1F適用に向けた優位技術を１次スクリーニングするための除去性能のデータを取得した。
（ⅴ） 燃料デブリ取り出しに伴うα核種モニタリングシステムの検討➢ 気体系については、既存のαモニタリング技術でモニタリングが可能な見通しを得た。
➢ 液体系については、既存のαモニタリング技術での連続監視は困難な見通しであるが、液体中の濃度についてはレベル３までの作業者/公衆被ばくの観点での目標はなく、測定時間の要求が長ければ手動分
析での対応が可能。
（ⅵ） 工法・システムの安全確保に関する最適化検討
被ばく評価結果が判断基準を下回る結果となったことで、燃料デブリ取り出し時の環境制御システムについて成立性の見込みを得た。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度（２０１７～１８年度）実施した事業の実績

No.6（３）燃料デブリ・炉内構造物取り出し時の臨界管理技術（ⅰ） 臨界管理方法の確立① 取り出し工法検討を反映した管理方法・手順の検討
1日の取り出し量目標、スケジュールと臨界管理要求の整合性を確認した。
② 段階的規模拡大時の臨界管理方法確立
内部調査から本格取り出しの管理方法を策定した。
（ⅱ） 臨界管理技術の実装
MCCI生成物に対してチゼル加工および超音波コアボーリングによる加工性確認試験を実施し、加工特性や加工速度を確認した。また、MCCI生成物の成分や模擬燃料デブリとしての試作方法などについて検討するとともに、実際に試作したものを加工試験において加工し加工廃液を分析することで粒径分布などのデータを取得した。
① 未臨界度測定・臨界近接監視技術
・ロボットアームにより運用可能な検出器ユニット、監視システム仕様を策定した。
・実機を模擬した大型体系での未臨界度測定の成立性を確認した。
② 再臨界検知技術
・負圧管理システムの一環としての運用方法を策定し、臨界検知性を確認した。
・検出器校正技術を確立し、校正精度を定量化した。
③ 臨界防止技術
・非溶解性中性子吸収材の散布方法の概念を策定し、散布後の効果を確認する測定概念を策定した。
・非溶解性吸収材の長期照射によっても収納缶健全性に影響が出ないことを確認した。
・溶解性中性子吸収材適用時影響(漏えい時環境影響、コンクリートとの共存性)を評価した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

No.7

３．１ 他事業との連携
本事業では以下に記載している事業と連携し、必要に応じて合同会議を実施しました。

分析のニーズ／結果の共有

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発

性状把握➢ 燃料デブリ取り出し工法の開発➢ 燃料デブリ取り扱い技術の開発• 燃料デブリ回収・収納システム• 燃料デブリ・堆積物の処理• 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分け➢ 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発• 閉じ込め機能• 臨界防止・監視の管理方法

総合的な炉内状況把握の高度化
燃料デブリの性状把握・分析技術の開発
調査のニーズ／結果の共有

内部調査

・安全シナリオの共有（止水作業中、取り出し中）・止水の作業ステップ
との連携

水循環シス
テム構築

水循環システムのための現場実現性の高いPCV内アクセス・接続技術の開発収納／移送と工法の連携

収納・移送
・保管技術

原子炉圧力容器内部調査技術の開発
原子炉格納容器内部
詳細調査技術の開発

・安全シナリオの共有・作業ステップの連携

段階的に規模を拡大した取り出し
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

・分析のニーズ
・結果の共有燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
回収／移送と工法の連携

ダスト集塵
燃料デブリのダスト集塵システムの
技術開発

固体廃棄物
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

No.8

３．２ 燃料デブリ取り出し技術開発の基本方針
本事業における計画を遂行するにあたり、主な対応方針について以下に記載する。

【基本方針】
更なる規模を拡大した燃料デブリ取り出し作業を実現するために必要となるアクセスルート構築技術
や燃料デブリの回収技術、閉じ込め機能維持に関わる技術について検討を実施する。
また、前年度における基盤技術開発事業やシステム高度化事業、臨界管理事業において設計検討を実施したもののうち、課題があるものについては、検討を具体化していくものとする。

【基本方針に基づいた成果】⚫ 燃料デブリ取り出しのためのアクセスルート構築方法、作業手順および装置の成立性⚫ 燃料デブリの状態に応じた回収方法、容器への収納方法およびシステムの成立性⚫ 燃料デブリ・堆積物の処理に関する吸着剤データ、廃液処理設備の概念システムの検討結果⚫ 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに必要となる技術調査結果⚫ 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に係る、閉じ込め機能および臨界防止・監視に関わる技術(ダスト中のエアロゾル除去効果の予測手法、ＰＣＶとアクセストンネル間の接続方法、未臨界度測定の成立性 等)

具体的な開発項目および実施方針を次頁に示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の概要

No.9

３．２ 燃料デブリ取り出し技術開発の基本方針
前項までの方針に基づき、公募の開発項目ごとの実施方針を以下のように定める。
公募の開発項目

実施方針参照

１）燃料デブリ取り出し工法の開発

現場情報等を踏まえて、ＲＰＶ及びＰＣＶに存在する燃料デブリを取り出すために必要なアクセスルートを構築する技術を開発する。また、遠隔装置の操作を支援するシステム、ＰＣＶ外への汚染拡大を防止する技術、Ｒ／Ｂ内の被ばく線量低減のための遮へい体の構築等を考慮したアクセスルートの構築に必要と考えられる技術について技術開発を行う。

No.20～494２）燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅰ)燃料デブリ回収・収納システ
ムの技術開発燃料デブリ取り出しを効率化するために、燃料デブリの状態に応じた回収方法、容器への収納方法及びシステムを開発し、必要に応じ要素試験を実施し成立性を確認する。

(ⅱ)燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技術開発

燃料デブリから循環冷却水中に溶出すると考えられる溶解性核種の除去技術について、溶解性核種
除去用吸着技術に関する要素試験を実施して最適な吸着材を選定する。また、液中から固形物を分離し、収納するための処理技術について、収納効率、遠隔操作、保守等を考慮した技術の開発を行い、廃液処理設備の概念システム設計を行う。

No.552～683(ⅲ)燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査

ＰＣＶ内からの取り出された物を、燃料デブリと放射性廃棄物に仕分ける場合に必要となる技術を調査する。

No.684～708

３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅰ)閉じ込め機能に関わる要素
技術開発

アルファ核種を含むダストのＰＣＶ内での挙動の予測に必要なＰＣＶ内部の気流解析とエアロゾル挙動の解析技術の組み合わせについて研究開発するとともに、ダスト中のエアロゾル除去効果の予測と適切なモニタリング技術の選定や監視位置の検討を行う。また、ＰＣＶ等の既設構造物との接続部の閉
じ込め機能確保のための技術開発として、接続部の構造、工法、検査、シール材等の保守等について検討し、必要な要素試験を実施し技術の成立性を確認する。

No.709～791(ⅱ)臨界防止・監視に関わる要素
技術開発

大型で複雑な燃料分布体系での未臨界度測定精度を確認し、未臨界度測定の成立性を確認する。また、中性子検出器の現場への適用性を確認する。
燃料デブリ取り出し時の燃料デブリの状態に応じた非溶解性中性子吸収材の使い分け方法や投入装置の概念設計等、非溶解性中性子吸収材の運用方法を検討する。

No.792～836

No.495～551©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.10
【凡例】
：計画
：必要に応じて実施

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（1/7）
２０１９年度大分類：実績

２０２０年度

備考

小分類
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

１. 燃料デブリ取り出し工法開発
概念検討① 干渉物撤去技術の開発

a. 概念検討
要素試験計画a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

b. 要素試験計画

予備試験
c. 概念検討に必要な予備試験

要素試験準備（試験装置製作）

d. 要素試験準備

要素試験
e. 要素試験まとめ

f. まとめb. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法

概念検討/課題抽出
a. 概念検討/課題抽出

試験計画（ペデスタル外作業）

b. 試験計画

c. 試験準備/試験装置製作

試験計画（ペデスタル内作業）

試験準備/試験装置製作（ペデスタル外作業）

試験準備/試験装置製作（ペデスタル内作業）
要素試験（ペデスタル内作業）

d. 要素試験

要素試験（ペデスタル外作業）

e. まとめまとめ（ペデスタル内作業）

まとめ（ペデスタル外作業）② 干渉物撤去以外の技術の開発
a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発

概念検討
a. 概念検討
b. マニピュレータ制御ソフト
準備・検証
c. モックアップ準備・検証

マニピュレータ制御ソフト準備・検証

モックアップ準備・検証
まとめ

d. まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.11

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（2/7）
２０１９年度大分類

２０２０年度

備考

小分類
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

１. 燃料デブリ取り出し工法開発② 干渉物撤去以外の技術の開発
b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法

概念検討
a. 概念検討
b. 試験計画

試験計画
試験準備/試験装置製作

c. 試験準備/試験装置製作

追加試験準備要素試験

d. 要素試験

追加試験
まとめ

e. まとめc. セル設置に関わるアクセスルート構
築およびＲ／Ｂ 等への影響の低減
方法の概念検討

a. 検討条件案の整理

追加試験まとめ

検討条件案の整理

アクセスルート構築案の作成

b. アクセスルート構築案の作成

アクセスルート構築案の絞り込み

c. アクセスルート構築案の絞り込み

アクセスルート構築案の具体化検討

d. アクセスルート構築案の具体化検討アクセスルート構築案の成立性検討e. アクセスルート構築案の成立性検討まとめ

f. まとめd. ユニット缶状態でのＲ／Ｂからの移送
方法
a. 要求仕様策定、概念設計

要求仕様策定、概念設計
要素試験計画、要素評価装置仕様策定

b. 要素試験計画、要素評価装置仕様策定
c. 要素試験要領検討

要素試験要領検討

予備試験準備/試験装置製作

d. 予備試験準備
e. 取り扱い計画立案、予備試験、
全体概念成立性検討

取り扱い計画立案・全体概念の成立性検討・予備試験

まとめ
f. まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.12

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（3/7）
２０１９年度大分類

２０２０年度

備考

小分類
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

２. 燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術
開発
a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発

技術調査/概念検討

a. 技術調査/概念検討

試験計画/試験装置製作

b. 試験計画/試験装置製作

要素試験

c. 要素試験まとめ

d. まとめb. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス
技術の開発

a. 概念検討

概念検討
要素試験計画策定b. 要素試験計画策定

予備試験

c. 概念検討に必要な予備試験

要素試験準備（試験装置製作）

d. 要素試験準備

要素試験

e. 要素試験まとめ
f. まとめ（ⅱ） 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技
術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技
術

概念検討

a. 概念検討

要素試験計画

b. 要素試験計画
c. 要素試験準備

要素試験準備/試験用品手配（Pu手配除く）

a. 溶解性核種除去設備の概念システ
ム設計

要素試験準備/試験用品手配のうち、Pu手配
d. 要素試験計画に必要な予
備試験

Am吸着試験

U予備試験

U, Puなどの吸着試験

Pu予備試験

e. 要素試験
f. まとめまとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.13

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（4/7）
２０１９年度大分類

２０２０年度

備考

小分類
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

２. 燃料デブリ取り扱い技術の開発
a. 前提条件の整理（ⅱ） 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技
術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技
術
b. ほう酸調整設備の概念設計

b. 試験項目の具体化(概念検討/調査含む)
c. 要素試験計画の立案

前提条件の整理試験項目の具体化(概念検討/調査含む)
要素試験計画の立案

試験計画
予備試験

要素試験/結果整理

d. 要素試験/結果整理

概念設計

e. 概念設計まとめ

f. まとめ② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理
技術
a. 要素試験計画
a. 回収液や廃液等の性状把握

b. 試験装置製作

要素試験計画試験装置製作
パラメータ最適化検討試験

c. パラメータ最適化検討試験
長期通水試験

d. 長期通水試験

適用装置選定e. 適用技術選定

f. 追加試験

追加試験
概念システム設計

g. 概念システム設計
h. まとめb. 回収液や廃液等からの固形分の分
離・収納技術の開発
a. 文献調査
b. 試験計画立案
c. 有意技術要素試験
d. 概念システム設計
・粒子回収システム

まとめ

文献調査
試験計画立案

スラッジ分離技術要素試験

概念システム設計(粒子回収システム)

概念システム設計(固形分分離システム)

・固形分分離システム

概念システム設計(収納・ハンドリング技術)

・収納・ハンドリング技術
e. まとめスラッジ収納・ハンドリング技術要素試験

まとめ

まとめ

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.14

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（5/7）
２０１９年度大分類

２０２０年度

備考

小分類
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

２. 燃料デブリ取り扱い技術の開発（ⅲ） 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査

前提条件とシナリオ案の整理
a. 前提条件と仕分シナリオ
案の整理
技術調査
b. 燃料デブリの仕分けに必要な技術の調査

実現性評価

c. 燃料デブリの仕分
シナリオの実現性評価

まとめd. まとめ３. 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発（ⅰ） 閉じ込め機能に関わる要素技術開発

a. 現実的なダスト挙動評価手

現実的なダスト挙動評価手法の高度化

法の高度化① ＰＣＶ内でのダストの挙動予測技術
b. ＰＣＶ及びＲ／Ｂ全体におけ

ＰＣＶ及びＲ／Ｂ全体における気流解析

る気流解析

c. Ｒ／Ｂにおけるエアロゾルの

Ｒ／Ｂにおけるエアロゾルの挙動評価

挙動評価

d. 入熱による気流への影響評

入熱による気流への影響評価

価まとめ

e. まとめ② 接続部の閉じ込め機能確保技術
a. 概念検討/接続方式選定
a. アクセストンネルにおけるＰＣＶとの接続方法
b. 試験計画
c. 試験準備/試験装置製作

概念検討/接続方式選定
試験計画
試験準備/試験装置製作
要素試験

d. 要素試験
e. まとめまとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.15

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（6/7）
大分類

２０１９年度小分類

２０２０年度

備考

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
３. 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発

デブリを模擬した未臨界度
測定手法

計画

未臨界測定手法
確認試験(KUCA)

準備（ⅱ） 臨界防止・監視に関わる要素技術開発

評価① 臨界監視の管理方法の技術開発
a. 未臨界度測定の成立性確認
役務許可手続b. 中性子検出器の現場への適用性確認

代替中性子検出器の評価（RosRAO社CORONA)KUCA試験実施不可による、計画
変更。
試作仕様
装置製作

検出器
評価試験
（KUCA）

輸送

試験装置組み込み
評価
報告書まとめ代替中性子検出器の評価（IPL社半導体型)

KUCA試験実施不可による、計画
変更。

装置設計
装置設計・製作

準備

検出器
評価試験
（KUCA）

検出器評価試験体系検討

評価
報告書まとめKUCA試験実施不可による、計画
変更。

計画・設計
デブリ上への設置装置

装置製作
耐環境試験

検出器
評価試験
（KUCA）

評価
報告書まとめc. 臨界近接管理手順の検討

まとめ

臨界近接管理手順
測定手法の成立

KUCA試験実施不可による、計画
変更。

検出器候補
の選定

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．本事業の実施スケジュール

No.16

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発 実施スケジュール（7/7）
２０１９年度大分類

２０２０年度

備考

小分類
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

３. 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発

非溶解性中性子吸収材の使い分け方法の検討

シナリオ整理条件整理

臨界解析（ⅱ） 臨界防止・監視に関わる要素技術開発

まとめ② 臨界防止技術の開発
a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討

投入装置の設計・製作・要
素試験

計画

準備

水中投入試験

デブリ加工による影響確
認

計画

準備
吸収材加工試験

b. 放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した腐食影響の検討

防錆剤を考慮した放射線影響下の腐食影響の検討

評価

評価

計画
準備

吸収材照射試験

評価

主要なマイルストン

中間報告（10/15）

中間報告（4/22）

中間報告

最終報告

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．本事業の実施体制
東京電力ホールディングス株式会社➢ 現場適用性の観点での諸調整。
(・許認可状況の反映調整
・廃炉現場状況の反映調整 等)

No.17
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構➢ 全体計画の策定と技術統括のとりまとめ➢ 技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

連携する開発プロジェクトチーム
日立ＧＥニュークリア・
エナジー株式会社

東芝エネルギーシステムズ
株式会社【要素試験・技術開発】(1) 燃料デブリ取り出し工法の開発① 干渉物撤去技術の開発
・上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法
・横アクセスによるペデスタル内外の干渉物取り出し方法② 干渉物撤去以外の技術の開発
・サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法(2) 燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅱ) 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる
技術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術② ＰＣＶから回収された堆積物等の処理
技術(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査(3) 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅰ) 閉じ込め機能に関わる要素技術開発① PCV内でのダストの挙動予測技術② 接続部の閉じ込め機能確保技術(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発① 臨界監視の管理方法の技術開発② 臨界防止技術の開発【要素試験・技術開発】(1) 燃料デブリ取り出し工法の開発① 干渉物撤去技術の開発
・上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法② 干渉物撤去以外の技術の開発・ユニット缶状態でのＲ／Ｂからの移送方法(2) 燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術
開発
・燃料デブリ・廃棄物搬出プロセス技術の開発(ⅱ) 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる
技術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術② ＰＣＶから回収された堆積物等の処理
技術(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査(3) 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅰ) 閉じ込め機能に関わる要素技術開発① PCV内でのダストの挙動予測技術(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発① 臨界監視の管理方法の技術開発② 臨界防止技術の開発

三菱重工業株式会社【要素試験・技術開発】(1) 燃料デブリ取り出し工法の開発② 干渉物撤去以外の技術の開発
・視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発
・セル設置に関わるアクセスルート構築
およびR/B等への影響の低減方法の概念検討(2) 燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術
開発
・粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発(ⅱ) 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる
技術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査(3) 燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発（ⅱ）臨界防止・監視に関わる要素技術開発① 臨界監視の管理方法の技術開発

燃料デブリ性状把握
燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発
格納容器内部調査技術の開発
原子炉圧力容器
内部調査技術の開発
原子炉格納容器内水循環システム構築技術の開発
燃料デブリのダスト集塵システムの技術開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．本事業の実施体制
東京電力ホールディングス株式会社➢ 現場適用性の観点での諸調整。
(・許認可状況の反映調整
・廃炉現場状況の反映調整 等)

日立ＧＥニュークリア・
エナジー株式会社
東鉱商事（中外テクノス）
・ペデスタル内外の干渉物撤去技術開発
・S/Cへの汚染拡大防止技術の開発
清水建設
・S/Cへの汚染拡大防止技術の開発
みすず精工
・回収液や廃液等の性状把握
日立パワーソリューションズ、
日立プラントコンストラクション
・回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発・防錆剤を考慮した放射線影響下の腐食影響の検討
三菱パワー(旧三菱日立パワーシステムズ)
・アクセストンネルにおけるＰＣＶとの接続
方法

京都大学
・未臨界度測定試験
スギノマシン・上アクセスによる大型構造物の取り出し
方法の開発
東京大学
・一体取り出し工法の充填固化材検討

No.18
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構➢ 全体計画の策定と技術統括のとりまとめ➢ 技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

東芝エネルギーシステムズ
株式会社
ＩＨＩ
・上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法
・燃料デブリ・廃棄物の搬出プロ
セス技術の開発
CLEO、 CEGELEC、 入江工研・ユニット缶状態でのR/Bからの移送方法

三菱重工業株式会社

RosRAO・代替中性子検出器の評価
渋谷潜水工業・投入装置の設計・製作・要素
試験
第一カッター
・燃料デブリ加工による影響確認

MHI-NSエンジ
・視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発
・粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
・未臨界度測定試験のための中性子検出器応答解析
・代替中性子検出器検討補助

PaR Systems、 東京電子工業
・燃料デブリ・廃棄物の搬出プロ
セス技術の開発

CETD
・燃料デブリ上への設置装置

ORANO
・セル設置に関わるアクセスルート構築
およびＲ／Ｂ等への影響の低減方法の概念検討

日本核燃料開発
・溶解性核種除去設備の概念
システム設計

京都大学
・未臨界度測定試験

MHIソルテック、 NDC、 ササクラ
・ほう酸調整設備の概念設計

渡商会
・ユニット缶状態でのR/Bからの
移送方法
栗田工業
・回収液や廃液等の性状把握

IPL・代替中性子検出器の評価

コベルコ科研・回収液や廃液等の性状把握・回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発京都大学
・未臨界度測定試験

中外テクノス・回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．補助事業の内容

No.19

【目的】
東京電力ホールディングス（株）が行うエンジニアリングやプロジェクト管理と連携しながら設計検討と要素試験を実施し、燃料デブリ取り出し規模の更なる拡大に向けて、実機向け装置および安全確保のシステムの開発に着手できるようにする。
【本事業の主な事業内容】
１）燃料デブリ取り出し工法の開発
現場情報等を踏まえて、ＲＰＶ及びＰＣＶに存在する燃料デブリを取り出すために必要なアクセスルートを構築する技術を開発する。特に燃料デブリ取り出しの工程短縮を可能とする干渉物撤去技術について、実機の状態を想定した検討を行い、成立性を確認する。また、干渉物撤去技術以外の技術として、遠隔装置の操作を支援するシ
ステムやＰＣＶ内の設備の保守方法、ＰＣＶ外への汚染拡大を防止する技術、Ｒ／Ｂ
内の被ばく線量低減のための遮へい体の構築等を考慮したアクセスルートの構築に必要と考えられる技術について技術開発を行う。
２）燃料デブリ取り扱い技術の開発
燃料デブリの状態に応じた回収・収納方法、システムの開発、溶解性核種の除去に際しての最適な吸着剤の選定、フィルタの逆洗等により生じた廃液の処理技術の開発を行う。また、燃料デブリと放射性廃棄物を仕分ける場合に必要となる技術について調査を行う。
３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発
燃料デブリ取り出し作業時における公衆、作業員の安全を確保するために重要となる放射性物質の閉じ込め、臨界の防止、監視等の要素技術の開発を行う。
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７．本事業の実施内容

No.20

１）燃料デブリ取り出し工法の開発① 干渉物撤去技術の開発
現場情報等を踏まえて、ＲＰＶ及びＰＣＶに存在する燃料デブリを取り出すために必要なアク
セスルートを構築する技術を開発する。特に、燃料デブリ取り出しの工程短縮を可能とする干渉物撤去技術について、Ｒ／ＢやＰＣＶ内の設備の調査結果に基づく、ずれ、変形、破損等の状況やＲＰＶ等の未調査箇所については熱による変形等の具体的な状況を想定し、撤去を行
うための技術、装置の基本仕様、手順を検討し、必要に応じ要素試験を実施することで、成立性を確認する。なお、以下に各アクセス工法において想定される干渉物となる設備等を記載する。
・ＲＰＶへの上アクセス工法：ウェルシールドカバー、ＰＣＶヘッド、ＲＰＶヘッド、炉内構造物等・ＰＣＶへの横アクセス工法：Ｒ／Ｂ内（特にペネトレーション周辺）、ペデスタル外、 ペデスタル内の機器、設備、配管等

主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。なお、検討に際しては保守についても考慮する。

a.上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法。
・工法の概念について整理し、要素試験等により課題を抽出。

b.横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法。
・共用ユーティリティに関する要素試験を実施し、工法の実現性を確認。

・ペデスタル内干渉物撤去方法に関する要素試験を実施し、課題を抽出。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.21

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法⚫ 開発の目的➢ 燃料デブリを取り出すために必要となる炉心部へのアクセスルート構築に係る作業手順
や使用する装置を検討し、スループットの改善を図る。
⚫ 解決すべき課題➢ アクセスルート構築に係る作業手順、使用する装置の具体化。
➢ 立案した作業手順、装置の成立性確認。
➢ スループット短縮化。
⚫ 開発の進め方➢ 炉心部までの干渉物撤去（切断取り出し、容器収納、搬出）の手順具体化（机上検討）。
➢ １～３号機の炉内損傷状況を想定し、損傷の激しい条件でも取り出せる手順、装置類（吊り具、遮へい、落下防止措置など）を検討。
➢ 机上検討の中で課題を抽出し、要素試験を行う必要のある炉内構造物や取り出しのポイント（切断・把持・吊り上げなど）について試験計画を立案し、要素試験を実施。
➢ 立案した工法の成立性およびスループット評価を行い、これまでの工法と比較評価を実施。

⚫ 得られる成果➢ アクセスルート構築に係る作業手順、使用する装置の成立性。
➢ スループットの短縮。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.22

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討フロー：今回報告
前期補助事業プラン ： 構造物はその場で細断・容器収納搬出• 取り出し工程が31.3年（ルートA * ）、41.1年（ルートB * ）と長期に渡る（設定目標は10年）• 切断回数2000回、容器2100個（例：セパレータ）と多い• セルが大型化。コンテナへの荷重条件が厳しく（4500ｔon）、配置に余裕が無い。

前期補助事業の成果と課題課題を受けた今期補助事業の取り組み方針• 構造物や燃料デブリは、可能な限り一体（大くくり）で取り出し、搬出• 干渉物撤去の各段階における作業エリアの雰囲気線量予測• 汚染の飛散と作業エリアの閉じ込め要求• 事故時の構造物の変形検討の前提条件

具体的なプランの検討①
構造物一括撤去・搬出

具体的なプランの検討②構造物大分割・除染の併用検討内容をフィードバック

プラン①を成立させるための課題と検討（含試験）

プラン②を成立させるための課題と検討一部は共通課題（技術の共有）例）構造物の吊り上げ技術など補助事業での実施範囲

現場状況の調査（炉内構造物の損傷状況など）結果
実機での採用プラン選定*：「ルートA」「ルートB」の概要については本PJ「2019年度実施分成果」(2020年8月)No.286参照。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.23

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法：計画：計画（見直し後）*：実績◼ 開発工程2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

2020年度
12

1

2

3

4

5

6

7

8

中間報告
▼

9

10

中間報告
▼

11

12

1

2

3

最終報告
▼

１.概念検討２.要素試験計画
３.概念検討に必要な予備試験(必要に応じて実施する)

４.要素試験準備(試験装置製作)
５.要素試験
６.まとめ

備考*：検討進捗状況および要素試験結果を反映し、計画の見直しを実施した。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.24

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 前期補助事業までの主な検討成果•••

最上階（オペフロ）から炉心部、炉心部からペデスタルまでのアクセス
ルート構築（干渉物撤去）のイメージを作成し、手順の検討を実施。
切り出し単位、切断部分の形状・厚さ、切断方法など手順の想定を行い、取り出し期間（スループット）の試算を実施。
また、最も複雑かつ変形が大きいと想定される炉底部分については、
模擬構造体を用いた要素試験を実施し、撤去手順の実現性を検証。

PCV上蓋の穴開け

セパレータへのアクセス

シュラウドヘッドの
穴あけ加工

CRD.H
クランプ部

AWJノズル

炉底部の大型構造物の撤去

PCV内で構造物を細断し、ＵＣに収納した上で搬出する方法は、
作業性・作業時間の観点から難易度が高い©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.25
全体準備（装置セット）

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 前期補助事業の結果に基づく課題・問題点•

5

切り出しの作業時間(h)取り出し工程は、設定目標10年に対し31.3年（ルートA）、41.1年（ルートＢ）と試算。
大幅な工程短縮が必要。
スループット【例】セパレータ切断回数2000回、容器2100個と切断回数が多いのが支配的。

55.65

位置決め(h)

0.5

切断(h)

0.03

合計(h)

0.53

切断回数

105

高さ11分割の切断作業時間（切断10回、h）

1060

位置決め(h)0.5

切断（ウォータージェット想定、h）

0.03

合計(h)

0.53

切断回数

•
•

建屋負荷

セルが大型化。建屋・コンテナへの荷重条件が厳しい（約4500t）。

2000

その他の作業時間(h)5355

切断片落下防止措置(h)オペフロ上のセル配置に余裕がなく、特定機器のトラブル時にバッファがない。
作業全体の停止（潜在的な工程遅延）リスク。
保守性・スループット

1

抜き取り搬送(h)0.05

切断片を回収容器に収納(h)0.5

回収容器の取り出し(h)0.5

空回収容器の搬入・受入準備(h)

0.5

合計(h)

2.55

作業回数

•

汚染機材が集中し、作業員のアクセス性が悪いため、遠隔保守を多く必要とする。

◼ 今期補助事業の検討方針と目標✓ スループットの改善
前年度までの工事期間評価では、アクセスルート
構築約4年、燃料デブリ取り出し27.2～37.2年（案により相違）。設定目標10年を達成するため、アクセ
スルート構築1.5年、燃料デブリ取り出し8.5年を目
標(※1)に設定する。
✓ 建屋負荷の改善
作業セル内での実施作業を見直し、セルへの必要機能を最適化することで建屋負荷の改善を図る。
構造物をできるだけ大きく搬出し別建屋で細断する工法の実現性確認

2100

合計作業時間6470.65

日数269.6104

全体後片付け保守性

5

合計作業日数

279.6104

セパレータ撤去手順と取り出し期間（ルートA)【前期補助事業成果】
No.

工法

干渉物撤去作業期間

燃料デブリ取り出し作業期間

合計

備考

1

ルートA

シールドプラグ：0.8年
シュラウドヘッドまで：3.3年
合計：4.1年

炉心部・炉底部：14.6年
ペデスタル内：12.6年
合計：27.2年

31.3年

シュラウドおよび
ジェットポンプは、撤去対象外。

2

ルートB

シールドプラグ：1.5年
シュラウドヘッドまで：2.4年
合計：3.9年

炉心部・炉底部：24.1年
ペデスタル内：13.1年
合計：37.2年

41.1年

プラグ類は廃棄物容器で搬出

UC：φ400の場合
16.8年

スループットまとめ表（上アクセス工法）【前期補助事業成果】※1：前期補助事業で試算したスループットの干渉物撤去(アクセスルート構築)作業と燃料デブリ取り出し作業の割合を基に、設定目標10年から算出。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.26

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討の前提条件（撤去対象構造物の表面線量）⚫ 撤去すべき干渉物と汚染の予想および表面線量、収納する容器の条件••

MAAP解析結果や実機線量データから、構造物撤去の前提となる汚染と線量条件を算出した構造物の例として、シールドカバー、RPV上蓋、炉内構造物（セパレータ）の算出結果を示す。
構造物•

汚染から算出した表面線量

汚染

寸法・質量

シールドカバー

1.0E+08Bq/cm2
ウェル内面・に一様に付着と想定11828×3200×t618
mm、55ton（中央、上段）3.8E+03mSv/h（表面）3.4E+01mSv/h（10m）
7.6E+02μSv/y（800m）

RPV上蓋

MAAP解析で算出
外表面3.08E+13Bq
内表面2.86E+15Bq

Φ6200×h2800mm
約66ton3E+04mSv/h（内面）1E+04mSv/h（外面）セパレータ

MAAP解析で算出
2.24E+16Bq（セパ
レータ）
4.77E+15Bq（シュラウドヘッド）

Φ4800×h5080mm
約48ton6E+04mSv/h（上面）
7E+04mSv/h（側面）

廃棄物収納容器（廃棄物Pjで検討中）• 廃棄物収納時の最大表面汚染 ： 10Sv/h• 構内輸送時は移送容器に収納し、表面30mSv/h©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.27

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討の前提条件（干渉物撤去ステップに応じた線量上昇予測）⚫ 干渉物撤去の各段階における作業エリアの線量を算出• 構造物の汚染をもとに、工事の各段階における、作業エリア（オペフロ、RPV中心）の雰囲気線量を算出• ＰＣＶ、ウェルの汚染は、1.0E+08Bq/cm2と、3桁大きくした1.0E+11Bq/cmの2ケースで評価。
• シールドカバー上段を撤去した段階で1 Sv/hを超え、カバー上段を外す前から遮へい設置が必要。

1.00E+07
mSv/h
上段のシールドカバー取り外し

ドライヤが見えている

シュラウドヘッドまで取り外したとき（上部格子板が見えている）（中段・下段は据え付け状態）

1.00E+06
シールドカバーを３段取り外し（ＰＣＶヘッドが見えている）

1.00E+05

ＲＰＶヘッドが見えている（保温材取り外し）

RPV外部（PCV、ウェル） ： 構造物、ウェル壁面が一様に1.0E+11Bq/cm2で汚染
RPV内部機器 ： MAAP解析で得られた汚染を設定

1.00E+04

1Sv/h
1.00E+03
評価点はオペフロ表面レベルのRPV中心位置

RPV外部（PCV、ウェル） ： 構造物、ウェル壁面が一様に1.0E+08Bq/cm2で汚染
RPV内部機器 ： MAAP解析で得られた汚染を設定

1.00E+02

1.00E+01

1.00E+00©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.28

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討の前提条件（干渉物撤去ステップに応じた線量上昇予測）⚫ 干渉物撤去の各段階における作業エリアの線量を算出（算出条件）
原子炉ウェル内面、シールドプラグ表面は、以下2ケースで実施（一律の値）• １．０E+8Bq/cm2 ：ＰＣＶ内部調査での環境線量から、ＰＣＶ内面一様に付着していると想定したものをウェルに拡張（3号機のオペフロ工事やオペフロ面のガンマカメ
ラの結果ともおおよそ整合）• １．０E+11Bq/cm2 ：上記ケースの１０００倍（シールドプラグ表面30PBq付着を包含）
炉内構造物のうち、上部格子板は放射化を考慮
RPV内面の付着汚染はMAAPの解析結果を引用

PCV内面、RPV外面はウェルと同様、1.0E+08Bq/cm2、1.0E+E11Bq/cm2
燃料デブリは、JAEA-Data/Code 2012-018、 福島第一原子力発電所の燃料組成評価」を引用
6.0E+05mSv/h

オペフロ線量上昇へ寄与する線源(ウェル内面1.0E+11Bq/cm2、シュラウドヘッドまで取り外し）

5.0E+05
4.0E+05
3.0E+05
2.0E+05
1.0E+05
0.

ほぼ、付着汚染が支配的線量上昇に大きく寄与する
ものは燃料デブリではなく汚染された構造物であり、その中でもウェル壁面が最も大きな影響を持つ→注力すべき除染対象©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.29

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討の前提条件（作業エリアの汚染濃度）⚫ 汚染の飛散と作業エリアの閉じ込め要求（シールドカバー撤去時）•••

下段シールドカバー撤去後に原子炉ウェル面が露出。この際の作業エリアでの空気汚染濃度について評価し、閉じ込めの要求を検討。
ウェル内面の汚染を設定（1.0E+8Bq/cm2）し、ダストの飛散率とウェル内面の体積から空気汚染濃度を予測。
汚染がウェル内に留まっていた場合、数Bq/cm3と評価。これは1Fの作業基準と比較しても非常に高いレベル。
実際には再付着による低減効果もあるが、ウェルの気体は外部に放出させないこと（閉じ込め）が求められるとし、作業エリア計画に反映

項目

設定値

備考

ウェル内面の付着汚染

4.14E+14Bq（ウェル内面）
7.48E+13Bq（PCV上蓋外表面）

Cs-137、Ba-137mが同量存在すると仮定付着汚染の飛散率

1.0E-10/s＊参考文献より

ウェル内体積9.04E+08cm3=ウェル内壁面放射能量×1秒当たりのダスト飛散率×24時間÷ウェル内
空間体積）※: (参考文献)G.A.Sehmel et.al、 PARTICLERESUSPENSION RATES、 BNWL-SA-5124、
1974

1.E+02

空気汚染濃度（Bq/cm3）

1F作業装備の基準

1.E+01

1.E+000

1.E-01

100

200

装備

適用汚染濃度

半面マスク～2E-03Bq/cm3

フードマスク

～2E-03

全面マスク

500～2E-02

300

400

時間(h)

電動ファン式マスク～2E-01

セルフエアセット2E-03～©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.30

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討の前提条件（構造物の状態推定）⚫ 構造物の事故後高温状態での構造物の変形挙動予測

1F-2構造物温度変化

1F-3 構造物温度変化

1400

1400
PCVヘッド内面
ドライヤ
スタンドパイプ
上部格子板

1200
1000

RPV上部ヘッド
セパレータ
シュラウドヘッド
炉心シュラウド

PCVヘッド内面
ドライヤ
スタンドパイプ
上部格子板

1200

RPV上部ヘッド
セパレータ
シュラウドヘッド
炉心シュラウド

1000
温度 (℃)••

解析内容 (1)静的応力評価(短時間強度評価)(2)クリープ変形予測(長期間(最長３週間)における変形評価)
解析対象：シュラウドヘッド、シュラウド胴、ドライヤ
解析温度：MAAP解析から幅広に設定し650℃、700℃、800℃、900℃（最大）

温度 (℃)

•

800
600

800
600

400

400

200

200

0

0
0

24

48

72

96

120

144

168

192

216

0

24

48

事故後の時間 (hr)

72

96

120

144

168

192

216

事故後の時間 (hr)シュラウドヘッド上部ユニットバッフルプレート

上部格子板

シュラウド
炉心支持板

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.31

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 検討の前提条件（構造物の状態推定）⚫ 構造物の事故後高温状態での構造物の変形挙動予測、結果とまとめ
•
•
•
•

•

•

MAAP解析によって得られた炉内構造物の温度変化をもとにして、構造物の変形を推定した。
構造変形を幅広く推定するため、温度を最大約200℃高くし、変形の拘束となる部材の省略なども含めた。
短時間静的応力評価では、900℃におけるドライヤの一部で降伏応力に至る点も見られたが、全体的には塑性変形は見られなかった。
３週間クリープ変形評価では、シュラウドヘッド上端で若干の変形が見られたが、変位は1mm以下であり、傾くや崩壊するなど大きな形状変化は見られなかった。一方、ドライヤの変形評価では、中央部が沈みスカート部が広がる変形が見られ、沈む変位は600mmと大きくなった。周囲機器への接触などの影響を今後検討する。
また、これらの変形はモデルの簡素化によることも考えられ、簡略しないモデルでの解析など考えられる。
各構造物上端の位置変化が一番大きい。今後の炉内調査な
どでは、上端の位置変化を測定することが、全体の構造物の変化を推定するために有効と思われる。また、今後の炉内構造物取り出し検討への構造
物情報の反映を進める（変形した状態で撤去する検討）。

3週間後変形図（変形倍率×１）

3週間後変形図（変形倍率×1）

700℃

変位：51.2mm

900℃

変位：639mm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.32

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 新規上アクセス工法の概念【プラン②】 構造物大分割・除染の併用【プラン①】 構造物一括撤去・搬出【工法の特徴】✓ 燃料デブリを早い段階で閉じ込め・遮へい容器に収納。
✓ 建屋の遮へいをできるだけPCVに近いところ（オペフロ床面）に設置。
【工法採用時のメリット】✓ セルに大掛かりな遮へいは不要。
✓ カバー建屋への荷重を大幅に削減。
✓ 作業員のアクセス可能エリアの拡大（非常時に優位）。
✓ 炉内での解体に有利（構造物変形で一体吊り上げ不可の場合有利）。

【工法の特徴】✓ 構造物単位で一括にて搬出し、R/Bから離れた新設する建屋にて細断して容器へ収納。
✓ 搬出対象物の遮へい・気密は容器、アクセスルートまたはそれらの組合せにて対応。
【工法採用時のメリット】✓ 構造物単位で一括にて搬出するため、環境の悪い炉内での切断作業等を最小限とすることにより、スルー
プットの向上が期待される。
✓ 取り出した構造物の細断・容器への収納作業は、新設する建屋にて実施する計画である。炉内での作業と比較し、遠隔作業の難易度が下がることが期待される。

【用語補足】
C4H：高汚染エリア、作業員立ち入り不可

C4L：低汚染エリア
通常時から作業員立ち入り可

C4M：中汚染エリア、
緊急時に限り作業員立ち入り可④輸送コンテナの除染・検査③細断した大型構造物を輸送用コンテナに収納

C4L

C4M

①大型構造物を移動
2次バウンダリ
C4H⑤輸送コンテナを車両に載せて搬出（有人作業）②専用エリアで大型構造物を除染または切断
分割

1次バウンダリ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.33

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討＜2017-2018年度補助事業の取り出し／保管プロセスイメージ＞
R/B
加工
切り離し

回収
細断

小型容器

保管建屋
払い出し（収納）
収納缶

移送

キャスク

保管
受入れ

保管

・補助事業でＣＲＤハウジング遠隔切断試験、および燃料デブリ取り出し期間の試算を実施。
【課題】 ①作業性（ＰＣＶ/ＲＰＶ内の遠隔難作業）②作業期間（ＰＣＶ/ＲＰＶ内作業がクリティカル）⇒課題改善のためには、R/B内作業量の見直しが必要。
【改善案】
ＰＣＶ/ＲＰＶ内の作業量を低減する。 ⇒ 構造物をなるべく大きく取り出す（一体搬出工法）
・ＰＣＶ/ＲＰＶ内は高線量で遠隔作業は必須であるため、難作業量を減らすことにより作業性を改善。
・大きく取り出し、ＰＣＶ/ＲＰＶ内で実施していた保管容器収納サイズへの加工作業を別建屋で平行作業とすることで、作業期間を短縮。

＜一体搬出工法の取り出し／保管プロセスイメージ＞
R/B

増設建屋

加工

回収

切り離し

大型容器

保管建屋

新設建屋
移送

払い出し（収納）

加工
受入れ

細断

収納缶

移送

キャスク

保管
受入れ

保管

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.34

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討＜一体搬出工法の取り出し／保管プロセスイメージ＞
増設建屋

R/B

移送

加工

回収

切り離し

大型容器

払い出し（収納）

加工
受入れ

細断

保管建屋

（オプション）

保管
受入れ

保管

＜一体搬出工法の動線イメージ＞
増設
建屋

1号機

分析施設
（大熊等）

2号機

新設建屋
（全号機
共有）

保管建屋

新設建屋

増設
建屋

3号機

増設
建屋

保管建屋

収納缶

移送

キャスク

保管
受入れ

保管

＜基本的な考え方＞
・取り出す構造物がＰＣＶやＲＰＶ等に接続されている部分を切断し、可能な限り大きな形状で構造物を搬出する。
・搬出に使用する大型容器(輸送専用容器)の形態
で保管する方法も考えられるが、本補助事業では搬出した構造物は保管容器に収納される前提で検討を行う。
✓増設建屋
搬出した構造物を大型容器に収納するための建屋。システム系機器も設置する。
✓新設建屋
搬出した構造物を保管容器に収納するための建屋。構造物の切断や仕分けなどを行う。
✓保管建屋
保管容器に収納された燃料デブリや廃棄物を保管するための建屋。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.35

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討
PCV/RPV内よりも広いエリアで切断作業を実施することにより、遠隔作業性の改善を図ることが可能。
＜新設建屋のレイアウト例＞
MS操作室

炉内構造物

搬送容器

R/B
搬送容器

受入
セル

増設建屋

加工処理
セル

ユーティリティ設備／
メンテナンスセル

トラック室

約50m

廃棄物処理セル

デブリ処理セル
トラック
スペース

MS操作室

約100m

＜加工処理セルのイメージ図＞
解体対象物
（炉底部）
受け入れ
開閉ポート

（解体対象物
クランプ）

解体対象物
（炉底部）

切断片受け
システム
切断ユニット＜新設建屋の構成＞
・１～３号機の共有設備。
・大型容器(輸送専用容器)で搬送された構造物を受け入れ、二重蓋ポートを持った受け入
れセルから加工処理セ
ルへ移動。
・加工処理セルで保管
容器に入るサイズに加工し、保管容器に収納。
・保管容器はキャスク等を使用して保管建屋へ移送。
＜今後の課題＞
・保管方法や保管建屋の検討と合わせた、
新設建屋の詳細検討が必要。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

No.36◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討【検討の進め方】
・検討の基本方針
燃料デブリ取り出し作業は各号機の損傷状態に合わせて実施されるが、各号機とも損傷状態は未確認である。そのため、一体で搬出可能な形状を確定することも困難である。よって、本補助事業では想定可能な最大形状で搬出する方法について検討を実施することとする。今後の調査や作業に伴い、搬出可能形状が本補助事業で想定した形状よりも小さくなる場合もあると想定されるが、検討及び開発した成果は応用可能と考える。
【大型重量物を扱うことに対する留意事項】
・大型重量物の取り扱い
一体搬出工法では搬出する構造物が大型重量物となるため、それらを取り扱う設備や容器について注意を払う必要がある。本補助事業では、大型重量物の取り扱いという課題について、揚重機や搬送設備、大型容器(輸送専用容器)の概念検討を行い、課題の抽出や今後の対応方針などと合わせて、実現性についての評価を実施する。
・大型化に伴う影響
これまで収納缶サイズの取り扱いについては、水素や温度に関する検討が行われている。一体搬出工法では収納缶とは搬送容器のサイズが異なるため、水素や温度、内圧上昇について概念検討を実施する。また、
現在１～３号機が未臨界状態を維持してことに着目し、現状の形態を可能な限り保持したまま取り出すことを目的に、充填固化材の適用性検討を実施する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.37

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討項目・検討方針
取り出しから搬出までの主な検討項目と検討方針を以下に示す。
各項目詳細は次頁以降参照。
検討項目3：連絡通路の遮へいによる建屋負荷低減
検討方針：大型で取り出すことにより、オペフロ設備重量が増加
しないように、連絡通路の遮へい重量を検討する。

検討項目2：放射性物質の漏えい防止
検討方針：作業性や設備重量などを考慮した、１次バウンダリの形成方法を検討する。
検討項目8：増設建屋のレイアウト
検討方針：増設建屋内に加工エリアを設けたレイアウトを検討する。
検討項目9：装置・設備等のメンテナンス方法
検討方針：高汚染エリアには作業員が立ち入りせず、遠隔またはメンテナンスセルで保守を実施する。
検討項目5：重量物の搬送方法
検討方針：揚重機が大型となるため、揚重機は固定式とし、取り出した構造物は台車を使用して搬送する方法を検討する。

検討項目12：臨界防止方法
検討方針：未臨界である現在の状態を維持し、取り出す為に、充填固化材について検討する。

検討項目4：ウェル開口部の気密方法
検討方針：PCVと連絡通路間の汚染拡大防止方法を検討する。

検討項目7：大型容器へ収納時の汚染拡大防止検討方針：二重蓋（ダブルドア相当）を使用した汚染拡大防止を検討する。

検討項目6：大型一体取り出し可能寸法
検討方針：大型容器の製作可能最大寸法を調査し、一体で取り出せる寸法を検討する。
検討項目10：大型容器(輸送専用容器)の仕様
検討方針：遮へい厚の検討、運搬中の水素・温度の評価を実施する。

検討項目1：各干渉物の大型取り出し方法
検討方針：従来定検で取り外しを実施している機器は締結部を切断等で切り離し、炉心部は充填固化等で固定して切断する。要素試験で実現性を確認する。

検討項目11：大型容器の構内輸送方法
検討方針：既存運搬車両の仕様調査を実施する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.38

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討結果概要
ID.

1

2

3

検討項目

検討方針

検討結果概要

今後検討が必要な内容

詳細記載

各構造物の大型取り出し方法

・従来定検で取り外しを実施している機器は締結部を切断等で切り離し、炉心部は充填固化等で固定して切断。
・要素試験で実現性を確認。

・シールドプラグ等の大型構造物は増設建屋で搬出可能なサイズに切断し、大型容器で搬出することにした。
・シールドプラグから原子炉底部までの取り出しス
テップ図を作成し、課題と対応方針を整理した。
・原子炉底部の切り離し作業について要素試験を実施し、遠隔作業時の課題抽出を実施した。
・取り出しステップの概念検討結果と要素試験で得られた作業時間を元にスループットを試算した。試
算の結果、取り出し期間を短縮できる可能性がある
ことが示唆された。

・増設／新設建屋の構造検討とそれに伴う炉内作業の見直し検討
・炉内構造物切断手法の具体化検討
・スループット評価の見直し・No.72～126参照

放射性物質の漏えい防止

・作業性や設備重量などを考慮した、１
次バウンダリの形成方法を検討する。

・容器でバウンダリを構成する方法と搬送通路でバ
ウンダリを構成する方法を比較し、容器取り合い部
気密の成立性や非常時の回収性から搬送通路（連絡通路）で１次バウンダリを構成する方法を選択した。

・機器接続部気密構造の具体化検討

・No.42～49
参照

連絡通路の遮へいによる建屋負荷低減

・大型で取り出すことにより、オペフロ設
備重量が増加しない
ように、連絡通路の遮へい重量を検討する。

・敷地境界での線量目標値を35μSv/年以下と設定し、連絡通路の遮へい厚を検討した。
・取り出した構造物へ局所遮へいを施すなどし、連絡通路の遮へい厚を低減することにより、遮へい重量を約2000tに抑え、過去の耐震評価時の負荷荷
重約4500tを上回ることがないと考えられる。

・連絡通路の構造検討・建屋としての成立性検討・No.50～54
参照©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.39

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討結果概要
ID.

4

5

検討項目

ウェル開口部の気密方法

重量物の搬送方法

検討方針

検討結果概要

今後検討が必要な内容

詳細記載

・PCVと連絡通路間の汚染拡大防止方法を検討する。

・開口部を個別に閉止せず、ウェル内にスリーブを設置しPCVと連絡通路を接続する方法について検討し、スリーブをPCVベローズ近傍に接続する方法
を主案とした。（個別閉止方法は別工法の中で検討
中）・接続方法の具体化検討

・No.55参照

・搬送台車による重量物搬送方法について、台車の高さを抑えるため、エンドレスコロ方式(台形ネジ駆動)を選定し、作業ステップの検討を実施した。また、オペフロ搬送時の局部遮へい方法についても構造案の比較を実施した。

・台車駆動機構の検討・台車上での構造物仮置
き架台等の検討

・No.56～58
参照

・揚重機について、ウェル上設置およびオペフロ設
置両案のサイズ、レイアウトおよび質量等を具体化
し、連絡通路の寸法検討に反映した。

・揚重機設置方法の検討

・No.59参照

・容器本体の製作性確認
検討―

・二重蓋の構造成立性検討(・安全確保PJにて、要素試験を実施中。)―

・揚重機が大型となるため、揚重機は固定式とし、取り出した構造物は台車を使用して搬送する方法を検討する。

6

大型一体取り出し可能寸法・製造メーカーへの聞き取りにより、最大加工寸法
・大型容器の製作可 がφ６ｍ程度であることがわかったため、大型容器
能最大寸法を調査し、 の内径をφ６ｍとした。炉内構造物は一体で取り出一体で取り出せる寸 し可能であるが、それ以外のΦ６ｍを超える構造物法を検討する。
については、増設建屋などで切断し、容器に収納することとした。

7

大型容器へ収納時の汚染拡大防止・二重蓋（ダブルドア相当）を使用した汚染拡大防止を検討する。

・大型容器に適用可能な二重蓋の構造案を作成した。容器は重量物であるため、二重蓋側が上下に可動し、可動部の気密を保ちながら接続可能な構造を作成した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.40

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討結果概要
ID.

8

9

10

11

検討項目

検討方針

増設建屋のレイアウ
ト・増設建屋内に加工エリアを設けたレイ
アウトを検討する。

・台車の動線やφ６ｍを超える構造物の加工エリア、搬出入を加味した増設建屋内のレイアウト案を作・増設建屋の構造検討成した。また、レイアウト案寸法であれば、R/B横のヤードに入る寸法であることを確認した。

・No.52～54
参照

装置・設備等のメンテナンス方法・高汚染エリアには作業員が立ち入りせず、遠隔またはメン
テナンスセルで保守を実施する。

・取り出し作業に使用する主要機器（台車、加工装置など）は増設建屋へ搬出可能な構造とし、遠隔でのメンテナンス難度を低減させる手順とした。
・連絡通路内壁にレールを設け、保守用マニピュ
レータを走行させることにより、汎用性と広域カバーを兼ねた方法を提案した。

・各機器に合わせたメンテ
ナンスツールの具体化検討・No.60～61
参照

・遮へい厚の検討、運搬中の水素・温度の評価を実施する。

・収納する構造物に応じ、容器内に追加遮へいを設けることとし、容器本体の重量低減を図ることにした。製作性なども考慮し、容器表面で2mSv/hとなる
ように容器本体280mm、追加遮へい130mm(最大)、
レジン100mmの遮へい厚を選定した。
・収納後、水素濃度4%に達する時間を計算し、デブ
リ量や水素発生速度を厳しい条件に設定した場合には対策が必要であることを確認した。
・構造物を容器へ収納し1週間(168h)経過後の温度評価を実施し、輸送中にシール部の冷却は不要である見通しを得た。

・水素濃度4%に達する時
間によって、輸送専用容器へのベント設置や水素吸着剤の使用を検討
・容器からの取り出し時、
燃料デブリの温度上昇に対する対策検討・No.62～68参照

・既存運搬車両の仕様調査を実施する。

・既存の運搬車両の仕様を調査し、収納物を含めた大型容器の重量であれば、１Ｆ構内の傾斜を考慮しても仕様上は輸送可能であることを確認した。

・専用車両仕様への変更
可否や、構内道路の拡張や補強要否の検討
・転倒防止方式の検討

・No.69～71参照

大型容器(輸送専用
容器)の仕様大型容器の構内輸
送方法

検討結果概要

今後検討が必要な内容

詳細記載©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.41

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の検討結果概要
ID.

12

検討項目

臨界防止方法

検討方針

検討結果概要

今後検討が必要な内容

詳細記載

・未臨界である現在の状態を維持し、取り出す為に、充填固化材について検討する。

・充填固化材への要求機能を整理し、候補材であるジオポリマーについて検討を実施した。
・ジオポリマーに対して未臨界維持が担保可能な濃度の中性子吸収材(B又はGd)を混合しても、固化できることを基礎試験で確認した。
・施工時にジオポリマーの流動性が良く空隙なく充填可能であること、強度や耐熱性に一定の性能が担保できることを基礎試験にて確認し、候補材として有望である見通しを得た。

・実機での充填施工方法の検討。
・空隙なく施工できたことの確認手段の検討。
・高放射線環境下での機能維持。
・冷却手段(要否含む)の検討および後工程への影響評価。

・No.127～
133参照©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.42

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の比較評価
候補案３件に対して比較評価を実施。

(案A)
搬出容器方式
原子炉建屋

揚重機

課
題

揚重機

取り出し装置

搬送容器

門型架構
増設建屋

連絡通路

気密確保
が課題

気密ゲート

気密ゲート
接続
スリーブ

(案C)
搬出容器＋連絡通路方式
原子炉建屋

取り出し装置
増設建屋

搬送
容器

概
念
図

(案B)
連絡通路方式

接続
スリーブ

搬送
台車
新設建屋
へ移送

• 容器およびウェル上の気密ゲートの成立 • 連絡通路の質量の低減
性• 連絡通路上揚重機のメンテナンス/交換• 容器上または容器内への揚重機収納の方法
成立性• 機器、セル全般的にメンテナンスが困難。
特に、容器設置の揚重機にて顕著。
• 取り出し装置の非常回収が困難。

搬送
台車

二重蓋
輸送専用容器• 容器＋架台となるため門型架構の高さ寸法が増加し、連絡通路高さが大きくなる。
• 揚重機のメンテナンスが困難

各方式の中で大きな課題※である①気密確保の成立性、②連絡通路の質量の低減要否 について検討を実施※メンテナンス性も大きな課題の一つであるが、「気密確保の成立性」「連絡通路の質量の低減要否」の方が、各案の成立性を判断する上で、より重要であると考え、それらを優先して検討することとした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.43

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の比較評価
設計思想：汚染エリアは極力小さく
方式案A：搬送容器方式

方式A’1(気密/遮へい：容器)

気密：セル
遮へい：セル＋容器

2重扉

R

G

接続
スリーブ

横引きで容
器に入れる

概要：2重扉を設けオペフロ上で大型容器に入れる。
➢ 2重扉を設け横引きして構造物を容器に入れる。横引き装置と2重扉の同時成立性×➢ 構造物の入った容器(約1000t)
をオペフロ高さから吊り降ろすため強度など課題。

成立性：×
次ページ方式Bへ
概要：気密ゲートおよび大型容器を用いて、オペフロ上で構造物を容器に入れる。
➢ 揚重機：メンテナンス×➢ 気密：ゲートの成立性×

方式A’2
気密：セル
遮へい：セル＋容器

アイソレーション室を設け容器に入れる。

成立性：×
次ページ方式Cへ

接続
スリーブ

Y
R

G

概要：アイソレーション室を設けオペ
フロ上で大型容器に入れる。
➢ 容器に上から構造物を入れるた
め揚重機の設置高さが増加する：
揚重機およびセルの成立性×➢ 部屋数が多く、構造物が大きいためオペフロ上に収まらない。
➢ 構造物の入った容器(約1000t)を
オペフロ高さから吊り降ろすため強度など課題。

成立性：×©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.44

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の比較評価
設計思想：汚染エリアは極力小さく
方式A’1、
2 ⚫ 容器を地上に設置⚫ 容器の上から挿入⚫ 揚重機を可能な限り低く方式B(気密：連絡通路、遮へい：連絡通路)

概要：連絡通路および大型容器を用いて増設建屋で構造物を容器に入れる。
➢ 揚重機の成立性：△→配置を考慮し、成立性を確保➢ 総重量：△→部分遮へいを用いて重量低減。
➢ 汚染エリア：△→仕切りを設けて極力汚染範囲を小。

成立性：△

方式C

方式A
⚫ 2重扉で汚染拡散を最小限に。
⚫ オペフロ上容器と搬送用容器を準備⚫ 揚重機を可能な限り低く(気密：連絡通路、遮へい：容器)

概要：連絡通路および大型容器型遮へいを用いて地上に準備した搬送容器に入れる。
➢ 連絡通路：容器と架台の高さ分高くなり大型化△➢ 設備数が多く、装置/取り合いが複雑化△

成立性：△©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.45

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の比較評価
気密確保の成立性、連絡通路の遮へい厚の成立性の検討結果から、候補案の再比較を実施
方式

メリット

デメリット

課題
⚫

⚫
案A
(搬送容器方式)⚫

汚染の範囲が小さい(気密ゲートが成立する場
合)
質量が小さい(約4000ton)⚫
⚫

取り出しから輸送までが複雑設備数が多い

太字/下線：重大な課題⚫
⚫
⚫

容器およびウェル上の気密ゲートの成立性
メンテナンスが困難。特に、容器設置の揚重機
容器上または容器内に揚重機が収まらない
取り出し装置の非常回収が困難

総合判定

×

案B
(連絡通路方式)⚫ 設備数が少ない(メンテナンス
対象が少ない)⚫ 取り出しから輸送までシンプル⚫ メンテナンス対象をウェル上から遠くに配置可能⚫ 汚染範囲が大きい⚫ 設備質量が大きい⚫ R/Bへの負荷が大きい△

案C(連絡通路＋
搬送容器方式)⚫ 遮へい機能を容器に持たせることで、連絡通路の板厚を小さくすることができるため、質量の低減が見込める⚫ オペフロ上容器の気密が完全に取れないので、汚染が拡大する⚫ 取り出しから輸送までが複雑⚫ 設備数が多い⚫ 容器＋架台となるため高さ寸法が増加
し、連絡通路が大きくなる。
（耐震性の懸案あり）△

上記比較結果から、案Bを基準としつつ、案Cの部分遮へいの考え方を取り入れて、詳細検討を進める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.46

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：一体搬出工法の比較評価
Ｂ案は汚染範囲が広いことがデメリットであるため、その対応を検討した。
(案B)(案B)改１
ゲートで仕切り追加

概
念
図

メ
リ
ッ
ト
デ
メ
リ
ッ
ト

(案B)改２作業容器で仕切り追加

作業容器搬出時

・ 取り出し手順がシンプル
・ 設備構成も少なく、廃棄物量小・ 切断中の放射性ダストはゲート閉にて連絡通路への拡散を低減

・ 切断中の放射性ダストは作業容器にて連絡通路への拡散を低減
・ 構造物運搬時は、作業容器内も使用して運搬することで放射性ダストが連絡通路に拡散することを低減

・ 切断中の放射性ダストは直接連絡通路に拡散（放射性ダストの蓄積大）・ 搬送台車のレール、走行駆動部がゲー
ト閉時に干渉が生じる。
・ 構造物運搬時は、付着した放射性ダス
トが連絡通路に拡散・ 作業容器追加により二次廃棄物量が増える。
注記：作業容器は下面の閉止はないため、搬送台車に移送時は一時的に開放される。

●取り出し作業は長期に渡って実施されるため、連絡通路内への放射性ダスト蓄積は汚染線源となることから、できるだけ低減することを考えて、（案B)改２の方法にて検討を進める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.47

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：バウンダリ、遮へい、配置、動線のまとめ
項目

検討結果

今後の検討項目構造

運用(メンテナンス性など)

バウンダリ

接続スリーブ、連絡通路、増設建屋にて1次バウ
ンダリを形成する。また、汚染拡散防止として、遮へい台車(汚染拡散防止リング)、作業容器を用い、更に部屋を区切ることで汚染の拡散を抑え/極力汚染エリアを小さくする設計とした。

メンテナンスロボットを配置し、照明やカメラの遠隔保守を検討。一方で、連絡通路中央などロボットの作業エリア外の範囲もあり、引き続き検討が必要。

⚫ セル内点検・保守方法⚫ 大型容器二重蓋の成立性⚫ 作業容器の運用

遮へい

敷地境界への影響が0.35μSv/年となる遮へい体
重量約2200ton以下に抑えることができた(連絡通路＋局所遮へいの組み合わせ)。建屋としての構造(梁/柱)および揚重機などを含めた総重量で目標の4500ton満足できるか引き続き検討を行う。

―⚫ 連絡通路の構造(柱/梁など)⚫ 作業員被ばくに対する検討

配置

揚重機350ton(87.5ton×4基)、遮へい台車、搬送台車およびその他必要機器について配置計画を実施し、配置成立の見込みを得た。
メンテナンスエリアや加工エリアについても増設
建屋建屋内に配置する計画である。

機器のメンテナンスについて検討方針をまとめた。個別のメンテナンス方法については引き続き検討を行う。
増設建屋にはメンテナンスセルを設け、台車のメ
ンテナンスを実施する。

⚫ 台車などのユーティリティ
供給と貫通部の気密の確
保の成立性

動線

仮置き、加工およびメンテナンスを含め動線を検討を行い、スループットを算出した。

―⚫ 機器の取り合いやユーティ
リティの供給など含め検討を行う©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：機器構成
項目

No.48
揚重機
(連絡通路)

概要
メンテナンスロボット

連絡通路

増設建屋に繋がる遮へいおよび気密性を備えた通路。

接続スリーブ

連絡通路とPCVを接続するスリーブ。(ウェルの開口部を閉止し、接続スリーブを使用しない案もある。)

揚重機(連絡通路)

連絡通路上部または新オペフロ上に設置する350tonの揚重機。ウェル内への装置の搬出入、炉内構造物の取り出しを行う。

遮へい台車

PCVからの線量を遮へいする台車。

汚染拡散防止リング

遮へい台車下に設置した蛇腹付きのリングで連絡通路内へのPCVからのダスト拡散を防止する。(ウェル上上部で昇降)

搬送台車(局所遮へい)ウェルと増設建屋間の台車。装置や廃棄物の搬送を行う。台車上には局所遮へい体を備える。

メンテナンスロボット

取り出した構造部を大型容器に収納する建屋。シールドプラグなどの大型構造物の切断や機器のメンテナンス/解体も行う。

揚重機(増設建屋)

搬送台車にて搬送された構造物を揚重して大型容器に収納する。

二重蓋ポート
作業容器

取り出し装置

遮へい台車
汚染拡散防止リング

搬送台車(局所遮へい)接続スリーブ

揚重機(増設建屋)

連絡通路内のメンテナンスや操作を行うロボット。

増設建屋

大型容器

連絡通路

廃棄物を収納する大型の容器。(輸送専用容器)

大型容器をを接続する増設建屋に設置されたポート。
以下の工程において放射性ダストの拡散を防止する容器
・炉内構造物等の切断時(ウェル上およびRPVフランジ上に設置)
・搬送台車による炉内構造物等の搬送時
炉内構造物等を搬出可能な寸法に切断するとともに、切断片の把持、吊り上げを支援する装置

二重蓋
ポート

大型容器
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.49

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：放射性物質の漏えい防止
案Bにおける気密に係る検討方針について、下記に示す。
設置の目的：
ウェル上に遮へい台車設置時、連絡通路への汚染拡散防止

増設建屋

2次バウンダリ

連絡通路

1次バウンダリ
2次バウンダリ

取り出し装置

保守
セル

遮へい
台車

汚染拡散防止時(下降)連絡通路、接続スリーブ、PCV、増設建屋の一部で1次バウンダリを形成し、1次バウンダリ外への放射性物質の漏洩を防止する。

汚染拡散防止リング
接続
スリーブ

チェーンブロック
の駆動軸

遮へい台車

(定位置のため、AT外ま
たはロボットによる操作)

接続スリーブ

遮へい台車走行部

走行時【検討方針】

ウェル上汚染拡散防止 概念図

搬送
台車

輸送専用容器

二重蓋

接続スリーブ(必要に応じて分割設置)
ＰＣＶ上蓋

バウンダリ概念図

接続スリーブ 概念図

PCV上蓋の健全性、接続スリーブの搬入設置性等を考慮し、接続スリーブを使用せず原子炉ウェル内面を1次バウンダリとする案についても継続して検討。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.50

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：連絡通路の遮へい検討
連絡通路の遮へい厚の成立性可否検討にあたり、連絡通路自体の質量について検討を実施。
【検討条件】⚫ 敷地境界における線量率：35μSv/年以下*1⚫ 連絡通路：鋼製⚫ オペフロ表面の線量率（平均値）：[1号機]125mSv/h ⚫ 構造物取り出しの所要日数*2：30日⚫ RPV上蓋開放後の炉内の線量率：[1号機]30Sv/h ⚫ 構造物搬出日数*3：1日（24時間）⚫ 敷地境界での線量率：現状以下(20/2月末時点)⚫ 取り出す構造物：上部格子板 1000Sv/h⚫ 各号機から敷地境界までの距離：800m⚫ スカイシャイン線：直接線の線量率の3割と仮定*4【試算結果】*1：法令基準1mSv/年 － 実施計画の敷地境界線量0.89mSv/年 ＝0.11mSv/年⇒1～3号機同時取り出しを想定し、 １プラントあたり35μSv/年を閾値とする。
*2：炉内装置の設定や構造物切断時等、炉内からの線量を局所遮へいしていない状態の時間*3：切断後の構造物を輸送専用容器に収納するまでの時間*4：スカイシャイン線の条件設定が困難なため直接線の線量率の3割と仮定

敷地境界での実効線量：a + b + c + d + e –f = 36.9μSv/年*5

1号機

a.

線源

構造物

種類

直接線

b.

c.
遮へい台車開時炉内

d.

e.

f.

遮へい台車閉時炉内

構造物

現状のオペフロ線量が敷地境界へ与えている
影響

334日

1日(24hr)

365日

スカイシャイン
追加
遮へい
遮へい
台車

手順

日数

1日(24hr)

遮へい
台車

遮へい
台車

31日
6日(144hr)

25日

遮へい厚
(mm)

追加遮へい(100)+ 連絡通路(80)

連絡通路(80)

吊具(100) +連絡通路(80)

遮へい台車(180)+連絡通路(80)

吊具(100) +連絡通路(80)なし

線量率1000Sv/h

30Sv/h

30Sv/h

30Sv/h1000Sv/h

125mSv/h

実行線量

4.4μSv/年

29.5μSv/年

3.3μSv/年

8.8μSv/年

1.8μSv/年

10.9μSv/年

取出/搬送準備取出中

備考*5：試算結果では35μSv/hを満足していないが、保守的に試算している部分も多く、概算のためこの結果を採用する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.51

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：連絡通路の遮へい検討
遮へい体の配置および遮へい体の重量算出

連絡通路
T=80

吊具
T=100

遮へい台車
T=180

エキスパンション(増設建屋との接続部)

局所遮へい
T=100

構造物

搬送台車

項目

連絡通路

遮へい台車

局所遮へい

吊具

サイズ(m)

約L40×D20×H12

□14

Φ7×H6

Φ6

厚さ(mm)

80

180

100

100

質量(ton)

1765

258

103

23

合計

エキスパンション部イメージ(ラビリンス)2149

敷地境界への影響が0.35μSv/年となる遮へい体重量約2200ton以下に抑えることができた(連絡通路＋局所遮へいの組み合わせ)。建屋としての構造(梁/柱)および揚重機などを含めた総重量で目標の4500ton以下を満足できるか引き続き検討を行う。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.52

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：レイアウト(平面図)
B
クレーン

遮へい台車

揚重機
350ton(87.5ton×4)

揚重機
350ton(87.5ton×4)

搬送台車

保守セル

A

約60m

A

搬入台車

加工エリア

5m
➢
➢
➢
➢
➢

連絡通路を台車寸法に合わせて選定。台車幅はシールドプラグ寸法を考慮。
主の揚重機はウェル上と大型容器の二重蓋ポート上に設置。耐震性を考慮し固定式とする。
連絡通路/増設建屋間の物搬送は搬送台車にて実施する。
メンテナンスセルを増設建屋南側に配置。各装置等のメンテナンスを行う。
加工エリアは装置の仮置を考慮し広めに設定。

加工エリアクレーン
搬入クレーン

加工エリア機器
保守セル

搬入口

B

約52m

⚫ ３号機を例に、上アクセス用増設建屋のレイアウト案を検討。今後、横アクセス工法との調整も必要となる。
⚫ ４号RW/Bには干渉しないが、 RW/Bと増設建屋間の隙間が1m以下のため重機のアクセスなどが課題になることが想定される。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.53

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：レイアウト(立面図)
B

約52m

約60m

加工エリアクレーン

揚重機

揚重機

搬入クレーン

揚重機

クレーン

保守セル
遮へい台車

連絡通路
搬入台車

搬送台車

搬送台車

約66m

以下既設バウンダリ

PCV管理系設備
増設建屋管理系設備
(想定)
容器

容器

A-A断面

B

B-B断面

➢ 2重蓋の取り扱いクレーンおよびポートのメンテナンスクレーンを配置。部屋を細かく分けることにより、汚染の拡散を防止し非常時の作業員の立ち入りを考慮した。
➢ システム系の配置スペース(概算D30m×W60m×H40m)を確保。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.54

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：基本動線
B

Φ6m
以上

加工エリアへ

Φ6m
以下

大型容器へ

保守セル

Φ6m
以下

Φ6m
以下に
切断
加工エリア

連絡通路
Φ6m

以下

機器
搬入口

加工エリア機器
保守セル

B

機器

容器

B-B断面

➢
➢
➢

Φ6m以上の構造物は、加工エリアに搬送し6m以下に細断後、大型容器にて払い出す。
Φ6m以下の主要構造物は取り出し後、大型容器に搬送する。
搬入は搬出動線と別とした。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.55

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：PCVと連絡通路間の汚染拡大防止方法◆ PCVと連絡通路との接続方法
案１：接続スリーブ方式
案１-1：PCV上蓋に接続

案２：開口部の個別閉止方式

案1-２：PCVベローズ近傍に接続 連絡通路
連絡通路

連絡通路
接続スリーブ

接続スリーブ
架構

隙間シール
架構

架構
原子炉ウェル壁
面の開口閉止概念図PCV上蓋
PCVベローズメ
リット• 接続スリーブ開口径の最小化→ 接続スリーブ搬入時の分割数、組立物量の低減• 構造物解体時に広く作業スペースを確保→ 原子炉ウェル全域を活用• PCV上蓋の損傷、変形の影響を受けない。

デ
メ
リ
ッ
ト

• PCV上蓋フランジの閉止が必要→ 1、3号機は漏洩の可能性を示唆• PCV上蓋の変形の可能性があり、接続ス
リーブとの接続に労力が予想→ 1、3号機は水素爆発の影響の可能性あり• 接続スリーブ開口径が拡大→ 案１に対して接続スリーブの分割数が増えて、組立工数も増加＊原子炉ウエル内の開口（プールゲート部、ドレン、ダクト等）の封止方法は中間報告（令和2年3月）で検討● 取り出し方向が上方向のみのため案１を主案とし、PCV上蓋の変形の影響を受けない案１－２にて検討を進める。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.56

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の搬送方法（台車の検討）◆ 台車による重量物の搬出方法
一般的な台車方式（自走式搬送台車）の課題とその対応案
走行

自走式搬送台車の課題
搬送台車

一般的な自走式搬送台車の場合、車輪＆レールで高さ約２ｍ以上必要となるため、連絡通路大型化（R/B負荷UP）につながる。

レール

自走車輪
(駆動モータ付)

案１：車輪方式

案２：エンドレスコロ方式

案３：エアーキャスター方式
エアー

概
念
図
自走車輪

メ • 駆動モータを車輪軸に接続が可能
トリ（自走機能の付加が可能）
ッ
デ
メ
リ
ッ
ト

• 自走式車輪とレールで床下の高さが必要（推定約2m以上）• 低床化が可能• 低床化が可能• 自走機能はないため、外部にけん引もしくは駆動機構が必要• 荷重分散の検討が必要

・ 自走機能はないため、外部にけん引もしくは駆動機構が必要
・ 常時エアーを床面に吹き付けるため、気体廃棄物の処理量が増加● 低床化、および気体廃棄物処理への影響低減の観点から、案２のエンドレスコロ方式を主案とし、自走機能がない
ため、外部に設ける駆動方式を検討する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.57

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の搬送方法（台車の検討）◆ 台車による重量物の搬出方法
エンドレスコロ方式の適用を前提に、外部に設ける駆動方式を比較する。
案１：ワイヤーけん引方式
走行

ワイヤ(ウインチへ接続)

案２：ジャッキけん引方式
走行

駆動モータ
(連絡通路外)

概
念
図

デ
メ
リ
ッ
ト

ワイヤ
接続部

エンドレス シリンダ
コロ
ジャッキ

ガイド（ワイヤ、
レール等）

走行

ピンラック
エンドレスコロ駆動モータ(連絡通
路外）

ガイド
台形ネジ

・ 台車構造の簡素化が図れる。
・ 駆動部（ウインチ等）の配置位置の自由度が高い・ 台車構造の簡素化が図れる。

・ 台車構造の簡素化が図れる。
・ 駆動モータおよぶケーブルは連絡通路外側に配置が可能。

・ 台車構造の簡素化が図れる。
・ 駆動モータおよびケーブルは連絡通路外側に配置が可能。
・ 位置精度が高い

・ 可動範囲内にゲートがある場合、干渉回避が必要・ 可動範囲内にゲートがある場合、干渉回避が必要
・ 台車移動に合わせたシリンダ
ジャッキのホース処理を要する。

・ 台車移動に合わせてラックとスプロケットの再かみ合わせ方法に課題あり
再かみ合わせ・ 可動範囲内にゲートがある場合、干渉回避が必要搬送台車

保守

案４：台形ネジ駆動方式

駆動モータ(AT/セル内ｹｰｽ)
スプロケット走行

エンドレスコロメ
リット

案３：駆動機構埋設方式

・ 駆動部（ウインチ等）はワイヤー巻取りによる汚染あり配慮が必要

・ 駆動部（シリンダジャッキ）は台車と一体のため汚染あり配慮が必要

走行

スプロケット・ 駆動部（モータ）は連絡通路外配置のため汚染の影響は少ない
・ 但しラック面のゴミかみ込み対策は課題として継続検討

駆動部（モータ）は連絡通路外配置のため汚染の影響は少ない
・ 但し台形ねじのゴミかみ込み対策は課題として継続検討● 低床化および台車構造の簡素化の観点より案４を主案とする。
但し、増設建屋の配置は未決のため、副案として案１も候補とする。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.58

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の搬送方法（台車の検討）◆ 台車による重量物の搬出方法
オペフロ搬送時の局部遮へい方法を比較する。
形状

案１：搬送台車に遮へい扉（開閉式）を設置する場合
案１-１：両開き

案１-２：折り畳み開き

案２：作業容器に局部遮へいを設置する場合

案１-３：旋回開き

作業容器外周に局部
遮へい追加
転倒方向の荷重小

概
念
図
遮へい扉

平面

実績例
（金剛産業
ホームページ
より）

メ
リ
ッ
ト
デ
メ
リ
ッ
ト

遮へい扉

側面

開時

遮へい扉

台車

平面

・遮へい扉内の空間を広く確保可→ 四隅の空間を利用
・類似品の実績あり（金剛産業製）
W9400×H6300mm、ドア厚350mm

・遮へい扉内の空間を広く確保可→ 四隅の空間を利用
・開時に遮へい扉の荷重を台車で受けることで、片持ちにならず、転倒方向の荷重小・開時に遮へい扉の張り出しスペースは不要のためコンパクトにできる。

・開閉動作等の機構が不要

・開時に遮へい扉の張り出しスペー
スを要する。

・開時に遮へい扉の張り出しスペースを要する。
・搬入物を持ち上げて扉折り畳み高さの回避を要する。

・同心円での異なる旋回動作となるため機構の組み込みが必要となる。

・作業容器の重量増加● 開時の張り出しスペースが不要な案２を主案として作業ステップを検討する。
なお、搬送台車に固定する別方法として案１－３も副案として残す。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.59

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の搬送方法（揚重機の検討）

揚重機はウェル上に配置する案と新オペフロ上に配置する案の2案を検討。耐震計算上はオペフロ設置案が良い。配置の成立性(フックが炉底部に到達可能)を確認した。両案とも課題があるため、継続して検討を行う。

ウェル上設置案

オペフロ設置案
揚重機
350ton(87.5×4)

概念図
揚重機
350ton(87.5×4)

メ
リット• 機器の構成が単純である。

• ドラム周辺機器のメンテナンス性が良い。

デ
メ
リ
ッ
ト

• 揚重機の設置高さ分連絡通路の高さが高くなる。
• 揚重機の重心が高い位置にあり、耐震計算では不利。
• PCVからの直接線の影響を受ける。

• 機器の構成が複雑である。
• 揚重機室床面へ引抜力および横向きの力が発生する。

課
題• 設置方法の検討• メンテナンス方法の検討• 耐震性• 設置方法の検討• メンテナンス方法の検討• 非常時の対応(特にワイヤーの掛け替え)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.60

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：装置・設備等のメンテナンス方法（保守方針）
大項目
連
絡
通
路
内
機
器

PCV

ウ
ェ
ル
・
内
機
器

増
設
建
屋

対象機器

汚染のレベル

除染の可能性

保守方針

揚重機

ワイヤーは高い

困難

・揚重機室にて直接保守またはユニット交換

遮へい台車

汚染拡散防止リング内は高い

困難

・連絡通路内のメンテナンスロボットにて遠隔保守またはユニット交換

搬送台車

表面は高い

可能性あり

・増設建屋保守セルにて直接保守またはユニット交換

その他

－

－

・連絡通路内で遠隔交換・増設建屋保守セルにて直接保守またはユニット交換

取り出し装置高い

困難

・増設建屋保守セルにて直接保守またはユニット交換

作業容器

高い

困難

・増設建屋保守セルにて直接保守またはユニット交換

接続スリーブ

高い

困難

・変位吸収部はメンテナンスロボットや専用装置にて遠隔保守

その他

－

－

・ウェルまたはPCV内で遠隔交換・増設建屋保守セルにて直接保守またはユニット交換

揚重機(固定)低い

困難

・揚重機室にて直接保守またはユニット交換

クレーン

高い/低い
(用途による)

困難/可能性あり

二重蓋ポート

低い

可能性あり

ロボット

高い/低い
(用途による)

困難/可能性あり

その他

－

－

・加工エリア機器保守セルにて直接保守またはユニット交換
・メンテナンスロボットや専用装置にて遠隔保守または作業員による直接保守・MSMによる保守・ユニットの遠隔交換
・保守セルにて直接保守またはユニット交換
・ウェルまたはPCV内で遠隔交換・増設建屋保守セルにて直接保守またはユニット交換©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.61

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：連絡通路内機器のメンテナンス装置(案)

連絡通路壁

連絡通路
壁に設置

上面図

正面図

側面図

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.62

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(寸法)⚫ 大型容器(輸送専用容器)の製作性 → 加工機による制約(直径6000mm程度)⚫ 取り出し対象を下表に示す。
搬出対象物

No.

搬送時概略寸法 [m]1

シールドプラグ

2

PCVヘッド3

RPV保温材4

RPVヘッド

継続して検討5ドライヤ

6

概略重量[ton]

継続して検討継続して検討線量率[Sv/h]
確認中

12

継続して検討

備考
増設建屋で細断

4(Cs)
4(Cs)

増設建屋で細断2430(Cs)

増設建屋で細断5467×H5474

29.4

400(Cs)

セパレータ+シュラウドヘッド

5385×H5632

51.8

200(Cs)7

ガイドロッドΦ90×L3.1

0.1

8

給水スパージャ3.6×0.9×t0.5

0.3

9炉心スプレイ配管

3.6×0.9×t1.6

0.3

10

上部格子板（シュラウド上部胴）5487×H1542

15.6

1000(Co)11

炉心部（シュラウド中間胴）Φ4508.2×H4473.6

235.5

350(Co)12

ジェットポンプ

0.5×1.2×t4.3

0.8

13

ICM案内管/スタビライザ

3.2×3.2×3.8

1.2

14

シュラウドサポート(下部胴含む)

Φ5.4×H3.8

11.0

15

炉底部

Φ4900×H5467.7

249

150

ジオポリマーで充填、サポート類含む

16

粒状燃料デブリ 他－－－

小型容器に集め、大型容器で纏めて搬出(注記)概略寸法および重量は1F-2/3をベースとし、線量率は1F-1をベースとして検討。
*：セパレータ+シュラウドヘッドと同等と推定**：他と比較して寸法や線量が最大等により、容器仕様の設定で特に考慮が必要な構造物

3分割のうち最大の寸法・重量200(Cs)*4分割で取り出し

ジオポリマーで充填

ジェットポンプ上部の寸法・重量200(Cs)*：代表構造物**©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.63

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(寸法)⚫ 大型容器(輸送専用容器)の製作性 → 加工機による制約(直径6000＋αmm程度)⚫ 取り出し対象の代表構造物を示す。
①ドライヤ②セパレータシュラウドヘッド③上部格子板

④炉心部
ジオポリマー⑤炉底部
ジオポリマー

図

寸法[mm]

5467×H5474

5385×H5632

5487×H1542

Φ4508.2×H4473.6

Φ4900×H5467.7

重量
[ton]

29.4

51.8

15.6

235.5(充填材含む)

249(充填材含む)

ガンマ
線

400(Cs)200(Cs)1000(Co)

350(Co)

150

中性
子線

―

―

線量
率
[Sv/h]

備考

高さ寸法最大0.09
径寸法、線量最大

ジオポリマーによる充填固化を検討。

ジオポリマーによる充填固化を検討。

代表構造物が収納できることを条件に、容器内径Φ6000mm、高さ6800mm(内寸)として検討。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.64

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(遮へい厚さの検討/主要構造物)⚫ 主要構造物の線量を整理⚫ 容器表面で2mSv/hとなるように選定①ドライヤ②セパレータシュラウドヘッド

構造物

構造物③上部格子板

④炉心部

図
構造物

⑤炉底部

構造物

構造物

構造物の線量率[Sv/h]400(Cs)200(Cs)

容器本体及び蓋厚さ[mm](紫)1000(Co)

350(Co)

150

90

70

280

追加遮へい体厚さ[mm](青)

使用しない

使用しない

レジン厚さ[mm](オレンジ)

使用しない

使用しない

容器表面線量率[mSv/h](判定基準 <2.0)

1.8

0.9

0.14

1.9

1.7

表面から1m離れた
位置の線量率[mSv/h](判定基準 <0.1)

未解析

未解析

0.08

未解析

未解析

130

100

遮へい厚さは最大で410mm必要であるが、製作性を考慮し容器板厚のベースを280mm(紫)とし、残りの必要な分を追加遮へい体(緑)として容器内に設置する。

・線量率はMAAPの結果を参考にした
・鉄280mmの遮へい率：(Co)1.5E-4、(Cs)4.47E-6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.65

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(水素)● 水素評価容器内に収納した燃料デブリの水の放射線分解により、水素が発生する。水素濃度4%に達する前に、輸送容器を増設建屋から新設建屋へ輸送し、蓋を開ける必要がある。本計算では、取り出す構造物の中で最も燃料デブリ量の多い炉底部を対象として計算を実施した。結果を下記に示す。
容器圧力評価条件
計算結果
燃料デブリ

UO2量
[ton]※1

エネルギー
吸収率※3

水素発生速度[L/h/kgUO2]

水素濃度４Vol％に達する時間[hr]全吸収1.13×10-28

輸送計算

1.97×10-3

47

試験結果

7.83×10-5

1178

全吸収

2.09×10-3

44

輸送計算

4.45×10-4

207

6

試験結果

1.13×10-5

8164

7

全吸収

1.13×10-2

17

輸送計算

1.97×10-3

97

試験結果

7.83×10-5

2424

全吸収

2.09×10-3

91

輸送計算

4.45×10-4

426

試験結果

1.13×10-5

16798

水素

RPV下鏡

輸送容器

CRD.H

1
無

2
3
4

64
有

5

計算モデル
パラメータ

No.

ジオポリ
マー※2

無

8

１

輸送容器内寸[mm]Φ6000×H6800

２

輸送容器内容積[L]192262

9３

追加遮へい体内寸[mm]Φ4900×H5467

10

４

追加遮へい体の厚さ[mm]

70

11

５

追加遮へい体外寸[mm]Φ5040×H5607

12

６

追加遮へい体容積[L]

8768

７

構造物容積[L]20509

８

燃料デブリの容積[L](64ton)11420/(32ton)7056

９

気相部の容積[L](64ton)151455/(32ton)155819

32

有※1：１F-2 MAAPおよびSAMPSONの解析結果による。(IRID 平成28年度 炉内状況把握の高度化)※2：燃料デブリの臨界防止として、炉内をジオポリマーで充填したのち取り出す方法を検討中。
※3：TMI-2評価式による。（平成28年度 燃料デブリ収納・移送保管技術の開発）⚫ エネルギー吸収率によって水素濃度4%に達する時間に幅があるが、大型容器において
168hr※4(1週間)後の水素濃度が4vol.%を下回る可能性があること確認した。
⚫ 水素濃度4%に達する時間によっては、輸送容器にベントを設置する、水素吸着材の使用を検討する。
※4：168hrは収納缶の評価時間と同じとした©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.66

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(温度)RPV内の燃料デブリの量が最も多い2号機の炉底部を搬送容器に封入した際に、どの程度温度が上昇するか、大型容器の簡易評価モデルを作成し、168hr経過後(1週間)の各部位の温度評価を行った。
その結果、輸送専用容器の閉じ込め機能に影響を与える蓋シール部近傍の温度は約65℃であり、容器自身の搬送中の冷却は不要である見通しを得た。燃料デブリの温度は290℃まで上昇しているため、新設建屋受け入れ後の対応について検討する必要がある。
燃料デブリ

蓋

評価条件

輸送専用容器

燃料デブリの量※

RPV下鏡
構造物
固定架構

CRD.H

85

ton

燃料（UO2）成分

64

ton

構造物成分

21

ton

崩壊熱

2031年1月を想定

容器材質

炭素鋼

容器寸法

追加
遮へい体

搬送時の温度評価の概念図

温度評価モデル

内径

6.00

m

高さ

7.00

m

厚さ

0.28

m

容器/外気の初期温度

40℃※平成26年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金（事故進展解析及び実機データ当による炉内状況把握の高度化）
添付資料1-3 燃料デブリ分布の推定結果（２号機）の最大値

評価結果
部位

燃料デブリ内部

蓋のＯリング部

容器下面

温度

約290℃

約65℃

約42℃

許容値

－

130℃

－
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.67

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(圧力)● 圧力評価発生する水素および熱の影響で、輸送容器内の圧力が上昇する。
容器のボルト仕様を決定するため、容器内の圧力について検討した。

7日後(170h)の圧力
122[kPa]

燃料デブリ
水素

RPV下鏡

容器圧力[Pa]

輸送容器

CRD.H

： 熱+水素： 水素：熱Φ6000[mm]の場合に掛かる力
3446[kN]

計算モデル
No.

時間[h]

パラメータ

１

輸送容器内寸[mm]Φ6000×H6800

２

輸送容器内容積[L]192262

３

追加遮へい体内寸[mm]Φ4900×H5467

４

追加遮へい体の厚さ[mm]70５

追加遮へい体外寸[mm]Φ5040×H5607

６

追加遮へい体容積[L]

8768

７

構造物容積[L]20509

８

気相部の容積[L]151455９

燃料デブリ量[ton]64１０水素発生速度[L/h/kgUO2]

1.13×10-2[ボルト員数]
構造物収納してから168hr後(1週間)の圧力に対して必要なボルト員数を算出した。(ボルト材質は一般的なS45Cと仮定)
金属キャスク構造規格に準拠し評価を実施した。
JSME 金属キャスク構造規格
平均引張許容応力：221MPa
使用するボルトをM30と仮定した場合、36本で171MPa/本の応力となり、条件を満足する。(安全率未考慮)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.68

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：大型容器の仕様(まとめ)用途

構内輸送容器

搬送対象物

ドライヤ、セパレータ、
上部格子板、炉心部、炉底部 他

概算寸法

Φ6000×H6800[mm]

概算重量

390[ton]

容積190m^3

最大線量率1000Sv/h

備考
280
100

Φ7500（仮定）
280

Φ6000

Φ6000

6800

容器仕様

6800

項目

280

280

【大型搬出容器に関する基本方針・仕様】⚫ 収納する構造物に関係なく、共通仕様の容器を用いる。
⚫ 構造物(線量)に応じ、追加遮へい体を設置する。
⚫ 容器は輸送専用として、繰り返し使用する。⇒輸送時の振動等を考慮し、ゴム系のOリングを使用。

構造物

280

基本輸送容器

遮へい厚

γ線

280[mm]

遮へい厚

中性子線

100[mm]

セル内圧力-100 [Pa]

容器表面
設計温度

130℃

主材質

低合金鋼

使用回数

未定

上部格子板

構造物
燃料デブリ線源で評価①ドライヤ②セパレータシュラウドヘッド使用しない

追加遮へい体レジン設置輸送容器③上部格子板

④炉心部

⑤炉底部

130mm
80[ton]90mm
70[ton]70mm
45[ton]

使用しない

固定架台

複数回使用を検討

280

容器本体のみ70[ton]

レジン重量

使用しない

20[ton]

外筒重量

使用しない

検討中

構造物重量

29.4[ton]

51.8[ton]

15.6[ton]

235.5[ton]249[ton]

合計重量[ton]

399.4

421.8

485.6

695.5

684

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.69

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の構内輸送方法
取り出した構造物を収納した輸送専用容器の構内輸送について概略検討を実施。
移送ルートを仮定し、検討条件を設定して移送キャリアーの有無などについて調査。

１号機
２号機

３号機

A
(156690)【構内輸送の検討条件】➢ 最大総移動距離➢ 最小道幅➢ 傾斜➢ 最大積載重量：約560m(*1)：約9m(*1)：約4.7°=8.2%(*2)：約1000ton(*3)(*1)配置図からの推定値(*2)距離250m、高低差20.6mで算出(*3)輸送容器、構造物(炉底部)、構造物固定架台、容器固定架台を合計した概算重量(157200)

A(9000)

A-A断面(*4)

B
B
B-B断面(*4)：移送ルート(案）(*4)道路構造令 縦断線形に関する規定より、
設計速度30km/hの曲線半径の計算から想定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.70

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の構内輸送方法

1000ｔon以上の運搬能力がある既存車両４種類について仕様調査を実施。仕様上は輸送可能であることを確認。
専用車両仕様への変更可否や、構内道路の拡張や補強要否については今後検討が必要。
①Goldhofer– HEAVY-DUTY
MODULES PST/ES-E(315)②MHI(日本車両)– ドーリー(H3ロケット運搬台車)(3軸車9台)-寸法9×17[m]
高さ1.5 ±0.35[m]-ペイロード1215[ton]-最大登坂能力9.4[%](SL-Eの性能)-時速1[km/h]-寸法3.3×25.4[m]
高さ2.84 +0.6[m]-ペイロード730[ton]-登坂能力不明-時速2[km/h]③日本車輌– ユニットキャリア
ユニットキャリア:(3軸車9台)-寸法 約10×20[m]
高さ1.3 +0.65[m]-ペイロード1125[ton]-最大登坂能力13.7[%]-時速3[km/h]

主な仕様
(荷重
1000ton
とした場
合)

課題

・ES-Eとしての登坂能力不明

・ロケット専用であるため流用性
不透明

評価

△

×

備考

宇徳 スーパーキャリアⅣ・Ⅴのベース車両・車両幅が大きい△④SCHEUERLE– SHT– SPMT– SPMT3000
SHT:-寸法10×20[m]
高さ1.54 +0.7[m]-ペイロード1056[ton]-最大登坂能力6.5[%]-時速不明
SPMT:(6軸車3台+4軸車3台)-寸法 約8×18[m]
高さ1.5 ±0.35[m]-ペイロード1081.5[ton]-最大登坂能力9[%]-時速0.5[km/h]
SPMT3000:(6軸車3台+4軸車3台)-寸法 約9×19[m]
高さ1.22 +0.35/-0.30[m]-ペイロード1080[ton]-最大登坂能力12.9[%]-時速0.5[km/h]

・車両幅が大きい・型式によって登坂能力不足△

3000ton以上の輸送で大きなシェア有り©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.71

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：重量物の構内輸送方法
輸送容器は立てた状態での輸送を想定しているため、輸送中の転倒防止方法案について検討。
今後、輸送容器の構造設計と合わせた継続検討が必要。
①アジャスタブルビーム方式
輸送容器を輸送車上で吊り下げた状態での輸送。

②H2A(またはH3)ロケット輸送時の転倒防止機構
H2A(またはH3)ロケットは発射台ごとドーリーで運搬。可動式の支持部でロケットを固定。

③輸送容器のボルト固定
輸送容器を輸送車へ直接ボルトで
固定する。

図

課題

設備が大型化してしまうため、輸送車のサイズがアップする可能性あり

成立性

△

備考

カナダ ピカリング発電所で実績あり

構造の詳細不明－

ボルト穴の位置合わせ構造が複雑になる可能性あり△©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.72

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 従来定検にて取り外しを実施している構造物とそれ以外のものに区分
形状維持

シールドプラグ

・従来定検と同様の方法で締結部
を解除

締結部
・締結部の切断分離

PCVヘッド変形、かじり等

RPVヘッド保温材

従来にて定検で取り外しを実施している構造物

ドライヤ

形状維持

構造物
・吊り位置の追加、変形部の補強

セパレータ

変形、損傷等

シュラウド

固着せず堆積

切り株燃料

燃料デブリ
性状

CR案内管
炉底部燃料デブリ

・従来定検で使用する吊り金具を流用

上記以外の構造物

・事前に吸引等による回収（粒状デブリ、落下ペレット等）
・充填固化

固着

形状維持

CRDハウジング（搬送時の剥離防止）

・燃料デブリを支持している構造
物の下側もしくは外側で切断

切断位置

変形、損傷等

・分割範囲を細分化した位置で切断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.73

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 概略手順：従来定検で取り外しを実施している構造物
STEP１
シールドプラグ
シールドプラグ

STEP２
PCV上蓋

STEP３
保温材

STEP４
RPV上蓋

STEP５
ドライヤ

STEP５
セパレータ

ＰＣＶ上蓋

ボルト
切断

ボルト
切断

ボルト
切断

ボルト
切断

・ 締結部無し
・ 損傷なければ吊り金具流用して搬出・ 締結部（ボルト）切断
・ 搬出可能な大きさに切断し搬出・ 切断片を把持して吊り上げ・ 締結部（ボルト）切断
・ 損傷なければ吊り金具流用して搬出・ 締結部（スタッドボルト）切断・ 損傷なければ吊り金具流用して搬出・ 締結部無し
・ 損傷なければ吊り金具流用して搬出・ 締結部（シュラウド
ヘッドボルト）切断
・ 損傷なければ吊り金具流用して搬出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.74

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 概略手順：従来定検で取り外し実施以外の構造物
STEP６
FWスパージャ、
ジェットポンプ等

ＦＷス
パージャ

シュラウド上部

ジェット
ポンプ

STEP10
ＣＲ案内管等

STEP9
炉心部

STEP８
上部格子板

STEP７
炉底部確認
充填固化

上部格子板

切断

炉心支持板
ＣＲ案内管

アニュラス

充填固化
（下層）

STEP11
炉底部

充填固化
（上層）

切断

シュラウド
サポート

切断
切断

・ 個々の機器切断
・ ラック等に仮置きしてまとめて搬出・ アニュラス開口穴から
炉底部確認
・ アニュラス開口穴より充填材注入し、炉底部
燃料デブリを充填固化

・ 炉心支持板上の固着していない粒状燃料デブリ、ペレット等を回収
・ 炉心支持板上の燃料
デブリを上方から充填
固化・ シュラウド上部と一体で切断搬出

・ 炉心支持板下側でシュラウド外周切断・ 吊り具設定し搬出・ 個々の機器切断
・ ラック等に仮置きしてまとめて搬出・ 燃料デブリ外側の下鏡位置切断・ 接続配管等の切断・ 吊り具設定し搬出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.75

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 取り出し概念（代表例）
RPV上蓋取り出し概念例

PCV上蓋取り出し概念例

ジェットポンプ取り出し概念

セパレータ取り出し概念

解体装置

解体装置
切断片取り
扱い揚重機

解体装置

解体装置

補助ベース
（シュラウド上部
フランジ配置）

切断片吊り具

仮置きラック（ラックごと搬出）

シュラウド
ヘッドボルト
RPV上蓋
切断マニ
ピュレータ

切断マニ
ピュレータ

ＰＣＶ上蓋

セパレータ

切断マニ
ピュレータ
スタットボルト

ジェットポンプ＜解体装置の基本構想＞① ＰＣＶ上蓋からジェットポンプ等上部構造物の解体作業は、原子炉ウエル等全域に任意の位置にアクセスを要するため、
R（径方向）－θ（周方向）動作および昇降機能を備えた装置構成とする。
② 作業進捗に応じてRPV上フランジなど作業近傍に装置を配置変更し、昇降機能の負担（振れ、たわみ防止等）の軽減を図る③ その際、装置はサイズダウンした同一思想の装置構成とし、運転操作方法の共通化を図る。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.76

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 取り出し概念（代表例）
構造物を一体で搬出する場合、解体装置を搬送台車で増設建屋に搬送して仮置きし、構造物を搬出する計画（保温材による一例を下図に示す）

搬送台車
（北側）

搬送台車
（北側）
作業容器

解体装置

保温材
保温材

（１）解体装置吊り上げ（３）保温材を吊り上げ
解体装置
搬送台車
（北側）

保温材

搬送台車
（南側）

（２）解体装置を搬送台車に仮置きし、増設建屋に搬送（４）保温材の搬出

搬送台車
（南側）

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.77

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 取り出し概念（代表例）・接続スリーブの据付は、シールドプラグ取り外し後に実施・接続スリーブは分割搬入し、原子炉ウェル内に設置。
接続スリーブ間の溶接接続スリーブ２段目の設置

接続スリーブ1段目の設置

以下繰り返し接続スリーブ（２段目）
遠隔溶接機

接続スリーブ（1段目）

接続スリーブ（２段目）
接続スリーブ（1段目）

PCVヘッド接続スリーブ（２段目）
接続スリーブ（1段目）●

接続スリーブ（1段目）

高線量／汚染エリアのため分割品組立時の結合は溶接で対応することを計画。
接続スリーブの構造および遠隔溶接方法の検討を継続©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.78

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 従来定検で取り外しを実施している構造物 ： 締結部の切り離し方法
・締結部はボルト、ナット等での固定であるが、ネジの腐食、ボルトの変形等の可能性があり、従来の方法での取り外しが困難な場合、切断による連結部の切り離し方法を検討する。
＜PCV上蓋＞＜保温材＞
搬出可能な切断片に分割（切断線は一例）

PCV上蓋

保温材

接続スリーブ

ボルト＊接続スリーブの寸法次第で外側からのアクセスが厳しい可能性ある⇒ 内側からの切断も並行して検討搬出可能な切断片に縦分割（切断線は一例）

スイング
ボルト
内側

外側

ボルト切断

● ボルトを切り離すことで引き上げは可能。但し、接続スリーブとの取り合いが厳しい可能性があるため、フランジ内外側の切断方法を検討

ボルト（切り離し）接続ス
リーブ● スイングボルトを切り離すことで引き上げは可能。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.79

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 従来定検で取り外しを実施している構造物 ： 締結部の切り離し方法
案１ ボルト頭切断＜RPV上蓋＞

案２ フランジ切り込み（ボルト位置深さ）

案３ 上蓋フランジ隙間
からボルト切断

PCV上蓋
切断
切り込み
切り込み

同レベルに構
造物あり、装置アクセスに
難あり
引き上げ

引き上げ

スタッドボルト＊ネジの腐食、変形等により緩めることは困難と予想

ボルト勘合部の腐食等によりカジリ発生の可能性あり嵌合範囲のMIN化● スタッドボルトのため、ナット位置で切断しても引き上げが困難になる可能性あり。
RPV上蓋吊り上げ時にボルトかじりの影響の小さい案２を主案とする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.80

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 従来定検で取り外しを実施している構造物 ： 締結部の切り離し方法＜セパレータ＞

１．ナット切断

２．ナット残品除去

３．Tバー回転

４．セパレータ引き上げ

ナット

シュラウドヘッドボルト

ナット残品

セパレータ

切断

シュラウド
ヘッド

セパレータ
引き上げ

上部シュラウドシュラウドヘッド● ナットの締め付け解除が腐食により不可の可能性あり、ナットを切断して解除しTバーの軸を回転させてストッパーを外す。

ラグ

上部シュラウドTバー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.81

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針●充填固化の適用範囲
A. 損傷進展小概念図

B. 損傷進展中

炉心部に
一部燃料
が残存

大部分の
支持構造
物は形状
維持

炉底部に
燃料デブリ
存在
ペデスタル
への流出
小

下鏡の開
口は少数
存在

充填固化

C. 損傷進展大

大部分の
燃料は下
鏡に流出

多くの支持
構造物は
溶融・損傷

炉底部に
燃料デブリ
存在
ペデスタル
への流出
大

下鏡の開
口は多数
存在

大部分の
支持構造
物は溶融
し流出

大部分の
燃料はペ
デスタル
に流出

下鏡の構
造物は溶
融してペデ
スタルに落
下

局所の充填
固化

対
応

• 炉心部、炉底部の燃料デブリを充填固化• 大型構造物として切断して搬出・ 残存する燃料デブリに局所充填し固化・ 燃料デブリ残存部に範囲縮小して大切り搬出・ 充填固化の適用は不要
・ 搬出可能な大きさで分割切断

メトリッ・ 大きな分割片での搬出（分割数小）・ 充填量小（二次廃棄物小）・ 搬出物の重量低減

・ 燃料デブリ存在量の低減
・ 搬出する構造物自体の物量低減

デ
トメ
リ
ッ

・ 搬出物の重量大・ 充填量大（二次廃棄物大）・ 分割数の増加（作業量も増加）
・ 不定形状物の取り扱いが増加（作業の複雑化）・ 不定形状物の取り扱いが増加（作業の複雑化）● 重量物を対象とした作業となるケースAを中心に工法ステップ、要素試験の検討を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.82

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針●充填材による充填範囲
・燃料デブリの堆積位置を中心に必要最小限の範囲の充填を実施（搬送時の重量軽減等）＜１号機（損傷想定B)＞
・充填範囲
燃料デブリの存在が予想される炉底部を中心に充填

＜２号機（損傷想定A)＞
・充填範囲
燃料デブリの存在が予想される炉心部、炉底部を中心に充填⇒ 取り出しは例１）例２）の２ケースあり＜３号機（損傷想定AとBの中間）＞
・2号機もしくは1号機状態の両方のケースを想定

燃料デブリの大きな塊は存在していない可能性

燃料は炉心外周部に存在している可能性

大部分の燃料は溶融し存在していないと推定

充填範囲

充填固化

搬出ブ
ロック

充填
固化

充填固化

吊上げ可能な単位で切断分割

燃料デブ
リ堆積

下部プレナムに落下した燃料は底部に残存する
可能性
搬出ブロック下部プレナムに落下した燃料は底部に残存する
可能性
燃料デ
ブリ堆積

搬出ブ
ロック

例１）全充填にてブロックで搬出

炉内状況把握の高度化の成果からの推定

搬出ブ
ロック
例2）シュラウド下部を切断分割で搬出不確かさはある
ものの一部の燃料デブリが残っている可能性

充填固化にてブロックで
搬出*
若しくは
吊上げ可能
な単位で切
断分割を細
分化

搬出ブロック＊ブロックで搬出を評価するにあたり、充填材の特性を把握する必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.83

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針●充填固化の手順
・充填手順は、炉底部から積層して充填する方法と、炉心部から局部的に充填する方法の2ケースを検討する。
炉心支持板＜ケース１＞炉底部から上方に積層して充填
シュラウド①充填手順およびその充填上の課題
１．炉底部充填２．炉心支持板まで
積層

アニュラス部
シュラウドサポートプレート

３．炉心部切断

４．炉底部切断

シュラウド
サポート

開口（ジェットポンプ跡）
CRDハウジング

シュラウド
サポートレグ

切断

下鏡

概
略
手
順

課
題

切断

充填固化

シュラウドサ
ポートレグ①炉底部へのアクセ
スルート確保
②炉底部貫通穴からの充填材流出防止③シュラウドサポート
レグ間の開口から外周への流出防止切断④シュラウド構造物および充填材含めた切断方法④シュラウド構造物および充填材含めた切断方法→ 外周：シュラウド（SUS）、内側：充填材＋CR案内管（SUS)
充填材)
組合せの切断シュラウド
・切断種類・方式検討（SUS)
・充填材特性把握
切断・切断手順検討
CR案内管（SUS))①炉底部へのアクセスルート確保→ シュラウド外周のアニュラス部からジェットポンプ跡の開口を通過してシュラウドサポートレグの隙間から炉底部外周に侵入可能②炉底部貫通穴からの流出防止→ 貫通箇所の把握が必要であるが、CRDハウジングが林立しており、中心への接近に困難が伴う（課題）
資材
搬入

シュラウド
サポートレグ堰

水袋③シュラウドサポートレグ間の開口から外周への流出防止→ アニュラス部から資材を搬入し、レグ間に堰（組立式）
および水袋にて押し当てし流出防止→ 充填材を下層から層状に固化を繰り返して積み上げ

充填材（下３層）

充填材（下２層）
充填材（下１層）
充填材（最下層）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.84

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針●充填固化の手順＜ケース２＞炉心部から局部的に充填

燃料集合体
支持板穴：プラグ等
大開口：外周堰等

燃料支持金具①充填手順およびその充填上の課題
１．炉心支持板充填

燃料デブリ（仮想）２．炉心部切断

３．炉底部充填４．炉底部切断

充填材
（積層）

切断

流路③
炉底部へ

CR案内管

充填固化

概
略
手
順

切断

流路②
CR案内管内へ充填固化

切断①炉心支持板貫通穴からの充填材流出防課 止
題②シュラウド構造物
および充填材含めた切断方法(ケース１と同じ）③炉底部貫通穴からの充填材流出防止● ケース１およびケース２ともに候補として検討を継続（充填材の特性把握を進めて判断）③炉底部貫通穴からの充填材流出防止→ 開口幅の小さい流出路：流路②③・硬化時間の短い充填材を積層→ 開口幅の大きい流出路：流路①
・プラグ、堰等を組み合わせ開口幅を小さくして充填材を積層

流路④
炉底部へ

炉心支持板

流路①
炉底部へ

①炉心支持板貫通穴からの充填材流出防止→ 開口幅の小さい流出路：流路③④・硬化時間の短い充填材を積層→ 開口幅の大きい流出路：流路①②・プラグ、堰等を組み合わせ開口幅を小さくして充填材を積層

貫通穴：プラグ等
大開口：外周堰等

下鏡

充填材
（積層）

流路①
開口からペデスタルへ

CRDハウジング

流路③
下鏡との隙間からペデスタルへ

ICMハウジング

流路②
溶接部損傷から
管内へ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.85

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針● 炉心部での切断：前項の充填固化手順を想定した場合の切断方法
充填手順ケース１

充填手順ケース２

切断①

切断①

切断②

＜切断①＞
・上部格子板下面のシュラウド
上部で切断→ シュラウド外周の切断

切断

外周レール

＜切断②＞
・炉心支持板下面のシュラウド
下部で切断→ シュラウド内側にも充填材、構造物あり、断面全域で切断

補助テーブル

切断②

充填固化
充填固化

切断機
シュラウド把持部（穴加工し把持）

シュラウド

切断②

切断①

● シュラウド構造物と充填材を含めた切断方法の検討と合わせて、装置構想の検討を継続
する。

シュラウド
上部

断面全域の切断

ワイヤーｿｰ切断機©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.86

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針
輸送専用容器最大内径寸法約φ６ｍと干渉物の大きさを考慮し、各干渉物の取り出し方針を以下に整理する。
増設建屋
での加工

容器による回収の考え方

加工実施

一体吊り上げ → 作業容器 → 輸送専用
容器

① 加工装置で加工し、切断片を作業容器で搬送。
② 増設建屋で輸送専用容器に収納。

なし

切断片 → 作業容器 → 輸送専用容器

原子炉保温材① 加工装置で締結部を切り離し、作業容器で搬送。
② 増設建屋で切断後、輸送専用容器に収納。

加工実施

一体吊り上げ → 作業容器 → 輸送専用
容器

4

RPV上蓋

① 加工装置で締結部を切り離し、作業容器で搬送。
② 増設建屋で切断後、輸送専用容器に収納。

加工実施

一体吊り上げ → 作業容器 → 輸送専用
容器

5

ドライヤ

①加工せずに吊り上げて、増設建屋に搬送。
②増設建屋で輸送専用容器に収納。

なし

一体吊り上げ → 作業容器 → 輸送専用
容器

6

セパレータ

①加工装置で締結部を切り離し、作業容器で搬送。
②増設建屋で輸送専用容器に収納。

なし

一体吊り上げ → 作業容器 → 輸送専用
容器

7

炉心部

① 充填材を充填*し、加工装置で円筒状に加工。
② 切断片を作業容器で搬送。
③ 増設建屋で輸送専用容器に収納なし

切断片 → 作業容器 → 輸送専用容器

Ｎｏ.

干渉物

撤去方針

1

シールドプラグ① 加工せずに吊り上げて、増設建屋に搬送。
② 増設建屋で切断後、輸送専用容器に収納。

2

PCV上蓋

3

備考

① 炉底部に開口を設置し接続配管などを切断。
② グレーチングや保温材などの切断片は回収容器に① 切断片 → 回収容器 →輸送専用容器
8
炉底部なし
回収し輸送専用容器に収納。
② 炉底部一体吊り上げ → 輸送専用容器③ 炉底部は、一体で吊り上げて輸送専用容器に収納。
*：炉内に存在すると推定する切り株燃料などの落下防止や加工/搬送時の再臨界防止などを目的とした充填材(ジオポリマー)について、東京大学と共同で検討した。落下防止に必要となる充填材の選定や再臨界防止のための中性子吸収材の添加について概念検討を実施。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.87

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針
輸送専用容器最大内径寸法約φ６ｍと干渉物の大きさを考慮し、各干渉物の取り出し方針を以下に整理する。
Ｎｏ.

1

2

3

干渉物

シールドプラグ

PCV上蓋

原子炉保温材概略仕様(m)

加工方法の候補撤去方法の例撤去
難易度① 主要材質コンクリート② 主要寸法
φ12.5×H0.6(上段)
φ12.1×H0.6(中段)
φ11.8×H0.6(下段)

ワイヤーソー、
ディスクソーなど(増設建屋内の加工設備において加工)① 原子炉ウエルから取り外し、作業
容器にて増設建屋内の加工設備に搬送する。
② 加工設備で輸送専用容器に入る寸法に加工する。
③ 切断片を輸送専用容器に収納する。

① 主要材質SS② 主要寸法
φ10.0×H4.5(手摺含)ディスクソー、
カッター（架台等）
AWJ（PCV上蓋)など① 架台、手すり等、PCV上蓋を加工装置により切断し、作業容器にて増設建屋に移送する。
② 増設建屋で輸送専用容器に収納する。

① 主要材質SS② 主要寸法
φ6.2×H3.8（手摺含）

ワイヤーソー、
ディスクソーなど（増設建屋内の加工設備において加工)① 保温材の締結部を切り離し、作業容器にて増設建屋の加工設備に搬送する。
② 加工設備で輸送専用容器に入る寸法に加工する。
③ 切断片を輸送専用容器に収納す
る。

備考

中

中

低

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.88

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針
輸送専用容器最大内径寸法約φ６ｍと干渉物の大きさを考慮し、各干渉物の取り出し方針を以下に整理する。
Ｎｏ.

4

5

6

干渉物

RPV上蓋

ドライヤ

セパレータ

概略仕様
(m)

加工方法の候補撤去方法の例撤去
難易度① 主要材質低合金鋼② 主要寸法
φ5.5×H2.9

ワイヤーソー、
ディスクソーなど(増設建屋内の加工設備において加工)① ＲＰＶ上蓋の締結部を切り離し、作業容器にて増設建屋内の加工設備に搬送する。
② 加工設備で輸送専用容器に入る寸法に加工する。
③ 切断片を輸送専用容器に収納する。

① 主要材質SUS② 主要寸法
φ4.7×H5.0

切断しない① 吊具を取り付けて一体で取り出す。
② 一体のまま輸送専用容器に収納する。

① 主要材質SUS② 主要寸法
φ4.5×H4.6

ディスクソー、
セーバーソー
など

備考

中

中

① セパレータの締結部を切り離し、作業容器にて増設建屋に搬送する。
② 一体のまま輸送専用容器に収納する。

中©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.89

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：干渉物の取り出し方針：要素試験模擬範囲

輸送専用容器最大内径寸法約φ６ｍと干渉物の大きさを考慮し、各干渉物の取り出し方針を以下に整理する。
Ｎｏ.

7

8

干渉物

炉心部

炉底部

概略仕様
(m)

加工方法の候補撤去方法の例撤去
難易度① 主要材質SUS② 主要寸法
φ4.8×H7.4（炉心領域の構造物）

ワイヤーソーなど① 炉内に落下防止、再臨界防止などを目的とした充填材(ジオポリマー)を充填する。
② ワイヤーソーで円筒状に切断する。
③ 切断した炉心部を輸送専用容器に収納する。

① 主要材質低合金鋼／SUS② 主要寸法
φ4.8×H6.7（CRDﾊｳｼﾞﾝｸﾞ、
RPV下鏡など）

ディスクカッター、
AWJ、レシプロ
ソー、シャーなど① 炉底部の充填材と燃料デブリを加工し回収容器に回収する。
② 回収容器を輸送専用容器に収納する。
③ 炉底部に開口部を設置して吊具を設置する。
④ HCU配管などの接続を切り離す。
⑤ 炉底部を一体で取り出す。
⑥ 一体のまま輸送専用容器に収納する。

備考

東京大学と共同で充填材の概念検討を実施中。

高

要素試験実施により、実現性の確認を行う。

高

以下の理由により炉底部取り出し方法の要素試験を行い実現性を確認する。
・炉底部の取り出し手順が多く加工ツール(下鏡や配管、グレーチング、保温材切断用など)も多彩。
・干渉物の中で最も狭隘な環境での作業となり、ペデスタル底部への落下防止対策が必要となる。
・2018年度に細かく切断して取り出す要素試験を実施しており、今回の大型取り出し工法と比較可能。(スループットなどの比較)
・2018年度に使用した装置や模擬体を有効的に活用することが可能。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.90

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップの検討

炉底部は、取り出し手順が多く加工ツールも多彩であり、最も狭隘な環境での作業となることが想定されるため、要素試験により実現性を確認する。
：要素試験模擬範囲【炉底部の接続部を切断し、一体で取り出すステップ】：単体試験により確認
１．加工装置搬入

２．炉底部燃料デブリ回収
揚重機
搬送設備

ス
テ
ッ
プ
図

加工装置
加工共通装置加工共通装置
燃料デブリ加工
燃料デブリを回収容器に回収

加工装置
吊りワイヤ

穴あけ

➢ 搬入に伴う搬送。
➢ 加工装置の遠隔設置。

➢ 充填材と燃料デブリの加工。
➢ 加工後の回収。
➢ 回収容器のハンドリング。

➢ 下鏡の穴あけ。
➢ 切断片の落下防止。
➢ 切断片の回収。
➢ 吊具設置。

① 搬送に伴う設備のメンテナンス方法。
② 加工装置の遠隔設置。

① 充填材と燃料デブリの加工方法。
② 加工時の汚染拡大防止措置。
③ 加工装置による回収容器ハンドリング方法。
④ 移送中の再臨界防止。
⑤ 加工時の非常回収方法。

① 加工装置の遠隔でのツール交換方法。
② 厚板の切断方法。
③ 落下防止方法。
④ 遠隔での吊具設置方法。
(遠隔吊具設置は、要素試験で確認する)① 主なメンテナンス項目について方針を検討。
② 大型揚重機への加工装置設置方法や吊り天秤などについて検討。

① 充填材の加工について検討。また、充填材による再臨界防止についても検討。
② 容器ハンドリングについては、要素試験により確認。
③ 非常時の回収方法について検討。

① AWJにより下鏡穴あけおよび切断片回収の部
分要素試験を実施。
② 以下の形状に穴あけすることで落下防止可能な見通し。
斜めの切断線

主な課題

対応案

加工共通装置回収容器

回収容器吊上げ

燃料デブリ

必要な
機能

搬送装置へ
着座

３．下鏡穴あけ/吊具設置

下鏡

切断片

下鏡

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.91

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップの検討

炉底部は、取り出し手順が多く加工ツールも多彩であり、最も狭隘な環境での作業となることが想定されるため、要素試験により実現性を確認する。
：要素試験模擬範囲【炉底部の接続部を切断し、一体で取り出すステップ】：単体試験により確認
４．グレーチング/保温材等撤去

５．接続配管/ケーブル類切り離し

６．下鏡切断

配管切断ツール

加工共通装置

補助アーム

ス
テ
ッ
プ
図

補助アーム

加工装置

加工装置

加工装置

HCU配管

必要な
機能

➢ 干渉物の撤去。
➢ 干渉物の回収。
➢ 回収容器のハンドリング。

➢ 配管/ケーブル類の切断。

➢ 下鏡の切断。

① 配管/ケーブル類に合わせた切断方法。
② 加工ツールの交換。

① 厚板の切断方法。
② 落下防止方法。

主な課題① 干渉物の構造に合わせた撤去方法。
② 加工ツールの交換。
③ 切断片の落下防止と回収方法。
④ 回収容器のハンドリング方法。
① 要素試験において選択した加工ツールの適用性について確認。
② その他実現性については、要素試験において確認。

① 要素試験において選択した加工ツールの適用性について確認。
② その他実現性については、要素試験において確認。

① AWJにより下鏡切断可能な見通し。
② 遠隔吊具設置により落下防止可能な見通し。
なお、遠隔吊具設置については、要素試験で実現性を確認。

対応案©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.92

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップの検討

炉底部は、取り出し手順が多く加工ツールも多彩であり、最も狭隘な環境での作業となることが想定されるため、要素試験により実現性を確認する。
：要素試験模擬範囲【炉底部の接続部を切断し、一体で取り出すステップ】：単体試験により確認
７．炉底部の吊り上げ搬送

８．輸送専用容器搬出

９．別建屋受け入れ

揚重機
追加
遮へい体

ス
テ
ッ
プ
図

別建屋
搬送設備で搬送

増設建屋

搬送装置
揚重機で搬送輸送専用容器輸送車で搬出輸送専用容器

必要な
機能

主な課題

対応案

受入れセル

細断セル

移送容器

➢ 炉底部一体搬送。(落下防止)➢ 輸送専用容器内における回収容器や炉底部の位置合わせ。

➢ 輸送専用容器と高汚染エリア接続および切り離し機能。
➢ 搬出に伴う検査。
➢ 輸送専用容器の建屋からの搬送。

➢ 別建屋での輸送専用容器の開封し取り出し。
➢ 細断セルで細断し、廃棄物回収容器に収納。

① 輸送専用容器内における回収容器や炉底部の固定。

① 輸送専用容器と高汚染エリア接続および切り離し時の気密維持方法② 遠隔による搬出検査方法。
③ 屋外搬送方法。

① 輸送専用容器と高汚染エリア接続および切り離し時の気密維持方法② 細断セル設備構成および配置。

① 輸送専用容器内においては、ラックおよびス
ペーサーや治具などにより固定する計画。

① 高汚染エリアとの接続は大型のダブルドア方法の適用を検討。新規補助事業等において本方法の検証を計画中。
② 必要となる検査項目と手段について検討を継続。
③ 重量物移送は、既存の技術の応用で可能な見通し。

① 「５．輸送専用容器搬出」における①の成果を適用② 細断対象、細断方法および配置する装置類を整理し、細断セルに要求される条件の検討を継続。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.93

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップからの課題の抽出
課題の抽出および対応方針について以下に示す。
No.
1

取り出しステップ項目
シールドプラグ撤去
取り出し方針一体で取り出し、増設建屋で切断して搬出

2

ＰＣＶ上蓋撤去
取り出し方針
その場で切断し回収容器に回収し
て搬出

主な課題

対応方針

① 遠隔による吊具の設置方法。
② 落下防止対策。
③ 加工エリア設備構成および配置。

① 吊り金具への取り付けは支援ロボット（柔構造作業
アーム等）を配置して対応を計画。他の作業と合わせて共通的に使用する支援ロボットの検討を継続する。
② シールドプラグの変形例（３号機）が報告されており、既存の吊り金具と合わせて、吊り位置を追加して安定させた吊り上げを検討する。ここは、対象の状態を正確に把握して追加の吊り位置、方法等を計測して検討する。
③ 加工対象、加工方法および配置する装置類を整理し、加工エリアに要求される条件を継続して検討する。

① 解体装置の遠隔設置および一次退避方法。
② 解体装置による切断回収時の落下防止方法。
③ 解体装置のツール交換、メンテナ
ンス方法。
④ 解体装置の非常回収方法。
⑤ 輸送容器への切断片の収納効率の向上。

① 原子炉ウエル上部に配置した解体装置は、PCVな
いから切断片を搬出する際に、一時退避を要することから以下の検討を継続する。
・遠隔設置を想定した装置構成および据付方法
・一時退避として場所の配置および搬出手順（現状は増設建屋の加工エリアを想定）② 搬出可能な寸法に切断分割するため、想定した切断片に穴加工を行い、そこに吊り具（ストッパ付き）を取り付け、切断した後に吊り上げ回収することを想定。今後、切断位置、切断方法等を継続して検討しツールの具体化を図る。
③ 増設建屋の加工エリアに移送し、遠隔にてメンテナンスを計画。なお、切断装置の刃物等の消耗品などの先端ツールの交換は、作業場所での交換を計画する。
④ 他の揚重機、もしくは支援ロボット（柔構造作業アーム等）をバックアップとして投入を計画。今後、装置設計と合わせて検討を継続する。

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.94

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップからの課題の抽出
課題の抽出および対応方針について以下に示す。

No.

取り出しステップ項目

2

ＰＣＶ上蓋撤去

3

保温材撤去

取り出し方針一体で取り出し、増設建屋で切断
して搬出

主な課題

対応方針

備考

➄ 切断片は効率的に搬送するため専用ラックにてPCV内から搬送する計画である。輸送容器にそのまま収納する際、隙間ができる可能性があることから、収納効率を上げる方法を継続して検討する。
① 解体装置の遠隔設置および一次退避方法。
② 解体装置による切断回収時の落下防止方法。
③ 解体装置のツール交換、メンテナ
ンス方法。
④ 解体装置の非常回収方法。
⑤ 加工エリア設備構成および配置。

① 原子炉ウエル上部に配置した解体装置は、PCVな
いから切断片を搬出する際に、一時退避を要することから以下の検討を継続する。
・遠隔設置を想定した装置構成および据付方法
・一時退避として場所の配置および搬出手順（現状は増設建屋の加工エリアを想定）② 締結部はスリングボルトを使用しているため、切断後の落下はない。但し、切断したボルトは容器に回収して保温材と一緒に増設建屋に搬出することを計画。
③ 増設建屋の加工エリアに移送し、遠隔にてメンテナンスを計画。なお、切断装置の刃物等の消耗品などの先端ツールの交換は、作業場所での交換を計画する。
④ 他の揚重機、もしくは支援ロボット（柔構造作業アーム等）をバックアップとして投入を計画。今後、装置設計と合わせて検討を継続する。
➄ 加工対象、加工方法および配置する装置類を整理し、加工エリアに要求される条件を継続して検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.95

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップからの課題の抽出
課題の抽出および対応方針について以下に示す。
No.

４

取り出しステップ項目

ＲＰＶ上蓋撤去
取り出し方針一体で取り出し、増設建屋で切断して搬出

5

ドライヤ撤去取り出し方針
一体で搬出

主な課題

対応方針

① 解体装置の遠隔設置および一次退避方法。
② 解体装置による切断回収時の落下防止方法。
③ 解体装置のツール交換、メンテナ
ンス方法。
④ 解体装置の非常回収方法。
⑤ 加工エリア設備構成および配置。

① 原子炉ウエル上部に配置した解体装置は、PCVな
いから切断片を搬出する際に、一時退避を要することから以下の検討を継続する。
・遠隔設置を想定した装置構成および据付方法
・一時退避として場所の配置および搬出手順（現状は増設建屋の加工エリアを想定）② 締結部はスタッドボルトを使用しているため、切断後の落下はない。但し、切断したボルトは容器に回収してRPVと一緒に増設建屋に搬出することを計画。
③ 増設建屋の加工エリアに移送し、遠隔にてメンテナンスを計画。なお、切断装置の刃物等の消耗品などの先端ツールの交換は、作業場所での交換を計画する。
④ 他の揚重機、もしくは支援ロボット（柔構造作業アーム等） をバックアップとして投入を計画。今後、装置設計と合わせて検討を継続する。
➄ 加工対象、加工方法および配置する装置類を整理し、加工エリアに要求される条件を継続して検討する。

① 遠隔による吊具の設置方法。
② 落下防止対策。

① 既存の吊り金具を利用できる場合は、従来定検と同様に吊り天秤の設置を行う。但し、従来は作業員が介在していたことから、柔構造作業アームに代行させる方法を検討する。
② 従来定検の吊り具は、ドライヤの吊り金具にピンを差し込んで固定する方法を採用しており、同様の方法を実績として参考とする。

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.96

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップからの課題の抽出
課題の抽出および対応方針について以下に示す。
No.
6

取り出しステップ項目
セパレータ撤去
取り出し方針
一体で搬出

主な課題

対応方針

① 解体装置の遠隔設置および一次退避方法。
② 解体装置による切断回収時の落下防止方法。
③ 解体装置のツール交換、メンテナンス方法。
④ 解体装置の非常回収方法。
⑤ 加工エリア設備構成および配置。

① 原子炉ウエル上部に配置した解体装置は、PCVないから切断片を搬出する際に、一時退避を要することから以下の検討を継続する。
・遠隔設置を想定した装置構成および据付方法
・一時退避として場所の配置および搬出手順（現状は増設建屋の加工エリアを想定）② シュラウドヘッドボルトはナットを切断しても途中にピンがあるため落下はしない。但しそのピンが損傷していた場合、アニュラス部に落下する可能性があるため、落下時の影響等の検討を継続する。
③ 増設建屋の加工エリアに移送し、遠隔にてメンテナンスを計画。なお、切断装置の刃物等の消耗品などの先端ツールの交換は、作業場所での交換を計画する。
④ 他の揚重機、もしくは支援ロボット（柔構造作業アーム等） をバックアップとして投入を計画。今後、装置設計と合わせて検討を継続する。
➄ 加工対象、加工方法および配置する装置類を整理し、加工エリアに要求される条件を継続して検討する。

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.97

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップからの課題の抽出
課題の抽出および対応方針について以下に示す。
No.
7

取り出しステップ項目
炉心部撤去
取り出し方針充填材を充填してその場で大型に切断して搬出

主な課題

対応方針① 炉心部ﾃﾞﾌﾞﾘの充填固化の手順、炉心支持板などの開口部閉止方法。
② ワイヤーソーなどによる金属や充填材の加工性。
③ 加工時の非常回収方法。
④ 遠隔による吊具の設置および吊り上げ方法。
⑤ 落下防止対策。

① 炉心上部から充填する方法と炉底部から充填する方法の2案の手順を検討し、その時の課題を整理したが、充填材の特性とも関係することか
ら、継続して検討する。
② 炉心部は断面全領域を切断する必要があるた
め、ワイヤーソーによる切断を候補の一つとした。
但し本部位はシュラウド等の構造物と充填材が混在した領域であるため、切断実績はなく、継続して検討する。
③ 上記②より切断方法は継続検討が必要なため
非常回収はその結果も念頭に検討する。
④ 炉心部（シュラウド）は吊り位置がないため、シュラウド側面に穴加工して把持する方法を計画。但し切断中は下方で切断するため、その支持が必要であり、検討を継続する。
➄ シュラウド吊り上げ時に炉心支持板下方につながる構造物は充填固化することを計画しているが、損傷が考えられることから、下方にネットを配置するなど落下防止を継続して検討する。

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.98

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：工法ステップからの課題の抽出
課題の抽出および対応方針について以下に示す。
No.
8

取り出しステップ項目
炉底部撤去
取り出し方針接続配管やケーブル類を切断後一
体で搬出

主な課題

対応方針

① 炉心部燃料デブリの充填固化の手
順、炉心支持板などの開口部閉止方法。
② 下鏡、接続配管類の切断方法③ 加工時の非常回収方法。
④ 遠隔による吊具の設置および吊り上げ方法⑤ 落下防止対策。

① 炉心上部から充填する方法と炉底部から充填する方法の2案の手順を検討し、その時の課題を整理したが、充填材の特性とも関係することか
ら、継続して検討する。
② 下鏡の厚板切断、狭隘部に位置する接続配管およびグレーチング、保温材等切断撤去に関して要素試験を実施しその適用の可能性を確認する。
③ 上記②より切断方法は継続検討が必要なため
非常回収はその結果も念頭に検討する。
④ 炉底部は吊り位置がないため、下鏡に穴加工して把持する方法を計画。但し下鏡に開口を開ける際、落下しないように支持が必要であり、検討を継続する。
⑥ 下鏡の燃料デブリは充填固化することを計画。
但し、下鏡に接続されるCRDハウジング等は損傷していると考えられることから、下方にネットを配置するなど落下防止を継続して検討する。

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.99

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画
要素試験実施範囲および試験目的について整理した。実環境を想定し、暗環境や変形の考え方に基づく模擬体を使用した要素試験についても実施。
No.

炉底部取り出しステップ

検討内容および試験目的(確認項目)

1

炉底部充填材/燃料デブリ加工

充填材の選定後に加工性について検討する。

2

燃料デブリ回収/ハンドリング

No.5の試験により確認する。

3

RPV下鏡穴あけ

4：要素試験模擬範囲：単体試験により確認

暗環境
での確認

変形試
験実施

－

－

－

－

ペデスタル側の接続配管やケーブル類を撤去するために、装置をアクセスする開口をRPV下鏡に設置する。

－－

RPV下鏡に吊具設置

一体吊り上げ用の吊具を設置するため、吊具の位置合わせについて確認する。

○－

5

グレーチング保温材撤去

ペデスタル側の接続配管やケーブル類を撤去するために、装置アクセスの妨げになる干渉物を撤去する。

○

－

6

HCU配管切断

炉底部に接続されている配管を切断する。

○

○

7

信号ケーブル類切断

炉底部に接続されている信号ケーブル類を切断する。

○

－

8

CRD.Hサポートビーム切断

炉底部吊り上げ時に干渉するサポートビームを切断する。

○

○

9

RPV下鏡切断

No.3のRPV下鏡穴あけにより切断可能であることを確認する。

－

－

10

炉底部一体吊り上げ

重量物の吊り上げは、既存の技術の応用で可能な見通し。

－

－

備考

○：試験実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.100a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画
炉底部取り出し試験範囲の概略と実施目的の整理を行った。
実施目的
No.

作業名称

1

RPV下鏡穴あけ

2

3

4

5

6

作業内容概略RPV下鏡の所定の位置に、落下防止用の開口および、切断装置等アクセ
ス開口を設ける

以降の作業用ｱｸｾｽﾙｰﾄを構築・拡張する◎：ﾙｰﾄ構築△：ﾙｰﾄ拡張

炉底部一体吊上を可能にする◎：縁切り〇：落下防止(吊具)◎ーRPV下鏡に落下防止治具設置

RPV下鏡に設けた開口に、落下防止吊具を設置するー〇

グレーチング
保温材撤去

グレーチングを切断撤去
保温材/保温材サポートを切断撤去◎

ー

HCU配管切断

ペデスタルに接続されている、HCU
配管を切断

△

◎
炉底部とﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙの縁切り

信号ケーブル類
切断

ペデスタルに接続されている、信号ケーブル類、案内管を切断△◎
炉底部とﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙの縁切り

CRD.Hサポート
ビーム切断

ペデスタルに接続されている、
CRD.Hサポートビーム、ブラケット
を切断

△

◎
炉底部とﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙの縁切り©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.101a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画：装置化範囲炉底部取り出しに関する必要機能から装置概要について検討した。
No.

炉底部取り出しステップ必要となる機能装置概要

備考
充填材選定後に検討を行う。

1

炉底部充填材/燃料デブリ加工

充填材と燃料デブリの加工

チゼルなどにより充填材や燃料デブリを加工することが可能な加工装置。

2

燃料デブリ回収/ハンドリング➢ 充填材と燃料デブリの回収➢ 回収容器のハンドリング

充填材と燃料デブリを回収し、回収容器に収納可能な装置。

3

RPV下鏡穴あけ➢ 厚板の加工➢ 落下防止厚板の加工と落下防止が可能な装置。(今回はAWJで厚板加工に関する単体要素試験を実施)

4

RPV下鏡に吊具設置

遠隔での吊具設置

吊り具をアームで位置合わせして設置する。

5

グレーチング保温材撤去➢ グレーチングや保温材の加工➢ 切断片の落下防止➢ 切断片の回収選択した加工手段による加工が可能な装置。アームによる設置(加工装置、落下防止治具)および位置合
わせや切断片の回収が可能な装置。

6

HCU配管切断

HCU配管の切断選択した加工手段による切断が可能な装置。アームによる位置合わせや設置が可能な装置。

7

信号ケーブル類切断

信号ケーブル類の切断

選択した加工手段による加工が可能な装置。アームによる位置合わせや設置が可能な装置。

8

CRD.Hサポートビーム切断

CRD.Hサポートビームの切断選択した加工手段による加工が可能な装置。アームによる位置合わせや設置が可能な装置。

9

RPV下鏡切断

厚板の加工

No.3と同様。

10

炉底部一体吊り上げ

重量物の吊り上げ

大型揚重機。

落下防止は、加工角度により実現性を確認。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.102a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画

炉底部取り出しステップや要求機能と装置概要検討結果から、要素試験において使用する装置のイメージを以下に示す。
なお、補助アームや模擬体などは、2018年度に製作・使用したものを極力有効活用するものとする。
切断ツール
搬送装置

アクセス
姿勢

ワイヤ
ホース
回収容器
搬送装置

補助アーム

把持用
クリップ
切断ツール

RPV下鏡
位置決め用
補助アーム

把持機能

グレーチング
保温材

切断
姿勢

切断ツール
(把持と切断機能あり)
CRD.Hサポート
ビーム、ブラケット

グレーチング加工ヘッド(砥石など)
把持用
クリップ

HCU配管

信号ケーブル類

炉底部干渉物撤去作業イメージ

切断ツール詳細切断ツールによる加工イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.103a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画
試験計画に基づく詳細ステップの例としてグレーチング撤去の手順を以下に示す。
１．グレーチング加工準備

２．加工完了 回収準備

①補助アームでツール設定①補助アームでツール設定
補助アーム
補助アーム

②切断→切断完了（解体片撤去状態）②切断→切断完了（解体片撤去状態）

落下防止治具
落下防止治具

補助アーム
補助アーム（切断中は退避）（切断中は退避）把持 把持

４．補助アームによる回収準備③補助アームでツール撤去③補助アームでツール撤去④補助アームで自身のフックを回収治具と接続落下防止治具
落下防止治具

落下防止治具
落下防止治具

補助アーム

落下防止治具

ツールツール

ツール
ツール

反力反力
受け受け

３．加工ツール撤去

ワイヤワイヤフックフック

反力受け
反力受け
治具治具

回収治具
回収治具

５．落下防止治具取り外し

６．補助アームによる吊り上げ

７．回収容器まで搬送

８．フック取り外し⑤補助アームで落下防止治具のフックを取外し⑥補助アームで回収治具を把持し吊上げ⑤補助アームで落下防止治具のフックを取外し⑥補助アームで回収治具を把持し吊上げ
補助アーム
補助アーム

落下防止治具
落下防止治具

補助アーム
補助アーム

落下防止治具
落下防止治具

解体片 解体片©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.104a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画
炉底部模擬体および要素試験設備全体のイメージを以下に示す。

補助アーム

試験設備および模擬体は、
2018年度の要素試験で使用したものを有効活用する。
暗環境下での作業性を確認するために暗幕による模擬が可能な設備とした。

グレーチング
保温材
保温材サポート
CRDハウジング
CRDサポート
ビーム、ブラケット

補助アーム

HCU配管

炉底部干渉物模擬体

炉底部模擬体イメージ

要素試験設備全体イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.105a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画
変形の考え方に基づく模擬体を使用した要素試験例について以下に示す。(HCU配管変形の例)

３号機の内部調査結果などから、CRD.Hの脱落が想定されている。CRD.Hが脱落
している場合は、HCU配管が片持ち状態で残っている可能性があり、切断後の落下が想定される。変形の想定として、HCU配管の落下が懸念されるケースを模擬し、落下防止措置の実現性について要素試験で確認する。
HCU配管落下防止治具は、HCU
配管の隙間に入れて回転し、ハンガーロッドを挟むことで固定する。

HCU配管切断装置
ペデスタル壁模擬
ブラケット

HCU配管

HCU配管落下防止治具イメージ
ハンガーロッド
HCU配管落下防止治具(残したまま一体で回収)

伸縮

切断イメージ

HCU配管

ディスクソー

HCU配管切断装置イメージ

ディスクソー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.106a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験計画
実施する試験項目に対する試験手順と判定基準について以下に示す。
No.

試験項目

試験手順

判定基準

取得データ

1

RPV下鏡穴あけ選定した切断ツールにより、厚板の切断を行う。
(単体試験により確認)

装置がアクセスするための開口が設置可能であり、切断片が落
下しないこと。

・所要時間（スループット試算）
・開口部性状・切断片、加工屑落下リスク有無
・周囲構造物への損傷リスク有無
・廃棄物量（研削材）試算

2

グレーチング
保温材撤去

加工装置により接続配管類を切断するために必要となる干渉物撤去を行い、切断片を回収する。

狭隘環境下において加工装置により干渉物の加工が可能であり、落下防止を考慮し切断片を回収
容器に回収可能であること。

・所要時間（スループット試算）
・開口部性状・切断片、加工屑落下リスク有無
・周囲構造物への損傷リスク有無

3

HCU配管切断加工装置により配管を切断する。

狭隘環境下において加工装置により配管の切断が可能であること。また、変形を考慮した模擬体においても切断が可能であること。

・所要時間（スループット試算）
・加工屑落下リスク有無
・周囲構造物への損傷リスク有無
・変形を考慮した場合の作業難度

4

信号ケーブル類切断加工装置により信号ケー
ブル類を切断する。

狭隘環境下において加工装置により信号ケーブル類の切断が可能であること。

・所要時間（スループット試算）
・加工屑落下リスク有無
・周囲構造物への損傷リスク有無

5

CRD.Hサポート
ビーム切断

加工装置によりCRD.Hサ
狭隘環境下において加工装置に
ポートビームを切断する。 よりCRD.Hサポートビームの切断が可能あること。また、変形を考慮した模擬体においても切断が可能であること。

・所要時間（スループット試算）
・加工屑落下リスク有無
・周囲構造物への損傷リスク有無
・変形を考慮した場合の作業難度

備考

要素試験を実施し、実現性を確認すると共にスループットを試算©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.107a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験
実施する試験で使用する試験設備について以下に示す。
ケーブルホース
処理ユニットA

炉底部にアクセスするための、下鏡の開口を模擬している。
切断ツール、補助アームを炉底部にアクセスさせる。
炉底部
構造物模擬

共通装置模擬
X-Y装置
補助アーム

B
下鏡開口

A：共通装置エリア

C：炉底部構造物エリア

共通装置を模擬しており、切断ツール、補助アームの
X-Y移動を行う。

切断対象の炉底部構造物を模擬している。

C

試験設備計画図

B：下鏡開口エリア
試験設備写真構造物一括撤去行うために、切断を要する炉底部の構造物および、下鏡の開口部を模擬した試験体を準備(2018年度製作の設備を改造)し、各構造物の切断試験を行った。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.108a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験
実施する試験で使用する、各種切断装置および治具類について以下に示す。
No.

名称

主機能
選定

1

下鏡切断装
置

ﾏﾆﾋﾟｭﾚｰﾀ
AWJ切断① 狭隘部にもアクセス可能② 厚板の切断につき、AWJ
切断を選択

・多関節ﾏﾆﾋﾟｭﾚｰﾀの先端に、AWJﾉｽﾞﾙを備える。※1
・以下の2種類の下鏡加工に使用する。
①下鏡落下防止治具設置用の穴開け②切断装置、補助ｱｰﾑのｱｸｾｽ開口切断※1 多関節ﾏﾆﾋﾟｭﾚｰﾀ、AWJﾉｽﾞﾙはﾒｰｶ所有品

2

下鏡
落下防止治
具

駆動源
なし

① 長期に渡る設置を考慮② ﾜｲﾔ以外のﾎｰｽ/ｹｰﾌﾞﾙの排除による、装置の複雑化防止

・下鏡穴あけ後に挿入し、炉底部全体の重量を支える。
・実機計画では、計8か所
設置する。

3

ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ
切断装置

機械切断
(丸鋸)

① 廃棄物の最小化② 他構造物の損傷回避

・ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ用ｸﾘｯﾌﾟを把持しな
がら、丸鋸を動かして切断線を入れる。
・4回切断し、ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞに任意の大きさの切断片を得る。

機能選定根拠外観(計画図)外観(写真)

概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.109a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験
実施する試験で使用する、各種切断装置および治具類について以下に示す。
主機能
選定

No.

名称

機能選定根拠外観(計画図)4

ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ
用ｸﾘｯﾌﾟ

駆動源なし① 切断片との一体回収を考慮し、縁切り可能② ﾜｲﾔ以外のﾎｰｽ/ｹｰﾌﾞﾙの排除による、装置の複雑化防止・ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞの格子に挿入、ｸﾗﾝﾌﾟする。
・ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ、保温材の切断中の切断反力受けと、切断片回収に使用する。

5

保温材
切断装置
(丸鋸、
ﾚｼﾌﾟﾛ)

機械切断(丸鋸、
ﾚｼﾌﾟﾛ)① 廃棄物の最小化② 他構造物の損傷回避

・ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ用ｸﾘｯﾌﾟを把持しながら、丸鋸またはｿｰを動かして切断する構成。
・丸鋸式：初期開口用
ﾚｼﾌﾟﾛ式：開口拡大用
・4回切断して任意の大きさの切断片を得る。

丸鋸
6

保温材用
ｸﾘｯﾌﾟ

駆動源
なし

① 切断片との一体回収を考慮し、縁切り可能② ﾜｲﾔ以外のﾎｰｽ/ｹｰﾌﾞﾙの排除による、装置の複雑化防止

外観(写真)

概要

レシプロ・保温材穴あけ後に挿入、ｸﾗﾝﾌﾟする構成。
・切断片回収に使用する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.110a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験
実施する試験で使用する、各種切断装置および治具類について以下に示す。
No.

名称

主機能
選定

7

HCU配管
切断装置

機械切断
(丸鋸)

① 廃棄物の最小化② 他構造物の損傷回避

・ｻﾎﾟｰﾄﾋﾞｰﾑﾌﾞﾗｹｯﾄ上に着座し、丸鋸を下に動かして切断する構成。
・最大7段縦に配列している配管を、一度に切断する。

8

HCU配管用
ｸﾘｯﾌﾟ

駆動源
なし

① 炉底部一体回収を考慮し、縁切り可能② ﾜｲﾔ以外のﾎｰｽ/ｹｰﾌﾞﾙの排除による、装置の複雑化防止・ｻﾎﾟｰﾄﾋﾞｰﾑﾌﾞﾗｹｯﾄに着座し、配管どうしの隙間に治具を挿入する構成。
・損傷大(CRD.Hとの接続が無く、片持ち状態)のHCU配管落下防止に使用する。

機能選定根拠外観(計画図)外観(写真)

概要

径方向用 周方向用
9

信号ｹｰﾌﾞﾙ類
切断装置

機械切断
(ｼｬｰ)

① 廃棄物の最小化② 他構造物の損傷回避

・吊り下ろし、補助ｱｰﾑで位置や角度を調整して切断する構成。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.111a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験
実施する試験で使用する、各種切断装置および治具類について以下に示す。
No.

名称

主機能
選定

10

CRD.H
ｻﾎﾟｰﾄﾋﾞｰﾑ
切断装置

機械切断
(丸鋸、
ﾚｼﾌﾟﾛ)

機能選定根拠外観(計画図)① 廃棄物の最小化② 他構造物の損傷回避

CRD.H
ｻﾎﾟｰﾄﾋﾞｰﾑ
用ｸﾘｯﾌﾟ

駆動源
なし

ｶﾒﾗ用
治具

駆動源
なし

丸鋸式

① 炉底部一体回収を考慮し、縁切り可能② ﾜｲﾔ以外のﾎｰｽ/ｹｰﾌﾞﾙの排除による、装置の複雑化防止・ﾋﾞｰﾑ/ﾌﾞﾗｹｯﾄをｸﾗﾝﾌﾟして、切断後の落下防止に使用する。

ビーム用
12

① ｶﾒﾗｹｰﾌﾞﾙ以外のﾎｰｽ/ｹｰﾌﾞﾙの排除による、装置の複
雑化防止

概要

・ﾋﾞｰﾑ/ﾌﾞﾗｹｯﾄをｸﾗﾝﾌﾟしながら、
丸鋸およびｿｰを下に動かして切断する構成。
・対象物(ﾋﾞｰﾑ/ﾌﾞﾗｹｯﾄ)に応じて、切断方式(丸鋸/ｿｰ)を使い分ける。
・丸鋸式3種類、ﾚｼﾌﾟﾛ式2種類
の構成。

レシプロ式
11

外観(写真)

ブラケット用・ﾊﾟﾝﾁﾙﾄｶﾒﾗに取付ける治具。
・炉底部構造物(CRD.H)に固定
して、各種切断ﾂｰﾙのｲﾝｽﾄｰﾙ/
ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙや切断を監視する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.112a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験実施した要素試験の様子を以下に示す。
RPV下鏡穴あけ

グレーチング撤去

切断片

切断ツール

試験体

補助アーム

グレーチング

保温材撤去

HCU配管切断
切断ツール

クリップ

グレーチング

切断ツール
HCU配管

保温材
HCU配管
CRD.H

クリップ
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.113a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験実施した要素試験の様子を以下に示す。
信号ケーブル類切断

CRD.Hサポートビーム切断
切断ツール

ケーブル

補助アーム

鋸刃

ブラケット

クリップ

切断ツール

カメラの遠隔設置
カメラ固定治具

カメラ

補助アーム

角度調節用ハンドル

CRD.H©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.114a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験結果(1/6)について以下に示す。
No.

試験項目

①

RPV下鏡穴あけ②③

グレーチング撤去

保温材撤去

所要時間
(要素試験)・ｱﾌﾞﾚｼﾌﾞ供給量：0.6kg/min
・ﾉｽﾞﾙ送り速度：1mm/min
・板厚345mm切断可能

想定所要時間(実機換算)

想定廃棄物量(実機換算)

合計作業時間：1,388hr

合計廃棄物量：50ton①落下防止治具用穴あけ切断(8回)：8,864min①落下防止治具用穴あけ切断(8回)：5,318kg②ｱｸｾｽ開口径方向切断(54回)：35,316min②アクセス開口径方向切断(54回)：21,190kg③ｱｸｾｽ開口周方向切断外周Φ5100mm(1周)：16,022min③ｱｸｾｽ開口周方向切断外周Φ5100mm(1周)：9,614kg④ｱｸｾｽ開口周方向切断内周Φ4450mm(1周)：13,980min④ｱｸｾｽ開口周方向切断内周Φ4450mm(1周)：8,389kg⑤切断片落下防止穴あけ(58回)：9,111min⑤切断片落下防止穴あけ(58回)：5,498kg

合計作業時間(1回)：7hr

合計作業時間：2,684hr

機械式切断および、切断片回収のため、対象外。

①固定カメラ設置(1回平均)：25min①固定カメラ設置(3回×16枚)：1,200min②落下防止(1回)：55min②落下防止(8回)：440min③クリップ設置(1回)：106min③クリップ設置(45回×16枚)：76,320min④インストール(1回)：89min④インストール(23回×16枚)：32,752min⑤切断(1回平均)：38min⑤切断(23回×16枚)：13,984min⑥切断片回収(1回)：55min⑥切断片回収(12回×16枚)：10,560min⑦ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙ(1回)：70min⑦ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙ(23回×16枚)：25,760min

合計作業時間(1回)：7hr

合計作業時間：5,570hr①ｸﾘｯﾌﾟ設置(1回平均)：101min①ｸﾘｯﾌﾟ設置(6回×16枚)：9,696min②ｲﾝｽﾄｰﾙ(1回平均)：60min②インストール(36回×16枚)：34,560min③切断(1回)：437min(単体試験)③切断(36回×16枚)：251,712min④切断片回収(1回)：116min④切断片回収(6回×16枚)：11,136min⑤ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙ(1回平均)：47min⑤ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙ(36回×16枚)：27,072min

機械式切断および、切断片回収のため、対象外。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.115a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験結果(2/6)について以下に示す。
No.
④-1

④-2

⑤

試験項目
HCU配管切断(損傷小)HCU配管切断(損傷大)柔構造作業アーム活用(HCU配管切断)

所要時間(要素試験)

想定所要時間(実機換算)

合計作業時間(1回)：5hr

合計作業時間：553hr①固定カメラ設置(1回)：56min①固定カメラ設置(4回×26回)：5,824min②落下防止治具設置(1回平均)：63min②落下防止治具設置(26回)：1,638min③インストール(1回平均)：90min③インストール(26回)：2,340min④切断(1回平均)：83min④切断(274回)：22,742min⑤アンインストール(1回)：24min⑤アンインストール(26回)：624min

合計作業時間(1回)：6hr

合計作業時間：726hr①固定カメラ設置(1回)：56min①固定カメラ設置(4回×26回)：5,824min②落下防止治具設置(1回平均)：63min②落下防止治具設置(26回)：1,638min③インストール(1回平均)：90min③インストール(26回)：2,340min④切断(1回平均)：121min④切断(274回)：33,154min⑤アンインストール(1回)：24min⑤アンインストール(26回)：624min

合計作業時間(1回)：4hr

合計作業時間：679hr①柔構造作業アームインストール/移動(1回)：34min①柔構造作業アームインストール/移動(13回)：442min②切断ﾂｰﾙ受取り位置決め(1回)：49min②切断ﾂｰﾙ受取り位置決め(274回)：13,426min③切断外周＋内周(1回)：70min③切断外周＋内周(274回)：19,180min④切断片回収(1回)：25min④切断片回収(274回)：6,850min⑤切断ツールアンインストール(1回)：33min⑤切断ツールアンインストール(13回)：429min⑥柔構造作業アーム移動/ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙ(1回)：32min⑥柔構造作業アーム移動/ｱﾝｲﾝｽﾄｰﾙ(13回)：416min

想定廃棄物量(実機換算)
機械式切断および、切断片回収のため、対象外。

機械式切断および、切断片回収のため、対象外。

機械式切断および、切断片回収のため、対象外。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.116a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験結果(3/6)について以下に示す。
No.

試験項目

⑥

信号ケーブル類切断

所要時間(要素試験)

想定所要時間(実機換算)

想定廃棄物量(実機換算)

合計作業時間(1回)：3hr

合計作業時間：74hr

廃棄物なし。

①固定カメラ設置(1回)：56min①固定カメラ設置(3回×14回)：2,352min②インストール(1回平均)：67min②インストール(14回)：938min③切断(1回平均)：02min③切断(74回)：148min④アンインストール(1回)：72min④アンインストール(14回)：1,008min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.117a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験結果(4/6)について以下に示す。
No.

試験項目

⑦-1

CRD.Hサポート
ビーム切断(損傷小)所要時間(要素試験)

想定所要時間(実機換算)

想定廃棄物量(実機換算)

合計作業時間(1回)：140hr

合計作業時間：1023hr

機械式切断のため、対象外。

①固定カメラ設定(1回)：56min①固定カメラ設置(5回×24回)：6,720min②落下防止(1回)：55min②落下防止(24回)：1,320min③クリップ設置
ビーム用(1回)：28min
ブラケットA(1回)：60min
ブラケットB(1回)：97min③クリップ設置
ビーム用(12回)：336min
ブラケットA(8回)：480min
ブラケットB(4回)：388min④インストール
レシプロA(1回)：28min
レシプロB(1回)：22min
丸鋸C(1回)：21min
丸鋸D(1回)：61min
丸鋸E(1回)：15min④インストール
レシプロA(12回)：336min
レシプロB(4回)：88min
丸鋸C(2回)：42min
丸鋸D(2回)：122min
丸鋸E(6回)：90min⑤切断
レシプロA(1回)：2,506min(想定)
レシプロB(1回)：2,506min(想定)
丸鋸C(1回)：720min(単体試験)
丸鋸D(1回)：902min(単体試験)
丸鋸E(1回)：1,253min⑤切断
レシプロA(12回)：30,072min
レシプロB(4回)：10,024min
丸鋸C(2回)：1,440min
丸鋸D(2回)：1,804min
丸鋸E(6回)：7,518min⑥アンインストール
レシプロA(1回)：37min
レシプロB(1回)：17min
丸鋸C(1回)：08min
丸鋸D(1回)：26min
丸鋸E(1回)：08min⑥アンインストール
レシプロA(12回)：444min
レシプロB(4回)：68min
丸鋸C(2回)：16min
丸鋸D(2回)：52min
丸鋸E(6回)：48min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.118a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験結果(5/6)について以下に示す。
No.

試験項目

⑦-2

CRD.Hサポート
ビーム切断(損傷大)所要時間(要素試験)

想定所要時間(実機換算)

想定廃棄物量(実機換算)

合計作業時間(1回)：182hr

合計作業時間：1525hr

機械式切断のため、対象外。

①固定カメラ設定(1回)：56min①固定カメラ設置(5回×24回)：6,720min②落下防止(1回)：55min②落下防止(24回)：1,320min③クリップ設置
ビーム用(1回)：28min
ブラケットA(1回)：60min
ブラケットB(1回)：97min③クリップ設置
ビーム用(12回)：336min
ブラケットA(8回)：480min
ブラケットB(4回)：388min④インストール
レシプロA(1回)：28min
レシプロB(1回)：22min
丸鋸C(1回)：21min
丸鋸D(1回)：61min
丸鋸E(1回)：15min④インストール
レシプロA(12回)：336min
レシプロB(4回)：88min
丸鋸C(2回)：42min
丸鋸D(2回)：122min
丸鋸E(6回)：90min⑤切断
レシプロA(1回)：5,012min(想定)
レシプロB(1回)：2,506min(想定)
丸鋸C(1回)：720min(単体試験)
丸鋸D(1回)：902min(単体試験)
丸鋸E(1回)：1,253min⑤切断
レシプロA(12回)：60,144min
レシプロB(4回)：10,024min
丸鋸C(2回)：1,440min
丸鋸D(2回)：1,804min
丸鋸E(6回)：7,518min⑥アンインストール
レシプロA(1回)：37min
レシプロB(1回)：17min
丸鋸C(1回)：08min
丸鋸D(1回)：26min
丸鋸E(1回)：08min⑥アンインストール
レシプロA(12回)：444min
レシプロB(4回)：68min
丸鋸C(2回)：16min
丸鋸D(2回)：52min
丸鋸E(6回)：48min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.119a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験結果(6/6)について以下に示す。
No.
⑧

試験項目
落下防止治具設置

所要時間(要素試験)

想定所要時間(実機換算)

想定廃棄物量(実機換算)

合計作業時間：1hr

合計作業時間：7hr

廃棄物なし。

①下鏡開口上までインストール(1回)：05min①下鏡開口上までインストール(8回)：40min②穴への挿入(1回)：07min②穴への挿入(8回)：56min③フック旋回(1回)：30min③フック旋回(8回)：240min④くさび下降(1回)：10min④くさび下降(8回)：80min⑤下鏡裏面に接触するまで上昇(1回)：03min⑤下鏡裏面に接触するまで上昇(8回)：24min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.120a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験で確認された、主な課題と対応策を示す。(1/2)
No.

1

2

3

4

試験項目

試験結果

主な課題

カメラ固定方法の検討を行う。

固定カメラ設置

遠隔により、CRD.Hに固定カメラを設置できることを確認した。

a) カメラ設置後にクランプ部が歪んで、カメラ全体が傾くという事象が発生した。
b) 補助アームや切断ツール等を誤ってぶつけた拍子にカメラが外れる等の課題が残った。

接続する準備として、補助アームで容器の中でフックを把持する必要があるが、フックの向きによって把持が困難であった。

落下防止用のフックは、整列して同一向きに並べられる容器を検討する。

落下防止

遠隔により、落下防止用のワイ
ヤを補助アームで接続できることを確認した。

a) 実機の共通装置と、下鏡の距離を適切に設定するよう、検討する。

クリップ設置a) クリップは最終的な固定や調整に補助アームによ遠隔により、吊り具による位置
る回転操作が必要である。補助アームと共通装置
合わせおよび、補助アームに(模擬)の高さ方向位置関係が狭いことで、補助よる設置が概ねできることを確
アームが理想の姿勢になれず、回転させられない認した。
事象があった。
HCU配管、ビーム用で遠隔でb) 構造物のたわみや、損傷による小さな変形に追従は設置でできず、課題が残った。 できず、クリップが設置できない事象があった。
a) 位置決めし、固定する際のカメラによる完了確認
が、マーキングがあっても難しい状況が発生した。
b) 装置の固定位置の近傍に設置された落下防止用のフックなどが、位置決めの妨げになる状況が発生した。

a) 動きで判断できるような、機械的な位置決め確認機構を検討する。
b) 切断ツールをインストールする前に、フック、ワイヤの整線を行う運用を検討する。

インストールアンインストール

遠隔により、各装置が補助アームによる補助のみでインス
トール、アンインストールできることを確認した。

対応方針b) 図面通りではない小さな変位に追従可能なクリップおよび装置を検討する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.121a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：炉底部取り出しに関する試験結果
要素試験で確認された、主な課題と対応策を示す。(2/2)
No.

試験項目

試験結果

主な課題

対応方針

a) AWJによる切断で、周辺構造物への損傷が確認された。

a) AWJによる構造物の貫通後に、他の構造物の損傷を防ぐ手法を検討する。
b) モータへ一定の負荷が掛かった時
点で送りを戻すなど、電気的な制御を組み込む等、機能追加の検討を行う。
c) 別の切断手法の検討または、炉内で刃を交換可能な手法の検討を行う。

b) 丸鋸の送り速度が速く、鋸刃の回転が停止する事象が複数回発生した。

5切断

遠隔により。炉底部の構造物の切断が概ねできることを確認した。
ビームのレシプロ切断不可および機械切断の効率の悪さが課題として残った。

c) 切断に使用する刃の消耗が想定より早く、破損する例も確認された。それに伴い、刃を頻繁に交換する必要があった。
d) 廃棄物削減の観点から、機械的な切断を選択していたが、丸鋸切断、レシプロ切断ともに、所
要時間が長く、作業効率が悪い。
レシプロによる切断は特に効率が悪く、現地適用には課題が残った。
e) HCU配管に鋸刃が届かず、切残りが一部発生していることが確認された。
f) 機械式切断のため、切断線を入れたことによる構造物の変形で、刃の挟みこみが発生した。

d) 別の切断手法の検討または、鋸刃の見直しを行う。
特に効率の悪かった、保温材、ビームのAWJによる切断の見通しは得た。
e) 実機で想定される変位が吸収可能も
しくは、微調整が可能なツールの検討を行う。
f) 切断対象の部材の変形に対応可能な構造を検討する。
別の切断手法を検討する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.122a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：スループット試算条件
Ｎ
ｏ.

項 目

条 件

備 考

1

試算範囲

シールドプラグからＲＰＶ底部までを対象とする。

ペデスタル内構造物、ペデスタル内燃料デブリは
2018年度結果を使用（回収容器サイズ：
φ200mm×400mm）2

対象プラント２号機を対象とする。

充填材注入量が多いと想定しているため

3増設建屋での構造物切断・搬出1. シールドプラグ、ＲＰＶ保温材、ＲＰＶヘッドは、輸送専用容器へ収納するため、増設建屋で切断する。
2. 増設建屋での切断は、ＲＰＶ内作業と並行で作業する。
3. 切断した構造物は、輸送専用容器へ収納して、搬出する。
4. 構造物の輸送専用容器への収納作業は、ＲＰＶ内作業と並行可とする。

増設建屋での並行作業分はＲＰＶ内作業と干渉しないように実施可能と考え、スループット試算時
間には含まない4

切断片回収容器の搬出

1. ＰＣＶヘッド、ジェットポンプ、ＲＰＶ底部（一部）は、切断片を収納する
回収容器を準備する。
2. 回収容器は増設建屋へ搬送する。
3. 回収容器は、数個まとめて輸送専用容器へ収納して、搬出する。
4. 回収容器の輸送専用容器への収納作業は、ＲＰＶ内作業と並行可とする。

増設建屋での並行作業分はＲＰＶ内作業と干渉しないように実施可能と考え、スループット試算時
間には含まない©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.123a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：スループット試算条件

Ｎｏ.

項 目

条 件

1

年間燃料デブリ取り出し日数200日間(作業日数以外はメンテナンス日とする)

2

1日の燃料デブリ加工時間

10時間以内3構造物の加工ツール

1.
2.
3.
4.

4

構造物の加工速度

1. ＲＰＶ底部以外・ワイヤーソー ： 30mm/min（ワイヤー幅 800mm）
・AWJ ： 15mm/min（板厚 36mm～150mm）
70mm/min（板厚 6mm～ 35mm）
2. ＲＰＶ底部・要素試験結果の切断時間

備 考

ペデスタル内の取り出し作業に適用

シールドプラグ ： ワイヤーソー
充填剤固化部 ： ワイヤーソー
ＲＰＶ底部以外の構造物 ： ＡＷＪ
ＲＰＶ底部 ： ＡＷＪ、丸鋸、レシプロなど©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.124a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：スループット試算条件
Ｎｏ.

項 目

条 件
2020年度1

玉掛け、外し2

備 考（参考） 2018年度

60min

30min

搬送台車の移動

1m/min1m/min3

各揚重機の移動、昇降

1m/min1m/min4

増設建屋のエリア仕切りゲート開閉

1m/min1m/min5

ロボットの把持、治具取り付け作業

60min

30min

要素試験結果を考慮し、作業時間を変更
要素試験範囲は試験結果を適用

要素試験範囲は試験結果を適用

要素試験結果を考慮し、作業時間を変更
要素試験範囲は試験結果を適用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.125a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：スループット試算結果
２０１８年度試算

廃棄物

分類

全体重量
[ton]

撤去対象

シールドプラグ

固体放射性廃棄物

465○

DSスロットプラグ

固体放射性廃棄物

121

PCVヘッド固体放射性廃棄物

48

２０２０年度試算

撤去期間

撤去対象

撤去期間

115日

○

9日

○

54日

✕

－

○

81日

○

28 日

○

3日

777日
(3.9年)

RPV保温材

固体放射性廃棄物

13

○

54日

RPVヘッド固体放射性廃棄物

66

○

164日

○

6日

ドライヤ

固体放射性廃棄物

31

○

98日

○

3日

シュラウドヘッド

固体放射性廃棄物

48

○

211日

○

27 日

ジェットポンプ

燃料デブリ

12

○

371日

○

51 日

上部格子板

燃料デブリ

7

○

210日

○
1,962日
(9.8年)

シュラウド

燃料デブリ

46

○

831日

炉心部燃料デブリ

燃料デブリ

31

○

316日

○

炉心支持板

燃料デブリ

11

○

234日

○

RPV底部燃料デブリ

燃料デブリ

73

○

789日

(3.9年)

RPV底部

燃料デブリ

16.4

○

RPV下部/CRDハウジングと付着した燃料デブリ○(10.3年)

燃料デブリ

71.8

2,064日ペデスタル内部構造物

燃料デブリ

CRD交換台車

9.2

○

223日

(1.1年)

燃料デブリ

ペデスタル内部燃料デブリ

燃料デブリ

222

○

2,409日(12.0年)

合計期間

76 日（0.4年）

8,224日（41.1年）

○

217 日
（充填固化含）268 日（1.3年）

○
532 日

532 日
（2.7年）○

223 日(1.1年)○

2,409 日(12.0年)○○

3,508 日（17.5年）➢ ２０２０年度の試算結果から、取り出し期間を短縮できる可能性が示唆された。
スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.126a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：スループット試算結果
ＲＰＶ底部スループット試算結果の内訳を以下に示す。
Ｎｏ.
1

項 目
RPV下鏡開口加工前準備

2

RPV下鏡開口加工

3

グレーチング

作業内容
ＲＰＶ下鏡落下防止措置、取り出し装置設定

切断片の切り出し（ 切断片数 ： 8体 ）ペデスタル内へのツールアクセス加工

切断片の切り出し（ 切断片数 ： 約50体 ）ペデスタル内へのツールアクセス加工
4
5

6

切断

RPVボトム保温材

92 日

切断片の切り出し（ 切断片数 ： 約192体 ）115 日

切断片の切り出し（ 切断片数 ： 約96体 ）

236 日

HCU配管
配管

撤去期間

25 日
ペデスタル外との縁切り切断

532 日

5日
縁切り切断

7
8
9
10

ビーム
RPV下鏡切り離し切断
取り出し装置撤去

ＲＰＶ底部取り出し

51 日

ペデスタルとの縁切り切断
ＲＰＶ下鏡との縁切り切断

3日

取り出し装置の撤去なし

2日

ＲＰＶ底部の一括撤去、輸送専用容器へ収納なし

3日➢ ＨＣＵ配管やビームなどは切り離し切断のみのため作業期間も短くなっているが、グレーチングや保温材などは切断して撤去しなければないため作業期間が長くなっている。
➢ 要素試験結果で切断に時間が掛かっており回数も多いため、切断条件の見直しにより作業期間の短縮が見込まれる。
スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

No.127
東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討
開発目的と得られる成果を示す。

⚫ 開発の目的➢ 落下防止/再臨界防止を目的とした充填材（ジオポリマー）施工の実現性確認➢ 充填材（ジオポリマー）施工工法の課題抽出⚫ 得られる成果➢ 充填材施工の施工条件の検討結果➢ 充填材（ジオポリマー）施工工法の実現性➢ 充填材（ジオポリマー）施工工法における課題の抽出結果と今後の検討方針

充填施工
充填施工工法のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.128a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討
検討項目と検討内容、基礎試験の試験項目を示す。
No.

検討項目

検討内容/試験項目

概念
検討

基礎
試験

1

充填材施工の施工条件の検討

RPV内に充填材を施工する際の施工条件について検討を行う。

〇

－

〇

〇

備考

落下防止/再臨界防止を目的とした充填材施工工法において、充填材に求められる機能を整理する。
2

充填材施工工法の実現性の検討

その後、候補材であるジオポリマーが充填材に求められる機能を有しているかを概念検討を実施し、一部の機能について基礎試験で確認を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.129a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討◼ RPVの炉心部以下は、切り株燃料など落下防止対策、再臨界防止を目的として、充填材（ジオポリマー）による施工を実施し、充填後にはワイヤーソー等にてシュラウドごと加工することを計画している。
◼ 目的および工法を踏まえると、充填施工を適用する際には、以下３つの状況を確認する必要がある。
①再臨界発生の恐れがある（RPV内に燃料/燃料デブリが残存している）こと②RPV内に充填材が施工可能である（炉底部に充填不可能な損傷（開口）がない）こと③充填後に加工可能である（シュラウドの変形量が加工に支障がない程度である）こと
駆動部②RPV内に充填材が施工可能であること（炉底部に充填不可能
な損傷（開口）がないこと）①再臨界発生の恐れがある（RPV内に燃料/
燃料デブリが残存していること）

切り株燃料

ワイヤーソー

充填固化③充填後に加工可能であること（シュラウドの変形量が加工に支障がない程度であること）

シュラウド

炉心支持板

燃料デブリ

充填後の加工の例（ワイヤーソー）

充填前の状態

充填後の状態©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.130a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討
目的や工法を踏まえ、充填材に求められる機能について概念検討を実施した結果を示す。
充填材に求められる機能のうち、充填材施工工法の実現性を左右するNo.1～4の機能について基礎試験を実施して確認を行った。
求められる機能

内容

机上
検討

基礎
試験

1

施工時には流動性が良く、空隙なく充填可能なこと充填材により、切り株燃料や燃料デブリの形状維持及び落下防止できること

－

〇

2

充填材施工工法の未臨界担保

固化／搬出時に未臨界維持が担保できること

3

充填材の物理的強度

4

5

No.

〇

〇

臨界評価

吸収材添加

加工／搬出に耐えうる強度があること－〇

充填材の耐熱性

燃料デブリからの崩壊熱の影響を受けても、
ひび割れ等の発生が抑えられること－〇

充填材による水素発生抑制

搬出／運搬作業時の水素発生量を抑制可能
なこと

〇

－

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.131a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討
前頁の機能に対して、候補材であるジオポリマーの基礎試験および文献調査で確認した結果、ジオポリマーを使用することで、充填施工工法の実現性があることを確認。
No.

1

充填材に求められる機能

ジオポリマーの機能の確認結果

施工時には流動性が良く、空隙なく充填可能なこと

室温条件では、6時間後に10Pa・s以下と充填施工可能な流動性を確保可能であり、温度が高い条件では、固化時間が早まる（80℃の環境下で60分以内に硬化）ことを確認。
一方、温度を低く（5℃程度）保つと流動性が5時間以上維持されることを確認。
CRGTを模擬した充填の基礎試験において、空隙なく充填可能なことを確認。
ジオポリマー投入

傾斜角度：30度

30度

切断

傾斜角度：0度

損傷無しのCRGTを模擬
0度

充填

CRGT

底部に水が
あると想定

底面に設置

ペール缶
（底部のヒータ温度60度）

倒壊したCRGTを模擬
ペール缶の底面にCRGTを設置し、（倒壊角度を0、15、30度とパラスタ）
隙間なく充填できるか確認

充填の基礎試験の条件について

15度

切断
切断

充填後のペール缶を上から見たイメージ

傾斜角度：15度充填の基礎試験結果（切断して内部を確認）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.132a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討
No.

充填材に求められる機能

ジオポリマーの機能の確認結果

2

充填材施工工法の未臨界担保

固化／搬出時に未臨界維持が担保できる、中性子吸収材（BまたはGd）の濃度を臨界PJと協働して検討し、それぞれの条件がジオポリマーと混合できることを基礎試験で確認。

3

充填材の物理的強度

中性子吸収材（Gd）を混合したジオポリマーの圧縮強度が、ブランクのものと同等以上の圧縮強度（40MPa以上）をもつことを基礎試験により確認。

4

充填材の耐熱性

固化体を、300℃、1h加熱後、クラックが見られないことを基礎試験で確認。

充填体による
水素発生抑制※1

ガンマ線照射試験により測定した結果は、ジオポリマー単体のG値は、約0.2～2.0[10-8mol/J] であった。
なお、ジオポリマーとPd粉末を混合した試料については、水素発生量が検出限界値以下と、水素発生の抑制に大きな効果を示すことが分かっている。

5

ジオポリマーと混合すべき中性子吸収材の粒子径と濃度※2

中性子吸収材

粒子径 [mm]※3

濃度 [mol/L]

Gd

0.02以下

0.1以上

B

0.4以下

1.0以上

※1：JAEA-Review 2020-043※2：臨界PJと協働して算出※3：基礎試験で使用したGd、Bの粒子径を測定

Pｄ粉末を添加した 通常のジオポリマー
ジオポリマー

ジオポリマーのG（H2）値※1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法

No.133
東京大学との共同研究◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：充填材の検討
今後の課題と検討方針を示す。
No.

課題

検討方針

1

充填固化体機能維持が必要

RPV内の高い放射線環境下で、充填固化体に必要と評価した機能を維持出来るか、ガンマ線照射試験により確認を行う。

2

実機を想定したRPV内への充填材（ジオポリマー）施工の検討

基礎試験の結果を踏まえ、実機のRPV内へどのように充填するか施工に関する検討を行う。
また、空隙なく施工できたか検査する手段に関する検討を行う。

充填による影響確認

・充填後は、原子炉注水での冷却が困難となることから、冷却要否の検討を実施する。冷却が必要と評価される場合は、代替冷却の手段を検討する。
・充填施工工法を実施することによる、後工程への影響を検討する。

3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.134a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：まとめ➢上アクセスの一体取り出し工法について、シールドプラグ撤去から原子炉底部まで各干渉物の取り出し方針・撤去方法を整理し、工法ステップ案を作成した。

また、各ステップから課題を抽出し、対応方針を策定した。
➢大型重量物を取り扱うことに注意し、オペフロ上部遮へい重量の軽減策、揚重機や運搬手段について実現可能性があることを示すと共に、大型輸送用容器の寸法や遮へい重量などの仕様を作成した。
➢検討した工法ステップ案を基にスループットを試算した。狭隘でアクセス性が悪く、落下防止対策など作業手順が複雑な原子炉底部を対象とした要素試験を実施し、試験結果から得られた所用時間をスループットの試算に反映した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.135a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：まとめ➢スループットの試算結果からは、撤去期間を短縮できる可能性が示唆された。
ペデスタル内燃料デブリの撤去期間は２０１８年度の試算結果※1を使用したが、回収容器にφ４００ｍｍのものが使用可能であれば、試算上は目標としていた取り出し期間１０年に近い期間となる。

No.

・干渉物撤去・炉心部の構造物／燃料デブリの取り出し・ＲＰＶ底部／燃料デブリの取り出し(2020年度試算結果)

1
2

ペデスタル内部の構造物／燃料デブリの取り出し（2018年度試算結果※1）
UCφ200×400
未臨界処置【不要】

UCφ400×400
未臨界処置【なし】

約17.5年

約13.1年
約4.4年

合計

約5.5年

約9.9年
※1：前期補助事業で試算した結果を引用➢但し、スループットの試算においては、取り出した構造物を増設建屋や新設建屋で解体可能であることを前提としており、炉内構造物の切断についても概念検討の結果を適用している。今後は、増設建屋・新設建屋側での作業量等の全体のバランスを考慮した燃料デブリ取り出し工法の見直しや、炉内構造物の切断作業の具体化を実施していく必要がある。また、臨界管理について検討しているプロジェクトとは特に連係を深めていく必要もある。
スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.136a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討①（構造物一括撤去・搬出）：まとめ➢今後、特に重点的に取り組むべき事項は以下である。
① 概念検討では、大型容器に直接収納できない構造物は増設建屋で切断する
作業ステップとした。また、線量率の高い構造物には局所遮へいを組み合わせる。そのため、取り出した構造物を搬送する手段の具体化検討と、増設建屋側での作業性に合わせた作業ステップの見直し検討を進める。
② 概念検討では、シュラウドを上下に分割して取り出す作業ステップとした。シュ

ラウドを含め、炉内構造物を切断する方法について再度検討し、切断方法の具体化検討を進める。
③ 構造物を新設建屋まで搬出する際の大型搬出容器(輸送専用容器)について概念検討を実施した。今後、大型搬出容器の構造について具体化し、製作性等も含めた構造成立性の検討を進める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.137a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出工法と成立性の評価方針(工法コンセプト）【工法の基本的な方針】⚫ 干渉物は、除染もしくは遮へいと組み合わせ、搬送可能な重量まで分割⚫ 燃料デブリは、なるべくRPVに近い位置で移送用容器に収納しそのまま搬出。乾燥、仕分け、収納缶への収納等保管に必要な作業はR/Bから離れた別建屋を設置して実施。セルの機能低減により軽量化を図る。
⚫ 原子炉ウェルは、シールドカバーの撤去前に十分な遮へいと閉じ込めを行う。1次/2次バウンダ
リの設置、1次バウンダリの細分化、負圧化による動的バウンダリの採用などを行う。
⚫ 既存のR/Bと新設するコンテナで閉じ込めエリアを構成する。1次バウンダリとそれを 取り囲む2次バ
ウンダリの2重の閉じ込めとし、さらに負圧化による動的バウンダリを採用する。1次バウンダリは、さらに汚染、線量により細分化（H、M、L）する。
⚫ 容器は、1次バウンダリの高汚染エリアから徐々に低汚染エリア、2次バウンダリと移動し搬出する。

【検討／評価手順】⚫ 重要課題である安全評価のアウトプットは「通常作業／保守作業／異常時対応／事故時発生対応のコンセプト」およびそれらに基づく被ばく評価となる。
⚫ 上記、アウトプットは最も現地作業期間が長くなる燃料デブリ取り出し工事をモデルケースとして実施する。
⚫ 燃料デブリ取り出し工事に至るまでの設備更新工事を含む全体作業シーケンスのリスク評価も実施する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.138a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出ルートの検討（新オペフロの役割）••

燃料デブリ取り出し工事およびその前段階の各種工事では、既存R/Bへの荷重負荷増大を回避するために、新たなオペフロと構台を追設し、その上に各種設備を設営する。
新オペフロの構造概念を以下に示す。ウェルカバー取り外し工事前に、構台と新オペフロを設置する。下図では、建屋カバーも含めたものを示している。

建屋カバー

構台

新オペフロ

既存オペフロ

既存オペフロ

新オペフロ
上のレール

構台
新オペフロ上の外観概念©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.139a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出ルートの検討（搬出ルート候補の比較）
レイアウト1【優位性比較凡例】〇：他案と比べて優れる△：他案より劣るもしくは課題がある
×：実現性が低い

レイアウト2

レイアウト3

新オペフロ

【図凡例】
：搬送装置

：デブリ取り出し装置：プラットホーム×
燃料デブリ取り出し装置と搬△①燃料デブリアクセス性と閉じ込め機能の同時確保が非常に難しい。
送装置の寸法制約に線源をウェルからDSPへ水平移動させる装置対策としてプラットホーム旋回が必要。
伴う影響
が追加で必要②RPV内で各装置を接続する作業が発生。機器配置と作業手順が複雑化する。
×〇
除染：ウェル内/DSP内の大掛かりな除染を回避できる。また、ウェルとDSPのライニング(金属
除染：除染効果が後段工事に影響し易い壁面)をそのまま活用できる場合は除染性がコンクリートに比べて高く、優位に働く
炉内構造物撤去工事からの段取り替え作業の影響 プラットホーム設置：R/Bと取り合う気密構造担
プラットホーム設置：新オペフロ設置と同時にプラットホームを設置できるため、レイアウト1に保が必要。事前の除染効果が低い場合、高度比べて工事難度が低い。
汚染環境での設置作業が要求され、実現困難△△（DSP経由ルートはDSPにて保管スペースの
燃料デブリ入りユニット缶 （RPV内で保管するスペースが無いので搬送装〇確保が期待できる。直送ルートはレイアウト1と置に収納して新オペフロ上でストックする必要
一時保管場所（DSPにて保管スペースの確保が期待できる）
同様、搬送装置へ収納して新オペフロ上で保あり）
管する必要あり）各観点での評価結果を優位性比較に反映し、オペフロ直送ルートは実現困難と判断。
次ページ以降では、レイアウト3を前提にした成立評価を展開していく。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.140a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出ルートの検討（燃料デブリ取り出し設備全体概要）【セル運用の考え方】※汚染区分詳細はNo.145に記載•
C4M/C4L区分となるセルは遮へいと空調
機器の配置により、一時的な作業員の立ち入りを可能な環境にする。
•
セル内の作業は搬出セル（C4L）を含めて全て遠隔操作で実施できるようにする。
【作業設備と安全設備の配置】• 予備エンジニアリングで検討する気相処理を含めた安全システム設備の検討状況を調査した。
• 安全システム設備はPCV内下部のデブリや残留と加工に伴う固体・液体・気体を処理するため、R/Bの重心が高くならないよう建屋1階～2階より下部のPCV貫通孔を活用して、既設（R/B）と増設建屋の配置を検討いくこと検討中。
• 上記は横取り出し工法に主眼を置いたものではあるが、上取り出し工法においても同様の配置方針になると想定。
• 本PJ検討工法は、DSPとSFP以外の箇所の機材配置は柔軟に対応できるコンセプトのため、新オペフロ上セルに追加する気相処理
設備との取り合い余地はあると判断。

建屋カバー（二次バウンダリ）

払い出しエリア
↓

搬出セル
（C4L）
↓

搬出セル前室（C4M/C4L）↓

新オペフロ
水素処理コンテナ

床下遮へい
DSP

燃料デブリ封缶セル（C4M）

燃料デブリ搬送装置

ユニット缶をDSPに仮置きして夜間に搬出↓
燃料デブリ
搬送装置

DSP

本設備の機能維持および設置実現可能性を項目ごとに評価する必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.141a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出工法と成立性の評価（安全設計の成立性評価方針）【凡例】

・安全設計の観点に基づく成立性評価フローを以下に示す：工事全体を包含するよう検討基本要求条件の作成作業上の要求（※1）

安全要求（※1）

レベル1

関連法規の確認：燃料デブリ搬送装置を例に検討

安全設計プロセスに係る項目
ハード設計プロセスからの要求（寸法制約、重量制約／スループット上の要求を含む）

レベル2

設計方針(安全機能含む実現概念案/作業ステップ)の作成
・通常作業ステップ ・保守作業ステップ：燃料デブリ取り出し工事を例に検討

安全機能を脅かす異常状態
の抽出

レベル3

各作業ステップ上のリスク評価（安全面のリスク／
スループット面のリスク）

異常検知方法／対応策の立案救援作業ステップの作成

事故発生時の対応策の立案
事故時救援作業ステップの作成

各作業ステップに基づく被ばく評価

作業ステップに基づく被ばく評価

作業ステップに基づく被ばく評価

評価する事象は通常状態の判断基準を満たすか

Yes

Yes

評価する事象は通常状態への復旧判断基準を満たすか通常状態（保守作業含む）のコンセプト確立

1

異常時対応
コンセプト確立

必要に応じて
レベル1見直し（※1）要求に対する達成条件は次ページ参照のこと（※2）本補助事業検討ではYES/NO判定が困難であるため、提案するコンセプトの成立条件を明示する

Yes

事故発生時対応
コンセプト確立

No

No

No

設計方針（安全機
能）の見直し↑構内移送時のレベル2では有人作業なし評価する事象は通常状態への復旧判断基準を満たすか

見直し内容に
応じて
安全設計
内容を更新

必要に応じて
レベル1見直しNo
安全設計のコンセプト確立（成立性の確認）Yes

燃料デブリ性状等
最新調査で変わる
前提条件はあるか

No
1

1

※2

ハード設計からの要求および
スループット要求に対して
目標未達もしくは課題があるかYes※2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.142a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出工法と成立性の評価（安全設計の成立性評価方針）
安全設計の観点の基づく成立性確認／安全要求と成立判断基準©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.143a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出工法と成立性の評価（安全設計の成立性評価方針）
安全設計の観点の基づく成立性確認／作業要求と成立判断基準

実現方針

作業上の
要求

要求事項

燃料デブリ
取り出し装置セル／搬送装置の扉構造搬送装置本体付帯機器（プラットホーム、床遮へい、水素処理機構）

遠隔操作による容器への燃 遠隔操作によるユニット 遠隔操作による扉の開 遠隔操作によるユニット
料デブリの収納および払い 缶への燃料デブリ充填 閉が可能な構造とするこ 缶の収納／払い出しが出しが実施できることが可能なことと可能な構造とすること
遠隔操作による水素爆発対策を実施できること

---

---

---

成立判断基準

1日300kgの燃料デブリ
搬出

遠隔操作による搬送装置本体と付帯機器の水素 最大1.5L/hの水素の処
処理ライン同士の接続が可能な構造とすること 理

取り扱い性 燃料デブリ収納・移送に関 燃料デブリ取り出し作業 搬送装置は吊り上げおよび車両への積載が可能な構造とすること
作業エリア／周辺機器とする取扱いが実施できるこ フローを考慮した寸法、の非干渉搬送装置本体の取り扱いフローにおける作業性を考慮した寸法、重量、構 新オペフロ上への荷重と重量、構造とすること造とすること5000ton以内
駆動機構が故障しても救援 駆動機構が故障しても 駆動機構は人力でも動かせること作業できること
予備代替あるいは外部アクセスで動かせること

メンテ
ナンス性

---

試験あるいは机上検討
判断

レスキューの観点から水素搬送装置本体と付帯機器の水素処理ラインは人処理ラインは人手作業でも力でも接続／解除できる構造とすること----接続／解除できること
汚染箇所を除染できるよう 人手作業もしくは無人作業で搬送装置を除染できる構造とすることにすること
消耗品を交換できるように 人手作業もしくは無人作業で消耗品を交換できる構造とすること
すること
直接補修できない保守部位 人手作業もしくは無人作業で保守部品をR/B外に搬出できる構造とすること
はR/B外に搬出できるようにすること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.144a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ搬出工法と成立性の評価（建屋設備設置の成立性評価方針）••

具体的なプランの検討②は既存のR/Bに新たな設備を設置するため設置後に正しく安全機能が働くかどうか、あるいは設置自体が可能かといった成立性評価は重要である。
原子力安全を含む各種要求から、新設備設置成立のために検討すべき項目を以下に示す。
要求

安全要求（原子力安全＋1F特有の守るべき安
全）

閉じ込め機能新設備設置成立に強く関係する項目か

成立性評価のために実施する内容

既存設備／新設備との取り合い部分の機能成立を検討する必要がある

・新設備と既存設備の取り合い手段の検討

遮へい機能

遮へいによる追加荷重がR/B負荷を超えないか検討する必要がある

・許容できる遮へい重量の設定
・遮へい設置実現のための手段の検討

除熱機能

燃料デブリ搬送システムの検討にて担保する。

臨界防止機能燃料デブリ取り出しシステムおよび燃料デブリ搬出システムの検討にて担保する・既存設備開口部の閉じこめと監視手段の検討

火災防止機能水素爆発防止機能

燃料デブリ搬送システムの検討にて担保する。

各種安全機能の監視

特に閉じ込め機能の監視を検討する必要がある。

・設備検討が最も進んでいる燃料デブリ搬送システムに対し、代表例としてオブジェク
ティブツリーを用いた評価を行う。

作業員安全

過剰被ばくの防止

セル運用計画の成立性の観点で検討する必要がある。

・燃料デブリ搬送時のリスク評価と作業員被ばく評価
・メンテナンス時のリスク評価と作業員被ばく評価

ハード設計上の要求システム同士の取り合い作業設備と安全設備の配置干渉有無を確認する必要がある。

・安全設備の機器配置方針の確認

燃料デブリ取り出し／搬出システム間のユニット
缶の授受

燃料デブリ取り出し／搬送システムの検討にて担保する。

シールドカバー撤去から燃料デブリ取り出し開始
までの設備更新ステップを検討する必要がある。

段取り替え工事作業ステップの検討とリスク評価

メンテナンス性

セル運用計画の成立性の観点で検討する必要がある。

・機器ごとの保守グレードの設定 ・完全無人エリアでの保守手段の策定
・作業員被ばく評価（※作業員安全と重複）

燃料デブリ搬出能力（スループット）

燃料デブリ搬送システムの検討にて担保する。

取り扱い
要求

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.145a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：建屋への新設備設置の検討（バウンダリ概念／エリア区分方針）⚫ １次バウンダリ、２次バウンダリは大気と比較し負圧維持。1次バウンダリ＜2
次バウンダリ＜大気。
⚫ １次バウンダリは、汚染の拡大防止を考慮して複数段（Ｈ／Ｍ／Ｌ）にて構成（PCV側の圧力を低く設定。２重扉の保守を考慮して扉は３重の構成。）⚫ PCV外側には、万一の場合の隔離扉の設置を検討。
⚫ 1次バウンダリは緊急時など作業員立ち入りを考慮するが、通常は立ち入り無し
C4H（＝PCV雰囲気）
バウンダリ
雰囲気線量率(mSv/h)

空気汚染濃度
通常時気圧（ゲージ圧）
作業員立ち入り

C4M

C4L

C3以下

1次バウンダリ

2次バウンダリ≦1≦0.1（立ち入り時間：20h/年）（立ち入り時間：200h/年）[Cs-137] >3E+04[Pu-238] >7E+0[Cs-137] ≦3E+4[Pu-238] ≦7E+0[Cs-137] ≦3E+3[Pu-238] ≦7E-1----500 Pa-400 Pa-300 Pa-200 Pa≦>1

通常時：無し保守時：無し緊急時：無し通常時：無し保守時：無し緊急時：有り通常時：無し保守時：有り緊急時：有り---通常時：有り保守時：有り緊急時：有り©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.146a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：建屋への新設備設置の検討（バウンダリ概念／ PCV雰囲気閉じ込めの考え方）
青線：２次バウンダリ

搬出セル前室（Ｃ４Ｍ／Ｌ）⚫ 新規構造物（セル）にてバウンダリを構築する部分⚫ セル内構造物と同様に、駆動部分を取り外してメンテナンス⚫ シール部品は遠隔取り外し（将来的に詳細構造検討／試験による機能評価が必要）⚫ 新規構造物（コンテナ建屋）と既存
R/Bとの接合部⚫ 地震時の動作モードの違いによるズレを吸収できる水封などの構造とする

デブリ封缶セル（Ｃ４Ｍ）

搬出セル（Ｃ４Ｌ）

メンテナンスセル（Ｃ４M）

新オペフロ／
床下遮へい

太線内：1次バウンダリ
燃料デブリ
搬送装置

DSP

パークセル（Ｃ４Ｍ）

空搬送装置／
メンテナンス用昇降機

SFP⚫ 既存のR/Bにてバウンダリを構築する部分⚫ 原子炉ウェル、プール周りの開口部分を封止。定期的に補修を行う。
⚫ 封止構造・手法を立案。施工手順の詳細化、封止確認方法とメンテナン
スについて検討。特に吹付樹脂使用部分が課題。

燃料デブリ取り出し装置（プラットホーム下側）

C4H
太線内：1次バウンダリ⚫ 既存のＰＣＶがバウンダリとなる部分は、今のところ負圧による動的バウンダリ機能によるシールとして検討範囲外©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.147a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：建屋への新設備設置の検討（遮へい概念／線源に対する遮へいの考え方）•

No.27での炉内線量情報に基づき、遮へい重量のケーススタディを実施した。一方、当該線量情報のうち炉内構造物については現場データが無く、現在の線量評価結果が保守的である保証がない。より精緻な遮へい成立評価を行うためには
RPV内部調査でのデータ取得が必須である。

•

前提条件に基づいた以下のケーススタディに基づくと、最大35cm相当の遮へい厚が必要な見込み。機電設備における
R/B構台への荷重負荷上限は5000 tonと設定しているため、成立条件についての整理が必要。

【遮へい重量のケーススタディ】• 原子炉上方で作業員が立ち入りできる線量を最大1～5mSv/hとし、遮へい体厚さを設定• 原子炉ウェル、燃料プール、DSPを包絡した作業エリアを設定し、遮へい体の範囲を設定。
• 遮へい体の質量は、約4000～5600ton（下表参照）となり、カバー建屋に過大な負荷がかかる。
• 実機適用前に以下の検討が必要→適正な遮へい範囲と厚さ設定→除染を組み合わせた環境線量低減対策
ウェルの汚染RPV中央、床レベ
ルでの線量

遮へい厚さ

1.0E+08Bq/cm2

3.51E+04mSv/h

250mm

約4000t1.0E+11Bq/cm2

9.51E+05mSv/h

350mm

約5600t

遮へい体
質量

新オペフロ
遮へい

線源からの
放射線

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.148a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：建屋への新設備設置の検討（遮へい概念／遮へい成立に向けた対策）⚫ 遮へい厚適正化と除染の組み合わせ方策• 前ページで示した遮へい範囲と遮へい厚の適正化には限界があるため、除染効果との併用は必須である。仮に除染にてDF100を達成すると、最低でも遮へい重量を5600 ton → 4000 tonへ削減できる。これに対して遮へい厚適正化を組み合わせることで遮へい成立可能性が向上する。
• No.28に示したように将来的に行うR/Bの除染計画ではウェル壁面への対応を優先的に検討する必要がある。過去の補助事業で検討した除染技術（下図）では、汚染物質が浸透し易いとされるコンクリートに対してほぼDF100を達成している。具体的な除染装置の設計計画、除染に使用した水の取り扱い、処理などは今後の課題となるが、DF=100の除染を前提とした大分割搬出の実現性に寄与できると判断した。

コンクリート塗装面における高圧水ジェット除染の除染性能
平成25年度「原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発」研究
成果報告（2016.3.15）抜粋

試験対象

圧力
MPa

流量
L/min

平均除去
率%
研削量
mm

遊離性

30

2.6

96.1%

0.96

固着性

160

5.9

96.9%

0.72

研削（無垢）

190

6.4

0.32~6.7m
m

0.07

研削（塗装厚
4mm）

190

6.4

2.89~8.74
mm

0.07

除染
速度
m2/h

◼ 遊離性汚染の除染試験 施工範囲 ◼ 固着性汚染の除染試験
下地（赤マジック）

模擬遊離性汚染（コンクリート粉）◼ 浸透性汚染の除染試験（無垢）下地（エポキシ塗装（緑））
模擬固着性汚染（水性塗料（青））◼ 浸透性汚染の除染試験（塗装有）
エポキシ塗装（膜厚4mm）

骨材

骨材©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.149a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（通常作業／作業フロー）②無人作業
線源収納後、予備検査として容器の閉じ込め状態を確認。
インセルクレーンで容器のパレットに積載。マ
ニピュレータで水素処理機構と搬送装置を接
続。

③無人作業
パレット入室後、容器のカバー(orラッピング）をマニ
ピュレータで取り外し、汚染物を除去。
空調機により雰囲気を浄化④無人作業
容器を検査（汚染有無／線量など）
万一基準値以上の汚染を確認した場合は
除染。

⑤有人作業
容器はC3エリアに直接暴露せず、搬出セルにドン付きしたコンテナへパレットごと移動。
コンテナ外表面の検査（汚染有無／線量など）を行った後に、昇降装置で地上へ移動し、車両へ固定。R/B
外へ搬出。
①無人作業
PCV内設置機器にて線源をDSP上に仮置き。
搬出作業開始と同時に、容器
へ収納。

•
•
•

線源（燃料デブリおよび干渉物）の新オペフロ上での搬出作業フローは全て同様。
線源を収納する容器は、燃料デブリと干渉物とで使い分ける。
燃料デブリ取り出し工事をモデルに作業員被ばく評価とリスク評価を実施（次ページ）。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.150a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法※1 計算表で端数の切り上げ／捨て処理を行っているため、小計／合計は完全に合致しない◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（通常作業／被ばく評価）【前提条件】•
燃料デブリ取り出し工事を想定する。
•
C4エリアは遠隔作業により業員は介在しない。なお、C4Mの空間線量率は最大1mSv/hを設計目標としているが、本評価では10mSv/hと仮定。
一方、C4MとLの雰囲気が交換される前室は1mSv/hとした。
•
搬送装置の表面線量は0.1mSv/h（＠1m）とする。
•
直接作業で必要となる最低必要人数は7名（監督および監視員含む）と設定。監督や監視員はカメラを使った遠隔指示も期待できるが、本評価では考慮しない。
表. 搬送装置1基を搬出するときの作業員被ばく評価結果（概要）
場所

エリア区分

直接／遠隔作業

有人作業時間
[min]

最低必要
人数

環境線量
[mSv/h]

被ばく量[人・mSv]

被ばく量小計[人・mSv] ※1

Ｃ４Ｍ

遠隔

0

0

10

0

0

Ｃ４Ｍ／Ｌ

遠隔

0

0

1

0

0

搬出セル

Ｃ４Ｌ

遠隔

0

0

0.1

0

0

セル外

Ｃ３以下

直接作業（搬送装置非接近）

20

7

0.01

0.02

直接作業（搬送装置接近）

15

7

0.1

0.18

直接作業（搬送装置非接近）

35

7

0.01

0.03

直接作業（搬送装置接近）

75

7

0.1

0.90

直接作業（搬送装置非接近）

120

7

0.01

0.14

直接作業（搬送装置非接近）

10

7

0.01

0.02

直接作業（搬送装置接近）

45

7

0.1

0.53

封缶セル
搬出セル前室

R/B搬入口

Ｃ３以下

構内移送

Ｃ３以下

増設建屋搬入

Ｃ３以下

0.20

0.92
0.14
0.54

増設建屋セル外

Ｃ３以下

遠隔作業

0

0

0.01～0.1

00

増設建屋搬入口

Ｃ３以下

遠隔作業

110

7

0.01

0.13

0.13

合計

855

1.92 ※1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.151a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（通常作業／被ばく評価）••

作業員1名あたり1日最大0.2 mSvを被ばく上限とすると、1基搬出で9.6名が必要となり、1日（10基搬出）で96名が必要となる（下表参照）。しかし、実働100日で年間被ばく量上限（20mSv）に達してしまう。
作業員は1年（実働200日）通じての雇用が望ましいため、一次バウンダリ内の無人作業化だけでな
く、二次バウンダリ内でも積極的な無人作業化が必要であることを本評価で確認した。

表.搬送装置1基を搬出するときの必要作業員数

1基あたり

1日あたり

搬送装置取扱数量

1基

10基

発生総被ばく量1.92人・mSv

19.2人・mSv

作業員1名あたりの被ばく量を0.2mSv/日に抑えるために必要な作業員数

9.6名

96名©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.152a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（通常作業／リスク評価）
燃料デブリ取り出し工事のうち、セル上のデブリ搬出作業ステップからエラーモードとその要因を定義、影響程度を評価（リスク評価）し、予防もしくは緩和の観点で対策を設定。

安全機能
リスク要因

イベント

機械的
エラー

A: 取り合い不良
B: 故障
C: 監視不足
D:設計エラーヒューマン
A: 操作ミス
エラー

誰にどのような影響を及ぼすか。

何が発生し、

どのようなエラーで、

イベント

被ばく
種別

A: 一次バウンダリ内でダストが漏えいする
閉じ込め
B: 二次バウンダリ内でダストが漏えいする（気相）
C: 二次バウンダリ外へダストが漏えいする

A: 遮へい機能劣化等による公衆被ばく線量率上
公衆被 昇（外部被ばく）
ばく B: バウンダリ外へのダスト放出による公衆被ばく
線量率上昇（内部被ばく）

A: 一次バウンダリ内で汚染水が漏えいする
閉じ込め
B: 二次バウンダリ内で汚染水が漏えいする（液相）
C: 二次バウンダリ外へ汚染水が漏えいする

A: 作業箇所における線量率上昇（外部被ばく）
作業被B: 作業箇所におけるダスト濃度上昇（内部被ばばくく）

閉じ込め A: 搬送装置の構成部材が耐熱温度を超えて装置外へ（除熱） ダストおよび汚染水が漏えいする遮へい

A: 遮へい機能を超えてデブリの直接線が発生する
B: 遮へい機能を超えてPCVの直接線が発生する

A: 搬送装置内部の水素濃度が基準値を超える
水素爆発
B: 排ガス処理タンクの水素濃度が基準値を超える
防止
C: セル／建屋内の水素濃度が基準値を超える

各対策ごとに本事業で検討すべき技術開発項目があるかを判断臨界防止 A: デブリの形状が変化して臨界を起こす【エラーモードの一例】
発生事象
有人
作業 （何が、どのような状態に
：〇
なるのか）
----

水素濃度が不明

イベント

リスク要因
ヒューマン
エラー

機械的
エラー

---

C 水素濃度を監視できない安全機能への波及
被ばく対象
遮へ
水素
公衆 作業員 臨界 爆発
気相 液相 除熱 い
被ばく 被ばく

閉じ込め

C

C

---

--- A、 B ---

-

A

対策
（予防or緩和)(予防)
監視機能の導入対策のために要 最優先
素技術開発項目 開発事があるか項か

YES(水素処理機構の開発)

YES©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.153a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（通常作業／リスク評価）••

燃料デブリ搬送時は閉じ込め機能として扉部と水素処理機構の開発が最重要項目と判断
扉部から汚染物質が漏えいした場合、一次／二次バウンダリ内が汚染。公衆被ばくへの影響はないが除染復旧が困難。（下表①）
水素爆発は一次バウンダリ内であっても公衆被ばくへ直結するリスクあり（下表②）。特に、1F構内移送時は深層防護
フローによる安全設計が必須（下表③）•表. 燃料デブリ搬送時のリスク評価結果（一例抜粋）
作業フロー

リスク要因
（何が、どのような状態になる

ID

STEP

作業項目

7

h

蓋締め状態確認（遠隔）

7-1

h

7-2

7-3

-

安全機能への波及発生事象

1 搬送装置扉部の漏えい有無を確認

↑

↑

↑

↑

有人作業

のか）

ヒューマン

機械的

エラー

エラー

：〇

---

漏えい確認ができない

---

---

基準値以上の漏えいがある

---

---

搬送装置内部のインリーク状態

C(リーク状態を監視できない)
D(扉部の故障)

被ばく対象
遮へい

公衆

作業員

被ばく

被ばく

---

気相

液相

除熱

---

---

---

---

---

A

A

---

---

---

臨界

B(レス
キュー時)

水素
爆発

対策

対策のために要素技

最優先開（予防or緩和)術開発項目があるか

発事項か

---

---

(予防)監視機能の導入

YES(扉部の開発)

YES

---

---

(予防)インリーク設計

YES(扉部の開発)

YES

D(水素発生による内圧(予防)リスクを考慮した構上昇で許容圧力超過)

造設計

---

が崩れる

閉じ込め

↑

↑

---

---

---

↑

---

---

(予防)リスクを考慮した作①
YES(扉部の開発)

YES

業スピード
D(デブリ発熱に起因し
7-4

↑

↑

---

↑

---

た空気膨張による内圧

↑

↑

---

---

---

↑

---

---

---

---

上昇)
7-5

↑

20

u

20-1 u

-

20-2

↑

-

20-4

↑

---

超えたが検知できないC(内圧を監視できない)

B(レス

A

A

---

---

---

B

B

---

A

A,B

---

A

---

↑

↑

---

↑

↑

---

↑

---

キュー時)

づき設計
(予防)監視機能の導入

開発)②

YES(水素処理機構の開発)

建屋外へ搬出1

水素処理コンテナが昇降装置で地上へ移動↑

20-3 u---

搬送装置内部の内圧が基準値を(予防)詳細リスク評価に基 YES(搬送装置本体の昇降装置が破損し、地上へ衝突---し搬送装置内の燃料デブリが漏れ出る↑
2 建屋外へ搬出↑---↑A(昇降装置の暴走)---〇

搬送中に水素濃度が上昇した---〇

搬送中に内圧が上昇した---

B(昇降装置の故障)
B(水素処理機構の故障)
B(水素処理機構の故障)

C

C

---

---

A,B

C

C

---

---

A,B

B(通常作
業)
B(通常作
業)

A

A

---

---

(予防)フェールセーフ機能の導入(予防)定期メンテナンス(予防)落下防止機能
深層防護チャートに基づく YES(水素処理機構のリスク対策実施

開発)

深層防護チャートに基づく YES(水素処理機構のリスク対策実施

開発)

YES
YES

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning③

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.154a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／基本方針）（C4L設置機器）
エリア事前除染の上作業員が直接保守作業を行う。
（C4M設置機器）
メンテナンスセルへ引き込み、PM（パワーマニピュレータ）で大分割した後に、同セル内に設置する専用補修エリアでMSMを用いて保守作業を行う。困難なものについては、密封処理を行った上で建屋外へ持ち出して保守作業を実施。
（C4H設置機器）
パワーマニピュレータで保守対象をユニット単位で取り外し、パークセルにて大分割し、必要なもののみメンテナンスセルへ搬入・保守作業を行う。メン
テナンスセルで作業困難なものは密封処理を行った上で建屋外へ持ち出して保守作業を実施。
（扉類）
駆動部をPMで取り外してメンテナンスセルへ持ち込んで補修。駆動部は基本的に低汚染エリア側に設置。
（燃料デブリ取り出し装置）
ユニット単位で分割し、各々を梱包して建屋外に搬出して補修。ただし、燃料デブリに触れるロボット
アームおよび加工治具は除染困難と想定し、交換を基本とする。
（燃料デブリ搬送装置）
本体は建屋外の専用設備で補修。プラットホームの扉駆動部は、デブリ封缶セルへ設置し、C4M設置機器として補修。

メンテナンスセルもしくは建屋外へ搬出して補修

搬出セル前室（Ｃ４Ｍ／Ｌ）
搬出セル（Ｃ４Ｌ）

デブリ封缶セル（Ｃ４Ｍ）（各セルの扉）PMでメ
青線：２次バウンダリ
ンテナンスセルへ持ち込んで補修

メンテナンスセル（Ｃ４M）

C3
新オペフロ／
床下遮へい搬出セル（C4L）を経て二次バウンダリから搬出（図中では表記省略）

構内搬送用
コンテナ

直接補修
直接補修

DSP

パークセル（Ｃ４Ｍ）

搬送装置用
昇降機

SFP

メンテナンスセルもしくは建屋外へ搬出して補修

非燃料デブリ細断／容器収納機

新オペフロ
荷重受け構台C4H設置機器の場合の建屋外へ
の搬出動線

ユニット缶
仮置きキャスク空搬送装置／
メンテナンス用昇降機

メンテナンスセルもしくは建屋外へ搬出して補修（デブリ取り出し装置）
ユニット単位で分割／密閉収納し、建屋外へ搬出
燃料デブリ取り出し装置（プラットホーム下側）（搬送装置）
C4H
本体は建屋外の専用設備で補修
扉駆動部はデブリ封缶セル側へ設
赤線：1次バウンダリ
置し、C4M設置機器として補修。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.155a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／作業フロー）③無人作業
メンテナンスセルに補修専用マ
ニピュレータを設置。マスタ・ス
レイブ・マニピュレータで補修作
業を実施。
⑥有人作業
燃料デブリ搬出作業と同様に搬出セルにコンテナどん付きで保守機器を格納。地上へ降ろした
後、有人作業で建屋外へ搬出。

④無人作業
メンテナンスセルの設備では補修できないものは、密封容器に収納して建屋外へ搬出。

⑤無人作業
搬出作業は燃料デブリ搬出作業と同様に、エリアごとの台車載せ替えによる汚染伝搬を防いで搬出。当該セルで搬出前検
査を実施。

②無人作業
搬入した機器を仮置きし、マニ
ピュレータで分解。メンテナンス
セルに持ち出す部位のみを取り出して、移動。
①無人作業
同エリア内に設置するマニピュ
レータで保守対象機器の一部を取り外し、クレーンにてパークセ
ルに移動。

•
•

機器の搬出作業フロー燃料デブリ取り出し工事／干渉物撤去工事共に同様。
機器の建屋外搬出時の容器は干渉物撤去工事の線源搬送容器を活用。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.156a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／無人環境での作業実現方策）••

メンテナンスセルでの保守作業は、同セルに設置するマスタ・スレイブ・マニピュレータを活用。
遮へい機能を持つ作業員操作室にマスターアームを設置し、操作。
作業員操作室の汚染レベルはC3以下。雰囲気汚染による空間線量率上昇要因はC4Lより低いものとし、空間線量率は0.05 mSv/hを維持する方針とする。

作業員操作室（遮へいセル）
線量率：C4L相当（0.05mSv/h以下）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.157a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／無人環境での作業実現方策）
デブリ封缶セルやメンテナンスセルなどの、作業員が直接補修できないエリア内で固定される機器（レール、壁面、床面など）の保守も必要となるため、以下の方針を策定した。
【保守タイミング】
月次メンテナンスもしくは年次メンテナンス【ボルト等の締結部の保守】
再処理設備の実例を踏襲し、固定機器は遠隔で取り外せるものを除き、溶接等で固定しメンテナンスフリーとする。
【除染】• 再処理設備の実例を踏襲し、ロボットアーム＋専用治具による除染を行う。
• 固定機器が死角となり、ロボットアームがアクセス不可となる箇所が発生しない機器配置とする。

再処理設備のガラス固化体取り扱いセル（作業員進入禁止エリア）の固定設備は基本的にメンテナンスフリーとしている。しかし、事故時のガラス固化体の飛散リスクを想定し、ロボットアームによる除染機能を備えている。
燃料デブリ取り出しにおいては、ガラス固化体の飛散を
汚染の飛散に置き換えて作業方針を策定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.158a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／機器故障に至る部材劣化モードの分析）•••

PCV雰囲気下で運用する機器の故障のうち、部材の劣化を原因とするものは以下の3つのモードが挙げられる。
① 通常動作による振動や摩擦による機械的損耗（機械的劣化）② 放射線による劣化（放射線劣化）③ 湿気や燃料デブリ由来のホウ酸水／塩素の付着に伴う化学的反応による劣化（化学的劣化）
上記の劣化モードへの対策グレードを以下のように整理した。大きくは劣化前に部材を交換するグレードAと、劣化後に部材交換するグレードBに大別される。
部材の劣化を事前に予測できるものについては、故障の許容有無問わずに劣化前に部材交換するグレードA1とした。
グレードA3は部材交換による通常作業の停滞を避けるための措置として設定した。

部材の劣化による故障の対策グレード

通常作業中の劣化による故障が許容できない

通常作業中の劣化による故障が許容できる部材の劣化を事前に予測できる

通常作業中に部材の劣化予兆を検知できる

通常作業中に部材の劣化予兆を検知できない（劣化してから判明）

A1（劣化前に部材交換）

A2（通常作業中に劣化予兆を監視。予兆確認後に部材交換する）

Z（設計エラー。構造見直しが必要）

A1（劣化前に部材交換）

A3（通常作業中に劣化予兆を監視。予兆確認後に必要に応じて部材交換する）

B1（劣化の発生後に部材交換）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.159a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／機器故障に至る部材劣化モードの分析）

燃料デブリ取り出し装置（下部テーブル）のうち、特徴的な吊り下ろしワイヤー、エンドエフェクタの一部に係る分析結果を以下に示す。

【前提条件（炉内雰囲気環境と運用条件）】
・放射線量：5000 Gy/h、温度：50℃、湿度99%、燃料デブリは「ホウ酸水（弱アルカリ）あり、および塩化物イオン（100 ppm）含有」
・取り出し装置は日中(10時間)は上記環境にて作業。非稼働となる夜間はPCVウェルに退避（線量提言）＆水洗浄（ホウ酸水／塩化物除去）。
大項
目

部材劣化モード
小項目
機械的劣化

吊り下ろしワ
イヤー

エ
ン
ド
エ
フ
ェ
ク
タ

レーザ
切断
機用
レンズ

ワイヤ巻き
上げ時の摩
耗による撚
線の微細な
断線

ヒュームによ
るレンズの
微細損傷の
蓄積

放射線劣化

化学的劣化

顕著な劣化
は発生しな
い

顕著な劣化
は発生しな
い(被覆されるため影響を受けない)

レンズ透明
度の低下

顕著な劣化
は発生しな
い(材質上、腐食しない)

通常作業中の劣化による故障が許容できるか

部材の劣化を事前に予測できるか

通常作業中に部材の劣化予兆を検知できるか

対策グ
レード【許容できない】
・発生事象はワイヤー1本断線(単一故障。装置落下は発生しない)。
・安全性に重大な影響あり。

【機械的劣化】
ワイヤ巻き上げ数／荷重量などの要因が複雑に絡
んで摩耗／断線が加速する可能性があり、予測が困難【機械的劣化】
摩耗度はワイヤーごとの目視検査で把握できるが、遠隔操作で通常作業中にワイヤー全てを監視し、予兆検知することは困難

A1【機械的劣化】
加工対象から発生するヒューム量によって損傷の蓄積が加速する可能性があり、予測が困難【機械的劣化】
レンズの微細損傷の蓄積
は透明度の低下として現れ、レンズ温度が上昇する。この温度監視による予兆検知は可能【放射線劣化】
作業空間線量率と部材の曝露時間により、劣化の事前予測が可能【放射線劣化】
機械的劣化と同様の理屈
で予兆検知は可能【許容できる】・発生事象はレーザ使用不可
・作業性に影響するが、安全性に重大な影響なし

A3
(機械的
劣化が
支配的
な場合)
A1
(放射線
劣化が
支配的
な場合)

どの部材劣化モードが支配的になるかで対策グレードが変わることを確認。特に対策グレードA2やA3などの劣化予兆監視を行うものは、実運用にあたって劣化発生を定義する閾値を部材ごとに設定する必要がある。この設定にあたっては、交換費用に伴う経済性や作業停滞性などのパラメータを考慮する必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.160a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／稼働サイクル）【前提条件】
５０００Ｇｙ／ｈの環境で使う装置 ：作業を行わない時間（夜間or日中）は退避し２０日稼働（１０時間／日）。
１００Ｇｙ／ｈの環境で使う装置 ：１０００ｈ（１年２か月）稼働。
【稼働サイクル】• １タームを６日と設定。そのうちの1日を簡易的なメンテナンス作業に充てる → 週1回• ４ターム（稼働２０日）のうち、１ターム分を短期的なメンテナンスに充てる。 → 月1回• 50タームで300日（稼働200日）。1年のうち残りの65日を長期的なメンテナンスに充てる。 → 年1回• 機器の設計寿命を5～10年と仮定し、寿命前に更新作業を行う。 → 設備更新工事
メンテナンス頻度

メンテナンス期間

メンテナンス場所

メンテナンス内容

毎稼働日の始業前

数分～数十分

機器設置場所（退避エリアなど）

遠隔操作による動作チェック

週１回

１日間

機器設置場所（退避エリアなど）

PMなどによる遠隔操作／デブリの特性による加工ヘッドの交換／砥石など消耗品の交換

月１回

１週間

機器設置場所（退避エリアなど）、
パークセルなど

PMなどによる遠隔操作／線量寿命などによるロボットアー
ムの遠隔交換など

年１回

２か月間

メンテナンスセル、別建屋（取り外し搬送）

PMなどによる遠隔操作／メンテナンスセルで、MSMを用いた作業員のマニュアル作業より部品交換、試験運転
機器分解搬出し別建屋で部品交換

５～１０年ごと

数か月間

基本的に別建屋に搬出

電機品、油圧駆動系などの更新／装置の分解点検装置一括更新（作業進捗に伴う）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.161a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／稼働サイクル）••

一次バウンダリ内に設置する代表的な機器の週／月／年それぞれのメンテナンス作業内容を整理した。
摩耗や放射線による劣化が多い燃料デブリ取り出し装置のアームについては、週1回エンドエフェクタを交換、
アームおよび付属品は月1回交換する。それ以外の機器は、年1回の長期メンテナンスで交換／修繕対応する。

設置エリア

Ｃ４Ｈ

Ｃ４Ｍ

場所

機器名

週1回の作業

月1回の作業（月例メンテナンス）

年1回の作業（年次メンテナンス）
パワーマニピュレータなどにより遠隔で分解・取り外して保守施設へ移送。ワイヤー点検・交換
電気品・ブレーキ点検、消耗品交換
シール部材交換など

原子炉ウェルセル内クレーン、ＰＭ－－

原子炉ウェル

昇降装置・ワイヤ－－

原子炉ウェル

遮へいハッチ

－

－

ＲＰＶ内

カメラ

－

ＲＰＶ内

ケーブル・ホースおよびコネ
クタ

－

ＲＰＶ内

ロボットアーム－

その場（使用箇所）で遠隔操作にて交換。交換した旧ユニットは搬出し保守施設で点検の上再利用可否を判
断ＲＰＶ内

エンドエフェクタ

遠隔操作にて工具交換

ＤＳＰ内２次切断装置、定盤

遠隔操作にて工具交換

パークセル

ＰＭ

－

－

メンテナンスセルに移動保守

封缶セル

クレーン、ＰＭなど

－

－

封缶セル

移送台車

－

－

封缶セル

パレット・水素処理機構

－

－

封缶セル

遮へいハッチ－－PMなどにより遠隔で分解・取り外してメンテナンスセルへ移送。ワイヤー点検・交換
電気品・ブレーキ点検、消耗品交換
シール部材交換など

クレーン、ＰＭなど－－

クレーンなど

－

－

移送台車

－

－

Ｃ４Ｍ／Ｌ

搬出セル前室

Ｃ４Ｌ

搬出セル

セル内を除染の上、作業員がセル内に入って直接メンテナ
ンス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.162a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／保守グレード）••

機器メンテナンス作業フローの策定に先立ち、下表に基づく機器保守グレードの設定を行った。
機器仕様エリアごとの保守グレード割り振り表を以下に示す。

機器使用
エリア

高汚染
エリア
(C4H)

中汚染
エリア
(C4M/C4L)

低汚染
エリア(C3以下)

機器の種類①

PCV雰囲気内(C4H)で使用する機器②

PCV雰囲気内(C4H)/セル(C4M)間のマ
テハン機器

保守
グレード

保守の考え方高汚染エリア内で遠隔操作により遠隔保守

1

移動式遠隔操作により保守施設へ移送して保守

3遠隔操作により線源除去・除染が可能な場合、中汚染エリアへ移送し、中汚染エリア内で遠隔操作により遠隔保守

2

移動式遠隔操作により保守施設へ移送して保守

3

移動式遠隔操作により保守施設へ移送して保守

3

中汚染エリア内で遠隔操作により遠隔保守

2

移送式遠隔操作により保守しセルへ移送して保守

3③

PCV雰囲気内(C4H)/セル(C4M)間の扉④

セル(C4M)/セル(C4L)内の常設機器⑤

セル(C4M)/セル(C4L)内のマテハン機器

遠隔操作により線源除去・除染が可能な場合、低汚染エリアへ移送し、低汚染エリア内で直接保守

4⑥

セル(C4M)/セル(C4L)内の扉

低汚染エリアで直接保守

4⑦

セル外(C3以下)の常設機器

低汚染エリアで直接保守

4⑧

セル(C4L)/セル外のマテハン機器

セル外で直接保守

保守グレード

保守の方法

保守エリア

4

⑨

セル(C4L)/セル外の扉

セル外で直接保守

1

遠隔保守

機器設置場所

42

遠隔保守

メンテナンスセル

3

遠隔or直接保守

保守施設（別建屋）

4

直接保守

C4L

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.163a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／被ばく評価）•

被ばく評価は1年を通して行うメンテナンス作業のうち、有人作業が含まれるものに対して行う
対象：月例メンテナンス／年次メンテナンス【前提条件】• 燃料デブリ取り出し工事を想定する。
• C4Mの空間線量率は最大1mSv/hを設計目標としているが、本評価では10mSv/hと仮定。一方、
C4MとLの雰囲気が交換される前室は1mSv/hとした。
• C3以下のエリアでは、搬出容器に接近する作業は遮へい効果（ 0.1mSv/h＠1m ）を考慮する。
直接作業で必要となる最低必要人数は7名（監督および監視員含む）を基本とし、扉の開閉など明らかに人員過多のものは適宜人数を調整。
～メンテナンスセルでの無人作業～• MSMによる作業は、作業員2名が専用操作室（遮へいセル）にて作業すると仮定。線量率は0.05mSv/h。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.164a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／被ばく評価）
月次メンテナンス1回あたりの総発生被ばく量は9.57 mSvと見積もった。
表. 月次メンテナンス1回あたりの作業員被ばく評価結果（概要）
作業班

建屋内
作業班

作業

エリア区分

直接／遠隔作業

有人作業時間
[min]

最低必要
人数

環境線量
[mSv/h]

被ばく量[人・mSv]

被ばく量小計[人・mSv] ※1

封缶セル→メンテナンスセル移動

Ｃ４Ｍ→C4M

遠隔作業

0

0

10

0

0

PCV雰囲気→パークセル移動

Ｃ４Ｈ→C4M

遠隔作業

0

0

10

0

0

パークセル
→メンテナンセル移動

C4M

遠隔作業

0

0

10

0

0

メンテナンスセル→搬出セル移動

Ｃ4M→C4L

遠隔作業

0

0

0.1

0

0

直接作業
（搬出容器接近）400（80分×5日）

7

0.1

4.67

直接作業
（搬出容器非接近）

100（20分×5日）

7

0.01

0.12

直接作業
（搬出容器非接近）

1200（2時間×5日
×建屋間往復）

3

0.01

0.6

3

0.01

0.1

地上階での搬出作業

移送班

メンテナ
ンス建屋
内
作業班

構内移送

メンテナンス建屋内
移送作業

合計

Ｃ３以下

－

Ｃ３以下

一部有人作業（搬出容器非接近）

200（40分×5日）

4.78

0.6

4.18
一部有人作業（搬出容器接近）350（70分×5日）
2525

7

0.1

4.08
9.57 ※1※1 計算表で端数の切り上げ／捨て処理を行っているため、小計／合計は完全に合致しない©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.165a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／被ばく評価）

年次メンテナンス1回あたりの総発生被ばく量は240.1 mSvと見積もった。
表. 年次メンテナンス1回あたりの作業員被ばく評価結果（概要）

作業班

建屋内
作業班

作業

エリア区分

直接／遠隔作業

有人作業時間
[min]

最低必要
人数

環境線量
[mSv/h]

被ばく量[人・mSv]

被ばく量小計[人・mSv] ※1

封缶セル→メンテナンスセル移動

Ｃ４Ｍ→C4M

遠隔作業

0

0

10

0

0

PCV雰囲気→パークセル移動

Ｃ４Ｈ→C4M

遠隔作業

0

0

10

0

0

パークセル
→メンテナンセル移動

C4M

遠隔作業

0

0

10

0

0

メンテナンスセルでの保守作
業(専用遮へいセル内)

直接作業（MSMを使った間接作業）

13500（900分×15日）

2

0.05

22.5

22.5

メンテナンスセル→搬出セル移動

Ｃ4M→C4L

遠隔作業

0

0

0.1

0

0

C4L設置機器保守作業

C4L

直接作業

22200

5

0.1

185

185

直接作業
（搬出容器接近）1500（100分×15日）

7

0.1

17.5

直接作業
（搬出容器非接近）

600（40分×15日）

7

0.01

0.7

直接作業
（搬出容器非接近）3600（2時間×15日
×建屋間往復）

3

0.01

1.8

一部有人作業（搬出容器非接近）

600（40分×15日）

3

0.01

0.3

一部有人作業（搬出容器接近）1050（70分×15日）

7

0.1

12.3

地上階での搬出作業

移送班

メンテナン
ス建屋内
作業班

構内移送

メンテナンス建屋内
移送作業

合計

Ｃ３以下

－

Ｃ３以下

2525

※1 計算表で端数の切り上げ／捨て処理を行っているため、小計／合計は完全に合致しない

18.2

1.8

12.6

240.1 ※1
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.166a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／被ばく評価）•••

建屋内作業／移送／メンテナンス建屋内作業は別々の作業班に分かれると仮定し、作業員1名あたりの被ばく量を0.2mSvに抑えるための必要人員を見積もった（以下表）。
月例メンテナンスは年12回行うとすると、作業員1名の年間被ばく量は2.4mSvとなり、1年間の雇用は十分に可能な見込みとなる。
年次メンテナンスでは作業員の被ばく量を0.2 mSv/日以下に抑えるためには、62人を導入する必要がある。
主な被ばく量増大要因は、C4L内での作業員直接作業である。このため、C4L内での保守作業の機器点数を減らしたり、
一部作業の遠隔化を検討する必要があることを確認した。
表. 月次／年次メンテナンス1回あたりの必要作業員数

月次メンテナンス
1回あたりの総発生被ばく量

年間（12回）あたりの総発生
被ばく量

建屋内
作業班

4.78 mSv

57.36 mSv

移送班

0.6 mSv

7.2 mSv

メンテナ
ンス
建屋内作
業班

4.18 mSv

50.2 mSv

合計

9.57 mSv※1

114.76 mSv

総メンテナ
ンス日数

60日
(5日×12
回)---

年次メンテナンス
作業員1名あたりの被ばく量を0.2mSv/日に抑えるために必要な作
業員数

1回あたりの
総発生被ば
く量

5人

225.7 mSv

1人

1.8 mSv

5人

12.6 mSv

11人

230.1 mSv
※1

※1 計算表で端数の切り上げ／捨て処理を行っているため、小計／合計は完全に合致しない

総メンテナ
ンス日数

作業員1名あたりの被ばく量を0.2mSv/
日に抑えるために必要な作業員数

57人
20日

1人
4人

---

62人

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.167a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法
リスク要因／安全機能への波
及の凡例はNo.152を参照◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（メンテナンス／リスク評価）•••

燃料デブリ取り出し工事を例にメンテナンス時のリスク評価を実施
メンテナンス対象機器を遠隔操作でユニット取り外しする際の、アクセス性の悪さが各作業ステップの中で最頻出（下表①）
次点でユニット取り外し部の固着による作業停滞も重要リスクとして抽出（下表②）。また、燃料デブリ加工部にデブリが付着し、汚染拡大につながるリスクも存在（下表③）①～③はいずれもメンテナンス機器側のみならず、メンテナンス対象側の構造検討も必要と評価。再処理設備など、既存の設備でのメンテナンス方法で対応可能なものを整理していく。

•

表. 燃料デブリ取り出し工事時における機器搬出作業のリスク評価結果（一例抜粋）
作業フロー

リスク要因
（何が、どのような状態になる

ID

STEP

作業項目

1

a

機器取り外し1-1a-

安全機能への波及発生事象

1 マニピュレータで取り外し

有人作業

のか）

ヒューマン

機械的

エラー

エラー

：〇

---

機器が取り外せない

---

閉じ込め

B(マニピュレータの故
障)

被ばく対象
遮へい

公衆

作業員

被ばく

被ばく

臨界

対策

水素

（予防or緩和)

爆発

気相

液相

除熱

---

---

---

---

---

---

---

---

(予防)定期的なメンテナンス

---

---

---

---

---

---

---

---

(予防)リスクを考慮した構造設計

---

---

---

---

---

---

---

---

A(マニピュレータが、
1-2

↑

↑

---

↑

---

機器にアクセスできない)B(取り外し部が固着し

1-3

↑

↑

---

↑

---

ている)
B(燃料デブリが付着し

1-4

↑

↑

---

↑

---

ている）

(予防)機器が取り外し用意な構造にする①②(予防)燃料デブリ等の構造物が付着
---

---

---

---

---

---

---

---

したり溜まりにくい構造にする(緩和)別マニピュレータでの付着物

③

の除去
1-5
1-6

↑
a

↑

---

-

2 インセルクレーンで受け取り

---

↑

↑

---

機器が落下し、周辺設備と衝突する機器を受け取れないA(操作ミス)-----B(マニピュレータの故障)(予防)フェイルセーフ機能

A

---

---

---

---

---

---

---

---

---

---

---

---

---

---

---

(予防)定期的なメンテナンス

---

---

---

---

---

---

---

---

(予防)リスクを考慮した構造設計

---

---

---

---

---

---

---

---

(予防)監視機能の導入

A

---

---

---

---

---

---

---

(予防)フェイルセーフ機能(予防)受けパンによる落下防止A(マニピュレータが、
1-7

↑

---

機器にアクセスできな
い)

1-8

↑

↑

---

1-9

↑

↑

---

機器を受け取ったことを確認できない①

C(受け取り確認する手
---

段がない)
---

機器が落下するA(操作ミス)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.168a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（スループット評価／設備配置）
スループット評価へのインプットとなる搬送装置の取り扱い設備の構成を検討した。
空搬送装置搬入ライン【設備配置検討の前提条件】• 燃料デブリ取り出し工事における、セル上での燃料デブリ搬出作業を例とする。
• 搬出ラインのロバスト性を確保するため、消耗品
搬出入、搬送装置の搬出入、メンテナンス品搬
出入は全て専用ラインとする（よって、設備小型化を思考した最適化は考慮しない）• 炉内構造物撤去工事の設備を積極的に活用する。

EV
燃料デブリ封缶セル（C4M）

メンテ
ナンス
セル
（C4M）

搬出セル前室（C4M/L）

メンテナンス用
装置搬出ライン

C4M専用台車回収セル
搬出セル（C4L）
C4L専用台車回収セル

廃棄物搬出ライン

EV

EV

EV

水素処理コンテナ搬出入エリア（二次バウンダリ）
EVEV

燃料デブリ入り搬送装置
搬出ライン©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.169a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（スループット評価／設備配置）
搬送装置を載せてレール移動する台車は、巡回させることでスループットを向上させる。
EV
C4M台車
回収セル

C4M専用台車

搬出セル前室（C4M/L）
搬出セル前室（C4M/L）

メンテナンス用
装置搬出
ライン

C4M台車
回収セル
搬出セル（C4L）

C4L台車
回収セル

台車はセル間を直動往復させると搬送装置の連続搬出に不利であることを確認。
台車回収専用セルにより、巡回することで作業停滞を回避。

EV

EV

EV

水素処理コンテナ搬出入エリア（二次バウンダリ）
EV
EV©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.170a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（スループット評価／評価結果）【評価の前提条件】• 作業工程は 「1)①干渉物撤去技術の開発 a.上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法、具体的なプランの検討②」で策定した作業ステップに基づく。各作業ステップごとに作業時間を経験則に基づき設定。
搬送装置は1台につき1個のユニット缶を搬出する。
• 搬出作業時間は夜間から明け方（18:00～8:00、 14時間）とする。
• 燃料デブリの搬出目標300 kg/dayをユニット缶10個の搬出に置き換える。
1台目の搬送装置がR/Bから搬出されるまでのシステム全体立ち上がり時間(12時間)

18時
2
0

19時

20時

21時

22時

23時

24時

1時

2時

2台目以降は80分間隔で搬出

3時

4時

5時

6時

7時

8時

9時

①空の搬送装置を封缶セルへ搬入
90

燃料デブリ封缶セルの設備明け渡し完了。以後は搬送装置専用エリアで順
次作業続行。

②搬送装置をプラットホームへ設置。 ③燃料デブリの回収。
④パレットの移動／搬送装置への積載準備

50

130
次工程のた
めの搬送装
置待機時
間:30分

コンテナ表面の汚染
検査＋線量検査：60分
コンテナとパレットの締結状態確認検査:60分⑤パレットへ搬送装置を積載。 ⑥水素処理システム起動等、セル間移動の前準備

次工程のた
めの搬送装
置待機時
間:30分

50

次工程のための段取り時間。搬送装置は待機

⑦封印セル→前室セルへ移動。 ⑧前室セルの汚染空気浄化
100⑨搬送装置の汚染カバー（消耗品）の取り外し。 ⑩消耗品の搬出
100

搬送装置の
検査時間60分⑪C4M台車回収/循環
115⑮セル外に控える水素処理コンテナと搬出セルのドッキング⑯水素処理コンテナの検査⑰R/B外へ搬出

105⑫前室セル→搬出セルへ移動⑬搬送装置の汚染＆リーク有無試験

2台目搬出⑭次に控える搬送装置迎え入れ準備(セル内移動台車の回収／循環）
ラインB
210

4台目
搬出

ラインB
ラインA

1台目搬出

ラインA

3台目搬出

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.171a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：セル運用の検討（スループット評価／評価結果）【スループット評価方法】• 燃料デブリ取り出し作業との干渉回避のため、18:00～8:00までの間に燃料デブリ封缶セルでの作業が完了する条件と、1ラインあたりのユニット缶搬出可能個数を評価する。
【スループット評価結果】• 搬送システム全体の立ち上がり時間となる、搬送装置1台目のR/Bからの搬出所要時間は12時間。2台目
移行は160分単位で搬出し、1ラインにつき1日(14時間)で5台まで搬出できる。
• 2ライン（ラインAとB）設けることで、1台目以降は、80分間隔で1台が搬出される。1日(14時間)で10台搬出できることを確認。
【更なるスループット向上に向けた課題】• 各作業ステップは検査や除染等を行うが、付帯機器の構造検討を行っていないことから現状は保守的に設定（それぞれ1時間）している。付帯設備の構造検討を進め、作業時間短縮の見込みを立てる必要がある。
【（参考）全体設備小型化に向けた課題】• 本検討ではロバスト性確保のために搬送装置、消耗品等の動線は全て区別した。しかし、消耗品の搬入と搬出は日中使用されない搬送装置搬出ラインを活用するなど、合理化する余地がある。
• 搬送装置を積載する台車は巡回方式を採用したが、直動方式にすることで設備小型化が可能。更なるス
ループット向上に向けた改善方策と組み合わせて、部分的な直動方式採用可能性を模索する必要がある。

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.172a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ取り出し工事に至るまでの全体シーケンスの検討••

燃料デブリ取り出し工事およびその前に行う干渉物撤去工事は、工事切り替えに伴う設備更新（段取り替え工事）が必要。また、設備更新を含む全体シーケンスはR/Bへの負荷を抑えた合理化が必要。
上記のため、設備更新を含む全工事の設備設置／更新手順を3Dシミュレーションで評価し、安全上のリスク評価を実施（次ページ）。セル／クレーンはシールドカバー撤去工事～干渉物撤去工事～燃料デブリ取り出し工事全て共通化させることで段取り替え工事の発生を最低限に抑える方針とした。

【工事着手前の設備設置（1/2）】 機材設置順
①
②

③

④
⑤

① 新オペフロ② 遮へい体側壁③ DSP作業機器④ 気密扉⑤ クレーン等作業機器

⑦
⑥

④

①

③

②

【段取り替え工事（カナルプラグ撤去）】【シールドカバー撤去工事】【工事着手前の設備成立（2/2）】【炉内構造物撤去工事】

⑤

機材設置順
① 干渉物搬出用
プラットホーム② 燃料デブリ搬出用
プラットホーム③ ジブクレーン④ クレーン走行レール⑤ メンテナンスセル
および付帯セル
⑥ クレーン
⑦ セル天井【燃料デブリ取り出し工事】

（A）

（A）
②

①

作業手順
① PCVヘッド保護剤をウェルに設置② カナルプラグ撤去①

作業手順① 段取り替え工事としてユニット缶仮置き設備を設置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.173a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：燃料デブリ取り出し工事に至るまでの設備更新ステップの検討（リスク評価）••

リスク評価結果の一部（プラットホームへの機器据え付け～シールドカバー撤去）を以下表に示す。
クレーンや細断設備等の設置はPCVバウンダリ改変前に実施する。PCVヘッドやプラットホームへの重量物落下による既存or新構築バウンダリの破損が最頻出リスクとして抽出された（下表①）。
設備設置後は能動的に稼働する構造物切断機やクレーンのスタックによる作業停滞リスクが最頻出。無人作業によるレスキューシステムの導入が必須であることを確認した（下表②）•

リスク要因／安全機能への波
及の凡例はNo.152を参照

表. 燃料デブリ取り出し工事に至るまでのリスク評価結果（一例抜粋）
リスク要因

ID

STEP

作業項目

1

a

構造物搬送装置をプラットホームに据え付け

1-1

a

-

1 搬送装置をプラットホームに設置

1-2

↑

↑

2

b

シールドカバー撤去

発生事象
有人作業 （何が、どのような状態になるのか）：〇

搬送装置が、プラットホームへ衝突(or落下)して、プラットホームが破損する

1 シールドカバー切断加工装置がストップする

2-2 ｂ -

2 懸架用アンカー施工

アンカーが施工できない

2-3 ｂ -

3 シールドカバー吊上げ搬送装置が、懸架物吊上げ中に、スタックする

2-4 ｂ -

4 シールドカバー細断装置に吊降し懸架物が、細断装置に衝突(or落下)して、細断装置が破損する↑↑

2-6 ｂ -

5 シールドカバー細断加工

2-7 ｂ -

6↑
細断装置がストップする

機械的
エラー

A(クレーンの操
作ミス)A (把持治具の固定不良)↑

2-1 ｂ -

2-5

ヒューマン
エラー

安全機能への波及
閉じ込め
気相

A

A

B(レスキュー
時)

臨界

水素
爆発

対策
（予防or緩和)・(予防)フェイルセーフ機能導入(二重ロックなど)
・(緩和)降下速度制限機能
追加(衝突対策)(予防)作業要領上のダブル
チェック

①

②

(予防)リスクを織り込んだ構造
設計

C(施工部を監視できていない)B(クレーン故障)

A (把持治具の固定不良)
B(細断装置故障)

除熱

作業員
被ばく

B(レスキュー
時)

B(加工装置故障)

A(クレーンの操
作ミス)

液相

被ばく対象
公衆
被ばく

(予防)監視機能を導入②(緩和)
・レスキューシステム導入

A・(予防)フェイルセーフ機能導入(二重ロックなど)
・(緩和)降下速度制限機能
追加(衝突対策)

A(緩和)
・レスキューシステム導入(緩和)
・レスキューシステム導入①②

B (搬送系統の故障)
小型クレーンの搬送系統で細断片をコンテ
ナに積込み

小型クレーン搬送系統がストップする。

(緩和)・レスキューシステム導入©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.174a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：計画の成立性確認に必要な要素技術
各要素技術の開発課題を抽出し開発方針を策定。既存開発技術を適用しつつ、本Pjでも要素技術開発を実施中。
ID

1

2

要素技術

搬出装置（容器）

DSP上部プラットホーム

開発課題

開発方針

•
•
•

気密確保方法：接続部および遠隔動作部分（蓋、揚重機）
輸送時の水素対策、臨界管理方法
基本要求仕様の策定［規格基準（構内輸送基準など）、燃料デブリの仕様、作業員の介在計画］

7.1)②d.ユニット缶状態でのR/Bからの移送方法•••

原子炉ウェルなどスペースが限られている場所での開閉方法と機構
燃料デブリ取り出し装置と燃料デブリ搬送装置の取り合い
メンテナンスの方法、手順

開閉方法は既存開発成果
取り出し／搬送装置との取り合いは7.1)②d.ユニット缶状態での移送方法•••

炉内構造物撤去工事の開始前に必要な作業。
ウェル内面を1次バウンダリとするための処置
ゲートプラグ隙間などへの封止技術とその施工方法、ウェルの除染、PCVの延長などの技術

7.1)①a.原子炉ウェルを版ダリにするための開口部
封止技術の開発3

ウェル内面など隙間封止、除染技術

4

構造物の一括撤去手法（除染、切断含
む）

•
•
•
•

大型構造物の搬出処理方法の選定と手順の検討、揚重機や吊り具除染可能範囲の設定
遮へい体重量算出と使用可能な搬出用クレーン、最低必要な分割数の目途
ドライヤユニットやセパレータなど複雑な構造物の切断技術

7.1)①a.上アクセスによる大型構造物の取り出し方
法、搬送方法5

燃料デブリ加工・回収装置•••

既存技術を大幅に上回る加工速度の達成、既存範囲を拡大した加工技術の調査
燃料デブリ種別ごとの加工・回収工法選択（特に検討未実施の切り株燃料など）
核反応生成物（FP）の放出と対処方法

7.2)(i)b.燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発

6

粉じん回収装置••

加工点近傍で発生した粉じんを、効率的に取り込む回収ヘッド、フードの検討
メンテナンス性を考え水系へ粉じん捕獲するシステムの概念と捕獲効果、メンテナンス
計画策定

別の補助事業（集じん技術開発）で対応

7

燃料デブリ取り出し用上部アクセス装置••

モジュール化によりメンテナンス性を向上させたアクセス装置概念
メンテナンス方法立案

要素試験実施済【実機設計にて対応】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.175a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② (構造物大分割・除染の併用) ：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発⚫ 開発の目的➢ 汚染物閉じ込め境界の一つである原子炉格納容器の蓋を、炉内構造部・燃料デブリを取り出すために開放する際に必要となる新たな閉じ込め境界を、セル＋既設建屋（旧オペフロ＋DSピット壁など＋ウェル内面）＋PCVで形成するにあたり、ウェル内面の開口部を閉止するための作業手順や使用する装置を検討、さらに状態監視・保守の方法について検討する。
⚫ 解決すべき課題➢ 開口閉止に係る作業手順、閉止確認方法、使用する装置の具体化。
➢ 立案した作業手順、閉止確認方法、装置の成立性確認。
⚫ 開発の進め方➢ 閉止対象となる開口を抽出。
➢ 許容されるリーク量を算出(運転時リーク、事故と判断されるリーク)。
➢ 対象ごとに、封止方案の概要を作成する。
➢ 典型的封止方法(２種)が適用される箇所(２箇所)について詳細ステップ図を作成する。
➢ ステップ図作成検討の中で課題を抽出し、要素試験を行う必要のある技術課題に対し、特定の開口部位を想定した要素試験計画を立案する。（要素試験の実施は今後の課題とする）➢ 既存技術による、セル＋既設建屋の閉じ込め機能についても考察する。
⚫ 得られる成果➢ ウェル内面の開口部閉止に係る作業手順、使用する装置の成立性。
➢ 監視・保守作業の成立性。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.176a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② (構造物大分割・除染の併用) ：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発⚫ 基本要求機能•••

バウンダリによる放射性物質の閉じ込めシール部に対する要求条件（目標値）• 差圧：設計差圧に対する漏えい量を今後設定する（バウンダリ内負圧（-100Pa）維持のための想定系統流量と、開口に対すPCV表面積比から算出）• 設計差圧：シール部が健全であることが必要な設計差圧を今後設定する。
• シール部の異常を検知できること。
• 保守時にも1次バウンダリの負圧（通常運転差圧）を維持できること。
作業員の被ばく低減•
要求機能を達成するための手段： 完全遠隔作業を計画•
シール部に対する要求条件： 遠隔操作によりシール部の据付／交換ができること。

⚫ 環境要求条件••••

線量率 ： 1000 Gy/h
温度： -7～40℃
湿度： バウンダリ外：外気と同程度
バウンダリ内：≦99%
設計寿命：50年（ただし消耗品は保守時に交換可能であること。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.177a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② (構造物大分割・除染の併用) ：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
全体構造における該当部
封止技術の開発•

シールが必要な個所の抽出結果を以下に示す。
部

新設セルと既設R/Bの間

SFP

DSP

位

名

称

備 考

セル(構台側に接続)と既設R/Bとの接続部(耐震上の相対変位の吸収が必要)○

SFPゲート部（公称片側13mm）

SFP不使用時には閉止

SFゲートスロット部のG1/G2ゲート管ドレン（1箇所）

別ドレンの検討結果を流用

SFPライニング板 （損傷している場合）△

SFPライニング板 /溶接個所 （損傷している場合）△

SFPドレン

別ドレンの検討結果を流用

DSPゲート部（公称片側13mm）

DSP不使用時には閉止

DSPライニング板 （損傷している場合）△

DSPライニング板 /溶接個所 （損傷している場合）△

DSPドレン（５）差圧検出管
開口部(2箇所)

別ドレンの検討結果を流用

空調ダクト開口部（22箇所）○

スキマサージタンクドレン開口部（2箇所）○

差圧検出管開口部（2箇所）○（４）空調ダクト開口部(22箇所)（３）スキマサージタンク
ドレン開口部(2箇所)（２）DSゲート部(６)ウェルドレン(3箇所)（１）燃料ゲート部

PCVヘッド上空間

ウェルシールベローズ

エレクトスリーブ（11箇所）

閉止不要(オペフロへの開口)

原子炉ウェルカブライナ上の手摺用ネジ穴⇒t25貫通無し

閉止不要

ウェルドレン（3箇所）○

原子炉ウェルライニング板/溶接部（損傷している場合）△

原子炉ウェルライニング板溶接部（損傷している場合）△

本体（損傷している場合）△

原子炉ウェル下部ヒナ段ライニングとの溶接部（損傷している場合）△

PCVフランジとの溶接部（損傷している場合）△• 今回の検討では、左記のうち代表的な構造として7か所を選定した。(〇)• 溶接部の損傷の可能性ある可能性のある箇所は、損傷程度に応じた閉塞方法をとるか、一律にグラウド封止で閉止可能とし、今回は検討対象としなかった。(△)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.178a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② (構造物大分割・除染の併用) ：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発(差圧制御状態と対応方針)
目標差圧に制御可能

差圧

排風量
(*1)

負圧または均圧ではあるが目標差圧に届かない

[Pa]
0
-100

[開口面積][m3/h]
1000[開口面積]

0
等価開口面積設定根拠

358cm2(*2)• 排風量の制御によりバウンダリの目標
差圧(-100Pa)を維持可能な範囲。

事象発生時のリカバリ• 排風量は1000m3/hで飽和するが、負圧(>-10Pa)を維持可能な範囲• 排風機のファン回転数（排風量）• 差圧計（負圧度）• カメラによる水位（水シール部）とベローズの状態• 発泡漏れ試験

検出方法(状態監視)
事象発生の防止策

1133cm2• 設置時の設置確認、リーク試験• 定期メンテナンス、補修・交換---• ほぼ均圧になり閉じ込めが維持できない• 差圧計（負圧度）• カメラで封止箇所の脱落を確認• 閉止部劣化発生以前に定期的に補修交換を行う。

• 多重閉止を実施し、ひとつの不良で大開口とならないようにする• 開口箇所の特定• 補修工事を開始する• 開口箇所の特定• 再据付(*1) 空調システムとして、3000m3/h(max.)の排風機を用い、1000m3/hを窒素給気、1000m3/hを循環系に振り分けると最大1000m3/hまでの流入に対して負圧維持が可能である。流入量1000m3/hにおいて開口面積が358cm2以下であれば、差圧100Pa以上を維持できる。
同じ、流入量1000m3/hにおいて開口面積1133cm2以上になると差圧は10Pa以下となる。(ゆらぎを考慮し、負圧としての最小値を-10Paとした。)(*2) [参考] PCVヘッド上空間の閉止対象の面積
差圧検出管開口部
201cm2
ウェルドレン
201cm2
空調ダクト
384cm2
スキマサージタンクドレン 9706cm2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.179a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② (構造物大分割・除染の併用) ：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発(閉止作業の目標シール性能)
閉止における目標シール性能を設定した。２次バウンダリからの流入量1000m3にて差圧100Paとなる
開口面積358cm2から許容開口面積を仮定
部 分想定される開口面積

新設セル部

ほとんどなし新設セル部と既存R/Bとのシール部

複合シール(次頁)によりほとんどなし
100cm2 (3号機相当)(*1)

PCV
既存R/B部の開口面積の上限{358(全体) – 100(PCV)} / 3(安全率) = 86cm2 と仮定する(*1)平成28年度 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システムの高度化 研究報告書(最終報告)：4.1.1(5)(d)気流解析による破損口形状の推定 による

上記86cm2を各封止対象の面積・数量に応じて振り分け。差圧100Paにおける流量を閉止仕様と設定
部位

数量

面積/個
cm2

振り分けられた開口面積cm2

差圧100Paでの流量m3/h

空調ダクト開口部

22

384

1.136

3.1

スキマサージタンクドレン開口部

2

9706

28.71980.1

差圧検出管開口部

2

201

0.594

1.6

ウェルドレン

3

201

0.594

1.6
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.180a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② (構造物大分割・除染の併用) ：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発•••

セルと既設建屋の境界で気密構造を形成
地震による、セル(構台)と既設建屋の相対変位を吸収
メンテナンス時にもシール機能が維持できる 液体＋ベローズ複合構造を第一選択とする。
全体構造における該当部

ベローズ接続

作業セル
側板

Ｃ４Ｍセル

液体シール

構台床

取合いフランジ

概念図

R/B（400mm)嵩上げ面）

角型ベローズ
（金属等）

作業セル
側板

液体＋ベローズ複合

構台床

作業セル
側板

Ｃ４Ｍセル
液体シール
R/B（400mm)
嵩上げ面）

構台床
Ｃ４Ｍセル

R/B（400mm)
嵩上げ面）

取合い板
液体シール

評価

⚫ 新規構造物（コンテ
ナ建屋）と既存R/Bとの接合部

・製作性・施工性の詳細検討が必要
・インリークが認められる条
件では成立性があると考えている。
漏洩の監視とメンテナンス法の検討が必要・単体のみだと気密性がある
が、放射性物質の閉じ込め性に疑義がある。
・液体の漏えい防止策検討
要・液位のコントロールは対策要（注水ライン必要）

角型ベローズ（金属等）

・気密性は液体シールで担保し、漏洩防止をベローズで担う。
・製作性・施工性の詳細検討が必要
・液位のコントロールは検討要（注水ライン必要）・メンテナンス方の検討が必要

R/Bと構台の相対変位（水平方向:60mm、鉛直方向:2mmとする）を考慮©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.181a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発部位

形状、配置

目標シール性能

燃料プール(SFP)不使用時は、SFPの上部開口全体をセルで覆い封止（セルと燃料プールの接続部は、吹付樹脂で封止）。
開口部側を鋼材型枠で覆い、内部にコンクリート材を注入してシールする。

燃料ゲート部
幅約13mm

DSゲート部
幅約13mmスキマサージ
タンクドレン開口（2箇所）
約1350×650mm

空調ダクト開口（22箇所）
約320×120mm

封止方法案の概要

DSピット不使用時は、ピット内にコンクリートを打設して封止する。
開口部側を鋼材型枠で覆い、内部にコンクリート材を注入してシールする。
前処理は清掃程度で済む

スキマサージタ
ンクドレン開口

空調ダクト

80.1m3/h（シールドカバー最上段を撤去するとスキマサージタンクドレンと空調ダクトにアクセス可能になる。設備交換回数削減のためシールドカバー撤去後に閉止作業を実施すると仮定。)
封止板を設置し、隙間部を吹付樹脂(ポリウエア：耐放性5～10MGy)で封止する。耐放性向上が課題。
開口面積が大きい。開口内部に一次の封止を行い、多重封止としてその上で封止板と吹付樹脂による隙間シールが合理的と考えられる。

3.1 m3/h

隙間部を吹付樹脂で封止。
既に封止済との情報があるため、吹付樹脂による隙間シールが合理的と考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.182a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発部位

形状、配置

目標シール性能

封止方法案の概要

差圧検出管

差圧検出管開口部（2箇所）（φ約160mm）
水平配管

ウェルドレン
差圧検出管

1.6m3/h•••••

差し込み式プラグで封止する。
開口部が配管形状であり、施工が簡便。
取り換えが容易
プラグの耐放性は～1MGy程度と想定
最初のアクセスでは、PCVヘッド上部の手摺が干渉する。接続されている配管系
統側での封止処置の可能性有り。

•
•
•
•
•

差し込み式プラグで封止する。
開口部が配管形状であり、施工が簡便。
取り換えが容易
プラグの耐放性は～1MGy程度と想定
最初のアクセスでは、PCVヘッド上部の手摺が干渉する。接続されている配管系
統側での封止処置の可能性有り。

差圧検出管設置レベル

ウェルドレン（3箇所）（φ約160mm）
垂直配管

1.6 m3/h
ウェルドレン設置レベル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.183a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発
トロリー（x2)
トロリー(x2)
昇降機構（10～15t)
昇降機構 (10～15ton)＋ROVアーム+ROVアーム

作業全体図

旋回機構（自由回転）
旋回機構(自由回転)※吊荷を外部から旋回させる必要あり

トロリー
トロリー
昇降機構のみ（70t)
昇降機構のみ(70ton)

吊具 (シールドカバー、カ
吊具（シールドカバー、カナナル)
ル）

セル下部クレーン••

セル下部クレーンから封止機材・材料が乗った作業ベース(5ton程度)が懸架される。
作業ベースは、作業位置保持用吸盤/磁石によって固定される。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.184a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発（スキマサージタンンクドレン 封止ステップ図）
ステップ0：前提条件

ステップ1：清掃270°

313.5°

226.5°

46.5°

46.5°

金網（既設）

ウェル側面
スキマサージタンク
ドレン開口部

0°

180°
開口部
（2箇所）

清掃ブラシ

遮へいプラグ2層目表面・遮へいプラグ1層目は撤去され、2層目表面の除染・清掃が完了している。
・ドレン前面に金網が設置してある。
・破損や著しい変形等がない。

技術課題・アクセスルートの計画
・モニタリング方法の計画
・自走作業ロボットに対する要求機能の整理

技術課題
・必要清掃レベルの設定

ステップ2：封止材設置

ステップ3：シール材吹き付け

ステップ4：検査

固定フック

排気

作業カメラ

P

塞ぎ板

シール材吹付ガン

金網止め隙間技術課題
・隙間量の許容値設定

技術課題
・施工可能時間の把握
・吹き付け手順の確立
・作業終了の判断根拠の確立

シール材

検査箱

技術課題
・検査箱の構造・リーク場所特定方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.185a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発 （差圧検出管開口部 封止ステップ）
ステップ0：前提条件
0°

18°

約5500

オペフロ

↓原子炉中心約3000

差圧検出管（2箇所）
No.6差圧検出管

270°
P.N

約4500
No.7ウェルドレン

162°

単位：mm

・ウェル内には、破損や著しい変形等はない。
・差圧検出管の配管径は約160ｍｍである。
ステップ1：清掃

技術課題
・アクセスルートの計画
・モニタリング方法の計画
ステップ2：封止プラグ搬送・設置

ステップ3：検査
封止プラグ

作業カメラ等
加圧

P
清掃ブラシ

技術課題
・清掃範囲の設定
・必要清掃レベルの設定
・表面変形（凹凸）許容範囲の把握

封止プラグ

技術課題
・封止プラグの設計（機能要求の絞り込み）
・ゴムリングの材料選定
・ゴムリング拡張方法

技術課題
・加圧方法および計測方法、計測値の確認方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.186a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発 （保守方案）
保守作業のイメージ•

閉止穴を開放しての交換保守が実現できる場合、保守作業は初回取付と同等の作業性と考える•

閉止穴を開放できない場合、劣化プラグを穴の奥に押し込み、新プラグを敷設する。
補修箇所

吹付樹脂による閉止箇所

差し込みプラグによる閉止箇所

補修方法

課題

上塗り吹付する

補修回数に制約がある。

交換保守：
差し込みプラグを交換する

交換時に開口部が解放状態になる。
解放状態になっても負圧維持が可能かは号機によって条件が異なる

追加閉止による保守：①追加の差し込みプラグを挿入。劣化したプラグは奥に押し込む。
②上から樹脂を吹付閉止する

ポリウエア吹付施工用 作業/保守ベース

電力 AC200V想定①保守回数に上限がある。
②発泡漏れ試験による閉止の簡易検査は可能であるが、リーク量の計測は困難
差込プラグ閉止用 作業/保守ベース

エアー 窒素ガス想定
治具類

作業ベース構成：
ノズルハンドリングロボットx2 作業位置保持用吸盤/磁石
ポリウエア複付け機材 または ブラスト・プライマー吹付用機材
作業用カメラ

電力 AC200V想定
エアー 窒素ガス想定

作業ベース構成：
ノズルハンドリングロボットx2 作業位置保持用吸盤/磁石
各種治具類(取付・検査・清掃・差込)作業用カメラ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.187a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発
課題の抽出
作業名

遠隔作業
（共通）

吹付樹脂に

抽出された課題

対応策

遠隔作業確認手段• 遠隔作業の確認に必要なカメラに必要な画質・視野と照明条件などの具体化• ハンドリングジグ（ロボット）による開口部への位置決め確認方法の具体化

レーザマーカなど

機材配置・固定（作業ベース配置）• セル天井クレーンによる機材配置（位置、向き合わせ）方法の具体化• 閉止対象開口部への作業ベース固定方法具体化

吸着(エジェクタタ)

吹付面汚れ除去方法• 想定する汚れ程度の設定• 汚れ除去方法の具体化、確認試験の実施• 汚れ許容値の把握と除去確認方法具体化

プライマー吹付施工

•
•
•
•

よる閉止

差込プラグ
による閉止

抽出された課題

ふき取り⇒要素試験

吹付施工用マスク形状の具体化
マスクのハンドリングと設置確認方法の具体化
表面状態（濡れなど）に適したプライマーの付着性など、確認試験の実施
遠隔施工用プライマー機材配置の選定・配置検討など具体化

吹付塗装機材⇒要素試験

樹脂吹付施工（ポリウレア吹付）• 開口部閉止板の形状と、ハンドリングジグ・設置確認方法など具体化• 遠隔確認可能な検査手順の具体化（カメラ目視、計測等）• 検査用吸引ジグ形状と、ハンドリングジグ・設置確認方法など具体化

硬化時間把握泡 または 毛糸 による確認

耐放性寿命
実力把握

• 吹付樹脂施工場所の実環境条件下（線量・圧力変動など）での耐放性寿命の実力を要素試験等で把握し、適正な保守タイミングを把握する

重ね塗り性確認
耐放性への重ね塗りの影響

差込プラグ取付面
汚れ除去• ハンドリングジグによる垂直穴/水平穴への汚れ除去機材の位置決め機構の具体化• 想定する取付面（穴内面）の汚れ度合いの定義• 許容汚れ程度の明確化とその確認方法の確立

ガイド表示
ブラシ清掃
要素試験抜去試験

差込プラグハンドリング• 水平/垂直穴への位置決め/挿入ジグの具体化• 狭隘な隙間底部にあるウェルドレン穴へのアクセスジグの具体化

長尺スライド治具 穴倣い治具

耐放性寿命実力把握• 閉止施工場所の実環境条件下での耐放性寿命の実力を要素試験等で把握し、適正な保守タイミングを把握する

EPDMヘキサプラグを試作し耐放性試験を実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.188a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：原子炉ウェルをバウンダリにするための開口部
封止技術の開発まとめ⚫ 上アクセスによる燃料デブリ取り出し工法において必要な、原子炉ウェル部分をバウンダリにするための開口部封止技術を検討した⚫ 当該エリアに存在する開口部を調査し、検討を行う開口部を抽出した⚫ 汎用的に使用されている封止技術を調査し、その中から各開口部の封止技術を選定した。
⚫ 選定した封止技術を用いた場合の施工案として、遠隔装置を用いた作業ステップ図を作成した。

⚫ 要素試験計画の立案を通じて、作業・試験・健全性確認の成立性を検討した。
⚫ 今後の検討として、下記が挙げられる•

線量や温度湿度など、設置場所の環境による封止の劣化予測、耐放射線性試験など。

•

封止のメンテナンス計画、定期的な交換・補修作業の他、万が一封止部から漏えいが発生した際のレスキュー計画、漏えいを未然に防ぐ監視計画などの立案•

設置、交換作業、設置後の検査などの方法・手順の妥当性確認、モックアップ試験など•

開口部封止以外のバウンダリ構築方法、例えばPCVフランジから延長管敷設との比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.189a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討② （構造物大分割・除染の併用）：構造物搬出・分割工法の検討⚫ 開発の目的➢ 原子炉圧力容器内の燃料デブリを搬出するためのルートに存在する干渉物(炉内構造物)を搬出するための作業手順や使用する装置を複数検討し、スループット改善に資する工法を開発する。

⚫ 解決すべき課題➢ 炉内構造物撤去に係る作業手順、使用する装置の具体化。
➢ 号機ごと、装置ごとに状態に応じた作業手順の立案。成立性確認。
➢ スループット改善(過去補助事業(2018年度)検討比)⚫ 開発の進め方➢ シールドプラグについて作業手順を立案。
• セル内での加工・搬出手順➢ PVCヘッドおよび、PCV/RPV内機器の取り出しについて、①一体取り出し＋ウェル外解体、②粗切り取り出し＋ウェル
外解体、③ウェル内解体の３種の工法の適用性を検討。第一選択案を策定。
• 対象となる炉内構造物ごとに、概略の加工手順を作成する。
• ①一体取り出し、③ウェル内解体について代表的構造物について詳細ステップ図を作成し課題を抽出する。
⚫ 得られる成果➢ アクセスルート構築に係る作業手順、使用する装置の成立性。
➢ スループット改善に効果のあるパラメータ。

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7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.190a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：全体工事計画⚫ 既存検討の課題 ： 工程短縮と建屋負荷の改善。
• 特にR/Bでの切断回数が非常に多く、工程短縮と設備規模の改善の阻害要因。
⚫ 検討の方向性 ： 構造物をできるだけ大きく搬出し別建屋で細断による、固定短縮と建屋負荷改善⚫ 検討課題 ：• 構造物が非常に大きく、汚染。遮へいの規模・取り扱いの可否• 切断や除染の要否を含めた、最適な搬出ケースの選定⚫ 目標• アクセスルート構築にかかわる作業手順、使用装置の具体化• 立案した作業手順、装置の成立性確認、工程短縮

廃棄物収納容器（廃棄物Pjより）

PCVヘッド

RPVヘッド
保温材

φ7500

3200

RPVヘッド

φ6200

2800

ドライヤ

φ5300

5500

セパレータ
シュラウドヘッド

5080

φ5080

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7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.191a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：分割数の検討、除染要否の検討⚫ 大型構造物の切断、除染、遮へいによる搬出ケーススタディ⚫ シールドカバー（最も質量が大きい、コンクリート製）、セパレータ（線量が高い、ＳＵＳ製）を例として搬出ケースの比較評価•

除染と分割ケース（分割の大小）による、搬出用容器の遮へい厚さ、取り扱い質量を算出し、天井クレーンによる取り扱い可否を検討

除染無し、DF＝10、100

分割無し（一体搬出）、大／小分割

容器寸法質量の設定
搬出可否判定必要に応じて細断（別建屋）•

管理区域内での取り扱い容器表面線量を100mSv/h、取り扱い機器を容量100tのクレーンとし、容量に収まることを条件とした（管理区域外搬出時には、外側容器にて構内輸送の基準（表面2mSv/h）を満足することとした）•

分割ケースのうち、１ケースは廃棄物処理Ｐｊで検討中の容器に収納できる大きさとした。

•

除染または切断（分割）の１プロセスのみで搬出が可能になるケースを有望とした。

•

表面線量は、既出のシールドカバー：
3.8E+03mSv/h、セパレータ7E+04mSv/hに対して1桁の余裕をとり、それぞれ3.8E+04mSv/h、
7E+05mSv/hとする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.192a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：構造物大分割・除染の併用⚫ シールドカバーを一体でDSP（またはSFP）に取り出す技術
•
•

•

•
•

廃棄物収納容器に収納され、1F構内に保管する
R/B内で細断・容器収納の他、一括搬出し別建屋で細断・容器収納、R/B内では大分割し搬出のう
え別建屋で細断・容器収納などのケースを考える
ただし、クリティカル工程短縮のため、R/Bでの作業（細断など）は最小限にして搬出することを指向
する
建屋搬出のため、効果があれば除染も考慮する
最終的には、一括撤去、大分割、切断・除染などのいくつかのケースから、号機ごとの状態の違いも考慮して絞り込む。

一体での吊り
上げ可否

No

Yes

その場で解体（細断）ウェルから取り出してSFP
またはDSPに移動

表面汚染と遮へい体を一体で搬出できるか？
（遮へいの質量が取り扱い可能か？）

細断片を廃棄物収納容器に収納

No. 遮 へ い 体 が重す
ぎて搬送できない

廃棄物容器を移送容器に収納

移送容器搬出・構内移送・保管

除染・切断（大分割）で軽量化効果が見込めるか

分割数が多くなりすぎて効果が無くなる

その場で解体（細断（瓦礫にする）
除染（必要時）細断片を廃棄物収納容器に収納

3200

切断（必要時）11828

廃棄物容器を移送容器に収納
カバーを遮へい付き通い箱に収納
通い箱を搬出・構内を別建屋に移送

想定表面線量3.8mSv/h

質量55ton（最大）移送容器搬出・構内移送・保管

別建屋で細断、廃棄物収納
容器に収納し保管

厚さ618©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.193a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：シナリオの絞り込み⚫

ウェルプラグ撤去工事• 既存のシナリオ（その場で細断して廃棄物容器に収納し搬出）を含めた搬出ケースに一覧を示す。
• 最終的には残されたケースの実現性、実機調査に基づく号機適用性や工程評価により決定されるものとする。
R/B上での作業
ウェルプラグ撤去作業の開始

R/B外での作業
構内移送

除染無し

【ハッチング凡例】
白色：適用性あり（有望なシナリオ）
灰色：適用性なし

分割切断（多）通い箱へ収納廃棄物容器へ収納

簡易除染（塗装除去）

容器からウェルプ
ラグ取り出し廃棄物容器へ収納

移送容器へ収納分割切断（少）通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割無し

通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割切断（多）通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し廃棄物容器へ収納

廃棄物容器へ収納

移送容器へ収納保管

斫り除染

分割切断（少）通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し

分割無し

通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し分割切断（多）通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し廃棄物容器へ収納

保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

廃棄物容器へ収納

移送容器へ収納分割切断（少）通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割無し

通い箱へ収納容器からウェルプ
ラグ取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.194a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：シナリオの絞り込み⚫ セパレータ撤去工事• 既存のシナリオ（その場で細断して廃棄物容器に収納し搬出）を含めた搬出ケースに一覧を示す。
• 最終的には残されたケースの実現性、実機調査に基づく号機適用性や工程評価により決定されるものとする。
R/B上での作業
炉内構造物撤去作業の開始

R/B外での作業
構内移送

除染無し

分割切断（多）通い箱へ収納廃棄物容器へ収納【ハッチング凡例】
白色：適用性あり（有望なシナリオ）
灰色：適用性なし
簡易除染
（水除染）

容器から構造物取り出
し廃棄物容器へ収納

移送容器へ収納分割切断（少）通い箱へ収納容器から構造物取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割無し

通い箱へ収納容器から構造物取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割切断（多）通い箱へ収納容器から構造物取り出
し廃棄物容器へ収納

廃棄物容器へ収納

移送容器へ収納保管

斫り除染

分割切断（少）通い箱へ収納容器から構造物取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割無し

通い箱へ収納容器から構造物取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割切断（多）通い箱へ収納容器から構造物取り出
し廃棄物容器へ収納

廃棄物容器へ収納

移送容器へ収納分割切断（少）通い箱へ収納容器から構造物取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納

分割無し

通い箱へ収納容器から構造物取り出し保管に向けた細断

廃棄物容器へ収納©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.195a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：分割・除染併用の効果、実現性⚫ シールドカバーは、除染無し、細かく分割のケースが最も有望だが、除染による遮へい厚さ低減も効果があり、３分割程度で現実的に搬出可能な重量に押さえられる可能性があり有望。
⚫ セパレータは除染は難しく、細断の上廃棄物容器に収納して搬出。
表面汚染
および線量

必要な遮へい厚さを考慮した搬出質量（表面線量100mSv/h）
分割ケース

シールドカバー（1F-2上段）

除染なし

除染（DF10）

除染（DF100）

×遮へい厚さ150mm
搬送質量222ton

×遮へい厚さ100㎜
167ton×遮へい厚さ50㎜
111ton有望：切断無しで除染して遮へいに収納

3.8E+04

厚さ618×遮へい厚さ150mm
120ton4,410 [mSv/h]〇遮へい厚さ100mm
98.8ton〇遮へい厚さ50mm
76.9ton

次に有望：除染・大分割で遮へいに収納

縦11分割（1.1m）
横4分割（1.1m）

11,438

Φ5080 mm

〇遮へい厚さ100mm
6.62ton〇遮へい厚さ50㎜
3.93ton

有望：除染無しで44分割して遮へいに収納

セパレータ

5080 mm〇遮へい厚さ150mm
9.31ton

遮へい厚さ150㎜
×141.2ton－（除染はできない）－（除染はできない）

遮へい厚さ150㎜〇88.0ton－（除染はできない）－（除染はできない）

7.0E+05[mSv/h]有望：除染無しで50分割して遮へいに収納©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.196a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：Ｒ／Ｂでの分割作業場所●炉内構造物撤去工事（PCV雰囲気内での作業動線）
・新オペフロ上での線源（炉内構造物）の取り扱い作業フローはシールドカバー撤去工事と同じ。
・PCV内での作業場所は干渉物の状態(健全性)などに応じて、３つの案を使い分け、変形が大きく一体取り外しができない場合は原位置にて細断する。
一体でDSピットに搬出して細断
線源搬出動線

搬
出
・
加
工
動
線

原位置で粗切り、DSピット内で細断
線源搬出動線

原位置にて細断
線源搬出動線

セル遮へい
ウェル外
解体

ウェル外
解体

容器収納
ウェル内解体メ
リット• 構造物が健全であれば、落下のリス
ク少ない• 高出力の加工機が使用可能• 切削水回収が可能

デ
メ
リ
ッ
ト
適用
機器

• 低い高さで搬送可能• 高出力の加工機が使用可能• 切削水回収が可能• 構造物が変形等で取り外せない場合に対応できる• 重量物用クレーンが不要• 旧オペフロの高さまで構造物を引き上げるため、作業セルの高さが必要• 重量物(RPVヘッド：66ton)以上の揚力が必要• 構造物の健全性確認が困難• 厚物切り用の設備が二重に必要• マニピュレータの可搬重量で加工装置の能力が制限される• 切り片の落下のリスクが伴う

シールドカバー、ドライヤ
セパレータ、シュラウドヘッド• （ＰＣＶヘッド）• （ＲＰＶヘッド）• ＰＣＶヘッド• ＲＰＶヘッド上蓋保温架台• ＲＰＶヘッド©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.197a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：干渉物撤去方針のまとめ••

構造物情報と取出方針：各取り出し対象構造物に関する基本情報と取り出し方針をまとめる
構造物により、その場で解体（細断）、プールに搬出し細断、のケースをとる
構造物

分割・容器収納場所
解体技術

寸法・重量

解体手順・方法

容器数量

11.8m×3.2m×t0.6m
質量55ton
想定表面線量3.8E+03mSv/h

1F-1や1F-3などの脱落、破損しているものも含め、ウェルよりDSPまたはSFPに取り出し。
除染後、大きく分割または一体でR/Bより搬
出し別建屋で細断。
または除染せずにプールで廃棄物容器に収納できる大きさに細断。

DSPまたはSFP（一体搬出
後に細断）
高圧水除染
ワイヤーソーなど

9（一体搬出時）～270（細断時）

φ9.2m×h4.13m
概略重量： 48ton

ヘッドを一体では、寸法上DSP、SFPいずれにも搬入できないため、その場（設置状態）で搬出容器に収納できるまで細断し、その場で容器に収納する。
解体、容器収納はウェル上方のガントリーク
レーン先端のマニピュレータで実施。
または、ヘッドを半割に切断してDSPに取り出し、細断

原子炉ウェルに設置した状態で小分割し容器収納AWJ切断、プラズマ切断など

28

φ6.83m×h3.17m
材質：
保温架台 SS400
保温材
SUS304(0.7ton)

ヘッドを一体では、寸法上DSP、SFPいずれにも搬入できないため、その場（設置状態）で搬出容器に収納できるまで細断し、その場で容器に収納する。
解体、容器収納はウェル上方のガントリーク
レーン先端のマニピュレータで実施

原子炉ウェルに設置した状態で小分割し容器収
納ディスクソー、プラズマ切断など

45

シールドプラグ

PCVヘッド

保温材©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.198a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：干渉物撤去方針のまとめ••

構造物情報と取出方針：各取り出し対象構造物に関する基本情報と取り出し方針をまとめる
構造物により、その場で解体（細断）、プールに搬出し細断、のケースをとる
構造物

寸法・重量

解体手順・方法

分割・容器収納場所

φ6.2m
厚さ75mm
重量 66ton

ヘッドを一体では、寸法上DSP、SFPいずれにも搬入できないため、その場（設置状態）で搬出容器に収納できるまで細断し、その場で容器に収納する。
解体、容器収納はウェル上方のガントリーク
レーン先端のマニピュレータで実施
または、ヘッドを半割に切断してDSPに取り出し、細断

原子炉ウェルに設置した状態で小分割し容器収納AWJ切断、プラズマ切断
など

36

直径
5.4[m]
最大高さ 5.48[m]重量：31[ton]

炉内から一体でDSPに取り出し、搬出容器収
納できるまで細断。吊り耳は使用できないと想定し、中間プレートやリング、ラグなどを直接吊り上げる。
RPV内部調査などにより大変形が見られた
場合には、その場（炉内）での切断分割も考慮する。

DSPで廃棄物容器に収納できる大きさに分割し、容器収納の上搬出
バンドソー、ワイヤソーな
ど

129

直径
4.81[m]
高さ
5.41[m]
重量：48[ton]

炉内から一体でDSPに取り出し、搬出容器収
納できるまで細断。吊り耳は使用できないと想定し、シュラウドヘッド部分を直接吊り上げる。
RPV内部調査などにより大変形が見られた
場合には、その場（炉内）での切断分割も考慮する。

DSPで廃棄物容器に収納できる大きさに分割し、容器収納の上搬出
バンドソー、ワイヤソーなど

210

RPVヘッドドライヤ

セパレータ
シュラウドヘッド

容器数量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.199a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：シールドカバー撤去方法
1F-1（脱落している）と1F-3（破損・変形していると想定）の取り出し方法を検討• 脱落パターン、破損パターンともに、1～3の順序で取り出し1F-1（脱落）
1F-3(破損・変形)• 通常の吊りピンを吊り上げるのではなく、カバー外側をハッカーで抱え込み吊り上げ• ハッカーの取り付けにはガントリークレーンのマニピュレー
タを使用
3
2

１

１

3

2

ハッカーおよび使用イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.200a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：シールドカバー撤去方法
シールドカバー撤去時の全体配置計画と主な使用設備について抽出
•

•

作業用
マニピュレータ

搬送用クレーン（約80t)•

構台上面に遮へいを設置し、遮へいの下ですべての作業を実施。
天井クレーンの寸法により、遮へいの嵩上げ（現状2mと評価）計画が必要で、実機設計時の対応となる
主要設備の各々は既存技術の転用で可能と考えられ、遠隔化、メンテナンスなどが課題となる

床面遮へい

切断装置
（日立プラントコンストラクション殿大型バンドソー）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.201a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：構造物搬出・分割工法の検討
構造物情報と取出方針：シールドカバー解体工法比較
一体取り出しの適用に課題が多い1、3号機などに向け、解体（細断）する工法について比較検討を行った
工法

ウォータジェット工法（工法1）

ウォールソー工法（円盤ブレード）（工法2）

斫り工法（工法3）

湿式／乾式
想定施工能力湿式破砕
0.2m3/日

湿式（超低水量）
3.2m/日（深さ0.35m）
1)切断深さを管理可能
2)コンクリートと鉄筋切断が同時に可能
1) 小型重機施工も斫りよりも反力大。
2)切り離した部位が落下しないよう掴み回
収

乾式破砕
0.3m3/日
1)汎用重機での施工が可能
2)排水が発生しない
1) 細断物は治具掴み、または真空吸引等により回収2) 破損部位が突然崩落しないように、上部より局所破砕を繰り返す
1)打撃・振動により周囲にマイクロクラックが発生する恐れがある
2)ダスト、飛び石等が発生する
3)鉄筋切断に時間がかかる

特徴

施工イメージ

主な課題
ウェル（特にウェルシールベローズ）への落下リスク
反力
ダスト飛散
二次廃棄物
施工日数

評価

1)反力が小さい2)座屈部等でも作業に影響しない
1) 反力が小さい。
2) 鉄筋は研磨剤を吹き付け
3）破損部位が突然崩落しないように、上部より局所破砕を繰り返す
1)多量の作業水の排水処理設備が必要
2)噴射時の微水粒で作業視界不良になり易い
排水、研磨剤、破砕物が落下し回収が難しい、またベローズの損傷防止対策要
小

排水量 大量研磨剤 大量
排水と研磨剤はともに回収
大
排水が多量に発生すること、工期が長いことか
ら合理的ではない。他工法で不具合が生じた
場合（ジャンカ等でのスタック等）のスポット対策には有効と考えられる。

1)ダスト、飛び石等が発生する
2)入隅部は別工法で施工が必要
3)ブレードの移動、反力受けとなる治具を設置する必要がある
切断切りくず、加工時の破片の落下防止
処置が必要
大飛散防止カバー内での作業

加工片の落下防止処置が必要
中

排水量 小量
廃ブレード 小量

廃治具 小量小
ダスト、飛び石は飛散防止カバーにより対策可能。
入隅部を工法3で実施することで、適用が可能となる。

中
ダスト、飛び石は飛散防止カバーにより対策可能。
鉄筋切断を工法2で事前に実施すると、工期短縮につながると考えられる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.202a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：構造物大分割・除染の併用⚫ シールドカバーを一体で取り出す技術
まとめ⚫ 上アクセスにおける干渉物であるシールドカバーの撤去について概念検討を実施した• R/Bで細断・廃棄物収納容器への収納搬出を行う従来案に加え、R/Bから一体で搬出し外部で細断以降の作業を行う案、R/Bで大分割を行って（軽量化の上）搬出し外部で細断以降の作業を行う案などを抽出した。
•

各案のシナリオを選択する手順（フローチャート）と分岐点を定義したが、工法適用性は号機別に大きく異なるため、号機別の取り出し手順の立案。特に最下段の崩落やプラグ破片の落下を防止するための対策として搬送用の治具を抽出した。

•

原子炉ウェルからの一体吊り上げ案について、作業手順、装置の概念設計を行った。

••

R/B内で細断する案について、細断方法のリストを作成し、各案の比較評価を行った。
シールドカバーの一体吊り上げには、上段のみならず下段まで含めたシールプラグの吊り上げ可否を検討する必要があり、実機調査でのデータなどが必要かつ重要である。

⚫ 今後の課題（実機工事向けエンジニアリングでの対応含む）として必要な対応事項• プラグ取り外し後に、ウェルの壁面に付着した汚染が飛散しないための除染やペイント処理方法•

一体吊り上げについては、可否の判断基準策定が必要。その後一体吊り上げ移動の搬送装置の設計。

•

一体吊り上げを判断するための、実機情報の収集（特に配筋の状態、崩落リスク、吊り上げ時に予想される線量、汚染放出を評価するための汚染状況など）。

•

撤去時のセル構成や遮へい設置時期、遮へい規模（厚さ）検討のため、ウェル内面やカバー表面の汚染状況調査©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.203a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：大型構造物の解体手順
格納容器、圧力容器および炉内構造物撤去工法の開発：PCVヘッド原位置解体機器配置
作業全体図：ガントリークレーンに搭載されるマニピュレータアームにより、PCVヘッドの加工・回収を行う

作業セル

補修セル

パークセル

補修セル前室約14300mm

構台
補修セルクレーン

ホイスト
ガントリー

PCV切断・回収ツール

解体エリア
兼
除染エリア

約5200mm

SFP

PCVヘッド
7250

DSピット

10000

ホイスト

内容器

総重量：約16t
マニピュレータアーム

約5500mm

ケーブルマネジメント
システム

ガントリークレーンの概要図

PCVヘッド解体
ガントリークレーン付きマニピュレータで解体・撤去©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.204a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：大型構造物の解体手順
格納容器、圧力容器および炉内構造物撤去工法の開発：PCVヘッド原位置解体手順
ＰＣＶ ヘッド

STEP1

足場解体、中央部に穴を開ける

撤去総数

STEP2

STEP3

ヘッド中央穴より外周撤去

ボルトナット、残外周解体
適時切り出し収納箱に収納

撤去部材

撤去部材

撤去部材

ＰＣＶ ヘッド
体積＝5.92ｍ3
重量＝46.18ton

収納箱個数15個

体積(3Ｄモデルの体積）

5.86 ｍ3

体積(3Ｄモデルの体積）

1.48 ｍ3

体積(3Ｄモデルの体積）

2.35 ｍ3

体積(3Ｄモデルの体積）

2.03 m3

体積(中実相当体積）※

5.94 ｍ3

体積(中実相当体積）※

1.56 m3

体積(中実相当体積）※

2.35 m3

体積(中実相当体積）※

2.03 m3

重量※45.71 ton

重量※11.54 ton

重量※18.33 ton

重量※15.83 ton

収納箱個数

15 個

収納箱個数

4 個
収納イメージ

収納箱個数

6 個
収納イメージ

収納箱個数

5 個
収納イメージ※：中実相当とはパイプ材等、空洞の部材がある場合、箱に収納しても中身が詰まっているもの
として外形分の容量を占める事になる。その事から、部材の外形の容量を中実相当体積とした。
重量は3Ｄモデルの体積に対し7.8g/cmを掛けたものを示す。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.205a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：（構造物大分割・除染の併用）：大型構造物の解体手順●炉内構造物撤去工事（作業フローの例）
No.196に示す3案の使い分けは干渉物の寸法等の構造情報に基づく。炉内から一体状態で取り出し、DSPで細断するセパ
レータの作業ステップを例として以下に示す。（機材は計画の一例を示すものであり今後の検討で変更の可能性がある。）【(1)吊り天秤の設置】(*)
セパレータ一括吊り上げの準備をする。

【(2)セパレータを一括撤去】(*)
ドライヤセパレータ吊り天秤を用いて、セパレー
タをウェル内からDSピットへ移送する。

【(3)セパレータ設置】(*)
DSピット内の回転台にセパレータを設置させる。

【(4)ワイヤーソー設置】(*)
ワイヤーソーをセル外から搬入し、セパレータに設置する。

【(5)小割切断】(*)
回転台に残置したセパレータ下段部を小型重機に取り付けたAWJで小割切断する。

【(6)小割切断・撤去】(*)
小割切断したセパレータを内容器へ収納する。

(*)CG図上ではカナルプラグが表示されているが、実際の作業では事前に撤去済み©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.206a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：構造物搬出・分割工法の検討[搬出フロー] シールドカバー搬出時の搬出ルートと主な使用設備について抽出・炉内構造物は高線量/高汚染であるので、炉内構造部搬送容器を輸送用コンテナに収納してR/B外に搬送する
遮へい体
ウインチ
吊具

⑥クレーン搬送Wドア
φ3mダブルドア⑦台車搬送⑧コンテナに搬入
段階的除染

炉内構造物搬送容器
Φ3.4m 総重量3.6t⑤搬送容器に収納
遮へい③引揚げ④廃棄物収納容器に収納②分割加工

廃棄物収納容器①ＤＳＰに搬送©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.207a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：構造物搬出・分割工法の検討
課題の抽出
No.

構造物名

抽出された課題

課題への対応

1共通① レーザ切断時の火災リスク② ディスクソー切断時の火災リスク①②水素掃気を事前に⾏う。雰囲気の窒素置換を
⾏う。

2

DSプラグ

① (原位置での解体では)分割撤去時に破砕物（解体片）がウェル上に落下し、バウンダリが損傷する。
② （一体でのR/Bからの搬出に比べ）手順が複雑③ （一体でのR/Bからの搬出に比べ）工期が長くなる① 一体でのDSPへの運び込みを行う。

3

4

5

PCVヘッド

保温材

RPVヘッド① 解体作業において、下フランジ⾯を損傷させる可能性がある。この場合、新プラットホームの閉じ込め性が悪化する。
② PCVフランジボルトを切断した際、張⼒によりボルトが⾶散する可能性がある。

① 保温材は、外板と複数の反射板のサンドイッチ構造となっており、切断により分離する可能性がある。
② ノズル保温材の解体⼿順の詳細化① N6A/BおよびN7との取合い配管の現場状況確認② N6A/BおよびN7フランジの把持ツールの検討、その⼿順の詳細化が必要③ RPVフランジボルト切断した際に、張⼒によりボルトナットが⾶散する可能性がある。

②③ 今後の検討の中で、一体工法と比較し、最適な撤去方法を評価する。

② ⾶散防⽌対策の実施① 切断ツールに分離防⽌機能を付与する② 現場状況に応じた、専用ツール② 現場状況に応じた、専用ツール③ ⾶散防⽌対策の実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.208a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②（構造物大分割・除染の併用）：構造物搬出・分割工法の検討
課題の抽出
No.
5

構造物名
RPVヘッド(続き)抽出された課題④ ナットの取り外し⼿順の詳細化⑤ 下フランジ⾯の損傷防⽌可能で上下方向の厚みが850mmのフランジ部の切断方法とその⼿順の確⽴⑥ 作業スペースの確保⑦ ⾦属Oリング等の切断・撤去方法
6

7

ドライヤ

セパレータ
シュラウドヘッド

課題への対応④ 半割れ切断によるナット取り外し要素試験
1) 制限されたスペース（実機と同様の寸法制約）
での作業可否
2) ナット切断時の挙動確認（ねじの噛み込み有無やテンションの影響有無等）⑤ 専用治具の設計⑥ 狭隘部での遠隔装置取り回しにおける３Ｄシミュ
レーションによる検証⑦ 現場状況に応じた、専用ツール① 外側バッフルプレート切断開始時の把持方法の確立② バッフルプレート切断時に意図しないところで内⾯の補強プレートに当たる可能性③ ドライヤユニットの分割時にユニットが倒壊する④ ドライヤユニット内の波板がバラバラとなり下方に散乱する⑤ 下部スカートの解体が、セパレータと干渉する① 把持方法設置の検討① 初期の作業スペースの確保のため、上部フランジと内壁の隙間から、下側に切断装置を⼊れ込む必要がある② 外側の狭隘部からアクセスする解体となり、作業効率が悪い① 小型レーザ切断ヘッドの装置化
狭隘部での遠隔装置取り回しにおける３Ｄシ
ミュレーションによる検証② スループット向上、工法の全体⾒直しが必要③ 倒壊した際の回収方法を確⽴する④ バラバラに落下した波板の回収方法を確⽴する⑤吊り上げ作業とスカート解体作業を両⽴させる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.209a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法
上アクセスにおける干渉物撤去と燃料デブリ取り出し期間について、2018年度検討と比較しまとめた
2018年度検討（ルートA)
廃棄物

分類

シールドプラグ

固体放射性廃棄物

DSスロットプラグ

物量(ton)2020年度検討

撤去期間

ツール

撤去期間

ツール

465

160日

ワイヤーソー158日

ワイヤーソー

固体放射性廃棄物

121

－

－

187日

－

PCVヘッド固体放射性廃棄物

48

27日

レーザ/プラズマ

68日

レーザ/プラズマ

RPV保温材

固体放射性廃棄物

1350日

レーザ/プラズマ

31日

レーザ/プラズマ

RPVヘッド固体放射性廃棄物

66

30日

レーザ/プラズマ

29日

レーザ/プラズマ

ドライヤ

固体放射性廃棄物

31

270日

バンドソー

57日

セパレータ、シュラウドヘッド

固体放射性廃棄物

48

280日

ディスクカッター

125日

上部格子板

燃料デブリ

7

84日

レーザ

84日

バンドソー
ディスクカッター／バン
ドソー
レーザ

シュラウド

燃料デブリ

46

－

－

－

－

ジェットポンプ

燃料デブリ

12

－

－

－

－

炉心部燃料デブリ

燃料デブリ

31

634日

レーザガウジング

540日

レーザ／コアボーリング

炉心支持板

燃料デブリ

11

193日

レーザ

193日

レーザ

RPV底部燃料デブリ
RPV底部・RPV下部/CRDハウジン
グと付着した燃料デブリ
ペデスタル内構造物・CRD交換機

燃料デブリ

73

1568日

レーザガウジング

1260日

レーザ／コアボーリング

燃料デブリ

88.2

437日

AWJ/レーザ

437日

AWJ/レーザ

燃料デブリ

9.2

360日

ディスクソー360日

ディスクソー

ペデスタル内燃料デブリ

燃料デブリ

222

2161日

チゼル

2161日

チゼル

ペデスタル外部燃料デブリ

燃料デブリ

－

－

－

－

146

6252日
（31.3年）5,690日（28.4年）

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。

a. 上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法◼ 具体的なプランの検討②：まとめと将来に向けた課題（工法概念の成立性検討）

No.210

基礎データ1（概念の根本的な成立性を確認するためのデータ）

基礎データ2（基礎データ1と基本設計に絡めつつ今後得ていくべきもの）

全体

干渉物撤去工事から燃料デブリ取り出し工事へ遷移する段取り替えを見越した機器配置／作業フロー／リスク評価を実施した。

リスク評価は各工事の設備配置と現場データの更新に応じて刷新する必要がある。基本設計／詳細設計段階に応じて継続評価が必要である。

閉じ込め機能

既存設備／新設備との取り合い手段を検討した。特に重要な既存設備開口部の閉じ込め方策と監視手段について検討し、成立に向けた課題を抽出した。

高線量環境におかれる閉止部材の対放射線性の評価、およびメンテナンスを含む無人での閉止施工技術の機器構造検討が必要である。

遮へい機
能

必要な遮へい範囲を定義し、線量評価に基づく遮へい厚と遮へい重量を算出した。除染と遮へい厚適正化が必要であることを確認した。

線量評価をより現実に近づけるためにPCV内構造物などの線量データを取得し、遮へい評価へのフィードバックが必要である。

除熱機能

燃料デブリ移送システムにて検討した。

---

臨界防止
機能

燃料デブリ移送システムおよび燃料デブリ取り出しシステムにて検討した

---

水素爆発
防止機能

燃料デブリ移送システムにて検討した。

---

過剰被ば
くの防止

燃料デブリ取り出し時の通常作業／保守作業フローを定義した。特に作業員が介在する燃料デブリ移送作業と保守時の機器搬出作業について作業ステップを策定し、そに基づくリスク評価と被ばく評価を実施した。一部課題が残るものの成立性を確認した。

・リスク評価は機器構造検討と現場データの更新に応じて刷新する必要がある。基本設計／詳細設計段階に応じて継続評価が必要である。
・当初計画以上の作業範囲で無人化が求められることが判明した一方、被ばく評価では空間線量の仮決めと保守的な作業時間を設定していることから、現実的な線量データの取得と設備
構造検討の詳細化による再評価が必要である。

ハード設計上の要求

機器レイアウトの観点で線源をDSP経由ルートで搬出するシナリオの優位性を見出した。また、作業設備と安全設備の緩衝を回避するため、それぞれの設備設置方針を確認・整理し、干渉回避可能性があることを確認した。

DSP経由ルートを実現するための各工事の付帯設備の構造検討を進め、本シナリオの成立可能性をより定期的に見直す必要
がある。

取り扱
い要求

メンテナン
ス性

汚染区分に基づく機器の保守グレードを設定し、それぞれの作業方針を設定した。また、メンテナンス設備へ搬出できない固定機器については既存類似設備の設計方針を踏襲する方針を設定した。

各工事の付帯設備の構造検討を進め、本シナリオの成立可能性をより定期的に見直す必要がある。

スルー
プット

干渉物撤去は当初見積4.1年から3.3年に短縮した。しかし、設計目標である
1.5年には及ばず、さらなる作業効率向上が必要であることを確認した。

炉内構造物の現実的な状態を把握し、それに応じた撤去方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioningを最適化させていく必要がある。

検討項目
安全要
求に基
づく設計
仕様と
設計目
標の検
討

作業員
安全

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.211b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法⚫ 開発の目的➢ 燃料デブリを取り出すために必要となる機器ハッチからCRD開口部までのアクセスルート
構築方法に関する検討を行う。
⚫ 解決すべき課題➢ 遠隔作業範囲の拡大と作業効率化。
➢ PCV内で使用する装置類のケーブルの処理方法。
⚫ 開発の進め方➢ ＰＣＶ内アクセスから干渉物撤去までの作業手順立案。
➢ 機器ハッチからCRD開口部までのアクセスルート上の干渉物の撤去方法検討および要素試験。
➢ PCV内で使用する装置のユーティリティ構築方法の開発。
⚫ 得られる成果➢ ＰＣＶ内アクセスから干渉物撤去までの作業手順。
➢ 機器ハッチからCRD開口部までのアクセスルート構築方法。
➢ PCV内で使用する装置のユーティリティ構築方法。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.212b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 検討の前提条件✓ PCVと増設建屋を通路（アクセストンネル）で接続できること。なお、アクセストンネルは、
R/B外から遠隔にて送り出すことで敷設する。
✓ アクセストンネル設置のため、ヤード整備、地下構造物対策および地上構造物撤去等を実施済であること。
✓ 複数の遠隔作業装置を使用し、PCV内での干渉物撤去作業、燃料デブリ取り出し作業を実施する。必要に応じ、PCV内で装置の組み立てを実施する。
搬入セル
廃棄物
搬出セル

燃料デブリ
取り出しセル
保守セル

PCV
燃料デブリ
搬出セル
通路(アクセストンネル)

PCVと増設建屋の接続イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.213b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 検討フロー：今回報告

前期補助事業の課題を受けた
今期補助事業の取り組み方針

ペデスタル外作業の検討• ペデスタル外：遠隔装置の組み立て作業の実現のためのユーティリティ構築作業の実現性確認• ペデスタル内：CRDプラットフォームを活用した干渉物撤去/
燃料デブリ取り出し方法の実現性確認

ペデスタル内作業の検討• ペデスタル外1階グレーチング上への、遠隔装置用
共用ユーティリティの構築

ペデスタル外作業を成立させるための課題と検討（含試験）

ペデスタル内作業を成立させるための課題と検討（含試験）• 共用ユーティリティの構築に関する要素試験での実現性検証補助事業での実施範囲

現場状況の調査結果
実機工事計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.214b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 開発工程：計画：計画（見直し後）*：実績

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

11

2020年度
12

1

2

中間報告
▼

3

4

5

6

7

8

中間報告
▼

9

10

11

12

1

2

中間報告
▼

１.概念検討/課題抽出

２.試験計画

ペデスタル外３.試験準備/試験装置
試作

ペデスタル内ペデスタル外４.要素試験

ペデスタル外５.まとめ

ペデスタル外ペデスタル内ペデスタル内ペデスタル内備考*：検討進捗状況および要素試験結果を反映し、計画の見直しを実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.215b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 検討の対象となる工法の概要

搬入セル✓ PCVと増設建屋を通路（アクセストンネル）で接続。アクセストンネ
ルは、R/B外から遠隔にて送り出すことで敷設する。

廃棄物
搬出セル

燃料デブリ
取り出しセル
保守セル➢ アクセストンネルの採用により、R/B内の床荷重を軽減可能。

➢ 他工事とアクセストンネルの配置が干渉する場合は、アクセストンネ
ルのルート変更により、干渉を回避可能（自由度の高い配置計画）。
➢ アクセストンネルの接続先は、既存ペネのうち、機器ハッチを使用。

✓ 複数の遠隔作業装置を使用し、PCV内での干渉物撤去作業、燃料デブリ取り出し作業を実施。必要に応じ、PCV内で装置の組み立てを実施。

PCV
燃料デブリ
搬出セル
通路(アクセストンネル)

PCVと増設建屋の接続イメージ✓ 号機、ペデスタルの内外を問わない方法。
【遠隔作業装置の例】
移動アーム

アーム部

搬送装置
ベース部

柔構造作業アーム（クローラ・双腕タイプ）

切断装置

搬送装置と切断装置

作業アーム

柔構造作業アーム（多腕タイプ）
ペデスタル内干渉物撤去装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.216b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 主要作業ステップ：要素試験説明対象✓ 準備作業から燃料デブリ搬出までの一連の主要作業ステップは以下の通り。

：19-20年度での検討対象

作業
ステップ

① 仮設建屋構築
R/B壁面開放② アクセストンネル送り出し

仮設建屋

アクセストンネル

R/B壁開口部③ アクセストンネル接続④ 増設建屋構築

R/B内部

増設建屋

R/B壁面開放

ステップ
図
旋回
並進

アクセス
トンネル

仮設建屋内部

備考*

•
•

作業
ステップ

概念検討実施済。
既存技術での対応可能な見込みのため、次ステップ以降の検討を優先中。

••⑤ ペデスタル外干渉物撤去（D/W内アクセスルート構築)
取水開口部１

要素試験にて実現性確認を実施済(17-18
年度)。
実機重量を模擬した旋回要素試験を計画。

•

本PJにてスリーブとPCV間の溶接方法に関する要素試験を実施(2020年度)。

•⑦ D/W内配管展開
水中ポンプ設置⑥ 汚染拡大防止堰設置事業者エンジニアリングにて詳細検討実施中。

⑧ ペデスタル内
干渉物撤去

HVH -12D

1470× 640
HVH -12E

SRV配
- 管

- 管
SRV配

アクセストンネル

9 0°

N

機器ハッチ

干渉物撤去装置

水中ポンプ

階段
LP-12Aステップ
図エアロックステージ
配管サポート類

1 8 0°
0°
HVH -12A

エアロック

干渉物切断

SRV配 管

HVLP -D-1

PCV内配管

取水穿孔部２
1500×970

HPCI -21

PCV 内部詳細調査用穿孔部
SRV配 管
HVH - 12C

ペデスタル内堰

2 7 0°
HVH -12B

PC V内部 干渉物撤去前 （ 平面図）

備考*

•
•

D/W内(1階)の干渉物を撤去。
地下階へのアクセス→配管の撤去作業に関する要素試験を実施済(17-18年度)。

•••

D/W地下階にアクセス。
汚染拡大防止用に堰を設置。
ジェットデフ（J/D）周囲への堰設置に関する予備試験を実施済(17-18年度) 。

*下線部は、別PJ/エンジニアリングにて実施中の内容を示す。

••

水循環システムを構築
水循環PJにて、配管敷設・ポンプ設置に関する要素試験を実施済(19年度)。

•

梁を用いた干渉物撤去方法に関する要素試験を実施済(17-18年度)。
• CRDプラットホームを活用した干渉物撤去要素試験を実施（2020年度）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.217b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法：要素試験説明対象◼ 主要作業ステップ
作業ステップ：19-20年度での検討対象⑨ 燃料デブリ取り出し⑩ 燃料デブリ搬出

ステップ
図

ユニット缶

搬出ルート

回収容器

備考*

•
•
•
•

図はペデスタル外の作業例
ペデスタル内は干渉物撤去装置で作業梁を用いた燃料デブリ取り出し方法に関する要素試験を実施済(17-18年度)。
CRDプラットホームを活用した燃料デブリ取り出しに関する要素試験を実施予定（2020
年度)

•
•

概念検討実施済。
本ステップの搬出作業の技術開発も必要であるが、前段ステップが実現可能でなければ、本ステップ自体が成立しないことから、前段ステップの検討を優先中。

本補助事業では、ステップ③、⑤、⑥、⑧、⑨を対象とし検討を進めている。
（その他のステップは、別PJやエンジニアリングで検討中のものやこれまでに要素試験実施済みのもの）✓ ステップ③については、「３）（ⅰ）②接続部の閉じ込め機能確保技術」にて開発内容の詳細を説明する。

✓ ステップ⑤・⑧・⑨については、本項「１）①干渉物撤去技術の開発」にて開発内容の詳細を説明する。
✓ ステップ⑥については、「１）②干渉物撤去以外の技術の開発（b.サプレッションチェンバへの拡散防止方法）」にて開発内容の詳細を説明する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.218b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル外干渉物撤去作業の全体戦略✓ ペデスタル外の干渉物撤去作業では、干渉物の撤去と撤去作業装置向けユーティリティの整備を並行して進める。
⇒干渉物自体の撤去可否と同程度にユーティリティ整備の実現性可否の確認も重要（ユーティリティ整備の成立可否は干渉物の撤去方法に影響を及ぼすため）⇒本PJでは、干渉物撤去に優先して、ユーティリティの整備の実現性確認に取り組む。
撤去対象干渉物【干渉物の撤去とユーティリティ整備の手順】(1) 機器ハッチより作業装置搬入(2) 機器ハッチ(PCV内側)周囲の干渉物を撤去(3) 機器ハッチ周囲にユーティリティ(水圧/電気)ライン設置(4) 作業装置のケーブル接続先を、設置したユーティリティ
ラインに変更（つなぎ換え）(5) 周囲の干渉物を撤去(6) ユーティリティライン延長(7) (4)～(7)を繰り返す（CRD開口部まで）(8) ユーティリティライン構築完了

PLR TERMINAL BOX
DHC-1

HPCI-21

PCVシェル

0°MS-30CN

HVH-12C

エアロック
エアロックステージ

HVH-12B

階段
PCVED-4270°
MS-30D

機器ハッチ

X-6
HVH-12D
MS-30A

Uスタンド
HVH-12A

90°
HVH-12E
PLR TERMINAL BOX

MS-30B

ペデスタル外（1階）の撤去対象物

交互に繰り返し

作業装置搬入ユーティリティスタンド(Uスタンド)上で配管等のユーティリティを接続：ユーティリティライン：Uスタンド

干渉物撤去

ユーティリティ
ライン延長

機器ハッチ周囲の干渉物撤去、ユーティリティラ
イン設置

作業装置搬入ユーティリティ
(配管等)

干渉物撤去

ユーティリティライン延長

ユーティリティライン構築完了©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.219b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 共用ユーティリティ構築方法の検討

前年度にて抽出した課題であるPCV内で使用する遠隔装置の撤去装置・周辺設備の構築作業の遠隔化の解決案として、ペデスタル外周部への共用ユーティリティ設置を検討。
：ユーティリティライン【共用ユーティリティの概念】：コネクタ

ユーティリティラインとPCV内での作業装置のケーブルを接続• PCV内で使用する遠隔装置の駆動源である水（水圧）、電気を供給。
• ユーティリティラインの設置作業は、独立稼働する遠隔装置（柔構造作業アーム等）にて実施。

• ペデスタル内/外での干渉物の撤去作業、
燃料デブリ取り出し作業に使用する遠隔装置は、作業場所近傍のコネクタと接続
し、ユーティリティ（水圧/電気）を供給。
• 遠隔装置のケーブルの一端を、機器ハッチ（増設建屋）ではなく、作業場所近傍のコネクタとすることで、長尺のケーブルマ
ネジメントが不要となる。

機器ハッチ

ユーティリティライン：遠隔にて構築監視装置

共用ユーティリティの概念図

共用ユーティリティの設置範囲（計画）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.220b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 共用ユーティリティ構築方法の検討
共用ユーティリティの設置について、柔構造作業アームを用いた遠隔での接続予備試験を実施。
【ペデスタル外模擬環境によるコネクタ接続予備試験状況】
俯瞰カメラ

コネクタ

確認項目

要領

判定基準

結果

接続可否

柔構造作業アームにてコ
ネクタ把持・運搬し、ターミナルとコネクタを位置合わせした後、クランプし固定する。作業はカメラ映像のみで行う。

・把持・運搬時にコネクタを落下させないこと。
・ターミナルとコネクタの位置合わせ後にクランプ可
能なこと。

〇

接続後の
確認

接続作業の完了後、カメラ映像により、ターミナル・コネクタ間の接続部を確認する。

ターミナル・コネクタ間の接続部に変形がないこと。

〇

漏えい
有無

接続完了後、ターミナル
内の配管に通水する。

各配管から漏えいがないこと。

〇

俯瞰カメラAケーブル
柔構造作業アーム（TypeⅡ）

初期配置

作業アームハンド
コネクタ
作業アームハンド

コネクタ
ターミナル
（受け側）

置き台

コネクタ設置状況

クランプ部

コネクタクランプ状況✓ 遠隔操作でコネクタ接続が可能であることを確認。
✓ 位置決め方法およびコネクタ接続完了の確認方法等が課題であり、解決策を検討した（次紙参照）。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.221b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 共用ユーティリティ構築方法の検討
予備試験結果を踏まえ、検討した共用ユーティリティの構造は以下の通り。
位置決め治具

Uスタンド

配管【接続方法】① 位置決め治具をUスタンドのガイドに押し当て、位置決めピンに接続② 新たなUスタンドを位置決め治具のガイドに押し当て、位置決めピンに接続③ 上記①と②を繰り返してUスタンドをD/W内に設置後、Uスタンド上で配管を接続

位置決めピン(位置決め治具)

上面図

配管
伸縮部

手順③
手順②

ガイド

位置決めピン(Uスタンド)

位置決めピン
接続用の穴

配管
伸縮部

手順①

V溝

側面図

配管はUスタンドのV溝に入れ、配管伸縮部を動かして接続

ガイド

上記構造での遠隔施工の妥当性を、要素試験にて確認した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.222b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル外の作業ステップ✓

共用ユーティリティの構築をステップに含むペデスタル外の作業について、作業ステップを細分化し、作業内容の具体化と課題の抽出を行った。

【ステップ④】増設建屋構築（横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法の主要作業ステップ参照）：要素試験での確認対象

作業
ステップ

ステップ
図

1. 作業装置搬入、干渉物撤去(機器ハッチ周囲)、
ユーティリティ設置

機器ハッチ周囲の干渉物撤去、ユーティリティライン設置

3-1. ユーティリティライン延長※（位置決め治具の設置）

2. DW内(1階)干渉物撤去※

位置決め治具搬入・設置
作業装置搬入ユーティリティ(配管等)

干渉物撤去

Uスタンド

Uスタンドの概念図

内容

課題

機器ハッチより作業装置を搬入し、機器ハッチ(PCV内側)周囲の干渉物を撤去する。その後、機器ハッチ(PCV内側)の周囲に、アクセストンネルから延長されたユーティリティ(水圧/電気)ラインを設置する。
• アクセストンネルから伸びたユーティリティの引き出し方法

作業装置のケーブル接続先を前ステップで設置したユーティリティに変更する。その後、周囲の干渉物を撤去する。

（遠隔でのコネクタ接続可否、干渉物切断に関する要素試験を実施済[15-16年度]）

作業装置を用いて、Uスタンド設置用の位置決め治具を所定位置まで搬入・設置する。

•
•
•
•

作業装置での位置決め治具の把持可否作業装置での位置決め治具の運搬
目標位置への設置精度
位置決め治具の固定可否※1階の干渉物を撤去しながらユーティリティラインを構築(延長)するため、ステップ2→3-1～3-4を繰り返す。（CRD開口部近傍到達まで）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.223b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル外の作業ステップ
作業ステップ

3-2. ユーティリティライン延長※（Uスタンドの設置）

内容

課題

3-3. ユーティリティライン延長※（分割されたユーティリティラインの搬入）

3-4. ユーティリティライン延長※（分割されたユーティリティラインの接続）分割されたユーティ
リティ(配管)搬入

Uスタンド
搬入・設置

ステップ
図

：今回の要素試験対象

ユーティリティ(配管等)

配管(既設)

ユーティリティ(配管等)

Uスタンド

Uスタンド

Uスタンドの概念図

Uスタンドの概念図

配管(新規)

作業装置を用いて、Uスタンドを所定位置まで搬入・設置する。

作業装置を用いて、分割された配管を所定位置まで搬入する。

分割された配管をUスタンド上に固定し、既設配管と
接続する。

•
•
•
•

• 作業装置でのユーティリティラインの運搬• 目標位置への仮置き精度• Uスタンドへの配管の固定• 作業装置での既設配管との接続作業装置でのUスタンドの把持可否作業装置でのUスタンドの運搬
目標位置への設置精度
Uスタンドの固定可否※1階の干渉物を撤去しながらユーティリティラインを構築(延長)するため、ステップ2→3-1～3-4を繰り返す。（CRD開口部近傍到達まで）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.224b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル外の作業ステップ
作業ステップ

4. D/W内(1階)干渉物撤去およびユーティリティライン敷設完了
PCVシェル

5. グレーチング開口、干渉物撤去装置吊り降ろし

6. D/W内(地下階)干渉物撤去

0°

エアロック

アクセストンネル

270°
X-6

45°

ステップ
図

機器ハッチ

90°

アイソメ図

開口装置
：ユーティリティライン：ユーティリティスタンド

内容

ステップ2→3-1～3-4の繰り返しにより、D/W内1階の干渉物が撤去され、ペデスタル外周囲に作業装置用のユーティリティが敷設された状態。

課題（ステップ2～3-4と同様）

地下階用
干渉物撤去装置

グレーチングを切断し、干渉物撤去装置を地下階へ
インストール。

（グレーチングを切断・開口を設け、地下階に干渉物撤去装置をインストールする要素試験を実施済［17-18年度］）

ピット内に水中ポンプを設置するため、ピット内既設ポンプ等のピット付近の干渉物を撤去。堆積物がある場合には、堆積物の撤去を行う。

（地下階の干渉物撤去に関する要素試験を実施済［17-18年度］）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.225b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル外の作業ステップ
作業ステップ：今回の要素試験対象**

7-1. 汚染拡大防止堰設置※(型枠の設置)7-2. 汚染拡大防止堰設置※(ドライモルタル投入)

滞留水移送ポンプ

滞留水移送ポンプ

機器ハッチ

機器ハッチ

堰

8. D/W内配管展開、水中ポンプ設置

堰

水中ポンプ
堰

ステップ
図

堰

：堰

：堰

PCV内配管

内容

課題（図は1号機の場合の堰設置イメージ）（図は1号機の場合の堰設置イメージ）

地下階用干渉物撤去装置等を用いて、グレーチング
開口から折り畳んだ状態の堰(型枠)を搬入する。その後、地下階で展開・設置する。

遠隔装置(柔構造作業アーム等)で、展開した折り畳
み堰内にドライモルタルを投入

D/W内に配管を展開し、ピット内に水中ポンプを設置する。

• 開口(1200×600mm)から型枠(折り畳み状態)の搬入可否• 地下階での型枠の展開可否• 展開した型枠内へのドライモルタルの投入可否• ドライモルタル硬化開始までの時間内での地下階への搬入可否（水循環PJにて、配管敷設・ポンプ設置に関する要素試験を計画［19年度中実施］）

ジェットデフ堰

ポンプピット※号機ごとに所望の堰が構築できるまで、7-1～7-2を繰り返す。

サンプピット堰作業員アクセス口
試験対象

1号機での設置イメージ

作業員アクセス口2/3号機での設置イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning**作業ステップ7-1/7-2に関する試験内容の詳細については、別項目7.(1)②c項「S/Cへの汚染拡大防止方法」にて説明

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.226b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル外の作業ステップ
作業ステップ：今回の要素試験対象

9. 堰の外側への排水ポンプ設置

D/W取水ポンプ
機器ハッチ

ステップ
図

堰

機器ハッチへ【ステップ⑧】ペデスタル内干渉物撤去

排水ポンプ

排水ポンプ

D/W取水ポンプ内容

堰の外側に水中ポンプを設置する。なお、堰の内側への水中ポンプの設置は、前ステップ(ステップ8)にて対応済み。設置後に水中ポンプを稼働。

課題（ステップ8と同様）（横アクセスによるペデスタル内外の干渉物
撤去方法の主要作業ステップ参照）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.227b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験模擬範囲✓ 前頁までに抽出した課題解決のため、共用ユーティリティ構築作業に関する要素試験を実施する。
✓ 共用ユーティリティの構築作業は延長作業の繰り返しのため、最終設置箇所を模擬し、それより前段のユーティリティは設置済みとする。
地上階
機器ハッチ
ユーティリティライン(設置済)

Uスタンド

堰設置作業エリア*
配管

試験での確認対象

共用ユーティリティ構築試験模擬範囲*汚染拡大防止堰の詳細は、別項目7.(1)②c項「S/Cへの汚染拡大防止方法」にて説明する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.228b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験項目と判定基準
ID

試験項目

該当作業
ステップ※1

試験要領・手順

判定基準

1

スタンドの
組み立て

3-1
3-2

(1)門型揚重機で位置決め治具を吊り上げ。
(2)目標位置(既設Uスタンド)まで位置決め治具を運搬。
(3)位置決め治具を既設Uスタンドのガイドに押し当てながら吊り降ろし位置決め治具を既設Uスタンドに固定。
(4)門型揚重機でUスタンドを吊り上げ。
(5)(3)で設置した位置決め治具の他端までUスタンドを運搬。
(6)位置決め治具他端側のガイドに押し当てながら吊り降ろし、Uスタンドを(3)で設置した位置決め治具の他端に固定。

2

ユーティリティラインの接続3-3
3-4(1)分割された配管を搬送台車上に設置。【人手作業】(2)搬送台車にて、配管をUスタンド近傍まで運搬。
(3)門型揚重機にて、Uスタンド上に配管を設置。
(4)柔構造作業アームにて配管をUスタンドに固定し、接続。

•
•

備考

•

位置決め治具の吊り上げができること。
位置決め治具およびUスタンドを目標位置まで運搬できること。
位置決め治具とUスタンド間を固定できること。

•••

搬送台車にて、配管を目標位置まで運搬できること。
搬送台車からUスタンド上に配管を設置できること。
柔構造作業アームにて配管を接続できること。

※1：ペデスタル外の作業ステップ参照【要素試験使用装置】
治具(搬送中)
Uスタンド
照明
カメラ

搬送台車
治具等の把持、作業補助

遠隔作業用柔構造アーム*

治具等の搬送・設置

治具等の搬送

作業の監視

門型揚重機

搬送台車

カメラ台車

位置決め治具

Uスタンド、位置決め治具*遠隔作業用柔構造アームには様々なバリエーションがあり、 上記仕様はクローラタイプの一例である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.229b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験手順（スタンドの組み立て） ※予備試験による確認
STEP

1. 位置決め治具を搬入
門型揚重機

2. Uスタンドの位置決めピンに接続
Uスタンド

3. 接続完了を確認

位置決めピン(Uスタンド)

Uスタンド

位置決め治具動作
図
位置決め治具
位置決め治具STEP

4. Uスタンドを搬入
門型揚重機

位置決めピン(Uスタンド)

5. 位置決め治具の位置決めピンに接続
Uスタンド

6. 接続完了を確認
Uスタンド

位置決め治具

動
作
図

Uスタンド

位置決め治具

位置決めピン(位置決め治具)

Uスタンド

位置決め治具

位置決めピン(位置決め治具)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.230b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験結果（スタンドの組み立て）
STEP

1. 位置決め治具を搬入

2. Uスタンドの位置決めピンに接続

3. 接続完了を確認

位置決めピン(Uスタンド)動作
図
位置決め治具STEP

4. Uスタンドを搬入

位置決めピン(Uスタンド)

5. 位置決め治具の位置決めピンに接続

位置決めピン(Uスタンド)

6. 接続完了を確認

位置決め治具

門型揚重機

動
作
図

Uスタンド

位置決めピン(位置決め治具)

位置決めピン(位置決め治具)

遠隔にて位置決め治具とUスタンドを設置・接続ができることを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.231b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験手順（ユーティリティラインの接続） ※予備試験による確認
STEP

1．配管準備【人手作業】
Uスタンド

カメラ台車

２．配管運搬

門型揚重機

3. 配管設置

Uスタンド

Uスタンド

動
作
図
集合配管

STEP

門型揚重機

集合配管

集合配管
（既設：接続先）

4. 配管接続

集合配管（接続部）

５．接続完了を確認
接続部

ハンドでレバー操作をして配管接続
集合配管（新規）

動
作
図

門型揚重機

柔構造作業
アーム

集合配管（既設）

レバー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.232b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験結果（ユーティリティラインの接続）
STEP

1．配管準備【人手作業】
Uスタンド

カメラ台車

２．配管運搬3. 配管設置

集合配管（既設：接続先）

門型揚重機

集合配管（接続部）

動
作
図
集合配管

STEP

門型揚重機

4. 配管接続

Uスタンド

門型揚重機

Uスタンド

レバー

５．接続完了を確認

ハンドでレバー操作をして配管接続

動
作
図

集合配管

接続部

柔構造作業
アーム

ユーティリティライン（集合配管）の設置、接続ができることを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.233b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験結果まとめ
ID

1

試験項目

スタンドの
組み立て

試験要領・手順(1)門型揚重機で位置決め治具を吊り上げ。
(2)目標位置(既設Uスタンド)まで位置決め治具を運搬。
(3)位置決め治具を既設Uスタンドのガイドに押し当てながら吊り降ろし位置決め治具を既設Uスタンドに固定。
(4)門型揚重機でUスタンドを吊り上げ。
(5)(3)で設置した位置決め治具の他端までUスタンドを運搬。
(6)位置決め治具他端側のガイドに押し当てながら吊り降ろし、Uスタンドを(3)で設置した位置決め治具の他端に固定。

試験結果

•

•
•

•
2

ユーティリティラインの接続(1)分割された配管を搬送台車上に設置。【人手作業】(2)搬送台車にて、配管をUスタンド近傍まで運搬。
(3)門型揚重機にて、Uスタンド上に配管を設置。
(4)柔構造作業アームにて配管をUスタンドに固定し、接続。

スタンドの組み立て••

備考

門型揚重機で位置決め治具の吊り上げができることを確認。
門型揚重機で位置決め治具およびUスタンドを目標位置まで運搬できることを確認。
位置決め治具とUスタンド間を固定できることを確認。

〇

搬送台車にて、配管を目標位置まで運搬できることを確認。
搬送台車から門型揚重機で配管を持ち上げ、Uスタンド
上に配管を設置できることを確認。
柔構造作業アームにて配管接続治具を使用して配管を接続できることを確認。

〇

ユーティリティラインの接続

全ての判定基準を満足し、共用ユーティリティの構築作業（スタンドの組み立て、ユーティリティラインの接続）の実現性を確認。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.234b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 抽出した課題と対応方針
No.

課題

内容

対応方針

1

グレーチング（床面）上の凹凸への対応方法

今回の試験では平らなグレーチング上に人手で高さ調整をしたUスタンドを設置したが、実機のグレー
チングには段差があり配管の芯合せ等の組み立て作業時の誤差の原因となる。

Uスタンドのアジャスタを遠隔で伸縮するようにする。
グレーチング上に足場板を敷設して水平面を確保する。

作業中の監視方法(カメラ・照明配置等)

Uスタンドと位置決め治具の接触面など、低所の位置合せ状況の確認が難しい。

各作業が見やすいよう、例えば作業装置の手先にカメラを取り付けて手元を確認する等、カメラ・照明
配置の詳細検討を実施（実機工事計画時）。
また、間接的に確認ができる構造の検討を実施。
（カメラ台車の改造による改善効果を検証済）

装置類のケーブル処理

試験模擬範囲外（機器ハッチ～270°付近間）でのケーブルの余長部分については、人手で介助を実施。

狭い環境下で装置もケーブルも込み合っているた
め、遠隔での処理方法を検討する。
（ケーブル送り台車による余長処理の有効性を検
証済）

2

3

（課題と対応方針の詳細を次紙以降に示す）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.235b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 2018年度実施のペデスタル内干渉物撤去方法に対する成果と課題✓ 組み立て式梁と柔構造作業アームを組み合わせた干渉物撤去装置を、ペデスタル開口部からペデスタ
ル内に進入させ、干渉物撤去作業の要素試験を実施して実施可能な見通しを得た。
ペデスタル内落下物
干渉物模擬体柔構造作業アーム

旋回
組み立て式梁ペデスタル開口昇降

柔構造作業アーム

干渉物撤去要素試験の状況【主な課題】➢ カメラ等作業監視装置の遠隔構築方法。
➢ 非常回収方法。
⇒装置が大型のため回収が難しい。
➢ ペデスタル開口面積が狭くなる。
⇒右図の通り、装置の梁がペデスタル開口を塞ぐため、非常時等に別な装置の投入が困難。

切断対象把持要素試験イメージ
ペデスタル開口柔構造作業アーム

組み立て式梁

干渉物撤去装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.236b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 2018年度に抽出した課題に対する解決方法の検討
非常回収やペデスタル開口面積縮小の解決案として、小型装置を使用することにより、ペデスタル内のプラットフォーム（P/F）を利用してペデスタル底部にアクセスし、干渉物撤去および燃料デブリ取り出しをする方法を検討した。
【検討したペデスタル内作業概要】①CRDレールを活用し、CRD開口から自走することで小型の干渉物撤去装置を搬入。
②搬入した干渉物撤去装置でプラットフォーム（P/F）上を移動し、CRD開口周辺の干渉物撤去を実施。
③CRDレール上にウインチを設置し、ペデスタル内底部に干渉物撤去装置を吊り下す。
④ペデスタル底部を干渉物撤去装置が移動し、底部の干渉物撤去および、デブリ取り出しを実施。
⑤撤去後の干渉物はペデスタル底部からウインチを使用して搬出。
装置等搬出ルート

機器ハッチ

装置等
搬入ルート
CRD開口

CRD開口
※CRD開口に常設になるのは最低限の搬出入設備とケーブルのみ①干渉物撤去装置搬入

CRD開口周辺干渉物撤去イメージ⑤干渉物の搬出②CRD開口周辺
干渉物撤去

干渉物撤去装置

ウインチ③ペデスタル
底部アクセスX-6ペネ

CRDレールPCV内作業イメージ④ペデスタル底部干渉物撤去

ペデスタル内作業イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.237b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 2018年度に抽出した課題に対する解決方法の検討
組み立て式梁による干渉物撤去装置と小型の干渉物撤去装置の仕様比較を以下に示す。
組み立て式梁柔構造作業アーム
柔構造作業アーム(底部アクセス時)

小型装置
ペデスタル開口
ペデスタル開口※装置搬入可能開口部：□700mm程度

柔構造作業アーム

イメージ図
組み立て式梁干渉物撤去
装置

P/F把持イメージ（ペデスタル外地下階用装置）

移動アーム(4本脚)※P/Fを掴んで移動、歩行等

梁の先端に柔構造作業アームを取り付けた装置をペデスタ
ル開口から中に入れ、ペデスタル底部までアクセス

柔構造作業アームを取り付けた小型装置をペデスタル開口から投入し、P/F等を掴んでペデスタル底部までアクセス

メリット

・柔構造作業アームは梁に取り付けられているため、ペデス
タル底部の燃料デブリに接触せずにアクセス可能・足場の設置が不要で、ペデスタル開口から梁の長さ分の干渉物撤去が可能

・複数台の装置を投入し、作業を分担することが可能→装置が歩行可能な足場があれば複数装置を投入可能。
小型装置で把持できない重量のツールなどは専用装置
で対応、効率的に作業ができる見込み。
・装置が小型のため、非常回収しやすい(別な装置で切断して搬出、ウインチで引っ張る等)

デメリット

・装置が大型のため、非常回収が困難
・装置の梁がペデスタル開口を塞ぐため、開口面積が狭くなり、別な装置等の投入が困難(この装置のみでペデスタル
内作業を行うことになり、ツール交換が増える)

・底部の燃料デブリにアクセスする場合等、燃料デブリに接触する(燃料デブリ上を装置が歩く)
・複数台装置の運用、装置移動時等のケーブル処理が複雑
今回の要素試験にて確認

備考

実機の状態に合わせてどちらの工法とするか選択する。

【課題】複数台装置の運用時は操作が複雑になりオペレータの負担が大きい

コンセプト©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.238b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内干渉物の抽出結果✓ CRD開口からペデスタル内にアクセスし、ペデスタル底部の燃料デブリまでアクセスする場合の各号機ごとの干渉物について抽出を実施（次頁以降参照）。
✓ 抽出結果に基づき、要素試験にて撤去可否・手順の確認が必要な対象物を整理した。
1号機
CRD開口

2号機

3号機

上部機器

ペデスタル
内部状況
イメージ

上部機器

CRD交換機
ICMハウジング
堆積物
P/F(プラットフォーム)

堆積物

調査状況

ペデスタル内調査未実施（上記の図は健全状態）

・P/F(プラットフォーム)が残っており、・P/F(プラットフォーム)、CRD交換機
グレーチングが一部脱落
が脱落
・CRD交換機は残っている・ペデスタル底部には堆積物
・ペデスタル底部には堆積物（堆積物内の状況は不明）（堆積物内の状況は不明）

撤去対象
干渉物

ペデスタル内調査未実施のため不明

・P/F(プラットフォーム)上堆積物
・CRD交換機

・CRDハウジング、ICMハウジング等（落下物）
・CRD交換機©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.239b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内干渉物の抽出結果✓ ペデスタル内のP/Fが残っている2号機と、P/Fが崩落している3号機をベースにペデスタル底部
燃料デブリ取り出し位置までのアクセスルート、撤去対象干渉物の検討を実施。
（1号機は3号機よりの状態と想定し、2、3号機で検討することとした。）
2号機

CRD開口を通過（開口寸法：W762×H1118[mm]）

上部機器

3号機
上部機器

P/F上に移動P/F開口を通過（開口寸法①：L1000×W600[mm]）（開口寸法②：L900×W700[mm]）ペデスタル内の干渉物(落下ICMハウジング、落下CR案内管等)を撤去しながら堆積物上を移動

CRD交換機プラットフォーム(P/F)

堆積物

地下階干渉物(落下物、ケーブルベア等)を撤去しながら堆積物上を移動

2号機ペデスタル内部状況イメージ
燃料デブリ取り出し位置まで到達の条件➣狭隘なP/F開口を装置が通過可能か。
通過できない場合は、P/Fの撤去ができるか。
➣ペデスタル底部の堆積物上の移動ができるか。
➣ペデスタル内の落下している干渉物が撤去できるか。

ICMハウジング
堆積物

3号機ペデスタル内部状況イメージ
ペデスタル底部の燃料デブリ取り出し位置到達

燃料デブリ取り出し位置まで到達の条件➣ペデスタル内の落下している干渉物が撤去できるか。
➣ペデスタル底部の堆積物上の移動ができるか。

➣各号機でペデスタル底部の燃料デブリ取り出し位置まで到達できるか要素試験にて確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.240b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法※1 撤去難易度は、相対的評価※2 ○：要素試験実施予定、△：撤去方法検討（机上検討）◼ ペデスタル内干渉物の抽出結果✓ 2号機のペデスタル内干渉物の抽出結果
Ｎｏ.
１

２

干渉物
グレーチング

グレーチング支持構造物（プラットフォーム）

3号機
３
CRD交換装置

４５

その他落下物

堆積物

概略仕様：要素試験対象

加工方法の候補撤去方法の例① 主要材質
SS+燃料デブリ② 主要寸法厚さ38mm
ピッチ0.03×0.1m

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

① 主要材質
SS＋燃料デブリ② 主要寸法
厚さ305mm
Φ5.13m(直径）

アブレシブウォータージェット（AWJ）、
レーザー① AWJ等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

① 主要材質SS+アルミ＋SUS+
燃料デブリ
②主要寸法
W0.9×L0.7×H4.0m

アブレシブウォータージェット（AWJ）、
レーザー① AWJ等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

詳細不明

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

詳細不明

吸引回収① 水中ポンプで吸引
回収② 吸引したものは容器に収納して搬出

撤去
難易度※1

試験
要否※2

備考

中

△
2020年度
簡易的な試験実施

・燃料デブリ付着。
・変形・溶損により不定形な形
状が予測される。
・P/Fの開口からアクセスする
際に撤去が必要。

△

・燃料デブリ付着。
・変形・溶損により不定形な形
状が予測される。
・ペデスタル底部にアクセスするために必要な構造物は撤
去する。

(〇)
別途技術
開発にて
対応予定

・燃料デブリ付着。
・変形・溶損により不定形な形
状が予測される。
・ペデスタル底部にアクセスするため、撤去が必要。

中

高

中

小

△

△

・調査できなかった範囲に干渉物がある可能性など、状態不明だが、次頁3号機のNo.2～4よりは切断しやすいと想定。
・堆積物の性状は不明だが、吸引またはデブリ取り出し（回収）技術にて対応可能と想定。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.241b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法※1 撤去難易度は、相対的評価※2 ○：要素試験実施予定、△：撤去方法検討（机上検討）◼ ペデスタル内干渉物の抽出結果✓ 3号機のペデスタル内干渉物の抽出結果
Ｎｏ.

干渉物

概略仕様

加工方法の候補：要素試験対象

撤去方法の例

撤去
難易度※1

試験
要否※2

中

△

１

堆積物

詳細不明

吸引回収

前項2号機のNo.5と同じ

２

落下ICMハウジング① 主要材質SUS+燃料デブリ② 主要寸法
厚さ6mm
φ50mm

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

① 主要材質SUS+燃料デブリ② 主要寸法厚さ18mm
φ160mmアブレシブウォー① AWJ等で切断。
タージェット（AWJ）、 ② 切断片は容器に収レーザー納して搬出（機器ハッチへ）。

① 主要材質SUS+燃料デブリ② 主要寸法
厚さ4.15mm
φ273mmアブレシブウォー① AWJ等で切断。
タージェット（AWJ）、 ② 切断片は容器に収レーザー納して搬出（機器ハッチへ）。

① 主要材質SS+アルミ＋SUS+
燃料デブリ
②主要寸法
W0.9×L0.7×H4.0m

アブレシブウォー① AWJ等で切断。
タージェット（AWJ）、 ② 切断片は容器に収レーザー納して搬出（機器ハッチへ）。

３

４

５

落下CRDハウジング

落下CR案内管落下CRD交換装置

６

崩落P/F

詳細不明

AWJ、レーザー

前項2号機のNo.2と同じ

７

その他落下物

詳細不明

ディスクカッター、
セーバーソー等

前項2号機のNo.4と同じ

高

高

〇

〇

備考

・燃料デブリ付着。
・変形・溶損により不定形な形状が予測される。
・対象物が固定されていないため、切断時は装置で把持する等の対策が必要。

・2018年度に上取り出し工法の要素試験でAWJで切断できることを確認済み。

・径が大きいためセイバーソーの刃のストロークのみでの切断は困難と想定され切断ツール構造検討が必要。
・CRDハウジングの切断技術で対応可能と想定。

高

〇

高

(△)
別途技術
開発にて
対応予定

中

△

・状態不明だが、No.2～4よりは切断しやすいと想定。

中△・状態不明だが、No.2～4よりは切断しやすいと想定。

・2号機の要素試験結果を参考に撤去方法を検討する。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.242b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内干渉物の抽出結果✓ 干渉物抽出結果を基に撤去難易度を評価。

✓ 評価の結果、CRDハウジング、ICMハウジング等(落下物)およびCRD交換装置を対象とした要素試験について実施優先度が高い。
✓ CRD開口部から装置を搬入し、燃料デブリにアクセスするためには、アクセスルート上(CRD開口部付近等)に落下している落下物の撤去が必要である。
⇒ ••そこで、本PJでは、落下物撤去に関する課題解決に優先して取り組む。
CRD交換装置の撤去方法検討および要素試験は、別途技術開発にて対応する計画。

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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.243b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：全体構成
代表的な装置の概略説明

装置全体構成※各装置仕様の詳細は次紙以降参照

揚重設備
CRD開口

No

装置

対応作業

作業方法

①

干渉物
撤去装置

軽量物取扱
（～10[kg]）

装置のアームに切断ツール等比較的軽量な物品を持たせて運搬等の作業をする。

ペデスタル内状況確認装置の自走によりペデスタル内を移動し、カメラにて状況を確認する。

干渉物撤去

装置のアームに持たせた切断ツール
により、干渉物を撤去する。

重量物運搬（10～150[kg]）装置の自走により、破砕装置（チゼル）、中性子検出器ユニット等の重量物を運搬し、所定の場所に位置決め
する。

燃料デブリ
加工

破砕装置（チゼル）を使用して、燃料デブリを加工する。

装置の搬出入

CRDレール上に揚重設備を設置し、ペデスタル内外への装置搬出入を行う。

ケーブル・ホース処理

ペデスタル内へ搬入する装置のケー
ブル･ホースを補助装置にて搬出入設
備の処理機構により処理する。

ユニット缶（UC）
搬出ルート②重量物運搬装置③搬出入設備

②

重量物
運搬装置

ユニット缶（UC）③①干渉物撤去装置

搬出入設備

ユニット缶（UC）搬出時のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.244b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：干渉物撤去装置

移動アーム
作業アーム
移動アーム

干渉物撤去装置モデル

干渉物撤去装置項目仕様

装置寸法[mm]

L約1503×W約463×H約575

構成

要求事項・備考
CRD開口（W762×H1118）、P/F開口①（L1000×W600）を通過可能

作業アーム×2本

1本のアームで作業を行い、もう1本のアームで作業補助（切断対象物の固定など）が可能

移動アーム×4本

ペデスタル内・底部の歩行移動、プラットフォーム（P/F）を把持しての移動、昇降が可能※現状、移動アームにて把持する箇所があれば移動可能

用途

ペデスタル内の干渉物撤去
および燃料デブリ回収

作業アーム可搬重量[kg]約10／アーム1本

装置重量[kg]

約80

必要な機能を搭載し、可能な限り軽量化※損傷を受けたプラットフォーム（P/F）の耐荷重が不明のため

駆動源

水圧

電気部品を使用していないため、感電のリスクがない

長さ[m]

約100

ペデスタル内・底部全域を移動可能な長さを検討中
ケーブル長による装置動作の影響を見るために、長く設定（ペデスタル底部全域を移動可能な長さは約20m）

径[mm]

約φ60

ケーブル

加工ツール･カメラ等の移動･設置、ケーブル･ホース処理など切断ツール等比較的軽量な物品の把持・移動が可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.245b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：重量物運搬装置(1/3)

移動アーム
重量物運搬装置モデル

重量物運搬装置

ケ
ー
ブ
ル

移動アーム

項目

仕様

要求事項・備考

装置寸法[mm]

L約981×W約598×H約486構成

移動アーム×4本

用途

ペデスタル内への重量物運搬

可搬重量[kg]

約150

中性子検出器ユニットの重量を想定

装置重量[kg]

約55

必要な機能を搭載し、可能な限り軽量化※損傷を受けたプラットフォーム（P/F）の耐荷重が不明のため

駆動源

水圧

電気部品を使用していないため、感電のリスクがない

長さ[m]

20以上

ペデスタル底部全域を移動可能な長さとする

径[mm]

約φ60

CRD開口（W762×H1118）、P/F開口②（L900×W700）を通過可能

ペデスタル底部の歩行移動が可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.246b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法

チゼル◼ 使用装置：重量物運搬装置(2/3)

破砕吸引装置
中性子検出器ユニット模擬体

重量物運搬装置（中性子検出器ユニット模擬体搭載）
項目

仕様

装置寸法[mm]

L約981×W約598
×H約486

中性子検出器ユニット模擬体
寸法[mm]
中性子検出器ユニット模擬体
重量[kg]
ケー
ブル

要求事項・備考
CRD開口（W762×H1118）、P/F開口②（L900×W700）を通過可能□約500

2018.7.11基盤-臨界PJ合同会議資料「燃料デブリの臨界管理技術の開発_臨界近接監視システムの概要とハードの設計に当たり必要となるインプット条件」参考

約156

IRID資料「2020.4_令和元年度２回中間成果
報告」参考

長さ[m]

20以上

ペデスタル底部全域を移動可能な長さとする

径[mm]

約φ10

模擬ケーブル

重量物運搬装置（破砕吸引装置搭載）

ポンプ

項目

仕様

要求事項・備考

装置寸法[mm]

L約981×W約598
×H約532

破砕吸引装置重量[kg]

約58

チゼル(8.3kg/本)とポンプ(11.9kg)の重量含む

チゼル本数
[本]

２

ピックハンマー(TCA-7AV);打撃数:1250[bpm]2018年度補助事業で使用したチゼルと同じものを選定

チゼル駆動源空圧

電気部品を使用していないため、感電のリスクがない

ポンプ台数
[台数]

１

ツルミポンプ(50PN2.4S-53/63)

ポンプ駆動源電力

CRD開口（W762×H1118）、P/F開口②（L900×W700）を通過可能

ケ
長さ[m]
20以上
ペデスタル底部全域を移動可能な長さとする
ー
ブ
径[mm]
約φ130
ル
※汚染拡大防止を目的に破砕しながらの水中ポンプによる局所回収を検討したが、単体試験結果から難しいと判断したため、要素試験では破砕のみの試験を実施した。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.247b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法
ケーブルベア上に堆積物がある箇所もあるため、場所によっては加工可能。

◼ 使用装置：重量物運搬装置(3/3)

移動アーム

1134

Φ2600

1343
チゼル先端

現状の重量物運搬装置では壁面や柱からの距離が412[mm]離れていれば加工可能である。

現状の加工可能範囲： 3.78[㎡]2号機ペデスタル底部燃料デブリ加工可能想定範囲【ペデスタル底部全域を加工するための対策案】
前提条件：地下階干渉物(CRD交換装置、落下物、ケーブルベア等)の撤去✓ 重量物運搬装置の移動アームに加工ツール(チゼル等)を搭載できる構造にする。
✓ 加工ツール(チゼル等)を装置の真下以外へもアクセスできる構造にする。
✓ 干渉物撤去装置の作業アームに加工ツール(チゼル等)を把持して加工する。
→次年度以降にCRD交換装置の撤去技術を開発することで加工可能範囲を広げる。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.248b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：門型ウインチ、カメラ台車

カメラアーム門型ウインチ
カメラ台車

ケ
ー
ブ
ル

項目

仕様

項目

仕様

装置寸法[mm]

L約1695×W約1480×H約1725

装置寸法[mm]

L約1376×W約550×H約1153

用途

ペデスタル外での装置運搬、設置

構成

カメラ+カメラアーム×1本+走行部

可搬重量[kg]

約300

用途

装置重量[kg]

約550

ペデスタル外での作業監視、
ペデスタル外からのペデスタル内作業監視

駆動源

水圧、空圧、電力

装置重量[kg]

約100

駆動源

電力

長さ[m]
径[mm]

20以上
約φ50

ケ
ー
ブ
ル

長さ[m]

20以上

径[mm]

約φ40

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.249b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：付帯設備(1/3)

ユーティリティライン（機器ハッチからの水圧供給ライン）ケーブル送り装置

ユーティリティドラム

補助ウインチ
揚重設備
X-6ペネトレーション

CRDレール

CRD開口

底部アクセスガイド

搬出入経路

CRDレール上ケーブル処理装置

ケーブル・ホースガイド

搬出入設備
CRD搬出入口付近 付帯設備設置状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.250b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：付帯設備(2/3)
項目

仕様

寸法[mm]

L約572×W約730×H約564
ペデスタル内外への装置搬出入

搬出入設備上をペデスタル内外へ装置の搬出入が可能なこと

ペデスタル底部への装置搬出入

搬出入設備の底部アクセスガイドからペデスタル底部へ装置の吊り下し･吊り上げが可能なこと

荷重[kg]

200

中性子検出器ユニット搭載の重量物運搬装置（搬出入装置最大重量：約200[kg]）の吊り上げが可能なこと

重量[kg]

約80

寸法[mm]

L約1065×W約876×H約1300

用途

重量物運搬ロボのケーブルホース処理

重量[kg]

約55

寸法[mm]

L約511×W約380×H約445

用途装置のケーブル･ホース処理

重量[kg]

約22

寸法[mm]

L約553×W約330×H約261

用途

重量物運搬装置の吊り姿勢変更

重量[kg]

約55

用途
揚重設備

ユーティリティ
ドラム

ケーブル
送り装置

補助ウインチ

要求事項・備考

X-6ペネ付近のユーティリティラインに接続した装置のケーブル･ホースの余長の処理が可能なこと

揚重設備と併用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.251b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：付帯設備(3/3)

CRDレール上ケーブル処理装置

項目

仕様

寸法[mm]

L約916×W約474×H約318

用途

CRDレール上のケーブル処理

重量[kg]

約55

寸法[mm]

L約2776×W約952×H約1006

構成

搬出入
設備

CRDレール上の装置ケーブルホースの余長の処理が可能なこと

CRDレール上に遠隔で設置が可能なこと

搬出入経路

ペデスタル内外への装置搬出入時に揚重設備ワイヤの保護が可能なこと

ケーブル･ホースガイド

装置搬出入の妨げとならないようにケーブル･ホースの処理が可能なこと

底部アクセスガイド
用途

要求事項・備考

底部への装置搬出入時に装置の荷重をかけることが可能なこと

装置の搬出入経路の確保
CRDレール上のケーブル処理

重量[kg]

約60©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.252b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：搬出入台車

ユニット缶(UC)

搬出入台車

搬出入台車

ユニット缶
(UC)

CRDレール

項目

仕様

用途

ペデスタル内外へのユニット缶(UC)の搬出入、干渉物の搬出

重量[kg]

約14

寸法(容量)[mm]

深さ約420×内径約φ248×
容器厚さ約1

重量[kg]

約6

用途回収した燃料デブリの収納要求事項・備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.253b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 使用装置：ICMハウジング切断治具、グレーチング切断治具
セーバーソー

グラインダーICMハウジング切断治具

チップソー

グレーチング切断治具

項目

仕様

項目

仕様

装置寸法[mm]

L約660×W約218×H約351

装置寸法[mm]

L約321×W約178×H約436

用途

ICMハウジングの切断用途固着したグレーチングの切断

切断機器

パイプソー（型式：PS200PS）

切断機器

グラインダー（型式：G10VH）

装置重量[kg]

約9.5

装置重量[kg]

約8.5

駆動源

空圧、電力

駆動源

空圧、電力

動作

セーバーソーを押し当てる動作

動作

チップソーを押し当てる動作

選定根拠

切断実績有

選定根拠

切断実績有

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.254b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験模擬範囲(1/2)✓ 前頁までに検討した装置が要求機能を満足できるか確認するため、要素試験を実施する。
✓ 今回は２号機と３号機の実機状況をもとに、１つの試験体に両号機の干渉物を模擬した。
３号機：ICMハウジング（外径φ50mm、厚さ6mm）
・難易度が高い狭隘な作業環境での作業の成立性を確認するため、ペデスタル内で狭隘な作業環境となる
CRD開口付近に設置

CRD交換機

CRD開口

P/Fが残存している
狭隘な環境でペデスタル底部へアクセ
スできるかP/F(ﾌﾟﾗｯﾄﾌｫｰﾑ)

２号機：固着したグレーチング

２号機実機状況

ICMハウジング

P/F等上部構造物が脱落した環境で
CRD開口周辺の干渉物を撤去しながらペデスタル底部へアクセスできるか

３号機実機状況

２号機：P/F(ﾌﾟﾗｯﾄﾌｫｰﾑ)
・難易度が高い狭隘な作業環境での作業の成立性を確認するため設置
・ペデスタル底部へアクセスする際、狭隘なP/F開口を通過させる方が難易度が高いと判断し設置

２号機：堆積物・土のうを積み上げた上に砕石を置き、モルタルを吹き付けてペデスタル底面の凹凸を模擬

試験模擬範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.255b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験模擬範囲(2/2)

CRD開口固着したグレーチング（ボルトで固定して模擬）

堆積物
開口上には
ペデスタル上部の構造物を模擬ICMハウジング

ペデスタル上部模擬部
2号機堆積物模擬部

燃料デブリ模擬部

水中環境

開口

2号機プラットフォーム(P/F)模擬部

MCCI模擬試験体©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.256b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内作業ステップ(1/7)✓

要素試験対象である、ペデスタル内干渉物撤去、燃料デブリ取り出しを含むペデスタル内の作業について、作業ステップを細分化し、作業内容の具体化と課題の抽出を行った。

【ステップⅦ】D/W内配管展開・水中ポンプ設置 （前述の主要作業ステップ参照）

作業
ステップ

Ａ．干渉物撤去装置をPCV内へ搬入

Ｂ．干渉物撤去装置をペデスタル
開口へ移動

C．ペデスタル開口部付近
干渉物撤去

機器ハッチ
機材搬入装置

加工ツール
干渉物撤去装置

ステップ
図

搬入
搬出入設備

移動

干渉物撤去装置内容

干渉物撤去装置をPCV内へ搬入

機材搬入装置を用いて、干渉物撤去装置をペデスタル開口部付近まで運搬

ペデスタル開口部付近の干渉
物を撤去

要求機能

PCV内へ干渉物撤去装置を搬入できること干渉物撤去装置をペデスタル
開口部付近まで運搬できること

ペデスタル開口部付近の干渉物を撤去できること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法

揚重設備

X-6ペネ

付帯設備全体像

揚重設備ワイヤNo.257

搬出入設備
ケーブル・ホース
CRD開口◼ ペデスタル内作業ステップ(2/7)
CRDレール
CRDレール上ケーブル処理装置：要素試験での確認対象

作業
ステップ

D．ペデスタル内状況の確認
カメラ

E．搬出入設備の設置
CRD開口

ICMハウジング

F．ペデスタル開口近傍の干渉物へアクセス

ICMハウジング
φ約50mm

ICMハウジング
φ約50mm

アクセス
ルート

ステップ
図

挿入

干渉物撤去装置

移動搬出入設備

搬出入設備を遠隔装置を用いて設置

内容

ペデスタル内進入前にカメラ等を用いて内部の損傷状況、撤去対象となる干渉物の状況、装置搬入可否を確認

要求機能

ペデスタル内進入前に内部状況を観察できること遠隔装置を用いて設置できるこ
干渉物へアクセスできることと（ペデスタル外でCRDレール上に搬出入設備を設置し、ペデスタル内まで移動し、P/F開口に固定する。）

干渉物撤去装置を搬出入設備
上を自走させて、ペデスタル内へ進入させ撤去対象となる干渉物へアクセス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.258b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内作業ステップ(3/7)：要素試験での確認対象

作業
ステップ

G．ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去（気中）干渉物撤去装置

ICMハウジング

H．干渉物回収準備
UC
搬入

干渉物撤去装置
で対象物を把持して落下防止

I．干渉物をユニット缶（ＵＣ）へ収納
搬出入台車撤去した干渉物

UCへ収納

ステップ
図
加工ツール
搬出入台車搬入（揚重設備のワイヤを緩める）

内容

干渉物の落下防止措置をした上で撤去作業を実施撤去した干渉物をペデスタル内からペデスタル外へ搬出するた 干渉物撤去装置を用いて撤去
めの搬出入台車とUCを、揚重した干渉物を搬出入台車上のUCへ収納設備のワイヤを緩めて干渉物撤去装置付近まで搬入・干渉物を落下させることなく加搬出入台車とUCをペデスタル
工できること要求機能内へ搬入できること
・狭隘環境で適用可能な加工ツールを有すること

干渉物を搬出入台車上のUCへ収納できること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.259b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内作業ステップ(4/7)：要素試験での確認対象

作業
ステップ

J．ユニット缶（ＵＣ）を
ペデスタル外へ搬出

K．ユニット缶（ＵＣ）を
ＰＣＶ外へ搬出搬出UC(撤去した干渉物)

ステップ
図

L．干渉物撤去装置のプラットフォーム(P/F)移動干渉物撤去装置

搬出

移動
搬出入台車
（揚重設備のワイヤで引き上げる）

搬出入台車

内容

ペデスタル内からペデスタル
外へ搬出入台車（UC）を揚重設備のワイヤで引き上げ搬出

UCをPCV外への搬出ルート上へ運搬

干渉物撤去装置にプラットフォー
ム(P/F)を掴ませて、目的位置ま
で移動

要求機能

干渉物を収納したUCをペデスタル外へ搬出できること

UCを運搬できること

干渉物撤去装置が撤去対象付
近まで移動できること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.260b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ ペデスタル内作業ステップ(5/7)：要素試験での確認対象

作業
ステップ

M．プラットフォーム(Ｐ／Ｆ)固着
グレーチング撤去
搬入

N．ＣＲＤ交換機撤去

落下防止（詳細方法検討中）

O．ペデスタル底部へアクセス（開口通過）

CRD交換機

監視ｶﾒﾗ

ステップ
図

監視ｶﾒﾗ
干渉物撤去装置

移動

干渉物撤去装置

干渉物撤去装置

固着したグレーチング

内容

干渉物撤去装置を用いて撤去対象であるP/F固着グレーチン
グを撤去

干渉物撤去装置を用いて撤去対象であるCRD交換機を撤去

干渉物撤去装置に開口を通過
させる

要求機能

P/F固着グレーチングを撤去できることCRD交換機を撤去できること※別途技術開発にて対応する

干渉物撤去装置が開口を通過できること（開口寸法：600×1000）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法

P．ペデスタル底部へアクセス（吊り下ろし）干渉物撤去装置

ステップ
図

牽引用ワイヤー

UC搬出ルート：別作業ステップでの成立性確認対象

UC

Q．地下階干渉物撤去

R．干渉物をペデスタル外へ搬出

搬出

干渉物撤去装置

ICMハウジング

干渉物撤去装置

移動

移動

内容

：要素試験での確認対象

搬出入設備◼ ペデスタル内作業ステップ(6/7)
作業
ステップ

No.261

CRD開口

干渉物撤去装置を揚重設備のワイヤで吊り下ろし、ペデスタ
ル底部へアクセス

干渉物撤去装置を用いて撤去対象である地下階干渉物を撤
去

搬出入台車
+UC

ペデスタル底部からペデスタル
外へ干渉物を搬出・干渉物撤去装置がP/F開口を通過できること
干渉物をペデスタル外へ搬出
地下階干渉物を撤去できること
要求機能 （開口寸法：600×1000）
できること
・干渉物撤去装置がペデスタル
底部へ進入できること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.262

CRD開口

b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法

UC搬出ルート
搬出入設備◼ ペデスタル内作業ステップ(7/7)

UC：要素試験での確認対象

作業
ステップ

S．燃料デブリの加工

T．燃料デブリの回収

干渉物撤去装置

干渉物撤去装置

重量物
運搬装置

U．燃料デブリの搬出
搬出

燃料デブリ
回収治具

ステップ
図

燃料デブリ
移動
搬出入台車
+UC

MCCI模擬試験体（ピット内に固定）

UC

燃料デブリ
加工片

干渉物撤去装置

内容

重量物運搬装置をペデスタル
底部に搬入して、チゼルでペデ
スタル底部の燃料デブリをUCに収納できるサイズに加工

干渉物撤去装置を用いて加工した燃料デブリをUCに収納回収した燃料デブリを収納したUCを揚重設備にてペデスタル
外まで搬出

要求機能

UCに収納できるサイズに加工できること

UCに回収できること回収した燃料デブリをペデスタ
ル外へ搬出できること【ステップⅩ】燃料デブリ搬出 （前述の主要作業ステップ参照）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.263b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法
作業ステップ【Q．地下階干渉物撤去】、【R．干渉物をペデスタル外へ搬出】について、
作業ステップ【G．ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去（気中）】、【U．燃料デブリの搬出】が可能なら作業可能と判断したたため、今回は試験未実施。
作業ステップ

Q．地下階干渉物撤去

R．干渉物をペデスタル外へ搬出
搬出

干渉物撤去装置

干渉物撤去装置

ICMハウジング

ステップ図

移動

※下記試験
にて確認

内容
要求機能

作業ステップ

搬出入台車+UC

干渉物撤去装置を用いて撤去対象である地下階干渉物を撤去

ペデスタル底部からペデスタル外へ干渉物を搬出

地下階干渉物を撤去できること

干渉物をペデスタル外へ搬出できること

G．ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去（気中）U．燃料デブリの搬出

干渉物撤去装置
ICMハウジング

搬出
重量物運搬装置

ステップ図

加工ツール

搬出入台車+UC

移動

干渉物撤去装置

内容

干渉物の落下防止措置をした上で撤去作業を実施回収した燃料デブリを収納したUCを、揚重設備にてペデスタル外まで搬出

要求機能

・干渉物を落下させることなく加工できること
・狭隘環境で適用可能な加工ツールを有すること回収した燃料デブリをペデスタル外へ搬出できること※作業ステップＱよりＧの方が、狭隘環境での作業になるため難しいと判断
作業ステップＲよりＵの方が、ペデスタル内に搬入している装置が多いため難しいと判断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.264b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 要素試験項目と判定基準
要素試験における試験項目および作業実現性を判断するための判定基準について検討した。
No.
1

試験項目
搬出入設備の設置該当作業ステップ
E

試験手順

判定基準

搬出入設備を設置する

取得データ※

搬出入設備を遠隔装置を用いて設置できること

・設置手順、時間

2

ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去F、 G

ペデスタル開口近傍の干渉物にアクセスして、落下防止措置をした後、切断する・想定した撤去対象の干渉物にアクセスできること
・干渉物が落下しないこと
・切断作業ができること・アクセス手順、時間・干渉物把持方法
・落下防止措置（干渉物把持）までの時間＊干渉物撤去装置の作業アームにて干渉物を把持して落下防止を実施
・干渉物切断時間

3

ペデスタル開口近傍の
干渉物の干渉物搬出

H、 I、 J

ペデスタル開口近傍の干渉物を回収し、ペデスタル外へ搬出する・干渉物の回収ができること
・ペデスタル外への搬出ができること

・切断片回収時間
・干渉物搬送時間

4

プラットフォーム(P/F)
固着グレーチング撤去

L、 M

干渉物であるP/F固着グレーチングにアクセスして、落下防止措置をした後、切断する・想定した撤去対象の干渉物にアクセスできること
・干渉物が落下しないこと
・切断作業ができること

・P/F上の移動手順、時間・落下防止措置方法
・干渉物切断時間

5

ペデスタル底部へ
アクセス

O、 P

装置をペデスタル底部へ進入させる

P/F上からペデスタル底部へ降下ができること

・P/Fから底部への下降手順
・下降時間
・ケーブル処理手順

6

燃料デブリ加工（地下階）

S

燃料デブリを加工する

燃料デブリをユニット缶(UC)に収納できるサイズに加工できること（MCCI模擬試験体を加工予定）

・燃料デブリ加工速度
・複数台装置の運用方法

7

燃料デブリ搬出
(地下階)

T、 U

燃料デブリを回収し、ペデスタル外へ搬出する

・燃料デブリの回収ができること
・燃料デブリのペデスタル外への搬出ができること

・燃料デブリ加工片回収速度
・燃料デブリ搬送時間
・複数台装置の運用方法

重量物運搬装置をペデスタル底部からペデスタル外へ搬出する・重量物運搬装置のペデスタル外への搬出ができること・ケーブル・ホースを作業の妨げにならないように処理できること
・カメラ映像のみで作業ができること

・搬出時間

8

重量物運搬装置の搬出V※：各装置のオペレータ、装置移動時等のケーブル処理状況についても適宜確認してデータを取得する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.265b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験条件要素試験における試験体の模擬範囲と設定根拠、試験の確認項目を下記に示す。
試験体の模擬範囲試験の確認項目

２号機
・ペデスタル内P/Fは残存➣調査状況から実機環境を模擬
・ペデスタル内P/Fは健全➣調査状況から健全であると想定装置の進入・移動性能
・装置のペデスタル内への移動、P/F上の移動、
狭隘なP/F開口の通過、ペデスタル底部への移動、
ペデスタル底部の移動

・ペデスタル内P/F開口は堆積物を考慮した寸法➣調査状況から寸法を想定

装置の燃料デブリの加工、回収、搬出性能
・水中環境におけるMCCI模擬試験体の加工、回収、搬出の一連の手順

・ペデスタル底部の堆積物は固化状態➣調査状況から固化していると想定

装置の干渉物撤去性能
・ペデスタル内干渉物（ICMハウジング）の撤去

・MCCI模擬試験体は水中環境内に設置➣調査状況から実機環境を模擬
３号機

複数装置の並行作業性
・複数台装置によるケーブル処理作業や燃料デブリの加工作業を並行して行うことが可能か・撤去対象干渉物は落下ICMハウジング➣ペデスタル内干渉物の抽出結果から選定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.266b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：E．搬出入設備※の設置
STEP※:搬出入設備：揚重設備(ウインチ)、搬出入設備(台座)揚重設備（ウインチ）設置
揚重設備

門型ウインチ

揚重設備

カメラ台車
X-6ペネ

搬出入設備（台座）設置
付帯設備全体像

揚重設備ワイヤ

カメラ台車

門型ウインチCRDレール

搬出入設備

搬出入設備

ケーブル・ホースCRD開口CRDレール
CRDレール上ケーブル処理装置

試験
状況

①運搬

CRDレール
揚重設備

CRDレール

ストッパ：CRD開口壁に推し当て
固定ケーブルガイド
CRD開口

遠隔監視状況

クランプ部

①設置

試験
結果

後部台座：CRDレールに倒して固定• 門型ウインチにて揚重設備(ウインチ)を運搬し、CRDレール上に設置できることを確認した。
• 揚重設備の固定シリンダでCRDレールをクランプして固定ができることを確認した。

搬出入設備

➁設置

• 門型ウインチにて搬出入設備(台座)を運搬し、CRDレール上に設置できることを確認した。
• 搬出入設備のストッパでCRD開口に固定、後部台座を倒してCRDレールに固定ができることを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.267b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：F．ペデスタル開口近傍の干渉物へアクセス
STEP

ペデスタル開口近傍の干渉物へアクセス
付帯設備全体像

揚重設備ワイヤ

揚重設備

搬出入設備

ケーブル・ホース

X-6ペネ

干渉物撤去装置

CRD開口

ICMハウジング

干渉物撤去装置
CRD開口

加工ツール
CRDレール
搬入出設備

CRDレール上ケーブル処理装置

カメラ台車

試験
状況

CRD開口

干渉物撤去装置
ケーブルホース

CRD開口

ICMハウジング
搬出入台車

CRD開口

進行方向

搬出入設備
CRDレール

搬出入設備①ペデスタル外から進入

試験
結果

干渉物撤去装置

ケーブルホース➁ＣＲＤ開口通過

干渉物撤去装置

プラットフォーム(P/F)梁③プラットフォーム(P/F)へ到達• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、CRDレール(搬出入設備)への乗り移り、CRDレール上(搬出入設備)の移動、
プラットフォーム(P/F)への乗り移りができることを確認した。
※移動アームにて把持できる箇所があればアクセス可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.268b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：G．ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去(気中)、H.干渉物回収準備、
I.干渉物を搬出入台車へ収納
STEP

ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去(気中)CRD開口干渉物撤去装置※切断治具を把持していない作業アームにてICMハウジングを把持して落下防止

ICMハウジング

ICMハウジング
加工ツール

CRD開口

ICMハウジング

セーバーソー

セーバーソー

確認方向

切断治具

作業アーム

切断治具

①ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去(気中)

試験
状況

作業アーム

作業アーム

ICMハウジング

ICMハウジング

搬出入台車➁干渉物を搬出入台車へ収納
干渉物撤去装置

試験
結果

•
•
•
•

切断治具：作業アームに把持ペデスタル外からの監視状況

干渉物撤去装置を遠隔操作して、切断治具にてプラットフォーム(P/F)開口の干渉物を撤去できることを確認した。
狭隘な環境においても、干渉物撤去装置を遠隔操作して加工ができることを確認した。
搬出入台車をペデスタル内へ搬入できることを確認した。
干渉物を搬出入台車へ収納できることを確認した。※ペデスタル外にて干渉物をUCに収納できることは確認済み。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.269b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：J．加工した干渉物をペデスタル外へ搬出、L．干渉物撤去装置のプラットフォーム(P/F)上の移動
STEP加工した干渉物をペデスタル外へ搬出
揚重設備

干渉物撤去装置のプラットフォーム(P/F)上の移動
干渉物撤去装置

カメラ台車
CRD開口

固着グレーチング

搬出入台車

移動CRDレール
CRD開口

試験
状況

揚重設備

揚重設備ワイヤ

固着グレーチング

CRD開口

固着グレーチング

搬出入台車(加工した干渉物搭載)
CRD開口

干渉物撤去装置

プラットフォーム(P/F)梁干渉物撤去装置
プラットフォーム(P/F)梁CRDレール

干渉物撤去装置ケーブルホース①ＣＲＤ開口付近から移動①ペデスタル内からペデスタル外へ搬出

試験
結果• 揚重設備ワイヤを巻き取り、加工した干渉物を搭載した搬出入台車をペデスタル外へ搬出できることを確認
した。

➁目標位置
(固着グレーチング撤去位置)到達• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、プラットフォーム(P/F)上を移動して目標位置(固着グレーチング撤去位置)に到達できることを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.270b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：M．プラットフォーム(P/F)固着グレーチング撤去
STEP

プラットフォーム(P/F)固着グレーチング撤去
俯瞰カメラ

CRD開口

固着グレーチング③収納①落下防止治具の取付

作業アーム

固着グレーチング

干渉物撤去装置

切断治具
落下防止治具

固着グレーチング

俯瞰カメラ

1.固着グレーチングを把持していない作業アームにて、落下防止治具を取り外す

確認方向

試験
状況

プラットフォーム(P/F)梁落下防止治具②切断

固着グレーチング：グレーチング上に堆積物等の付着は無し

切断治具

移
動
方
向

干渉物撤去装置

試験
結果

1.切断治具を切断位置に設定

2.切断治具を下方向に移動させ切断

搬出入台車

2.固着グレーチングを搬出入台車まで移動させ、収納する

移
動
方
向

移動方向

3.切断治具を切断位置に設定

4.切断治具を下方向に移動させ切断• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、プラットフォーム(P/F)固着グレーチングの加工ができることを確認した。
• 加工した固着グレーチングを落下させることなく、搬出入台車へ収納できることを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.271b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：O．ペデスタル底部へアクセス(開口通過)
STEP

ペデスタル底部へアクセス(開口通過)
開口

開口

干渉物撤去装置

吊り下しカメラ

干渉物撤去装置

干渉物撤去装置

CRD開口

移
動
方
向

移
動
方
向

試験
状況
縄梯子

干渉物撤去装置

縄梯子

移動アーム

①プラットフォーム(P/F)
開口通過

中間作業架台ペデスタル底部➁中間作業架台付近
通過③ペデスタル底部到達

1.縄梯子を設置し、移動アームにて縄梯子を把持しながらプラットフォーム(P/F)上からペデスタル底部へ移動。
＊縄梯子の設置について、遠隔操作にて各装置(カメラ、ケーブルガイド等)をペデスタル内に設置することができたことから、縄梯子の設置も可能と判断し今回は人手で設置した。

試験結果• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、プラットフォーム(P/F)開口※を通過できることを確認した。
• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、ペデスタル底部へアクセスできることを確認した。
※:開口寸法(600×1000[mm])©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.272b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：P´．ペデスタル底部へアクセス(重量物運搬装置) ※追加作業ステップ
STEP

ペデスタル底部アクセス(重量物運搬装置中性子検出器ユニット搭載)
補助装置

重量物運搬装置

補助装置

重量物運搬装置

揚重設備ワイヤ

補助ウインチワイヤ

移
動
方
向

CRD開口

試験
状況
開口

開口

開口

STEP

➁ペデスタル底部到達①プラットフォーム(P/F)開口通過

重量物運搬装置

ペデスタル底部アクセス(重量物運搬装置破砕吸引装置搭載)
補助装置

重量物運搬装置

揚重設備ワイヤ

補助ウインチワイヤ

CRD開口

開口

試験
状況

開口

重量物運搬装置

重量物運搬装置
移動
方
向破砕吸引装置

開口試験
結果

中性子検出器ユニット①プラットフォーム(P/F)開口通過➁ペデスタル底部到達• 揚重設備と補助ウインチのワイヤを送り出し、重量物運搬装置がプラットフォーム(P/F)開口※を通過できることを確認した。
• 揚重設備と補助ウインチのワイヤを送り出し、重量物運搬装置がペデスタル底部へアクセスできることを確認した。
※:開口寸法(700×900[mm])©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.273b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：S．燃料デブリの加工
STEP

燃料デブリの加工
干渉物撤去装置

重量物運搬装置

中性子検出器ユニット模擬体

並行作業状況

ケーブル・ホース※燃料デブリ取り出し作業に必要な装置をすべてペデスタル内に搬入した状態で、作業ができることを確認した。

燃料デブリ模擬部

干渉物撤去装置

MCCI模擬試験体（ピット内に固定）

燃料デブリ

重量物運搬装置

破砕装置(チゼル)

重量物運搬装置

試験
状況
破砕装置(チゼル)

重量物運搬装置

中性子検出器ユニット模擬体
燃料デブリ模擬部

試験
結果

重量物運搬装置設置
MCCI模擬試験体破砕装置(チゼル)動作
方向

MCCI模擬試験体破砕後

重量物運搬装置

MCCI模擬試験体加工

1.加工位置まで重量物運搬装置を移動させ破砕装置(チゼル)にて加工。

燃料デブリ模擬部破砕片• 重量物運搬装置を遠隔操作して、搭載している破砕装置(チゼル)でMCCI模擬試験体燃料デブリ模擬部の水中環境での加工ができることを確認した。
• 重量物運搬装置を遠隔操作して、MCCI模擬試験体燃料デブリ模擬部をユニット缶(UC)に収納できるサイズに加工ができることを確認した。
※ピット内にMCCI模擬試験体を設置し、【加工時間(移動+加工)：約147(145+2)[分]、加工量：約15[kg]、加工速度：約6[kg/h]】 その周囲に足場を設置したため、比※遠隔操作での装置の移動に時間がかかった※。→加工速度を上げるため対策が必要。
較的歩行しやすい状態でのデータ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.274b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：T．燃料デブリの回収
STEP

燃料デブリの回収
作業アーム

干渉物撤去装置

作業アーム

作業アーム

搬出入台車

試験
状況

干渉物撤去装置

ユニット缶(UC)
干渉物撤去装置
ケーブルホース
ユニット缶(UC)

燃料デブリ模擬部破砕片①燃料デブリ模擬部破砕片の把持

ケーブルガイド

ユニット缶(UC)

燃料デブリ模擬部破砕片➁ユニット缶(UC)への収納

1.片方の作業アームでユニット缶(UC)を把持して固定、もう片方の作業アームで燃料デブリ模擬部破砕片を把持してUCへ収納。
※作業アームでの回収治具の取り扱いが難しかったため、今回は作業アームで直接把持して回収した。
2.ユニット缶(UC)を把持していない作業アームでUCの蓋を閉め、蓋が開かないようにロック機構を固定。

燃料デブリ模擬部破砕片

試験
結果• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、MCCI模擬試験体燃料デブリ模擬部破砕片をユニット缶(UC)に収納できることを確認した。
【回収時間：約50[分]、回収量：約6[kg]、回収速度：約7.2[kg/h](UCへの収納～蓋閉め～ロック機構の固定まで)】
今回の装置構成の場合、燃料デブリ模擬部破砕片を大きく加工し、作業アームで把持する1回の回収量を多くすれば回収速度を上げられそうな見通しを得た。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.275b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：U．燃料デブリの搬出
STEP

燃料デブリの搬出CRD開口揚重設備ワイヤ

ユニット缶(UC)

ユニット缶(UC)

ユニット缶(UC)搬出入台車

干渉物撤去装置

搬出入台車➁搬出入台車への収納①ユニット缶(UC)移動

試験
状況

搬出入台車

干渉物撤去装置

搬出入設備

吊り下しカメラ

搬
出
方
向

作業アーム

揚重設備ワイヤ
ユニット缶(UC)

ユニット缶(UC)
揚重設備ワイヤ

搬出入台車

ユニット缶(UC)③ペデスタル底部からの搬出入台車搬出

試験
結果

搬出入台車

④プラットフォーム(P/F)開口通過

搬出入台車⑤プラットフォーム(P/F)到達• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、ユニット缶(UC)を搬出入台車に収納できることを確認した。
• 揚重設備ワイヤを巻き取り、燃料デブリ模擬部破砕片を収納したユニット缶(UC)を搬出できることを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.276b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：V．重量物運搬装置の搬出
STEP※追加作業ステップ

重量物運搬装置(破砕吸引装置搭載)の搬出補助ウインチワイヤ

揚重設備ワイヤ

補助ウインチワイヤ

揚重設備ワイヤ

俯瞰カメラ

開口

CRD開口

重量物運搬装置

重量物運搬装置

試験状況①ペデスタル底部からの移動
補助ウインチワイヤ

搬出入設備
補助装置

開口

➁プラットフォーム(P/F)開口通過
重量物運搬装置

揚重設備ワイヤ

重量物運搬装置

搬出入設備

重量物運搬装置
搬出入設備③プラットフォーム(P/F)到達

試験
結果④搬出入設備まで搬出• 揚重設備と補助ウインチのワイヤを巻き取り、重量物運搬装置をペデスタル底部からペデスタル外へ搬出できることを確認した。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.277b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：共通.ケーブル・ホース処理(1/2)
STEP

CRDレール上ケーブル処理装置
ペデスタル内CRDレール上ケーブル処理装置①ユーティリティライン②ユーティリティドラム

ケーブル・ホース
処理原理

ローラ

ケーブル・ホース

作業アーム③CRDレール上ケーブル処理装置

ケーブル･ホース

ペデスタル内へ

動作方向
干渉物撤去装置

試験
状況

ケーブル･ホース④搬出入設備

1.ローラをクランプしてケーブル・ホースを固定。

重量物運搬装置ケーブル･ホースルート

ケーブル･ホース処理

ペデスタル内へ
ケーブル･ホース

作業アーム

CRDレール上ケーブル処理装置

CRDレール上ケーブル処理装置
ケーブル･ホース

干渉物撤去装置

作業アーム

ローラ

ローラ
動作方向

1.干渉物撤去装置の作業アームにてケーブル･ホースを把持。

試験
結果

2.ケーブル･ホースをCRDレール上ケーブル処理装置の上のローラ間に移動。

3.ローラをクランプしてケーブル･ホースを固定。

2.ローラを回転させ、ケーブル・ホースを送る。

• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、CRDレール上ケーブル処理装置にケーブル・ホースの処理ができることを確認した。
• CRDレール上ケーブル処理装置搭載のアクチュエータによりローラを回転させ、装置の移動に合わせてケーブル・ホースの処理ができることを確認したが、揚重機のワイヤや他ケーブルがCRDレール上に集中するといった課題も確認された。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.278b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：共通.ケーブル・ホース処理(2/2)
STEP

搬出入設備ペデスタル外ケーブルホースガイドへの処理
ケーブル･ホースガイド

ケーブル･ホースガイド

ケーブル･ホースケーブル･ホース

作業アーム

ケーブル･ホース

CRD開口

作業アーム

試験
状況

補助装置

作業アーム

作業アーム
ケーブル･ホース1.補助装置の作業アームにてケーブル･ホースを把持。

ペデスタル内STEP

2.ケーブル･ホースを搬出入設備
ケーブル･ホースガイドの処理する位置へ移動。

作業アーム

ケーブル･ホースガイド

ケーブル･ホース

作業アーム

ケーブル･ホースガイド

作業アーム

ケーブル･ホース

作業アーム

CRD開口

ケーブル･ホースケーブル･ホース

試験結果

3.ケーブル･ホースを搬出入設備
ケーブル･ホースガイドに処理。

搬出入設備ペデスタル内ケーブルホースガイドへの処理
ケーブル･ホースガイド

試験状況

ケーブル･ホースガイド

ケーブル･ホースガイド

干渉物撤去装置

1.干渉物撤去装置の作業アームにてケーブル･ホースを把持。

2.ケーブル･ホースを搬出入設備
ケーブル･ホースガイドの処理する位置へ移動。

ケーブル･ホースガイド
3.ケーブル･ホースを搬出入設備
ケーブル･ホースガイドに処理。

• 補助装置を遠隔操作して、ケーブル・ホースが交差して引っ掛かったり、設備と干渉したりせずにペデスタル外CRD開口付近のケーブル・ホースの処理ができることを確認した。
• 干渉物撤去装置を遠隔操作して、ペデスタル内に搬入した装置のケーブル・ホースの余長の処理ができることを確認した。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.279b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：まとめ(1/5)
要素試験における各試験項目の試験手順･結果および取得データを下表に示す。
No.

1

2

試験項目

搬出入設備の設置

ペデスタル開口近傍の干渉物の撤去

該当作業
ステップ

試験手順

確認項目

判定基準

取得データ

E

1-1．搬出入設備をCRDレール付近に搬送した状態から試験開始①門型ウインチの昇降装置にて搬出入設備を上昇②門型ウインチの移動装置にて搬出入設備をCRD上に移動③門型ウインチの昇降装置にて搬出入設備を降下させCRD上に設置④搬出入設備の固定装置にて固定

1-1．
①設備と干渉せず上昇ができること②設備と干渉せず移動ができること③設備と干渉せず設置ができること④設備の固定ができること

・遠隔装置を用いて搬出入設備の設置ができること→設置可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・設置時間→約240[分]※搬出入設備：揚重設備(ウインチ)、
搬出入設備(台座)F、 G

2-1．干渉物撤去装置をCRDレール付近に搬送した状態から試験開始①移動アームにてCRDレール上に移動②移動アームにてCRDレール上を移動してCRD開口を通過③移動アームにてP/F上に移動してペデスタル開口近傍の干渉物にアクセス
2-2．搬出入台車に揚重設備のワイヤを取付、切断治具を搭載してCRDレール上に設置した状態から試験開始①揚重設備のワイヤを送り出し、CRD
レール上を移動させ、搬出入台車をペデスタル内へ搬入②作業アームにて切断治具を把持して搬出入台車から取り出す③作業アームにて把持した切断治具を切断位置に設定④切断治具を把持していない作業アーム
にて干渉物が切断後に落下しない
ように把持(落下防止措置)⑤切断治具にて干渉物を切断・想定した撤去対象の干渉物にアクセスできること→アクセス可能を確認
・干渉物が落下しないこと→落下防止ができることを確認
・切断作業ができること→切断可能を確認
・ケーブル・ホースを作業の妨げにならないように処理できること→処理可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・アクセス時間→約380[分]・落下防止措置（干渉物把持）時間→約15[分]・干渉物(ICMハウジング)
切断時間→約10[分]ICMハウジング：SUS、
φ50.4[mm]、厚さ6.2[mm]2-1．
①転倒せず移動ができること②設備と干渉せず通過ができること③転倒･落下せず移動ができること
2-2．
①設備と干渉せず搬入ができること②治具の取り出しができること③位置設定ができること④落下防止措置ができること⑤切断ができること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.280b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：まとめ(2/5)
要素試験における各試験項目の試験手順･結果および取得データを下表に示す。
No.

3

4

試験項目

ペデスタル開口近傍の
干渉物の干渉物搬出

プラットフォーム(P/F)
固着グレーチング撤去

該当作業
ステップ

試験手順

確認項目

判定基準

取得データ

H、 I、 J3-1.干渉物を切断した状態から試験開始①作業アームにて切断した干渉物を搬出入台車に収納②作業アームにて切断治具を搬出入台車に収納③揚重設備のワイヤを巻き取り、CRDレール上を移動させ、搬出入台車をペデスタル外へ搬出

3-1．
①落下させず収納ができる
こと②落下させず収納ができる
こと③設備と干渉せず搬出ができること

・干渉物の回収ができること→回収可能を確認
・ペデスタル外への搬出ができること→搬出可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・切断片回収時間→約5[分]
・干渉物搬送時間→約2[分]

L、 M

4-1．干渉物撤去装置が干渉物を切断した位置から試験開始①移動アームにてP/F上を移動して固着
グレーチング切断位置にアクセス
4-2．搬出入台車に揚重設備のワイヤを取付、落下防止治具を搭載してペデスタル内に搬入した状態から試験開始①作業アームにて落下防止治具を把持して搬出入台車から取り出す②作業アームにて落下防止治具をP/Fの梁と固着グレーチングに取付
4-3．搬出入台車に揚重設備のワイヤを取付、切断治具を搭載してペデスタル内に搬入した状態から試験開始①作業アームにて切断治具を把持して搬出入台車から取り出す②作業アームにて把持した切断治具を切断位置に設定③切断治具を把持していない作業アームにて固着グレーチングを把持して固定④切断治具にて固着グレーチングを切断⑤作業アームにて切断治具を搬出入台車に収納⑥固着グレーチングを把持していない作業アームにて落下防止治具を取外し⑦作業アームにて固着グレーチングを搬出入台車に収納・想定した撤去対象の干渉物にアクセスできること→アクセス可能を確認
・干渉物が落下しないこと→落下防止ができることを確認
・切断動作ができること→切断可能を確認
・ケーブル・ホースを作業の妨げにならないように処理できること→処理可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・P/F上の移動時間→約30[分]・落下防止措置（落下防止治具取付）
時間→約50[分]・干渉物切断時間→約30[分]4-1.
①転倒･落下せず移動が
できること
4-2．
①治具の取り出しができる
こと②取付位置に取り付けが
できること
4-3．
①治具の取り出しができる
こと②位置設定ができること③固定ができること④切断ができること⑤落下せず収納ができる
こと⑥治具の取り外しができる
こと⑦落下せず収納ができる
こと©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.281b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：まとめ(3/5)
要素試験における各試験項目の試験手順･結果および取得データを下表に示す。
No.

5

試験項目

ペデスタル底部へ
アクセス

該当作業
ステップ

O、 P´

試験手順
【干渉物撤去装置】
5-1．干渉物撤去装置をP/F上に設置した状態から試験開始①P/F開口に縄梯子を設置※今回は人手にて設置②移動アームにて縄梯子を把持して下降③下降に合わせてペデスタル外のケーブル処理装置にて干渉物撤去装置のケーブルホースを送り出す④補助装置にてP/F上の干渉物撤去装置のケーブルホースを処理【重量物運搬装置】
5-2．重量物運搬装置に揚重設備と補助ウインチのワイヤを取付、搬出入設備のペデスタル内側先端に設置した状態から試験開始①揚重設備と補助ウインチのワイヤを送り出し、重量物運搬装置をペデスタル
底部へ搬入②搬入に合わせてペデスタル外のケーブル処理装置にて重量物運搬装置のケーブルホースを送り出す③補助装置にてP/F上の重量物運搬装置のケーブルホースを処理

確認項目

5-1．
①ペデスタル底部まで
縄梯子の展開ができること②P/F開口と干渉せず降下ができること③設備と干渉せず
送り出しができること④ペデスタル内で処理ができること
5-2．
①P/F開口と干渉せず搬入ができること②設備と干渉せず
送り出しができること③ペデスタル内で処理ができること

判定基準

取得データ

・P/F上からペデスタル底部へ降下ができること→降下可能を確認
・ケーブル・ホースを作業の妨げにならないように処理できること→処理可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・下降時間→約200[分]・ケーブル処理手順→試験体内でのケーブル処理手順を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.282b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：まとめ(4/5)
要素試験における各試験項目の試験手順･結果および取得データを下表に示す。
No.

6

7

試験項目

燃料デブリ加工（地下階）

燃料デブリ搬出
(地下階)

該当作業
ステップ

試験手順

確認項目

判定基準

取得データ

S

6-1．重量物運搬装置をペデスタル底部の開口直下に設置した状態から試験開始①移動アームにて燃料デブリ加工位置まで
アクセス②重量物運搬装置に搭載している破砕装置（チゼル）にて燃料デブリを加工

6-1．
①転倒せず移動ができる
こと②UCに収納できるサイズに加工ができること

燃料デブリをユニット缶(UC)に収納できるサイズに加工できること（MCCI模擬試験体を加工予定）→加工可能を確認
・ケーブル・ホースを作業の妨げにならないように処理できること→処理可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・燃料デブリ加工速度→約6.0[kg/h]
・複数台装置の運用方法→試験体内での複数台装置の並行作業ができることを確認

T、 U

7-1．搬出入台車にUCを搭載して搬出入設備のペデスタル内側先端に設置した状態から試験開始①揚重設備のワイヤを送り出し、搬出入台車をペデスタル底部へ搬入②作業アームにてUCを把持して搬出入台車から取り出す③作業アームにてUCを燃料デブリ回収位置
へ移動④UCを把持していない作業アームにてUCの蓋を開ける⑤UCを把持していない作業アームにて
燃料デブリを把持してUCに収納⑥UCを把持していない作業アームにてUCの蓋を閉める⑦UCを把持していない作業アームにてUCの蓋が開かないようにロック機構を固定⑧作業アームにてUCを搬出入台車に収納⑨揚重設備のワイヤを巻き取り、搬出入台車を搬出入設備上へ移動⑩揚重設備のワイヤを巻き取り、CRD
レール上を移動させ、搬出入台車をペデスタル外へ搬出

7-1．
①設備と干渉せず搬入できること②UCの取り出しができる
こと③落下させず移動ができること④蓋を開けることができる
こと⑤収納ができること⑥蓋を閉めることができる
こと⑦ロック機構の固定ができること⑧収納ができること⑨P/F開口と干渉せず移動ができること⑩設備と干渉せず搬出ができること

・燃料デブリの回収ができること→回収可能を確認
・燃料デブリのペデスタル外への搬出ができること→搬出可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

・燃料デブリ加工片回収速度(UCへの収納～蓋閉め～ロック機構の固定まで)→約7.2[kg/h]
・燃料デブリ搬送時間→約30[分]・複数台装置の運用方法→試験体内での複数台装置の並行作業ができることを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.283b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果：まとめ(5/5)
要素試験における各試験項目の試験手順･結果および取得データを下表に示す。
No.

8

試験項目

重量物運搬装
置の搬出

該当作業
ステップ

V

試験手順
8-1．重量物運搬装置に揚重設備と補助ウインチのワイヤを取付、ペデスタル底部の開口直下に設置した状態から試験開始①揚重設備と補助ウインチのワイヤを巻き取り、重量物運搬装置を搬出入設備
上へ移動②揚揚重設備と補助ウインチのワイヤを巻き取り、CRDレール上を移動させ、重量物運搬装置をペデスタル外へ搬出

確認項目

8-1．
①P/F開口と干渉せず移動ができること②設備と干渉せず搬出が
できること

判定基準

・重量物運搬装置のペデスタル外への搬出ができること→搬出可能を確認
・ケーブル・ホースを作業の妨げにならないように処理できること→処理可能を確認
・カメラ映像のみで作業ができること→作業可能を確認

取得データ

・搬出時間
→約40[分]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.284b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ 試験結果要素試験の各試験項目における懸案事項と今後の検討事項を下表に示す。
該当作業
ステップ

No.

試験項目

懸案事項

今後の検討事項

1

搬出入設備の設置

E①設備の設置完了を確認するのが困難だった①カメラ設置位置、装置自身へのカメラの取付位置

2

ペデスタル開口近傍の干
渉物の撤去

F、 G

①干渉物撤去装置が移動アームにて把持する対象がないと移動困難だった①干渉物撤去装置の構造(自走移動、操作性向上)

3

ペデスタル開口近傍の干渉物の干渉物搬出

H、 I、 J

①搬出入台車が搬出入設備の後部台座に干渉する場面があった①搬出入台車の構造(搬出入設備との干渉回避構造)

4プラットフォーム(P/F)固着
グレーチング撤去

L、 M①干渉物撤去装置自身が作業確認の妨げになる場面があった②落下防止治具を取り付けるのが困難であった①カメラ設置位置、装置自身へのカメラの取付位置②落下防止治具の構造(操作性向上)

5

ペデスタル底部へ
アクセス

O、 P´

①干渉物撤去装置の操作(固定されていない縄梯子の降下)が困難だった②降下途中で作業確認が困難な場面があった③重量物運搬装置がP/F開口と干渉する場面があった①ペデスタル底部へのアクセス方法②カメラ設置位置、装置自身へのカメラの取付位置③重量物運搬装置の構造(寸法)6

燃料デブリ加工（地下階）

S①重量物運搬装置の移動に時間がかかった①重量物運搬装置の構造(操作性向上)

7

燃料デブリ搬出
(地下階)

T、 U

①燃料デブリ回収治具による回収ができなかったため、作業アームで把持して回収した①燃料デブリ回収治具の構造

8

重量物運搬装置の搬出

V①重量物運搬装置がP/F開口と干渉する場面があった①重量物運搬装置の構造(寸法)9

複数台装置の運用

共通①環境が狭隘で操作が難しく、作業に時間がかかった①搬入する装置の構造(操作性向上)②装置の搬入手順(操作性向上)

10

ケーブル・ホース処理

共通①処理するために装置の入れ替えをした場面があった②処理作業に時間がかかる場面があった①ケーブル・ホースの処理手順(操作性向上)②ケーブル・ホースを処理する装置の構造(操作性向上)

カメラ設置位置、ケーブル・ホース処理といった共通的な課題は、次年度以降のCRD交換装置の撤去技術の開発でも引き続き検討する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.285b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討①スループットの試算条件✓ 燃料デブリ取り出し作業のスループットを試算するための前提条件は2018年度に実施した「平成28年度補正予算｢廃炉・汚染水対策事業費補助金」燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化」と同様とし、PLAN-Bでのペデスタル内の燃料デブリの取り出し時間のみ見直して評価することとした。
No.

項目

条件

備考

1

年間燃料デブリ取り出し日数200日間(作業日数以外はメンテナンス日とする)

2

燃料デブリの量総量が最も多い3号機を想定する。(ペデスタル内：最大222ton、ペデスタル外：最大
146ton、CRD.H等構造物：81ton、合計：374ton)

横アクセス工法の場合
2018年度と同じ条件

3

燃料デブリの性状

ペデスタル内外の燃料デブリの半数は加工しなくても回収できると想定する。
（加工することなく最初から容器サイズ以下の粒状および粉状の燃料デブリが一定量存在する可能性があるため。）→ペデスタル内222tonのうち、111tonは直接回収、111tonは加工後回収とする。

2018年度と同じ条件

4

燃料デブリ加工ツール

１．MCCI：チゼル加工として試算→2018年度：36kg/h（人手で位置決め）、2020年度：6kg/h（遠隔で位置決め）
２．CRD計装管付着：ディスクカッター、AWJ、レーザなど。
３．金属類付着：ディスクカッター、AWJ、レーザなど。

加工速度は各年度の要素試験結果を反映
No.2と3については2018年度結果から変更なし

5

ペデスタル内外デブリ
撤去方法

ペデスタル内デブリ撤去については要素試験結果を反映して試算する。
今回の方式はペデスタル外にも適用できる可能性があるためペデスタル外の作業
ステップも同じと手順と仮定して試算する。

組み立て式梁方式はCRD開口に大型の梁を設置する構造であるため、ペデ
スタル外は別手順で評価した

6

試算範囲

燃料デブリを収納したUC２つを機器ハッチ前まで搬送する時間を試算する。

2018年度と同じ条件

7

UCサイズ

外形寸法：φ200mm×400mm、φ390×400mm(高さは、アクセストンネル内の搬送上の制約から400mm とした。)

2018年度と同じ条件（共通化検討会設計条件）

8

UCでの回収量

充填率30％とする。 UCφ200mm：15kg、UCφ390mm：50kg

2018年度と同じ条件

9ペデスタル内干渉物撤去

今回は試算しない。2018年度はCRD.H、CRD交換機等の構造物を燃料デブリとしてUCで搬出する条件で試算し、撤去期間の試算結果は約4.1年だった。

次年度補助事業でのCRD交換機の撤去方法の検討結果で見直し予定

10

ペデスタル外干渉物撤去

今回は試算しない。2018年度はφ550mmの廃棄物回収容器で搬出する条件で試算し、撤去期間の試算結果は約2.2年だった。

次年度補助事業でのHVH撤去方法の検討結果で見直し予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.286b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討

柔構造作業アーム②組み立て式梁方式でのスループットの評価✓ 2018年度に検討、試験を実施した組み立て式梁では梁の先端に搭載可能な装置が１種類のみだったため、ツール交換に時間を要していた。
✓ PCV外にφ200mmのUC2つ（UC1つの回収量15kg×2つ）を搬出する作業
時間について、要素試験による実データ反映後の結果は約7.0時間だった。
✓ ただし、チゼルの加工速度は人手で位置決めしたものであることや、総作
業時間のうち実データ反映分は1.5h（21％）であり、それ以外の作業時間
は机上検討で設定した推定値である。
No.

タスク

1 15kg加工
2 ツールチェンジ(回収用)
3 バケット回収(3kg/回)
4 No.3繰り返し(4回)
5 ツールチェンジ(把持運搬用)
6 UC把持7 UCペデスタル外搬出
8 UCを搬送装置に設置
9 機器ハッチ前まで搬送
10 機器ハッチ前移送容器に収納
11 空UC把持
12 UCを搬送装置に設置
13 ペデスタル入り口まで搬送
14 空UCペデスタル内搬送
15 ツールチェンジ(加工用)16
17 15kg加工
18 ツールチェンジ(回収用)19 バケット回収(3kg/回)
20 No.3繰り返し(4回)
21 ツールチェンジ(把持運搬用)
22 UC把持23 UCペデスタル外搬出
24 UCを搬送装置に設置
25 機器ハッチ前まで搬送
26 機器ハッチ前移送容器に収納
27 空UC把持
28 UCを搬送装置に設置
29 ペデスタル入り口まで搬送
30 空UCペデスタル内搬送
31 ツールチェンジ(加工用)
32

所要時間

開始

終了

0:25
0:15
0:10
0:40
0:15
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:15

0:00
0:25
0:40
0:50
1:30
1:45
1:55
2:05
2:15
2:25
2:35
2:45
2:55
3:05
3:15

0:25
0:40
0:50
1:30
1:45
1:55
2:05
2:15
2:25
2:35
2:45
2:55
3:05
3:15
3:30

0:25
0:15
0:10
0:40
0:15
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:10
0:15

3:30
3:55
4:10
4:20
5:00
5:15
5:25
5:35
5:45
5:55
6:05
6:15
6:25
6:35
6:45

3:55
4:10
4:20
5:00
5:15
5:25
5:35
5:45
5:55
6:05
6:15
6:25
6:35
6:45
7:00

0:00

1:00

加工時間0.4h

2:00

3:00

4:00

5:00

組み立て式梁ペデスタル開口装置イメージ
6:00

7:00

黒字：机上検討での概算値
赤字：要素試験実データ反映

回収時間0.8h

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.287b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討③小型装置方式でのスループットの考え方✓ ペデスタル内に自走する小型装置を複数投入することで、加工と回収を並行して実施することでスループットが向上するか要素試験で取得した実データを反映して評価した。
干渉物撤去装置【回収、UC搬出】

昇降ウィンチ

重量物運搬装置【加工】

CRD開口
干渉物撤去装置

重量物運搬装置

ユニット缶(UC)MCCI模擬試験体（ピット内に固定）
燃料デブリ
搬出入台車

【作業内容】・チゼルによる燃料デブリ加工
・小径燃料デブリの吸引回収

干渉物撤去装置【作業内容】
・燃料デブリをバケットで掬う
・燃料デブリをUCに投入
・UCを搬出入台車に収納

ペデスタル内並行作業イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.288b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討④小型装置方式でのスループットの評価✓ 燃料デブリの加工、回収について要素試験による実データを反映して作業時間について評価した。
✓ PCV外にφ200mmのUC2つ（UC1つの回収量15kg×2つ）を搬出する時間は6.9時間だった。
✓ 実データ反映時間は5.1h（74％）と組み立て梁方式より多くのデータを反映できているが、堆積物上の干渉物撤去装置の移動時間は推定値であり、実機の環境によって大きく変化する可能性がある。
✓ 回収と加工を並行作業すると、UC一つ分の加工時間と回収時間の内長い方が律速になる。
✓ 今回は遠隔でのチゼルでの位置決めに時間を要したため、加工時間が律速になった。
No.

タスク

1 チゼル破砕(15kg破砕完了）
2 チゼル破砕(30kg破砕完了）
3 チゼル破砕(45kg破砕完了：目安）
4
5 搬出入台車搬入
6 UC1(ユニット缶)取り出し
7 干渉物撤去装置でUC1移動
8 干渉物撤去装置によるデブリ回収
9 UC1(ユニット缶)蓋閉め
10 干渉物撤去装置でUC1移動
11 UC2(ユニット缶)取り出し
12 UC1(ユニット缶)収納
13 回収台車搬出
14 UC1(ユニット缶)取り出し(ロボ2の場合）
15 UC1(ユニット缶)搬送(ロボ2の場合）
16 機器ハッチ前移送容器に収納
17 UC1を搬送装置に設置
1819 干渉物撤去装置でUC2移動
20 干渉物撤去装置によるデブリ回収
21 UC2(ユニット缶)蓋閉め
22 干渉物撤去装置でUC2移動
23 UC3(ユニット缶)取り出し
24 UC2(ユニット缶)収納
25 回収台車搬出
26 UC2(ユニット缶)取り出し(ロボ2の場合）
27 UC2(ユニット缶)搬送(ロボ2の場合）
28 機器ハッチ前移送容器に収納
29 UC1を搬送装置に設置
30

所要時間

開始

終了

2:30
2:30
2:30

0:00
2:30
5:00

2:30
5:00
7:30

0:04
0:26
0:10
0:55
0:25
0:10
0:26
0:16
0:02
0:04
0:11
0:10
0:10

0:54
0:58
1:24
1:34
2:30
2:55
3:05
3:31
3:47
3:49
3:53
4:04
4:14

0:58
1:24
1:34
2:30
2:55
3:05
3:31
3:47
3:49
3:53
4:04
4:14
4:24

0:10
0:55
0:25
0:10
0:26
0:16
0:02
0:04
0:11
0:10
0:10

3:54
4:04
5:00
5:25
5:35
6:01
6:17
6:19
6:23
6:34
6:44

4:04
5:00
5:25
5:35
6:01
6:17
6:19
6:23
6:34
6:44
6:54

0:00

1:00

2:00

3:00

4:00

5:00

6:00

加工時間2.5h
破砕吸引装置が15kg加工完了するのに合わせてUCへの回収も完了するように仮設定

黒字：机上検討での概算値
赤字：要素試験実データ反映
回収時間0.9h

揚重設備での搬出と干渉物物撤去装置でのデブリ回収は並行して実施可能

加工時間と回収時間の内長い方が律速となる。

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.289b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討⑤組み立て式梁方式および小型装置方式によるスループット比較評価✓ これまでの結果から、燃料デブリ取り出し作業全体でのスループットを評価した。
✓ 小型装置方式ではペデスタル内、外の作業ステップは同じとした。
✓ φ200mmのUCで回収する場合は、延長梁方式では約21.4年に対して、小型装置方式では約20.5年とわずかに早くなった。加工速度は小型装置方式の方が大幅に遅いが、並行作業による効率化で時間が短縮された。
✓ 一方、φ390mmのUCを使用した場合は、収納すべき燃料デブリの量が多くなるため、回収に対して加工が遅く、回収の待機時間が長くなり、組み立て式梁方式よりも時間を要する結果になった。

収納量/本

未臨界
処置

ｽﾙｰﾌﾟｯﾄ

備考

30,241本

約15.0kg－

約21.4年

加工速度36kg/h（人手で位置合せ）φ390mm×400mm

9,266本約50.0kg

なし

約10.3年

φ390mm×400mm

9,266本約50.0kg

1h/回

約12.2年

φ390mm×400mm

9,266本約50.0kg

3h/回

約16.1年

φ200mm×400mm

30,241本

約15.0kg－

約20.5年

加工速度6kg/h（遠隔装置で位置合せ）φ390mm×400mm

9,266本約50.0kg

なし

約12.3年

φ390mm×400mm

9,266本約50.0kg

1h/回

約14.2年

φ390mm×400mm

9,266本約50.0kg

3h/回

約18.1年

回収速度に対して加工速度が遅いた
め、回収の待機時間が蓄積し、2018
年度より遅くなった。
対策等は次頁参照

No.

項目

回収容器サイズ1

組み立て式梁での燃料デブリ取り出し
2018年度
要素試験
結果反映

φ200mm×400mm

小型装置での燃料デブリ取り出し
2020年度
要素試験
結果反映

2

回収容器
/UC本数

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.290b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討⑥加工、回収速度向上による影響の評価✓ 加工、回収速度が向上した場合のスループットへの影響について評価した。
✓ 表のNo.2の通り加工速度が10kg/h以上になれば、No.6の組み立て式梁方式と比較して期間が短くなった。
✓ No.3の通り加工、回収速度を早くすることで全てのケースで期間を短縮できているため、加工、回収速度の向上は重要な要素であるといえる。
✓ No.3に対して加工、回収速度のどちらかを早くした場合、No.4の通り加工速度を早くしても期間に変化はないが、No.5の通り回収速度を早くすると期間が短くなった。これは、回収側の作業にはUCの搬出を含み作業時間が長いためで、加工速度よりも回収速度が速い方が効率が良いと言える。
✓ No.3とNo.7で加工、回収速度を30kg/hに統一して比較した結果、小型装置方式の方が期間が短くなった。
✓ ただし、小型装置方式において、堆積物上の干渉物撤去装置の移動時間は推定値であり、実機の堆積物の状況などの環境によって大きく変化する可能性がある。
No.

項目

加工
速度

回収
速度

UCφ200×400
未臨界処置
【不要】

UCφ390×400
未臨界処置
【なし】

UCφ390×400
未臨界処置
【1h】

UCφ390×400
未臨界処置
【3h】

1

小型装置（試験結果反映）

6kg/h

16.3kg/h

約20.5年

約12.3年

約14.2年

約18.1年2

No.1の加工速度10kg/h向上時

10kg/h

16.3kg/h

約19.1年

約9.7年

約11.7年

約15.5年3

No.1の加工・回収速度30kg/h

30kg/h

30kg/h

約16.9年

約6.5年

約8.5年

約12.3年4

No.3の加工速度向上

40kg/h

30kg/h

約16.9年

約6.5年

約8.5年

約12.3年5

No.3の回収速度向上

30kg/h

40kg/h

約16.3年

約6.3年

約8.2年

約12.1年

6

組み立て式梁（験結果反映）(人手位置決め)36kg/h

18kg/h

約21.4年

約10.3年

約12.2年

約16.1年7

No.6の加工・回収速度30kg/h

30kg/h

30kg/h

約20.1年

約8.8年

約10.8年

約14.6年

備考
チゼルは遠隔で位置決め

チゼルは人手で位置決め

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。
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７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】
No.291b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ スループットの検討⑧スループット向上に向けた今後の対応方針について✓ 前述のスループットにおける課題から、スループット向上のために必要な事項を整理した。
No.

1

2

4

5

課題

課題の詳細

今後の対応方針

加工速度が6kg/hと遅い。
重量物運搬装置での移動（チゼルの位置合わせ）に
非常に時間がかかっている。

・重量物運搬装置の移動性能向上
・チゼルの高出力化
・加工手順の見直し（回収方法と合わせて最適な加工手順、加工ピッチを検討）
・次年度以降に実施するCRD交換装置撤去技術の開発においてペデスタル内で作業する装置（干渉物撤去装置）でもチゼルを取り扱えるようにし、加工効率が高くなるか検討する。

回収速度が16.3kg/hと遅い。
干渉物撤去装置でMCCI破砕片を一つずつ把持して回収容器に入れる作業に時間を要した。

・ハンド構造見直し、回収ツールの検討
・水中ポンプでの吸引回収方法検討（把持回収と並行して作業できるように検討）
・CRD交換装置撤去技術の開発においてペデスタ
ル内で作業する装置で上記作業ができるように検討する。

干渉物撤去装置の動作速度

干渉物撤去装置での回収容器の取り扱いなどの作業に時間を要する。

・回収容器形状見直し（蓋閉め構造の簡易化、蓋なしで搬出可能な容器形状検討）
・CRD交換装置撤去技術の開発においてペデスタ
ル内で作業する装置の動作を速める。

オペレータ習熟度

今回の試験に使用する装置を用いて、実機模擬環境
でカメラ映像による操作は初めてだったため、作業に時間がかかった。

・モックアップトレーニング等によるオペレータの習熟度向上
・オペレータの操作支援方法の検討

チゼルでの燃料デブリの加工速度

干渉物撤去装置による燃料デブリの回収速度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）① 干渉物撤去技術の開発 】

No.292b. 横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法◼ まとめ➢ 今回実施した要素試験項目については、懸案事項は残ったが装置の遠隔操作により、干渉物撤去作業やケーブル処理作業が可能な見通しを得た。
また、複数台装置により、ケーブル処理作業や燃料デブリの加工作業を並行して行うことが可能な見通しを得た。
➢ 1F-2のようなペデスタル内にプラットフォーム(P/F)が残存している狭隘な環境では、それを利用しながら作業が可能な見通しを得た。

➢ ペデスタル底部に進入する干渉物撤去装置の移動について、ペデスタル外からペデスタル底部までは搬出入設備やP/Fの梁、または縄梯子を把持することで移動可能なことを確認した。
一方、ペデスタル底部のような把持する対象のない状況では移動ができなかった。
今回の試験では２号機ペデスタル底部の調査映像から床面は固化しているとの想定で実施したが、実機では、ペデスタル底部の堆積物の性状（床面が滑りやすさ、崩れやすさ、柔らかさ）により、装置の滑倒や埋没により移動が難しいと考えられる。

1F-1、3のようなペデスタル底部の堆積物の性状や状況が不明な場合、現地調査を実施し、堆積物を模擬した試験体にて要素試験を行う必要があると考えられる。

◼ 今後の対応➢ 現状の干渉物撤去装置は移動性能に問題（把持なしでの歩行が不能）があったため、今後改良していくことを検討する。
また、実機で考えられるペデスタル底部堆積物の性状を想定して、その上を移動可能な装置構成を検討する。
➢ 遠隔操作により落下ICMハウジングのような比較的小型の干渉物の撤去ができる見通しを得られた。今回の試験結果を踏まえて、次年度以降はCRD交換装置のように大型で燃料デブリ取り出し作業に大きな障害となるような干渉物を遠隔で撤去する方法を検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.293１）燃料デブリ取り出し工法の開発② 干渉物撤去以外の技術の開発
干渉物撤去技術以外の技術として、遠隔装置の操作を支援するシステム、ＰＣＶ外への汚染拡大を防止する技術、Ｒ／Ｂ内の被ばく線量低減のための遮へい体の構築等を考慮したアクセ
スルートの構築に必要と考えられる技術について技術開発を行う。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a.視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発。
・モックアップを製作し、従来手法との比較検証によって、開発手法の有効性を確認。
b.サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法。
・遠隔操作を考慮した堰の構築方法として、型枠分割搬入方式に関する要素試験を実施。
c.セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討。
・セルの小型軽量化を意図した固定レール方式のアクセス装置を考案し、取り出し設備としての成立性を評価、検証。

d.ユニット缶状態でのＲ／Ｂからの移送方法。
・燃料デブリをユニット缶状態で移送するシステムの搬出手順および設備を立案。作業時間を評価し、通常/保守作業時のリスク・対応を検討。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.294a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 開発の必要性

手先

肘【一般技術】• オペレータは、マニピュレータの“手先”を見て操作する• マニピュレータの“肘”“肩”など他の関節の動きは、なりゆき任せ ⇒“肘”“肩”が干渉しやすい【これまで補助事業で開発した手法】• “肘”“肩”を1つ1つ指示すれば、任意の方向へ動かせる【新たな課題】• マニピュレータのどの部位が干渉しそうか？
• マニピュレータのどの軸をどちらへ動かせば回避できるか？
⇒ 限られた視点/視野で全ての動作を監視することは難しい⇒ “手先”“肘”“肩”など多数の関節を一人のオペレータで同時操作はできない(複数人で連携操作することも難しい)

X-6ペネの作業性検証の様子（原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発PJ）【本開発の目標】• マニピュレータの干渉回避動作を自動化し、オペレータの作業負荷を軽減することによって、遠隔操作における安全性・作業効率を向上させる“肘” “肩”の干渉回避動作イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.295a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 開発の目的➢ 視界不良かつ狭隘環境において、ロボットを遠隔操作するオペレータの作業負荷を軽減し、操作の効率化を図れる制御手法を開発する⚫ 解決すべき課題➢ 狭隘で視界不良なPCV内の環境において、視野が制限される条件下
で、接触を回避しながら、アクセス装置の遠隔操作を行うことは、オペレータの負担が大きいため、その操作をアシストする遠隔操作技術が必要。
➢ 既存の技術では、ロボットのティーチング等によりロボットの効率的な動作を可能としているが、状況が不明確で変化するPCV内では、ティーチングデータの作成・修正に時間がかかるものと予想される。

⚫ 開発の進め方➢ マニピュレータの干渉物回避を自動化する手法（軌道計画）の検討➢ 軌道計画プログラムの開発➢ 要素試験による有効性の検証⚫ 得られる成果➢ 短時間で操作可能にすることで、オペレータの負荷を低減（効率向上）➢ PCV内で作業する装置の干渉回避（安全性向上）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.296a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 検討フロー

遠隔操作における課題の整理
マニピュレータの干渉物回避を自動化する手法（軌道計画）の検討
軌道計画プログラムの開発
要素試験による有効性の検証（シミュレータ）↑2019年度の実施内容↓2020年度の実施内容

要素試験機（ロボット）への適用

要素試験による有効性及び実現性の評価（モックアップ試験）
今後の課題と対応方針の抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.297a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
4

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

MRI中間報告▼実績：

2020年度
11

12

1

2

3

4

MRI中間報告
▼

5

6

7

8

9

10

MRI中間報告
▼

11

12

1

2

3

MRI最終報告▼

1. 概念検討
2. 机上検証（マニピュレータ制御ソフトを開発し、シミュレータ上で検証する）
3. 要素試験（既存装置にマニピュレータ制御ソフトを適用、モックアップ設備で検証する）
4. まとめ備 考

有識者会議を適宜実施
2019年11月、2020年6月、2020年8月、（2020年12月）、2021年2月
有識者の要素試験見学
2020年11月©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.298a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 検討の前提条件➢ タスクとして、『PCV内の干渉物撤去作業』における双腕マニピュレータのアプローチ動作を設定← 狭隘かつ視界不良な環境下で、接触を回避しながら遠隔操作を行うため← 作業進捗に伴って状況が変化する難しい環境のため➢ 2号機と3号機のCADデータ、計測データを基に、不足箇所を補完した環境モデルを使用する➢ ロボットモデルは、一例として2本のマニピュレータ＋アクセスレールを使用する← 現行の「燃料デブリの大規模取り出し」工法検討を踏襲← 将来的に他の多関節ロボットへの展開が可能な仕組みを目指す

ペデスタル内の環境モデル（CADモデル）

干渉物撤去作業（CADモデル）
PCV内の環境モデル（CADモデル）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.299a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 遠隔操作支援システムWGの取り組み➢➢➢➢

事前に環境モデルを用いて、作業計画を行う。
遠隔操作支援システムを用いて、安全・効率的に作業を実施する。
取り出した燃料デブリ等を計量・記録し、作業履歴記録システムに登録する。
作業による現場の変化に対し、環境モデルを更新する。

廃炉作業環境モデル案
詳細調査
設計情報
分析・評価

本開発の取り組み範囲
•
•
•
•
•

遠隔操作の簡素化
誤操作防止
操作員の負担軽減
作業の効率化
破損の回避

環境モデル
格納容器内
バーチャル3D

環境モデルの書換え・更新

履歴記録
システム

作業計画

現場の変化

取り出し物の
計量と記録

遠隔操作
支援手法

作業実施

※将来的には、燃料デブリ取り出しに関わる様々なロボットへの適用を目指す©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.300a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 干渉回避手法の概念検討（マニピュレータ制御フローの検討）
オペレータの遠隔操作において、『軌道計画』で自動生成された軌道データを用いる
従来のフロー
本手法のフローロボット・環境の情報
・ロボットモデル・作業環境モデル
・カメラ映像

オペレータ
に提示

【指令】
手先の
位置・姿勢

三次元形状
（ロボットモデルは、軸構成・関節可動域の情報も含む）

軌道計画• 目標位置までの経路を計算• ロボットモデルと環境モデルとの衝突判定→環境と干渉しないロボット姿勢を計算

ロボット【軌道データ】
各関節の目標角度

各関節のモータ

サーボコントローラ
各関節への指令
統括コントローラ

オペレータ【手動操作】手先の位置・姿勢©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.301a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ シミュレーション検証の様子

模擬干渉物を回避して目標値へ到達する軌道

マニピュレータの初期姿勢

右腕の軌道

左腕の軌道

右腕
模擬干渉物

左腕

軌道計画

右腕の
目標値 左腕の目標値©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.302a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ マニピュレータ遠隔操作において軌道計画を用いる目的【従来技術】• 手動操作・・・オペレータが、マニピュレータの手先位置・姿勢を逐一操作する• ティーチング・・・事前にマニピュレータの軌道を作成し、現場でオペレータが再生する【課題】• 手動操作・・・操作が複雑でオペレータの負荷が高い、誤操作が発生しやすい• ティーチング・・・事前準備に時間がかかる、現場で臨機応変に対応できない【解決策】
軌道計画…干渉回避するマニピュレータ軌道を自動生成し、安全・効率的に作業を進める手法の開発【肯定的意見】 今後の遠隔解体において有用で、他の解体作業への水平展開を期待する【否定的意見】 オペレータが習熟すれば本手法は不要では？
【不明】 マニピュレータの遠隔操作がどんなものか良く分からないので、必要性が分からない【本開発の取組み】• 従来の操作方法と、軌道計画とを比較検証することによって、「マニピュレータの遠隔操作」に関する認識を合わせながら、本手法の有効性を確認し、今後の課題を抽出する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.303a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の概要『PCV内の干渉物撤去作業』における双腕マニピュレータのアプローチ動作を設定する← 狭隘かつ視界不良な環境下で、接触を回避しながら遠隔操作を行うため← 作業進捗に伴って状況が変化する難しい環境のため

PCV内部

干渉物撤去の作業エリアから、異なる環境条件の箇所をピックアップし、現場を模擬したモックアップを製作した。
双腕マニピュレータを使って、その手先を設定したゴールまでアプローチさせる動作の遠隔操作性を検証する。

干渉物撤去装置

干渉物撤去の作業エリア

課題1

課題2

課題3

課題4

ゴール高さ

上段

中段

左：下段、右：中段

左：下段、右：中段周辺の障害物

左右にあり

上、左右にあり

上下左右にあり

上下左右にあり

手前の障害物

左腕の回避が必要

左右腕とも回避が必要

なし

左右腕とも回避が必要

左右の交差

交差なし

交差の必要あり

一部交差の必要あり

交差なし

PCV干渉物撤去作業
イメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.304a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 装置の仕様比較・・・干渉物撤去装置と要素試験機との比較
干渉物撤去装置

要素試験機（上部階除染装置）

マニピュレータ×2

マニピュレータ×2

旋回・傾斜機構

外観

案内装置

主な
仕様

台車

開発プロジェクト

平成28年度補正予算 「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化）」 にて検討

平成25年度 補正予算 「廃炉・汚染水対策事業費補助金（原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発）」 ※保管期間は終了

主な用途

PCV内の干渉物撤去

2本のマニピュレータによる作業

主な装備

マニピュレータ×2
テレスコ梯子

マニピュレータ×2
階段昇降可能な台車

マニピュレータ
可搬質量

150kg×2

25kg×2

自由度

マニピュレータ：8軸×2式
旋回・傾斜機構：2
案内装置：2（伸縮・傾斜）

マニピュレータ：8軸×2式
合計：17軸傾斜機構：1
大きさ、可搬質量は異なるが、軸構成や制御システムは近しいため、要素試験の検証に使用可能と判断した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.305a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の検証方法➢ オペレータは、モニタを見ながらゲームパッドを操作して、ロボットの手先をゴールまで移動させる➢ 1つの課題に対して、「手動操作」「ティーチング」「軌道計画」の3パターンの操作方法で計測を行う
従来手法

開発手法

➢ 3パターンの操作方法について、それぞれ評価を行う• 作業時間（ゴールに到達するまでの時間）• モックアップとの接近距離（後からログデータを解析）
マルチカメラモニタ

・・・作業効率の評価
・・・安全性の評価

現場の様子（オペレータは見ない）

作業環境3Dモデルとロボットモデルを表示するモニタ

設定モニタ

オペレータの操作卓

要素試験機（ロボット）とモックアップ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.306a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の検証方法（作業環境3Dモデルとロボットモデルを表示するモニタ）➢ ロボットモデルは実機に連動して動く➢ 自由に視点移動、拡大・縮小が可能
1. 始めに手先のレーザセンサでスキャンする→ ズレ・差異がないことを確認する※今回は、ズレ・差異がないよう調整済み※ズレ・差異への対処は今後の課題
2. ゴールを示すマークに向かって手先を操作する
ゴールに到達すると、☑が表示される（位置誤差：10mm、姿勢誤差：5deg以下）
マルチカメラモニタ

作業環境3Dモデルとロボットモデルを表示するモニタ

現場の様子

課題1

（オペレータは見ない）

設定モニタ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.307a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の検証方法（カメラの設置状況）

マルチカメラモニタ

手先カメラ（広角）PTZカメラ

広角カメラ

PTZカメラ【手先カメラ】• 左右の手先に、広角カメラを2つずつ搭載（画角にハンドの爪が映り込む）【本体カメラ】• 上部と下部にそれぞれPTZ（パン・チルト・ズーム）カメラを搭載• 中央に広角カメラを搭載※PCV内での作業開始直後に、環境中に十分な数の監視カメラを設置できない状況を模擬©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.308a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 操作方法（1/3） 手動操作（従来手法）

Roll

先端位置を操作

3軸

先端姿勢を操作

3軸

Y
X Yaw

冗長軸を操作

3軸

8軸+1軸

ZB

Pitch

Z

各軸角度を操作

Roll
Yaw

Pitch

XB

YB

手先座標系

傾斜機構の操作

ベース座標系

設定モニタ※オペレータは事前に操作練習を行い、操作に習熟した状態で試験に臨んだ。

【手動操作】• オペレータは操作モードを選択する→ 意図した動きをするために、どのモードを選択するか？
• 操作モードに応じて、キー割り当てが変化する→ 意図した動きをするために、どのキーを操作するか？
• ゲームパッドの左右のキーが左右のマニピュレータに対応する→ どちら側のキーを操作するか？
• 先端位置/姿勢を操作する際は、手先/ベース座標系を選択する※複雑な動きができるマニピュレータは、選択肢が多い。（35種）
状況認識と選択を常に行う必要がある©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.309a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 操作方法（1/3） 手動操作（従来手法）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.310a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 操作方法（2/3） ティーチング（従来手法）• 事前にシミュレータ上でティーチングデータを作成する（今回は、オペレータとは別の人間が作成した）• 現場では、オペレータがゲームパッドのスティックを倒すとティーチングデータが再生される（速度調整/停止可能）【ティーチングデータの作り方】• シミュレータ上でロボットモデルを手動操作し、1場面ごとにロボットの姿勢を作り、全ての関節角度を記録する• ゴールに到達するまで、複数の場面を作成する
⓪

⑥

⑧

⑦

・・・・
課題1のティーチングデータ
場面
⓪
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

左腕の関節

右腕の関節

傾斜軸 S0軸 S1軸 S2軸 S3軸 E1軸 E2軸 W1軸 W2軸 S0軸 S1軸 S2軸 S3軸 E1軸 E2軸 W1軸 W2軸
-30
30
0
50
0
130
0
-90
0
30
0
50
0
130
0
-90
0
-30 32.44 19.31 54.56 18.32 119.03 28.36 -92.9
90 30.62 -10.28
50.4 -11.26 127.11 -17.21 -90.31
9.16-30 10.14 10.87 18.28 33.04 106.03
76.8 -46.53 20.73 19.17 -11.27 10.49 -4.08 97.33 -66.47 -16.56 63.38-25 16.03 64.27 29.79 -36.95 90.98 87.84 -24.02 28.95
6.23 -27.89 42.79
33.4 69.34 -49.85
9.03 28.49-20 16.03 64.27 29.79 -36.95 90.98 87.84 -24.02 28.95
8.97 -35.72 53.57 73.76 44.86 -15.96 44.42 -35.79-10
3.57 63.58 52.82 -63.94
74.9 132.35 -1.13
5.46 16.78 -30.8 39.14 74.34 35.15 -15.89 51.94 -27.87-5 13.51 69.46 39.52 -63.61 60.68 135.26 -46.41 -102.28
2.43 -48.92 38.12 78.53 57.17 -9.54 51.22 -24.93
06.55 68.08 48.44 -69.03
65.9 129.56 -37.29 -90.2
2.59 -57.97 47.06 95.95 83.53 -67.45
3.26 16.58
3.945
3.66 80.24 46.79 -88.54 82.16 121.97 -12.59 -74.24
1.5 -46.72 29.53 71.03
88.1 -47.95 -13.05 17.06

作成時間
約1時間

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発

No.311
シミュレータ上・ロボットモデル・作業環境モデル⚫ 操作方法（3/3） 軌道計画（開発した新手法）• 事前に軌道計画プログラムを使って干渉回避軌道を生成する• 現場では、オペレータがゲームパッドのスティックを倒すと軌道データが再生される（速度調整/停止可能）

作業者
【指定】
手先のゴール
位置・姿勢【軌道データ】

軌道計画プログラム• 目標位置までの経路を計算• ロボットモデルと環境モデルの接触判定→ 環境と接触しないロボット姿勢を計算※将来的には、燃料デブリ取り出しに関わる様々なロボットへの適用を目指す
ティーチングと軌道計画の比較
ティーチング

軌道計画

事前準備における作業環境

シミュレータ上

シミュレータ上

軌道の作成方法

作業者による手動操作

プログラムによる自動生成（ゴール、経由点は作業者が設定する）

スタート～ゴールの軌道作成時間

1時間～3時間

1回の計算時間：30秒～1分30秒
設定、軌道データ確認、再計算含めて6分～33分

出来上がる軌道の特徴

・右腕、左腕、傾斜機構を順に動かしていく
・なるべく安全な軌道を設定（作業者に依存）

・全ての関節（17軸）が連動する
・ゴールまで最短経路を進もうとする

現場のズレへの対応性

部分的修正なら数十分、大規模修正は数十分～数時間

現場で条件（初期姿勢や作業環境モデル）を変更し、再計算を行う：数分～30分程度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.312a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の実施内容➢ 操作パターンごとの作業時間を比較検証した（オペレータ A～D の4人）

オペレータ A ベテラン
オペレータ B （10年以上）

課題1

課題2

課題3

課題4

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

ティーチングティーチングティーチングティーチング

軌道計画

軌道計画

軌道計画

軌道計画

オペレータ C 中級者
オペレータ D 初心者©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.313a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の結果まとめ（作業時間）➢ 操作パターンごとの作業時間を比較検証した 【課題3】 （オペレータD）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.314a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の結果まとめ（作業時間）➢ 操作パターンごとの作業時間を比較検証した 【課題3】

現
場
作
業
［
分
］

60
40
20
0
事 -20
前 -40
準
備 -60
［
分 -80
］ -100
-120
-140
-160
-180

手動操作

A

B

C

ティーチング

D

A

B

C

軌道計画

D

A

B

C

D

■環境スキャン
■ルート確認■マニピュレータ操作■ティーチングデータ作成■軌道計画の計算時間■設定、軌道の確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.315a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.316a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発■環境スキャン■マニピュレータ操作■軌道計画の計算時間⚫ 要素試験の結果まとめ（作業時間）➢ 操作パターンごとの作業時間を比較検証した（オペレータA～D）

事前準備
[分]

60
40
20
0
-20
-40
-60
-80
-100
-120
-140
-160
-180

課題1

A B

C D

手動操作

A B

C D

ティーチング

A B

C D

軌道計画

60
40
20
0
-20
-40
-60
-80
-100
-120
-140
-160
-180

×

現場作業
[分]

A B

C

時
間
切
れ

手動操作

■ルート確認■ティーチングデータ作成■設定、軌道の確認

課題2

A B

C D

ティーチング

C D

軌道計画【オペレータC：参考記録】
機材セッティング待ちの間に、シミュレータ上でゴールまでの操作練習を実施

×

課題3
課題4
60
60
時
間
40
40
切
20
20
A B C DA B C DA B C DA B れ DA B C D
0
0
-20
-20
軌道計画
ティーチングティーチング
手動操作
手動操作
-40
事前準備
-40
-60
-60
[分]
-80
-80
-100
-100
-120
-120
-140
-140
【結論】
-160
-160
-180
-180
• 手動操作では、難度が上がるほどマニピュレータ操作にかかる時間が長い（60分を超える場合も）

現場作業
[分]

A B

A B

C D

軌道計画

• ティーチングと軌道計画は、難度によらずマニピュレータ操作にかかる時間は数分（軌道計画の方がやや短い）• ティーチングデータ作成にかかる時間は60～180分、軌道計画（計算＋設定・確認）にかかる時間は6分～33分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.317a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 要素試験の結果まとめ（モックアップとの最接近距離）➢ 試験のログデータを解析し、ロボットと環境との最接近距離を算出・比較した【結論】• 手動操作は、オペレータに依存するが、接触のリ
スクは最も高い• ティーチングは接近距離を大きく確保できる傾向がある• 軌道計画は、設定した「干渉モデル」の余裕しろに依存する（干渉モデルを大きく設定すれば、最短距離を大きく確保できる）

干渉モデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.318a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ まとめ➢ 視界不良かつ狭隘環境において、ロボットを遠隔操作するオペレータの作業負荷を軽減し、操作の効率化を図るため、遠隔操作支援手法（軌道計画）の検討を行った。
➢ 軌道計画について要素試験で検証を行い、有効であることを確認した。

【有効性の確認結果】
87～90％低減 （対 ベテランの手動操作）➢ マニピュレータ操作時間の短さ： 軌道計画＜ティーチング＜＜手動操作
80～90 ％低減

➢ 事前準備の短さ： （手動操作＜）軌道計画＜ティーチング

※軌道計画の干渉モデルを修正して接近距離を大きくできる可能性あり➢ 安全性（接近距離の大きさ）： ティーチング＞軌道計画＞手動操作

干渉モデル

【要因】
➢ 手動操作では、オペレータが処理する情報量が多い → ヒューマンエラーを生みやすい
一点集中すると他がおろそかになる、手先が反転すると＋/－を間違える、左右を間違える 等➢ ティーチングの現場作業は楽だが、事前準備が大変（やっていることは“手動操作”そのもの）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.319a. 視界不良かつ狭隘環境での遠隔操作支援手法の開発⚫ 今後の課題➢ 3Dモデル（CADモデル）と現場の実物との違いや、ロボットの設置誤差によるズレへの対応➢ 現場でオペレータが、3Dモデルやロボットの位置を修正できる仕組みの開発➢ 現場で環境モデルの不足部分を計測・補完する仕組みの開発➢ 現場でオペレータが軌道計画を再計算できる仕組みの開発
3Dモデルにない物体（点群）

重ね合わせ
3Dモデル

点群

➢ 今回はアプローチまでだったが、切断・把持回収などの施工を行うため、施工時の動きしろの確保、切断後の撤去物を把持した状態での回収動作 等の課題に対応していく必要がある。

➢ 施工は手動操作がメインになると想定されるため、手動操作でも干渉回避をアシストし、ヒューマン
エラーを防止する仕組みが必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.320b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 実施内容➢ ペデスタル内、外の燃料デブリを加工すると燃料デブリが小片化し、汚染水の流れなどによりジェットデフからS/Cなどに拡散する可能性がある。

➢ 燃料デブリがS/Cなどに拡散すると燃料デブリの回収範囲が広がり、取り出し期間が長くなる可能性がある。
➢ 現状においてS/Cなどに燃料デブリが存在すると仮定した場合、燃料デブリの拡散により再臨界する可能性がある。
→汚染水がS/Cに拡散することを防止するためにPCV内に堰を設置する方法を検討する。

汚染拡大防止工法適用箇所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.321b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法⚫ 開発の目的➢ 堰の遠隔設置を考慮した更なる作業性の向上。
➢ 遠隔設置した堰の性能評価。
⚫ 解決すべき課題➢ 堰の漏えいを考慮した作業ステップの具体化。
➢ 遠隔作業範囲の拡大および作業の効率化。

堰

堰
S/Cへ

ジェットデフ

排水ポンプ

連通管

D/W取水ポンプ

堰の内外に設置するポンプでの排水と組み合わせ、S/Cへの汚染拡大を防止⚫ 開発の進め方➢ 遠隔設置に関する効率化した作業ステップの検討。
➢ 作業ステップに基づく実現性確認のための要素試験計画。
➢ 要素試験による作業性の確認と、堰からの漏水量の評価。
➢ 堰設置後の漏えい等のリスクを考慮した、長期健全性に対する概念検討。
⚫ 得られる成果➢ 遠隔設置に関する効率化した作業ステップ。
➢ 要素試験による作業性の確認結果および堰からの漏水量の評価結果。
➢ 堰設置後の漏えい等のリスクを考慮した、長期健全性に対する概念検討結果。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.322b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 前提条件✓ PCVと増設建屋が通路（アクセストンネル）で接続されており、ペデスタル外の干渉物が撤去されていること。
(D/W内アクセスルートが構築されていること)

PCVシェル0°

エアロック

アクセストンネル

270°
X-6

45°

✓ 堰設置位置周囲の堆積物が撤去されていること。
✓ D/W水位が現状の2号機以下、すなわちベントノズル下端以下であること。（次頁以降参照）

機器ハッチ

90°

ペデスタル外干渉物撤去状態
アイソメ図◼ 要求事項
No.

1

要求事項

設定理由

水位300mmで堰の設置ができること

堰設置作業時に汚染水がS/Cへ流出することを防止するため

2管理可能な漏えい量：25L/h以下（暫定）堰の外側の水を堰の内側に戻すことができればベントノズル下端まで水位が上昇する
ことがなく、S/Cへの漏えいはない。1日に1回ポンプで水を戻すとすると、S/Cへ流入しない様に管理できる漏えい量は25L/h以下となる。

3

メンテナンス性を有すること

漏えいが生じた場合でも補修ができるようにするため

4

堰の幅：300mm以上

堰に水圧が加わった時の転倒とずれが生じない厚さとして設定

5

堰の高さ：600mm以上

保守的に通常水位約300mmの2倍以上を確保して600mmと設定

6遠隔装置で設置、組立てが可能なこと

PCV内では完全遠隔作業での堰の構築が必要なため

7

型枠、投入する材料重量が20kg以下なこと

遠隔装置の可搬重量を考慮して設定

8

耐放射線性に優れる材料を使用すること

燃料デブリ取り出し完了まで堰が必要なため©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.323b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 汚染拡大防止堰の設置範囲の検討✓ 汚染拡大防止範囲を最小化するため、汚染拡大防止堰の設置範囲が最小となるケースを検討した。
✓ 堰の設置については、これまでの解析、調査結果から以下の通り想定している。
✓ １号機は燃料デブリがペデスタル外にも流出している可能性があり、デブリを囲う形で堰を設置する。

✓ ２、３号機は燃料デブリがペデスタル外にはほとんど流出していない可能性があり、作業員アクセス
口、サンプピットを囲う形で堰を設置する。

堆積物
サンプピット用堰

堰

2号機水位：
約300mmサンプピット

燃料デブリの広がり(推定）

1号機のデブリ広がり状態（推定）サンプピット用堰

作業員
アクセス口

1号機の堰設置範囲（案）

作業員アクセス口用堰

サンプピットへのデブリ広がりイメージ

2、3号機の堰設置範囲（案）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.324b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 汚染拡大防止堰の設置時の水位の検討✓ 堰設置作業時は汚染水がS/Cへ流出することを防止するために、水位はベントノズル下端以下で作業することが望ましい。
✓ D/W床面からベントノズルまでの高さの最大値は1号機の287mmであり、堰設置中の水位上昇などの水位変動も考慮し、堰設置時の水位は300mmとして要素試験を実施することとした。
✓ 堰の高さは保守的に通常水位約300mmの2倍以上を確保し、600mmと設定した。

1号機

号機

2号機

3号機
T.P.10364（MS配管レベル）
T.P.8074（1階グレーチング）

T.P.6564（1階グレーチング下レベル）
T.P.4294(ベントノズル下端)

概要図

2号機の現在の状態
T.P.6564（1820mm）

T.P.4294（250mm）

T.P.10364（6320mm）

ベントノズル
下端位置*1

T.P.5031（287mm）

T.P.4294（250mm）

T.P.4294（250mm）

PCV床面(DW
底部)高さ

T.P.4744

T.P.4044

T.P.4044

D/W現状水位*1

参考*1：()内の数値はD/W底面からの高さ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.325b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 汚染拡大防止堰設置後の漏えい量の考え方について✓ 堰からの漏えいは、漏えいした水がベントノズル下端（D/W床面から水位287mm）を超えるとS/Cに流入してしまうため、水位がそれ以下になるように堰の外側の水を堰の内側に戻さなければならない。
✓ 以下図の通り1号機でジェットデフを囲うように堰を設置した場合、堰の外側の空間は約600L（632L）である。

✓ 実機での運用を考慮してポンプで水を回収する頻度を少なくできるように、1日に1回ポンプで水を戻すとす
ると、S/Cへ流入しない様に管理できる漏えい量は25L/h以下となる。（堰の内側の辺の長さ：約4m）✓ 実際の運用は実機工事時に周辺の環境や、ポンプがどの程度の頻度で使用できるかで見直すことが必要
だが、今回は上記漏えい量を目標値に試験を実施した。

堰の外側の容積約600L

堰からの漏えいの取水（堰の外側から取水）

堰

P
堰の長さ
約4m

1号機のジェットデフ周り堰設置範囲（案）

水位：280㎜P

床面～ベントノズル下端
287mm

1号機の堰設置範囲（案）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.326b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 前期補助事業までの検討結果•

ジェットデフに対する汚染拡大防止方法案の比較。
→堰設置方式を選択。

•

具体的な止水方法の検討。
→モルタル打設による堰の構築方法を抽出。

•

PCV外
ミキサ
ポンプ

PCV内
ホース
型枠内に
モルタルを充填

堰設置用アーム型枠

型枠

堰構築方法の成立性確認。
→モルタル打設による堰構築手法について成立性を確認。
（抽出した課題は以下の通り）

汚染拡大防止堰
イメージ

堰構築のためのモルタルの打設イメージ

堰設置用
アーム

試験により抽出した課題と対応方針
ID

課題

対応方針

1

モルタルを充填するホースを型枠上の所定の位置に設定することが難しかった。
（現状ではホースを真上から降ろす必要があり、グレーチングの開口範囲が広くなってしまう。）

堰単体（土のうなど）で堰を構築可能かなどを含め、施工がしやすい方法について検討して、要素試験を実施する。
（遠隔装置による堰の設置性確認試験、堰の止
水性確認試験など）

2

堰設置後は堰の外側の水の排水をするためのポンプや配管が必要だと考えられる。

上記の試験に合わせて、堰の外側の水を排水するポンプ、配管の設置性などの確認試験を実施する。

3

堰設置後に漏えいが発生するリスクがある。

長期健全性を担保するため、遠隔補修方法などを検討する。

型枠

堰型枠の設置作業
の様子
ホース

アーム
ノズル

型枠

堰型枠へのモルタル充填作業の様子

モルタル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.327b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 検討フロー：今回報告

前期補助事業の成果と課題を受けた
今期補助事業の取り組み方針• ジェットデフに対する汚染拡大防止方法案の比較。
→堰設置方式を選択。
• 具体的な止水方法の検討。
→モルタル打設による堰の構築方法を抽出。
• 堰構築方法の成立性確認。
→モルタル打設による堰構築手法について実現性を確認（ただし、施工上の課題を抽出）。

合理化した堰の構築方法の比較検討• 土のう方式と型枠分割搬入方式の2方式について比較検討を実施。

採用した堰構築方法の詳細検討• 型枠分割搬入方式について詳細検討を実施。

堰に関する要素試験• 要素試験の結果、堰の構造および止水性に関して課題が生じたため、追加要素試験を計画。

堰に関する追加要素試験補助事業での実施範囲

現場状況の調査結果
実機工事計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.328b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法：計画：計画（見直し後）*：実績◼ 開発工程2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

2020年度
12

1

2

3

4

5

6

7

8

9

中間報告
▼

10

中間報告
▼

11

12

1

2

3

最終報告
▼

１.概念検討２.試験計画３.試験準備/試験装置
試作

追加要素試験
追加試験準備追加試験

４.要素試験
５.まとめ

備考*要素試験で抽出した課題について、対応方針の確認のために追加要素試験を実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.329b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法
Ｓ／Ｃへの汚染拡大防止用の堰について、遠隔操作を考慮した構築方法について比較検討を実施。

特徴

止水性

評
価

遠隔操作性

従来方式

【合理化案1】
土のう方式【合理化案2】型枠分割搬入方式

型枠を設置し、型枠内に止水材（モルタル）を投入する［水を加えたモルタルをホースで圧送する］

止水性のある袋を積み上げる［ドライモルタルを入れた袋を積み上げる］

折り畳み式の型枠（メッシュ式）を複数個使用。型枠を搬入後、展開・設置し、型枠内に止水材（ドライモルタル）を投入〇△
完全止水は困難であるが、水位差の確保
は可能

▲

▲

△

ホース位置決め、型枠の設置

隙間のない積み上げ方実現への対応

型枠の配置・設置

凹凸面への追従性〇

長期健全性（メンテナンス頻度）

〇

総合評価

▲
積み上げ方に依存。隙間なしに積み上げる必要あり。

△△

袋を押し付けても追従性は限定的

型枠からのドライモルタルの漏出による▲△袋の材質に依存

▲

従来方式
土のう

土のう方式

〇
△

折り畳み式型枠【凡例】〇：良好、△：一部課題あり、▲：課題あり(△よりも課題が大きい)✓ 従来方式の最大の課題であった遠隔操作性の解決方法として、土のう方式と型枠分割搬入方式の2方式を検討。
✓ 土のう方式については、遠隔操作での隙間の無い積み上げ方法、床面の凹凸面への追従性が課題。
✓ 型枠分割搬入方式（折り畳み式の型枠（メッシュ）にドライモルタルを投入する方法）については、モルタル硬化までの時間制約下での作業の成立性、メッシュ袋の最適な粗さ・材質の選定が課題。

メッシュ袋

ドライモルタル（接液後）型枠分割搬入方式©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.330b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 合理化案1、2の採用可否✓ 床面（凹凸面）への追従性：• 土のう方式では外力による押しつけを行っても限定的。改善のためには袋内の止水材量を減らす等、要求機能を満足できない方法となることから、対応は困難。
• 型枠分割搬入方式では、メッシュ袋の採用により、凹凸面への追従性を確保
可能。

すき間
人手
遠隔

土のうの積み上げ方法の比較
アングル(L90×90mm)✓ 遠隔操作性：••

土のう方式では、遠隔にて隙間の無い積み上げを実現するのは難易度が高く、従来方式と同程度（従来方式の大きな課題は、遠隔でのホース位置決め）。
型枠分割搬入方式では、折り畳み・ 展開が容易なXフレーム構造の採用により、遠隔操作での搬入・設置が可能。

押付

凹凸面への追従性（土のう）✓ 止水性：••

土のう方式では積み上げ方に依存することから止水性の確保難。
型枠分割搬入方式では、予備試験により水位差を確保可能であることを確認
済（別途、メッシュモルタル硬化時間制約下での作業成立確認が必要）。

⇒ 型枠分割搬入方式を採用する。

型枠：折り畳み状態

型枠：展開後水位
水位

モルタル硬化後の排水状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.331b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法
詳細検討を実施した型枠分割搬入方式による堰構築イメージを以下に示す。
型枠内にモルタル充填
ペデスタル側PCVシェル側

水位

ペ
デ
ス
タ
ル

ロボットハンド

約900mm

PCV
シェル

側面：ビニール

堰 600mm
フレーム
650mm

設置後、展開

300mm

地上階より
吊り降ろし

約3m
メッシュ

約500mm
地上階からの吊り降ろし時

フレーム

展開後

予備試験の様子*1

壁面（ペデスタル、シェル、床面）との接触面をメッシュにすることで隙間／凹凸を追従可能な構造とした。

メッシュ

展開中

展開完了

*1：展開構造確認を目的とした予備試験のため、全面にビニールで試作

上記構造での遠隔施工の妥当性を、要素試験にて確認した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.332b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験模擬範囲✓ 作業ステップにて抽出した課題解決のため、堰構築に関する要素試験を実施する。
✓ 堰の構築作業は、実機では水中での設置作業であることから、水張り状態で試験を行う。床面・壁面への止水性を確認するため、ペデスタル外壁-PCV内壁に接するように堰を設置することで模擬する。
このジェットデフは模擬しない
ジェットデフ地下階模擬範囲

機器ハッチ
水張り堰（試験用設備）
ピット
ジェットデフ

堰設置作業エリア
（地下階）

水張り

グレーチング開口（1階）
試験での確認対象

1階

地下階©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.333b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験項目と判定基準
ID

1

2

試験項目

該当作業
ステップ※1

型枠の
搬入・展開

ドライ
モルタルの
投入

試験要領・手順

判定基準

備考

•
•
•

門型揚重機を開口上に位置決めできること。
開口(1200×600mm)から型枠を搬入できること。
型枠を展開できること。

7-1(1)門型揚重機で型枠を吊り上げ。
(2)門型揚重機を既設開口上まで移動させる。
(3)門型揚重機のウィンチを用いて、型枠を地下階に吊り下ろす。
(4)柔構造作業アーム(地下階)にて型枠を把持し、門型揚重機のウインチを巻き上げる。
(5)柔構造作業アームにて型枠を展開する。

7-2(1)柔構造作業アームにて型枠直上にホース(ドライモル
タル投入用)を位置決めする。
(2)柔構造作業アームにてホースを移動させながら型枠
内にドライモルタルを投入する※2。
(2)簡易堰（試験用）と堰の間の水を抜く。【人手作業】(3)漏えい量を測定する。【人手作業】

•
•
•
•

型枠内にドライモルタルを投入できること。
モルタルが固化すること。
水抜きにより堰の内外で水位差ができること。
堰からの漏えいがないこと。（目標）※2：ホース内へのモルタル投入は人手にて実施※1：「横アクセスによるペデスタル内外の干渉物撤去方法」でのペデスタル外の作業ステップ参照【要素試験使用装置】
水張り堰（試験用設備）

ピット

照明

ジェットデフカメラ

水張り

グレーチング開口（1階）

試験での確認対象

治具等の把持、作業補助

治具等の搬送・設置

作業の監視

門型揚重機

カメラ台車

遠隔作業用柔構造アーム*

試験イメージ型枠*遠隔作業用柔構造アームには様々なバリエーションがあり、 上記仕様は歩行タイプの一例である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.334b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 試験手順（型枠の搬入・展開） ※予備試験による確認
ID

1

試験項目

型枠の
搬入・展開

STEP

該当作業
ステップ

7-1

試験要領・手順

判定基準(1)門型揚重機で型枠を吊り上げ。
(2)門型揚重機を既設開口上まで移動させる。
(3)門型揚重機のウィンチを用いて、型枠を地下階に吊り下ろす。
(4)柔構造作業アーム(地下階)にて型枠を把持し、門型揚重機のウインチを巻き上げる。
(5)柔構造作業アームにて型枠を展開する。

•••

1. 門型揚重機で型枠吊上げ → 2.門型揚重機開口上へ移動
門型揚重機

備考

門型揚重機を開口上に位置決めできること。
開口(1200×600mm)から型枠を搬入できること。
型枠を展開できること。

3. 型枠吊り下ろし

型枠
開口

動
作
図

4. 型枠受渡し

柔構造作業
アーム

取手を把持

開口

STEP

5. 型枠展開
フレーム上部を把持し横に展開

動
作
図

ペデスタル

PCVシェル

床面に仮置き©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.335b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験結果（型枠の搬入・展開）
STEP

3. 型枠吊り下ろし

1. 門型揚重機で型枠吊上げ → 2.門型揚重機開口上へ移動

4. 型枠受渡し

柔構造作業
アーム

型枠
門型揚重機

動
作
図

吊り具

型枠
開口

STEP

取手を把持

５. 型枠展開
フレーム上部を把持し横に展開
床面に仮置き

PCVシェル側に展開

ペデスタル側に展開

ペデスタル

PCVシェル

動作
図型枠の搬入・展開ができることを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.336b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 試験手順（ドライモルタルの投入） ※予備試験による確認
ID

2

試験項目

ドライ
モルタルの
投入

STEP

該当作業
ステップ

7-2

試験要領・手順(1)柔構造作業アームにて型枠直上にホース(ドライモル
タル投入用)を位置決めする。
(2)柔構造作業アームにてホースを移動させながら型枠
内にドライモルタルを投入する※2。
(2)簡易堰（試験用）と堰の間の水を抜く。【人手作業】(3)漏えい量を測定する。【人手作業】

判定基準
•
•
•
•

型枠内にドライモルタルを投入できること。
モルタルが固化すること。
水抜きにより堰の内外で水位差ができること。
堰からの漏えいがないこと。（目標）備考※2：
ホース内へのモルタル投入は人手にて実施

1. 型枠上へのホース位置決め
柔構造作業アーム
人手でモル
タル投入
ホッパ

動
作
図

ホース
ホース
型枠

ペデスタル側PCVシェル側

グレーチング上©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.337b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験結果（ドライモルタルの投入）
STEP

1. ホース位置決め（ペデスタル側）

２．モルタル投入

ホース

動
作
図

水位
300
mm

セメント
流出

セメント
メッシュ

型枠

ホース位置決め、モルタル投入ができることを確認したが、型枠と壁面の隙間からのセメントの流出が大きい。
⇒試験を中断し、メッシュ目開き、壁面との隙間対策後試験を継続した。
ペデスタル側【対策内容】①メッシュ（目開き１mm）の外側に不織布を取り付け。
②壁面との隙間をスポンジで閉止。
（PCVシェル側、ペデスタル側の片側）

PCVシェル側

②スポンジ

②スポンジ
①不織布

ペデスタル側の堰の状況

PCVシェル側の堰の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.338b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験結果（ドライモルタルの投入）✓ 前述の隙間対策後、モルタルの投入を継続、モルタル投入を完了した。（投入状況は次頁）✓ モルタルの投入箇所については、モルタルの積み上がり状況を見ながら以下の手順で実施した。
No.

投入位置

内容

基準

①

PCVシェル側底面

壁面との隙間および底面が埋まるようにモルタルを投入する。

モルタルの山の頂点が気中に出るまで投入。

②

中央底面

底面のメッシュが埋まるようにモルタルを投入する。

モルタルの山の頂点が気中に出るまで投入。

③

ペデスタル側底面

壁面との隙間および底面が埋まるようにモルタルを投入する。

モルタルの山の頂点が気中に出るまで投入。

④

気中全域

モルタル高さが600mmになるよう全体にモルタルを投入する。

気中部の積み上がり状況を確認しながら投入。
：ホースの設置方向

ペ
デ
ス
タ
ル

③

②

①

堰 600mm④

モルタル投入位置及び積み上がり状況（推定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.339b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験結果（ドライモルタルの投入）✓ 前述の対策後、モルタルの投入を継続、モルタル投入を完了した。
STEP

1. ホース位置決め、モルタル投入（①PCVシェル側）

２．ホース位置決め、モルタル投入（②中央部）

３．ホース位置決め、モルタル投入（③ペデスタル側）

ホース

柔構造
作業アーム

動
作
図

型枠

STEP

４．モルタル投入監視状況（③ペデスタル側）

５．モルタル投入完了後

ホース

動
作
図

型枠

モルタル（気中）モルタル（気中）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.340b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験結果（ドライモルタルの投入）：漏水量の確認状況✓ モルタル硬化後、水抜きにより堰の内外で水位差ができることを確認したが、堰のPCVシェル側からの漏えいが大きくすぐに水位差がなくなった（10分程度）。
→特にPCVシェル側について、隙間をスポンジで埋めていたが、メッシュ袋が壁面に密着するように膨らんでいなかったため、漏えい量が大きかった。

水位
約300mm
排水水位
約300mm

水位
床面付近

水中ポンプ

漏えい小
漏えい大

堰外側水抜き前の状況

堰外側水抜き直後の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.341b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ モルタルの投入方法について
型枠分割搬入方式について、モルタルの投入方法を検討した。
✓ モルタルを連続投入できるよう、従来方式と同様にグレーチング上からホースでモルタルを投入する方法を採用した。
（ただし、水と練り混ぜたモルタルを圧送する高圧仕様のホースと違い柔軟なホースを使用して遠隔操作性を向上）✓ 地下階に装置を搬入するグレーチング開口と型枠の位置は離れてしまう可能性があるため、型枠直上付近のグレーチ
ングのバーを２本程度切断して開口を設けることを想定。
ホッパにドライ
モルタルを供給（今回の試験では人手）30

グレーチング
開口10090

遠隔作業用柔構造アーム
ベアリングバー
ツイストバー

ホース位置決めは
遠隔作業用柔構造
アームで実施型枠

100

ベアリングバーを２本切断して約100×90mmの開口を設ける

開口にホースを入れる
先端：φ70mm程度

ドライモルタル

モルタル投入イメージ

グレーチング開口イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.342b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 予備試験内容
型枠分割方式の成立性（主に壁面との隙間への追従性）を確認する試験を実施した。

モルタル投入
粉塵排気

ホース

集塵機
モルタル
投入ホース
排気ホース

ホース
型枠
メッシュ

ホース先端
カバー

壁面
（型枠内の
容器内面）

型枠と
壁面隙間
50mm

φ70

300

200

※モルタルはセメントに砂を混ぜたもの。
予備試験および要素試験では砂は漏れ出さずセメントが漏れ出すメッシュ粗さを選定した。

モルタル人手で投入

1000【試験条件】✓ 型枠寸法：幅300×長さ200×高さ450mm✓ 壁側の型枠の仕様：メッシュ（目あき：1mm※）✓ 水深：300mm✓ 壁面との隙間：50mm✓ モルタル投入ホース：長さ１m✓ ホース先端カバー（φ700mm）から排気して粉塵抑制

300

試験体外観

モルタル投入方法

モルタル投入構成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.343b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 予備試験結果✓ メッシュからモルタルが流出するが、型枠内にモルタルが積み上がることを確認した。
✓ メッシュ袋が膨らむことで隙間を埋めるように膨らみ壁面に追従することを確認した。
✓ メッシュから流出したセメントが壁面と密着することを確認した。
✓ モルタル投入直後から水が濁ってしまったため、投入状況の確認は気中部に出てきたモルタルを監視することとした。
✓ 気中に投入したモルタルも水を吸上げて硬化することを確認した。
壁面と堰の密着状況（斜め上から見た場合）
メッシュ袋がモルタルで膨らみ壁面に密着
型枠と
壁面隙間

型枠と
壁面隙間

型枠

気中部も水を吸
上げ硬化

型枠と
壁面隙間
50mm

セメントが
壁面と密着

セメントが
壁面と密着

モルタル投入状況（開始直後）

モルタル投入状況

硬化後の状況
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.344b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 予備試験結果と要素試験結果の差異の検討✓ 予備試験ではセメントが流出しながらも、型枠模擬体の長さが短いため砂が早く堆積していき、早い段階でメッシュの目が砂でふさがったため、セメントの漏えいは比較的少なかったと想定される。

→型枠の長手方向の模擬も必須。
（要素試験ではモルタルを300mm積み上げるまでに横方向に約600mm広がったのに対し、予備試験での型枠の長さは約200mmだった。）【予備試験型枠寸法】
・幅300×長さ200×高さ450mm
・水深：300mm

モルタル投入時に型枠長さが短く、モルタルが早く積み上がったため、メッシュの目が砂でふさがりセメントの漏えいが少なかったと想定

約200mmペ
デス
タル

堰 600mm【要素試験型枠寸法】
・幅300×長さ3000×高さ600mm
・水深：300mm

約200mm

約3m

約600mm

試験体比較図
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.345b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 要素試験結果まとめ
ID

1

試験項目

試験要領・手順

型枠の搬入・展開(1)門型揚重機で型枠を吊り上げ。
(2)門型揚重機を既設開口上まで移動させる。
(3)門型揚重機のウィンチを用いて、型枠を地下階に吊り下ろす。
(4)柔構造作業アーム(地下階)にて型枠を把持し、門型揚重機のウインチを巻き上げる。
(5)柔構造作業アームにて型枠を展開する。

ドライ
モルタルの
投入

(1)柔構造作業アームにて型枠直上にホース(ドライモル
タル投入用)を位置決めする。
(2)柔構造作業アームにてホースを移動させながら型枠
内にドライモルタルを投入する※1。
(2)簡易堰（試験用）と堰の間の水を抜く。【人手作業】(3)漏えい量を測定する。【人手作業】

試験結果
•
•
•

•

2

型枠の搬入

型枠の展開

•
•
•

備考

門型揚重機を開口上に位置決めできることを確認。
門型揚重機で開口(1200×600mm)から型枠を地下階に搬入でき、柔構造作業アーム(地下階)にて型枠を把持できることを確認。
柔構造作業アーム(地下階)にて型枠を展開できることを確認。

〇

柔構造作業アーム(地下階)にてホースを位置決めし、型枠内にドライモルタルを投入できることを確認。
水中に投入したモルタルが固化することを確認。
型枠内にモルタルを投入できたが、メッシュからセメントが大量に流出。
水抜きにより堰の内外で水位差ができるが、堰からの漏え
いが大きくすぐに水位差がなくなる。

ドライモルタル投入▲※1：
ホース内へのモルタル投入は人手にて実施

堰外観

遠隔操作性に関する判定基準を満足していることを確認できたが、堰の構造、止水性に課題あり。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.346b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 抽出した課題と対応方針

No.

課題

内容

対応方針

1

型枠と壁面の隙間の閉止方法

型枠と壁面の隙間が大きいと隙間を埋めきれず壁面と密着しないため、止水ができない。

メッシュの目の粗さ等再度検討して追加要素試験
により効果を確認する。

2

メッシュからのセメントの流出防止方法

メッシュの目が粗いためモルタルのセメント成分が流出してしまう。

上記改善と合わせ、メッシュの目の粗さ等の再検討による効果を追加要素試験により確認する。

3

漏えい発生時の補修方法

長期間の中で漏えい量が増えた場合に補修する必要があるが、現状の方法では補修は困難。

補修方法について机上検討を行い、追加要素試験
により有用性を確認する。
今回の要素試験のように止水ができない場合のバックアップ工法としても検討する。

4

モルタル投入状況の確認方
法

モルタルの投入状況を型枠外から監視することは困難。（今回は人手でホース付近にカメラを設置して試験を実施した。）

カメラ・照明の詳細配置にて対応（実機工事時）。

No.1～3について追加要素試験を実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.347b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ メッシュの目の粗さ検討のための予備試験✓ 前述の要素試験では、ドライモルタルの構成材料であるセメントの粒
子径が細かいため、メッシュの目から漏れ出て、水が濁ったと考えられた。そこで、布の種類とドライモルタルの水中への漏出量を確認した。
✓ 要素試験で使用したメッシュではメッシュの10cm上からモルタルを投入した場合、全体重量の内約18％が漏出することが確認された。

✓ より目の細かい不織布でも約14％の漏出が確認されており、セメントを流出させて壁面との隙間を埋めることは難しいこと考えられる。
✓ そこで、型枠と壁面等の界面との隙間をなくなるように型枠構造を検討して追加要素試験を実施することとした。

布の種類

洗い方法

メッシュ
（目合1mm）
不織布（目合0.1mm）
メッシュ（目合い0.25mm）

10cmから落下
完全洗い
10cmから落下
完全洗い

洗い前の
乾燥質量
（g）
201.14200.73200.01200.05完全洗い

200.30

洗い後の
乾燥質量
（g）
164.9580.27
171.79110.35

水中への
漏出量
（g）
36.19
120.4628.22
89.7

洗い前の質量に対する漏出量の比率（％）
17.99
60.01
14.11
44.84

106.69

93.61

46.73

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.348b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ セメントの流出対策に関する予備試験(1/2)✓ これまでの試験結果から、ドライモルタルをそのまま水中に投入すると、床面に到達するまでにモルタルが砂とセメントに分離してしまい、メッシュからセメント分が流出してしまうことで水が濁ることが確認された。

✓ 上記のセメント流出対策として、少量のドライモルタル（150g）を水溶紙に包んで投入することで、モルタルが床面に到達するまでに水をまきこむ量が減り、モルタルの分離を抑制できると考えて予備試験を実施した。
✓ 試験の結果、水溶紙①に包んで投入することで、セメントの流出が低減することを確認したため、型枠を模擬した容器に投入しての予備試験を実施することとした。
ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

No.

課題

内容

評価

1

ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙをそのまま投入モルタルが容器底部に達するまでに分離してしまい、セメント分流出して水中を漂い水が濁る。

×

容器底部に到達してから水溶紙が溶けて、水溶紙は多少残るが、セメントの流出は少なくなる。

○

2

水溶紙①
（A社製、厚さ：標準）に包んで投入水溶紙②34（A社製、厚さ：厚い）に包んで投入水溶紙③（B社製、水溶性：高）に包んで投入水溶紙がほとんど溶けず、水みちになる恐れがある。

△

モルタルの流出は他に比べて少し多い。
水溶紙は溶けたが、水にとろみが生じてしまったため、水処理システム等への影響が懸念。

△

モルタルの分離により水が濁る

ドライモルタルそのまま投入

水溶紙に包んだ
ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

水溶紙に包んだ
ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

水溶紙①で包んで投入©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.349b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ セメントの流出対策に関する予備試験(2/2)✓ 前述の予備試験から規模を拡大して確認するため、ドライモルタル（1kg）を水溶紙に包んで型枠内に投入する予備試験を実施した。
✓ 型枠と壁面を接着する面には目の細かい不織布を使用し、壁面との隙間が空いた状態で試験を実施した。

✓ 試験の結果、型枠外に流出するセメントは減少して型枠外の濁りは多少低減したが、型枠内の濁りにほとんど変化はなく、モルタルがセメントと砂に分離してしまい、セメントが流出してしまっている。
✓ 水溶紙に包んだモルタルの一段目投入時は比較的セメントの流出が少ないが、二段目以降は先に投入したモルタル上に落下することでセメントを巻き上げてしまい、セメントが流出してしまうことを確認した。

ドライモルタルを水溶紙に包むことで、セメントの流出は低減できたが、型枠内全体に投入するには課題があり、型枠底部（一段目）のみに使用することとした。
型枠
模擬

不織布面

水溶紙に包んだ
ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

型枠外の濁りは多少低減

型枠内の濁りはあまり変化なし

水槽

型枠模擬の外観

モルタル袋投入状況

モルタル袋投入完了後の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.350b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験（小規模試験/中規模試験）の目的✓ セメント粒子は微小なため、布製の型枠ではセメント粒子が漏れ出した。このため、広範囲にセメントが堆積した。
✓ 追加要素試験１では、止水ポイント1および2の解決に向けた型枠の納まり、および打設手順を検討し、堰構築後の水抜きで、その効果を確認する。
✓ 追加要素試験２では、止水ポイント3の解決に向けた型枠の納まりを検討し、堰構築後の水抜きで、その効果を確認する。

＜止水ポイント１＞
壁と堰の取合い部＜止水ポイント3＞
堰の交差部＜止水ポイント２＞
床と堰の取合い部
堰の交差部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法

No.351③型枠交差部

水槽
堰◼ 追加要素試験に向けた堰構築方法の検討✓ 2018年度試験結果とこれまでの要素試験結果から、型枠構築方法を
以下の通り見直して試験を実施することとした。

✓ 型枠と壁面の隙間はスポンジを取り付けて隙間からセメントが流出しないようにする。
✓ 型枠底部は開放し、ドライモルタルを水溶紙に包んで投入することで、セメントの流出する可能性を低減した上で床面凹凸部に使用する。

追加要素試験試験体(中規模)イメージ

組合せ方法検討結果
型枠
壁面

底面素材

側面

壁面との
隙間

メッシュ

メッシュ

ビニール

処置なし

No.

1

2

（目開き1mm）

不織布（目開き小）

モルタル投入方法①壁面③型枠交差部②床面凹凸

ドライモルタルﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

2018年度要素試験で確認
隙間からセメント流出大2018年度要素試験で確認
壁面との隙間を人手で埋めてセメント
流出低減

ビニール

スポンジ

ドライモルタルﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

3

不織布

不織布

ビニール

スポンジ

ドライモルタルﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

4

不織布

不織布

ビニール

スポンジ

水溶紙に包んだドライモルタル

ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

5

不織布

不織布

ビニール

スポンジ

水溶紙に包んだ
ドライモルタルﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

6

不織布

開放

7

不織布

不織布

ビニール

スポンジ

ビニール

土のう

ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

ドライモルタル

水練りモルタル

水溶紙包
ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

評価

その他

メッシュ

（一部ビニール）

②床面凹凸

①壁面部

隙間が小さくなるように処置

試験で確認

ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

ﾄﾞﾗｲﾓﾙﾀﾙ

最初に土のうを壁面との隙間に投入©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】＜止水ポイント１＞
壁と堰の取合い部

b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法

No.352＜止水ポイント3＞
堰の交差部◼ 追加要素試験に向けた堰構築方法の検討＜止水ポイント２＞
床と堰の取合い部✓ 改良した納まり（案）は、止水ポイント1では、ジャバラ型枠の端部に、台座を介してスポンジを取り付け、躯体にスポンジを押し付ける。
✓ 止水ポイント2では、型枠(ビニル)を下方に伸ばし、端部に独立した錘を取り付ける。
取合い部
止水
ポイント1
（壁－堰）

止水
ポイント2
（床－堰）

原因
■ジャバラ型枠と壁との間にすき間ができ、そこから漏れ出る。
■すき間の原因は、次が考えられる。
・ジャバラ型枠が伸びきらない。
・壁の立ち上がりが鉛直でない（PCV-型枠間）
・堰がPCVの半径上にない。
■型枠の設置レベルは床面だが、床面にデブリをはつり取った凹部があることにより、型枠の下方にすき間が開く箇所ができる。

対策（案）①型枠の端部に、壁とのすき間を埋められる型
枠延長材を取り付ける。
②型枠延長材は、壁の形状やすき間の大きさに追従できる柔軟性のある材質とする。

①型枠は、下方を開放にし、ドライモルタルで凹部を埋められるようにする。
②型枠の下部と床とのすき間を埋められる型枠
延長材を取り付ける。
③型枠延長材は、凹部の形状やすき間の大きさに追従できる柔軟性のあるシート材とし、下方に錘を付ける。
④ドライモルタルを水溶紙で包装してセメント粒子の漏出しを遅らせる、または型枠底部を閉空間にして、セメント粒子を出さない。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.353b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験１の試験内容＜堰構築前の床面の状態、型枠形状＞
No.

試験条件

設定理由

幅50mm

1

水位：300mm

実機での水位条件に合わせる2

床面は凹形状を有する

幅50mmの溝と直径300mmの凹みを設けても止水できるか確認する

3

試験での堰の大きさ
幅300mm×長さ1200mm
×高さ600mm

幅、高さ：実機スケール模擬
長さ：モルタルが水平方向に広がりながらも積み上がるか、要素試験での安息角※を基に1m以上必要なため、水槽寸法に合わせて設定（※：水中部300mm積み上げるまでに横方向に約600mm広がった）

4

型枠の展開：人手遠隔装置での型枠展開が可能なことは要素試験で確認済みのため

5

ドライモルタル投入：人手

遠隔装置でのドライモルタル投入が可能なことは要素試験で確認済みのためスポンジ取付け台座（上側に長孔）直径300mm

試験水槽底面
水槽内面寸法幅750mm、長さ1230mm

型枠延長材（ビニルシート）

型枠延長材
端部の錘

スポンジ
＜平面＞

スプリング
の縮む力で
ジャバラを
開き、壁に
スポンジを
押し付ける。
スポンジ取付台座の重量で、スポンジを床に押し付ける。

ジャバラ型枠
ジャバラ
型枠

スライド

スプリング
＜立面＞
止水ポイント1に対する改良（案）＜平面＞

水溶紙で包装した
ドライモルタル

型枠延長
型枠延長材
材
（ビニルシート）＜断面＞
端部の錘
止水ポイント2に対する改良（案）

たたんだ状態のジャバラ型枠

型枠側面のスポンジとメッシュシート

開いた状態のジャバラ型枠

型枠底面（ビニル型枠を沈める錘）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.354b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験１の試験状況（底部への水溶紙に包んだドライモルタルの投入状況）✓ まずは、型枠底面の隙間を埋めるため、水溶紙で包んだモルタル（1kg）を底面全体に投入した。
✓ モルタル投入直後に、水溶紙が溶解して底部の溝からセメントが流れ出していくことが確認された。
✓ しかし、モルタルを投入していくことで次第に溝が埋まり、モルタルの漏出しが止まることを確認した。

✓ 水溶紙に包んだモルタルの投入後、型枠内に比べて型枠外の水の濁りは少なかった。

型枠内

型枠外

水溶紙に包んだ
ドライモルタル

溝からセメントが
流れ出す
セメントが
溝にたまる

水溶紙入りモルタルの投入前の状況

水溶紙が溶解して溝から出るモルタル

モルタル１袋投入後の凹部（円形）の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.355b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験１の試験状況（ドライモルタルの投入状況）✓ 底部に水溶紙で包んだドライモルタルを投入した後は、ドライモルタルをそのまま投入した。
✓ まずはメッシュシート間にモルタルを投入し、ジャバラ構造の型枠が縮まないようにしてから、メッシュシー
トと水槽間へのモルタルを投入した。

✓ スポンジ部分からわずかにセメントのにじみ出しが確認されたが、壁面との隙間などからモルタルが流れ出ることは無く、型枠前面にドライモルタルの投入を完了した。

セメント分

セメント分

型枠内へのバラモルタルの投入

スポンジからのセメント分のにじみ出し

型枠外の水の濁り状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.356b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験１でのモルタル硬化後の堰の止水状況✓ モルタルの硬化後、水槽内の片側から水を抜いて止水状況について確認した。
✓ 水抜きから35分経過した時点で、水位が4cm下がった（外観上、明確な水漏れ箇所は確認できず）。
✓ 堰1mあたりの漏水速度は15.8L/hであり、1号機ジェットデフ周り堰(4m)換算で63.2L/hだった。
（堰1mあたりの漏水速度＝水位低下量から算出した漏水量／水位低下までの時間／堰の長さ）（以降漏えい量については同様の方法で計測した。）✓ 漏えい量が多いため、漏えい個所の補修を実施することとした。

水抜き

水抜き前の水の状況

水抜き後の水の状況（堰の右側から水抜き）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.357b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験１での堰の補修後の状況✓ 明確な漏水の流れは見えないが、おそらく、堰の下方から漏水しているものと想定し、補修を行った。
✓ 補修は、堰の下方にできていると考えられるすき間をモルタルで埋める方法とし、水の上流から下流に、モルタルが流れて、すき間を閉塞させるよう、水溶紙で包んだモルタルを設置した。

✓ 補修により、堰1mあたりの漏水速度は5.5L/hまで減少し、1号機ジェットデフ周り堰(4m)換算14.8L/hとなり、管理可能と想定される漏えい量となった。
（補修前の約1/3の量。漏水箇所は、部分的に濡れていることから、スポンジ部であると推察される。）✓ この補修方法は、堰を長期使用した場合の漏えい対策としても使用可能である。
堰

水の流れ

補修用
モルタル
水張り側
補修のイメージ

堰際への補修用モルタル設置の状況

水抜き側

堰際への補修用モルタル設置の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.358b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験２の目的✓ 汚染拡大防止堰の構築にあたり、ジェットデフの周囲に堰を取り付ける場合、下図のように堰の交差部（＝堰Aと堰Bの取合い部）が発生する。
✓ セメント粒子漏出抑制の観点から、堰の交差部に布製の型枠は使用できない。一方でビニル製の型枠を使用した時、堰は縁が切れるため、水みちが残るリスクがある。
✓ このため、堰Aと堰Bは、一体化して、モルタルを打ち込む必要がある。しかし、堰Bの型枠が取り付く堰Aの型枠はビニル製のため、密着がむずかしい。
✓ そこで、堰Aの型枠に、堰Bの型枠が密着して取り付けられる方策を検討し、その効果を試験で確認する。
また、この方法で製作した堰の止水性能を確認する。

＜止水ポイント3＞
堰の交差部

直線状の型枠を組み立ててジェットデフを囲うコの字型の堰を構築する。

堰A堰B
１号機の堰設置範囲イメージ

型枠の組立てイメージ

追加要素試験２での模擬範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.359b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験２の堰設置方法✓ 堰B用のジャバラ型枠の端部に、（スポンジ取付け台座＋スポンジ）に向き合うように、（スポンジ支持金物＋スポンジ）を取り付ける。
✓ 堰B用のジャバラ型枠を取り付ける際、2つのスポンジで、堰Aのジャバラ型枠の（ジャバラ架構＋型枠（ビニル））をはさむようにして下す。
スポンジ
スポンジ
支持金物

型枠
（ビニル）

スポンジ
スポンジ取付け台座

（堰A）

（堰B）

堰Aと堰Bの交差部の開口
ジャバラ
架構

堰Aと堰Bの交差部の開口型枠（ビニル）

スポンジ
支持金物

スポンジ

＜平面＞
スポンジ
取付け台座

＜立面A＞

スポンジ
支持金物

スポンジ取付け台座
スポンジ（型枠の手前側）

スポンジ（型枠の向こう側）＜立面B＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.360b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験２＜試験方法＞（Step1）試験には、1m3水槽（縦1,580mm×横1,085mm×深さ590mm）を使う。
※水槽底面の状態はフラットとする。

（Step2）水槽に、堰Aのジャバラ型枠を設置する。
（Step3）水槽に、堰Aのジャバラ型枠の開口部位置に、堰Bのジャバラ型枠を、堰Aのジャバラ型枠に対して、トの字になるように取り付ける。
（Step4）止水ポイント１＆2を対象にした追加要素試験１と同様の方法で、堰Aと堰Bに、
ドライモルタルを打設する。
1m3水槽※打設の順番は、水溶紙入りドライモルタル→バラのドライモルタル（Step5）堰Aおよび堰Bのジャバラ型枠に打設したモルタルを硬化させる。（1日以上）（Step6）図の箇所の水を抜き、ゾーンAおよびBの水位を測定して、止水性を確認する。
No.

試験条件

1

水位：300mm

実機での水位条件に合わせる2

床面は凹形状を有する

幅50mmの溝と直径300mmの凹みを設けても止水できる
か確認する

3

試験での堰の大きさ
幅300mm×長さ約1m
×高さ600mm

幅、高さ：実機スケール模擬
長さ：モルタルの安息角を考慮して1m以上

4型枠の展開、組立て：
人手遠隔装置での型枠展開が可能なことは要素試験で確認
済みのため

5

ドライモルタル投入：
人手

水位測定（ゾーンB）

設定理由

遠隔装置でのドライモルタル投入が可能なことは要素試
験で確認済みのため

堰B
堰A
水抜き

水位測定（ゾーンA）
1m3水槽中の堰Aおよび堰Bの配置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.361b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験２での試験状況

スポンジで挟んで固定✓ 堰B用の型枠を人手で下ろしていき、2つのスポンジで、堰Aの型枠をはさむようにして下していくことで、型枠を組み立てられることを確認した。

堰B

水槽内でのジャバラ型枠の設置状況

ジャバラ型枠の仮組立て時の状況

ジャバラ型枠の仮組立て後の状況

水槽内でのジャバラ型枠の設置状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.362b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加要素試験２での試験状況✓ 追加要素試験１と同様の手順でモルタルを投入した。
✓ 水溶紙に包んだドライモルタルを型枠底面に投入していくと、底面が開いているため、ところどころセメントが漏出してしまったが、水の濁
りはほとんどなかった。
✓ ドライモルタルを直接投入していくと、スポンジやスポンジと型枠を取り付けた部分の隙間からセメントが流れ出して水槽底部の水が濁ったが、要素試験の際に比べて水の濁り（＝セメントの流出）が低減することを確認した。

型枠底部への打設完了時

ドライモルタルの打設状況

袋入りドライモルタルの打設状況

ドライモルタルの打設完了©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.363b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法

ゾーンB◼ 追加要素試験２でのモルタル硬化後の止水状況✓ 水抜き直後は、ゾーンA・Bとも、水抜き前の水位と同等であった。

堰B
ゾーンA

堰A

水抜き

✓ 水抜き1時間後は、ゾーンAからの漏えいは確認されなかった。（水位変化なし）。

✓ ゾーンBからは堰1mあたりの漏水速度3.70L/hが確認され、1号機ジェット
デフ周り堰(4m)換算14.8L/hとなり、管理可能と想定される漏えい量となった。
✓ スポンジとジャバラ型枠のフレームとのすき間が水みちになった可能性が考えられるが、材質・構造を見直すことで隙間を低減し、漏えい量も減らすことが可能だと考えられる。

スポンジ
フレーム

セメント
の漏えい

ドライモルタル投入中の状況

ゾーンB

ゾーンA

水抜き

止水性能試験の結果（水抜き前（全景））

止水性能試験の結果（水抜き後（全景））

止水性能試験の結果（水抜き1時間後（全景））©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.364b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 追加試験結果のまとめと今後の課題✓ 追加要素試験結果のまとめと今後の課題を以下に示す。
✓ 要素試験で確認された主要な課題に対する対応方針については、追加要素試験で有効性を確認すること
ができた。
No.

1

2

3

課題

試験結果

課題と対応方針

型枠と壁面の隙間の閉止方法

型枠と壁面の隙間が大きい部分にはスポンジを取り付けて壁面に追従させることで隙間が埋まり、モルタルの流出が大幅に低減されることを確認した。

実機適用時は設置位置の寸法、壁面の状況を考慮して型枠構造を検討する必要があるため、堰設置前に事前調査を実施することで、隙間が生じるリスクを低減する。（実機工事時）

メッシュからのセメントの流出防止方法

上記の通り、型枠側面にスポンジを取り付けて隙間を小さくした。また、型枠底部へのモルタル投入時は水溶紙に包んだドライモルタルを投入することで、セメントの流出を低減する方法とした。
追加要素試験で、型枠外へのセメントの流出が低減することを確認した。

スポンジを独立気泡型のものにするなど、実機施工環境に合わせて適切な材料を選定する。（実機工事時）

硬化後の堰の上流側から水溶紙に包んだドライモ
ルタルを投入することで、漏えい量が低減することが確認された。

今回の試験の様に完全な止水ができない場合は、型枠の下流側から漏えい水を定期的に回収する。
他にも漏えいが低減された状態で自己充填コンク
リート※1や水ガラスなどの材料を上流側から流し込
んで止水する方法などを検討する。（実機工事時）

漏えい発生時の補修方法※1：「平成27年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金 原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発」にて検討された止水材の使用などを検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.365b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ まとめと今後の課題✓ 要素試験結果のまとめと今後の課題を以下に示す。
No.

確認事項

検討、試験結果

課題と今後の対応方針

1

遠隔設置に関する効率化した作業ステップ

折り畳み式の型枠にドライモルタル（水を練り混ぜる前のモルタル）を投入して堰を構築する方法を検討した。
また、要素試験結果を反映して、作業時間を評価したところ、1号機での作業日数は16日だった。

実機施工時は、燃料デブリの広がり範囲に応じた堰設置位置、D/W1階開口位置を検討して効率的な作業計画を立案する。（実機工事時）

2

要素試験による作業性の確
認結果および堰からの漏水量の評価結果要素試験で遠隔施工性について確認し、遠隔で堰が設置できる見通しを得た。
堰からの漏えい量についても、追加要素試験で管理可能な漏えい量以下になることを確認した。

遠隔施工に関する成立条件については次頁参照。
漏えいに対する対応方針については以下No.3参照。

堰設置後の漏えい等のリスクを考慮した、長期健全性に対する概念検討結果

堰の材料はモルタルのため、堰本体が割れて漏えいが生じるリスクはほとんど無いと考えられるが、壁面や床面との界面からの漏えいが生じる恐れがある。
漏えい発生時の補修方法で確認した通り、硬化後の堰の上流側から水溶紙に包んだドライモルタルを投入することで、漏えい量が低減できると考えられる。

今回の試験の様に完全な止水ができない場合は、型枠の下流側から漏えい水を定期的に回収する。
（実機工事時）3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.366b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 遠隔施工に関する成立条件
No.

成立条件

1

PCV内に装置、機材の搬入が遠隔でできること。

アクセストンネルの開発を実施中。

2

D/W1階ペデスタル外の干渉物が撤去されていること。

D/W1階の干渉物切断作業については予備試験で確認済み。※1

3

D/W地下階へアクセス可能なこと。

D/W1階グレーチングに開口を設けて地下階へア
クセスできることを要素試験で確認済み。※2

4

D/W地下階ペデスタル外の干渉物が撤去されていること。

地下階に干渉物撤去装置を搬入し、梁付近の配管を撤去できることを要素試験で確認済み。※2

5

D/W地下階ペデスタル底部の堆積物が回収されていること。

燃料デブリの加工、回収方法の開発を実施中。

D/W1階干渉物撤去予備試験状況※1

対応状況

対応方針
PCV内に搬入する装置がアクセストンネル内搬送装置に納まる寸法になるように検討する。
ペデスタル外の構造物の内、大型の干渉物として、
ＨＶＨの解体方法を検討する。
（HVHを模擬した試験体を製作し、具体的な切断／回収方法の検討と要素試験による実現性の確認を実施する。）

現時点で開口可能と想定された位置のうち、代表箇所での要素試験は実施済みだが、全体計画の中で適切な開口位置を選定する。（実機工事時）
地下階干渉物の内、大型の干渉物としてポンプ
ピット内干渉物撤去方法を検討する。
（配管等干渉物を撤去しポンプピット内を整備する方法の詳
細検討および要素試験による実現性の確認を実施する。）

実機工事前に堆積物の性状を確認し、燃料デブリの加工、回収方法で対応可能か検討する。

D/W地下階干渉物撤去要素試験状況※2※1：「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の基盤技術開発事業」にて予備試験を実施済み※2：「平成28 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」燃料 デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化」にて要素試験を実施済み©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.367b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ 作業時間に関する検討✓ 堰設置作業について、堰設置範囲が広いと想定される1号機ベースで試算し、作業時間は16日だった。
堰設置作業時間の試算条件
No.

試算条件

根拠

1

型枠設置

2h

2

型枠の設置個数

16個

1号機の堰設置個数から仮定（コの字型の堰は直線状の型枠3個とみなす）

3

作業装置の移動時間

10h

各作業ステップ間の装置の移動時間
堰設置位置とD/W1階開口の位置関係で大きく変わるため、型枠1か所につき10時間で仮設定

4

ドライモルタル投入量

18.54ton

1号機の設置位置案から型枠の体積を算出し、ドライモルタルの比重を3と仮定

5

ドライモルタル投入速度

100kg/h

人手での投入速度約200kg/hの半分で仮定（ホース位置決め時間を含む）

6

1日の作業時間7

試算範囲外作業24h

要素試験での遠隔設置時間1.73hから仮定（地下階への型枠の搬入から型枠設置までの時間）

これまでのｽﾙｰﾌﾟｯﾄ評価条件※を踏襲（※「平成28年度補正予算｢廃炉・汚染水対策事業費補助金」燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化」）

堰の外側への水中ポンプの設置（漏えい対策のためのポンプ設置時間は本試算の範囲外とした）堰設置作業時間の試算結果
No.

作業ステップ

作業時間

1

作業ロボ移動

10h

×

16個

＝

160h

2

型枠設置

2h

×

16個

＝

32h

3

ドライモルタル投入

18.54ton÷

100kg/h＝

185.4h4

作業時間合計377.4h

5

作業日数※

16日

1号機の堰設置位置（案）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.368b. サプレッションチェンバ（Ｓ／Ｃ）への汚染拡大防止方法◼ まとめ➢ 遠隔設置に関する効率化した作業ステップとして、折り畳み式の型枠にドライモルタルを投入して堰を構築する方法を検討した。

➢ 遠隔での堰構築に関する要素試験で遠隔施工性を確認し、遠隔での型枠の設置、ドライモルタルの投入ができることを確認した。

➢ 上記要素試験時の課題である堰の構造・止水性に関して、型枠の構造、モルタルの投入方法について再検討した上で追加要素試験を実施し、管理可能な漏えい量であることを確認した。
➢ 堰設置後の漏えい等のリスクを考慮し、漏えいが生じた場合にもドライモルタルを投入することで、漏えいが低減することを確認した。
◼ 今後の対応➢ S/Cへの汚染拡大防止をするための要素的な技術の見通しを得たが、遠隔施工が成立するために必要なD/W1階のＨＶＨの解体方法、D/W地下階のポンプピット内干渉物撤去方法について検討する。
➢ 実機工事に向けては、上記検討結果を反映し、各号機の状況に応じた堰の設置位置、手順等を検討した上で汚染拡大防止堰を設置する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.369c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討⚫ 開発の目的➢ 設計段階に向けて、H29～30度までの検討結果である工法案に他のPJの進捗、安全面、設置場所の制約条件等の検討を加え、燃料デブリ取り出し設備の構成・配置案を再検討することで、成立性確認のための工法計画の精緻化を図る。

⚫ 解決すべき課題➢ R/B内外の床面の許容荷重値を満足させるための設備の軽量化が必要➢ R/B外側の既設設備との干渉を避けるための設備配置の最適化が必要➢ 設備・配置の最適化に向け、作業ステップの詳細化と工法や機器を具体化が必要⚫ 開発の進め方➢ 設備軽量化と設置エリア最適化に向けた検討条件の詳細化と再整理➢ 設備軽量化およびエリア最適化方法案の検討➢ 取り出し設備の設置、搬入、据付工法案の検討➢ 取り出し工法案の具体化検討と成立性評価⚫ 得られる成果➢ 成立性のある燃料デブリ取り出し設備の構成、配置案および取り出し工法案の精緻化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討

No.370・開発の必要性【2018年度成果に基づく課題・問題点】① 比較的大型のアクセス装置によりセルが大型化② 設置する遮へい体の増加により、セルの重量が増大③ 吊り橋状セル据え付け架台を検討し、Ｒ/Ｂ内部のセル荷重
をＲ/Ｂ外部に持ち出すことで、Ｒ/Ｂ床面荷重の低減（相殺によりゼロ）を実現④ 但し、吊り橋状セル据え付け架台の支柱やアンカー固定部には、Ｒ/Ｂ内部のセル荷重に対応し、比較的大きな荷重が負荷。
⑤ Ｒ/Ｂ近傍には、地下タンクなどの既設の構造物があり、検討の結果、支柱やアンカー固定部に加わる荷重を支えるために必要な強固な基礎を施工することが困難と判断

先に検討した燃料デブリ取り出しセルの構造図

吊り橋状のセル据え付け架台以外のＲ／Ｂ1階床荷重軽減方策が必要となる。
【検討方針と目標】• セルの自重の低減及びセル自重による荷重の分散化に
よりＲ/Ｂ床面荷重を低減• 吊り橋状セル据え付け架台の廃止により、Ｒ/Ｂ外部での局所的な荷重の集中を防止
先に検討した吊り橋状セル据付架台概要図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.371c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
燃料デブリ取り出しセル

燃料デブリ取り出し予備セル
LLW移送容器セル・検討の流れ保守セル

・ アクセス装置の小型化検討
・ セルの小型化検討

機器搬出入コンテナ
ミニキャスクセル

収納缶セル

・ 遮へい体取付範囲の検討
・ 遮へい厚の検討
・ 設置架台による床面荷重／分散化検討

燃料デブリ移送容器セル

移送容器ヤード

燃料デブリ移送容器ヤード
機器搬出入コンテナヤード【燃料デブリ取り出し設備 全体図】

・セルサイズ、重量と想定床面荷重の評価

燃料デブリ取り出しセル
燃料デブリ取り出し予備セル
保守セル
機器搬出入コンテナ

・セルの設置・据付方法の検討

・燃料デブリ取り出し作業の作業、設備運用、
設備配置、設置工事、保守・メンテナンス等観点から、見直し案の有効性と実現性に関する評価

収納缶セル

移送容器ヤード
燃料デブリ移送容器
ヤード

燃料デブリ移送容器セル【燃料デブリ取り出し設備 配置鳥観図】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討

No.372

R/B内のセル（燃料デブリ取り出しセル）の小型軽量化に向けた検討項目

目的

セルの自重の低減

セル自重による
荷重の分散化検討項目

概要① アクセス方式の変更

アクセスレール方式を廃し、固定レール方式とすることで、セル高さの低減を図る。

② セルの高さ低減

セル内機器の構成、配置を見直すことで、セル高さの低減を図る。

③ セルの遮へい体取り
付け範囲の検討

燃料デブリの搬送方式エリアを制限することで、遮へい体重量の低減を図る。

④ 遮へい厚の低減

合理的な範囲で、遮へい厚の低減を図ることで、遮へい重量の低減を図る。

⑤ 設置架台による床面荷重の分散化

セルの底部に設ける架台により、セルによる床面荷重を分散させる。

• Ｒ／Ｂ外のセルについては、先の補助事業にて検討を行った結果、特に大きな問題となっていない。従って、Ｒ／Ｂ内外のセルの設置に伴う荷重負荷を低減化に向けては、Ｒ／Ｂ内に設置される燃料デブリ取り出しセルの小型軽量化及び床面荷重分散化を主眼とし、検討を進める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討

・開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
4

主なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

No.373実績：

2020年度
11

中間報告
▼

12

1

2

3

4

中間報告
▼

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

12

1

2

3

最終報告
▼

1. 検討条件案の整理

2. アクセスルート
構築案の作成3. アクセスルート
構築案の絞り込み
4. アクセスルート構築案の具体化検討

5. アクセスルート構築案の成立性評価6. 結果纏め
備 考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
本事業の内容No.374

1 アクセス装置の検討
2 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
3 セルの設置・据付方法の検討
4 検討結果の有効性と実現性の評価
5 検討結果のまとめと今後の課題©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.375【燃料デブリ取出装置への要求機能】
干渉物

燃料デブリ

ペデスタル外ペデスタル内撤去対象・ X6ペネ～CRD交
換開口までのアクセスで干渉する構造物。

・ 燃料デブリへのア
クセスに干渉する構
造物。

要
求
機
能

・ 臨界防止の観点から、落下防止のため、把持して切断。
・ 切断した干渉物は、当面、燃料デブリ取出作業の妨げとならない場所に残置＊。
・ ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ等に備え、LLWバスケットによる搬出機能は装備。

粒状

塊状

MCCI等

・ 燃料の溶融に伴い、構造物を溶かし、単独もしくは混合してペデスタル内で固化したもの。
・ ユニット缶による搬出。

・ 吸引による回収を想定。

・ 把持してユニット
缶に入るよう加工。

・ 高硬度が予想され、大きな力で加工。

（＊：LLWの処分方法が決まるまでは、取り出すよりも残置した方が、取り扱い的にも、時間的にも有利と考えたもの。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.376【燃料デブリ取り出し 装置の適用シナリオ】
干渉物

搬送方式

アーム型式

テレスコ式

双腕電動アーム（固定レール敷設のため）（150㎏/１アーム）

ペデス
タル外

ペデス
タル内

〇

〇

双腕電動アーム（150㎏/１アーム）

固定レール

燃料デブリ

〇

粒状

塊状

〇

〇

MCCI等

液圧アーム

〇

（大きな力で加工 2ton/アーム）

注：2018年度は、全ての対象物に対し、双腕電動、又は、液圧をテレスコ式で案内する方式で検討。

テレスコ式干渉物撤去装置（双腕電動アーム）

固定レール式双腕電動アーム

固定レール式液圧アーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.377【目的】•

X-6ペネ部からペデスタルのCRD交換開口に向けて一体型の固定レールとすることで、セル内での高さを低減。
アクセスレール方式の課題と対応方針
アクセスレール

固定レール• アクセスレールの搬入出を考え、セル長さを短くする目的
で３段の伸縮式を採用。
• アクセスレール傾斜により、レール端部が持ち上がり、セル内に高さ方向のスペースが必要となった。

• セル内のレールを水平にすることで高さを低減。
• レールは水平部と傾斜部に分割することで、レールの長さを短尺化し、搬入可能とする。
• ロボットアーム、ユニット缶は水平部と傾斜部を連続で移動するよう工夫。

傾斜によりレール端部が持ち上がり、高さ方向のスペースが必要。

セル内のレールを水平にすることで高さを低減

ロボットアーム

固定レール（傾斜部）

ユニット缶
ロボットアーム・ユニット缶の動線

アクセスレール

固定レール（水平部）

ロボットアーム

ユニット缶

ロボットアーム・ユニット缶の動線©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.378【固定レール方式の効果】••

アクセス装置小型化によりセル高さを低減
レールを設置した状態でロボットアームを搬入出することで、スループットを改善（アクセスレールではロボットアーム搬出時、レールも合わせてセル内に収容する動作が必要）• 駆動部を持たないメンテナンス不要なレールとし、常時設置とすることで、廃棄物量を低減【固定レールの構造】•••

傾斜部は固定レール設置台車で搬入し設置。
水平部はロボットアーム、ユニット缶を搭載した状態でセル内を走行し、傾斜部に押し付け。
上方を開口したコの字形状のレール内に、上下2段の走行部を有し、上側をロボットアームが、下側をユニット缶が走行。
固定レール（水平部）

上側 ： ロボットアームが走行
下側 ： ユニット缶が走行

固定レール（傾斜部）

固定レール（傾斜部）
ロボットアーム
ロボットアーム台車

押付

2.2m

ユニット缶

固定レール設置台車

ユニット缶台車

固定レール方式の概念図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.379【固定レールの構造（続き）】••

セルの遮へい扉部、ペデスタルのCRD交換開口部に設置（載せるのみで固定しない計画）。
⇒ ロボットアームは、ペデスタルのCRD交換開口の内側面にクランプ機構を張り出して固定。
セル側の固定部及びペデスタルのCRD交換開口部の荷重を預ける部分には地震時の変位を吸収する機構を設置。

遮へい扉

回転

固定レール
ロボットアームをCRD交換開口の内側面にクランプ固定

固定レール（傾斜部）

ロボットアーム

傾斜
回転
傾斜

コの字形状を嵌めて位置決めロボットアーム・ユニット缶の動線⇒ レール設置状態での搬入出

スライド

固定レール方式の概念図

ユニット缶
収納量アップΦ200mm×200mm⇒Φ400mm×約400mm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.380【固定レールの仕様】
名称

寸法

固定レール
（傾斜部）

長さ ： 11.5m
幅 ： 1130mm（CRD開口部は640mm）
高さ ： 800ｍｍ

固定レール
（水平部）

長さ ： 10.5m
幅 ： 1130mm
高さ ： 1300mm

ロボットアーム台車

長さ ： 1.5m
幅 ： 550mm
高さ ： 780mm

ユニット缶台車

長さ ： 1.4m
幅 ： 540mm
高さ ： 350mm

質量

動作速度

備考
•

7.1ton━

8ton

走行 ： 3[m/min]

1ton

走行 ： 1[m/min]
ウインチ： 1[m/min]

1ton

走行 ： 6[m/min]
ウインチ： 9[m/min]•

X-6ペネ部からCRD開口に向けたレール
セル側、ペデスタル側接地部に地震変位吸収機能装備•

ロボットアーム台車、ユニット
缶台車をセル内で移動させる
台車•

ロボットアームを固定レール（水平部）内で移動させる台車
ロボットアームを引き上げるた
めのウインチを装備•••

ユニット缶を固定レール（水平部）内で移動させる台車
ユニット缶を引き上げるためのウインチを装備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.381【CRD開口部の健全性】
以下条件で健全性を評価• 普通コンクリート圧縮強度• 地震加速度• 固定レール質量• 固定レール設置面積• ロボットアーム質量• ロボットアームクランプ力• クランプパッド径： 18～45[N/mm2]（JIS A 5308）： 1G（水平・垂直）： 7[ton]（1/2の3.5[ton]が負荷）： 750×1000[mm2]： 2.5[ton]： 0.5×4[ton]： φ50[mm]

CRD開口下面の荷重＝0.16 [N/mm2]
CRD開口側面の荷重＝5.6 [N/mm2]
何れもコンクリート圧縮強度（18～45[N/mm2]）より十分小さいことを確認。

CRD開口クランプ概念図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.382【固定レール方式のアクセス範囲】••••

ペデスタル底面への燃料デブリ溶け込みを考慮し、ペデスタル底から1.5mを想定。
取り出し対象を掴んで切るため、アームは、把持用、切断用の2本。
液圧アーム2本は寸法的に現実的でなく、また、近くの対象物には可動範囲の広い電動が有利なため、アームは電動。
双腕電動アームは、2本配置に必要なスペース、先端ツール・撤去対象物質量を考慮し、150kg可搬。
（参考：粒状燃料デブリ吸引回収装置150kg、中性子検出器20kgで可搬可能。）• 双腕電動アームは状況に応じて変更可能。燃料デブリ取り出しが進むにつれて、長いアームに交換。現状3種類を想定。
• 双腕電動アームによる落下可能性のある干渉物・燃料デブリの取り出し完了後、液圧アームに交換。
（液圧アームを固定レールに適用するには小型化が必要。）

1.5m

1.5m

アクセス可能範囲

この範囲はテレスコ式
干渉物撤去装置で対応

電動アーム（小）電動アーム（中）電動アーム（大）液圧アーム

固定レール方式のアクセス可能範囲図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.383【固定レールの設置方法】••

固定レール設置台車に固定レールを搭載した状態でセル内に搬入する。
固定レール設置台車で、固定レールの高さ、傾き等の位置を調整しながらペデスタルのCRD交換開口に向けて送り出し、設置する。
• セルからペデスタルのCRD交換開口に向けて位置を調整しながら設置するには、以下の5軸が必要。
走行： 固定レールを案内、設置する固定レール設置台車を、予備セル側から走行、案内させる。
昇降
この2軸でセル床面より下方にあるペデスタルのCRD交換開口に向けて固定レールの位置を調整
傾斜
する。
送り
： 固定レール側面に送りラックを取り付け、ラック&ピニオン方式で送って設置する。
送りギヤ着脱 ： 固定レール設置完了後、送りギヤを切り離し、固定レール設置台車を搬出する。
• 固定レール先端に使い捨てのカメラを設置し、カメラ画像を元にペデスタルのCRD交換開口に向けて位置を調整する。
（カメラは固定レール設置後は故障しても問題ないため、メンテナンス対象外。）• 故障時の対応は、各軸のモータを２重化し、片方のモータが故障してももう片方のモータで機能維持。
セル

遮へい扉

送りラック

固定レール

昇降軸

最大高さ
3000mm（アクセスレール）⇒ 2200mm（固定レール）

傾斜軸
送りギヤ着脱軸

走行軸
固定レール設置台車

送り軸

固定レール設置台車の構造図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.384【固定設置台車の仕様】
軸名称

アクチュエータ

動作速度

説明

走行

電動モータ

4[m/min]

固定レール設置台車をセル内で移動させる軸

送り

電動モータ

2.4[m/min]

固定レールをセル内からPCV内を送り出す軸
固定レール側面に設けたラックをギヤで送り出す

傾斜

電動モータ

1[°/min]

固定レールをセル床面より下方にあるペデスタルのCRD開口に向けて傾斜させる軸

昇降

電動モータ

0.3[m/min]

送りと協調作業で固定レールをペデスタルのCRD開口に位置合わせする軸

送りギヤ着脱エアシリンダ━

固定レール設置完了後、固定レール設置台車を搬出するため、送りギヤを切り離す軸

寸法 ： （長さ）6m×（幅）2.4m×（高さ）2.2m
質量 ： 24ton©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.385【ロボットアーム・ユニット缶搬送方法】
•
•

•
•

ロボットアーム台車とユニット缶台車を、固定レール（水平部）に載せた状態でセル内に搬入し、固定レールに押し付ける。
ロボットアームは固定レール上を自重で下降、ウインチによるワイヤ巻き取りで上昇するが、固定レールには水平部があるため、ロボットアームが自重で下降する固定レール傾斜部までロボットアーム台車で押し込む。
固定レールの傾斜部は、ロボットアーム台車に搭載されたウインチによるワイヤ操作で下降する。
ユニット缶もロボットアーム同様の方法で搬送する。

ロボットアーム
ユニット缶

・ 固定レール（水平部）は台車で走行
・ 固定レール（傾斜部）に台車で押込・ 固定レール（傾斜部）は自重で下降、ウインチ巻取で上昇

ウインチ
ウインチ

ロボットアーム台車
固定レール（傾斜部）
ユニット缶台車

固定レール（水平部）

ロボットアーム・ユニット缶搬送方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.386【ユニット缶の機器ハッチからの搬出】•

ユニット缶は燃料デブリ取り出しセルに回収し、搬出する計画。

•

燃料デブリ取り出しセルの作業負荷を低減させるため、機器ハッチを利用する方法も検討。

•

ユニット缶がペデスタル内から燃料デブリ取り出しセルへ戻る途中のペデスタルを出た辺りでユニット缶を上方に回収し、機器ハッチ側に移送。
レールは上側が開放した
コの字形状のため、ユニッ
ト缶は上方へ回収可能。

機器ハッチから搬出

ユニット缶の機器ハッチからの搬出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.387【固定レール方式の作業ステップ（1/4）】•

取出対象までの距離、状況に応じ、電動アーム（小）⇒（中）⇒（大）⇒液圧アーム順次交換して取出作業を実施。

作業
ステップ

１．固定レールをPCV内に搬入

２．固定レールをペデスタルのCRD交換
開口に設置

３．固定レール設置台車を搬出

ステップ
図

作業内容

1. 固定レールを搭載した固定レール設
置台車を搬入。
2. 搬入は固定レール先端に設置したカメラ画像を確認しながら行う。

1. 固定レール設置台車で位置を調整しながら、固定レール先端をペデスタルのCRD交換開口を通過させる。
2. 位置を調整しながら固定レールのペデスタル側をCRD交換開口に、セル側を遮へい扉に設置。

1. ペデスタル側、セル側ともに設置されたことを確認し、固定レール設置台車を搬出する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.388【固定レール方式の作業ステップ（2/4）】

作業
ステップ

４．固定レール（水平部）をセル内に搬入

５．ロボットアーム台車を固定レール（傾斜部）まで送り込み

６．ロボットアームが自重で下降しながら固定レール先端に移動

1. 固定レール（水平部）を固定レール（傾斜部）に押し付け。
2. ロボットアームを固定レールの傾斜部まで送り込み。

1. 固定レール（傾斜部）を自重で下降。
2. 下降途中でロボットアーム先端がペデスタル外面に接触するため、途中で姿勢を変えて下降。
3. ロボットアームのクランプ機構でCRD
交換開口の内側面にクランプ固定。
4. ロボットアーム配置を縦から横に変更。

ステップ
図

作業内容

1. ロボットアーム台車とユニット缶台車を搭載した固定レール（水平部）を搬入。
2. 固定レール（傾斜部）のセル側端面に向けて送り込み。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.389【固定レール方式の作業ステップ（3/4）】

作業
ステップ

７．ユニット缶を固定レール先端に移動・
燃料デブリ加工８．加工した燃料デブリをユニット缶に回収

1. ユニット缶をロボットアーム同様の手順で固定レール先端に移動。
2. 燃料デブリ加工。

1. 加工した燃料デブリをユニット缶に回収。

９．ユニット缶をセル内に移動

ステップ
図

作業内容

1. ワイヤ巻き取りにより、ユニット缶をセルに向けて引き上げ。
2. ペデスタルを出た辺りでユニット缶を上方に回収し、機器ハッチ側からの搬出も可能。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.390【固定レール方式の作業ステップ（4/4）】

作業
ステップ

１０．ユニット缶のセル内移動完了

１１．CRD切断（必要な場合）

１２．液圧アームによる燃料デブリ加工

1. ユニット缶のセル内移動完了。
2. ユニット缶を収納管に収納して搬出。

1. CRD支持金具、CRDを切断（燃料デブリ取出作業時に干渉する部分が対象）。

1. ロボットアームを電動アームから液圧アームに交換し、燃料デブリ加工。

ステップ
図

作業内容

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.391【テレスコ式干渉物撤去装置の目的】•

固定レールを設置するスペースにある干渉物を撤去し、固定レール設置スペースを確保する。

固定レール設置に必要な撤去範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.392【テレスコ式干渉物撤去装置の概念】
•

•
•
•

PCV壁近傍からペデスタル内までの干渉物を徐々に撤去するには、ロボットアームを移動させながら干渉物撤去を行う必要があるため、要素試験実績のある3段伸縮式のテレスコ式案内装置の先端にロボットアームを搭載し、手前から干渉物を撤去しながら、ペデスタル内に送り込み。
傾斜軸で装置角度を調整しながら、伸縮軸でロボットアームをペデスタル内に案内。
アクセスレールの課題であった傾斜によりレール端部持ち上がり、高さ方向の必要スペースが大きいことについては、
固定レール同様、装置のセル内の部分を水平にすることにより対応。
撤去した干渉物はLLWバスケットにて搬出。

最大高さ
3000mm（アクセスレール）⇒ 2200mm（テレスコ式干渉物撤去装置）

テレスコ式案内装置

干渉物撤去範囲

2200ｍｍロボットアーム
傾斜

伸縮

LLWバスケット（W450mm×L900mm×H400mm）

テレスコ式干渉物撤去装置の概念図

LLWバスケットの動線

LLWバスケットへのアクセス状態図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.393【テレスコ式干渉物撤去装置の構造】••••

傾斜軸で装置角度を調整しながら、伸縮軸でロボットアームをペデスタル内に案内。
ペデスタルのCRD交換開口通過時は幅方向の寸法制約より２本のアームを縦配置、干渉物撤去時は、アーム回転軸で回転し横配置。
LLWバスケットは、レール先端にループ状にワイヤをかけ、２台のウインチで搬送（送り／回収）。
故障時の対応は、各軸のモータを２重化し、片方のモータが故障してももう片方のモータで機能維持。

テレスコ式干渉物撤去装置の構造図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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No.394【テレスコ式干渉物撤去装置の仕様】

軸名称

アクチュエータ

動作速度

説明

走行

電動モータ

3[m/min]テレスコ式干渉物撤去装置をセル内で移動させる軸

傾斜

電動モータ

1[°/min]テレスコ式干渉物撤去装置をセル床面より下方にあるペデスタルのCRD開口に向けて傾斜させる軸

伸縮

電動モータ

0.7[m/min]

テレスコ部を伸縮させる軸

ＬＬＷバスケット
搬送

電動モータ

3[m/min]

2台のウインチ（送り/回収）によるワイヤ操作でＬＬＷ
バスケットを搬送する

寸法 ： （長さ）8.9m×（幅）2.6m×（高さ）2.2m×（伸縮ストローク）5.8m
質量 ： 19ton©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.395【干渉物の処置方法】•••

撤去した干渉物は、当面の廃棄物量低減の観点からPCV内に残置する計画。
テレスコ式干渉物撤去装置で干渉物を切断し、干渉物を把持した状態でテレスコを縮めペデスタル外に残置。
搬出する場合に備え、LLWバスケットによる搬出機能は装備。
① ペデスタル内で干渉物切断② 干渉物を掴んだ状態で、テレスコ
を縮め、ペデスタル外へ搬出、残置

ペデスタル外ペデスタル内（内部調査結果を基にCAD化）

3号機の撤去前の干渉物
干渉物撤去手順©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.396【干渉物残置の状況】••••

残置場所は、ロボットアームのアクセス性からＸ-6ペネからＣＲＤ開口の間のグレーチング上が候補。
全ての干渉物をペデスタル外のグレーチング上に残置すると耐荷重が課題。
燃料デブリ付着の可能性がないペデスタル外の干渉物は、水が溜まっている可能性のあるＰＣＶ底に残置。
燃料デブリ付着の可能性があるペデスタル内の干渉物はグレーチング上に残置。

・干渉物は約50kg単位に分割
・ペデスタル外の干渉物はＰＣＶ底に残置・ペデスタル内の干渉物はグレーチング上に残置
干渉物残置の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.397【テレスコ式干渉物撤去の作業ステップ（1/2）】
１．PCV壁切断

２．PCV壁切断（CRDレール接続部は残す）

３．配管類切断

４．PCV内のX-6ペネ上方グ
レーチング切断

５．CRDレールを奥側から切断

６．CRDレール手前側を切断

７．残ったX-6ペネを切断

８．CRDレール周辺のグレーチ
ング切断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.398【テレスコ式干渉物撤去の作業ステップ（2/2）】
９．プラットホーム切断

１０．CRD交換機切断

１１．中間作業架台切断

１２．中間作業架台の梁切断

１３．プラットホームの梁切断

１４．切断した干渉物をLLWバ
スケットに回収

１５．LLWバスケットをセル内に移動

１６．LLWバスケットのセル内
移動完了

干渉物を把持したままテレスコを縮め、ペデスタル
外に残置することも可能

干渉物を上方に取り出して機器ハッチからの搬出も可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
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1． アクセス装置の検討

No.399【双腕ロボットアームの概要】•

撤去対象を掴んで切るため、ロボットアームは双腕とし、把持・切断で機能を分割。

•

CRD交換開口の寸法制約から、ロボットアームは150kg可搬。

•

把持ツール質量を50～100kgと想定し、干渉物は50kg単位、燃料デブリはユニット缶に収容可能な寸法に切断。

•

近くの撤去対象にアクセスするには可動範囲の広い電動が有利なため、ロボットアームは電動。

•

撤去対象までの距離の応じて3種類の長さのロボットアームを準備。

•

2本のロボットアーム根元に、傾斜・回転・クランプの3軸を装備。

•

傾斜はアクセス性向上に寄与、回転はCRD交換開口通過時の縦配置から作業時の横配置への姿勢変更に使用、クランプはCRD交換開口の内側面へのクランプに使用。
クランプ
傾斜

回転

双腕ロボットアームの概念図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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1． アクセス装置の検討

No.400【双腕ロボットアームの仕様】
仕様

備考（選定理由）

項目

外形寸法

質量

大アーム

中アーム

小アーム

長さ： 5390mm
幅 ： 491mm
高さ： 565mm

長さ： 4540mm
幅 ： 491mm
高さ： 565mm

長さ： 3210mm
幅 ： 385mm
高さ： 470mm

1000kg

900kg

550kg

ペデスタル底面へのア
クセス

軸数
容量

7軸
可搬質量 ： 150kg

把持ツール50～100kg、把持対象物50kgと想定

駆動源

ACサーボモータ

可動範囲の広い電動方
式を採用

先端速度

100mm/sec

ペデスタル内の狭隘環
境での作業性から設定

目標精度

繰り返し位置決め精度 ： ±1mm

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.401【双腕ロボットアームの非常脱出】•

アームの曲げ関節、2本のアームを纏めて傾斜させる軸の故障時は自重で垂れるため、引っ張って強制的に姿勢を変えながら搬出。

•

クランプはシリンダの圧力を開放すればばねで戻り、搬出可能。

•

アーム2本が横配置では、CRD交換開口、固定レールを通過しないため、強制的に回転させる非常脱出機構が必要。

•

アーム根元は矩形形状で、方位によっては固定レールを通過しないため、強制的に回転させる非常脱出機構が必要。

⇒ これらの軸は後方からのアクセスが可能であるため、軸を回転させる機能を持った台車をレールに沿って吊り下ろし、軸を強制的に回転させて搬出姿勢に変更させる。
クランプは圧力を開放すれば、ばねで戻るため搬出可能。
アーム（大）（中）の回転径 ： Φ710mm⇒ ・ CRD交換開口（幅750mm）はどの方位でも通過可能
・ 固定レール通過には強制的に回転させる必要あり（固定レール内を通過するのは下側のアームのみ）

アーム横配置⇒縦配置は、CRD交換開口、固定レールを通過させるため、強制的に回転させる必要あり。
傾斜軸はシリンダ故障時は自重で垂れる。
⇒ 引っ張って強制的に姿勢を変えながら搬出。

各々の曲げ関節はモータ故障時は自重で垂れる。
⇒ 引っ張って強制的に姿勢を変えながら搬出。

双腕ロボットアームの非常脱出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.402【双腕ロボットアームの非常脱出要領】
CRD開口を通過するためアーム2本を横配置から縦配置に変更する場合

非常脱出用台車① 軸を回転させる機能を持った台車を搬入。
② 装置後端の強制回転軸に連結。
③ 2本のアームを搬出姿勢である縦配置に回転。

横配置⇒縦配置の非常脱出（固定レールの場合も同様）

下側アームを固定レール内に回収するため、アー
ム最後端の矩形形状ブロックを縦向きにする場合① 軸を回転させる機能を持った台車を搬入。
② 下側アーム後端の強制回転軸に連結。
③ 固定レールを通過する方向にアーム根元を回転。

非常脱出用台車

ロボットアーム根元回転の非常脱出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.403【液圧ロボットアームの仕様】
項目

仕様

備考（選定理由）

外形寸法

長さ： 7100mm
幅 ： 700mm
高さ： 920mm

ペデスタル底面から1.5mへのアクセス

質量

4000kg

軸数
容量

6軸
掘削反力 ： 2000kg（下向き）コアボーリング時の給圧1500kgに余裕を見込んで2000kgと設定

駆動源

使用圧力
： 28MPa
ポンプ吐出量 ： 40ℓ/min
作動油： 脂肪酸エステル系

小型で高出力が期待できる液圧
方式を採用

先端速度

位置決め動作 ： 2mm/sec
通常動作 ： 50mm/sec

精度

繰り返し位置決め精度 ： ±5mm

位置決めはカメラによる監視の下、遠隔操作で行うことから、位置決め時2mm/sec、位置決めまでの速度を50mm/secと設定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.404【固定レールへの液圧ロボットアーム適用】•

2018年度までに検討した液圧ロボットアームは双腕電動ロボットアームに比べて高さが高いため、CRD開口を通過させるには、アーム本体の小型化、または、高さの低い固定レールに交換が必要。

•

但し、高さの低い固定レールに交換する場合、ユニット缶高さが低くなる。

•

セルの設置精度を考慮すると、幅を700mmから640mmにスリム化が必要。

•

上記の具体的な検討は、現状の押付力2tonの見直しも含め、エンジニアリングの段階で実施する。
双腕電動ロボットアーム

CRD開口幅750mmに対し、セル設置精度±50mm、A 隙間を片側5mmとして、装置幅640mmと設定。

640

A

A-A

800

アーム2本の回転中心③ 幅700mmから640mmへの小型化が必要。

液圧ロボットアーム

700

B

480

① アーム本体の小型化、または、高さの低い固定レールへの交換が必要。
② 高さの低い固定レールに交換する場合
ユニット缶高さが低くなる。
ユニット缶スペースB
固定レールへの液圧ロボットアーム適用

B-B©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.405【まとめ】•

干渉物、燃料デブリへのアクセス装置の概念検討完了。
✓ 固定レール、テレスコ式案内装置の概念、構造、据え付け方法。
✓ 双腕電動アームの概念、構造、搬入方法、非常脱出方法。
✓ 液圧アームの固定レールへの適用方法。

•

アクセス装置高さは、3mから2.2mに低減。

•

アクセス装置荷重によるペデスタルCRD開口の健全性に問題ないことを確認。

•

干渉物、燃料デブリ取り出し手順をブラッシュアップし、具体化を図った。

•

干渉物、燃料デブリへのアクセス装置に係る技術課題抽出と対応方針検討を実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
1． アクセス装置の検討

No.406【まとめ（続き）】
干渉物撤去

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ取り出し

テレスコ式

固定レール
双腕電動アーム

概要

アーム

先
端
ツ
ー
ル
撤搬
去送
物方
の法

液圧ｱｰﾑ

・ テレスコ式案内装置の先端にアームを搭載し、手前から順次撤去。
・ アームは双腕、電動、150kg可搬。
・ 切断した干渉物をセルへ搬送する機能装備。

・ 固定レール上をアームが移動し、ペデスタル内に進入。
・ アームは双腕、電動、150kg可搬。
・ 切断した干渉物、燃料デブリをセルへ搬送する機能装備。

・ 固定レール上をアームが移動し、ペデスタル内に進入。
・ アームは単腕、液圧、2tonの押付。
・ 切断した燃料デブリをセルへ搬送する機能装備。

・ 双腕、電動、150kg可搬・ 双腕、電動、150kg可搬・ 単腕、液圧、2tonの押付・ 把持工具・ ディスクカッタ
・ セーバーソー

・ 粒状燃料デブリ吸引回収工具
・ 把持工具・ ディスクカッタ ・ セーバーソー
・ レーザ

・ 回収工具（掴み工具）
・ ディスクカッタ
・ セーバーソー
・ コアボーリング・ PCV内残置の方針
・ LLWバスケット（W450×L900×H400）・ 干渉物はPCV内残置の方針
・ ユニット缶（Φ200/Φ400×H400）

・ ユニット缶（Φ200/Φ400×H400）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-1． 燃料デブリ取り出しセルの必要機能

No.407【セル設計思想】• 閉じ込め確保、汚染拡大抑制• セル内作業は全て遠隔操作• X-6ペネに対して直線に配置し機器搬出入の円滑化

R/B
燃料デブリ取り出しセル

2. 燃料デブリ取り出しi. ユニット缶の受け取り/缶識別確認/水切り／重量測定／缶内撮影
ii. 収納缶へユニット缶挿入
iii. 新規ユニット缶受入／送り出し

1. バウンダリの構築
i. 放射性物質の閉じ込め（構造・気密性・耐震性・設置性）
ⅱ 遮へい機能（外部線量、作業員保護）
ⅲ 遠隔操作の作業性

遮へい扉
BSW

気密扉（＋遮へい）MSM

燃料デブリ取り出し LLW搬送扉
予備セル

MSM

LLW3D計測装置

7. 廃液処理i. 除染廃液の回収・移送

8. その他
i. ダスト濃度等監視系
ii. セル据え付け性
iii. 搬入と搬出ルートの分離

燃料デブリ取り出しセル

MSM

MSM

MSM
LLW線量計
重量計

MSM

MSM

ユニット缶
水切り装置

ユニット缶
仮置き遮へい箱

線量計/重量計

ダブルドア（収納缶へ）

セルアダプタ

3. 廃棄物取り出し
i. 新規内容器の受け入れ
ii. LLW受入、内容器へ収納
iii. LLW移送

4. 交換/メンテナンス①エンドエフェクタの交換②ロボットアーム交換③セル内カメラ、照明、マイク交換④排気フィルタ交換⑤線量計校正/交換⑥遠隔MSM交換（スレーブアーム）⑦天井走行式双腕ロボット/ユニット
缶専用クレーン交換

スレーブアーム

遠隔MSM

ID付番/
缶内撮影装置6. 除染
i. ユニット缶取扱いエリア
ii. エンドエフェクタエリア
iii. LLW取扱いエリア
iv. ロボットアーム・エンドエフェクタ

5. 保管
i. エンドエフェクタ
ii. 新ユニット缶
iii. ユニット缶（燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ内包）

天井走行式双腕ロボット©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-2． セル内の機器配置検討（1/3）

No.408【機器配置の方針】（1/2）(1)作業動線の考慮
i. 燃料デブリ（ユニット缶）の取り扱い作業の流れに合わせる。
ii. LLWは、LLW容器に入れて燃料デブリ取り出し予備セルへ移送する。
iii. ロボットアームの交換時は、燃料デブリ取り出し予備セル側から搬出入する。
iv. エンドエフェクタの交換エリアをPCV側とする。

搬出入ルートユニット缶
LLW（※
エンドエフェクタ （※：大型の場合）：大型の場合）

遮へい扉

気密扉（遮へい）

MSM

MSM

燃料デブリ取り出しセル

MSM

PCV側

燃料デブリ取り出し
予備セル

LLW搬送扉LLW3D計測装置

MSM

MSM

MSM
LLW線量計
重量計

ミニキャスクセル

ダブルドア（収納缶へ）

MSM

ユニット缶
水切り装置

ユニット缶
仮置き遮へい箱

線量計/重量計
ID付番/
缶内撮影装置【燃料デブリ取り出しセル内の物品動線】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-2． セル内の機器配置検討（2/3）

No.409【機器配置の方針】（2/2）(2)バウンダリの考慮
i. 燃料デブリ取り出しセルと他セルとのユニット缶などの移送部分は閉じ込め（隔離・汚染拡大抑制）を考慮する。
ii. 外部線量やメンテナンス時の作業員の接近性を考慮して遮へいを設ける。
(3）作業エリアの考慮（除染作業への考慮）
i. 燃料デブリの取り扱いエリア（ユニット缶取り扱いエリア）をPCV接続側周辺に限定する。
ii. 除染作業は、汚染しやすい上記作業エリアを考慮する。
（除染方法：ブラッシング+吸引除染、必要の応じて水洗除染）（4)保管スペースの確保
i. ユニット缶の仮置きスペースを設ける。（万が一の人アクセスに備え、遮へい容器を設置）
ii. エンドエフェクタの仮置きあるいはスペアパーツなどの保管スペースを設ける。

(5)遠隔操作性の考慮
i. 遠隔操作機器（天井走行式双腕ロボット/遠隔マスタースレーブアーム/ユニット缶専用クレーン）は、セル内の作業性（通常作業/メンテナンス作業）を考慮して配置する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-2． セル内の機器配置検討（3/3）
【セル内機器配置（平面）】No.410

燃料デブリ取り出しセル内の機器配置方針に基づき、検討したセル内機器配置図を以下に示す。
検討の結果、約13m×約4mのセルサイズにて成立する見通しを得た。
天井走行式双腕ロボット
遠隔MSM（2）バウンダリの構築

A
気密扉（遮へい有）：保管エリアB

遮へい扉（4）保管スペースの確保

エンドエフェクタの仮置き/スペアパーツの保管エリア

アクセス装置ツールチェンジャ

セル内に
排気フィルタ設置（5）遠隔操作作業性の考慮

アクセス装置除染装置の設置
・水洗装置
・吸引装置

ユニット缶専用クレーン

A（1）作業動線の考慮（LLW）

B（1）作業動線の考慮 ＋ （3）作業エリアの考慮（燃料デブリ）

燃料デブリ取り出しセル内機器配置図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-3． セル内の保管エリアの検討

No.411

通常時の取り出し作業や運用面やメンテナンスの安定的な運用性向上を考慮して、以下の一時保管エリアを設ける。
①バッファ用としてのユニット缶の保管エリア（長さ1m×幅１m×高さ1m：ユニット缶4個収納）②エンドエフェクタの仮置き及びスペアパーツの保管エリア（長さ7m×幅0.6m×高さ1.5m：ラック式の保管棚を設置）※更なる保管スペースを燃料デブリ取り出し予備セルに設けることを計画中。
固定レール設置後の燃料デブリ取り出し作業のためのロボットアーム通過スペース

エンドエフェクタの仮置き/
スペアパーツの保管エリア

ツールチェンジャ

収納容器接続扉

燃料デブリ取り出しセル内機器配置図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-4． セル内の操作性の検討（1/4）（1）セル内操作機器の基本的な考え方

No.412➢ ユニット缶の水切り、重量測定及び外観撮影、エンドエフェクタの交換などのセル内の作業は、天井走行式双腕ロボットを主に、そのバックアップとしてセル壁面に設けた遠隔MSMにて行う計画である。
➢ 収納缶へのユニット缶移送は、ユニット缶専用クレーンにて行う。

（2）カメラ、照明の配置方針① カメラ➢ 作業に必要な視野を確保する俯瞰カメラをセル内壁面及び天井面に設ける。
➢ 天井走行式双腕ロボットには、胴体部に専用カメラを設ける。
➢ 遠隔MSM及びユニット缶専用クレーンには、各操作範囲を視認できる専用カメラをセル壁面又は、天井面に設ける。

② 照明➢ セル内全体を照らすための照明をセル天井面に設ける。
➢ 天井走行式双腕ロボットには、胴体部に専用照明を設ける。
➢ 操作上、必要な個所には、ピンポイント照明をセル壁面に設ける。

（3）その他➢ 天井走行式双腕ロボットには、作業時の音を集音するためのマイクを設ける。
➢ 操作あるいは監視の観点より必要な箇所にマイクをセル壁面に設ける。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-4． セル内の操作性の検討（2/4）

No.413【天井走行式双腕ロボット】

天井走行式双腕ロボット

天井走行式双腕ロボットのアクセス範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-4． セル内の操作性の検討（3/4）

No.414【遠隔MSM】
スレーブ操作範囲

スレーブ

デブリ取り出しセル

駆動モータ

駆動モータ

スレーブ

遠隔MSM
スレーブ操作範囲

セル内のスレーブアームのアクセス範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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No.415c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討【天井走行式双腕ロボット】
2-4． セル内の操作性の検討（4/4）①
【ユニット缶専用クレーン】③

燃料デブリ取り出しセル

缶グリッパ

ユニット缶専用クレーン

ユニット缶
ダブルドア
収納容器

②

ミニキャスクセル

ミニキャスクセル・ユニット缶搬送台車からユニット缶を取り出し、仮置き
遮へい箱へ格納①③【遠隔MSM】

遠隔MSM②

グリッパ駆動装置
ダブルドア

ユニット缶専用クレーン
把持機構

ユニット缶

スレーブ
缶グリッパ
• ユニット缶専用クレーンにより、ユニット缶をミニキャスクセ
ル内の収納容器に収納。
• ダブルドアの開閉は、天井走行式双腕ロボットにて実施。

遠隔MSM

ユニット缶専用クレーン（ユニット缶の取り扱い動線）

・遠隔MSMにより水切り処理/線量・重量計測/ID付番/
缶内撮影を実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-5． セル高さの検討（1/2）➢ 燃料デブリ取り出しセル内のアクセス装置について、アクセスレールから固定式レールにすることによってユニット缶の受け取り位置を下げることができる。

No.416➢ ユニット缶の取扱い位置を低く見直したことにより、セル高さも低くすることができる。
【変更前】

【変更後】
高さ2200高さ1790高さ5400

幅4100

レール＆アームの高さは約2ｍ程度に収まる予定であり、セル
高さ方向の小型化が可能な見通し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-5． セル高さの検討（2/2）

No.417

ユニット缶の収納容器への移送、LLWのLLW容器への移送を確保した
上で、セル高さ約4mとする成立の見通しを得た。

X-6ペネ中心軸
天井走行式双腕ロボット
走行ブリッジ
遮へい

遠隔MSM

ユニット缶専用
クレーン

ミニキャスクセル

ユニット缶
LLW容器
LLW容器専用台車
設置エリア
（検討中）

天井走行式双腕ロボット※LLWは、双腕ロボットによりLLW容器に入れる。その後LLW容器は、
LLW容器専用台車にて燃料デブリ取り出し予備セルへと移送する。

ミニキャスクセル
設置架台フレーム※ユニット缶は、ユニット缶専用クレーンにより持ち上げて、ミニキャスクセル内の収納缶へダブルドアを介して収納する。

燃料デブリ取り出しセル内機器配置（断面図）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
遠隔MSM
2-6． 燃料デブリ搬出時の乾燥機能・水素爆発対策の検討（1） 水切り処理
ユニット缶
ユニット缶にて取り出してきた燃料デブ
リを吸引処理して、表面に付着している
N2供給
水を取り除く。
付着した水を除去することにより、放射性分解による水素発生を低減する。
1個のユニット缶に15kgの燃料デブリが吸引入っている場合の水分吸引量及び吸
引時間は、以下の通り想定する。
水切り処理装置 概略図※1：燃料デブリは、ウラン・ジルコニウム酸化物を想定。
・水分吸引量：2.4ℓ （密度：6.3g/cm ）N2ガス※2：水堆積50%と吸引時間は、他プロジェクト（注）の水切り試
験結果より想定。
・吸引時間：5分

No.4183（注） 平成28年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」
燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化（2） 水素排気ライン付収納缶/キャスクの使用
収納缶およびキャスクには、容器内のガスをベントするラインを設ける。
（3） セル内換気
セル内を窒素にて換気して、更に水素濃度が爆発限界以下であることを監視することにより水素の爆発防止対策を行う。

オフガス

セル排気系統水切り処理装置

PCV

ドレインタンク
ポンプ

水切り処理装置 機器系統図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-7． セル内廃液処理の検討

No.419（1） 基本方針
除染作業にて発生したセル内廃液については、ポンプにて回収し、PCV内へ戻す方針とする。

（2） 廃液処理装置の構成
デブリ取り出しセル

廃液一時
貯留タンク

廃液吸込み口

移送ポンプ

P

PCV

ポンプ
ドリップトレイ

廃液処理装置 概略系統図

ドリップトレイポンプ

セル床面

ロボットアームレール

セル床面ドリップトレイ（3） 廃液発生量の想定
ロボットアームは、洗浄機にて水洗により除染を行う計画である。その廃液発生量については、
以下の通り試算する。
放水量5L/min×洗浄作業5min/回＝25L/回（※放水量は、一般産業品の洗浄機のスペックを参照とする。）

なお、ロボットアームを2回/日洗浄すると仮定した場合、3m3の廃液一時貯留タンクに60日分の廃液を溜めることが可能である。
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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-8． セル換気の検討（1/3）

No.420（1） セル換気の考え方
燃料デブリ取り出しセルの換気の考え方は、➢ 放射性物質の閉じ込めの観点から負圧に維持することを基本方針➢ セル内の汚染の拡散防止を考慮➢ 遮へい扉などの開閉状態によりそれぞれ対応

燃料デブリ取り出しセル内の遮へい扉、燃料デブリ取り出し予備セル間の気密扉の開閉状態が以下のケースによって連通する空間が異なるため、それぞれに合わせた換気制御を行う。
①燃料デブリ取り出し作業時②ロボットアーム収納時③ロボットアーム搬出入時

それぞれの状態により各換気システムの流量配分が変化するため、排風機の制御範囲に収まる様に、設計具体化の段階でフィードバックしていく必要がある。
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2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-8． セル換気の検討（2/3）

No.421（2） 燃料デブリ取り出しセルの換気方式
N2排気停止N2供給

燃料デブリ取り出し作業時

ロボットアーム収納時

N2排気 N2供給

燃料デブリ取り出し
予備セル

遮へい扉
＜閉＞

気密扉（遮へい）＜閉＞

N2供給

N2排気 N2供給

燃料デブリ取り出し
予備セル
遮へい扉
＜閉＞

ロボットアーム搬出入時

遮へい扉
＜閉＞

N2排気

燃料デブリ取り出しセル

N2一部排気N2排気

燃料デブリ取り出しセル

気密扉（遮へい）
＜開＞

PCV

遮へい扉
＜閉＞

N2供給停止燃料デブリ取り出し
予備セル

N2排気

遮へい扉
＜開＞

気密扉（遮へい）
＜閉＞

N2供給

PCV

燃料デブリ取り出しセル

PCV
N2一部排気遮へい扉＜閉＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-8． セル換気の検討（3/3）

No.422（3）各セルについて：各セルのエリア区分の設定
燃料デブリ
取り出しセル

ミニキャスク 移送
収納缶セル
容器セル
セル

燃料デブリ移送容器セル

保管設
備

廃棄物
廃棄物
燃料デブリ
取り出し予備セル
双腕ロボットコンテナ

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ

移送容器
ヤード

メンテ

メンテ
ﾃﾞﾌﾞﾘ
保守セル

機器搬出入コンテナ

保管設
備

機器搬出入コンテナヤード

セル内で取扱う物の汚染レベル、放射能レベルにより各セルをエリア分けする。（今後、汚染レベルの詳細化要）
E区分
D区分
C区分
B区分
A区分

： （立ち入り想定せず） PCV内： （万が一の立ち入り考慮） 燃料デブリを直接取扱うエリア： （非常時短時間立ち入り想定） 汚染した物を取扱う（ﾃﾞﾌﾞﾘ以外）エリア： （通常時短時間立ち入り想定）オーバーパック等で放射性物質が拡散されない状態のものを取扱うエリア： (立ち入り可） 汚染のないものを取扱うエリア©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-9． セルの遮へい体取り付け範囲の検討

No.423➢ メンテナンス時に作業員が接近する際の被ばく低減のためにセル遮へい体は必要。
➢ セル外にて作業員が近づく必要がある対象箇所を下図に示す。
スレーブ

駆動モータ

遮へい扉
遠隔MSM
MSM

気密扉
（＋遮へい）MSM MSM

燃料デブリ取り出しセル

PCV
メンテナンス対象箇所

遮へい体

MSM MSMMSM MSM

遮へい扉：駆動モータ
遠隔MSM：駆動モータ
気密扉：駆動モータ【燃料デブリ取り出しセル セル外部品のメンテナンス時に作業員接近箇所】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-10． 設置架台による床面荷重の分散化（1/3）

No.424➢ 遮へい体の合理化も加えることにより、セル重量を382tonから270tonに低減した。
➢ 更にセル重量を直接R/B床面に分散荷重せずに、R/Bの床梁や壁の強度部材にて支える構造とする。この構造を採用することにより、確実に重量物であるセルをR/B内に設置する。
（ ： 荷重支点）➢ セルの架台部材とセル遮へい体などの構造部材を一体化することにより強度を確保する。
（極力、追加の補強材を減らして、重量の増加を抑制）【R/Bへの荷重負荷構造】

柱

遮へい体

R/B
床梁

設置セル架台生体遮へい壁

燃料デブリ取り出しセル

架台構造

PCV

R/B壁

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-10． 設置架台による床面荷重の分散化（2/3）
【セルの強度評価】• セルの架台部材とセル遮へい体などの構造部材を一体化することにより、強度を確保する。（極力補強材を少なくする。）

No.425： 強度部材

燃料デブリ取り出しセル

遮へい扉

気密扉

燃料デブリ取り出しセル/遮へい扉/気密扉の強度部材©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-10． 設置架台による床面荷重の分散化（3/3）
【R/B強度評価】（建屋全体的な評価）

No.426➢ R/B床面荷重に対しては、今回のセル重量：270tonと2018年度から軽量化できたこと。
➢ 原子炉床面にセル荷重を負荷する代わりに壁及び床梁の強度部材に負荷する方法としたこと。
以上から荷重を負荷するR/B壁、床梁の強度評価を行い、床面荷重は問題ないことを確認した。

➢ PCV開口寸法は、幅3.5m×高さ4.5m→幅3.5m×高さ3.2mと小さくなったこと。
➢ R/B西壁開口部寸法は、幅8.5m→7.9m、高さ7.3m→4.5mと小さくなったこと。
以上より、2018年度の評価結果よりR/B西壁開口に対してコンクリート補強あるいは鉄骨補強することにより成立する目途を得た。 （なお、2018年度多質点モデルにより耐震壁の平均的な応力、せん断ひずみ量を算出し、評価基準値以下である
ことを確認した。）
アンカー打設範囲（セル固定用アンカーボルト評価）➢ 生体遮へい壁にベースプレートを後打ちアンカーボルト（M20）にて取り付けて、セル重量の約半分135ton、セル架台及び遮へい扉を支える方法を採用。
➢ 上記方法にておいて、生体遮へい壁に打設するアンカーボルトの強度評価を実施し、両者とも問題がないことを確認。

（建屋埋設物確認）➢ アンカーボルトの打設位置については、鉄筋探査を実施することにより打設出来ることを確認。

遮へい扉
ベースプレート

遮へい扉©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（1/13）（a）セル全体レイアウト(1/2)➢ PCVの第一バウンダリともなるデブリ取り出しセルをR/B内に収める。

PCV

燃料デブリ

ロボットアームなど

廃棄物➢ PCV内より取り出したデブリを非密封の状態で取り扱うエリアをデブリ取り出しセル内に限定する。

デブリ取り出しセル

No.427

原子炉➢ 万が一デブリが拡散した場合もR/Bに閉じ込
めるレイアウトとする。
➢ 最短距離でペデスタル内のデブリにアクセスできる様に、ペデスタル開口～X-6ペネの直線上にロボットアームを取り扱うセルを配置する。
➢ デブリを搬出するラインとLLWを搬出するラインをそれぞれ設けたレイアウトとする。

【燃料デブリ・LLW・ロボットアーム等の移送ルート】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（2/13）

No.428（a）セル全体レイアウト(2/2)
R/B⑤機器搬出入コンテナヤード④機器搬出入コンテナ
③保守セル

遮へい扉

②燃料デブリ取り出し予備セル①燃料デブリ取り出しセル⑪LLW移送容器ヤード⑩LLW移送容器セル⑨燃料デブリ移送容器ヤード⑧燃料デブリ移送容器セル⑦収納缶セル⑥ミニキャスクセル【全体鳥瞰図】

R/B【全体配置図】

PCV©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（3/13）（ｂ）各セルの物品搬出の役割分担

No.429

燃料デブリ取り出し設備は、燃料デブリと放射性廃棄物とそれぞれのセル内の取扱い物を明確に分けて、汚染レベルを段階的に下げていく管理を行うことにより、以下の効果を図る。
➢ 汚染拡大防止➢ 運用性の向上（適正な管理レベルにて運用）➢ 設備規模拡大の抑制（局所的な設備対応が可能）
燃料デブリ
取り出しセル

ミニキャスク
セル

移送
容器セル

収納缶セル

燃料デブリ移送容器セル

廃棄物
廃棄物
燃料デブリ
取り出し予備セル

保管設備

デブリ移送容器ヤード

双腕ロボット
コンテナ

移送容器
ヤード

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ
メンテ
メンテ
ﾃﾞﾌﾞﾘ
保管設備

保守セル
機器搬出入
コンテナ

機器搬出入
コンテナヤード

取扱う物の汚染レベル、放射能レベルにより各セルをエリア分けする。
E区分： （立ち入り想定せず） PCV内
D区分： （万が一の立ち入り考慮） 燃料デブリを直接取扱うエリア
C区分： （非常時短時間立ち入り想定） 汚染した物を取扱う（直接、燃料デブリは取扱わない）エリア
B区分： （通常時短時間立ち入り想定） 除染され、更にオーバーパック等で放射性物質が拡散されない状態のものを取扱うエリア
A区分： (立ち入り可） 汚染のないものを取扱うエリア©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（4/13）（c）各セル内の概略機器配置
燃料デブリ取り出し予備セル
天井走行式双腕ロボット
移送コンテナ

LLW移送ルート

取扱いクレーン

No.430

燃料デブリ取り出しセル

燃料デブリ取り出し予備セル
保守セル

LLW識別
計測器類

ロボットアーム
仮置きエリア

LLW移送ルート

LLW移送容器

LLW移送容器セル

遮へい扉【LLW移送容器セル】
燃料デブリ取り出しセル
燃料デブリ取りLLW移送容器セル 出し予備セル

LLW移送容器セルへの
つながり

保守セル

ミニキャスクセル

機器搬出入コンテナ
機器搬出入コンテナヤード

収納缶セル

燃料デブリ移送容器
セル
LLW移送容器ヤード

ロボットアーム
除染＋搬出／受入エリア

燃料デブリ移送容器ヤード

機器搬出入
コンテナ

収納缶セル／
収納缶ドア
キャスクセル

ユニット缶専用クレーン
燃料デブリ取り出しセル

収納缶セル

ロボットアーム
移送ルート

ミニキャスクセル【保守セル】

キャスク

収納缶
取扱いクレーン

気密扉（遮へい付）

ダブルドア

ミニキャスクセル

ミニキャスクセル/収納缶セル／燃料デブリ移送容器セル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（5/13）

No.431（d）保守・補修方針（1/4）（1）保守・補修の考え方• セル内の作業は、遠隔操作機器（天井走行式双腕ロボット及び遠隔スレーブアーム）にて行う。
• ロボットアームの本格保守／修理、その他セル内装機器の修理が必要となった場合は、
燃料デブリ取り出し設備内で除染したコンテナに収納、その他、1Fサイト内に設けた専用のメンテナンス設備に搬送してメンテナンスを実施する。

遠隔操作のため複雑な作業を避けること、また、燃料デブリ取り出し設備内のメンテナンス時間の短縮を図ることにより、燃料デブリ取り出し処理量のアップ及び高稼働率の維持を目指す。
（1）保守・補修の考え方• R/B内のセル外部の機器に対しては、作業員が近接して作業することを考慮し、補助遮へいを設けて作業エリアを確保する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（6/13）（d）保守・補修方針（2/4）（2）燃料デブリ取り出しセルのメンテナンス（セル内）
使用機器
（案）
№

1

2

機器名称

エンドエフェクタ

メンテナンスモード

メンテナンス方法

No.432

天井走行式
双腕ロボット

遠隔MSM

切削刃の交換 等

・ロボットアームからエンドエフェクタを取り外し
・切削刃交換済のエンドエフェクタをロボットアームに取り付け・取り外したエンドエフェクタの切削刃を交換
・セル内保管スペースにて保管

〇

※

爪先交換

・セルに固定されている爪先交換治具を用いて爪を先交換〇※

・天井走行式双腕ロボット本体に取り付けられたカメラ、照明またはマイクのケーブルコネクタの取り外し・カメラ、照明またはマイク本体を固定部より取り外し
・LLW廃棄物として搬出・新品のカメラ/照明/マイクの取り付け〇※

天井走行式双腕ロボット
カメラ/照明/マイク

3

遠隔MSM

爪先交換

・セルに固定されている爪先交換治具を用いて爪を先交換

※

〇

4

線量計／重量計

定期校正

・遠隔MSMによる分銅等にて定期校正

※

〇

定期交換

・カメラまたは照明のケーブルコネクタを取り外し
・カメラまたは照明本体を固定位置から取り外し
・LLW廃棄物として搬出・新品のカメラ/照明の取り付け

〇

〇

5

カメラ/照明※部は、作業性を向上させる観点から、必要に応じてサポートをすることを考慮する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（7/13）（d）保守・補修方針（3/4）（2）燃料デブリ取り出しセルの保守：（セル内） （案）No.433

使用機器
№

機器名称

故障モード

保守方法

天井走行式
双腕ロボット

遠隔MSM

〇

※

1

エンドエフェクタ

駆動部の故障 等

・ロボットアームからエンドエフェクタを取り外し
・保守セルへ移動して除染後に搬出コンテナに収納・メンテナンス設備へ移動し保守

2

天井走行式双腕ロ
ボット

アーム故障（内部ギア故障 等）

・保守セルへ自走・除染後に専用コンテナに収納・メンテナンス設備へ移動し保守

〇

※

3

遠隔MSM

スレーブアーム
故障・スレーブアームをセル壁面から取り外し・保守セルへ移動して除染後に搬出コンテナに収納・メンテナンス設備へ移動し保守

〇

※

4

ユニット缶移送クレーン

グリッパ駆動装置の故障

・ホイストからグリッパ駆動装置を取り外し
・保守セルへ移動して除染後に搬出コンテナに収納・メンテナンス設備へ移動し保守

〇

※

5

ユニット缶水切り装置

吸引ポンプの故障

・吸引ポンプの配管接続コネクタの取り外し
・LLW廃棄物として搬出

※

〇

6

線量計／重量計

検出器または計測器の故障

・検出器または計測器のケーブルコネクタの取り外し
・LLW廃棄物として搬出

※

〇

7

LLW3D計測装置

受発光部の故障

・受発光部（ユニット）の取り外し
・LLW廃棄物として搬出

※

〇

8

ID付番／ユニット
缶内撮影装置

カメラ本体の故障

・カメラ本体からケーブルコネクタの取り外し
・LLW廃棄物として搬出※〇※は、作業性を向上させる観点から、必要に応じてサポートをすることを考慮する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（8/13）（d）：保守・補修応（4/4）（2）燃料デブリ取り出しセルの保守・補修（セル外） （案）
機器名称№

使用機器 ※

故障モード

メンテナンス方法〇

チェーンブロック+台車

1

遠隔MSM

駆動モジュールの故障

・駆動モジュールをホイストにて吊りアームからアーム接続部を切り離す
・専用台車に載せる・メンテナンス設備へ移動し保守

2

遮へい扉

駆動モータの故障

・移動式チェーンブロックにて遮へい扉の外側に取り付けられた駆動モータを吊り扉から取り外す・移動式チェーンブロックにてR/Bへ搬送〇

駆動モータの故障

・移動式チェーンブロックにて遮へい扉の外側に取り付けられた駆動モータを吊り扉から取り外す・移動式チェーンブロックにてR/Bへ搬送〇

シール材の損傷

・シール材を扉外部から取り外せる構造とする
・移動式チェーンブロックにてシール材が格納された戸袋部を取り外す
・シール材を交換

〇

気密扉

3

（燃料デブリ取り出しセル及び燃料デブリ取り出し予備セル間）【遠隔MSM（駆動モータ）交換方法】
燃料デブリ取り出しセル

No.434※ 保守・補修作業は、作業員により実施する。

チェーンブロック

スレーブ
アーム

駆動
モータ

専用台車

ホイスト/専用台車の設置

ホイストによる駆動モジュールの取り上げ駆動モジュールの切り離し専用台車に載せる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（9/13）（e）各セルのサイズ及び重量
セル名称

寸法 [m]

機能
変更前

（変更前）
燃料デブリ
取り出しセ
ル

（変更後）
ユニット缶のミニキャスクセルへの収納
燃料デブリ取り出し
アクセス装置のエンドエフェクタ交換セル
燃料デブリ
取り出し予備セル

廃棄物（LLW）バスケットをLLW搬送ボックスへ収納

L：14.09
W：4.06
H：5.38

変更後
L：12.8
W：4.5
H：3.5

変更後重量 [ton]
変更前

変更後

382

270

L：8.0
W：4.5
H：3.5

-

R/B内：30
R/B外：87

L：17.4
W：4.5
H：3.5

320

210

保守セル

アクセス装置のメンテナンス（除染・部品交換）
セル内クレーンのメンテナンス
交換部品の一時仮置き
機器搬出入

LLW移送容器セル

LLW搬送ボックスにて廃棄物（LLW）バスケットを移送
LLW搬送ボックスの計量（ID・外観確認、重量・放射線量計測）及 L：9.5
W：3.3
び除染
H：8.3
LLW搬送コンテナへLLW搬送ボックスを収納
LLW搬送コンテナの搬出入

L：7.4
W：2.3
H：5.3

140

64

ミニキャスクセル

ミニキャスクにて収納缶の移送

L：16.8
W：1.0
H：1.2

L：10.9
W：1.0
H：1.5

59

52

収納缶セル

ミニキャスクセルより収納缶を取り出し収納缶の計量（ID・外観確認、重量・放射線量計測）及び除染
ダブルドアを介してデブリ移送容器へ収納缶を格納

L：7.4
W：3.9
H：7.8

L：6.2
W：3.5
H：6.2

340

281

燃料デブリ移送容器セル

燃料デブリ移送容器の蓋閉止
L：20
燃料デブリ移送容器の計量（ID・外観確認、重量・放射線量計測）
W：3
及び除染
H：2.8
燃料デブリ移送容器の搬出入

L：10.6
W：2.8
H：2.8

130

86

L：23.62
W：4.06
H：5.38No.435©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（10/13）（f）遮へい扉の検討（1/3）（1）遮へい扉の必要性
設備据付工事時・PCV壁開口時の作業員への遮へい
・セル据付時の作業員への遮へい

通常運用時

・ロボットアームがセル内に戻ってきた時のセル内機器への遮へい

メンテナンス時・作業員がセルへ接近する必要がある場合の遮へい・ロボットアーム交換時の燃料デブリ取り出し予備セルなどの後段接続セルへの遮へい（2）遮へい扉の構造

遮へい扉フレーム

遮へい扉フレーム

No.436

BSW

駆動モータ

駆動モータ
補助遮へい

PCV
遮へい扉

セルアダプタ

正面図

側面図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（11/13）（f）遮へい扉の検討（2/3）

No.437（3）遮へい扉～燃料デブリ取り出しセル据付の流れ
BSW

遮へい扉ハウジング

セルアダプタ

遮へい扉フレーム①フレーム設置②遮へい扉設置③セルアダプタ設置
燃料デブリ取り出しセル

セルアダプタ取合用フランジ④セルアダプタ取合用
フランジ設置セル取合フランジ⑤セル取合フランジ設置⑥燃料デブリ取り出しセル設置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（12/13）
BSW
PCV（f）遮へい扉の検討（3/3）（4）セルアダプタの据付手段
a

作業ステップ
1. 事前準備
（1）
（2）
（3）
（4）

No.438b

PCV壁面 接合面の表面研磨
PCV壁面 接合面の3D計測
セルアダプタの製作
セルアダプタ接合面の加工

遮へい扉

（工場）

2. セルアダプタ接続作業（1） セルアダプタの挿入（2） セルアダプタの位置合わせ（3） セルアダプタの溶接／検査①

PCV側の位置合わせ（図中 a）②

PCV側とPCV壁面を溶接（図中 a）③

セル側の位置合わせ（図中 b）④

セル側と遮へい扉を本溶接（図中 b）⑤

セルアダプタ取合用フランジの搬入、位置合わせ（図中ｃ）⑥

セルアダプタ取合用フランジの溶接（図中ｃ）⑦

燃料デブリ取り出しセルの搬入、位置合わせ

溶接用ロボットアームc

セルアダプタPCV
セルアダプタ把持アーム⑧ 燃料デブリ取り出しセルと遮へい扉を溶接⑨

溶接部の検査セルアダプタ
溶接装置/ツールラック

セルアダプタ搬送台車

セルアダプタ搬送台車及び溶接装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
2． 燃料デブリ取り出しセルの小型・軽量化検討
2-11． セルサイズ及び重量と想定床面荷重（13/13）（e）まとめNo.439⚫ 燃料デブリ取り出しセルの機能を明確にし、セル内配置機器を検討し、セル構造の具体化、小型化を図った。
⚫ 今回のセルの小型化、遮へい体の合理化により、R/B内に設置する燃料デブリ取り出しセルの重量を382tonから270tonへ低減できた。
⚫ R/B内のセル設置方法について、床面にセル荷重を負荷する代わりに、R/Bの強度部材である壁及び床梁にセル設置架台を取付けてセル重量を支える方法を採用することにより成立する見通しを得た。
⚫ 上記のセル設置条件にて、R/Bの強度の評価を実施し、今回の見直しによりR/B内に燃料デブリ取り出しセルが設置できる事を確認した。
⚫ セル間インターフェースを整理・検討し、小型セルをベースとした取り出しシステムの成立性の見通しを得た。
⚫ 据え付け工法の詳細化のため、通常運用時、メンテナンス時等に必要となる遮へい扉の構造の具体化を行った。特にセルアダプタの据付については、手順を整理して遠隔操作作業の装置イメージを検討した。
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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-1． セルの設置・据付方法の前提条件

No.440

福島第一原子力発電所3号機を代表例として、燃料デブリ取り出しに係る大規模デブリ PCV壁横取り出し工法を実現させるため、 屋外から建屋内までのセル設置・据付に係る現地準備作業の検討を行った。
検討における前提条件は以下の通り。

【前提条件】＜3号機R/B建屋内＞
３号機R/B建屋内でのセルの設置・据付に関して、環境改善が完了していること。

・除染がされ、1.0mSv/h以下の作業環境であること
・干渉物撤去がされていること＜3号機R/B建屋外＞
セル設置に掛かる床強度は問題ないと想定しているが、長期的に建屋・タンク・残置物の経年劣化・健全性等観点より、
R/B建屋地下1階及び地下2階の一部及び地下貯蔵建屋の解体処置が完了していること。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.441c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討＜建屋外作業＞＜建屋内作業＞
3-2． 横取り出し工法準備工事フローの検討
建屋解体・撤去工事

セル搬入前の事前準備からセル搬入、設置・据付までに必要な作業項目を抽出し、全体のフローを作成し、作業の流れを検討した。
アクセスルート構築までに以下を完了させる必要がある。

R/B建屋内除染工事

周辺敷地造成工事

R/B建屋内干渉物撤去工事（新設建屋周辺）

建屋新設工事R/B建屋内除染工事（重要／付帯施設／ユーティリティ施設）

アクセスルート構築
R/B建屋外整地及びヤード設営工事（セル設置場所周辺）<建屋外作業：セル設置前まで>
・既存建屋撤去・周辺敷地の造成
・建屋新築工事

R/B建屋開口工事

PCV壁コンクリート開口工事

セル設置工事<建屋内作業：R/B建屋開口作業開始前まで>
・建屋内の除染・干渉物撤去作業

セル設置エリアと新設建屋
インターフェース工事
総合試運転

PCV開口工事

大規模デブリ作業開始©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-3． セルの設置・据付作業ステップ案（1/5）

No.442©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-3． セルの設置・据付作業ステップ案（2/5）

No.443©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-3． セルの設置・据付作業ステップ案（3/5）

No.444©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-3． セルの設置・据付作業ステップ案（4/5）

No.445©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-3． セルの設置・据付作業ステップ案（5/5）

No.446

マーキングに基づき大型セルの搬入・設置・据付を実施することで要求精度内になるものと考えられる※マーキングの方法及び精度成立性は今後検討が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-4． FSTR建屋に関する検討

No.447• 大型セルは寸法の関係からR/B内外に設置する際、R/B外の真下にはFSTR建屋がある。
• FSTR建屋内には廃スラッジ貯蔵タンク等が設置されており、荷重分散のために建屋内に補強部材を設置して、セルの荷重を受ける計画。

【FSTR建屋処置方針】
FSTR建屋に補強部材を設置し、セルの荷重（約300ton）を受けた際の躯体強度評価

健全性〇（建屋影響なし）

健全性×（建屋影響あり）

タンクを撤去不要※

タンク撤去要※大規模規模燃料デブリ取り出し工事期間及びタンク劣化状況を考慮すると事前のタンク撤去が望ましい。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-5． まとめ

No.448⚫ 大規模燃料デブリ横取り出し工法準備工事フローを検討、 案の作成完了⚫ アクセスルート構築におけるセル設置・据付工法のステップ図を検討、 案の作成完了⚫ セル設置・据付に係る技術課題抽出を実施
1）セル設置・据付基準マーキング手法確立⇒ ペデスタル開口部やX-6ペネ等からセル設置・据付に必要な基準線を設定するための事前計測及びマーキング手法の確立が必要。

2）BSW 開口工法確立⇒ 開口作業時の被ばく低減及びバウンダリの維持を考慮し、PCV 鋼板を損傷することなく開口が必要であり、先行プロジェクトにて開発が行われた生体遮へい壁撤去方法を基にしてBSW(コンクリート+鉄筋)を撤去する工法の確立が必要。

3）その他⇒ 遮へい扉及びセルアダプタの搬入・据付・設置工法の検討
大型セル搬入・設置に関わる調整治具及び最適なレール長の検討

干渉物（ RHR配管等）の撤去方法及び環境改善の実現©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
3． セルの設置・据付方法の検討
3-6． 据付作業員の被ばく評価

No.449・仮設遮へいの検討
作業員作業場所の線量率がBG考慮せずに1mSv/h以下（注1）となるよう、仮設遮へいを検討（注1）作業員が作業可能な現実的な線量率

表

作業場所の線量率と仮設遮へい検討結果（代表例）

評価ケース

対象

作業員位置

線量率
(仮設遮へいなし)(mSv/h)

仮設遮へい(鉄)
必要厚さ※
(cm)

線量率
(仮設遮へい考慮)(mSv/h)備考

case1
PCV壁開口作業後（遮へい扉：開）

作業員A

遮へい扉から1m

約10

5

約0.8

PCV壁コンクリート開口作業を窓付き
遮へいで横から監視する作業を想定

作業員B

作業用仮セルか
ら1m

約13

6

約0.8

PCV壁コンクリート開口を正面近傍で補助する作業を想定※線量率はγ線が支配的であるため、Cs137の鉄のγ線減衰率より仮設遮へいの必要厚さを算出（仮設遮へい無）（仮設遮へい考慮）

仮設遮へい（鉄)(長さ2m、厚さ5cm、高さ2m）

作業員A（約0.8mSv/h）
作業員B（約0.8mSv/h）

作業用仮セル(鉄)(厚さ6cm、高さ3.2m）

図 RB建屋内線量率分布図（注2）RB建屋内BG（平均5.3mSv/h）を考慮しない線量率分布図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
4． 有効性と実現性に関する評価（1/4）

No.450（１）燃料デブリ取り出し作業及び設備運用性

2018年度と2020年度の工法の違いについて、以下に整理する。
レールの固定化により、燃料デブリ取り出し時のロボットアームの搬出入時間等の短縮によりペデスタ
ル内の燃料デブリ取り出しのスループットの向上が図れる。

項目

2018年度

2020年度

アクセスレール方式

固定レール方式

ロボットアーム
固定レール（傾斜部）

ロ ボットア ーム

アクセス装置

アクセスレール

ロボットアーム
搬出入時間

ユニット缶

固定レール（水平部）
ユニット缶※ロボットアーム搬出入時、アクセスアームを伸縮※ロボットアーム搬出入時、ロボットアームのみ固定レー
ル上を移動

2時間

30分

1.5時間の短縮©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
4． 有効性と実現性に関する評価（2/4）

No.451（２）燃料デブリ取り出し設備の配置成立性（1/2）
〇R/B内（セル小型・軽量化）
アクセス装置小型化/セル小型・軽量化、更にR/B内のセル荷重の支える方式を見直し、R/B内にセルを設置可能であることを強度評価を踏まえて確認できた。

項 目

2018年度

2020年度ロボットアーム
必要高さ低減（アクセルレール方式）（固定レール方式）

3m

2.2m

セル重量低減※382ton270tonセル荷重方式

吊り橋方式

設置架台方式（建屋壁・床梁にて支える）※遮へい体の合理化低減も含む。

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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
4． 有効性と実現性に関する評価（3/4）（２）燃料デブリ取り出し設備の配置成立性（2/2）

No.452〇R/B内（続き）（セル設置・据付工法）➢ R/Bの外側開口から生体遮へい壁を開口して、セルの据付を完了させるまでの一連の工事手
順案を構築した。
➢ 実現性に向けた技術課題抽出した。
➢ 生体遮へい壁の開口工法、遮へい扉及びセルアダプタの設置工法などについて、遠隔操作装置作業も踏まえた詳細な工法検討（必要装置・設備の検討含）の方向性を明確にした。

〇R/B外➢ セルの全体レイアウト及び設置工法を検討し、R/B外の他設備に干渉しない範囲で設置可能であることを確認した。
➢ セルの一部は、地下構造物の上に据え付ける必要があり、地下構造物の建物壁にセル設置架台を支える構造として据え付ける方向である。
➢ 但し、基礎の補強を必要な場合、地下構造物の撤去が必要となることも想定して、FSTRの撤去方法についても検討を行い、工法案を構築した。

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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.453c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
4． 有効性と実現性に関する評価（4/4）（３）燃料デブリ取り出し設備の保守・メンテナンス性➢ 燃料デブリ取り出しセルに着目し、保守・メンテナンスに対して型式・可動範囲を検討し、必要な遠隔操作機器（※1）を検討した。
（※1）：天井走行式双腕ロボット、遠隔MSM、（ユニット缶専用クレーン）➢ 燃料デブリ取り出しセル内の保守・メンテナンス対象機器を想定して、メンテナンス方法の概略内容を整理した。
なお、故障の観点からの保守方法の検討は、今後機器の具体化と併せて検討を進める計画である。
➢ 遠隔MSMの交換方法については、2018年度から以下の通り見直した。
項 目

設置場所

スレーブアーム

セル内

駆動モータ

セル外

2018年度（作業員）
グリーンハウスを設置して、一体でセル外へ引き出し交換

2020年度（遠隔操作機器）
セル内で接続部を外し交換（作業員）
セル外の接続部を外し交換⇒セル外の作業員による交換作業時間の短縮（※2）を図ることができる。
（※2）セル外へMSMを一体で引き出して交換するために必要な想定作業日数
グリーンハウス設置（1日）＋交換作業（1日）＋グリーンハウス撤去（1日）＝3日
駆動モータのみの場合、グリーンハウス設置・撤去が不要となるため、交換作業（1日）のみとなる。

➢ 今後、更に他セルの保守・メンテナンス性についても、内容を具体化する必要がある。
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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】
c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
5． 検討結果のまとめと今後の課題・対応方針（1/6）

No.454（1）検討結果のまとめ(a）アクセス装置の検討➢ 固定式レールと双腕アームのアクセス装置について、装置概念検討を完了した。
➢ 固定式レールを用いることにより、アクセス装置の高さ3m→2.2mに低減できる見通しを得た。
➢ 干渉物、燃料デブリの取り出し手順をブラシュアップし、具体化を図った。

(b）セルの小型化・軽量化の検討➢ 各セルの機能と物品搬出ルートを整理し、セル全体の概念検討を完了した。
➢ 特に燃料デブリ取り出しセルについては、セルサイズの小型化及び遮へい体合理化を踏まえたセル構造検討を行い、セル重量を382ton→270tonに低減できる見通しを得た。
➢ R/Bの床梁・壁にてセル荷重を支える方式を採用し、セルをR/B内に設置できる見通しを得た。
➢ R/Bの強度評価を実施し、セル設置の成立性を確認した。

(c）セルの設置・据付方法の検討➢ 燃料デブリ取り出し設備について、準備工事からセル設置・据付までの成立性の見込みのある工法のステップ図を検討した。
➢ セル設置・据付に係る技術課題の抽出し、本課題については、今後継続し検討する。

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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.455c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
5． 検討結果のまとめと今後の課題・対応方針（2/6）
赤字は、次年度以降に検討予定（2）今後の課題・対応方針(a）アクセス装置の検討➢ 固定レールへの液圧ロボットアーム適用性検討
今回は適用に向けた方向性・概念の検討までのため、構造の詳細化・具体化を実施する必要がある。
➢ ＣＲＤの切断方法
液圧ロボットアームを使用する場合は、ペデスタル内で姿勢変更する際ＣＲＤと干渉する恐れがあるため、構造の小型化等の見直しと共にＣＲＤの撤去方法の検討が必要である。
ＣＲＤは異なる材質の多層構造であり、機械式の切断が難しい。また、切断時の落下対策も必要である。内部調査の結果も踏まえて加工ツールの試作・試験を実施し、加工方法を選定する必要がある。尚、本検討は、RPV底部に付着しているデブリ回収の観点からも有効と考える。
➢ 先端ツールの概念検討想定される干渉物、燃料デブリに対し、ある前提条件のもととなるが、 切断方法や先端ツール概念を検討し、スループットを含め、全体的な作業を見通すことが重要と考える。
➢ 燃料デブリの性状に適した加工方法の選定
スループットを向上させるには燃料デブリの性状に適した加工方法とする必要がある。内部調査や段階的に規模を拡大した取り出しの結果を踏まえ、先端ツールの試作・試験を実施
し、加工方法を具体化する必要がある。
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７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.456c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
5． 検討結果のまとめと今後の課題・対応方針（3/6）
赤字は、次年度以降に検討予定（2）今後の課題・対応方針(a）アクセス装置の検討（続き）➢ 電動ロボットアーム内への先端ツールケーブルの敷設可否確認
アーム操作性の観点から、先端ツールへのケーブル類はアーム内への敷設が必要であるが、回転部のケーブル類の動きは机上検討では把握し難い。筒にケーブルを巻き付けて動きを確認する等の要素試験が必要である。

➢ アーム長さ・軸数の最適化
複数の代表的な撤去物に対し、周辺との干渉を踏まえたアクセス性をシミュレータ
で確認し、現状の状況に適したアームの仕様を決定する必要がある。
➢ 先端ツールによる振動の影響
振動による影響評価は机上では困難であるため、模擬燃料デブリを用いた加工試験を実施し、影響を確認する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.457c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
5． 検討結果のまとめと今後の課題・対応方針（4/6）
赤字は、次年度以降に検討予定（2）今後の課題・対応方針(b）セルの小型化・軽量化の検討➢ 遮へい扉及びセル間の構造詳細化
作業員の被ばく低減のために効率的な据付方法の具体化ための遮へい扉の分割構造及びセル間の接続部構造などを詳細化する。
➢ セルアダプタ構造の具体化
遠隔操作作業によるセルアダプタ設置工法のためのセルアダプタの構造を具体化する。

➢ 燃料デブリ取り出しセル以外の具体化
燃料デブリ取り出しセル以外の他セルの運用、装置仕様及び保守項目などを具体化する。
➢ セル換気システム・必要なユーティリティなどの具体化
各セル間の運用を明確にして、換気システムの具体化をする。
セル内の機器、監視カメラ及び照明などの計器を明確にして電気、圧縮空気、工業用水などの必要なユーティリティを具体化する。
➢ 遠隔除染・保守装置の基本機能検証
セル内の遠隔除染や各種保守装置を具体化して、基本機能を試験等にて成立性を検証する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.458c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
5． 検討結果のまとめと今後の課題・対応方針（5/6）
赤字は、次年度以降に検討予定（2）今後の課題・対応方針(b）セルの小型化・軽量化の検討（続き）➢ 保守性の成立性確認
燃料デブリ取り出しセル及びその他のセル内の機器仕様および保守項目を明確にしてモックアップ、トレーニングによる保守の成立性を確認する。
➢ 燃料デブリ取り出し設備のリスクアセスメント
燃料デブリ取り出し設備の具体化に伴い、機器故障モード等を想定して、そのリスク評価を行い、対策案を検討する。
➢ R/Bの強度再評価
セルサイズ及びセル配置の見直しに伴う燃料デブリ取り出し設備の配置及び支持・固定方法と補強方法案を反映し、R/Bの強度の詳細を再評価する。

➢ 作業員の被ばく量の再評価
セル内機器構成やセル内機器配置等の見直し結果を反映し、作業員被ばく量を再評価する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 １）② 干渉物撤去以外の技術の開発 】

No.459c. セル設置に関わるアクセスルート構築およびR/B等への影響の低減方法の概念検討
5． 検討結果のまとめと今後の課題・対応方針（6/6）
赤字は、次年度以降に検討予定（2）今後の課題・対応方針(c）セルの設置・据付方法の検討➢ セル設置・据付基準のマーキング手法確立
ペデスタル開口部やX-6ペネ等からセル設置・据付に必要な基準線を設定するための事前計測およびマーキング手法を確立する。

➢ BSW開口工法確立
開口作業時の被ばく低減およびバウンダリの維持を考慮しPCV 鋼板を損傷することなくBSW(コンクリート+鉄筋)を撤去する工法を確立する。
➢ 遮へい扉及びセルアダプタの搬入・据付・設置工法の具体化➢ 大型セル搬入・設置に関わる調整治具及び最適なレール長の検討➢ 干渉物（ RHR配管等)の遠隔操作による撤去方法及び除染技術確立©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

排気ポンプ

d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法

No.460

フィルタ
バスケット
昇降機

⚫ 開発の目的➢ ユニット缶をR/Bから離れた建屋へ搬送する方法を開発する。

バスケット⚫ 解決すべき課題➢ 密封など燃料デブリ収納容器の搬出処理をR/Bから離れた建屋で実施する場合、建屋までの搬送用の閉じ込め装置が必要➢ 閉じ込め装置の概念検討、成立性の検証が必要➢ 燃料デブリ保管容器への閉じ込め処理を行う建屋概念が未検討⚫ 開発の進め方➢ ユニット缶状態でR/Bから離れた建屋への搬送検討- 搬送時間の1次評価、閉じ込め装置の仕様策定- 技術開発項目を抽出し、試験や解析などで成立性評価（水素発生、冷却、遮へい など）➢ 閉じ込め装置及び建屋機器の保守メンテナンス、通常点検、故障時等を考慮した必要処理系統数の検討

遮へい体

遮へいシャッター
バスケット昇降扉
バスケット昇降口

搬送装置概念⚫ 得られる成果➢ 燃料デブリをユニット缶状態で搬送する装置の成立見込み

燃料デブリ保管のための処理を行う建屋（イメージ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.461d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 検討の流れ

既存設計の問題点と課題、改善のねらい••既存検討における作業手順と課題
課題に対する解決策

改善する設計の概念検討

•

•
•
•

燃料デブリ取り出し工法のレイアウトと組み合わせた設備の概念検討
各ステップにおける、搬送装置と建屋バウンダリの組み合わせ検討
基本機能要求の設定
燃料デブリを収納したユニット缶の搬送で必要となる安全機能の設定安全要求に基づく基本設計条件の設定
取り扱い要求に基づく基本設計条件の設定
設計仕様と課題の設定•••

扉部の閉じ込め機構の検討
水素爆発の防止機構の検討取扱作業ステップ、設備配置と作業工程の評価•••

技術課題への対応
まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.462d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 開発スケジュール【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

中間報告
▼

11

実績：

2020年度
12

1

2

3

中間報告
▼

4

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

12

1

2

3

最終報告
▼

１.要求仕様策定、
概念設計
２.要素試験計画、
要素試験要領策定、
要素評価装置仕様策定

５.予備試験準備
６.取り扱い計画立案、予備試験、
全体概念成立性検討

７.まとめ

備考

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.463d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法(*)：燃料デブリ乾燥を含む保管に向けた前処理機能を持つ設備■ 既存設計の問題点と課題、改善のねらい（既存検討における作業手順）•••

ユニット缶は、乾燥後に収納缶に収納し、保管建屋にて保管
R/Bからの搬送時には、気密/搬送/遮へい容器に収納
搬送前の作業は、R/Bに隣接して建設する増設建屋(*)またはR/B上コンテナで実施
R/B

STEP 1
燃料デブリの取り出し

増設建屋（またはコンテナ）
STEP 2
燃料デブリをユニット缶へ
収納

STEP 3

STEP 4

ユニット缶を乾燥処理

ユニット缶を収
納缶へ収納

保管建屋

搬送
STEP 5収納缶を搬送/遮へい容器へ収納

STEP 6
搬送/遮へい
容器を搬送

STEP 7

STEP 8

搬送容器/遮へい容器の受
け入れ

収納缶を
取り出し

燃料デブリ
ユニット缶
収納缶
⚫ 既存手順の問題点• 増設建屋の規模が大きく、サイトのレイアウトに影響• 上アクセスのコンテナも3000～5000ton規模の遮へい• 号機ごと、上／横アクセス毎に増設建屋（コンテナ）が必要

搬送容器/遮へい容器コンテナ（上アクセス）

R/B

増設建屋（横アクセス）

1F構内搬送保管建屋
増設建屋の例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.464d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 既存設計の問題点と課題、改善のねらい（課題に対する解決策）•••

増設建屋をR/Bから分離して設置し、構内を搬送する設置した増設建屋は、号機、上／横アクセス共用設備とする
この際、収納缶への収納を行わない状態での搬送となる。
Ｒ／Ｂ

STEP 1
燃料デブリ
の取り出し

自由水は
水切り

STEP 2
燃料デブリをユニット缶へ収納

増設建屋（またはコンテナ）

搬送
STEP 3ユニット缶を搬送装置へ収
納

STEP4
構内搬送

STEP 5

STEP 6

搬送装置を受け入れ

ユニット缶を取り出し

STEP 7
乾燥処理・
仕分けなど
保管前処理

保管建屋

STEP 8ユニット缶を収納缶へ収納STEP 9保管ステップへ（以降同じ
作業）

燃料デブリ
ユニット缶
搬送装置

1号機R/B

横アクセス

搬送装置

上アクセス
号機間の共通設備として増設建屋の機能を有する

上アクセス

2号機R/B

横アクセス
上アクセス

3号機R/B

増設建屋

保管建屋

1F構内搬送※増設建屋と保管建屋は一体になる可能性もある

横アクセス

搬送装置の実施範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.465d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の前提条件（搬送対象物仕様など）
表. 搬送するユニット缶の仕様（収納缶Pjの情報に基づく）⚫ 搬送対象物（ユニット缶）• 数量 ： 1基タイプ1
タイプ2• 外形寸法、質量などは右記参照
Φ210×h400 mm Φ390×h400 mm
外形寸法※1• 水分除去を行う前の段階であり、水分含有を考慮
36.6 kg
133.3 kg
UO2重量(最大)• 水素および酸素の発生あり
30%
30%
水分含有率
⚫ 環境条件（設定値）
0.4 L/h
1.5 L/h
水素発生量• 温度： 0～40℃
0.2 L/h0.75 L/h
酸素発生量• 湿度： 最大99%デブリの大きさ
粒径0.1 mm以上
• 環境線量 ： 最大3000 Gy/h（想定炉内環境の中央値）※1: 外径寸法は上／横アクセスで最も大きいタイプを参考に設定した⚫ 搬送仕様• １日の取り扱い： 10基• 年間取り扱い回数： 2000回（年間200日の稼働）• 設計寿命： 50年（ただし消耗品は保守時に交換可能であること）• 取り扱い範囲： 建屋内および発電所構内に限定（構外は取り扱わない）• 作業員のアクセス（作業介在）
C4Lでの１次バウンダリ搬出前検査は作業員が介在（可能な限り遠隔化）
C4Mでのハンドリング作業、蓋の閉止確認、除染作業を遠隔装置で実施できるよう設計する⚫ その他• ユニット缶１基を炉内（炉底部）から吊り上げて内部に収納• ユニット缶吊り上げ揚程：約10m（新オペフロプラットホームからDSP底部までを想定）• プラットホーム上の搬送装置の稼働領域は目標Φ3m以内©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.466d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の概念検討（燃料デブリを充填したユニット缶の搬送で必要となる安全機能）
安全機能

内容

漏えい防止

搬送装置からの放射性物質の漏えいによる作業員や公衆の被ばくの防止

遮へい

放射線による作業員や公衆の被ばくを防止する

未臨界維持

未臨界の維持冷却・除熱

燃料デブリの温度上昇による安全阻害要因の防止

安全機能を維持するために必要な機能

搬送装置の取り扱いを考慮し、漏えい防止や未臨界維持など必要な安全機能を維持するために適切な構造強度

発生する水素の爆発防止
使用期間中の材料の腐食や劣化などの経年変化に対する、閉じ込め機能などの維持
ジルカロイなどの粉体金属による火災防止
機能維持のための基本要求事項（一般的な共通事項）

使用環境条件での機能維持
必要な信頼性、必要に応じ多重化、多様化
必要な検査、メンテナンスが実施可能な設備

必要な監視機能の装備
必要な運転操作、特に必要な現場操作が実施可能な設備

ハザード（内部、外部）への適切な対処が可能な設備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.467d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の概念検討（安全要求に基づく基本設計条件）
安全原則

放射性物
質の過大
な放出防
止

放射性物
質の閉じ込
め

機能要求

設計方針

燃料デブリを収納したユニット缶を収納し、取り扱い中における汚染の漏えいを防止する・搬送装置本体（水素処理機構を含む）による閉じ込め区域（１次バウンダリ）に加え、管理区域外への搬出時には本体・水素処理機構
をコンテナ（２次バウンダリ）に収納し、コンテナを取り扱う。
・水素処理機構においてタンクに貯蔵された排ガスは、管理区域外
では外部に放出せず、R/Bまたは新設建屋の気相処理システムへ引き渡す。
・搬送装置本体は、水素発生に伴い異常時は正圧になる可能性があるため、コンテナは負圧管理し、万が一搬送装置本体から汚染が放出されても、コンテナから外部への放出を防ぐ。
・コンテナには換気空調設備を設け、万が一汚染が搬送装置本体から放出された場合にも、コンテナ内の気体を浄化する。また、搬送装
置本体およびコンテナ内側は遠隔装置による除染ができるように設計する。
コンテナの開口扉は２重化し一つが開いても残り一つが閉じているよ
うにし、輸送装置本体の閉じ込めと合わせ仕切りを常に２重化する。
使用期間中の材料の腐食や劣化などの経年変化を考慮し、シール部の健全性を保てるように交換を可能にする。

取り扱い中に輸送装置が落下や転倒などの衝撃を受けないように、
取り扱い設備には適切な耐震クラスの設定や転倒防止の対策を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.468d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の概念検討（安全要求に基づく基本設計条件）
安全原則

放射性物
質の過大
な放出防
止

放射性物
質の異常な
追加生成
の防止

機能要求

設計方針

追加核分裂反応の防止搬送装置本体の幾何学形状により、燃料デブリの未臨界を維持する。
取り扱い中に臨界防止機能を喪失する重大な損傷を生じないよう、取り扱い中に輸送装置が落下や転倒などの衝撃を受けないように、
取り扱い設備には適切な耐震クラスの設定や転倒防止の対策を行う。

異常な加熱の防止搬送装置本体の放熱で健全性を維持（シール部の許容温度範囲を維持する）できる構造とする。

切削による異常な放射性物質の拡散の防止（適用外）

放射線による過大な被ばくの防止

作業員の過大な被ばく・
内部被ばくの防止（※2）

滞留水素による火災・爆発の防止輸送装置本体外部に作業員が直接アクセスできるよう放射線の遮へいを行う。

搬送装置本体外面での放射線量が表面で2 mSv/h以下。1m離れた箇所で0.1 mSv/hとなるよう遮へい構造を設ける。

作業員の被ばく低減のための設計

遮へい、汚染・線量区分の適切な設定と被ばくを低減する遠隔保守および燃料デブリ構内搬送動線とする。

作業員の被ばく低減のための運転管理

被ばく低減のための運転方法、保守計画および作業管理とする。

水素爆発下限を維持するための水素濃度ある
いは酸素濃度の管理

水素が溜まらない構造とする。
水素処理機構で水素濃度が設計値未満を維持できるよう希釈する。
希釈による排ガスは搬送装置本体に接続したタンクに放出し、搬送
中は一次貯蔵する。

搬送装置本体外部で作業が行えるよう、汚染を閉じ込める©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.469d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の概念検討（安全要求に基づく基本設計条件）
安全原則

機能要求

設計方針

遠隔操作性

遠隔作業によって搬送装置本体を作
業足場上に設置できること

遠隔操作によって、搬送装置の位置決め、設置、プラットホームへの固定ができること
遠隔操作によって、プラットホームと搬送装置の開口部蓋の開閉ができること
遠隔操作によって、搬送装置の除染作業ができること

放射性物質の閉じ込め

メンテナンス

万が一の場合に、作業員がプラット
ホーム上（搬送装置本体外側）にアクセスできること

プラットホームと搬送装置本体の界面からの放射性物質の漏えいを防止すること。また、耐震クラスを設定し、地震時にも放射性物質の漏えいを防止することができるようにする。

搬送装置本体搬出のため、外表面は除染できるようにすること搬送装置本体を1次バウンダリから搬出するため、装置本体の外表面を除染できるような構造とする

遠隔メンテナンス

PCVプラットホーム部分の装置について、遠隔でのメンテナンス、
消耗品交換が可能なこと
作業員が常時アクセス可能な部分の機器は、人で作業でのメンテナンス、消耗品交換が可能なこと©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.470d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の概念検討（設計仕様と課題の設定）
設計方針と法規制対応方針に基づく設計仕様と課題を抽出
搬送装置設計仕様・※1：日本原子力学会標準「使用済燃料・混合酸
化物新燃料・高レベル放射性廃棄物 輸送容器の安全設計及び検査基準：2013」より引用

特に検討・試験などで確認が必要な課題

本PJでの検討• 搬送装置からの漏えい、搬送装置とプラットホーム接続部からの漏え
いが制限値以下• 取り扱い中の想定事象に対し、搬送装置が破損せずに閉じ込めを維持

・ユニット缶の収納／払い出し時に開閉する扉部の「閉じ込め」および「汚染防止」を両立させて構内搬送できる構造の検討が必要。
・扉部の開閉を含む運用は遠隔操作で行える構造が必要• 作業フローの策定とリスク評価。リスクが残る事象に対してシミュレーションや試験等で閉じ込めを維持する構造強度を有することを確認する• 閉じ込めに特に重要な扉部分の装置概念を策定し、実現性を検討• コンテナ外表面：0.4 Bq/cm2以下※1• 特になし（設計段階で想定する汚染箇所が除染しやすい構造とする)• 簡易に除染できる構造とする

臨界防止• 取り扱い中の想定事象に対し、搬送装置が破損せずにユニット缶の形状を維持できること• 特になし（なお、ユニット缶の基本設計完了後に取り合い条件の検討が必要）• 作業フローの策定とリスク評価。リスクが残る事象に対してシミュレーションや試験等で形状を維持する構造強度とする

除熱• 搬送装置の部材が、各機能を損なわない温度を維持する• 構造設計の実現性を確認• シミュレーション等で確認する

遮へ
い• 搬送装置表面：2 mSv/h• 表面から1mの距離：0.1 mSv/h• 構造設計の実現性を確認• シミュレーション等で確認する• 水素爆発下限界濃度（4vol%）を十分に下回る状態を維持する。維持に当たっては1F構内搬送中に高圧ガスを用いない。

• 水素発生に伴う搬送装置本体内部の圧力上昇防止策 →高耐圧仕様にすると搬送装置が大型化（＋重量増）。圧力上昇を避けつつ
水素 濃度を低下させるシステムの検討• 搬送装置内部の水素濃度は遠隔監視し、通常作業では遠隔操作で水素処理できる構造が必要• 空気や窒素などの不活性ガスの注入による水素処理システムの成立性を机上検討や試験等で確認する

閉じ
込め

水素
爆発
防止

重要開発項目重要開発項目©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.471d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 改善する設計の概念検討（設計仕様と課題の設定）／水素処理および閉じ込めの基本要求⚫ 基本要求・水素発生時にも搬送装置本体の内圧を負圧（-500Pa(g)以下）に維持する
・通常時は内圧の負圧維持、事故時（正圧時）は漏えいによる被ばく防止ができるシール⚫ 水素処理機構※１ 環境条件で設定する装置本体内部の
・系統数
：２系統
水素発生量に対して、水素濃度を・希釈ガス供給流量 ：空気または窒素23 L/hour以上（※１）
2Vol%維持（暫定）することを想定。
・混合ガス回収流量 ：24 L/hour以上（※２）※２ 混合ガス量=水素＋酸素＋希釈ガス
・混合ガス一次貯留量 ：7日間分の排気混合ガスを貯留・監視：搬送装置本体内部および排ガス処理タンクの水素濃度、圧力・操作性：完全遠隔作業で水素処理すること⚫ 閉じ込め機能・漏えい量：① インリーク ： 2.4L/min以下（＠-2000Pa(g)）
負圧を作るポンプで最も排気量が少ないポンプ（水素処理機構で採用予定のシリンダ型ポンプ）の容量以下：② アウトリーク ： 10Vol%/h以下(＠1000Pa(g)）
搬送装置内部の想定汚染濃度は今後の調査状況などで決定することとし、暫定値。
シール部の実力値を要素試験にて確認し、現時点での想定汚染濃度にて作業員を対象にした被ばく評価を行い、当該設定値の妥当性を確認する。
・設計差圧：最大負圧-2000Pa(g)／最大正圧+1000Pa(g)に対して健全性を維持すること・監視：シール部の異常を検知できること
・操作性：完全遠隔作業で扉を開閉すること・メンテナンス性：メンテナンスフリー、もしくは遠隔操作によりシール部の据付け／交換できること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.472d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 課題に対する設計方針（全体概要）
⚫
⚫

⚫

⚫

搬送装置

上／横取り出し共通設備を基本とするが、本事業では上取り出し工法への適用を想定。
R/B上での設備レイアウトは、「１）① 干渉物撤去技術の開発／a.上アクセスによる大型構造物の取り出し方法、搬送方法／具体的なプランの検討②」にて示したレイアウト3を活用
デブリに対する最低限の遮へい（構内搬送時に守るべき基準値）は搬送
装置本体の遮へい厚で担保。R/Bにおいてはプラットホーム以外のセルや付帯機器に遮へいは設けない。
→作業員は通常時から搬送装置に接近できるように設計する。
1F構内搬送時は、水素処理コンテナに収納して搬送。

搬送装置の胴体（遮へい有）プラットホーム

プラットホーム

ユニット缶／
燃料デブリ

搬送装置へのユニット缶の収納建屋搬出エリア
C3以下

燃料デブリ封缶セル
C4M
搬出セル
搬出セル前室
C4L
C4M

水素処理コンテナ（車両積載）

燃料デブリ取
り出し装置

燃料デブリ
搬送装置

圧縮空気

フィルタ

H2センサ

圧縮機

排ガスタンクC4H(PCV雰囲気)

水素処理コンテナ（1F構内搬送時）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.473d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 課題に対する設計方針（バウンダリ構成）⚫
⚫
⚫

燃料デブリは1F構内搬送を含めて、常に二重の静的バウンダリ（＋動的バウンダリ）下に置く。
1F構内搬送中は、搬送装置本体と水素処理機構で1次バウンダリ（＋動的バウンダリ）を構築する。
上記に関連し、搬送装置本体と水素処理機構を収納するコンテナ（水素処理コンテナ）で静的な2次バウンダリを構成する。なお、水素処理コン
テナと搬送装置とで気相部体積に大きな差が無く、気圧勾配維持の制御が難しいことから水素処理コンテナに動的バウンダリは設けない。
建屋（静的+動的バウンダリ）

建屋（静的+動的バウンダリ）

セル（静的+動的バウンダリ）

搬送装置本体【建屋セル（1次バウンダリ）内搬送時】
閉じ込めは、以下で実施。
•
セル（静的1次バウンダリ）•
建屋（静的2次バウンダリ）•

セルと建屋それぞれの動的バウンダリ

水素処理コンテナ（静的バウンダリ）

搬送装置（静的＋動的バウンダリ）

搬送装置本体は水素処理機構と接続（本図では非表示）【建屋セル外（２次バウンダリ）】
閉じ込めは、以下で実施。
•
搬送装置（静的1次バウンダリ）•
建屋（静的2次バウンダリ）•

搬送装置と建屋の動的バウンダリ

搬送装置（静的+
動的バウンダリ【構内搬送時】
閉じ込めは、以下で実施。
•
搬送装置本体（静的1次バウンダリ+動的バウンダリ）•
水素処理コンテナ（静的2次バウンダリ）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.474

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 閉じ込め機構（蓋部分の構造案）
案１ ゲート式

構造／動作特徴が異なる3つの方式を検討。

案２ スイング式

遮へい機構と閉じ込め機構を分けた「遮へい／閉じ込め」分離コンセプト（シール構造は共通）
搬送装置筐体プラット
ホーム ダブルドア

遮へい機構と閉じ込め機構を一体化した「遮へい／閉じ込め」一体コンセプト

3点接触
シール
ドア1

搬送装置本体ダブルドア

案3 プラグ式

搬送装置本体

ダブルドア（搬送装置）

ダブルドア（プラットホーム）

ドア2

搬送装置側へのインリーク食い止め（ゴムシール、もしくはメンテ
ナンスフリーのメタルシール）

扉水平移動用
スイングアーム

プラグ
取り扱いアーム©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.475

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 閉じ込め機構（各案の最終比較結果）

案1／2は開発効率向上のため、共通シール構造（三点接触シール）とした。

評価項目
【凡例】
◎：他案に比べて特に優れている〇：◎に劣るが△よりは優れている△：他案に比べて課題が多い、
または不利

構造

シール部
メンテナンス性

取り
扱い性

プラットホーム上
占有面積（フットプリント）
扉部重量

ダブルドア重量
扉開閉動作速度
原子力
安全

遮へい機能
閉じ込め機能「遮へい／閉じ込め 分離」コンセプト
案1 【ゲート方式】

3点接触
シール

案2 【スイング方式】「遮へい／閉じ込め 一体」コンセプト案3 【プラグ方式】• ダブルドアには閉じ込め機能だけを持たせ、 • ダブルドアには閉じ込め機能だけを持たせ、 • ダブルドアに閉じ込め機能と遮へい機能
遮へい扉の開閉は別駆動にする。
遮へい扉の開閉は別駆動にする。
の両方を持たせる。
• プラットホームの上側に駆動装置を設け、メ • プラットホームの下側に駆動装置を設け、• 遮へい厚を持たせた密封蓋（プラグ）をンテナンス性を重視した構造とする。
フットプリント最小化を重視した構造とする。
プラットホーム下側の駆動装置にて動かす。フットプリント最小化を重視した構
特殊な形状。
造とする。
構造の最適化が必要
原子力産業
三点接触シール
Oリング状シールで流通する形◎
状で対応〇〇
ダブルドア駆動機構をプラットホームより
PCV雰囲気内で遠隔保守が必要
PCV雰囲気内で遠隔保守が必要
分離し、専用保守設備へ搬出できる。
◎△〇
遮へい機能と閉じ込め機能をプラグに包含する
ダブルドアの稼働範囲が最も広い
ことで他案に比べてコンパクト化が期待できる◎△◎（現時点でスイング方式と有意差はない）（現時点でゲート弁方式と有意差はない） 密閉蓋に遮へい厚を持たせることから重くなる△〇〇
ドアの遮へい重量により重くなる
将来的に要素試験にて評価すべき項目△〇
アームがPCV上にせり上がり、線源になるため、〇線量低減策が追加で必要
将来的に要素試験にて評価すべき項目©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.476

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 閉じ込め機構（設計最適化のための予備試験／試験内容の検討）••

前ページ各案のダブルドアの閉じ込め機能は、将来的に要素試験が必要。そのため必要なインプットとアウ
トプットを整理した。代表例として案1と2の整理結果を以下表に示す。
青色ハッチングで示す箇所（ID 1-1、 1-2）の一部は、机上検討による最適化に限界がある。試験規模が大きくなる要素試験実施前に、予備試験で机上検討内容にフィードバックをかける必要がある。

表. 要素試験で想定するインプット／アウトプット
ID

インプット（部材、環境）

ID

1-1

机上検討によって押し付け力を最適化
したパレットクランプ（エア／モータ）

2-1

パレットクランプの動作データ（モータ駆動力/エア圧など）

1-2

机上検討によって材質／形状／大きさを最適化したシール部

2-2

1-3

机上検討で構造を最適化した押し付け機構の構造

リーク量（微小位置決め誤差の影
響含む）（-2000Pa～2000Pa）

1-4

机上検討で形状を最適化したドア

1-5

机上検討で設定した雰囲気圧力：-2000 Pa～2000Pa

1-6微小位置決め誤差の再現【インプットのハッチング部凡例】
白色：机上検討で最適化させた値
青色：予備試験データで設計へフィード
バックをかける必要のある項目

2-3

アウトプット①（試験生データ）

接続構造全体の動作状況（映像写真）ID

アウトプット②（設計への反映）

3-1

パレットクランプの必要駆動力決定

3-2

シール部の形状決定

3-3

押し付け機構の形状決定

3-4

ドアの形状決定3-5

インリーク量に基づく負圧化ポンプの要求仕様決定3-6

アウトリーク量に基づく深層防護のクライテリア見直し表. 予備試験で求められるデータと試験内容
ID

インプット（部材、環境）

データ取得のために実施する試験

4-1

机上検討で抽出したシール部材
質の絞り込みに資するデータ

圧力降下試験（位置決め誤差の影
響確認含む）

4-2

机上検討で抽出したシール部材
質の最適な押し付け力の決定に資するデータ

ヘリウムリーク試験

予備試験では材質と押し付け力に係るデータを取得し、机上
検討結果にフィードバックをかける。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.477

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 閉じ込め機構（設計最適化のための予備試験／結果まとめ）••

三点接触シールは製作性を含めて4種類の材料候補が挙げられる。
以下の3つの試験を通じて段階的に絞り込みを行った。
パッキン名

グループ①

グループ②

グループ③

グループ④

A(搬送装置側ダブルドア)

SUS304

SUS304

EPDM(金型成型)

EPDM(切削成型)

B(プラットホーム)SUS304

SUS304

EPDM(金型成型)

EPDM(切削成型)

C(搬送装置)EPDM(金型成型)

EPDM(切削成型)

EPDM(金型成型)

EPDM(切削成型)

D(プラットホーム側ダブルドア)

EPDM(金型成型)

EPDM(押出成型)

SUS304

SUS304

パッキンA/C：無し
パッキンA/D：無し
パッキンB/D：有り

パッキンA/C：無し
パッキンA/D：有り
パッキンB/D：有り

パッキンA/C：無し
パッキンA/D：有り
パッキンB/D：有り

パッキンA/C：無し
パッキンA/D：無し
パッキンB/D：無し

試験1 ヘリウムリーク試験
初期圧力から一桁以上の内圧低下はあるか

試験1の結果：相対評価で上位となったグループ①と④にて試験2を実施
試験2 放置圧力試験（位置決め誤差無し）
相対評価で著しい内圧低下はあるか何れのパッキンも初期圧力から有意な圧力降下なし何れのパッキンも初期圧力から有意な圧力降下なし試験2の結果：グループ①と④の優位差は確認できず、いずれも試験3を実施
試験3 放置圧力試験（位置決め誤差有り）
相対評価で著しい内圧低下はあるか

最大位置決め誤差0.5度まで有意な圧力降下無し

位置決め誤差0.3度にて有意な圧力降下を確認

グループ①を実機および要素試験の採用候補とし、構造図へ反映した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.478d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法 ■ 水素処理機構／設計方針【水素処理】• 水素濃度を、爆発下限（4Vol%）以下に維持。
• 搬送装置本体の水素濃度を常時監視。基準値を超えた場合、希釈用ガスを注入。浄化後、排ガスは圧縮機で廃ガスタンクに一時的に貯留。排ガスタンクは最大で約7日間連続貯留とする。貯留した排ガスは、搬送先またはR/Bの換気空調系統に引き渡す。
【搬送装置の負圧化】
水素処理以外の役割として、圧縮機にて搬送装置内の負圧化も常時維持。内圧も監視し、基準値を超えないよう制御。
【安全設計方針】
1F構内移動時に行う本制御は通常作業フローに基づくリスク評価の中で、作業員被ばく／公衆被ばくに最も影響があると判断。レスキュー対応を含めた深層防護フローを深堀り検討した（次ページ以降）。

① 通常監視時② 水素発生時（希釈時）希釈用窒素or圧縮空気

希釈用窒素or圧縮空気（19.3L/h）

ガス循環

フィルタ

（※1）

希釈

H2センサ

圧縮機

（※1）

H2センサ

排ガスタンク

約Φ600×1600mm（400 L、 最大0.8 MPa）

フィルタ
排ガス発生 ：
480L/day

圧縮機

排ガスタンク

ピストン式 真空・
加圧気密コンプレッサー※1：フィルタは高線量化を考慮して搬送装置本体内部への設置も検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.479d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／安全設計（深層防護フロー）搬送装置内部は、燃料デブリ入りユニット缶を収納／扉を閉めた段階では、PCV内の環境条件と同じと仮定。
その後、燃料デブリからの水素発生に伴い、内圧と水素濃度が上昇する。
【内圧の変化に伴う搬送装置内部の物理的現象】•••

通常状態では、搬送装置内部は、負圧による動的バウンダリと、シール部バウンダリの2つを併せ持つ。
内圧が大気圧になると、動的バウンダリは消失する。シール部バウンダリは維持されるが、一定の漏えいが発生し、水素処理コンテナ内部が汚染される。
内圧1000Pa以上でシール部破損による予期せぬ箇所からの漏えいを防ぐために、搬送装置外へのベント処理を行う。
内圧[Pa(g)]動的バウンダリ

シール部バウンダリ

放射性物質漏えい有無

0 未満

維持

維持

無し

0以上
1000未満無し

維持搬送装置外への漏えいの可能性あり

1000以上無し

無し（シール部破損回避のためにベント）

ベントによって搬送装置外へ漏えいが発生動的バウンダリ喪失となる
内圧0～1000Paを事故へ至る過程状態と定義【水素濃度の変化に伴う搬送装置内部の物理的現象】•

搬送装置内部は空気雰囲気であるため、水素濃度4Vol%以上で水素爆発が起きる可能性が高まる。
水素濃度[Vol%]

水素爆発が起きる可能性

0以上、4未満

無し

4以上

可能性あり

• 水素爆発条件の定義が困難であることから濃度
4Vol%未満に抑える要求を設定• 市販水素センサの警報精度（±25%）を参考に事
故へ至る過程状態を定義©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.480d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／安全設計（深層防護フロー）【水素濃度・内圧基準値に基づく深層防護レベル】• 水素濃度0.7vol%以下、内圧-600Pa(g)以下を維持している場合はレベル1→水素濃度：測定誤差(+25%)を考慮して設定→内圧：-600→0Pa(g)への到達速度（約20分）を考慮→どちらかが超えた場合はレベル2へ移行••

レベル2は、水素処理機構の本機から予備機への配管切り替えでシームレスに遠隔操作
予備機への配管切り替え失敗、あるいは予備機の故障等で水素濃度3.0vol%以下、内圧 1000 Pa(g)以下を維持できない場合は、レベル3へ移行

初期圧力：-2000Pa(g) 装置内容積 ：50L（※1）
水素発生量 ： 0.5L/h 酸素発生量 ： 0.25L/h※1：タイプ1（内径200mm）ユニット缶に対応した場合

1500.0

レベル３

5.0
4.5

1000.0

4.0

500.0

内圧

3.5

レベル３

レベル２

0.0

3.0
2.5

-500.02.0
レベル１-1000.0

水素濃度

1.5

レベル２

水素濃度[Vol%]•

深層防護フローでは、内圧と水素濃度の基準値をそれぞれ設けて、どちらかの条件を満たした
場合はレベルを移行する
現在の水素発生量は保守的に設定しており内圧上昇速度が速い（10分で約300Pa上昇）。燃料
デブリの性状把握に応じて本基準値を適宜見直す方針とした。今年度報告書にて、現時点での定量的評価結果を含む各種基準値設定の考え方をまとめる。
【評価条件】

モバイルセル内圧[Pa]•1.0-1500.0

0.5

レベル１-2000.0

0.0
0

20

40

60

80

100

120

経過時間[分]図. PCV内圧を-2000Pa(g)としたときの、搬送装置内部の圧力、水素濃度の時間変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.481d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／安全設計（深層防護フロー）••••

水素処理機構は本機と予備機の2系統を1F構内移動中の搬送装置と接続（下図①と②）→全て遠隔作業で対応
レベル3移行後は一次バウンダリを持つ緊急避難建屋へ避難開始。
→移動時間が確保できない場合は水素処理コンテナ内もしくは大気にベントすることでレスキュー
時間を確保（下図③）
緊急避難建屋への移動後は、ユニット缶回収／除染／機器メンテナンスを経て通常状態へ復旧
レベル3では一部作業で作業員の介在が入る計画。このため、最も被ばく度合いが高い作業を選定
し、リスク評価と被ばく評価を実施した（次ページ以降）③レスキュー機の接続が時間的に間に合わない場合はコンテナ内あるいは大気へベント①本機ON、予備機OFF②予備機ON

搬送装置

搬送装置

搬送装置

水素処理機構（本機）

水素処理機構（本機）

水素処理機構（本機）

水素処理機構（予備機）

水素処理機構（予備機）

水素処理機構（予備機）

レベル1

レベル2

レベル3

事象：水素濃度or内圧上昇
原因：本機の破損など

事象：水素濃度or内圧上昇
原因：予備機破損あるいは切り替え失敗など©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.482d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／安全設計（深層防護フロー）● レスキュー時のエラーモード分析（リスク評価）•

深層防護レベル３のうち、水素処理コンテナ内でのベント後のレスキューの中で作業員が最も被ばくリスクが高まる項目としてコンテナ内部除染を特定。
コンテナ内部汚染環境および作業時間を仮定し、被ばく評価を実施した（次ページ）。

•

水素処理コンテナを
緊急避難建屋の一次バウンダリまで移動搬送装置の内部ガスを水素処理コンテナ内へベント作業員が最も線源に接近する作業が含まれる→リスク評価／被ばく評価を実施

水素処理コンテナ内部除染装置類除染水素処理機構（レスキュー機）
を外部接続

搬送装置／ユニット缶回収
装置点検／部品交換

作業フロー

ID

STEP

3

c

リスク要因

安全機能への波及

発生事象

作業項目

有人作業

（何が、どのような状態になる

ヒューマン

機械的

のか）

エラー

エラー

：〇

閉じ込め

被ばく対象
遮へい

気相

液相

除熱

A

---

---

A

---

---

臨界

水素

公衆

作業員

被ばく

被ばく

A

---

A,B

---

---

A

---

A,B

---

---

爆発

対策
（予防or緩和)コンテナ内部除染B(ベント時のガスに混

3-1

c

-

1 コンテナ内部除染〇作業員が過剰に被ばくする---

入した個体燃料デブリの機器付着)

B(ベント時の放射性希
3-2

↑

↑

--

↑

---

ガスがコンテナ内に充満)(予防)ベントラインへフィ
ルタ設置(予防)作業員アクセス前の十分なコンテナ内換気©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.483d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／安全設計（深層防護フロー）● レスキュー時のエラーモード分析（作業員被ばく評価）
•
•
•

•

1台の水素処理コンテナのレスキューで174.8mSvの総被ばくを試算。
主な要因は水素処理コンテナを緊急避難建屋（一次バウンダリ内、 C4M）に移動させた後の有人作業→汚染機器の取り出し作業とコンテナ内部の除染作業作業員の1日の許容被ばく量を5mSvとした場合、35名が必要な見積もりとなる。合理的な被ばく量低減策が必要である一方、水素処理コンテナ内にベントした場合、汚染品は除却／廃棄する方針への切り替えも選択肢に加える必要性を確認。
ハード設計においては、水素処理コンテナ内へのベントによる作業環境線量の適正化と、水素処理コンテナ内の取り付け
部品点数の最適化の必要性を確認。

作業班

作業

エリア区分

直接／遠隔作業

有人作業時間
[min]

最低必要
人数

環境線量
[mSv/h]

被ばく量[人・mSv]

被ばく量小計[人・mSv] ※1

移送班

水素処理コンテナ移動

構内

有人作業

60

3

0.01

0.03

0.03

一部有人作業（搬出容器非接近）

35

7

0.01

0.04

水素処理コンテナ 緊急避難建屋（一次バウンダリ
内）退避
緊急
避難
建屋内
作業班

0.57

C3以下

一部有人作業（搬出容器接近）

45

7

0.1

0.53

C4M

一部有人作業

240

4

10

160

C4L

有人作業

120

7

1

14

有人作業

180
(コンテナ内作業)

4

0.01

0.12

有人作業

120
(機器動作確認)7

水素処理コンテナ内除染装置点検／部品交換

合計

174

C3以下

2525

※1 計算表で端数の切り上げ／捨て処理を行っているため、小計／合計は完全に合致しない

0.26
0.01

0.14

174.8 ※1
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.484d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／要素試験の計画••

水素処理機構は将来的に要素試験が必要であることから、必要なインプットとアウトプッ
トを整理した（下表参照）。
要素試験実施前に、空気の注入による希釈とポンプによるガス排出で水素濃度と内圧を監視・制御する原理の成立を確認する必要がある。小型ポンプを用いた予備試験でこれを確認した。
表. 要素試験で想定するインプット／アウトプット

ID

インプット（部材、環境）ID

アウトプット①（試験生データ）

1-1

机上検討で最適化したポンプ

2-1

ポンプ稼働データ1-2

搬送装置内容積を再現した
模擬ユニット缶収納部

2-2

摸擬ユニット缶収納部の水素濃度/圧力（時系列データ）

1-2

連続ガス処理を想定した模擬排ガスタ
ンク2-3

摸擬排ガス処理タンクの水素濃度/圧力（時系列データ）

1-3

机上検討で設定した希釈ガス注入量

1-4

机上検討で設定した水素発生量1-5

机上検討で設定した希釈モード開始値

1-6

机上検討で設定した搬送装置内部の
負圧維持値

1-7

机上検討で設定した搬送装置内の雰
囲気ID

アウトプット②（設計および繰り返し試験への反映）

3-1

希釈モード開始値の決定

3-2

摸擬排ガスタンクの必要容積の決定

3-3深層防護で設定したクライテリアの見直し

3-4

ポンプの仕様決定（扉部の要素試験と比較）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.485d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／原理成立確認のための予備的試験（試験概要）⚫ 試験での確認項目【水素濃度制御の成立性確認】搬送装置の内容積を模擬したタンク（搬送装置模擬タンク）内の水素濃度を監視し、希釈により水素濃度を一定値に安定して制御できるかどうかを確認する。

【搬送装置内圧制御の成立性確認】
希釈によって搬送装置の内圧が上昇しないよう、排ガスタンクへ余剰ガスを排出し、搬送装置模擬タンクの内圧を一定値に安定して制御できるかどうかを確認する。

⚫ 試験装置の構造•••

搬送装置模擬タンクに水素／空気を継続注入し、右図
赤破線の閉ループにて水素濃度と圧力を監視。閉
ループ内のガス循環はポンプで実施。
内圧制御のための排ガスタンクへの余剰ガス排出は、
上記閉ループ上の電磁弁切り替えで実施。
搬送装置模擬タンク内の水素濃度は閉ループ上のセンサで監視、内圧は搬送装置模擬タンク直接取り付けたセンサで監視。

試験装置外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.486d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 水素処理機構／原理成立確認のための予備的試験（試験結果）②時々刻々と上昇する圧力に対して、適宜排ガス処理を行い、負圧（インリーク状態）を維持。

4.0

1.0

3.5

水素濃度：%

搬送装置内圧力:kPa
収納管圧力：KPa

3.0

②

0.5

ガス湿度：x0.01%
0.0

2.5
2.0

-0.5

1.5
-1.0
1.0

-1.5

①

0.5
0.0
11000
183

11050
184

11100
185

11150
186

11200
187

11250
188

収納管内圧力（kPaG）
搬送装置タンク内のゲージ圧(kPaG)
ガス湿度（x100%）%）
ガス湿度（*100【データ解説（図1）】①水素濃度はほぼ一定値で安定している。プロット点の揺らぎはセンサ測定精度によるものと判断。

H2濃度：0.7％、収納管圧力 -0.2～0.7kPaG、湿度：90%条件%)
搬送装置タンク内の水素濃度(Vol
収納管内H2濃度（%）

【試験条件】
湿度：90%以上
水素注入量：3 cc/min
希釈空気注入量：417 cc/min
余剰ガス排出タイミング：
タンク内圧-0.8 kPa(g)

-2.0
11300
189

Time (s)Time (min)

図1 搬送装置タンク内の水素濃度および内圧（ゲージ圧）

水素濃度と内圧の制御は可能であり、原理成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法

No.487■ 監視機能多様化／オブジェクティブツリー
•燃料デブリ搬送装置の構内移送時における監視機能が多様化できるよう、オブジェクティブツリー
（OT）を活用した見直し評価を実施した（※1）。

【前提条件】• OTは深層防護レベル1～3ごとにそれぞれ展開する。深層防護の考え方は、過去の補助事業（※2）
にて整理したもの（右図）を適用する。また、本評価では単一故障を前提に検討する。
•

現地適用にあたっては、作業員が誤った作業をしたまま次の作業に移ることの防止を目的とした監視策も必要。監視対象抽出のためには具体的な作業要領に基づく必要があるため、本評価からは除外する。

•

監視機能の二重化にあたってはそれに付随する電源二重化、本機との配線ライン区別化を前提とする。

•

なお、事故状態から通常状態へ復帰する機能については、機器構造レベルで検討する必要があるた
め、本評価から除外する。（ただし、水素処理機構の安全評価にて事故状態からの復帰シーケンスは一例として別項目で検討（本資料／本項の「水素処理機構／安全設計」の説明ページを参照のこと）。

（※1）OTは監視のみに拘らず、全体作業ステップと全体システムに着目することが本来の活用法である。しかし、本件では「監視機能」の概念設計推進のために、所定の作業プロ
セスに対してOTを部分的に活用した。
（※2） 平成28年度「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」©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法

No.488※1 平成28年度「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」■ 監視機能多様化／オブジェクティブツリー
●評価フロー（全体概要）

STEP 1：原子力安全

過去の補助事業(※1)にて整理した安全設計フロー（下図）を基に、評価フロー（右図）を構築した。

STEP 2：原子力原則
機能喪失リスクが高いた
めOTレベルを一段下げて検討

STEP 3：安全要求

監視すべきパラメータはこ
こで設定

STEP 4：設計判断基準
OTでの作業

STEP 5：要求機能の設定（深層防護レベル1～3）
STEP 6：要求機能の実現具体策の検討
No

定期的な保守作業により機能は保たれるか(*1)Yes(*1)本分岐フローの整合性について
STEP1～7の試運用を繰り返し、達成すべき目標との不整合が出た場合には都度フロー内容を修正し最適化させた(*2)
レベル3で設定した監視機能(例. 緊急ベントなど)がレベル1の監視においても有効活用できる場合は、STEP7完了後に追加。

①の場合

STEP 7：評価完了【OTレベル1の場合】
具体策の運用頻度は高いか？(*1)①常に運用 ②定期的に運用(*2)
【OTレベル2の場合】
レベル2対策が失敗し、放射性物質が漏えいする
イベントの有無(*1)①イベントあり ②イベント無し（理由を示す）②の場合©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.489d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 監視機能多様化／オブジェクティブツリー
●評価フロー（STEP1～3：原子力安全→安全原則→安全要求）
原子力安全
人
と
環
境
を
放
射
線
リ
ス
ク
か
ら
防
護
す
る

公衆と環境を
放射線リスクから防護する

安全原則（達成されるべきもの）
放射性物
質の過大
な放出防
止

放射性物質の閉じ込め

基本的安全要求
バウンダリによる放射性物質の閉じ込め

燃料デブリ搬送システムへの要求基本機能
閉じ込め機能のうち、高圧破損防止機能

炉内から取り出された放射性物
質の移送容器による閉じ込め
放射性物質の異常な追加生成の防止追加核分裂反応の防止

臨界防止機能 →ユニット缶の内径維持と移送前の軽量管理にて担保

異常な加熱の防止

閉じ込め機能のうち、除熱機能

切削による異常な放射性物質の拡散の防止
放射線による過大な被ばくの防止

外部被ばくに対する防護

放射線による過大な被ばくの防止
作業員を放射線リスクから
防護する

1F特有リスクから人と環境を防護する

密封容器外の汚染物質からの直接線に対する遮へい機
能 →密封容器からの汚染物質放出による雰囲気線量上昇を考慮
密封容器からの直接線に対する遮へい機能

作業員の過大な被ばく・内部被ばくの防止・デブリ取り出し作業に必要な新規装置設置に伴う被ばく・デブリ取り出し関連作業に伴う被ばく・デブリ取り出し関連以外のサイト内作
業員の被ばく

作業員の被ばく低減のための設
計

遮へい、汚染・線量区分の適切な設定と被ばくを低減す
る遠隔保守および燃料デブリ構内移送動線とする。

作業員の被ばく低減のための運転管理

被ばく低減のための運転方法、保守計画および作業管理とする。

滞留水素による火災・爆発の防止

水素爆発下限を維持するための水素濃度あるいは酸素濃度の管理

本来OTで検討対象に入れるべき項目であるが監視機能に特化させるために除外した閉じ込め機能のうち、水素爆発防止機能→水素爆発による密閉境界破損に伴う閉じ込め機能喪失を想定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
上記の赤色ハッチング部の要求基本機能を組み合わせてOTのトップ事象を決定する

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.490(*)平成28年度「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」に基づき設定

d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 監視機能多様化／オブジェクティブツリー ●評価フロー（STEP 4：設計判断基準）••

燃料デブリ搬送装置の構造設計を進めるための判断基準として、各機能における通常／異常／事故状態を定義
注記：検討漏れを防ぐために監視に直接関与しない基準も含む
OTで抽出する異常／事故発生メカニズムごとにさらに詳細に個別設定する。
要求基本機能安全原則

本機能の喪失をOTのトップ事象に
据える

放射性
物質の
過大な
放出防
止

閉じ
込め
機能

除熱機能

水素爆発防
止機能

本機能の喪失をOTのトップ事象に
据える

放射線
による
過大な
被ばく
の防止

高圧破損
防止機能

遮へ
い
機能

密閉容器外
の汚染物質
からの直接
線

密封容器か
らの直接線

レベル1（通常状態）

レベル2（異常状態）

レベル3（事故状態）-600 Pa(g)以下1000 Pa(g)以下

公衆被ばく 5mSv/事象(*)

放射性物質は閉じこめられている

放射性物質は閉じこめられている搬送装置シール部から放射性物質が漏えいする

50度未満（PCV内の最高温度）

100度未満（ゴムシール耐熱限界温度）

公衆被ばく 5mSv/事象(*)

放射性物質は閉じこめられている

放射性物質は閉じこめられている搬送装置シール部から放射性物質が漏えいする

0.7 Vol%以下

3.0 Vol%以下

3.0 Vol%より上

水素爆発しない

水素爆発しない

水素爆発しない（軽水炉事業の考え方を踏襲し、爆発の有無関わらず
水素濃度4Vol%未満に抑える要求を設定）--（閉じ込め機能にて担保）--（閉じ込め機能にて担保）

公衆被ばく 5mSv/事象(*)

放射性物質漏えいなし

放射性物質漏えいなし

一次バウンダリから放射性物質漏えいあり

装置表面から1mの箇所で0.1 mSv/h以下

作業員被ばく 20 mSv/年(*)

作業員被ばく
100mSv/事象(*)

密閉容器の露出無し

密封容器が一部露出

密封容器が大幅に露出

設定根拠
燃料デブリからの水素と酸素発生速度から決定

ゴム製シール部が閉じ込め機
能喪失に影響するとして仮設
定・燃料デブリからの水素発生速度と一般的な水素濃度監視センサの測定誤差から決定

レベル3は放射性物質漏えいによる周辺線量の上昇を想定

搬送装置の規模から露出した密封容器によるスカイシャイン
影響より、直接線による作業員
被ばくが顕著と判断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.491d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 監視機能多様化／オブジェクティブツリー

●まとめ
安全原則

要求基本機能

内圧
破損
防止
機能

基準

放射性
物質の
過大な
放出防
止

除熱
機能

密閉容
器から
の放射
性物質
漏えい

放射線
による
過大な
被ばく
の防止

遮へ
い
機能

密封容
器から
の
直接線

レベル3（事故状態）-600 Pa(g)以下1000 Pa(g)以下

公衆被ばく 5mSv以下

・水素処理機構によるガス排出・水素処理機構の予備機

・水素処理コンテナ内への緊急ベント

監視・（直接監視）圧力センサ
・（間接監視）水素濃度センサなど

・圧力センサ二重化
・水素処理機構予備機の起動監視センサ

・緊急ベント動作信号
・コンテナ内の線量＆ダストモニタ

50度未満（PCV内の最高温度）

100度未満（ゴムシール耐熱限界温度）

公衆被ばく 5mSv以下

具体策

・フィン放熱・水素処理機構によるガス循環

・水素処理コンテナによる閉じこめ

監視・（直接監視）温度センサ
・（間接監視）サーモカメラ

・温度センサ二重化
・水素処理機構の起動監視センサ

・コンテナ内の線量モニタ・コンテナ内のダストモニタ

基準
水素爆
発防止
機能

レベル2（異常状態）

具体策

基準

閉じ
込め
機能

レベル1（通常状態）

0.7 Vol%以下

3.0 Vol%以下

3.0 Vol%より上

具体策

・水素処理機構による希釈ガス

・水素処理機構の予備機

・水素処理コンテナ内への緊急ベント

監視・（直接監視）水素濃度センサ
・（間接監視）圧力センサなど

・水素濃度センサ二重化
・水素処理機構予備機の起動監視センサ

・緊急ベント動作信号
・コンテナ内の水素濃度監視センサ

基準--- （閉じ込め機能にて担保）--- （閉じ込め機能にて担保）

公衆被ばく 5mSv以下

具体策

---

---

・水素処理コンテナによる閉じこめ

監視

---

---

・コンテナ内の線量モニタ・コンテナ内のダストモニタ

基準

装置表面から1mの箇所で0.1 mSv/h以下

作業員被ばく 20 mSv/年

具体策

・吊り上げクレーン二重ロック（落下防止）
・二重吊りワイヤ（落下防止）

・緩衝材
・遮へい部大破損を防ぐ吊り上げ高さ

・無人作業化による作業員接近防止
・水素処理コンテナによる距離減衰

監視・監視カメラ・監視カメラ・インターロック・コンテナ内の線量モニタ

作業員被ばく 100mSv/事象センサの故障モードも想定した上で監視機能の多様化整理が完了。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.492d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 各検討結果に基づく燃料デブリ搬送装置の構造• 燃料デブリ搬送装置（小型ユニット缶対応版）の外形構造を示す。除染性を高めるた
め外殻は滑らかな形状とした。
• 重量は約6.3 ton（吊具を除く）となり、設計目標10 ton以内を達成。

吊具

遮へい
シャッター

水素処理機構接続用ツールチェンジャ
図. 遮へいシャッター開閉シーケンス

吊具
遮へい部

ユニット缶
密閉器

ユニット缶
昇降機構

ダブルドア（ゲート方式）
遮へい
シャッター
図. 吊具取り付けシーケンス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】

No.493d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ 各検討結果に基づく燃料デブリ搬送装置の構造• 建屋内移動を補助するパレット（水素処理機構搭載）と構内移送時の水素処理コンテナの外形構造を示す。
• 水素処理コンテナはレール上を車輪移動してトラック荷台に自力移動し、固定した後に車両移送される。
水素処理機構接続用ツールチェンジャ

水素処理コンテナ（外殻）水素処理機構（本機／予備機）

駆動用バッテリー
および制御盤4500mm
パレット
水素処理
コンテナ
（車輪部）

2500mm

2500mm
3400mm

3400mm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.本事業の実施内容【1)②干渉物撤去以外の技術の開発】
d. ユニット缶状態でのR／Bからの移送方法■ まとめ（本プロジェクトでの活動の総括と将来的な課題）

No.494

スループットの試算結果は、現時点での評価値であり、今後変更があります。

燃料デブリをユニット缶状態で搬送する装置の成立見込みを得るための検討を行った。基礎データは概念検討フェーズで得る基礎デー
タ1と、今後基本設計に向けて得ていくべき基礎データ2がある。本プロジェクトでは基礎データ1を取得した。
基礎データ1（概念の根本的な成立性を確認するためのデータ）

基礎データ2（基礎データ1と基本設計に絡めつつ今後得ていくべきもの）

全体

・適応すべき法規制を調査抽出し、それに基づく安全要求を整理
・各機能の担保を監視する機能を整理

・規制との対話を行うための前提条件（対応すべきリスク等）の整理
・監視機能実現に向けた監視環境の詳細評価

閉じ込め機
能

重要開発項目として、機能別ダブルドアを3種類の構造概念を検討。運用作業
ステップに基づくリスク評価を行い、将来的に行うべき要素試験項目を抽出

基本設計を見越した3種類のダブルドアの絞り込
み検討。それに資する要素試験データ。

遮へい機能

数値計算による遮へい評価を行い、設計基準を満たす遮へい厚を設定

基本設計を見越した数値計算による詳細な評価。

除熱機能

数値計算による除熱評価を行い、設計基準を満たすことを確認

臨界防止機
能

収納缶PJの評価条件を参考に、数値計算による臨界評価を行い、設計基準を満たす形状寸法を設定

水素爆発防
止機能

重要開発項目として希釈による水素爆発防止機構の構造概念を検討。運用作業ステップに基づくリスク評価を行い、将来的に行うべき要素試験項目を抽出

基本設計を見越した水素処理機構の実力確認要素試験。収納缶PJにて検討する触媒方式の併用
検討。

作業員安全

・通常／メンテナンス作業ステップを策定し、ステップ毎に応じたリスク評価と被ばく評価を実施。作業成立のために必要人員数を確認。
・1F構内移送中の圧力上昇に伴う閉じ込め機能喪失リスクをモデルに、事故復旧シーケンスを検討。作業員介在条件と作業ステップを定義し、リスク評価と被ばく評価を実施。作業成立のために必要人員数を確認。

各装置／設備の構造変更に伴う作業ステップとリスク評価の定期的な見直し。

ハード設計上の要求

燃料デブリ取り出し装置との取り合い条件を検討。双方干渉しないための寸法／構造条件を整理。

取り扱い要求メンテナ
ンス性

メンテナンス難度が最も高いPCV雰囲気に設置するダブルドアのメンテナンス方策を検討。メンテナンス性に特化したダブルドアの構造概念を検討。

基本設計を見越したダブルドアのメンテナンスシ
ステム実力確認要素試験。

スルー
プット

設備配置に基づく作業工程表から燃料デブリ搬出能力を評価。夜間に10基の搬送装置を搬出できる見込みを得た。

各装置／設備の構造変更に伴う定期的な見直し。
トラブル対応性の向上、さらなるスループット向上©International Research Institute for Nuclear Decommissioningに向けた設備構造の検討。

検討項目
安全要求
に基づく設
計仕様と
設計目標
の検討

７．本事業の実施内容

No.495２）燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発
ＰＣＶ内にはＲＰＶ内の溶融損傷燃料に加えて、ペデスタル底部等の構造物上の様々な場所に堆積する燃料デブリが多様な状態（ルース燃料デブリ、汚泥状、微細（粉）燃料デブリ、破砕/切削等の加工による燃料デブリ等）で存在する。燃料デブリ取り出しを効率化するために、燃料デブリの状態に応じた回収方法、容器への収納方法及びシステムを開発し、必要に応じ要素試験を実施し成立性を確認する。
要素試験では、回収効率を評価するデータ等を取得し、燃料デブリの場所、状態を考慮した燃料デブリ取り出し効率の評価に役立てる。また、取り出し効率を高める収納方法、シ
ステムについて、安全確保と現場適用性を考慮した概念検討を行う。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発。
・PCV水位（水中、低水位、気中）に分けて検討し、対応方針を策定。
・粒状燃料デブリの捕集量を向上するためのセパレータ構造を検討。
・粒状燃料デブリ吸引回収システムに適したポンプストレーナ形状を検討。
b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発。

・燃料デブリの分布状態を推定分類。状態ごとに加工回収法を立案。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.496a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発⚫ 粒状燃料デブリ吸引回収システムの開発の目的➢ 取り出しロボットや液相系で回収困難な粒状
燃料デブリを、 効率よく回収することを目的
として粒状燃料デブリ吸引回収システムを開発する。
⚫ 解決すべき課題➢ 1F環境を想定した、仕様、装備、保守、運用性等の具体化。
⚫ 開発の進め方（前期補助事業にて抽出した主要課題より）
a) 本システムに適したポンプストレーナ形状の検討
b) ユニット缶（セパレータ）※の満杯検知方法の検討
c) ユニット缶（セパレータ） ※の交換方法の検討
d) 気中からの吸引☆に適したポンプ型式の検討（水中からの吸引ポンプ型式は検討済）☆気中からの吸引とは、「低水位及び気中（湿潤環境）」と定義する。
上記の結果を踏まえ、要素試験を実施し、システムの成立性を検討する。
⚫ 得られる成果➢ １Ｆ環境に適した粒状燃料デブリ吸引回収システムの具体化した仕様。

取り出しロボットで回収予定

液相系で回収予定
今回の対象範囲＜セパレータ＞
・遠隔操作による交換方法の検討
・セパレータ目開きの検討
・セパレータ目詰まり、満杯検知方法の検討＜ポンプ＞
・ポンプ型式の選定＜ポンプストレーナ＞
・粒状燃料デブリの吸引に適した形状の検討

粒状燃料デブリ吸引回収システム 検討課題

※ユニット缶（セパレータ）
本システムでのユニット缶は、周囲の媒体と共に移送された粒状燃料デブリを分離・捕集することから、ここでは分離装置（セパレータ）と呼ぶ。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.497a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発⚫ 検討フロー

一昨年の成果と課題

一昨年の成果水中からの吸引回収を前提に以下課題を抽出した。
・水中ポンプのストレーナ（吸引口）は、メーカノウハウに基づき経験的に設計されており、粒状燃料デブリ吸引回収において、適切な形状であると言い難い。
・粒状燃料デブリのユニット缶（セパレータ）の満杯検知方法が未定。
・満杯になったユニット缶（セパレータ）の交換方法が未定。

課題を受けた昨年度の取り組み（水中からの吸引）

ストレーナ形状の検討

・一昨年に抽出した課題に対する打ち手を検討した。
・水中ポンプが適用できない低水位（水位20cm以下）及び気中（湿潤環境）でも適用可能な粒状燃料デブリ吸引回収システムを検討した。

（低水位及び気中からの吸引）吸引機器の検討

検討結果の成立性を要素試験にて確認

今後の課題と対応方針を抽出（水中/気中 共通機器）

セパレータの満杯検知方法の検討
セパレータの交換方法の検討

昨年度の実施内容

本年度の実施内容©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.498a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発◼ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

実績：

2020年度
11

中間報告
▼

12

1

2

3

4

年度報告
▼

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

12

1

2

3

最終報告
▼

1. 技術調査/概念検討

2. 試験計画/試験装置試作
3. 要素試験
4. まとめ

備 考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.499a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発⚫ 検討の前提条件➢ 燃料デブリの回収は、回収に適したツールに適宜切り替え、場所を移動しながら進める方式を主案として検討している。粒状燃料
デブリ吸引回収システムにおいても、他ツールとの切り替え性を考慮し、取り出しロボット先端に設置できるよう、本システムはコ
ンパクトかつ軽量であること。
➢ 粒状燃料デブリの吸引回収速度は、100kg/h以上であること。
（100kg/h未満の場合、取り出しロボットによる“掬う”方法より優位性なくなるため）➢ 粒状燃料デブリを収納したセパレータは、塊状燃料デブリや小石状燃料デブリと同様、固定レール上の台車に搭載し、セルに搬出する。
➢ 粒状燃料デブリ吸引回収システムの保守は、セル内のマニピュレータにて行う。
⚫ 開発目標➢ 炉底部に存在すると考えられる粒状燃料デブリ（0.1mm～10mm）を効率的に回収する吸引回収システムの開発

セパレータ上蓋
移送部
（配管）
分離装置
（セパレータ）

セパレータ
交換機構

ポンプ
ストレーナ

吸引機器
（ポンプ）

取り出しロボット搭載例
イメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.500a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発a)課題と対応方針(1)PCV水位に対する対応方針•••

一昨年の概念検討では、水位の低い2号機を想定し、吸引機器として水中ポンプを選定した。
一方、水位の高い1号機や3号機は、PCV耐震性等の問題から、極力水位を下げる方針となった。
水位が低下しても対応できるよう、水中(水位20cm以上）、低水位（水位20cm以下）、気中（湿潤環境）に分けてそれぞれ検討する。

(2)セパレータ•••

粒状燃料デブリの捕集量を向上するためのセパレータ構造を検討する。
セパレータの交換タイミングを検知するため、遠隔でセパレータの満杯を検知する方法を検討する。
遠隔操作で満杯となったセパレータを交換する必要があるので、容易にセパレータが交換できる 方法を検討する。

(3)吸引機器のストレーナ構造•

右下図に示す市販の水中ポンプには、偶発的に吸引された固形物によって、水中ポンプが閉塞しないよう、ストレーナが設けられている。
• 一方、粒状燃料デブリ吸引回収システムは、偶発的に固形物を吸引するのではなく、積極的に粒子を吸引し移送することが求められる。
• 本システムに求められるストレーナの機能は、市販の水中ポンプのストレーナと異なるので、そのまま適用することは困難。
• 従って、本システムに適したストレーナ構造を検討する。

水中ポンプのストレーナ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.501a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発b) 検討結果(1)PCV水位に対する対応方針結果
粒状燃料デブリ吸引回収システムの吸引機器は、• コンパクトかつ軽量であり、取り出しロボットに搭載可能。
• 固形物の吸引、移送も可能。
を満たし、かつ適用環境（水中及び低水位、気中）にマッチした、以下ポンプを選定した。

①水中からの吸引（水深20cm以上）• 目的とする粒子を移送できる流速（水）が確保できる水中ポンプを選定。
• 但し、水中ポンプを使用した吸引にはある程度の水深（20cm程度）が必要。

②低水位からの吸引（水深20cm以下）• 水位に関係なく粒子の吸引、搬送が可能なエジェクターポンプを選定。
• 但し、吸引水量が少ないため、吸引回収速度が小さく、適用範囲が限定される。
• PCVへの排気風量は、駆動源である圧縮エア分（約60m3/h）のみ。
③気中からの吸引• 目的とする粒子を移送できる流速（空気）が確保できるエジェクターポンプを選定。
• 但し、周囲の空気(約400Nm3/h)を吸引して排気するため、排気風量（約460Nm3/h)が大きい。
③の気中からの吸引は、PCVへの排気風量が約460Nm3/hと大きく（レーザー切断時のアシストガス量の約44倍、排気速度は約80m/sの見込み）、ダスト状デブリの飛散が懸念され、気相システム側への負荷が大幅に増大すると考えられる。しかし、代替手段として、燃料デブリを取り出しロボットから“掬う”方法等が考えられるため、今回の検討対象から除外する。
また、低水位からの吸引の課題は、水中からの吸引の課題に包含されるので、水中/低水位からの吸引の切り替え
は、吸引機器のみの交換で対応可能。（配管やセパレータの共用化が可能）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.502a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発b) 検討結果(2)セパレータ検討結果➢ 捕集量向上のための構造検討•••

セパレータの流入水量が多い場合や、セパレータが目詰まりした場合、排水が追い付かず、早期にセパレー
タ上部よりオーバーフロー（満杯の誤検知）し、充てん率（捕集量）が低下する。
よって、セパレータがデブリで満たされるまでの間、セパレータの排水性を維持することが重要となる。
セパレータの排水性を維持し、デブリを上手くセパレータに捕集する構造の検討結果を以下に示す。
① 水切り性を考慮し、側面及び底面を金網で構成する。

② セパレータが満杯になった際の交換による作業時間を低減するた
め、高さを400mmとし捕集量を増やす。
③ 廃棄物量低減のため、上部蓋とセパレータは分割できる構造とし、
φ200×H400の容器（セパレータ)のみ交換する。
④ セパレータの排水が間に合わず、セパレータがオーバーフロー（満杯の誤検知）するのを防ぐため、セパレータ上蓋の側面を高くし、また金網で構成し、セパレータ上部から噴出する水のタイミングを遅らせ、粒子捕集量を大きくする。
⑤ 満杯となった際の粒状燃料デブリの噴出口は、流速が低減される
中央部から噴出する構造とする。
検討したセパレータの有効性を確認するため、要素試験で検証する。
セパレータについては、寸法上の制約があるため、複雑な構造を採用で出来ず、コンパクト
かつシンプルな構造で、効率的に燃料デブリを捕集する機能が必要。

セパレータ構造検討結果（イメージ図）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.503a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発b) 検討結果(2)セパレータ検討結果➢ 満杯検知方法••••

ロードセル等でセパレータの質量を測定する方法は、回収する粒子の質量が一定でないため、質量を計測する方法による満杯検知は、困難と判断。
ポンプの吐出圧や流量の変化等を測定し、満杯を検知する方法は、直接的でなく間接的に満杯を検知する方法なので、誤検知や正確性に課題が残る。
そこで、監視用に取り出しロボットに搭載されるカメラで、直接的に満杯検知を行う方法を検討した。
セパレータ上部に孔を開け、セパレータが燃料デブリで満杯になった際、セパレータ上部孔より燃料デブリが噴出すると考えられるので、これをカメラで監視する方法を考案した（左下図）。

➢ セパレータ交換方法
遠隔操作で容易に交換できる構造として、トグル機構+バネによるワンタッチ取付/取外し機構を考案した。
なお、ハンドルはイメージ（右下図）で、取り出しロボットに適したアタッチメントとする。

セパレーター満杯検知方法 イメージ図

セパレーター交換機構案 イメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.504a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発b) 検討結果(3)ストレーナ検討結果
•

•

•
•

•

PCVに存在するデブリは、密度やサイズが一様でなく、吸引回収に必要な流速は、比重の大きい二酸化ウラン（粒径10mm)の終末沈降速度を前提に設定することとなる。
設定した吸引流速では、コンクリート粒子のような比重の小さい場合に対して大きすぎるため、水中ポンプを閉塞させるような大きい粒子を吸引する可能性があるが、市販の水中ポンプのような単純な形状のストレー
ナでは、大きな粒子が吸着し、吸引できなくなる可能性がある。
粒状燃料デブリ吸引回収システムにおけるストレーナは、市販の水中ポンプのように偶発的に固形物を吸引するのではなく、積極的に継続して固形物を吸引し、移送する事が求められる。
ストレーナに求める機能は水中ポンプのストレーナと異なるので、粒状燃料回収システムに適した目的とする
粒子径以下の粒子を選択的に連続して吸引するストレーナとして、金網回転式ストレーナを考案した。
考案した金網回転式ストレーナを以下に示す。

金網回転式ストレーナ 検討結果（イメージ図）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.505a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【目的】
セパレータの排水性を維持できれば、充てん率（捕集量）の向上につながるため、排水性の維持は重要である。
排水性を維持し、充てん率（捕集量）を向上するためのセパレータ構造を考案したので、有効性を確認する。
排水性に影響を与えると考えられる以下因子をパラメータとした要素試験を実施し、粒状燃料デブリ吸引回収システムの実用化に向けて有効な設計データを取得する。
• 粒子種（粒子比重）• セパレータへの流入水量（流速、配管径）• セパレータ目開き• セパレータ上蓋高さ、目開き

セパレータ構造検討結果（イメージ図）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.506a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【試験装置】
水中ポンプストレーナ、水中ポンプ、配管、セパレータ、セパレータ上蓋より構成される試験装置を製作した。

セパレータ上蓋

セパレータ
配管
水中ポンプ

水槽

水中ポンプ
ストレーナ

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.507a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果•【試験方法】
粒子を水槽内に投入し、粒子を平らに整える。

•

水中ポンプを水槽内に投入し、水中ポンプ及び金網回転式ストレーナを起動する。

•

水中ポンプのストレーナと粒子表面の距離が0～5mmとなるよう、左下図に示す通り、クレーンにて水中ポンプ（試験装置）の高さを調整し、水中ポンプを適宜水平に移動して粒子を吸引する。

•

セパレータ上部より水が噴出（オーバーフロー）した場合（右下図） 、セパレータが粒子で満杯になったとし、試験を
終了する。

•

試験終了後にセパレータに捕集された粒子量を測定する。
φ75cm
水中ポンプ

満杯時、水が噴出（オーバーフロー）
ポンプより
送水される

0～5mm

水槽

粒子

粒子吸引方法 イメージ図

セパレータから水が噴出する様子オーバーフロー（満杯検知）説明 イメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.508a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【試験結果】➢ 各粒子の捕集結果

セパレータ構造•••

セパレータ捕集量状況

コンクリート粒子を除く、アルミナ粒子、フェロタングステン粒子、模擬MCCI粒子は、セパレータ（目開き0.1mm）
のみで、満杯まで捕集することができた。
コンクリート粒子については、セパレータ壁面に粒子が付着し、セパレータ満杯まで粒子の捕集が出来ない結果となった。
以降のセパレータ試験で、排水性向上を意図した試験を実施し、その効果を検証する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.509a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果

コンクリート粒子

珪砂粒子（粒径0.1～0.2mm)

上蓋目開き0.3mm時
395mm捕集

上蓋目開き0.5mm時
400mm捕集【試験結果】➢ セパレータ上蓋目開きの違いによる捕集量確認結果

粒径2mm以下コンクリート粒子

上蓋目開き1.0mm時
185mm捕集

セパレータ構造••

セパレータ捕集量状況

セパレータ上蓋の目開きを大きくすることで、排水性の悪いコンクリート粒子及び、小さい粒子が多い珪砂粒
子を満杯まで捕集できたが、粒径2mm以下のコンクリート粒子は満杯まで捕集できない結果となった。
粒径2mm以下のコンクリート粒子の排水性を向上するため、セパレータの目開きを0.1mmから1.0mmとして、捕集状況を確認する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.510a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【試験結果】➢ セパレータ上蓋目開きの違いによる捕集量確認結果（セパレータ上蓋に加え、セパレータの目開きを変更）
粒径2mm以下コンクリート粒子

セパレータ上蓋目開き1.0mm時
セパレータ目開き1.0mm時
350mm捕集

セパレータ構造

セパレータ捕集量状況

粒径分布測定結果••

セパレータの目開きを0.1→1.0mmとすることで、粒径2mm以下のコンクリート粒子を満杯まで捕集できた。
また、粒径0.1mmの小さい粒子も捕集できる事を確認した。

•

金網に付着して目詰まりを起こす粒子（セパレータ内で浮遊して排水と共に流される粒子）を上手く排出できたので、セパレータ上部からの水の噴出（オーバーフロー）のタイミングを遅らせることができ、その間に粒子を捕集することができたためと考える。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.511a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【まとめ】

セパレータに対し排水性の悪い粒子でも、セパレータ目開きを大きくしたり、セパレータ上蓋の側面を設けてセパレータ上蓋の目開きを大きくすれば、満杯まで捕集可能であり、また目開きを大きくしても目開きより小さい粒子も捕集できる事を確認した。
実際の適用にあたっては捕集対象粒子により、下表の通りセパレータ及びセパレータ上蓋を設定すれば、満杯まで捕集することができると考えらえる。
捕集対象粒子セパレータ
目開きセパレータ上蓋
要否

目開き

干渉物（金属）やMCCIなど、比重が大きく、また水との親和性が小さ
く、金網に付着しにくい粒子。

0.1mm

不要

－

コンクリートなど、比重が小さく、また水との親和性が高くスラリー化
しやすい粒子で、主に粒径10mm程度以下の粒子。

0.1mm

要

0.3mm

コンクリートなど、比重が小さく、また水との親和性が高くスラリー化
しやすい粒子で、主に粒径2mm程度以下の粒子。

1.0mm

要

1.0mm

なお、コンクリート粒子は金網に付着しやすく、目詰まりを起こしやすいが、軽い衝撃を与えると、粒子が剥がれ落ちる程度の付着力であった。
従って、コンクリート粒子吸引中に粒子が金網に付着し、セパレータの排水性が低下した場合（捕集量が少ない場合）、セパレータに軽い衝撃を与え、付着した粒子を落とし、吸引回収を再開し、捕集量を増やす方法も考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.512a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【まとめ】

セパレータ及びセパレータ上蓋の目開きが0.1mmを超える場合、粒径0.1mmの粒子を取りこぼす可能性がある。
一方、セパレータは目詰まりを起こしても完全に閉塞はしないので、取りこぼした粒径0.1mmの粒子は以下方法で回収することも可能と考える。

•

セパレータ上蓋を無くし、セパレータ（目開き0.1mm）のみとして、小さい流速で吸引し、オーバーフローした
際には吸引を停止し、水切りが終了したら、吸引を再開する（間欠運転）。

•

粒径0.1mmの粒子は浮遊しており、液相システム側へ流入する可能性あるので、液相システムで処理する。

これらの方法でも回収できない粒径0.1mmの粒子は、水ガラスや凝集剤などを投入し、粒径を大きくして回収する方法も考えられる。

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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.513a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(1)セパレータ要素試験結果【効率的にデブリを捕集するセパレータ構造の検討】
Case1

構成イメージ図

要素試験と同様、セパレータ上蓋に側面を設置する。

Case2
セパレータ上蓋の側面は無しとし、セパレータ内に2種類の目開きの金網を設置する。

セパレータ上蓋の側面（例）
セパレータ上端より100mmまで
は、目開き0.5mm。それ以外は目
開き0.1mmなど（下図イメージ参
照）。

セパレータ

目開き0.5mm
目開き0.1mm

メリット



コンクリートを含め、全ての粒子を満杯まで捕集することができる（コンクリート吸引回収に特化した構造）。




デメリット





コンクリートのような比重の小さい粒子が少ない場合、セパレータ上蓋の側面上部まで粒子を捕集する（捕集し
すぎてしまう）。
上蓋の側面の目開を一度設定すると、システム交換まで変更することができない。
Case2に比べ、若干大きく、重くなる。



回収する粒子径に応じて、柔軟にセパレータ目開きを変更できる。
セパレータの上蓋の側面が不要で、軽量・コンパクトとなる。
コンクリートのような排水性が悪い粒子が多い場合、捕集量は低下する（要素試験で用いたコンクリート粒子の場合、Case1と比較し、充てん率は45%→35%程度になる
見込み）。

セパレータに対し排水性の悪い粒子のみを吸引するだけではないので、Case2のセパレータ構造が効率よく粒子を回収すると考える。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.514a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(2)金網回転式ストレーナ要素試験結果【目的】
水中ポンプの閉塞を防ぎ、安定的に粒状燃料デブリを吸引するには、目的とする粒子径以下の粒子を選択的に連続して吸引することが重要となる。
目的とする粒子径以下の粒子を吸引するストレーナを考案したので、有効性を確認するために、粒子の吸引回収速度に影響を与えると考えられる以下因子をパラメータとした要素試験を実施し、有効な設計データを取得する。
• 粒子種（粒子比重）• 金網の回転数
• 配管径
金網駆動用
ベルト
金網駆動用
ベルト

ポンプ吸引口金網（回転式）

粒子攪拌用
スパイク

金網回転式ストレーナ構造©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.515a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(2)金網回転式ストレーナ要素試験結果【試験結果】➢ 金網回転数と、粒子種（比重）による吸引回収速度測定結果（左図）• 金網の回転数を大きくしてもメリットが小さいことから、金網の回転数は60～75rpmに設定する。

金網回転数による各粒子の吸引回収速度

各粒子の配管径の違いによる吸引回収速度➢ 配管径の違いによる吸引回収速度測定結果（右図）• 配管径が細くなると、吸引回収速度は小さくなり、概ね流量（配管断面積）に比例する。

考案したストレーナは、目的とする粒子径以下の粒子を連続して吸引することができ、有効であることを確認した。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.516a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
c) 要素試験結果(3)まとめ➢ セパレータに対し排水性の悪い粒子でも、セパレータ目開き及びセパレータ上蓋目開きを変える事で排水性が向上し、セパレータの充てん率を向上することができる。

➢ 目詰まりを起こす粒子（セパレータ内で浮遊して排水と共に流される粒子）は、セパレータより排出されるが、このような小さな粒子は、セパレータの目開きを0.1mmとし、吸引流速を低下し、間欠的に吸引することで捕集可能と考える。
➢ 考案したストレーナは、目的とする粒子径以下の粒子を連続して吸引することができ、有効であることを確認した。
➢ 金網の回転数、及び比重や配管径の違いによる吸引回収速度を確認し、仕様（性能）を推定することができ、有用な設計パラメータを得た。
➢ 粒状燃料デブリ吸引回収システムの設計を行う上で、必要な設計パラメータを得る事ができた。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.517a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果
気中からの吸引は、気相システム側への負荷が大幅に増大することと、燃料デブリを取り出しロボットで“掬う”方法や、粒状燃料デブリを水中へ没し、吸引回収する方法等の代替手段が考えられるため、今回の検討から除外した。
従って、水中及び低水位からの吸引について、成立性を評価する。

(1)適用可能条件

粒状燃料デブリ吸引回収システム 適用可能条件
水中からの吸引

•
•
•

PCV水位
（吸引対象の水位）20cm以上

建屋条件

特になし

低水位からの吸引20cm以下
但し気体は吸引しないこと
圧縮エア消費量60Nm3/hにて影響ないことPCVの水位から適用できる吸引機器を選定したので、 適用する際のPCV水位が異なる。
低水位からの吸引は、ごく低い水位の場合、気体を吸引する可能性があり、気相システム側への負荷が増大するので、気体を吸引しないことが条件となる。
建屋条件について、水中からの吸引に制限ないが、低水位からの吸引は、圧縮エアを動力源としたエジェク
ターポンプを選定したため、ダスト飛散や建屋の負圧管理上、気相システムの具体化検討結果をもって、適用可否の評価を実施する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.518a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(2)仕様

粒状燃料デブリ吸引回収システム 仕様表

吸引機器
動力
吸引流速
配管径
比重2.3
吸引可能
比重11
粒径

～10mm

～7mm
～0.9mm

寸法（縦）300mm×（横）500mm×（高さ）1500mm

総質量（デブリ捕集時）

•

Φ40mm

比重2.3
比重4
比重13.7
セパレータ充てん率

吸引回収
速度

•

低水位からの吸引（水位20cm以下）
エジェクターポンプ
圧縮エア（約60Nm3/h ）0.2m/s（水）2.3～11（コンクリート（比重2.3）から二酸化ウラン（比重11.0）の範囲）
300kg/h
60kg/h200kg/h
40kg/h140kg/h
測定不能※1
35%※2～45%
45%

粒子比重

•

水中からの吸引（水位20cm以上）
水中ポンプ
電力(AC220V)
2.6m/s（水）

149kg

※1
比重13.7のフェロタングステ
ン粒子の吸引回収速度が小さく、測定出来なかった。

※2
排水性の悪い粒子の場合

117kg

吸引可能粒径は、比重によって異なるため、想定される最も軽い粒子（コンクリート：比重2.3）と最も重い粒子（二酸化ウラン：比重11）の吸引可能粒径を示した。
水中からの吸引での吸引可能粒径は、水中ポンプで移送できる粒径の最大値が10mmであるため、最大10mmとなる。低水位からの吸引での吸引可能粒径は、試験での測定結果とした。
吸引回収速度とセパレータ充てん率は、試験での測定結果とした。

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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.519a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(2)仕様
試験結果より、低水位からの吸引（水位20cm以下）での比重が重い粒子の吸引回収速度は小さく、測定不能であった。
比重の重い粒子をエジェクターポンプで吸引回収することは困難だが、以下方法で回収する方法が考えられる。
• 取り出しロボットのバケット状ツールで粒状燃料デブリを掬う場合、バケットの隙間から水と共に粒子が流出
し、取りこぼす可能性あるが、比重が重い粒子の場合、水中で舞いにくく、分散しにくいので、バケットで掬っても水と共に粒子が流出しにくいと考えられるので、取り出しロボットのバケット状ツールで回収する。
• 比重の重い粒子を水位20cm以上の場所へ掃き出し、水中ポンプで吸引回収する。

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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.520a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(3)取り出しロボットへの積載性••

保守側に、寸法が大きく、質量の重い水中からの吸引方式で評価する。
寸法上、積載性が厳しくなるのは、取り出しロボットをセル内に搬入出する際の取り出しロボットの姿勢と考えられるので、その際の干渉有無を検討した。

取り出しロボットへの積載性検討結果（水中からの吸引）•

粒状燃料デブリ吸引回収システム 外観

取り出しロボットの移動方向の投影面積以内にあるので、寸法的に本システムが搭載できることを確認した。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.521a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(3)取り出しロボットへの積載性•

水中及び低水位からの吸引における、本システムの質量を算出した。

名称

No

低水位からの吸引

37kg(水中ポンプ+ストレーナ)5kg（エジェクター
ポンプ）

①

吸引機器

②

配管

8kg

③

セパレータ

4kg

④

捕集した粒子63kg（二酸化ウラン（比重11）充てん率45%時）⑤

セパレータ交換機構

23kg⑥

システム設置用台板

14kg

合計

•

水中からの吸引

149kg

117kg

粒状燃料デブリ吸引回収システム 質量検討
質量は、取り出しロボットの積載荷重150kg以下なので、質量的に本システムを搭載できることを確認した。

従って、粒状燃料デブリ吸引回収システムは、取り出しロボットや開口部に干渉することなくセル内に搬入出可能で、また取り出しロボットの積載荷重以下であり、積載可能と考えられる。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.522a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(4)運用方法(ｱ） PCVへの搬入・搬出方法•••

PCVへの搬入・搬出は、取り出しロボットにより行う。
取り出しロボットへの搭載は、他燃料デブリ取り出しツールと同様、ツールチェンジャーを介して搭載する。
PCVへの搬入・搬出方法をステップ図を用いて以下説明する。
① 取り出しロボット上に粒状燃料デブリ吸引回収システムを搭載する。

② 取り出しロボットをPCVへ移動する。

取り出しロボット
固定レール

取り出しロボット③ ペデスタル内到着後、取り出しロボットを展開し、吸引回収する。

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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.523a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(4)運用方法(ｱ） PCVへの搬入・搬出方法④セパレータが満杯になった場合、セパレータを取外し、固定レール上の台車に載せる。

固定レール上の台車⑤吸引作業終了後、③→②→①の順序で取り出しロボットをセル内へ搬入する。

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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.524a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(4)運用方法(ｲ） 粒状燃料デブリ吸引回収システムの使用方法（案）

0～5mmを維持するための構造案①吸引可能距離• 右図に示す通り、粒子の吸引回収速度を維持するため、金網回転式
ストレーナより0～5mm以内に燃料デブリを近接させる。
• なお、要素試験では、右下図に示す通り、キャスターを用いて粒子と金網回転式ストレーナの間隔(0～5mm)を維持した 。
• 燃料デブリが視認できない場合、右図に示す通り、ローラー等を設け、ストレーナが燃料デブリにめり込まないようにして、間隔を維持する方
法もある。
②傾斜角度
• 吸引機器は、傾けて使用しても性能には影響ない。
• 但し、傾けて使用すると粒子がこぼれ、セパレータの粒子捕集量が低下する（下図）。
• なお、45°傾けると、充てん率が5%程度低下すると想定される。
45°

傾けて運用すると、セパレータが傾くので、セパ
レータ捕集量が低下する。

0～5mm

ポンプ吸引口ローラー

燃料デブリとの間隔

キャスター

要素試験時の間隔維持方法

傾けて運用した場合のイメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.525a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(4)運用方法(ｲ） 粒状燃料デブリ吸引回収システムの使用方法③吸引可能距離• 左下図に示す通り、粒状燃料デブリ吸引回収システムの吸引口をペデスタル内壁に接近させることはできない。
• 本システムと壁の隙間を100mmとすると、本システムの端より90mmの位置にポンプ吸引口があることから、右下図に示す通り、PCV底部直径5.44mに対し、吸引可能範囲は直径5.06mとなる。
• 吸引出来ないエリアは、水中ポンプより小さいエジェクターポンプによる吸引や、吸引可能範囲に粒子を掃き出しから吸引する方法がある。
100mm
ペデスタル内壁

ポンプ吸引口

PCV底部

90mm

PCV底部直径5.44m
吸引可能範囲 直径5.06m

ペデスタル内壁との距離

粒状燃料デブリ吸引回収システム 吸引可能範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.526a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発
d) 成立性評価結果(4)運用方法
(ｳ）保守
•
•
•

•

セパレータ上蓋及び配管

保守は、取り出しロボットをセル内に収納してから行う。
故障、摩耗した部品は、全て交換で対応する。
交換は右図に示すとおり、セル内のMSMで行えるよう、また廃棄物収納容器（LLWバスケット）に収納できるよう、考慮する。
機器の分割方法の詳細設計は、実用段階にて行う。

配管

吸引機器

(5)他捕集方法のケーススタディー
粒状燃料デブリ吸引回収システムのセパレータは、吸引回収する粒子種に応じて目開きを適宜設定すれば捕集できる見込みを得た。
本項では他の捕集方法として液体サイクロンセパレータを適用 セル内での保守時の機器分割 イメージ図した場合の粒径0.1mm粒子の捕集効率を、安全側にみて76%程度と推定した。

(5)まとめ➢ 適用環境を整理し、仕様（性能）を推定した。
➢ 機器構成及び配置の具体化を行い、取り出しロボットへの積載性を確認した。
➢ 運用方法や保守方法を整理し、取りまとめた。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.527a. 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発e) まとめ（粒状燃料デブリ吸引回収システムの開発）➢ 概念検討の結果、机上検討では得る事が出来ない、設計データを取得することを目的に、セパレータとストレーナの要素試験を実施した。
➢ セパレータにおいては、課題となっていたセパレータの排水性の向上に寄与する設計パラ
メータ（金網目開き）を確認し、また粒子種によって排水性が異なるといった設計的知見を得た。実用化に向けては、粒子種による金網目開きの設定が課題として考えられる。
➢ ストレーナにおいては、安定して継続的に粒子を吸引できることを確認し、また、粒子比重や配管径の違いによる、粒子の吸引回収速度の設計パラメータを得た。実用化に向けては、1F環境を想定し、水中ポンプを含めて耐久性の向上が課題として考えられる。
➢ また、粒状燃料デブリ吸引回収システムの実用化に向けて、セル内での保守を考慮し、MSMで分解・組立でき、かつ廃棄物がLLWバスケットに収納できる分割方法の検討が課題として考えられる。

⚫ 今後の対応方針➢ 金網目開きの設定は、今後実施される内部調査や燃料デブリ取り出し作業で明らかになる、
燃料デブリの性状等を考慮し、必要に応じてエンジニアリングで具体化を図る。
➢ 水中ポンプやストレーナの耐久性の向上や、セル内の分割方法の検討は、エンジニアリングで具体化を図る。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.528b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発【開発の目的】⚫ 燃料デブリ取り出しの効率化のため、燃料デブリの状態に応じた回収方法、容器への収納方法及びシステムを開発し、必要に応じ要素試験を実施し成立性を確認する。
【解決すべき課題】⚫ 想定した様々な燃料デブリの回収手順、使用装置具体化⚫ 立案した作業手順、装置の成立性確認⚫ 作業時間評価の精度向上、短縮化【開発の進め方】⚫ 溶融固化、粒子状、ペレット、損傷燃料など、燃料デブリの様々な形態を前提条件として整理し、回収工法（手順・必要な装置）を検討（粒径や切り株燃料など、状態に応じた回収方法検討）⚫ 作業時間短縮化、稼働中保守、故障時対応等を考慮⚫ 切断方法の調査と採用検討（加工能力やダスト評価など）、必要に応じて要素試験⚫ 加工～掴み～ユニット缶収納・搬出の工法成立性検討⚫ 別PJ「燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに向けた技術開発（燃料デブリのダスト集塵システムの技術開発）」と連携
燃料デブリ性状の推定と分類
既存検討結果より炉内状況の推定図を作成、これを検討の前提条件とする性状に応じた取り出し方法立案

使用する装置構成立案

要素試験

推定した燃料デブリ状況の個々について、取り出し方法を立案

装置の使用状態だけでなく、消耗品交換やメンテナンスなどの手順、構成を検討し、作業システム・装置概念図を作成する

燃料デブリ模擬体による取り出し要素試験で取り出し方法、作業時間、回収効率測定。

加工方法を抽出し、集塵技術開発へ情報提供する

装置概念図、手順図に反映。
燃料デブリ取り出し期間の試算（既存成果の見直し）【得られる成果】（TRL：3）⚫ 燃料デブリの状態（溶融固化、粒子状、ペレット、損傷燃料など）に応じた回収工法（手順、必要な装置）の概念立案⚫ 立案した加工技術の試験⚫ 作業時間、想定されるデブリ取り出し期間の試算©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.529b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発◼ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

中間報告
▼

11

実績：

2020年度
12

1

2

3

4

中間報告
▼

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

12

1

2

3

最終報告
▼

１.概念検討２.要素試験計画策定
３.概念検討に必要な予
備試験
４.要素試験準備
５.要素試験
６.まとめ

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.530b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■検討の前提条件（RPV内燃料デブリの状態推定：上部格子板・炉心近傍）
既存の推定結果をまとめ、取り出し検討のために推定図を作成

損傷のない燃料集合体
損傷のない制御棒
中央付近が溶融して開口中央付近でクリープ変形
溶融燃料の付着無し

燃料棒や炉心支持板 焼けたペレット
上に粒子状デブリ(アブ
粒状の溶融固化燃料
レイシブ含む)や燃料ペレットが堆積アブレイシブ

損傷無し
溶融燃料の付着なし

損傷なし
外周部から中央部に倒おおむね直立
れこんで、加工・回収装置に衝突する可能性 傾き、隣に接触がある燃料集合体が存横倒し
在損傷。デブリ付着なし

燃料支持金具が炉心支持板上に残存

内部に燃料デブリ付着
炉心支持板と固着

炉心支持板上で周囲の構造物が溶融して固化
炉心支持板とシュラウド胴の間に入り込んだ溶
融デブリ
出典資料「総合的な炉内状況把握の高度化」(平成29年度成果報告；2018年6月) デブリ分布・RPV・PCV状態の推定図「福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2018」1～3号機の燃料デブリ分布の推定 など©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.531b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■検討の前提条件（RPV内燃料デブリの状態推定：下部プレナム、炉底部）
正立：損傷なし
溶融デブリの付着は僅か折り重なって倒壊

多くの溶融デブリが付着
バラバラにになったペ 融着なし
レット/被覆管、構造物(ハンドル/燃料
融着あり
支持金具)
粒状に冷え固まった溶融物（金属リッチ）

融着なし
融着あり

独立して存在クラスト状デブリ

他の構造物(ＣＲＤ/下鏡)と
融着
金属リッチ

溶融金属：プール状
セラミックリッチ
金属リッチ
溶融金属ボール状
セラミックリッチ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.532b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■検討の前提条件（RPV内燃料デブリの状態を種類別に分類）想定した燃料デブリの状態に応じた分類をし、別補助事業（デブリ性状把握）で検討したデブリ特性を当てはめた。
デブリの分類
損傷のない燃料集合体
損傷の無い燃料集合体および損傷のない制御棒
上部格子板周辺 炉内構造物
損傷のない上部格子板
損傷した上部格子板
損傷・変形した上部格子板
損傷規模が小さく直立する切り株燃
炉心支持板上部の 形状を保持した燃料棒が残存
大きく損傷した切り株燃料
燃料デブリ（切り （燃料棒であることが判断で損傷し周囲の構造物に支えられた切り株燃料
株燃料）きる）
横倒しになった燃料集合体
損傷のない燃料支持金具
燃料支持金具が炉心支持板上 損傷のない炉心支持板に残存損傷して周囲と溶融固化した燃料支持金具
炉心支持板、燃料損傷して周囲と溶融固化した炉心支持板
支持金具周辺固着せず堆積した塊状燃料デブリ
堆積しているデブリ
固着せず堆積した小石状燃料デブリ
固着せず堆積した粉・粒状燃料デブリ
炉心支持板上で固着した燃料デブリ
構造物や燃料が溶融して固化
シュラウドと炉心支持板の間で溶融固化した塊状燃料デブリ
制御棒案内管周辺 制御棒案内管・制御棒駆動機 損傷なく直立して残存するCRGT（炉心支持板から 構起立または損傷し倒壊して 倒壊し損傷の少ないCRGT
炉底部までの間） 残存
倒壊して燃料が付着したCRGT
炉底部で固化したデブリの塊 炉内構造物と溶融固化した燃料デブリ
CRDハウジング
損傷なく残存するCRDハウジング
炉底部

質量（ton）

17

51

固着せず堆積した小石状燃料デブリ
固着せず堆積した粉・粒状燃料デブリ

気孔率

硬さ

融点

UO2
燃料6GPa 燃料2850℃
ZrO2～10% 被覆管
被覆管(U、Zr)O2
1～3GPa 1850℃
Zr(O)

17

17

(U、Zr)O2～88%(Zr、U)O2

6～
10GP

2500～
2700℃

15

85

35

固着せず堆積した塊状燃料デブリ
炉底部の堆積物

組成

35(U、Zr)O2(Zr、U)O2～88% 6～17GPa
ZrO
Fe(U、Zr)O2～30% 6～10GPa(Zr、U)O2

1075～
2700℃
2500～
2700℃

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.533b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■ＲＰＶ内燃料デブリの種別と回収方針⚫ 200mm以下の大きさの燃料デブリは、加工無しで回収する• 10mm以上は拾い上げ（バケット、ジャミング吸着パッドなど）／10mm以下は吸引など⚫ 溶融固化した塊• 単純動作で加工速度の速いチゼル（スパイキーハンマー）や脆い部分はバケットで崩すことを優先す
るが、アクセス性や対象物の物性で崩せない場面を想定し、下記代替プランを準備⇒切断砥石（セラミック・金属の両方の加工ができる）⇒コアボーリング⇒デブリが安定しない（崩れる）可能性あり超音波コアボーリングの併用も考慮⇒
セリ矢による開口穴の拡幅⇒熱的加工（レーザおよびガウジング）⚫ 燃料集合体、燃料棒• 損傷が無くそのまま取り外せるものは、搬送装置の収納最大長さに切断して引き込み• 燃料棒は、運転中の照射で脆化が進み、油圧カッターやバケットでむしり取りが可能と考えるが、カッターでの切断・破砕が困難な場合には、油圧カッターの損傷が発生する前に、下記代替プランを準備⇒切断砥石（ディスクソー）で一部ずつ切り取り⇒熱的加工（レーザおよびガウジング）⚫ 構造物• 炉内構造物は、溶融固化部を超音波チゼルなどでそぎ落とし切断⇒塊の燃料支持金具や炉心支持板はディスクソー
⇒厚肉のシュラウドやCRGTなどはレーザ、ＡＷＪ⇒薄肉の上部格子板は油圧カッター©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.534◎：最も適用性が高い加工法〇：適用性の高い加工法△：課題があるが適用が見込める加工法

b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■ RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法の立案

過去の補助事業（2017年度デブリ取り出し基盤技術の高度化）で整理した加工方法のうち、試験未実施のものを試験対象とした。
それに先立ち、分類した燃料デブリに対する加工法の適用候補を机上検討した。
対象

コアボーリング
超音波コアドリル

損傷のない燃料集合体
損傷のない制御棒
損傷のない上部格子板
損傷・変形した上部格子板
損傷規模が小さく直立する切り株燃
大きく損傷した切り株燃料
損傷し周囲の構造物に支えられた切り株燃料
横倒しになった燃料集合体
損傷のない燃料支持金具
損傷のない炉心支持板
損傷して周囲と溶融固化した燃料支持金具
損傷して周囲と溶融固化した炉心支持板
固着せず堆積した塊状燃料デブリ
固着せず堆積した小石状燃料デブリ
固着せず堆積した粉・粒状燃料デブリ
炉心支持板上で固着した燃料デブリ
シュラウドと炉心支持板の間で溶融固化した塊状
燃料デブリ
損傷なく直立して残存するCRGT
倒壊し損傷の少ないCRGT
倒壊して燃料が付着したCRGT
炉内構造物と溶融固化した燃料デブリ△
形状を維持したCRDハウジング
固着せず堆積した塊状燃料デブリ
固着せず堆積した小石状燃料デブリ
固着せず堆積した粉・粒状燃料デブリ
試験履歴
2017年度済※1：切削により対象を加工 ※2：砥粒による研削で対象を加工

ディスクソー
油圧カッター
バケット
丸鋸*1
切断砥石*2
加工せず回収
〇
〇
〇
〇
◎
△
〇
◎
◎
〇
△
〇
◎
加工せず回収
〇
〇
◎
〇
◎
〇
◎
加工せず回収加工せず回収
◎
△

チゼル
ハンマー

AWJ

レーザー切断ﾚｰｻﾞｰｶﾞｳﾌﾝｸﾞ

△
△
△

◎
◎
◎

△
△
△

◎
〇
〇

〇

〇

〇
◎

〇
〇
◎
〇

△

未実施

未実施

◎
◎
〇

△

◎

2016年度済2016年度済

◎

〇

◎

△
△
△

〇
加工せず回収加工せず回収未実施

2017年度済

2019/20年度で予備試験実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.535b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法の立案⚫ 基本要求機能• 先端ツール（加工ツール、回収ツール）は、上部格子板の高さより下方で圧力容器の内側全域にアクセスできること。
• 先端ツールは、PCV内で着脱し交換できること。
• 消耗品交換などのメンテナンスのため、先端ツールはPCV上部のプラットホームより搬出する。
このため、ユニット缶を搬出する開口を通過できること。
• マニピュレータが操作可能な力以下であること（一般的なパワーマニピュレータのペイロード
2000N以下）• 加工ツール質量500N、加工時反力1000N以下とする。
• 燃料集合体の質量約3000Nを考慮する。
• 炉心部および炉底部に供給できるユーティリティとして以下とする• 電源 ： 3φ、200V、10A• 水 ： 約1m3/h⚫ 環境要求条件• 線量率 ： 炉内、炉底部 ： 1000～5000 Gy/h
• 作業プラットホーム上（作業員のアクセスエリア） ： 1mSv/h• 温度： -7～40℃ （建屋周辺）• バウンダリ内：≦99%• 設計寿命：50年（ただし消耗品は保守時に交換可能であること。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.536b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発◼ 燃料デブリ加工・回収にかかわる主な装置構成⚫ 上部ユニット（昇降装置）によって吊り下げられた下部ユニットで燃料デブリを加工・回収⚫ ユニット缶に回収した燃料デブリは、いったんＤＳＰに移動しユニット缶を仮保管⚫ 炉内作業と干渉しない時間帯（夜間）に、まとめてＤＳＰからユニット缶を搬出
下部ユニット（回収装置）

上部ユニット（昇降装置）
ＲＰＶ内壁
固定装置

ユニット缶巻き上げ装置

デブリの搬出動線

下部プラットホーム
昇降機構

回転テーブル

ユニット缶

アームA

アームC

アームB
アームA：把持機構・バケット・セリ矢などの搬送を行う。
アームB：最大450kg程度の持ち上げ力を想定。油圧カッター・
切断砥石・超音波コアドリルなどの搬送を行う。
アームC：100～200kgの対象を扱う。中性子検出器・切断砥石・
バケット・吸引装置などの搬送を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.537b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法の立案
損傷規模が小さく直立する切り株燃料の工法案
TMI-2で燃料棒切断の実績がある油圧カッターや、金属とセラミックスを同時に加工可能な砥石カッターで対象を切断。切断後にペレットが落下しないよう工具で支えながらユニット缶に収納。

切り株燃料を把持して切断切断した切り株燃料をユニット缶に収納
把持機構

油圧カッター切断砥石

① 周囲のスペースにあわせて横から把持機構を移動② 切断位置まで把持機構を移動し対象を挟む③ カッターの刃をユニット缶に収納可能な切断長となる場所に位置合わせする④ 油圧カッターを対象が切断する位置まで移動⑤ 油圧カッターの刃を閉じる⑥ 切断しきれない場合は切断砥石を使って切っていく

ユニット缶⑦ 油圧カッターの刃を閉じたままアーム同士と連動して対象物を移動⑧ ユニット缶に収納©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.538b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの回収方法の立案（DSPへの搬送方法）
ユニット缶へのデブリ収納

ユニット缶の上昇

ユニット缶を搬送台車に引き渡し

ハンドグリッパ、ジャミンググ
リッパなどを用い、ロボットアー
ムでユニット缶に燃料デブリを
収納する

ユニット缶

搬送台車にてDSP上に移動

満杯になったユニット缶を上昇させる

DSPにユニット缶を吊り降ろし

夜間まで、ユニット缶を仮保管
DSPに設置したラックにユニット缶を収納し、夜間の搬出タイミングまでユニット缶を仮保管する。また、新しいユニット缶をラックより炉内に投入し燃料デブリを収納する搬送台車をDSP上に平行移動する

ユニット缶を吊り降し治具に付け替える

ユニット缶を移送クレーンに降ろす

ユニット缶を吊り降す©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.539b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法・手順の立案 （大きく損傷している切り株燃料）
切り株燃料
アームA

作
業
図

把持機構

把持機構

アームB
アームB

油圧カッターの刃

作
業
内
容

切り株燃料

アームC

切断砥石
切断砥石

①把持位置に把持機構(アームA) を移 動
②対象物(切り株燃料)を把持③油圧カッター(アームB)の刃を閉じ切り株燃料を切断する。

リス
ク

a. 切り株燃料の損傷が激しく、把持しただけで崩落する。
b. 長めの燃料集合体では、加工点の両側を把持する必要が生じる可能性がある。
c. 燃料集合体の間に、刃や把持機構を差し込めない。
d. 刃に同時に当たる燃料棒の本数が多いと、力が分散して切断できない。
e. 把持のアームと加工のアームが干渉する。
f. 加工点が影になる、霧が立ち込めるなどして見えない。

対策

a. 最初にバケットで当たり砕けそうなものはそのまま回収する。
b. 効率的な把持方法を検討する。
c. 鎌状刃で一本ずつ切断、または砥石カッターで手前から切断。

油圧カッターの刃

左図を上から見た状態©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.540b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法・手順の立案 （大きく損傷している切り株燃料）
アームA
切り株燃料

作
業
図

切断された
切り株燃料

把持機構
アームC
アームB

アームA

把持機構

油圧カッターの
刃
切断砥石
ユニット缶

④切断しきれない場合は切断砥石(アームC)を使って切っていく⑤切断片の落下防止のため油圧カッターの刃を閉じたまま把持機構(アームA)と連動して対象物を移動。
⑥ユニット缶に収納する。

リス
ク

a. 複数本の燃料棒を把持した場合、全ての把持の確認ができないため、切断砥石を外すと、切断片が滑り落ちる可能性がある。

a. 油圧カッターの刃では切断後のペレット落下防止できない。
b. 適切な把持点でないと、切断後のバランスが崩れ大きなモーメントがかかることで、落下もしくはアームの損傷についながる。

対策

a. 切断砥石を落下防止の押さえとして、把持機構と連動してユニット缶まで移送する。

a. 複数アームの連動制御の検討
b. 把持点設定のルール設定

作
業
内
容

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.541b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法・手順の立案
リスク評価／加工性（炉心支持板上で固着した燃料デブリ）

作
業
図

リ
ス
ク

対
策

切断砥石
アームB

バケット

アームA
切断砥石

アームC

作
業
内
容

ユニット缶

中性子検出器
ユニット

ユニット
缶

切断砥石

①中性子検出器ユニット(アームC)にて 加工箇所を測定②切断砥石(アームB)を対象近傍へ移動③切断砥石を使って対象物(炉心支持 板上で固着した燃料デブリ)を破砕、切出し。

④切断砥石を退避⑤切り出した切断片をバケット(アームA)で破砕しながら回収。

⑥ユニット缶を収納位置に移動⑦ユニット缶に収納する。

a.切断片の角度によってはバケッ
トに格納することができない。
b.干渉物を回避すると、バケットが適切な角度で対象物にアクセスできない。

a. ユニット缶に燃料デブリを収納できない（非加工作業のた加工性に係るリスク無し）

a.切断砥石の面ブレにて、燃料デブリの表面で刃が滑る。
b.反力不足で加工が遅い/できない
c.燃料デブリ中の空洞に有る金属粒によって砥石がスタックし刃を抜くことができなくなる。

---

a.アームの剛性UP
b.突っ張り機構を含めた系全体のガタの確認を行う。
c.エンドエフェクタの切り離し機構(ツールチェンジャ含む)の検討

a.吸着による「引きずり出し」も検討する
b.レーザスキャン等による干渉物の位置把握

a.燃料デブリをユニット缶開口部に収納できる大きさまで加工できる装置の設置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.542b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法・手順の立案
リスク評価／加工性（倒壊して燃料が付着したCRGT）
アームA

アームC

アームB

アームC

バケット

作
業
図
切断砥石

中性子検出器
ユニット

CRGT

バケット

切断砥石

ユニット缶

把持具

②把持具(アームA)を対象近傍へ移動③把持具で対象物(CRGT)を把持④切断砥石(アームB)でCRGTを破砕⑤切断砥石(アームB)を退避⑥バケットをアームCに装着⑦切断砥石で破砕した対象物(CRGT)をバケット(アームC)で回収⑧バケット(アームC)を移動⑨回収した対象物(CRGT)をユニット缶に収納する。

a.狭隘な空間で、ツールの持ち換えができない。
b.切断片の落下

a. ユニット缶に燃料デブリを収納で
きない

リ
ス
ク

a.別のCRGTを支えているCRGTを動かしてしまうことで、加工装置の上に構造物が崩れ落ちて来る。
b.倒れた下面で、構造物と溶着していて刃が入らない。
c.把持・切断の方向と稼働範囲が合
わない

対
策

a.作業開始前に３次元マップを作成し、取り出しプロシージャ策定する。
b.力触覚技術を応用し、自由(別の構造物を支えていない)なものを識別する。

a.作業開始以前に、必要なスペースがあるかを確認する作業のルール
化
b.把持と吸着の併用も考える

a.燃料デブリをユニット缶開口部に収納できる大きさまで加工できる装
置の設置

作
業
内
容

①中性子検出器ユニット(アームC)にて加工箇所を測定--把持する方向、加工工具の向きが合わないと、稼働範囲内でも保持・加工できないという事象が生じる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】
b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発

No.543■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法・手順の立案
リスク評価／加工性（CRDハウジングと溶融固化した燃料デブリ）
アームB

作
業
図

リ
ス
ク

対
策

アームA
アームC

アームC
セリ矢

中性子検出器
ユニット

作
業
内
容

超音波コアドリル①中性子検出器ユニット(アームC)にて加工箇所を測定（非加工作業のた加工性に係るリス
ク無し）

---

ユニット缶

孔

吸引装置

②超音波コアドリル(アームB)
を対象近傍へ移動③超音波コアドリルで燃料デブリに穿孔④穿孔した孔にセリ矢(アームA)を挿入⑤セリ矢を徐々に挿入し燃料デブリを破砕⑦アームCに吸引装置を装着⑧堆積した燃料デブリを吸引回収する。

a.セリ矢を挿入する孔をあけるのが遅い/できない。
➢ 金属小片を噛み込んでドリルがスタックする➢ 不均質な対象に起因する側圧の発生によりドリルが動かなくなる。
b.コアを折り取ることができない。
c.アームによる死角が発生し、作業状況が把握できない

a.表面はセラミックリッチだが、内部が金属リッチでセリ矢が効かない。
b.下鏡の強度が判らず大きな力(反力や衝撃力)をかけられない
c.RPBの強度が判らず下部プラット
ホームの固定ができない。
d.対象が割れず、セリ矢が抜けなくなる。
e.炉底部開口から、ペデスタルに切断片が落下する

a. ユニット缶に燃料デブリを収納できない

c. 複数カメラの使用。俯瞰カメラの搭
載。

a.砥石カッターの併用。内部調査の結果の反映。
d.ツールチェンジャーで切り離し可能な構造とする--（アクセス性リスク対応策にて包含）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.544b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた回収方法の立案
加工ツール候補技術の加工性調査
金属とセラミックは、通常それぞれに適した工具を用いて、切断加工が行われる。
炉内の状況予測を踏まえ、金属とセラミックによる複合材料に対して、同一工具による切断加工のフィージビリティ
確認予備試験を実施し、課題を抽出する。
工具

対象

課題

試験内容

油圧カッター(破砕具併用)損傷規模が小さく直立する切り株燃➢ 金属(被覆管）とセラミックス(燃料ペレット）が混在する対象の切断可否、切断時の挙動把握➢ 刃先形状の違いが切断時挙動に与える影響*➢ 油圧カッターによる加工可否➢ 燃料棒切断時における課題の抽出切断砥石

損傷し周囲の構造物に支えられた切り株燃料➢ 金属(炉内構造物）とセラミックス(溶融燃料）が混在する
対象を同じ工具、同じ加工条件で同時に加工可能か➢ 金属とセラミックスを同時に加工した場合の工具寿命➢ 切断砥石による加工可否➢ 加工速度や工具寿命➢ 切断砥石による加工時の課題

チップソー

損傷して周囲と溶融固化した燃料支持金具➢ 金属(炉内構造物）とセラミックス(溶融燃料）が混在する
対象を同じ工具、同じ加工条件で同時に加工可能か➢ 金属とセラミックスを同時に加工した場合の工具寿命➢ チップソーによる加工可否➢ 加工速度や工具寿命➢ チップソーによる加工時の課題➢ 炉底部で想定される塊状燃料デブリの圧縮強度での加工性➢ 御影石の加工➢ 各種試料に対するドリルレートの改善➢ パラメータを変更して、各試料でのドリルレート測定セリ矢(油圧/衝撃)超音波
コアドリル

炉内構造物と溶融固化した燃料デブリ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.545b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた加工方法の選択とフィージビリティ確認予備試験
一般的に硬脆材料の破壊挙動の因数で用いられる圧縮強度を比較して材料選定
模擬対象

溶融固化した
燃料デブリ

未照射の燃料棒

燃焼によりペレッ
トが脆くなった燃
料棒

対象物の物性（圧縮強度）

材料選定と理由

圧縮強度 ： 230MPa
平成30年度 燃料デブリ性状把握報
告書 付録-4 燃料デブリ特性リスト(3) マクロ性状表 にて溶融固化した
燃料デブリの圧縮強度

御影石(山西黒)
圧縮強度：約450MPa
溶融脆化した燃料デブリに近い自然石から選定

SIZE：40x40x40cm
または40x40x15cm

ジルコニア
圧縮強度：4000MPa
強度を包含できるものとして、
未照射のウランペレットより圧縮強度の高いものとして選定

SUS管(φ13mmt1mm)にジルコニアの丸棒(φ10mm L200mm)を挿入

高純度・ポーラスアルミナ
圧縮強度：950MPa
複数のセラミックスの圧縮強度を計測したなかで、ウランペ
レットの圧縮強度1000MPaに近いアルミナを選定

SUS管(φ13mmt1mm)にアルミナペレット(φ10mm
L10mm)を5個挿入

ムライト
圧縮強度：160MPa
近い圧縮強度を有するセラミックスから選定SUS管(φ13mmt1mm)にムライトの丸棒(φ10mm
L200mm)を挿入

圧縮強度 ： 1000MPa
Igata、 N. Domoto、 K (1972/1973)：“Fracture stress and elastic modulus
of Uranium dioxide including excess
oxygen”、 Journal of Nuclear
Materials、 Vol.45、 pp317-322.

圧縮強度 ： 230MPa
平成30年度 燃料デブリ性状把握報
告書 付録-4 燃料デブリ特性リスト(3) マクロ性状表 にて切り株燃料の
圧縮強度

試験体

1本の燃料棒を模擬

燃料集合体を模擬
ピッチ15㎜©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.546b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた加工方法の選択とフィージビリティ確認予備試験
油圧カッター(直線刃)

油圧カッター(鎌状刃)

破砕刃外見

油圧カッター
50MPa

試験片
曲線刃

最大285mm

燃料模擬体構造

ジルコニア/ムライト（φ10mm)

平行破砕刃併用

SUS304（φ13mm t1mm)• ムライト（圧縮強度160MPa）は容易に切断できるがジルコニア（4000MPa）は切断でき•ず、工具形状などを見直し継続検討要•

曲線刃は複数管を抱きかかえながら切断する。

• 燃料ペレット相当の圧縮強度950MPaのア
ルミナをφ13mmのSUS管に封入。
• 切断圧力 50MPa• 切り込み本数 4本

刃が無く平面

切断前に、並行刃にて硬い燃料ペレット
を圧縮破砕すること
で、切断時の刃の損傷の軽減を狙う。

切断力350 kN (代表値) 刃の角度、当たる位置により切断力は変化する• 並行刃で圧縮破砕後、鎌状刃で切断• 破砕圧力 30MPa• 完全切断 2本／一部切り込み 6本

ムライトは問題なく切断でき、照射後の燃料ペレットは複数の燃料棒からなる集合体でも切断できると見込めるが、万が一未照射相当の燃料ペレットが存在すると、複数の燃料棒の切断は難しくなる
この場合は別の手段の使用が考えられる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.547b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■RPV内燃料デブリの種別に応じた加工方法の選択とフィージビリティ確認予備試験
切断砥石

チップソー

ダイヤモンド砥粒セリ矢

油圧カッター
送り方向

工具回転
3500rpm

60mm/min

送り方向

油圧シリ
ンダー
セリ矢

垂直

回転方向

試験体

切断箇所

2000rpm

油圧ポンプ

試験装置

4mm/min

試験体
水平• 電着ブレード、メタルブレードで切削液を使わない条件でも金属とセラミックスを積層した試験体の切断が可能であることを確認• メタルブレードの方が工具寿命は長く、約19、000[mm2]と推測• 加工速度（断面積）は80mm2/min• セラミック用切断砥石はスピードは遅いがジルコニアとSUSの積層材は刃の損傷なく
切断可能。

錘

油圧による試験装置

サーメット
カッター

ジルコニア
2mm厚

SUS3041mm厚SUS304
4mm厚

ジルコニア
5mm厚

金属リッチ
セラミックリッチ• 溶融固化燃料の模擬（ジルコニア）と金属（SUS304）の積層構造を模擬• 刃の接触箇所でクラックが発生し、進展。
ジルコニア板が割れることを確認したが、一方で刃先のチップが損傷• チップ損傷でステンレスに対する加工性が低下し、バリが発生• 金属用チップソーでセラミックは刃の損傷が大きく加工可能とは判断できない。

セリ 矢(クサビ)

セリ 矢押し広げ方向

セリ矢
試験体
衝撃力(落下)試験装置

セリ 矢(羽)位置決めマーク

セリ矢設置状況
試験体：溶融固化した燃料デブ
リの圧縮強度(230MPa(*)を模擬した御影石（山西黒)静圧(油圧)による破砕• クサビ荷重約90kN。所要時間5～10秒
衝撃力(錘の落下)による破砕• 20kgの錘を1mの高さから落とすこと(推定
衝撃荷重302kN)で破砕(*)平成30年度 燃料デブリ性状把握報告書 付録-4 燃料デブリ特性リスト(3) マクロ性状表 より• ダストの発生も微量で熔融固化燃料の加工の有力候補である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.548b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■燃料デブリの加工・回収プロシージャの検討
超音波コアドリルのフィージビリティ確認予備試験
2000Wの出力を持つアクチュエータを備えた市販ユニットにダイヤモンド埋込ビットを装着し各種の試験体に対し予備加工試験を実施した。
試料

アルミナ

ジルコニア

金属

2018年度検討

3.3kg/h－

2020年度検討

16.8kg/h

2.3kg/h

模擬(MCCI)デブリ
上層部

中層部

下層部

0.63kg/h(ステンレス)－－－

6.9kg/h(鉄筋)11.1kg/h

13.9kg/h

2.8kg/h

回転モータ

スリップ
リンク

加工後の
形状

備 考

•
•

超音波
アクチュ
エータ

回転数 超音波
予荷重.
2018年
600rpm 23kHz、100W
444.8N
2020年 1780rpm 19.5kHz、500W(AVE.)
200N(模擬デブリ(上層/中層)は50N)
試料サイズ：120x120x25mm
ビット：ダイヤモンド埋込 径38.2mm

2018年度検討に比べ予荷重444.8N⇒200Nと減少させたが、回転数と超音波パワーの増大でドリルレートが改善した。
目標加工レート300kg/日(30kg/h)に対して、ジルコニア・金属リッチな模擬デブリは改善が必要な状況である。(コアは折り取れることを前提
とした。)

ドリル
ビット

超音波コアドリルシステ
ム全景(上図)とドリル
ビット先端(左図)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.549b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発■燃料デブリの加工・回収プロシージャの検討
加工候補技術の加工性調査 まとめ

工具

試験内容

油圧カッター(破砕刃併用)➢ 想定燃料デブリ（特に溶け残った燃料棒）の加工可否➢ 燃料棒切断時における課題の
抽出

切断砥石

➢ 想定燃料デブリ（特に溶融固化した燃料デブリ）の加工可否➢ 加工速度や工具寿命➢ 切断砥石による加工時の課題

チップソー➢ 想定燃料デブリ（特に溶融固化した燃料デブリ）加工可否➢ 加工速度や工具寿命➢ チップソーによる加工時の課題

試験結果
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫

セリ矢
(油圧/衝撃)➢ 御影石の加工

超音波
コアドリル

➢ パラメータを変更して、各試料でのドリルレート測定⚫
⚫
⚫

抽出された課題

被覆管は剪断（塑性変形）、燃料は圧縮力によって破砕する。要する時間は数秒～10秒程度
燃料の硬度が高い場合は、複数の燃料棒をまとめて切断が難しい。作業手順などの検討が必要。
破砕刃併用の効果はあるが、改善が必要。

⚫ 脆化していない対象の切断方法➢ 破砕と組み合わせる手順➢ 切断力の向上

金属とセラミックを積層した試験体の切断が可能。金属と燃料が混ざり合って溶融固化したデブリの加工可能性はある
加工速度は、断面積80mm2／minと遅い
メタルブレードの方が工具寿命は長い
加工可能面積はメタルブレードで約19,000[mm2]と推測⚫ 塊のデブリを切り取る手順⚫ 対象の凹凸に倣わせる位置制御、等加工支援技術⚫ 砥粒の大きさや量、ボンドの種類、ス
リットの導入など

セラミックは、クラックの進展により材料が破砕し加工が進むが、刃先のチップが同様に損傷することを確認
金属単体であれば問題なく加工は進むが、チップ損傷
でステンレスに対する加工性が低下し、バリが発生⚫ セラミックの加工性が低く、UO2の溶融固化物などが混ざる燃料デブリには砥石のほうが適用性が高い。

【油圧】20～25MPa(油圧ポンプの圧力計)で破砕。所要時間5～10秒【落下衝撃】20kgの錘を1mの高さから落とすと破砕⚫ セリ矢挿入用の穴あけの精度と時間⚫ セリ矢加工に必要な自由面が無い状
況での加工法

予荷重を低減しても、ドリルの回転数、超音波パワーの増大でドリルレートの改善は可能
加工速度最大16.8kg/h⚫ 目標の加工性能は未達⚫ 特性向上はテストベッドの堅牢化に由来。マニピュレータの剛性が課題©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.550b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発 ■全体総括と将来的な課題
開発アイ
テム
加工対象
の状況把
握

次フェーズ(*2)への移行に必要な検討アイテム

本開発終了時点(*1)での状況
炉心部、炉底部における状況推定図を作成・分類した。

••

内部調査による構造物の損傷情報
反映対象の位置、総量、線量など情報入手作業中に時々刻々と変化する加工
対象状態の情報入手方法の検討

状況推定に基づき加工方法の適用マトリックスを作成した。

切
断
加
工
加工法の
選択

• マニピュレータの腕先相当の安定度における加工性能の要素試験の実施
金属用加工具でのセラミックの加工/セラミック加工具での金属 • 要求反力の設定の予備試験を実施。
• 金属/セラミック共用可能な加工具の• セラミック加工用切断砥石での金属加工は刃の損傷が少な
開発の継続い。【有望】• 内部調査(サンプリングなど)を反映し• 金属加工用チップソーでのセラミック加工は刃の損傷が大きた要素試験向け試験体の選定い。
• 作業時間の把握/改善• 金属加工用油圧カッターによる模擬燃料集合体の加工では、 • 耐放性に関するデータの取得
炉内に支配的に残っていると思われる照射した燃料を想定し • 交換(メンテナンス)に関するデータのたセラミックは切断(破砕)できるが、未照射相当のセラミック
取得の切断は難しく、当初計画の代替案を用いたシナリオが有望であることを確認した。
• 油圧カッター使用前に並行刃による圧縮破砕を行うことで加工性を向上できる• 並行刃の破砕圧・刃の強度向上• セリ矢は、セラミックの加工はできるが金属加工は困難• セリ矢用穴開け加工法検討(*1) 従来経験のほとんど無い領域で要求ファンクションに関する基礎データを取得している段階。
(*2) 上に続いて、システムとしての成立性を確認するための基礎データを取得する段階。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅰ) 燃料デブリ回収・収納システムの技術開発 】

No.551b. 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発 ■全体総括と将来的な課題
開発アイテム

切
断
加
工

容
器
収
納

搬
出

作業ステップの検討

収納法の選択作業停滞リスク
の抽出
搬出動線の
設定

次フェーズ(*2)への移行に必要な検討アイテム

本開発終了時点(*1)での状況

以下の作業リスクを抽出した---

外観では材料特性が把握できないことによる安全or作業
停滞事象の発生

対象の性状未知を前提とした加工プロ
シージャの作成(二の矢/三の矢)

工具のスタックなどによる救援の必要性の把握

救援シナリオの策定およびそれに基づく具体策（ツールチェンジャによる工具切り離しなど）の検討

視

カメラ視認に頼らない炉内状態把握技
術の開発／全体構成図の作成

野：水蒸気・冷却水・ダストによる視認性低下

アクセス：加工対象へのアクセス性向上

アクセスシミュレーターの開発

安

対象の性状未知を前提とした加工プロ
シージャの作成(二の矢/三の矢)

全：加工時の落下発生

対象の性状および大きさに応じた回収手段を策定

対象の性状未知を前提とした回収プロ
シージャの作成(二の矢/三の矢)収納作業時の落下防止策の必要性の把握

容器収納作業ステップの策定および具体策の検討

ユニット缶をウェルに引揚げ、水平移動にてDSPに搬送す
る動線を設定した。

引揚げ時のユニット缶の揺れ押さえなどのリスク回避案策定より効率的・安定的なユニット缶受け渡し方法の検討(*1) 従来経験のほとんど無い領域で要求ファンクションに関する基礎データを取得している段階。
(*2) 上に続いて、システムとしての成立性を確認するための基礎データを取得する段階。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.552２）燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅱ) 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術

燃料デブリから循環冷却水中に溶出すると考えられる溶解性核種の除去技術について、
溶解性核種除去用吸着技術に関する要素試験を実施して最適な吸着材を選定する。要素
試験は、アルファ核種を対象として行う。また、その結果を踏まえ、吸着除去設備の概念シス
テム設計を行う。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a.溶解性核種除去設備の概念システム設計。

・アルファ核種（U、 Pu等)を用いた吸着試験の計画立案に必要な予備試験を実施の
うえ吸着試験を実施し、アルファ核種吸着材を選定するためのデータを取得した。
b.ほう酸調整設備の概念設計。
・ほう酸調整設備等について、析出対策を踏まえた運転調整範囲や廃液からのほう
酸回収の可能性を文献及び試験で確認し、設備概念を整理した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.553２）燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅱ) 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技術開発① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術
燃料デブリ取り出し時の汚染水処理システムの概念図を下段に示す。
：本項目の事業で試験を行う設備
ほう酸（サイロ）

項目：②a.回収液や廃液等の性状把握
冷却器

ポンプ

ほう酸水
タンク＋ポンプ

ポンプ

溶解性
核種除去

粒子除去

上澄み水

ドレン水/逆洗水

スラッジ回収

ほう酸
調整設備

タンク

調整ほう酸水

水処理設備
・タンクへ

項目：①b.ほう酸調整設備の概念設計

スラッジ 廃棄物処理設備

項目：①a.溶解性核種除去設備の概念システム設計
地下水

ポンプ

粒子除去
ドレン水/逆洗水

項目：②b.回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発

スラッジ回収

溶解性
核種除去
上澄み水
スラッジ 廃棄物処理
設備

水処理設備
・タンクへ
注：本概念図は設備構成の例(PCVからの漏えいの無い場合)

図．燃料デブリ取り出し時の液体系システム(概念図)と要素試験の実施対象©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.554a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計⚫ 開発の目的α核種（Pu、U、Np、Am、Cm） を吸着除去する吸着材の種類および使用量を選定するためのデータ取得を行う。

試験開始前後で容器中の被吸着質の物質濃度を測定し、吸着量を測定⚫ 解決すべき課題
溶解性核種除去設備で使用するα核種吸着材の核種吸着性能のデータが不足。
⚫ 開発の進め方(1) 要素試験準備① 実機想定水質の整理② 想定水質におけるアルファ核種の存在形態の検討③ Am以外のアルファ核種（Pu、U、Np等）を吸着除去する
吸着材の文献調査と候補吸着材の選定④ 吸着試験方法(条件、手順）の検討(2) 要素試験計画に必要な予備試験② 想定水質におけるアルファ核種の存在形態の検討(3) α核種(U、 Pu等)を用いた吸着試験(浸漬試験、流通試験）

被吸着質の物質濃度の経時変化を測定し、初期DFを把握⚫ 得られる成果
溶解性核種除去設備で使用するα核種吸着材を選定するためのデータ。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.555a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計
本開発では、燃料デブリから循環冷却水中への溶出が想定される溶解性核種のうちアルファ核種について、吸着技術を用いた除去システムの実機適用性の判断に向けた検討・試験評価を行った。
【2018年度まで】【2019・2020年度（本PJ）】

液相系システム
概念検討

液相系システム系統パターン整理

被ばく評価

・適用候補吸着材(Am)・試験手順見直しの必要性
・未評価核種(Pu等)の評価の必要性

Pu、Amの寄与大予備試験
吸着浸漬試験
(Am)

溶解性α核種除去の必要性・ALARA
・水処理設備への処理水排出

実機想定水質の仮設定
2、3号機PCV内
滞留水の水質適用候補技術
の絞り込み

・試験手順
・評価対象
吸着材

試験計画
(Am)

適用見込みの高い技術として
RO膜、吸着を選定。適切な吸着材の選定が必要。

（事業者エンジニアリング）
既存建屋内への設備配置の制約(スペース・線量等)

予備エンジニアリング・システム構成
・システム要件

試験計画(手順見直し等)【2019・2020年度成果】
U、Np、Pu、Am、Cmについての吸着試験を実施し、候補吸着材を選定した。

・試験液条件・試験手順（見直し後）・評価対象吸着材

予備試験（Pu、U等）・容器付着影響・微粒子生成影響【2019・2020年度成果】
候補吸着材をもとに吸着塔構成案の検討、実機適用に向けた課題抽出を行った。

溶解性α核種
吸着除去設備概念検討※2
適用候補
吸着材※1

吸着浸漬試験
(Pu、U等)

実機適用性
に係る課題

次年度以降に必要な開発の概略計画検討※1：本PJでは候補吸着材を複数選定する方針。
※2：得られた試験結果をもとに、実機適用性を評価するための設計への反映
事項および課題の抽出を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.556a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

実績：

2020年度
12

1

2

3

4

5

6

7

8

中間報告
▼

9

10

11

12

1

2

3

最終報告
▼

中間報告
▼

１.概念検討新型コロナウィルスの影響でPuの納入が9月上旬に後倒しされた。これに伴い、Puを用いた試験は2月中旬まで実施する工程に変更となった。

２.要素試験計画
２-(1).要素試験準備(試験用品手配含む)
２-(2).要素試験計画に必要な予備試験
３.要素試験

Am・Uなどを用いた予備試験

Puを用いた
予備試験

U・Puなどの吸着試験

４.まとめ

備考

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.557a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 除去対象とするα核種
被ばく評価に用いている55核種のうちα核種は13種類、多核種除去設備の除去対象核種に含まれるα核種は9種類である。
これらを網羅した15種類のα核種（U、Np、Pu、Am、Cm）を除去対象核種として設定した。
表 被ばく評価核種・多核種除去設備の除去対象核種に含まれるα核種
元素

ウラン

ネプツニウムプルトニウムアメリシウム

キュリウム

α核種

被ばく評価
対象核種※1

多核種除去設備の除去対象核種※2

U-234

○

─

U-235

○

─

U-236

○

─

U-238

○

─

Np-237○

─

Pu-238○○

Pu-239○○Pu-240○○Pu-242○

─

Am-241○○

Am-242m○○

Am-243─○

Cm-242○○

Cm-243─○

Cm-244○○※1：電力中央研究所「廃止措置工事環境影響評価ハンドブック（第3次版）に基づき、5年から300年の間で存在割合が0.1%以上となる55核種が選定されている。
※2：FP核種、CP核種ともに原子炉停止365日後の滞留水中濃度を減衰補正により推定し、得られた推定濃度が告示濃度に対し1/100を超える核種として、トリチ
ウムを除く62核種が選定されている。
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７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.558a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 除去対象とするα核種のPCV内滞留水濃度• 実測されているPCV内滞留水のα核種濃度について、除去対象として想定している15種類の元素の告示濃度（排水中の濃度限度＝多核種除去設備の出口水の濃度要求）と比較すると、下表のようになる。
• Uは告示濃度に比べて大幅に低い濃度であるのに対し、Pu、Am、Cmは告示濃度の数十倍の濃度となっている。
表 2号機および3号機PCV滞留水のα核種濃度と告示濃度の比較

元素

ウラン

ネプツニウムプルトニウムアメリシウム

キュリウム

除去対象
α核種

半減期

PCV滞留水濃度※1[Bq/cm3]

告示濃度※2[Bq/cm3]

告示濃度比(半減期未考慮)

告示濃度比＞１(半減期考慮)U-234

約2.5×10^5年

7.7E-04

2E-02

3.85E-02

×

U-235

約7.0×10^8年

5.1E-06

2E-02

2.55E-04

×

U-236

約2.3×10^7年

1.2E-04

2E-02

6.00E-03

×U-238

約4.5×10^9年

1.7E-04

2E-02

8.50E-03

×

Np-237

約2.1×10^6年

データなし

9E-03

─

？

Pu-238

約88年

2.4E-01

4E-03

6.00E+01○

Pu-239

約2.4×10^4年

Pu-240

約6.6×10^3年

6.75E+01○

Pu-242

約3.7×10^5年

データなし

4E-03

─

？

Am-241

約4.3×10^2年

2.7E-01

5E-03

5.40E+01○

Am-242m

約1.4×10^2年

データなし

5E-03

─

？

Am-243

約7.3×10^3年

データなし

5E-03

─

？

Cm-242

約163日

3.0E+01

6E-02

5.00E+02

×Cm-243

約29年

データなし

6E-03

─

？

Cm-244

約18年

3.8E-01

7E-03

5.43E+01○

2.7E-01※1：2、3号機のデータのうち最も高い濃度を記載している。

4E-03
4E-03

※2：周辺監視区域外の水中の濃度限度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.559a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 実機想定水質の整理 ： 海水成分およびコンクリート成分の溶出、ほう酸水注入を想定して、PCV内滞留水および建屋内滞留水に対して条件を設定
・条件１ PCV内滞留水（循環冷却水）にてイオン等の溶出がほとんどない～軽微の評価
・条件２ 建屋内滞留水を想定する場合の評価（PCV内滞留水が建屋地下に移行する場合）
・条件３ PCV内滞留水（循環冷却水）にてほう酸水を注入する場合の影響評価
・条件４ 建屋内滞留水にほう酸水が混入する場合の影響評価（条件3のPCV内滞留水が建屋地下にリークする場合）
・条件５ PCV内滞留水（循環冷却水）にてコンクリート成分のみ溶出する場合の影響評価
表 実機想定水質条件一覧
想定
液条件
対象水
1-1
1-2
1-3
2
3
4

5

PCV内
滞留水
PCV内
滞留水
PCV内
滞留水
建屋内
滞留水
PCV内
滞留水
建屋内
滞留水
PCV内
滞留水

条件
Clイオン Caイオン ほう素
濃度
濃度
濃度
[ppm]
[ppm]
[ppm]

海水
成分

コンク
ほう酸
リート
水添加
成分

温度
[℃]

なし

なし

なし

10～40

0

<1

あり

なし

なし

10～40

20程度

あり

なし

なし

10～40

あり

あり

なし

あり

なし

あり
なし

備考
（試験液条件）

pH

SS
濃度
[ppm]

<1

中性付近

<1

純水

<1

<1

中性付近

<1

1000倍希釈海水

100程度

1程度

<1

中性付近

<1

200倍希釈海水

10～40

350程度

40程度

<1

弱アルカリ

<1

50倍希釈海水相当(Ca濃度調整あり)

あり

10～40

20程度

<1

7,000

弱アルカリ

<1

1000倍希釈海水＋ほう酸水

あり

あり

10～40

350程度

40程度

7,000

弱アルカリ

<1

試験液条件2＋ほう酸水

あり

なし

10～40

<1

45程度

<1

高

<1

20倍希釈石灰水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.560a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 候補吸着材の選定 ： 既往文献の調査結果・α核種の溶液中の存在形態から候補材を選定。
① 既往文献を調査し、除去対象核種元素ごとに候補吸着材を選定
α核種

候補吸着材

Pu
Am

クリノプチロライト

実地下水での試験実績にて103オーダーのKdあり

チャバサイト

実地下水での試験実績にて102オーダーのKdあり

クリノプチロライト

実地下水での試験実績にて103オーダーのKdあり

ケイチタン酸Cm
U

選定の考え方（文献調査）

30%希釈海水（ほう素3000ppm）での試験実績にて103オーダーのKdあり

該当なし

酸性領域で評価している吸着材文献はあるが中性付近での研究結果はない

モルデナイト

NaCl（10-3mol/l～10-1mol/ｌ）pH6～7での試験実績にて103オーダーのKdあり

吸着サイト添着活性炭 KNO3（I=0.1）pH7～8での試験実績にて104オーダーのKdあり

Np

X型ゼオライト

0.1M NaCl／0.001mol/l HCl pH6での試験実績にて～800ml/gのKdあり②除去対象α核種の存在形態を考慮して候補吸着材を選定
α核種の存在形態
2価陽イオン
イオン 分子状イオン
3価陽イオンコロイド

候補吸着材

選定の考え方ゼオライト・チタン酸・ 陽イオンの吸着能を有する吸着材として選定。なお、2017・2018年度のケイチタン酸補助事業におけるAm試験において高い吸着率を確認済み。

リン酸ジルコニウム
活性炭

3価イオンの吸着能を有する吸着材として選定。
中性物質の吸着に優れるため、コロイドや有機物と反応した分子の除去を期待。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.561a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 吸着試験 ：U、Np、Pu、Am、Cmについて浸漬によるアルファ核種の吸着試験を行い、吸着性能の高い吸着材として、リン酸ジルコニウム、活性炭、チタン酸を選定。

Pu吸着浸漬試験結果
1000倍希釈海水

Cm吸着浸漬試験結果
1000倍希釈海水

Np吸着浸漬試験結果
1000倍希釈海水

*

*
分配係数
*のついたデータは浸漬後濃度がNDのため、定量下限値を用いてKdを算出
浸漬期間：21日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.562a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 概略システム検討 ： 選定した候補吸着材をもとに、吸着塔構成の検討および課題の抽出を行った。
• 水中のα核種は、イオンとコロイドが混在していることが想定される。既存の多核種除去設備における吸着塔構成と同様に、コロイドを除去するための活性炭吸着塔を先頭に設置し、後段へのコロイド影響を排除する。
• 吸着塔数を可能な範囲で減らすために、複数のα核種に対して吸着性能の高い吸着材として、リン酸ジルコニウム吸着塔を適用する。ただし、リン酸ジルコニウムのNp吸着性能は比較的高い程度であり、通水処理による濃度低減が不十分である可能性がある。Npの濃度低減が不十分な場合、あるいはSrを合わせて除去したい場合にはリン酸ジル
コニウムの後段にチタン酸吸着塔を設けることを考慮する。

• 各塔の必要塔数を設定するためには、通水処理により十分な除去機能（濃度低減機能）を発揮するかどうかについての評価が必要となるため、通水処理による核種濃度低減性能の確認が課題となる。
• また、試験においては個別の核種を単独で評価していることから、複数の核種を同時に除去する場合の相互影響の有無についての確認が課題となる。

入口水デブリ粒子除去後
溶解性α核種含有

添着
活性炭(コロイド)

添着
活性炭(コロイド)

コロイド状のα核種、U、Pu等を除去

リン酸
ジルコ
ニウム
(Pu、Am、
Cm、Np)

リン酸
ジルコ
ニウム(Pu、Am、
Cm、Np)

溶解状態の
Pu、 Am、 Cm、 Npを除去

チタン酸(Np、Sr)

チタン酸(Np、Sr)出口水デブリ粒子除去後
溶解性α核種除去後

溶解状態のNpを除去(リン酸ジルコニムでのNp濃度低減が不十分な場合)

図 アルファ核種吸着除去システムの吸着塔構成案（各塔数は仮で2としている）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.563a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ 課題抽出 ： 本PJにおける取り組み成果をもとに、溶解性核種除去設備の実機適用に向けた課題抽出を行った。
項目

①

②

③

④

本PJにおける取り組み成果

実機適用に向けた課題

処理対象水の
α核種濃度

海水成分の溶出、臨界防止剤である五ホウ酸ナトリウムの注入を想定した水質にて・還元雰囲気でのα核種の溶解挙動の把握評価を行い、各α核種の溶解挙動を把握した。コンクリート溶出影響については大・コンクリート成分の溶出に伴うアルカリ液性
気環境では炭酸カルシウムの生成に伴いα核種が共沈するため、PCV環境に近いでの溶解挙動の把握
還元雰囲気での評価が必要となることを確認した。

適用吸着材

浸漬試験によるα核種吸着性能を評価した結果、活性炭、リン酸ジルコニウム、チタン酸が適用候補吸着材として選定された。浸漬試験により平衡吸着量の大きい吸着・通水処理に適用した場合の吸着除去性能材を選定できた段階のため、通水処理に適用した場合の性能確認が課題である。なの評価方法
お、ラボ試験にて多量のα核種を取り扱う流通試験が実施できないことから、評価方法が課題となる。

吸着塔構成

コロイド状のα核種を除去するための活性炭を先頭にして、Pu、Am、Cm、Npを吸着するためのリン酸ジルコニウム、Np等を吸着するためのチタン酸を直列に並べた塔 ・複数のα核種の相互影響構成とし、メリーゴーランド運用を想定して各塔2塔を仮定した。それぞれの核種が同 ・通水処理時の除去性能・交換頻度をもとに時に溶液中に存在する場合の影響評価や、通水処理時の除去性能・交換頻度をも した塔構成の見直しとに、塔構成は適切に見直す必要がある。

交換タイミング／交換頻度

適用候補として選定した吸着材はいずれもCs吸着性能が低いため、塔表面線量の上昇による交換の発生リスクは低い。吸着性能低下による交換頻度を求めるには、・吸着材交換頻度の評価方法
流通試験による評価を行うことが一般的だが、ラボ試験にて多量のα核種を取り扱う流通試験が実施できないことから、評価方法が課題となる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.564a. 溶解性核種除去設備の概念システム設計◆ まとめ➢ 2ヵ年の開発成果• 燃料デブリから循環冷却水中への溶出が想定される溶解性核種のうちアルファ核種（U、Np、Pu、
Am、Cm）について、トレーサを用いた吸着試験（浸漬試験）を行うことで、吸着技術を用いた除去シ
ステムに適用するための候補吸着材の吸着性能データを取得した。
• 得られた吸着性能データを用いてシステムに適用する候補吸着材および吸着塔構成を設定し、実機と気相部環境が異なることによるα核種の溶解状態の変化、および吸着材での吸着除去メカニ
ズムの変化による影響の確認が課題であることを確認した。
• 浸漬試験によるα核種吸着性能の評価により候補吸着材を選定し、実機での通水処理に向けた課題を抽出した。
➢ 実機適用に向けた課題への対応方針案• 気相部環境を実機に近づけた体系での試験評価を行い、選定した吸着材の適用性を確認する。
• pH上昇などの水質変化による吸着性能への影響を評価する。必要に応じてpH調整による吸着性能を行うことを検討し、pH調整のための薬液添加を想定した条件での吸着性能評価を行う。
• 通水処理による吸着除去性能を評価するための方法、複数核種を同時に除去する際の吸着性能を評価するための方法を検討する。
• 候補吸着材に対する阻害成分を調査し、必要に応じて前処理要否の検討や水質管理方針へ反映するためのデータ取得を行う。
• エンジニアリングによる設備仕様の詳細化、現場適用可能なオペレーションの検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.565b. ほう酸調整設備の概念設計⚫ 開発の目的
安全系システムとして、溶解性中性子吸収材を用いた臨界管理に必要な設計要求(設備ニーズ)を整理し、プロセスの具体化する。
五ほう酸ナトリウム使用時の物性データ（五ほう酸ナトリウムの物性、析出挙動等、蒸発時の移行データなど）を取得し、設計要求を整理していく。

⚫ 解決すべき課題
五ほう酸ナトリウムの析出挙動等の物性データの取得。
五ほう酸ナトリウムの物性データを考慮した臨界管理システムへの設計要求の整理。
実機環境下（線量等）での臨界管理システムの運転・保守への要求検討。

⚫ 開発の進め方
五ほう酸ナトリウムのふるまいについて、文献調査、要素試験（要すれば実機を想定した試験）を行い、設計に必要なデータを取得する。
取得データを用いて臨界管理システムへの要求を整理する。
払い出し先（既存水処理設備相当）へのほう酸の移行量を提示し影響を確認する（要すれば要素試験等を実施）。

⚫ 得られる成果
実機設計に向けた物性データ。
五ほう酸ナトリウムを使用した臨界管理システム概念。
払い出し先へのほう酸の移行量とその影響。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.566b. ほう酸調整設備の概念設計【背景：概要】・ 補助事業（臨界管理PJ）では、燃料デブリ取り出し時の臨界管理方法として、溶解性と非溶解性の中性子吸収材の双方を用いる場合について技術開発に取り組んでいる。
・ 臨界管理PJ（2018年度）の技術開発として、溶解性中性子吸収材を用いたシステムは液相系システム（循環ループ系
統）と密に関係することから、液相系システムを含めた前提条件を仮決めした上で系統構成案を作成し、課題の抽出と検討を実施している。

・ 本事業では昨年に引き続き、抽出した課題解決に向けた検討を実施する。
・ 抽出した課題(詳細は次葉参照)
課題① 五ほう酸ナトリウムの析出系内（PCV、循環ループ、ほう酸調整設備）でのほう酸析出と系統への影響

課題② 五ほう酸ナトリウム、pH調整剤の注入量
系内（PCV、循環ループ、ほう酸調整設備）でのほう酸損失（ほう酸注入系の負担増）
課題③ 五ほう酸ナトリウムの移行量
払い出し先へのほう酸移行量と影響
課題④ 系統ドレン水からの五ほう酸ナトリウム水の回収
粒子除去ドレン水からのほう酸回収方法の具体化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.567b. ほう酸調整設備の概念設計【五ほう酸運用システムの課題】

課題①五ほう酸ナトリウムの析出対策➡閉塞、機器性能 の低下、ほう素濃度低減等を懸念

課題②五ほう酸ナトリウム水の調整方法➡ほう酸濃度等の調整項目や調整範囲、並びに系統概念（運転イメージ）の具体化

課題③払い出し水からの五ほう酸ナトリウム水の回収
000➡不定期に発生する払い出し水からのほう酸回収方法及び系統概念(運転イ
メージ）の具体化

緊急時のみほう酸を注入する場合の図を示す

課題④系統ドレン水からの五ほう酸ナトリウム水の回収➡粒子の粗取り等でサイクロンやセパレータを用いる場合に連続で発生するスラリーからのほう酸回収方法及び系統概念（運転イメージ）の具体化

吸着材の性能低下 →他で実施
・五ほう酸ナトリウム水はほう素濃度、ナトリウム濃度が除去対象
核種の濃度に比べて高く、核種除去性能に影響する恐れがある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.568b. ほう酸調整設備の概念設計【作業フロー】
系統設計段階でデータ不足がないよう、これまでの補助事業の検討成果及び追加の文献調査を基に、五ほう酸ナトリウムの基礎物性を整理した上で、不足データを要素試験で取得する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.569b. ほう酸調整設備の概念設計【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

IDR（研究計画）
▼

8

9

10

実績：

2020年度1112

IDR（試験計画）
▼

1

2

3

4

IDR（進捗報告）
▼

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

IDR（進捗報告） IDR（進捗報告）IDR（年度末報告）▼▼▼

１.前提条件の整理と課題の抽出
２.課題に対する検討①析出事象、②調整方法
・文献調査・検討→試験
3.課題に対する検討（継続）①析出事象
・不足データを取得しつつ、
運転管理条件に反映する。

試験結果に基づく運転条件整理

追加データ取得

運転条件への反映②調整方法
・設計方針を整理する。

③払い出し水からの回収方法
・想定される払い出し条件に応じた回収方法について、予備試験を行いつつ、情報を整理する。

④ドレン水からの回収方法
・ホウ酸回収の必要性を整理し、システム構成や概略
系統を検討する。

析出事象の結果反映を予定回収について、要求（払い出し条件）を整理し、技術の1次調査・検討

追加調査・データ取得

回収方針、
技術整理
必要性整理、機器調査

追加調査・データ取得
ホウ酸回収システムの検討

4.まとめ（報告資料作成）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.570b. ほう酸調整設備の概念設計(1)本開発の概要 ①2018年度までの取組内容と本開発の取組内容
本開発では、2018年度までに実施した「臨界評価手法の確立」及び「臨界管理技術」のうち、溶解性中性
子吸収材（五ほう酸ナトリウム）を使用した際の課題検討を対象とする（その他も別PJで引き続き検討中）。
【2018年度まで（前PJ）】
平成29年度補助事業 臨界管理方法の確立に関する技術開発 最終報告を基に整理。

臨界評価手法の確立

・臨界シナリオの検討
・デブリ加工方法毎の評価及び臨界管理方法の検討

最新情報や互いにフィードバックしつつ、
アップデート

臨界管理技術の開発

・臨界近接監視技術
・再臨界検知技術
・臨界防止技術→非溶解性中性子吸収材→溶解性中性子吸収材【2019・2020年度（本ＰＪ）】【2021年度以降】●「燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発」
臨界評価手法の確立
臨界管理技術の開発

方針設定

・臨界近接監視技術
・再臨界検知技術
・臨界防止技術（非溶解性中性子吸収材）●本開発の対象
臨界防止技術の開発：溶解性中性子吸収材
課題に対する検討
・試験で確認する事項（試験項目）を抽出

溶解性中性子吸収材の取り組み

試験計画の立案

吸収材の選定五ほう酸ナトリウムを選定

必要な設備の検討
以下の設備が必要
・非常用注入設備
・調整設備
・回収設備

設備運用時（五ほう酸ナトリウム使用時）の課題の抽出

システム設計への反映

予備試験(試験方法の確認)

・試験方法
・試験条件

【目的】
臨界管理技術の候補技術のうち、五ほう酸ナトリウムを適用する場合に備え、この場合の課題検討を実施し、設計方針を整理する。

要素試験(必要に応じて)概念設計 ※1※1：五ほう酸ナトリウムを適用する前提での概念設計を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.571b. ほう酸調整設備の概念設計(1)本開発の概要 ②システムイメージ 【緊急時のみ五ほう酸ナトリウムを使用】【燃料デブリ取り出し時の臨界管理方法】（H29年度報告書（臨界管理方法の確立に関する技術開発）（IRIDほか、2019）図4.2.2.2(1)(i)-1に基づく）
レベル1(通常状態)

レベル2(逸脱状態)

レベル3(異常状態)

機能要求

取り出し作業制限

成功管理基準内に未臨界度を維持す
ること

失敗(臨界近接発生)

中性子吸収材による臨界防止(非溶解性)

臨界近接監視➡取り出し作業中止

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

失敗(臨界発生)
臨界検知➡緊急ほう酸水注入

見直した臨界管理方法
で取り出しを再開

失敗(臨界継続)

成功
成功

機動的対応

臨界を検知し、速やかに停止すること

一般公衆・作業員会場被ばく防止【システムイメージ】
通常時(水)は黒ラインを使用。
ほう酸を入れた場合は赤ラインが稼働。
緊急ほう酸水注入●緊急ほう酸水注入
臨界検知後、緊急ほう酸水注入（10,000ppm asB以上)し、PCV内を510ppm asB以上にする。

ほう酸調整

冷却
粒子除去

●緊急ほう酸水注入➡ほう酸調整
確認・状態復帰までほう酸調整する（詳細は本開発で検討）。
※他案：ほう酸水注入継続（廃液発生が課題）

溶解性核種除去

計測等

PCV取水が出来ない場合、トーラス室より取水

汚染水処理設備SARRY等：核種・Cl除去

ほう酸貯留or回収ほう酸●緊急ほう酸水注入➡廃液処理(不定期）
通常時は汚染水を循環させ、取り出し作業で保有水量や不純物が増加した場合のみ、汚染水処理設備に払い出す。
緊急ほう酸水注入後は、B濃度が510ppm以上となる
ので、汚染水処理設備前に、一時貯留を想定。
※廃液発生頻度は、取り出し作業中止に伴い減るものと予想されるが、廃液量が多い場合はほう酸回収が必要となる。

廃液©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.572b. ほう酸調整設備の概念設計(1)本開発の概要 ②システムイメージ 【通常時から五ほう酸ナトリウムを使用】【燃料デブリ取り出し時の臨界管理方法】（H29年度報告書（臨界管理方法の確立に関する技術開発）（IRIDほか、2019）図4.2.2.2(1)(i)-1に基づく）
レベル1(通常状態)

レベル2(逸脱状態)

レベル3(異常状態)

機能要求

取り出し作業制限

成功管理基準内に未臨界度を維持す
ること

失敗(臨界近接発生)

中性子吸収材による臨界防止(溶解性)

臨界近接監視➡取り出し作業中止

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

失敗(臨界発生)
臨界検知➡緊急ほう酸水注入

見直した臨界管理方法
で取り出しを再開

失敗(臨界継続)

成功

成功【システムイメージ】

機動的対応

一般公衆・作業員会場被ばく防止●ほう酸調整臨界管理側からの要求値に従い、1号機は 6400ppmasB以上、2/3号機では5150ppmasB以上に管理するよう、ほう酸調整を行う。
（詳細は本開発で検討）。

ほう酸常用に伴い、青色部が前頁から変更
緊急ほう酸水注入
冷却

粒子除去

臨界を検知し、速やかに停止すること

溶解性核種除去●廃液処理（不定期）
循環運転を想定しているが、取り出し作業に伴い、保有
水や不純物が増加し、払い出しが必要な場合は汚染水設備等に排水（不定期、バッチ排水）。
この際、ほう酸の再利用の観点と汚染水処理設備の受入条件の観点でほう酸回収を行う。
（詳細は本開発で検討） 。

計測等
ほう酸調整

PCV取水が出来ない場合、トーラス室より取水

汚染水処理設備SARRY等：核種・Cl除去

ほう酸
回収

ほう酸

廃液

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.573b. ほう酸調整設備の概念設計(1)開発の概要 ③五ほう酸ナトリウムを使用する場合の課題
五ほう酸ナトリウムを使用する場合の課題を下図に示す。
なお、緊急時のみ五ほう酸ナトリウムを使う場合（No.3）であっても、緊急注入後に一定期間ほう酸環境を維持することが考えられる。このため、状況の違い（*1）はあるが、基本的な課題は共通と考える。
*1：No.3の状況（課題を検討する上で緩和される状況）①取り出しが中止されている➡デブリ切削等による不純物が発生が抑制されるため、析出が生じにくいと思われる。また、ループ水の払い出し頻度低減
やそれに伴うほう酸貯留等での処理量低減が期待される。
②ほう素濃度が低い➡通常時から使う場合に比べてほう素濃度が小さいため、ほう酸調整、回収等の設備負荷が低減されると思われる。

●五ほう酸ナトリウムの析出対策➡閉塞、機器性能 の低下、ほう素濃度低減等を懸念●五ほう酸ナトリウム水の調整方法➡ほう酸濃度等の調整項目や調整範囲の具体化●払い出し水からの五ほう酸ナトリウム水の回収
000➡不定期に発生する払い出し水からのほう酸回収方法の具体化

緊急時のみほう酸を注入する場合の図を示す●系統ドレン水からの五ほう酸ナトリウム水の回収●吸着材の性能低下 →他で実施➡粒子の粗取り等でサイクロンやセパレータを用いる場合に連続で発生するスラリーからのほう酸回収方法の具体化

・五ほう酸ナトリウム水はほう素濃度、ナトリウム濃度が除去対象
核種の濃度に比べて高く、核種除去性能に影響する恐れがある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.574b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ①析出に関する知見及び対応方針〇五ほう酸ナトリウム水の析出事象とシステムへの影響懸念箇所
懸念：炉内⇒析出事象①
・析出によるB濃度低下（臨界防止機能の低減）
・析出物の飛散による被ばく（TMI事象）懸念：システム⇒析出事象①～③

懸念：PCV注水口⇒析出事象①～③・析出物の固着による機器故障、性能低下
ポンプ故障、フィルタ目詰まり
性能低下（伝熱部等への固着等）

・長期使用時の閉塞①コンクリート、保温材から溶出したカルシ
ウムとほう酸の化合物形成【析出原理】
ほう酸イオン

ほう酸イオンとの析出物の形成Caイオン(コンクリート新生面より溶出)懸念：トーラス室⇒析出事象②・析出ボロンの飛散による被ばく(TMI事象)

コンクリート破砕片(デブリ取り出し時に発生)③系統操作（Na/B比・pH変動）によるほう酸の析出【析出原理】
Naイオン

コンクリート②地下水成分とほう酸の化合物形成【析出原理】
ほう酸イオン

Mgイオン
Naイオン

ほう酸イオンとの析出物の形成【補助事業による確認項目】
・各成分とほう酸の析出条件

Kイオン
Clイオン
SO4イオン

ほう酸イオン

Ca吸着で液中のNaイオンが増加

Caイオン

地下水成分

【補助事業による確認項目】
・溶出量
・カルシウムとほう酸の析出条件

Caイオン

イオン交換体Na/B比の変化による
析出物の形成【補助事業による確認項目】
・Na及びB濃度（Na/B比）によるほう酸の析出条件
・pHの変動によるほう酸の析出条件©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.575b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ①析出に関する知見及び対応方針〇試験結果概要(コンクリ―ト、保温材からのカルシウムとの析出物の形成)[試験装置イメージ][試験条件]
コンクリート種類：以下を想定。 表 コンクリートの化学組成
Ca
wt%

Cl
wt%

SO4
wt%

B
wt%

Na
wt%

Mg
wt%

4.35

0.015

0.37

<0.01

0.07

0.22

※JIS R5202(セメントの化学分析)に準拠①コンクリート、保温材から溶出したカルシウムとほう酸の化合物形成【確認項目】
・溶出量
・カルシウムとほう酸の析出条件溶液のCa濃度（mg/L）[溶出試験の結果]

五ほう酸ナトリウムでは、約1日程度で飽和濃度350～400ppmまで溶出●五ほう酸ナトリウム●純水
純水では100ppm超まで溶出後、大気中の二酸化炭素の吸着・析出により、数十ppmまで低減

時間（h）

粒形：<4mm (~1mm 37%、1~2mm 15%、2~4mm 47%)
投入量：14g/L（コンクリート300kg/dに対する液量20m3相当）と仮定
五ほう酸ナトリウム濃度：6000mg/L(asB)撹拌速度：200rpm （攪拌翼 直径68mm）
溶出時間：最大7日（1、 3、 7日でサンプリング）
温度：室温(20℃程度)【五ほう酸ナトリウム水環境下の試験結果】
・24時間程度で飽和濃度(約350ppm asCa)に到達。
【水環境下の試験結果】
・五ほう酸ナトリウム水に比べて溶出速度は24時間で半分程度。
・Ca濃度は100ppm（asCa）まで溶出後、時間経過に伴い、Ca濃度が数十ppmまで低減。これは、大気中の炭酸吸着で炭酸カルシウムの化合物（飽和濃度10ppm程度）が形成されたためと推察する。
【対応方針案】
・流量を確保することで、Ca濃度が飽和濃度（析出が生じる濃度）に達するまでの時間を確保する。
・緊急時のみほう酸を利用する場合、析出分を考慮し、5%程度多く注水する(水酸化カルシウムの飽和濃度は920mg/L程度とされており、ほう酸環境下での飽和濃度350ｍｇ/Lとの差分は600㎎/Lとなる。試験結果より、
CaとBは1:1で析出しており、10000ppmasBの緊急注入を行う場合、析出による増加は6%程度と思われる）。
・通常時からほう酸を使用する場合は循環運転時のCa濃度を監視し、飽和濃度（Caで380ppm）に達する前に対策（払い出し及び除去）を行う。
※取り出し対象の全てがコンクリートで、かつ、4㎜以下に破砕することは考えにくいため、試験結果(24時間で飽和)より猶予はあると考える。
※水環境下での炭酸カルシウムの析出について、PCV内（窒素環境、炭酸なし）で数百mg/Lまで溶出したCaが、系統内の開放系で炭酸を吸着し、析出する点が懸念される。但し、水環境下でのCa溶出速度は遅く、コンクリート粉末も多量に発生しないと思われるため、析出量は限定的と推測する。このため、通常保守の期間内で確認し、問題が生じる場合は交換で対応できる範囲と考える。
（要すれば、CSTタンク等で実施しているような脱気等の対策と講じることで注水・取水配管の析出は抑制可能と考える)。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.576b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ①析出に関する知見及び対応方針〇 試験結果概要（地下水成分との化合物形成）[試験条件][試験装置イメージ]
ヒーター

浮き型
保温材

地下水成分

：以下を想定。
表 地下水の想定組成

供試液

Na
mg/L

K
mg/L

Ca
mg/L

Mg
mg/L

Cl
mg/L

SO4
mg/L

SiO2
mg/L

78

4

24

11

46

3

43

ウォーター 五ほう酸ナトリウム濃度：6000mg/L(asB)
バス
地下水添加量：4倍～400倍②地下水成分とほう酸の化合物形成

地下水成分が同様に濃縮されるものとして設定。

撹拌子

マグネチックスターラー

試験時間：24h
溶液温度：20℃※PCV取水が成立せず、トーラス室から取水する場合[試験結果]
地下水添加(析出)Ca(OH)2添加(析出)900

析出したCa濃度(mg/L)

800
700

600

地下水成分がある場合
は析出が促進される。

500
400

【地下水成分の影響】
・地下水成分がない場合は添加Ca濃度400mg/L相当までは析出なし。
・地下水成分がある場合は添加Ca濃度200mg/L相当で半分相当（100ppm）のCa析出物が発生。
➡文献調査及び個別試験結果((3)①項)から個々のイオンの影響は以下となり、Ca及びSiによる析出促進の効果が高かったものと推測される。
Ca：単体でも析出を形成。Siの析出物がある場合、B吸着を促進するものと推定。
Mg：単体ではCl共存下で10,000mg/Lまで析出しないことを確認。
Siの析出部がある場合、B吸着を促進するものと推定。
Cl、SO4：Caイオンによる析出が緩和される傾向。
Si：高濃度となりSiの析出物が形成されると、析出部がCa、 Mg及びBを吸着。

300【対応方針案】
・地下水成分の混入を防ぐ ➡ PCV取水によるトーラス室への漏洩抑制（PCV取水）・上記が難しい場合、前頁のとおり、Ca濃度管理により対策する。この際、Si等の働きによって析出・吸着が促進されることから、Ca濃度の制限はより厳しくなる(350～400mg/L→200mg/L以下)。

200
100

0
0

200

400

600

800

1000

添加Ca濃度(mg/L)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.577b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ①析出に関する知見及び対応方針〇試験結果概要（系統操作（Na/B比の増減、pH調整）による析出）[試験装置イメージ]

B濃度：1000㎎/L前後 (緊急時のみほう酸を利用する場合）
6000㎎/L前後(緊急時のみほう酸を利用する場合）
Na濃度：上記のB濃度に対してNa/B比0.1～0.5（モル比）
Ca濃度：200～600mg/L …Ca濃度とNa/B比の重畳時の影響確認
pH：Na/B比による成り行き
ウォーター
なお、pHの影響検討ではNaOH等で調整
バス
溶液温度：10～50℃
試験時間：24h
撹拌子

浮き型
保温材

供試液

③系統操作（Na/B比・pH変動）によるほう酸の析出[試験条件]
ヒーター

マグネチックスターラー【Na/B比の変化】①五ほう酸ナトリウム水（6000mg/LasB)・Na/B<0.12(B10000mg/L以上、＠10℃）又はNa/B>0.4(Na5100mg/L以上、＠10℃）でほう酸が析出。
・Na/B比が0.2（通常時）から変動している場合、Caとの析出物形成が促進される（Na/B比0.27の場合は300mg/Lで析出…(3)①項）②五ほう酸ナトリウム水（1000mg/LasB)・Na/B=0.033(B6000mg/L、＠10℃）又はNa/B=0.5(Na1060mg/L、＠10℃）でも析出はない(文献値)。

[試験結果@10℃]※ほう酸常用時；臨界管理要求5150ｍｇ/L
12000

Na(mg/L as B)

10000
8000

四ほう酸ナトリウム
析出領域

● 析出
〇 無し
文献値

6000
4000

析出しない領域

2000
0
5000

ほう酸析出領域
7000

9000

11000

B(mg/L as B)

13000【pHの影響(NaOH等での調整)】(一部文献等からの推定含む)
・五ほう酸ナトリウム水（6000mg/LasB)では、低pH側の析出は見られず、高pH側はpH9.5で析出。
・五ほう酸ナトリウム水（1000mg/LasB)では、いずれのpHでも析出は見られない。
【対応方針案】
・系統操作時には高pH(9.5)にならないようにする。
・循環運転時のNa/B比、pHを監視し、調整設備でNa/B比、pHを調整する。
※Na/B比の変動について、核種吸着等でのB吸着、あるいは、イオン交換体でのイオン種の入れ替え等が考えられるが、五ほう酸ナトリウム水の濃度は他イオンより少なくとも一桁以上高いため、対象核種の除去性能が担保できるよう、
ほう酸に対しては有意な吸着が生じない吸着材を選定することを前提とする。

※五ほう酸ナトリウム水は溶液の中で複数の状態を取り、 Na/B比及びpHに応じてその比率が変わる。この結果、Na濃度の割合が高くなると四ほう酸ナトリウム、B濃度の割合が高くなるとほう酸が析出する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】
b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ①析出に関する知見及び対策方針③系統〇対策方針案まとめ

・析出しないように水質管理を行う。
・取水近傍等は不純物等の 調整ができず、析出するリスクがあるため、保守交換対応を前提とする。
➡水質管理はほう酸調整設備で対応（後掲）➡個別機器の保守方針の選定（予備エンジニアリングで考慮）①PCV注水口・析出しないよう水質管理したほう酸水を注水する。
➡ほう酸調整設備で対応（後掲）②炉内・析出しないよう水質管理したほう酸水を注水する。
・臨界防止の観点でのB濃度に余裕を持たせたほう素濃度で運転する。
➡ほう酸調整設備で対応（後掲）④トーラス室・PCV取水の成立によってほう酸水の流出を防ぐ。
➡予備エンジニアリングでの検討

懸念①PCV注水口

懸念

長期使用時の閉塞

ほう素濃度低下（臨界）水質管理
・Na/B比、Ca濃度等を調整した冷却水を供給する
ことで析出を防止する。

水質管理（一時的なB濃度の変動を想定した濃度での運転）
・Na/B比、Ca濃度等を調整した冷却水を供給することで析出を防止する。
・水質管理を前提とする場
合、析出による濃度低下は限定的であり、中性子
吸収効果の低下による臨界リスクは少ないと考える。
・緊急注入時はCa析出分を考慮した注水を行う。

対策案

No.578②炉内・炉底部③系統④トーラス室気中への飛散（B飛散＠TMI）

長期使用時の閉塞
性能低下

性能低下（伝熱部等での析出）気中への飛散（B飛散＠TMI）

水質管理及び気相系システム
での捕集
・Na/B比、Ca濃度等を調整した冷却水を供給することで析出を防止する。
・気中に飛散した粒子は気相系システムで捕集されるため、B飛散による被ばくリスクは防止可能と考える。
・水質管理により析出を防止することで、気相系システムの交換頻度への影響も低減可能と考える。

水質管理
万一析出した場合は保守（洗浄、交換等）・Na/B比、Ca濃度等を監視し、閾値に到達する前に払い出し及び除去を行う。
・局所的な濃度変動がある
場合に析出に至るリスクがあるが、試験結果では濃度を適正範囲に戻すと再溶解することを確認しており、洗浄による対策も候補となる。

水質管理
漏洩防止（PCV取水）
・Na/B比、Ca濃度 ・トーラス室に移行す等を調整した冷る場合は地下水成却水を供給する分との化合物生成ことで析出を防による析出は防げ止する。
ない可能性が高い。
このため、PCV取水・万一析出した場
合は保守（洗浄、 による漏洩防止を前提とする。
交換等）で対応する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】
b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ②ほう酸調整設備の系統概念

Na/B比の運転調整範囲①ほう酸常用時

12000

〇設置目的

①ほう酸常用時
1号機は 6400ppmasB以上、2/3号機では5150ppmasB以上②緊急時のみほう酸を利用する場合
550ppm以上(緊急時)

10000

Na(mg/L as B)

目的：五ほう酸ナトリウム水の水質調整を行うこと
・臨界管理要求濃度の確保
・Na/B比(pH)の調整（析出の防止）※通常時からほう酸を使用する場合のみ必要
臨界管理要求濃度No.5798000

臨界管理要求濃度(5150ppm以上)

四ほう酸ナトリウム
析出領域

6000
析出しない領域

4000
運転範囲

緊急時は
右に移行

2000
0
5000

ほう酸析出領域

7000

9000

11000

B(mg/L as B)

13000【運転管理範囲】2/3号機でのほう酸環境での例を示す。
B=7000±1000ppm、 Na=3000±400ppm※1号機は臨界管理要求濃度が高いため、B濃度で1000ppm程度増加させる必要がある。

②ほう酸を緊急時のみ利用する場合
以下の理由から、原則、不要とする。
・B濃度1000ppm程度の場合、Na/B比の変動に伴う析出は発生しない。
・デブリ取り出しがなく、有意な水質変動は生じないと仮定。

循環ループにおける不純物の払い出し基準 (本補助事業より設定)
不純物

増加要因

ほう酸と析出を生じる濃度

払い出し基準案

Ca

コンクリート・保温材からの溶出
地下水混入

300mg/L as 以上≦200mg/L

Mg

地下水混入

Cl環境では析出せず―(地下水混入時には考慮要)

Cl

地下水混入、PCV残留物の溶出―（腐食防止の観点100mg/L以下）<100mg/L

SO4

地下水混入

―（腐食防止の観点100mg/L以下）<100mg/L

SiO2

地下水混入

150mg/L 以上

100mg/L(地下水混入時に考慮要)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.580b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ②ほう酸調整設備の系統概念〇系統概念
・受槽兼調整槽で廃液を分析し、所定の運転管理内にあること確認後、注水ラインに戻す。
・分析の結果、調整が必要な場合は以下の対応を行う。
①B濃度が臨界管理の要求値を下回る場合➡薬液調整(H3BO3)②Na/B比が析出防止を考慮した運転範囲を逸脱する場合 ➡薬液調整(NaOH、 H3BO3)③析出に起因する不純物(Ca等)が運転範囲を逸脱する場合 ➡廃液処理※薬液(H3BO3)は廃液発生の抑制のため、10000ppmasB程度を想定するが、この場合はBの溶解度を超える。このため、ヒートトレースを敷設する、あるいは五ほう酸ナトリウム溶液(B濃度が高い状態)で管理するなどが必要となる。

ほう酸調整設備の構成要素
朱線：ほう酸の流れ
黒線：上記以外※1緊急時のみほう酸を使用する場合は無くても可

薬液調整槽(NaOH)※1
薬液調整槽(H3BO3) ※1
回収ほう酸水(ほう酸回収設備)
ほう酸水(溶解性核種除去設備)
溶解成分
・B（ほう素）・Na（ナトリウム）・βγ(Cs、Sr等)：多・不純物(Ca等)：少B濃度、Na濃度が低減する
場合に薬液調整を行う。

薬液調整槽(Na２B10O16・10H2O)
受槽兼
調整槽

P

供給槽

P

ほう酸水
(炉注水ライン/冷却器)

P

ほう酸廃液
(ほう酸回収or廃棄設備)

余剰水分（加工水2.2m3/h)を払い出す。
また、不純物濃度（Ca等）が運転範囲を超える場合に払い出す©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.581b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ③ほう酸回収設備（払い出し水）の系統概念〇設置目的

ほう酸の再利用による新品ほう酸及び廃液の低減

目的：以下の観点で、ほう酸廃液（不定期発生）からバッチ処理で回収すること・ほう酸の再利用による新品ほう酸及び廃液の低減
・汚染水処理設備へ移送する廃液のB濃度低減①ほう酸常用時
不定期に発生するほう酸廃液（～2.2m3/h、6000ppmasB程度）からほう酸を回収する。回収性能の目安は90%以上とする。
②ほう酸を緊急時のみ利用する場合
緊急注入以降に発生するほう酸廃液（流量未定、平均1000ppmasB程度、最大12000ppm程度）からほう酸を回収する。但し、以下の点を踏まえて予備エンジニアリングで設置要否の判断が必要。
・上記期間はデブリ取り出し作業が行われないことをから、廃液発生
量は限定的と考える。
・臨界発生時の液性は不確定要素が多く、回収後の利用について懸念が残る。
・ほう酸常用時に比べてB濃度は低く、希釈廃棄も考えられる。

汚染水処理設備の受入基準までのB濃度低減
受入条件1）SARRY：700ppm(asB)、ALPS:200ppm(asB)
なお、ALPS前段のROを考慮すると50ppm(asB)【廃液が発生する状況】
払い出し状況
保有水量の増加

Ca
不純物
濃度
の増加

原因

備考

系統運転での液調整―

地下水等の混入(*1)―

コンクリートからの溶出

析出防止の観点で、380ppm以下に管理が必要。
※数値は析出試験結果を基に適宜見直し

地下水等の混入(*1)
残留海水等の混入

Cl
他

地下水等の混入(*1)
地下水等の混入(*1)

炉注水管理(腐食防止)の観点で、現行管理値の100ppm以下に管理が必要。
粒子除去、溶解性核種除去で取り切れない不純物が想定されるが、払い出し要否等不確定につき、課題とする。

*1：PCV取水/水位低下ができず、現状のようなトーラス室からの取水が中心となる場合に考慮が必要。
1）平成28年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金事業 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システムの高度化 研究報告書（最終報告） ４．2.3（6）(ii)(イ）既存設備へのほう酸影響に関する要素試験の考察より抜粋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.582b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ③ほう酸回収設備（払い出し水）の系統概念〇系統概念
・ほう酸廃液をバッチ処理で回収。この際、回収技術は前段の溶解性核種除去の性能によって以下の使い分けを想定。
放射性核種※1 扱う廃液は異なるが、高放射性廃液の濃縮操作は

回収技術の
使い分け案

多

小

蒸発分離

×（加工水等への利用ができない、※1）○

弱酸性R/O△（要素技術として性能確認が必要）

×（設備数が多く不向き）

原子力施設で実績がある。
ただし、蒸発操作に伴うオフガス処理、また、回収ほう酸の線量増加に伴う利用先の制限（加工水への利用が不可）等を考慮すると、弱酸性R/Oの利用が望まし
いと考える。

ほう酸調整設備の構成要素（蒸発分離利用時）
ほう酸水(溶解性核種除去設備)
溶解成分
・B（ほう素）・Na（ナトリウム）・βγ(Cs、Sr等)：少・不純物(Ca等)：少/多

受槽

P

Ca吸着

朱線：ほう酸の流れ
黒線：上記以外

CL吸着

受槽【補助事業による確認事項】
五ほう酸ナトリウム水環境での除去性

溶解成分
・B（ほう素）・Na（ナトリウム）・βγ(Cs、Sr等)：多・不純物(Ca等)：少/多

濃縮液
受槽
凝縮槽

P

ほう酸水
(回収タンク)P

ほう酸廃液(水処理設備)

ほう酸調整設備の構成要素（R/O膜利用時）
硫酸or硝酸等

ほう酸水(溶解性核種除去設備)

蒸発分離

P

受槽

P

Ca吸着

【補助事業による確認事項】
五ほう酸ナトリウム水でのB透過性
朱線：ほう酸の流れ
黒線：上記以外

R/O

pH調整

透過水
(B)

濃縮水
(未回収B含む)
加水＋pH調整

受槽

濃縮
タンク等
省略

透過水
(B)
R/O

P

ほう酸水
(回収タンク)P

蒸留水(加水操作に利用)

P

濃縮水

P

ほう酸廃液
(水処理設備)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

振とう撹拌
(吸着剤が動くよう、激しく往復浸透させる)
試験溶液

ポリ容器
（気密溶液）

Na吸着がないゼオラムA-4が候補
IXE-100
ゼオラムA-4(顆粒)
合成ゼオライトA-4(粉末)
SKN-1

40
35
30
25
20
15
10
5
0

100

50

60
40

0

100

IXE
-100

Ca平衡濃度(mg/L)*縦軸は吸着材1gあたりの吸着量

6000

五ほう酸Naとして添加

Ca濃度

100

Ca除去試験時にCa(OH)2として添加

Cｌ濃度

100

Cl除去試験時にNaCｌとして添加

温度(℃)

25℃

固液比(g/L)

1～10

試験時間(h)24～168カチオン吸着材(Ca吸着)

アニオン吸着材(Cl吸着)

pH8
pH7
pH6
pH5

20
15

pHの低下に伴い、吸着量が増加（吸着サイトが活性したと推測）1050*縦軸は吸着材1gあたりの吸着量

4種

・Mg-Al系 IXE-700F・シリカ・アルミナ系ニッカゲルM・Bi系水酸化物IXE-6107
・陰イオン交換樹脂SAN-1

pHの低下とともに
吸着量上昇

80
60

Cl
SO4
B

40

0
50

Cl平衡濃度(mg/L)

4種

100

20
0

・Zr系吸着材IXE-100
・A型ゼオライト ゼオラムA-4・合成ゼオライトA-4
・陽イオン交換樹脂SKN-1*吸着材1g/0.1L五ほう酸ナトリウム溶液、Ca 100mg/L

除去率(%)

B濃度 (mg/L as B)

Cl吸着量(mg/g)[試験条件]
備考

合成ゼオ
SKN-1
ライトA-4ビスマス系水酸化物はpHが低いほど吸着性能が増加。
25

試験範囲

ゼオラム
A-4

[Cl除去試験結果] ビスマス系水酸化物が候補。

吸着材

項目

Ca
Na

20

Ca濃度が高い側のずれは試験操作による誤差0

ゼオラムA-480

除去率(％)〇試験結果概要(五ほう酸ナトリウム水環境下でのCa、Cl除去)[Ca除去試験結果]

Ca吸着量(mg/g)b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果③ほう酸回収設備（払い出し水）の系統概念

No.583

100

pH＝5

pH＝6

pH＝7

pH＝8

*吸着材1g/0.1L五ほう酸ナトリウム溶液
Cl 100mg/L、SO4 100mg/L【試験結果/吸着材となる候補の確認結果】
・Ca除去ではA型ゼオライトが除去率40%（造粒)でNa吸着を抑制できている。
・Cl除去ではビスマス系水酸化物(pH＝7以下)が除去率40%未満(粉末)でB吸着を抑制できている。ただし、pH調整に使用したSO4等が透過している。
【課題】
・不純物がある状態での吸着性能【対応方針】
・廃液性状（取合条件）、また、ほう酸の利用方針（通常時からほう酸を利用する、緊急時
のみほう酸を利用する）で要否が変わるため、予備エンジニアリングで必要性を確認後、必要があれば課題に対する追加検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.584b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ③ほう酸回収設備（払い出し水）の系統概念〇試験結果概要(弱酸性R/O膜を用いたほう酸と不純物の分離)

原水

透過水
RO膜

pHが低いと分子状が多いイオンは水和半径が大きいことから透過せずpHが高いと縮合体、イオンの比率が高く透過
しにくい

比率

pH5以下では
ほう酸は透過するものと推定pH8(五ほう酸ナトリウム6000mg/L as Bの濃度)

回収率(透過水への移行率)
（％）

濃縮水

ポンプ

pHを5以下にすることでほう酸の回収率が上昇することを確認[試験結果][試験装置イメージ]

100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0

B
Na
NO3(pH調整剤)

pH8(調整無し)

pH5

pH3【試験結果】
・pH＝8前後（五ほう酸ナトリウム水を扱う場合に目安となるpH)では、Bの回
収率は20%程度と低いが、pH5以下にすることで、回収率が増加する。
・R/Oの複数段構成によって回収率は増加する。
・Naは1%(60mg/L)程度、pH調整剤(NO3イオン)は1～2%(200mg/L)程度透過【課題】
・pH調整剤を考慮した運転方法又は透過率が低い条件の選定
・不純物(Cl等)の透過率の確認(1) ROの原理(2) ほう酸の溶液中の縮合状態
図 ROにおけるほう酸透過の原理【対応方針】
・予備エンジニアリングで必要性を再度吟味した上で、必要があれば課題に対する追加検討を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.585b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ④ほう酸回収設備(ドレン水)の系統概念〇設置目的
粒子除去（粗取り）への適用を検討している液体サイクロン等は、系外へ流出するドレン量が多いため、溶解性中性子吸収材として五ほう酸ナトリウム水を使用する場合、ほう酸の損失量が多く無視できない。
⇒ほう酸水を使用した場合、系統ドレン水からほう酸水を回収・再利用するために、含有する固形分を分離するシステムを設置する。
液体サイクロン、オートストレーナからのドレン水処理を想定
・排出状態：連続排出・排出量：循環冷却流量の約5%・粒子径：30μｍ以上

冷却器

ほう酸
調整
透過水
透過水
粒子粗取り
（液体サイクロン等を想定）

ドレン水(ほう酸水)

回収水(ほう酸水)

ほう酸回収(系統ドレン)

固形分

粒子
除去

溶解性
核種除去
（吸着塔）

ほう酸
回収

汚染水処理設備等
SARRY等：核種・Cl除去

検討事項

系統ドレン水からの五ほう酸ナトリウムの回収・廃液(ドレン水)発生量が多く、欠損するほう酸水
量が多い。（ほう酸水の回収・再利用が必要）

概略系統図と検討対象範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.586b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ④ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念〇系統概念
・粒子を含むドレン水をほう酸水と固形分に分離回収。この際、回収技術は後段の処理・処分方法によって以下の使い分けを想定。
方式
乾燥処理(長期貯蔵)
固化処理(最終処分)
全ろ過方式〇（スラッジ回収により含水率が低いため、乾燥処理の設備負荷が小さい）

×(異物との分離や異物を含めた固化処理の検討が必要)クロスフローろ過方式

×（濃縮スラリ回収により含水率が高いため、全ろ過に比べ設備負荷が大きい）〇（最終処分に向けた固化処理が容易）

ほう酸回収設備の構成要素（全ろ過方式）
ほう酸水(冷却水循環系/粗取り処理)

ドレン水
受槽

P

ろ過

ほう酸回収設備の構成要素（クロスフローろ過方式）

ドレン水
受槽

P

P

P

ろ過膜

ほう酸水
(冷却水循環系/中取り処理)
スラッジ(フィルタ)(後処理設備/一時貯蔵設備)

容器
収納【補助事業による確認事項】
粒子捕集量の把握(ケーク形成・堆積状況)

ほう酸水(冷却水循環系/粗取り処理)

ほう酸水
受槽

【補助事業による確認事項】
実績調査による濃縮度
ほう酸水
受槽

濃縮スラリ
受槽

P

ほう酸水
(冷却水循環系/最終処理)
濃縮スラリ(固化処理設備)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.587b. ほう酸調整設備の概念設計(2)本開発で得られた成果 ④ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念〇試験結果概要

円筒膜でのケークろ過
全ろ過処理での粒子捕集量に対する各因子の影響を確認[流速によるケーク厚への影響]
0.250

圧損(MPa)0.200

流速5m/h
流速0.5m/h

0.150
0.100
0.050
0.000
0.0

5.0

10.0

ケーク厚(mm)

15.0

20.0

流速低減によるケーク厚と圧損の相関[粒子種類、粒径によるケーク厚への影響]
0.250

珪砂
珪砂＋コンクリート(20％)
珪砂＋微粒子(20％)
模擬MCCI
珪砂＋模擬MCCI

0.200
0.150

圧損(MPa)

圧損(MPa)

0.250
0.200

0.150
0.100
0.100
0.050
0.000
0.050
0
0.000

10

0

20

30

ケーク厚(mm)
ケーク厚(mm)
10
20

40

30
粒子種類、粒径によるケーク厚と圧損の相関【試験結果】①ケークろ過の理論式の成立性を確認。
ケークろ過理論式 ： Darcyの法則
ΔP＝ｋ×μ×L×u
ΔP：圧力損失【Pa】
k：実験定数【m-2】μ：粘性係数【Pa・s】
L：充填層厚み(ケーク厚)【m】
u：透過流速【m/s】②粒子種類によらず流速を低減することでケーク形成が可能。
③微粒子の混入、コンクリート及び模擬MCCIは珪砂に比べケーク形成がしにくい。その理由として、微粒子の混入により粒子間の隙間に堆積することで圧密度が増加し、微粒子がないものに比べ圧損が増加したものと考える。また、コンクリートや模擬MCCIは、針状結晶が多く、フィルタ孔や粒子間の隙間を閉塞させたことで、球状結晶が多い珪砂に比べ圧損が増加したと考える。
④試験結果を基にほう酸回収性能、廃棄物発生量などを評価。
・ ほう酸回収性能 ： 99%以上
・ 廃棄物発生量 ： 20本以上(容器換算本数)【課題】①フィルタメディアの選定、プロセスデータ(圧損等)や交換頻度の把握を目的に粒径分布や燃料デブリ取り出し時の廃液性状が不明な実廃液を用いたろ過性能の確認が必要【対応方針】①全ろ過処理は1候補であるため、後段の処理・処分方法を踏まえ、予備エンジニアリングで処理方法を検討し、必要があれば課題に対する追加検討を行う。

40©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.588b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認 【概要】
五ほう酸ナトリウムの析出対策として水質管理を行う際の目安を得るため、析出が生じる原因（因子）と析出事象に与える影響（閾値）を整理中。
因子
環境
条件

液の
組成

本格取り出し時の想定

温度

10～50℃

析出事象に与える影響（閾値等）運転上の考慮

Na/B析出物は温度低下で溶解度低下。
Ca/B析出物は溶解度への影響はほとんどない。

考慮

B

水環境下
(通常時)：0ppm、(緊急時)：510ppm以上
ほう酸環境下(通常時)1号機：6400ppm
2/3号機：5150ppm(緊急時)通常時＋510ppm

Na

Na/B比の析出条件を踏まえ設定。
薬品注入、水処理による変化を想定。

Ca

コンクリートからの溶出を懸念。

Ca濃度が増えると析出(Ca、 B析出物)
・380ppm asCa@20℃

Mg

トーラス室での地下水との混合を懸念。

MgCl2で析出は発生せず。

Cl

海水成分の残留、地下水との混合を懸念。
≦100ppm

Clイオン共存下では溶解度が増加傾向を示す。

考慮不要（Clイオン共存下は保守的になる）

SO4

コンクリートからの溶出を懸念。

Clと同じ傾向

考慮不要（SO4イオン共存下は保守的になる）

pH

水環境下：pH7前後 (現状と同程度と想定)
ほう酸環境下：pH8前後 (五ほう酸ナトリウムNa/B比の変動やCa濃度の上昇で間接的に変化するが、pH自体が析出に影響しない推測。

注入時は現状よりアルカリ側に移行と想定)

Na/B比が低、あるいは、高で析出(Na、 B析出物)(参考)五ほう酸ナトリウム 6000mg/L asBにNaま
たはBを添加した場合に・Na/B<0.12(B10000ppm以上)で析出 ＠10℃
・Na/B>0.4(Na5100ppm以上)で析出 ＠10℃
※Na/B比はモル比

考慮

考慮
考慮
考慮不要
（試験結果よりMgによる析出懸念は無し）

考慮不要（Na/B比、Ca濃度に従属）※ここで挙げた影響因子は、あくまで文献調査結果に基づくもので、実機状態から網羅的に因子を確認したものではない（例えば、有機物、SS等）。
こういった点を考慮し、 実液を用いた実証ステップが今後必要である©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.589b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認【目的】
運転管理目安の作成に向け、以下に示す不足データを取得する。
・Ca濃度とNa/B比の重畳時の影響確認
・他不純物（SO4等）の影響確認
12000

Na(mg/L as B)

10000
8000

ヒーター

浮き型
保温材

表 試験条件表

供試液

ウォーター
バス
撹拌子

臨界管理要求濃度(5150ppm以上)

マグネチックスターラー

四ほう酸ナトリウム
析出領域

運転範囲近傍のデータを取得
する。

6000

運転範囲

試験範囲

備考

B濃度
(mg/L as B)

510～
10000

Caイオン濃度(mg/L)

0～800

Ca(OH)2の飽和濃度より設定

SO4、 Mg等

0～10000

必要に応じて地下水
相当の成分を追加

図 試験装置イメージ析出しない領域

4000

項目

Na/B比が大きくなる場合はCaの許容濃度が低下すると想定される。

緊急時は
右に移行

2000

10000

ほう酸析出領域

7000

9000

11000

B(mg/L as B)

13000【試験方法】①所定の溶液を調整し、所定時間、温度で攪拌
②所定時間後にろ過し、ろ液、フィルター、ビーカ洗浄液を別々に分取。
③ろ液、フィルタの成分分析を実施(B、 Na、 Ca、 Mg等)
【評価結果の反映先】
五ほう酸ナトリウム使用時の系統運転条件（運転管理目安）

B濃度(mg/L)

0
5000

溶解
領域

6000
析出領域

510
370
580
790
Ca濃度(mg/L)
図 Ca濃度とNa/B比の重畳時の試験結果イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.590b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認【試験結果】＜Ca濃度の影響＞＜Ｎａ/B比変化の影響＞

Ca(OH)2添加時、380mg/L as Ca 以上で析出を確認。
析出物のCa/Bモル比は0.3程度。文献情報を考慮し、析出物はCa2B6O11･13H2Oと推定。

Na/B比<0.1で析出を確認。
析出物はBが主体であり、H3BO3と推定。

Na/B比 0.08時の析出物外観

590mg/L as Ca添加時の
析出物外観

1000

析出物濃度(mg/L)

Na/B比0.2
五ほう酸ナトリウム相当

30000＜試験条件＞
溶液 五ほう酸ナトリウム6000mg/L as Bにほう酸
または水酸化ナトリウムを添加しNa/B比を調整
温度 20℃

pH 6.4

20000
10000

0

pH 6.4pH 6.50

pH 7.4

0.2①Na/B比低下
図1

pH 9.1 pH 9.5 pH 9.8

pH 10.4

pH 11.4

0.4
0.6
Na/B

0.8

1

ろ液中Ca濃度(mg/L)

900

40000
析出物形成

800
700

析出物形成

600
500

380mg/L400

pH 8.3pH 8.3pH 8.3300＜試験条件＞
溶液 五ほう酸ナトリウム6000mg/L as B
温度 20℃

pH 8.2

200
100
0
0

200

400

600

800

1000

添加Ca濃度(mg/L)②Na/B比上昇

Na/B比変化の影響確認試験

図2

Ca添加による析出試験結果 概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.591b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認【試験結果】
50000
45000
40000
35000
30000
25000
20000
15000
10000
5000
0

Na/B比低下側(20℃)
Na/B比上昇側(20℃)

析出物濃度(mg/L)

析出物濃度(mg/L)＜Ｎａ/B比変化による析出における濃度と温度の影響＞
Na/B上昇側、低下側とも温度の低下とともに析出量が増加する傾向を確認

Na/B比低下側(10℃)
Na/B比上昇側(10℃)
Na/B比低下側(50℃)

温度の低下とともに、析出量が増加
0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

析出物濃度(mg/L)

Na/B

図2

40000
35000
30000
25000
20000
15000
10000
5000
0

図1

50000
45000
40000
35000
30000
25000
20000
15000
10000
5000
0

Na/B比低下側(20℃)
Na/B比上昇側(20℃)
Na/B比低下側(10℃)

Na/B比上昇側(10℃)
Na/B比低下側(50℃)

温度の低下とともに、析出量が増加0.04
Na/B(2)低Na/B比側拡大図(1)全体図
Na/B比変化による析出における温度の影響確認試験(6000mg/L as BにNaまたはBを添加)
Na/B比低下側(20℃)
Na/B比上昇側(20℃)
Na/B比上昇側(10℃)
Na/B比上昇側(50℃)

・Na/B上昇側(20℃)
五ほう酸ナトリウム6000mg/L as B 析出は見られず
五ほう酸ナトリウム10000mg/L as B 0.1 Na/B比0.5で析出が発生
・Na/B低下側(20℃)
五ほう酸ナトリウム6000mg/L as B Na/B比0.08で析出が発生
五ほう酸ナトリウム10000mg/L as B Na/B比0.1で析出が発生
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
→いずれも濃度が上昇すると析出が促進される傾向を確認
Na/B
Na/B比変化による析出における五ほう酸ナトリウム濃度の影響確認(10000mg/L as BにNaまたはBを添加)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.592b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認【試験結果】＜Ca濃度変化による析出における濃度、温度及びpHの影響＞
2500

2500
510mg/L as B

1500

10000mg/L as B

析出物量6000mg/L as B
＞510mg/L as B、 10000mg/L as B

1000

→中間濃度で析出物量が多い傾向
を確認

500

析出物濃度(mg/L)

析出物濃度(mg/L)

6000mg/L as B
2000

20℃

2000

10℃

1500

顕著な差異無し。

50℃→Caによる析出は、顕著な温度による影響は見られず

1000

500
0

0
0

500

0

1000

500

1000

添加Ca濃度(mg/L)

添加Ca濃度(mg/L)

図2

図1 Ca濃度変化による析出における五ほう酸ナトリウム濃度の影響確認試験

Ca濃度変化による析出における温度の影響確認試験

析出物濃度(mg/L)

6000

4000

pHが大きくなるに従い、析出
物量が増加する傾向を確認

3000

五ほう酸ナトリウムの濃
ほう酸の濃度 度変化によりpHが変化し、低下(pH上昇) 析出傾向が変化したもの
と推定

2000
1000

HClで調整ほう酸の濃度上昇(pH低下)NaOHで調整05

図3

特定の縮合形態(例えば−
2𝐵4𝑂5 𝑂𝐻 42 )が析出に影響しているものと推定。

5000

7

9

11

pH

Ca濃度変化による析出におけるpHの影響確認試験

図4

pHとほう酸の縮合形態の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.593b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認【試験結果】＜Ca濃度変化による析出におけるCl、 SO4の影響＞
OH-イオンが、Cl-イオン、 SO42-イオンに置き換えられるのに従い、析出が抑制される傾向を確認

地下水との混合を想定しMgCl2が混入した場合、Mg<10000mg/Lまで析出物は見られず。

OH-イオンが、Cl-イオン、 SO42-イオンに置き換えられることで、pHが低下し析出が抑制されたものと推定。

Mgは添加形態としてMgCl2を想定したため、Clイ
オン共存条件ではpHが低下し、析出が起こらなかったものと推定。

Cl-イオン、 SO42-無し Ca(OH)2を添加
Cl-イオン共存
CaCl2を添加
SO42-イオン共存
Ca(OH)2+H2SO4を添加

1200

SO42-イオン添加

1000

800
600

Cl-イオン添加

400

12000

析出物濃度(mg/L )1400

析出物濃度(mg/L)＜Mg濃度変化による析出影響＞

10000
8000
6000
4000

析出は見られず。

2000

200
0
0

0
Cl, SO4なし

図1

Clイオン
1070mg/L共存

SO4イオン
650mg/L共存

Ca濃度変化による析出におけるCl、 SO4の影響確認試験

2000

4000

6000

8000

10000

12000

添加Mg濃度(mg/L)

図2

Mg濃度変化による析出影響確認試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.594b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 析出事象の閾値確認【試験結果】＜Ca濃度変化による析出における地下水成分の影響＞
Ca(OH)2と比較し、地下水成分が共存するとCaの析出(固相側への移行)が多く、固相でBが検出→地下水成分はBの固相側への移行を促進
1400

pH 8.4800

地下水添加(析出)700

Ca(OH)2添加(析出)600

pH 8.3pH 8.2500

析出物量
地下水成分添加＞Ca(OH)2添加

400
300

pH 8.3pH 8.2200

pH 8.1100
00

pH 8.3pH 8.2 pH 8.3

pH 8.1

200

400

Mg

1000

K
Si

800

B

Ca 200mg/Lを超えるとBの固相側への移行を確認

600
400
200
0

600

800

1000

添加Ca濃度(mg/L)

0

200

400

600

800

1000

添加Ca濃度(mg/L)

図1

Ca濃度変化による析出における地下水成分の影響確認試験【試験条件】
ほう酸 10mg/L as B
SiO2析出物* 1g/100mL12h攪拌
*シリカゲル

図2

Ca

1200

析出物中濃度(mg/L )析出したCa濃度(mg/L)

900

Ca共存によるシリカゲルへのBの吸着

Ca共存時にシリカゲルへのBの吸着が促進されることが報告されており、地下水成分のSiO2がシリカゲ
ルとして析出し、CaによりBの析出が促進されたものと推定。

B(OH)4Ca2+

SiO2

図3 シリカゲルへのB、 Caの吸着イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.595b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 コンクリートからのCa溶出【目的】
PVC内の水質は、①ほう酸析出の観点からCa＜380mg/Lで管理、②腐食防止の観点からCl・SO4の濃度を管理する必要がある。
PCVへのCa、 Cl、 SO4の持ち込み要因として、コンクリートからの溶出が挙げられる。そこで、コンクリートからのCa、 Cl、
SO4の溶出量を確認するための試験を実施した。
【試験方法】①試験液を調整し、所定量のコンクリート粉末を添加し、攪拌
②所定時間後に一部液を分取。
③ろ液等の分析を実施。

モルタルからのCa成分の溶出◇ OPC55 普通ポルトランドセメント□ BS55 高温スラグ添加△ FA55 フライアッシュ添加〇 SF55 シリカヒューム添加※□、△、〇は普通ポルトランドセメントをベースに添加。
いずれの条件も粉体比(W/P)55

図 モルタルからのコンクリート溶出量累計【結果の反映先】
Ca等の不純物の溶出量概略把握
表 試験条件試料

コンクリート粉体

粒径＜4mm（＜0.1mm、＜4mm、4～10mm、＞10mmも併せて実施）

添加量

14g/L

温度

室温、50℃

攪拌速度
水質

浸漬時間

200rpm、20rpm
五ほう酸ナトリウム6000mg/L as B

24h(max7d)

図 試験装置イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.596b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 コンクリートからのCa溶出【試験結果】＜標準条件における結果＞＜他の因子の影響＞

成分

試験結果概要Ca

時間と共に濃度があがり、約24hで平衡濃度となる。
その時の濃度は約350mg/Ｌであるが、粒径が小さくなると約400mg/Lまで上昇。

Cl

コンクリート内のCl が少なく、分析下限値以下

因子

SO4

溶解濃度は最大21mg/L.
(溶解率40％)溶解濃度は最大0.7mg/Ｌ
Ｍｇ（溶解率2％）① 攪拌時間の影響
攪拌時間に従い、Ca濃度が上昇。
400
約24hで飽和pH 8.1約24hで平衡濃度となった。

温度

Ca溶解に対する温度の影響は小さい。

粒径

粒径が小さいほどCa溶解速度が高い傾向があった。

③ 粒径の影響
粒径が小さいほうがCa溶出量が大きい傾向があった。

② 温度の影響
Ca溶解の温度による影響は小さい。
400

五ホウ酸
ナトリウム

pH 8.0

250
200

純水

pH 8.0150

pH 11.7
pH 8.0

pH 10.2 pH 8.0

50

300

室温

250

50℃

200
150
100
50

0

0
0.1

1

10

浸漬時間【ｈ】

100

1000

0

2

4

6

8

浸漬時間【ｄ】

Ca濃度【mg/L】

350

300

Ca濃度【mg/L】

Ca濃度【mg/L】

時間

攪拌速度 攪拌速度が大きいほうが溶出速度が大きかった。

350

100

試験結果概要

450
400
350
300
250
200
150
100
50
0

粒度：<0.1mm
粒度：<4ｍｍ
粒度：4~10mm
粒度：＞10mm

0

10

20

30

浸漬時間【h】

図 コンクリートからの溶出試験結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.597b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇試験/調査結果 保温材からのCa溶出【目的】
PVC内の水質は、①ほう酸析出の観点からCa＜380mg/Lで管理を行うことが望ましい。Caの溶出源として、保温材(ケイ酸カルシウム)が挙げられることから、溶出量を確認するための試験を実施した。
【試験方法】①試験液を調整し、所定量の保温材の粉末を添加し、攪拌
②所定時間後に一部液を分取。
③ろ液等の分析を実施。

表 試験条件試料

ケイカルスーパーシリカ
主成分：ゾノライト結晶（6CaO・6SiO2・H2O)
組成： Ｃａ 27.7％、Ｂ＜0.01％

粒径

＜4mm

添加量

14g/L

温度

室温

攪拌速度

200rpm

水質

浸漬時間

五ほう酸ナトリウム［g-B/L］（純水）

24h(max7d)

図 試験に使用した保温材【試験結果】
保温材のCa溶出量は、0.02g/g。
（保温材含有Ｃａに対する溶出Ｃａ比率は、約7％）
保温材に含有する溶出性Caは、1日で溶出300

Ca濃度【mg/L】【結果の反映先】
Ca等の不純物の溶出量概略把握

250

五ホウ酸ナトリウム

200

純水

150
100

50
0
0

2

4

6

8

浸漬時間【ｄ】

図 保温材からの溶出試験結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.598b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ①五ほう酸ナトリウムの析出事象に関する試験結果〇注水時のCaの影響評価②地下水成分とほう酸の化合物形成※PCV取水が成立せず、トーラス室から取水する場合①コンクリート、保温材から溶出したカルシウムとほう酸の化合物形成【確認項目】
・溶出量
・カルシウムとほう酸の析出条件【注入時の水質中のCaの影響評価】

図 系統における析出事象

・コンクリート中からはCa(OH)2が溶出するため、系統内で最大920mg/L as Ca程度となる。
・五ほう酸ナトリウム注入時にCaと析出物を形成可能性があり(Ｃａ2Ｂ6Ｏ11・13Ｈ２Ｏ、ＣａＢ6

Ｏ10・4Ｈ2Ｏ等)、CaとBは質量でほぼ等量析出することから、最大920mg/L低下する可能性がある。
・以上から、注入前に溶出しているCaへの対策としては、以下が挙げられる。
①注入前のCa濃度モニタリング、Ca濃度に応じた五ほう酸ナトリウム余剰添加

試験条件
析出した可能性のある化合物注入五ほう酸ナトリウム濃度 = 目標五ほう酸ナトリウム濃度 + Ca濃度分の五ほう酸ナトリウム②Ca飽和濃度を想定した五ほう酸ナトリウム余剰添加
注入五ほう酸ナトリウム濃度 = 目標五ほう酸ナトリウム濃度 + 920mg/L as B分の五ほう酸ナトリウム

図 溶解析出曲線および析出形態©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.599b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ②五ほう酸ナトリウムの調整に関する試験結果〇試験/調査結果 Na/B比調整【目的】
Na/B比の調整がほう酸(H3BO3)又はNaOHの追加で可能であるかを確認するための試験を実施した。
ケース【試験方法】①試験液を調整【結果の反映先】
五ほう酸ナトリウム溶液の調製方法

五ほう酸ナトリウ
ム溶液のスペクト
ル
・溶解後1hr・6000ppm(asB)
・Na/B=0.2
・20℃

ラマン分光による化合形態の分布確認結果（一例）
B5O6(OH)4－

B3O3(OH)4－

B(OH)4－

B(OH)3

表 試験条件試料

五ほう酸ナトリウム溶液
ほう酸＋水酸化ナトリウム溶液

濃度6000mg/L as B
2550mg/L as Na

液音

20℃

液条件

静置

測定

ラマン分光測定

試験時間

1h

ほう酸にNaOHを追加した溶液のス
ペクトル
・溶解後1hr・6000ppm (asB)
・Na/B=0→0.2に調
整・20℃©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.600b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇回収を必要とする状況
水系システムの保有水量や不純物濃度を管理する目的で払い出しが行われる場合に、五ほう酸ナトリウ
ムの再利用、または、払い出し先（現行水処理設備）の受入条件までほう酸濃度を低減させるため、ほう酸回収を行う。
【保有水の払い出しが必要な状況】
冷却器

ほう酸調整

粒子
粗取り

粒子
除去

溶解性
核種除去

払い出し
（不定期）

ほう酸回収
（バッチ処理）受入条件1）SARRY：700ppm(asB)
ALPS:200ppm(asB)…ALPS前段のROを考慮すると50ppm(asB)
現行水処理設備等
SARRY等

払い出し状況
保有水量の増加

Ca
不純物
濃度
の増加

原因

備考

系統運転での液調整―

地下水等の混入(*1)―

コンクリートからの溶出

析出防止の観点で、380ppm以下に管理が必要。
※数値は析出試験結果を基に適宜見直し

地下水等の混入(*1)

堆積物等からの溶出
Cl
他

地下水等の混入(*1)
堆積物等からの溶出

炉注水管理(腐食防止)の観点で、現行管理値の100ppm以下に管理が必要。
粒子除去、溶解性核種除去で取り切れない不純物が想定されるが、払い出し要否等不確定につき、課題とする。

*1：PCV取水/水位低下ができず、現状のようなトーラス室からの取水が中心となる場合に考慮が必要。
1）平成28年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金事業 燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システムの高度化 研究報告書（最終報告） ４．2.3（6）(ii)(イ）既存設備へのほう酸影響に関する要素試験の考察より抜粋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.601b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇系統概念
PWRの液体廃棄物処理設備でのほう酸回収を参考に、不純物を除去後、蒸発濃縮処理を行い、ほう酸水を回収する系統を基本構成と想定。但し、1F環境では以下に示す特徴/難しさがあるため、これらの観点で技術調査を実施中。
・含まれている不純物が多い（PWRは厳しい水質管理)。
特に吸着への影響が懸念（析出は前述で確認中）
・五ほう酸ナトリウムを使用（PWRではほう酸(H3BO3)を使用)。
（運用するほう素濃度が高い点を考慮し、溶解度の高い五ほう酸ナトリウム水を選定…過去補助事業（臨界））【PWRの液体廃棄物処理設備1)】

処理能力；3.4m3/hあるいは6.4m3/h
冷却材
貯蔵
タンク

一次冷却材抽出水

格納容器冷却材ドレン

ほう酸
回収装置
脱塩塔

一次系純水として再使用

ほう酸回収装置

F

ほう酸水と
して再使用

格納容器冷却材
ドレンタンク

補助建屋冷却材ドレン【上記を踏まえた系統構成案】
払い出し条件・保有水増加時・不純物（Ca、Cl等）増加時
冷却器

粒子
粗取り

ほう酸調整

粒子
除去

溶解性
核種除去
（吸着塔）

Ca除去
（吸着）

払い出し量：未定
・最大は循環流量10m3/hがそのまま排水された場合Ca除去が不要な場合

成分：条件に依る。
・粒子は除去済
・溶解性核種は一定以下（循環運転や保守等で問題ないレベルまで事前除去）
・不純物はCa、Clの他、Mg、SO4等の海
水成分等を含む可能性あり。

Cl、Ca除去が不要な場合

Ca除去で
よい場合

Cl除去
（吸着）

Cl除去で
よい場合

B濃縮
（蒸発分離）
処理水

1）財団法人 原子力安全研究協会、軽水炉発電所のあらまし（改訂第3版）、平成20年度9月（図3.9.3）

濃縮水

現行水処理設備等
SARRY等©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.602b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇ほう酸回収に関する技術調査
ほう酸回収において、PWRの液体廃棄物処理設備では蒸発濃縮処理を用いているが、技術的には他技術も考えられる。
これらについて、調査状況を以下に示す。
・ほう酸の再利用を目的とした場合、蒸発濃縮又はROが候補となる。
・蒸発濃縮及びRO(弱塩基性)を用いる場合、CaやCl等の不純物等はほう酸側に同伴するため、不純物除去、あるいは、
ほう酸回収と廃液処理の組み合わせが必要となる。
・RO(弱酸性)ではCa及びCl等の不純物は濃縮水側、ほう酸水は透過水側で分かれて回収されるが、回収率が他と比べて低い点や高濃度ほう酸環境下での性能及び膜への影響が課題となる。
回収技術

蒸発濃縮

RO
(弱塩基性)

RO
(弱酸性)

吸着
(イオン交換樹脂)

凝集沈殿

溶媒抽出

Ca化合物及びAｌ化合物を添加し、沈殿分離する。

2-エチルヘキサノー
ルに抽出し、排水中からほう酸を除去す
る。

原理

系統水を加熱し、蒸発
濃縮することで、濃縮水
側と蒸留水側に分離する。

逆浸透膜を用いて廃水中のほう酸を濃縮
水側に保持する。

性能

回収率：90%以上

回収率：80～90％

回収率：55%

吸着：90%以上

除去：90%以上

除去：90%以上

移行形態

濃縮水

濃縮水

透過水

イオン交換樹脂

スラッジ

有機溶媒

再利用

可

可

可

難(塩酸での溶離)難(沈殿物の溶解)

難（有機溶媒分離)

処理量

数m3/h程度(PWR)

1万ton/d(一般産業)

不明～200m3/h

不明

不明

課題

・ミスト同伴率評価
・伝熱管付着物除去・伝熱管腐食対策（Clイオン）
・不純物の除去・透過率の確認・逆浸透膜の劣化

・処理条件(pH等)の検討
・逆浸透膜の劣化
・濃縮水の処理・イオン交換樹脂保管、処理・ほう酸の追加注入
の成立性

・性能評価
・スラッジの除去方法
検討
・スケール対策・ほう酸の追加注入の成立性

・有機溶媒の処理
・ほう酸の追加注入の成立性

備考

PWRほう酸回収に利用

pHを酸性側に調整し、 イオン交換樹脂によ
逆浸透膜を用いて透 り、液中からほう酸を回収する。
過水側へほう酸を透過させる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.603b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇ほう酸回収に関する技術調査（蒸発分離）
蒸発濃縮処理技術について、原子力及び一般産業の実績等の調査状況を以下に示す。
・実績面ではPWRのほう酸回収に利用しているケトル型（浸漬式）があるが、1F環境のように不純物等を含む可能性が高い場合は析出・腐食防止の観点で蒸発部と伝熱部を分けた循環型の適用も考えられる。
・必要ユーティリティは、数m3/h程度の処理能力を確保するためには、加熱蒸気が必要。但し、一般産業品で電気（減圧
沸騰＋ヒートポンプ式）も可能性あり。
型式

ケトル型
浸漬式

循環型

非浸漬式

実績

○PWR
液体廃棄物処理設
備1） でほう酸回収に利用△RRP
高レベル放射性廃棄物濃縮缶2）でFP等含む廃液濃縮に利用△一般産業
ほう酸回収に利用（他海水淡水化等幅
広く利用）

△PWR
液体廃棄物処理設
備1） で廃液濃縮に利用（強制循環式）△RRP
プルトニウム濃縮缶
2） で硝酸プルトニウ
ム溶液の濃縮に利用（自然循環式）△一般産業
ほう酸回収に利用（晶析と組合せほう酸ソーダで回収する技術も火力発電等で実績あり）

必要なユーティリティ

加熱蒸気（起動等の給電は必
要）

加熱蒸気（起動等の給電は必要）

加熱蒸気
又は電気（ヒートポ
ンプ式）

加熱蒸気
（起動等の給電は必
要）

加熱蒸気（起動等の給電は必
要）

加熱蒸気（電気は追而調査）参考図（PWR実績のみ参考として掲載）

1）財団法人 原子力安全研究協会、軽水炉発電所のあらまし（改訂第3版）、平成20年度9月
2）日本原燃株式会社、再処理事業所 再処理事業指定申請書（図3.9.4、図3.9.5）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.604b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇不純物除去に関する技術調査

不純物（Ca、Cl)の除去について、現時点の結果概要を以下に示す。
・可能性があるのは、RO(弱酸性)または吸着。
・RO（弱酸性）は、ほう酸回収技術で言及したとおり、不純物とほう酸を分離できるが、課題が多い。
・吸着は原子力及び一般産業で使われている技術となるが、Na（五ほう酸ナトリウム）の影響や他不純物の影響で課題があり追加調査予定。
凝集沈殿(ライムソーダ法)➡性能が出ず、除外

RO
(弱酸性)

吸着
(イオン交換樹脂)

吸着（無機吸着材）原理

pHを酸性側に調整した上で逆浸透膜を用いることで、Caイオンを濃縮水側へ留めつつ、ほう酸を透過
水側に移行させる。

イオン交換能を有する官能基で修飾した樹脂を塔に充填し、通水することで陽イオンを除去する。

ナトリウムが吸着したA型ゼオライ
トを用い、水質中のCaイオンをNa
イオンに交換/除去する。
Ca除去：カチオン交換型
Cl除去：アニオン交換型

系統水にNa2CO3を添加し、CaCO3
として凝集沈殿し、回収する。

性能

99%（NaClの場合）
但し一定量のほう酸も同伴する。

除去率99%以上

除去率85%程度(濃度に依存)高濃度ほう酸環境下での除去性
能低下を過去補助事業で確認済（一般的な水環境下では95%程度の除去性能見込みがあるが、上述の理由で除外）

処理量10000ton/日(プラント)～200m3/h――

課題・処理条件(pH等)の検討
・逆浸透膜の劣化
・濃縮水の処理・性能確認（Na、不純物環境下）
・イオン交換樹脂の劣化
・廃棄物処理法の検討

・性能確認（Na、不純物環境下）
・ペレット化等使用条件検討
・廃棄物処理方法の検討

・添加pH等の条件検討
・性能確認
・スラッジの処理方法検討
・スケール除去方法検討

PWRほう酸回収で利用。

一般産業で使用実績あり。

一般産業で広く利用。

Ca除去

備考

上記の他、RO（弱塩基性）及びイオン交換膜等もCa及びCl除去で用いられるが、これらの技術はほう酸とCa及びClが同じ挙動を示す（分離できない）ことから、対象外とした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.605b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇試験/調査結果 弱酸性R/O膜を用いたほう酸の分離回収【目的】
払い出した系統水からのほう酸回収のため、弱酸性でのRO膜の成立性について確認する。
【試験方法】①所定の溶液(原水)を調製。
②所定時間、所定圧力でRO膜ユニットへ送液し、透過水と濃縮水を回収。
③原水、透過水、濃縮水の成分分析(ほう酸)を実施し、目的成分の回収率を算出。
【評価結果の反映先】
RO膜を用いたほう酸回収法の基礎データ

濃縮水

原水

透過水
RO膜

ポンプ

図 装置概要表 試験条件

表 試験標準条件
項目

試験範囲

備考

ほう酸濃度
(mg/L as B)

6000

五ほう酸Naとして添加

原水流量

1～4ｍ3/day

濃縮率50～83%

pH

3～8

加水

0～200％

温度

25℃

段数

1～2

試験
条件

確認項目

pH

調製
する酸

濃縮量
(%)

1

pHの影響確
認

8程度*1

―

50%

1

5

HNO3

50%

1

3

HNO3

50%

1

5

HNO3

75%

1(加水100%)

5

HNO3

83%

1(加水200%)

5

HNO3

83%

2(加水200%)2
透過水量/原水量×100

3
4
5
6

濃縮倍率、
段数の影響
確認

段数
及び加水

*pH調整無し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.606b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇試験/調査結果 弱酸性R/O膜を用いたほう酸の分離回収

B
Na
NO3(pH調整剤)

pH8(調整無し)

pH5

pH3

92%

ほう酸回収率(%)

加水なし・濃縮率50%

2段目で回収pH5以下ではほう酸は透過するものと推定

1段目で回収(1) ROの原理
図 処理段数による回収率比較

濃縮率=
透過水量/原水量

図 濃縮率変化による回収率比較
イオンは水和半径が分子状が多い 縮合体、イオン
大きいことから透過せずの比率が高い図 pH変化による回収率比較＜段数の影響確認＞
70%

加水100%・濃縮率75%

比率

100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0

pHを5以下にすることでほう酸の回収率が上昇することを確認＜濃縮率の影響確認＞
濃縮率が高い条件では膜透過水量増加に伴い回収率が向上
加水200%・濃縮率83%

ほう酸回収率(%)

回収率(透過水への移行率)（％）

【試験結果】＜ｐＨの影響確認＞(2) ほう酸の溶液中の縮合状態
図 ROにおけるほう酸透過の原理©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.607b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇試験/調査結果 五ほう酸ナトリウム環境下でのCa、Cl等の吸着【目的】
PVC内の水質は、①ほう酸析出の観点からCa＜380mg/Lで管理、②腐食防止の観点からCl・SO4の濃度を管理する必要がある。
吸着材による吸着を検討しており、五ほう酸ナトリウム共存下での吸着材によるカチオン、アニオンの吸着挙動を確認する。

【試験方法】①所定の溶液を調製。
②吸着材と混和し、所定時間、所定温度で振とう攪拌。
③成分分析を実施(B、Ca、Cl)。
【評価結果の反映先】
五ほう酸Na溶液環境下でのCa、Cllの吸着性能の基礎データ取得

図 無機吸着材 ゼオラムA-4 (顆粒) 東ソー

表 試験条件表
項目

試験範囲

B濃度 (mg/L as B)

6000

五ほう酸Naとして添加

Ca、Cl、SO4濃度

100

Ca(OH)2、NaCl、Na2SO4として添加

温度(℃)

25℃

固液比(g/L)

1～10

試験時間(h)24～168カチオン吸着材

アニオン吸着材

図 試験装置概要

備考

4種

・Zr系吸着材IXE-100
・A型ゼオライト ゼオラムA-4・合成ゼオライトA-4
・陽イオン交換樹脂SKN-1

4種

・Mg-Al系 IXE-700F・シリカ・アルミナ系ニッカゲルM・Bi系水酸化物IXE-6107
・陰イオン交換樹脂SAN-1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.608b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ③五ほう酸ナトリウムの回収設備(払い出し水)に関する試験結果〇試験/調査結果 五ほう酸ナトリウム環境下でのCa、Cl等の吸着【試験結果】

いずれの条件でもCaの吸着を確認＜カチオン吸着材＞ 造粒されており、適用が容易なことからゼオラ
ムA-4型を候補として選定＜アニオン吸着材＞

IXE-6107とSAN-1でClイオンの吸着を確認
Bの吸着量が少ないIXE-6107を候補として選定

IXE-6107

ゼオラムA-4

図 カチオン吸着材 吸着性能比較
ゼオラムA-4除去率(％)

100

Ca
Na

80

低pH条件で吸着性能が向上することを確認

80

除去率(%)

100

図 アニオン吸着材吸着性能比較

ゼオラムA-4(顆粒)ではLangumuirの式で直線が得られた⇒吸着量 ： 数mg～10mg/g

6040

pHの低下とともに
吸着量上昇

60

Cl

SO4

B

40
20

20

0

0
IXE
-100

ゼオラム
A-4

合成ゼオ
SKN-1
ライトA-4*吸着材1g/0.1L五ほう酸ナトリウム溶液、Ca 100mg/L

図 カチオンの除去率

pH＝5

図 ゼオラムA-4(顆粒)Langmuirプロット

pH＝6

pH＝7

pH＝8

*吸着材1g/0.1L五ほう酸ナトリウム溶液 Cl 100mg/L、SO4 100mg/L

図 IXE-6107 pH変化による吸着量比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.609b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇懸念箇所
粒子除去（粗取り）への適用を検討している液体サイクロン等は、系外へ流出するドレン量が多いため、溶解性中性子吸収材として五ほう酸ナトリウム水を使用する場合、ほう酸の損失量が多く無視できない。
⇒ほう酸水を使用した場合、系統ドレン水からほう酸水を回収・再利用するために、含有する固形分を分離することができるシステムの検討が必要になる。
液体サイクロン、オートストレーナからのドレン水処理を想定
・排出状態：連続排出・排出量：循環冷却流量の約5%・粒子径：30μｍ以上

冷却器

ほう酸
調整
透過水
透過水
粒子粗取り
（液体サイクロン等を想定）

ドレン水(ほう酸水)

回収水(ほう酸水)

ほう酸回収(系統ドレン)

粒子
除去

溶解性
核種除去
（吸着塔）

ほう酸
回収

汚染水処理設備等
SARRY等：核種・Cl除去

検討事項

系統ドレン水からの五ほう酸ナトリウムの回収・廃液(ドレン水)発生量が多く、欠損するほう酸水
量が多い。（ほう酸水の回収・再利用が必要）

固形分

概略系統図と検討対象範囲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.610b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収に関する技術調査結果
系統ドレン水からのほう酸回収について、適用が考えられる技術を調査した。
・ ほう酸回収を目的とした場合、ろ過、遠心分離が候補となる。
・ 圧搾は、ろ布等が開放された状態のため、 機器内での放射性物質の閉じ込めが課題となる。
・ 蒸発分離は、固形分、ほう酸共に濃縮側に移行するため、ほう酸水の回収・再利用ができない。
⇒ ろ過では、全ろ過またはクロスフローろ過、遠心分離では原子力での実績（再処理）がある遠心清澄機を候補機器とした。
技術

ろ過

遠心分離

凝集沈殿

圧搾

蒸発分離

系統ドレン水をろ過膜の表面に対し平行に流す。全ろ過に比
べろ過流量は少なくなるが、高いろ過性能の維持が可能

内部の回転体を回転させることで遠心力を得て、固体と液体を分離させる。

系統ドレン水に凝集剤を加え微細粒子を凝集し、フロック化した後に沈降分離する。

系統ドレン水をろ布に間に流し、圧力をかけて固体と液体を分離させる

系統ドレン水を加熱し、蒸発濃縮することで、濃縮水側と蒸留水側に分離する。

可可可可（制約有）

可

可

可

可

可

可(制約有)

可不可

・高濃度ほう酸水環
境下での凝集効果

・機器内での放射性物質の閉じ込め性・固形分、ほう酸共に濃縮液側に移行

全ろ過

クロスフローろ過原理・特徴

系統ドレン水の全量をろ過膜でろ過する

固液分離
ほう酸水の回収課題
備考

・回収したほう酸の再利用や、後段のほう酸回収に影響が無いことの確認補助事業*1で対応＊１：燃料デブリ・堆積物等の処理に関わる技術開発 PCV内から回収された堆積物等の処理技術開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.611b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収システム構成の概略検討候補とした機器を適用し、系統ドレン水からほう酸を回収する場合のシステムイメージを下記に示す。
ほう酸
調整

冷却器

透過水

粒子粗取り
（液体サイクロン等を想定）

ドレン水(ほう酸水)

透過水

粒子
除去

溶解性
核種除去
（吸着塔）

回収水
(ほう酸水)

ほ う 酸 回収(系統ドレン)

固形分

全ろ過

系統
イメージ

粒子除去(粗取り)

粒子除去(粗取り)

貯槽

貯槽

遠心清澄機
粒子除去(粗取り)

濃縮スラリー

貯槽

貯槽

循環水（濃縮水）

フィルタ
貯槽
回収水

特徴

クロスフローろ過・固形分はフィルタろ材にスラッジとして回収・定常的にフィルタ交換が必要。
・設備構成が単純。

膜分離
逆洗水
(回収水)

貯槽
回収水

・固形分は濃縮スラリーで回収。
・フィルタろ過に比べ、フィルタ交換は少ない。
・設備構成が比較的単純。

洗浄水

清澄機
貯槽

洗浄廃液
貯槽

回収水 濃縮スラリー
・固形分は濃縮スラリーで回収。
・モータ等の動的機器の保守が必要。
・設備構成が比較的単純。

システムは、上記の他に、クロスフローろ過や遠心清澄機と全ろ過を組み合わせた方法も考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.612b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収システム構成の概略検討
ほう酸回収システムの系統イメージの組合せを基に、ほう酸を回収し、分離した固形分を容器に収納することを前提とした以下の5ケースのシステム概略検討を行った。
・ 濃縮(クロスフローろ過)
・ 濃縮(遠心清澄機)・ 全ろ過・ 濃縮(クロスフローろ過)＋全ろ過・ 濃縮(遠心清澄機)＋全ろ過
処理後の廃棄物形態は濃縮スラリ(濃縮)とスラッジ(全ろ過)に分類。
分離後の処理・処分(最終処分、一時貯蔵)の観点から一般的なメリット、デメリットを整理。
項目

濃縮処理(濃縮スラリ)

全ろ過処理(スラッジ)

メリット

・最終処分を考慮した場合、濃縮スラリとして回収するため、処分に適した処理が容易。

・分離後に乾燥処理を行うことを想定した場合、比較的水分の少ないスラッジで回収するため、乾燥設備への負荷が小さい。
・分離後に一時貯蔵を行うことを想定した場合、廃棄物発生量が少ないため、保管するスペースが小さい。

デメリット

・分離後に乾燥処理を行うことを想定した場合、水分の・最終処分を考慮した場合、フィルタ等の異物が混入するた多いスラリで回収するため、乾燥設備への負荷が大きい。 め、処分に適した処理の検討が必要。
・分離後に一時貯蔵を行うことを想定した場合、廃棄物
発生量が多いため、保管するスペースが大きい。

⇒ 濃縮後の濃縮スラリは最終処分に適した処理が容易、全ろ過後のスラッジは一時貯蔵時の保管スペースが小さい⇒ 濃縮処理、全ろ過処理でのそれぞれの系統候補を廃棄物発生量の観点から検討した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.613b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収システム構成の概略検討
廃棄物発生量は、ドレン水分離後のほう酸水の回収量、分離後の固形分の廃棄物発生量から容器発生本数を検討し、濃縮処理、全ろ過でのそれぞれの系統候補を選定した。
以下を設定して廃棄物発生量を検討した。
・ 濃縮処理(クロスフローろ過、遠心清澄機)後の粒子濃度⇒ 実績調査より設定。
・ 全ろ過処理(円筒膜によるろ過)後の粒子捕集量⇒ 円筒膜では可能な限り粒子を内側に捕集・堆積させる用途に用いた実績が少ない⇒ 粒子捕集量の傾向(ケーク厚、透過流束、圧損)を把握するため、予備試験を実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.614b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・ケークろ過の理論
ケーキろ過の理論式（Darcyの法則。2019FY報告書より）

ΔP/Ｌ＝ｋ･Us･μ
変形すると、

Us＝ΔP/（L･ｋ･μ）
空塔速度(フラックス)はケーク厚、圧力の関数で、kはﾌｨﾙﾀｰ＆ケーク種、μは溶媒に依存する値。
✓✓

Darcyの法則では空塔速度はケーク厚、圧力の関数であるため、相関関係を把握し、法則の成立性を確認する。また、上記法則より圧力一定で流速低減によるケーク厚への影響を確認する。
Darcyの法則では粒子の種類（粒径分布、比重など）はkに含まれるため、粒子種類、粒子粒径に対してkを求めることでkの範囲を把握する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.615b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響・試験方法/装置〇 試験装置： 下図参照

図 試験装置〇 試験方法
① ケーク厚を一定に作成し、一定圧で水道水を流し、Fluxを計測。
② 連続通水によりケーク厚、圧損を計測。
計測項目

方法

備考

圧力

目視

水位一定となるように常に調整

水温

温度計

処理水SS

濁度法

低濃度のため濁度を計測

透過流量

重量法

Flux=流量÷時間÷ろ過面積

図 ろ過機(平膜試験)

図 ろ過機(円筒膜試験)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.616b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験条件
項目

実機条件

試験条件

設定理由

温度

＜50℃

常温

温度による粒子捕集量への影響はないため、常温とする。

流量0.5m3/h

線流速より設定

線流速＝ろ過面積×流量であるため、線流速より設定。

粒径

30μm＜

5~100μm

粒子種類

燃料成分、MCCI構造材、コンクリート

模擬MCCI、コンクリート、瑞浪9号

粒子濃度

－

100~50000mg/L

ほう酸濃度7000mg/L asB

―

ろ過膜型式

－

円筒膜

粒子を内側に捕集するため円筒膜とする。

通水方式

－

内→外

粒子を内側に捕集するため、内⇒外とする。

膜形状

－

―

メッシュ

－

25μm

ろ過面積

－

線流速より設定

線流速－0.5～5m/h

微粒子(＜30μm)、粗大粒子(100μ＜)の混入を想定。

2017~2018年度要素試験にてろ過にてほう酸濃度の影響はないことを確認。

収納缶φ220mm×H1000mmへの収納可能な形状を想定するが、線流速より設定するため膜形状は設定しない。
粒径より設定。
線流速＝ろ過面積×流量であるため、線流速より設定。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.617b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響・試験ケース
試験項目

事前ケーク厚
調整
ケーキ厚と
透過流束、
圧損の相関
連続通水試験

粒径分布の
影響確認

粒子種類
の影響確
認

事前ケーク厚調整
連続通水試験
事前ケーク厚調整
連続通水試験
事前ケーク厚
調整

試
験
No.
101
102
103
104
105
151
152
153
154
155
156
157
202
203
251
252
301
302
303
304
351
352
311
312

試験条件

膜形
状
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜
平膜

粒子種類
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)
瑞浪9号(80%)＋粗大粒子(20%)
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)
瑞浪9号(80%)＋粗大粒子(20%)
コンクリート(100%)
コンクリート(100%)
瑞浪9号(50%)＋コンクリート(50%)
瑞浪9号(50%)＋コンクリート(50%)
瑞浪9号＋コンクリート
コンクリート
模擬MCCI
瑞浪9号(50%)＋模擬MCCI(50%)

ケーク
厚(mm)
10
20
30
40
50
―
―
―
―
―
―
―
40
40
―
―
30
60
30
60
―
―
30
30

ΔP
(M Pa)
0.005
0.001
0.05
0.1
*1

―
―
―
―
―
―
―
＊1と
同様
―
―
＊1と
同様

―
―
＊1と
同様

SS濃度
(mg/L)
―
―
―
―
―
100
500
1000
5000
10000
30000
50000
―
―
10000
10000
―
―
―
―
10000
10000
―
―

線流速
(m/h)
―
―
―
―
―
5
5
5
5
5
5
5
―
―
5
5
―
―
―
―
5
5
―
―

備考

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.618b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響・試験ケース
試験項目

円筒型膜を
用いた連続
通水試験

連続通水
試験

試験
No.

膜形状

551
552

円筒膜
円筒膜

553

円筒膜

554
555
556
557
558
559
651
652
653
751
753

円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜
円筒膜

試験条件
ケーク
粒子種類
厚
(mm)
―
瑞浪9号
―
瑞浪9号
瑞浪9号(80%)＋コンクリート
―
(20%)
―
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)―
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)
―
瑞浪9号
―
瑞浪9号
―
瑞浪9号
―
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)―
模擬MCCI―
模擬MCCI―
模擬MCCI―
微粒子(JIS1-3種)―
微粒子(JIS1-3種)

ΔP(M Pa)

SS濃度(mg/L)

線流速
(m/h)

―
―

30000
1000

5
5

―

30000

5

―
―
―
―
―
―
―
―
―
―
―

30000
30000
30000
30000
30000
30000
30000
1000
30000
30000
30000

5
0.5
5
5
5
0.5
5
5
0.5
0.5
0.25、0.1

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.619b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験結果
粒子濃度のケークへの影響
円筒膜による粒子濃度の粒子捕集量(ケーク厚)への影響を確認。
・ 均一圧力の場合、粒子濃度が高いほどケーク形成しやすい。
・ 粒子種類(珪砂、模擬MCCI)に関係なく、粒子濃度のケークへの影響は同じ。
⇒ 上記試験結果となったが、本来SS濃度と圧力損失に依存性はなく、ケーク層の形成状態が異なることが原因と考えられる。粒子濃度が高い場合、ケーク形成時間が短いため、ろ材の部位によってケーク厚のばらつきが大きくなり、ケークが薄い部分は圧力が低くなったと考えられる。
0.150

0.200
粒子濃度30000mg/L

SS濃度30000mg/L

粒子濃度1000mg/L
0.150

0.100

圧損(MPa)

圧損(MPa)SS濃度1000mg/L

0.050

0.100

0.050

0.000
0.0

5.0

10.0

15.0

20.0

ケーク厚(mm)

粒子濃度によるケーク厚と圧損の関係
(珪砂)

25.0

0.000
0.0

5.0

10.0

15.0

20.0

ケーク厚(mm)

粒子濃度によるケーク厚と圧損の関係(模擬MCCI)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.620b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験結果
流速のケークへの影響
円筒膜による流速の粒子捕集量(ケーク厚)への影響を確認。
・ 流速が遅いほど低圧損でケーク形成が可能。
・ 粒子種類(珪砂＋微粒子、微粒子、模擬MCCI)に関係なく、流速のケークへの影響は同じ。
0.250

0.150

0.250
流速5m/h0.200

流量0.5m/h0.100

流速0.25m/h

0.200

流速0.1m/h

0.100

圧損(MPa)

流速0.5m/h

圧損(MPa)

圧損(MPa)

流速5m/h0.150

流速0.5m/h

0.050

0.150
0.100
0.050

0.050
0.000

0.000
0.0

5.0

10.0

15.0

20.0

ケーク厚(mm)

流速によるケーク厚と圧損の関係(珪砂＋微粒子)

0.000
0.0

5.0

10.0

15.0

ケーク厚(mm)

流速によるケーク厚と圧損の関係(模擬MCCI)

20.0

0.0

5.0

10.0

ケーク厚(mm)

流速によるケーク厚と圧損の関係(微粒子)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.621b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験結果
粒径の影響
粒子粒径(珪砂、珪砂＋微粒子、珪砂＋粗大粒子)のケーク厚への影響を確認。
・ 微粒子の混入により圧損が高く、ケーク形成しにくい。
・ 粗大粒子の混入により圧損が低く、ケーク形成しやすい(珪砂と同様の傾向)。
⇒微粒子の混入により粒子間の隙間に堆積することで圧密度が増加し、微粒子がないものに比べ圧損が増加したものと考える。
0.250

45

0.250

40
SS10000mg/L 平膜 珪砂

35

0.100

0.150

SS10000mg/L 平膜 珪砂(粗大粒子含む)

0.100

0.050

0.050
0.000
-40

0.000
0

10

60

試験時間(min)
10
20

30

40

50

60

試験時間(min)

粒子粒径毎の圧損の上昇傾向の確認*1：グラフ上では、“平膜 珪砂”は “平膜 珪砂(粗大粒子含む)”と同一線上にある。

30
25
20
15

45

10

40

5

35

0

30

ケーク厚(mm)

0.150

圧損(MPa)

圧損(MPa)SS10000mg/L 平膜 珪砂(微粒子含む)

ケーク厚(mm)

0.200

0.200

0

25
20

SS10000mg/L 平膜 珪砂SS10000mg/L 平膜 珪砂(微粒子含む)
SS10000mg/L 平膜 珪砂(粗大粒子含む)

10

20

30

40

50

60

試験時間(min)

粒子粒径毎のケーク厚の上昇傾向の確認

15
10

珪砂(瑞浪9号)：～150μm、微粒子(JIS試験用粉体1(3種珪砂)：5～75μm、粗大粒子(瑞浪7号)：75～300μm

5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.622b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験結果
粒子種類の影響
粒子種類(珪砂、模擬MCCI、コンクリート、混合物)のケーク厚への影響を確認。
・ 微粒子の混入により圧損が高く、ケーク形成しにくい。
・ 模擬MCCI、コンクリート単体の場合でも目詰りしやすい。
・ 模擬MCCI、コンクリートの混合割合に応じて目詰りしにくくなる。
⇒ コンクリートや模擬MCCIは、針状結晶が多く、フィルタ孔や粒子間の隙間を閉塞させたことで、球状結晶が多い珪砂に比べ圧損が増加したと考える。
0.300

0.300

0.250
0.250

0.250

模擬MCCI

0.150
0.100

圧損(MPa)

0.150

0.150

0.100

0.100

珪砂＋模擬MCCI

0.100

0.050
0.000

0.000
0

0.000
0

0.150

0.050

0.050

0.050

珪砂＋微粒子(20％)

0.200

SS10000mg/L 平膜 珪砂+コンクリート

圧損(MPa)

圧損(MPa)

圧損(MPa)0.200

珪砂＋コンクリート(20％)

0.200

SS10000mg/L 平膜 コンクリート

0.200

珪砂

0.250

SS10000mg/L 平膜 珪砂

10

20

40

0

60

試験時間(min)
20
30

0.000
40

50

試験時間(min)

粒子種類毎の圧損の上昇傾向の確認

60

20

40

ケーク厚(mm)

0

10

20

30

40

ケーク厚(mm)

粒子種類毎のケーク厚と圧損の関係©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.623b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験結果
ろ過水の性状連続通水試験でのろ過水の性状を確認。
・ 粗取り後のフィルタ分離ではろ過開始直後に粒子の漏出が認められるが、ケーク層の形成に伴い漏出量は減少し、SS濃度10mg/L程度まで減少する。
・ 供給液のSSは大部分がケークとして捕集され、ろ液としての流出量は0.2％相当。

円筒膜（30μm）SS濃度

円筒膜（30μm）SSバランス
ろ液へのSS漏出は供給液比0.2％と小

150%

30000
ろ液

20000

供給液

ケーク層の形成に伴いSS漏出量は低下10000

SSバランス (%)

SS濃度(mg/L)

40000

100%

ろ液
ケーク

50%

供給液

0%

0
0

50
ろ過時間(min)100［試験条件］
粒子 珪砂９号（0.01～0.04mm） 80％＋１０μm砂 20％、供給SS 30,000mg/L、
Flux 0.51m3/m2/h、水温17.5～18.5℃、フィルタ 金網 円筒膜、目開き 30μm

流入

流出
ろ過時間

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.624b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響
・試験結果
通水後のスラッジの含水率
連続通水試験後のスラッジを回収し、スラッジ中に含まれる水分量を確認。
・ 試験後のケークには、約30％の水分量が含まれる。
・ 微粒子が混入する場合には、粒子間に微粒子が混入することで含水率が低くなる。
膜形状

SS濃度
(mg/L)

線流速(ml/min)試験終了後のケークの含水率

瑞浪9号

平膜

500

5

13%

瑞浪9号

平膜

50000

5

19.3%

瑞浪9号

円筒膜

30000

5

24.6%

瑞浪9号

円筒膜

1000

5

28.8%

瑞浪9号

円筒膜

30000

5

26.7%

コンクリート

平膜

10000

5

16%

瑞浪9号(80%)＋コンクリート(20%)
瑞浪9号(80%)＋コンクリート(20%)
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)
瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)

平膜
円筒膜
平膜
円筒膜

10000
30000
10000
30000

5
5
5
5

26.6%
27%
14.1%
19.4%

瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)

円筒膜

30000

0.5

13.2%

瑞浪9号(80%)＋微粒子(20%)

円筒膜

30000

0.5

22.8%

粒子種類

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.625b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇調査結果 全ろ過処理後の粒子捕集量に対する各因子の影響・まとめ〇 粒子濃度(500～50000mg/L)
・ 均一圧力の場合、粒子濃度が高いほどケーク形成しやすい結果となったが、本来SS濃度と圧力損失に依存性はなく、ケーク層の形成状態が異なることが原因と考えられる。粒子濃度が高い場合、ケーク形成時間が短いため、ろ材の部位によってケーク厚のばらつきが大きくなり、ケークが薄い
部分は圧力が低くなったと考えられる。
〇 流速
・ 粒子種類によらず流速を低下することで低圧損でケーク形成しやすい。
〇 粒子粒径(珪砂、微粒子混合、粗大粒子混合)・ 珪砂及び珪砂(粗大粒子を含む)は、粒子間の隙間が均一、もしくは、粗大粒子混入により大きくなることから低圧損でケーク形成がしやすい。
・ 微粒子は、粒子間の隙間に詰まりやすいため、圧損が高くケーク形成しにくい。
〇 粒子種類(珪砂、コンクリート、模擬MCCI、混合物)
・ 微粒子混入以外では、模擬MCCIやコンクリート(推定)でも目が詰まりやすい。
〇 ろ過水の性状・ 供給液のSSは大部分がケークとして捕集され、ろ液としての流出量は0.2％相当。
〇 スラッジの含水率
・ 回収スラッジは約30%の水分量を含む。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.626b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇系統ケースの廃棄物発生量評価
・全ろ過処理の廃棄物発生量等の検討結果
全ろ過処理にてスラッジ(フィルタ）として回収する3つの系統ケースの概略検討結果を基に、廃棄物発生量を以下にまとめた。
・ ほう酸回収性能 ： 各方式に大差はない。
・ 容器発生本数： 各方式に大差はない。(予備試験結果)
・ 設備規模： 全ろ過が少ない。
システムパターン

濃縮*1+ろ過*2

ろ過*2
全ろ過

ｸﾛｽﾌﾛｰろ過＋全ろ過

遠心清澄+全ろ過高高高

スラッジ(フィルタ)

スラッジ(フィルタ)

スラッジ(フィルタ)容器発生本数

少ない

少ない

少ない

容器充填率
(容積比)

低い

低い

低い

フィルタ交換頻度

高い

高い

高い

少ない

多い

やや多い

回収水

ほう酸回収性能

固形分

形態

設備規模＊3＊１：濃縮後の粒子濃度の実績調査結果により30000mg/Lに濃縮することを想定。
＊2：円筒膜のケークろ過結果(予備試験)を参考に粒子捕集量を算定。
＊3：各方式を用いた場合の機器数を定性的に記載、⇒ 全ろ過選定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.627b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇系統ケースの廃棄物発生量評価
・全ろ過処理の廃棄物発生量等の検討結果
廃棄物発生量の検討結果を以下に示す。
システムパターン
条件

ろ過

全ろ過

ｸﾛｽﾌﾛｰろ過＋全ろ過

遠心清澄+全ろ過流量(m3/h)0.50.00170.04

粒子濃度(mg/L)

100

30000

30000

粒子種類

備考

珪砂

フィルタ形状(mm)

流速(m/h)収納缶に収納可能な形状を想定。

φ200×H800

ろ過面積(m2)フィルタ形状より設定。

0.53
0.94

通水方式

評価
結果

濃縮+ろ過

0.00320.07

流量／ろ過面積内→外

ケーク厚(mm)45

粒子比重(t/m3)

2.3

予備試験結果に基づき、フィルタ差圧が0.07MPa時のケーク厚を設定。

燃料デブリ取り出し期間(y)10

設計条件より年間作業日数(d/y)

200

設計条件より1日の作業時間(h/d)

10設計条件より回収水

ほう酸回収性能

固形分

形態

設備規模

99%＜

99%＜

99%＜

スラッジ(フィルタ)

スラッジ(フィルタ)

スラッジ(フィルタ)

フィルタ1体の粒子捕集量＜約55kg＜約55kg＜約55kg

ろ過面積×ケーク厚×粒子比重

容器発生本数

約20本＜

約20本＜

約20本＜

粒子発生量(全量)/フィルタ1体の粒子捕集量

容器充填率(容積比)

＜約70%

＜約70%

＜約70%

(フィルタ1体の粒子捕集量/粒子比重)／容器容積

フィルタ交換頻度＜約1200h/回＜約1200h/回＜約1200h/回

8基

16基

19基

フィルタ1体の粒子捕集量／1時間当たりの粒子発生量
各方式を用いた場合の機器数を記載、©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.628b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇系統ケースの廃棄物発生量評価
・濃縮処理の廃棄物発生量等の検討結果
濃縮処理にて濃縮スラリとして回収する2つの系統ケースの概略検討結果を基に、廃棄物発生量を以下にまとめた。
・ ほう酸回収性能 ： 各方式に大差はない
・ 容器発生本数： 各方式に大差はない。
・ 設備規模： クロスフローろ過が少ない。
システムパターン

ｸﾛｽﾌﾛｰろ過

遠心清澄

高

高

濃縮スラリ

濃縮スラリ

容器発生本数

多い

多い

粒子充填率
(容積比)

低い

低い

容器充填率
(容積比)

高い

高い

フィルタ交換頻度

低い

―

少ない

やや少ない

回収水

ほう酸回収性能

固形分

形態

設備規模＊2濃縮*1＊１：濃縮後の粒子濃度の実績調査結果により30000mg/Lに濃縮することを想定。
＊2：各方式を用いた場合の機器数を定性的に記載、⇒ クロスフローろ過を選定。
なお、分離後に容器保管を行う場合には保管スペースが大きくなることから、タンク貯蔵により保管ス
ペースを低減する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.629b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果 ④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇系統ケースの廃棄物発生量評価
・濃縮処理の廃棄物発生量等の検討結果
廃棄物発生量の検討結果を以下に示す。
システムパターン条件

評価
結果

クロスフローろ過

遠心清澄機

流量(m3/h)0.00170.04

粒子濃度(mg/L)

30000

30000

粒子種類

珪砂

容器容積(m3)0.025

粒子比重(t/m3)
燃料デブリ取り出し期間(y)年間作業日数(d/y)
1日の作業時間(h/d)

2.3
10
200
10

回収水

ほう酸回収性能

固形分

形態

臨界形状管理された容器形状(φ220mm×H800mm)を想定。

設計条件より設計条件より設計条件より

99%＜

99%＜

濃縮スラリ

濃縮スラリ

約0.8kg約0.8kg

容器発生本数

約1400本＜約1400本＜

粒子発生量(全量)/容器1体の粒子量

粒子充填率(容積比)＜約1.3%＜約1.3%(容器1本の粒子量/粒子比重)／容器容積

容器充填率(容積比)

99%＜

99%＜

12基

14基

容器1体の粒子量

設備規模

備考

容器容積×粒子濃度

各方式を用いた場合の機器数を記載、©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.630b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念
廃棄物形態(スラッジ、濃縮スラリ)ごとの処理・処分(最終処分、一時貯蔵)に対する優位性を考慮し、2ケースの系統概念をまとめた。
・全ろ過方式(容器貯蔵)
長期的な一時貯蔵を考慮し、全ろ過により捕集されたスラッジをフィルタリングにて回収を行い、容器に保管することを目的とした全ろ過方式(容器貯蔵)の特徴を以下にまとめた。
項目

全ろ過方式(容器貯蔵)

処理概要

・系統ドレン水をろ過し、処理水を回収、再利用。
・分離後の固形分はフィルタにて回収。

水環境

ほう酸水

設備規模

安全性

後段処理へ
の影響

設備構成

貯槽、ポンプ、フィルタ

規模

小

遠隔交換

要(フィルタ遠隔交換の検証が必要)

交換頻度

粒子捕集量の増加が可能であるため、頻度は少なくなる(実廃液での検証が必要)

付属設備

遠隔操作設備、フィルタ滞留水吸引設備(詳細検討必要)

臨界管理

フィルタ、収納容器の形状管理要。

水素掃気

収納容器の開発要。

乾燥処理⇒長期的な一時貯蔵・乾燥処理の場合には水分量の少ないスラッジ(フィルタ含む)で回収するため、設備負荷が小さい。(粒子捕集量の増加に伴う乾燥設備負荷の確認が必要)
・保管スペースが小さい。

固化処理⇒最終処分

フィルタ等の異物を含むため、処分に適した処理検討要。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.631b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念
・全ろ過方式(容器貯蔵)
ドレン水よりスラッジを分離し、ほう酸水を回収する技術の調査結果を基に、容器保管を前提とした場合に設備規模、廃棄物
発生量の観点から全ろ過方式(容器保管)を候補とし、予備試験により成立の目途を得た。
・全ろ過によりほう酸水を回収し、冷却水循環系中取り処理へ戻すことが可能。
・全ろ過では流速の低減によりフィルタ内にケークを堆積させる
ことで容器への粒子充填率の向上、発生本数の低減が可能。
・使用済フィルタは、遠隔操作で交換し、臨界形状管理された容器に収納し、後処理設備、または、一時貯蔵設備に搬送。

全ろ過性能(粒子捕集量)の確認
・ケークろ過の理論式(Darcyの法則：ΔP＝ｋ×μ×L×u)の成立性を確認。
(ΔP：圧損、μ：粘度、L：ケーク厚、u：透過流速)
・粒子種類により圧損とケーク厚の関係が異なるが、流速の低減によりケーク形成が可能。

流速：5m/h
流速：0.5m/h

流速低減によるケーク厚と圧損の相関

ほう酸水(冷却水循環系/粗取り処理)

ドレン水
受槽

廃棄物発生量の確認
・ 粒子の容器充填率：70%未満
・ 容器発生本数20本以上
・ スラッジの含水率約30%

P

ろ過

ほう酸水
受槽

P

ほう酸水
(冷却水循環系/中取り処理)

ほう酸回収性能の確認
・ ほう酸水：0.5m3/h
・ ほう酸回収性能：99％以上
容器
収納

スラッジ(フィルタ)(後処理設備/一時貯蔵設備)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.632b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念
・全ろ過方式(容器貯蔵) フィルタ内水抜き、交換案
全ろ過では、フィルタ内に水が滞留し、フィルタ交換時に漏えいする可能性があるため、フィルタ内の水抜き及び交換手順案を以下にまとめた。今後、詳細設計、機器設計を行い実機を用いた遠隔操作技術の確認を行う必要がある。
手順①ケーシング蓋取外し②吸引ホースの設置③フィルタ滞留水の吸引④吸引ホースの撤去

概要図
P

概要

・MSM及びクレーンを用いてケーシング蓋を取り除く。

手順⑤フィルタへの吊具取付⑥フィルタの引き抜き⑦フィルタの容器収納・MSMを用いてクレーンに吊具を取り付ける。

・クレ ーンを上昇させ、フィルタを
引き 抜き、所定場所に搬送。

・事前に設置された臨界形状
管理された容器にクレーンを用いてフィルタを収納させる。

・フィルタ内に水が滞留している・ポンプ等を用いてタンクを負かを確認。
圧化させる。
・MSMを用いて吸引ホースを設置。 ・タンクの負圧化によりフィル
タ内の滞留水を吸引。

・滞留水を吸引後、MSMを用いて吸引ホースを撤去。

概要図

概要

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.633b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念
・クロスフローろ過方式(タンク貯蔵)
最終処分(固化処理)を考慮し、クロスフローろ過により濃縮されたスラリをタンクに貯蔵することを目的としたクロスフローろ過方式(タンク貯蔵)の特徴を以下にまとめた。
項目

クロスフローろ過方式(タンク貯蔵)

処理概要

・系統ドレン水をろ過し処理水を回収、再利用。
・分離後の固形分は濃縮スラリにて回収。

水環境

ほう酸水

設備規模

安全性

後段処理
への影響

設備構成

貯槽、ポンプ、ろ過膜

規模

大

遠隔交換

要(ろ過膜の遠隔交換の検討要)

交換頻度

逆洗により目詰りを防止するため、交換頻度は少なくなる(ろ過膜の耐久性確認要)付属設備

遠隔操作設備臨界管理

ろ過膜、収納容器の形状管理要

水素掃気

先行再処理施設での実績あり。

乾燥処理⇒長期的な
一時貯蔵・乾燥処理の場合には、水分量の多いスラリで回収するため、設備負荷が大きい。
・保管スペースが大きい。

固化処理⇒最終処分

異物を含まないため、処分に適した処理が可能。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.634b. ほう酸調整設備の概念設計(3)本開発の検討・調査・試験結果④五ほう酸ナトリウムの回収設備(ドレン水)に関する試験結果〇ほう酸回収設備（ドレン水）の系統概念
・クロスフローろ過方式(タンク貯蔵)
ドレン水よりスラッジを分離し、ほう酸水を回収する技術の調査結果を基に、設備規模、廃棄物発生量の観点から最終処分(固化処理)への対応が容易なクロスフローろ過方式(タンク貯蔵)を候補とした。
・ろ過膜を透過した微粒子(＜0.8μm)を含むほう酸水を回収し、冷却水循環系最終処理へ戻す。
・ろ過膜を透過しない粒子は濃縮スラリとして回収し、実績調査結果である30000mg/Lまで濃縮。
・ろ過膜前後の差圧、流量及び圧力の異常を検知し、分離したほう酸水で逆洗する。
・ろ過膜の交換は、遠隔操作で行い、臨界形状管理された容器に収納後、一時貯蔵設備に搬送。
・濃縮スラリは濃縮スラリ受槽に貯留後、最終処分を行う処理設備へ移送。
濃縮限度の確認・ 粒子濃度30000mg/L

ほう酸水(冷却水循環系/粗取り処理)

逆洗頻度の確認・ 逆洗頻度：2～4回/h
・ 逆洗時間：40s～1min

ドレン水
受槽

P

P

ろ過膜

ほう酸水
受槽

濃縮スラリ
受槽

ほう酸回収性能の確認
・ ほう酸水：0.5m3/h
・ ほう酸回収性能：99％以上

P

ほう酸水(冷却水循環系/最終処理)

濃縮スラリ(固化処理設備)

廃棄物発生量の確認
・ 発生量：34m3
・ 粒子濃度：30000mg/L©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.635b. ほう酸調整設備の概念設計(4)総括 ①まとめ
臨界管理方法として五ほう酸ナトリウム水を使用する場合のシステムの課題について検討し、以下の成果が得られた。本
年度を以って、当初予定していた課題に対する検討は完了とし、得られた成果は予備エンジニアリングに展開の上、今後の系統設計に利用していく。

〇析出事象
ほう酸の析出事象について文献調査を行い、①Caの化合物形成、②地下水成分との化合物形成、③系統操作（Na/B比、
pH調整）による析出を整理。上記の①～③について試験を行い、閾値等のデータを取得するとともに、析出対策案を整理。

〇ほう酸調整設備
臨界管理要求濃度の確保、②Na/B比(pH)の調整による析出防止の要求事項を整理。なお、緊急時のみほう酸を利用する場合、目的②は原則不要と考えられる（循環するほう素濃度が平均1000ppm以下と予想され、Na/B比の観点においては析出が生じない）。

〇ほう酸回収設備（払い出し水）
ほう酸廃液（不定期発生）からほう酸をバッチで回収する場合について廃液発生が生じる状況と候補技術として蒸発分離、弱酸性R/Oを整理。なお、緊急時のみほう酸を利用する場合は状況次第で不要となる可能性がある。これらの系統検討
における原理確認として、五ほう酸ナトリウム水環境下におけるCa及びCl除去の吸着材候補の確認、弱酸性R/OによるB回収を確認（以降は方針選定後に必要があれば展開）。

〇ほう酸回収設備（ドレン水）
粒子除去（粗取り）設備で液体サイクロン等を用いる場合のドレン水からのほう酸を回収する候補技術として全ろ過方式及
びクロスフローろ過を整理。このうち、全ろ過においてケーク形成に伴う交換頻度低減の可能性を確認するための試験を実施し、流速を低減することでケーク形成に伴う交換頻度の低減が可能であることを確認（以降は方針選定後に必要があれば展開）。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.636b. ほう酸調整設備の概念設計(4)総括 ②課題補助事業の結果及び抽出した課題は以下。

〇析出事象の課題
課題項目

No.

課題内容

今後の展開

1

析出対策

デブリ取り出し時の想定条件及び方針に応じた析出対策を講じる必要がある。

本検討結果（析出事象、閾値、対策方針案)を予備エンジニアリングの系統設計に展開する。

2

実廃液による析出事象確認

取り出し作業時の廃液性状を踏まえた検討

今後の取り出し作業に向けた取り組みの中で得られた実廃液の情報を基に、析出因子の増加程度の確認及び追加試験等を検討する。

〇調整設備の課題
No.
1

課題項目
調整設備の具体化

課題内容

今後の展開

デブリ取り出し時の想定条件及び系統方針に応じた試薬量、調整頻度、調整手順の具体化が必要。連続運転時のNa/B比（ｐH)調整で系統の煩雑化を避けることが必要。

予備エンジニアリングにおいて、ほう酸の利用方針（緊急時のみほう酸を利用、通常時からほう酸を利用）や想定条件等、また、本補助事業における析出事象に関する試験結果(Ca溶出量等)に基づくマテリアルバラ
ンスを計算し、試薬量、調整頻度、調整手順を具体化する。

〇ほう酸回収設備(払い出し水)の課題
No.

課題項目

課題内容

今後の展開

1

設置要否の判断

デブリ取り出し時の想定条件及び系統方針に応じて、ほう酸回収設備及び前処理（Ca除去、Cl除去）の設置有無の判断が必要となる。

本検討結果(機器ベンチマーク、性能データ)を予備エンジニアリングで実施
中の方針検討に展開する。
※予備エンジニアリングにおいて、取り扱う廃液性状、ほう酸の利用方針による系統影響・方針の整理を実施中。

2

不純物環境での性能確認

実液に対する性能確認が必要となる。

No.1により必要と判断された技術を対象に性能を確認する。

3

ほう酸廃液の処理技術

緊急時のみほう酸を利用する場合等ではほう酸を回収せずに処理することも想定される。ここでのほう酸廃液の処理方針及び方法が必要となる。

本検討結果(機器ベンチマーク、性能データ)を基に予備エンジニアリングでほう酸の利用方針の選定及び廃液発生量を試算し、処理方針を設定する。

4

実廃液による回収性能確認

取り出し作業時の廃液性状を踏まえた検討

今後の取り出し作業に向けた取り組みの中で得られた実廃液の情報を基に、回収設備の性能確認及び追加試験等を検討する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning7. 本事業の実施内容 【 2)(ⅱ)① 循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 】

No.637b. ほう酸調整設備の概念設計(4)総括 ②課題
〇ほう酸回収（ドレン水）の課題
課題項目

課題内容

今後の展開

1

実廃液を用いたフィルタ性能確認

フィルタ試験では模擬粒子を用いた
粒子捕集の傾向を確認したが、フィルタ機器や周辺機器の設計、製作を行うため、実廃液を用いた性能確認が必要。

予備エンジニアリングにて本検討結果を含めたスラッジ回収システムの検討を行い、本方式が選定された場合には、補助事業にてフィルタメディアの選定、プロセスデータ(圧損等)や交換頻度の把握を目的に粒径分布や燃料デブリ取り出し時の廃液性状が不明な実廃液を用いたフィルタ性能試験を行い、全ろ過の成立性を確認するとともにフィルタ機器や周辺機器の設計、製作を行う。

2

フィルタ遠隔交換の検討・実証

フィルタの遠隔交換に対する対応としてケーシングを開放し、遠隔操作にてフィルタを交換する案を示したが、成立性の確認が必要。

予備エンジニアリングにて本検討結果を含めたスラッジ回収システムの検討を行い、本方式が選定された場合には、補助事業にてフィルタ、ケーシングの機器設計、製作、実規模での遠隔交換の実証試験を行い、成立性を確認する。

3

フィルタ内水抜きの検討・実証

フィルタ交換時に内部に水が滞留
予備エンジニアリングにて本検討結果を含めたスラッジ回収システムの検討を行い、本する事象の対応案として圧縮空気方式が選定された場合には、補助事業にてフィルタ遠隔交換の実証と関連して、実規供給によりケーシング内の内圧を上 模でのフィルタ内の水抜きの実証試験を行い、成立性を確認する。
昇させ、フィルタ内部に設けた配管より滞留水を吸引する案を示したが、成立性の確認が必要。

4

スラッジ回収容器の開発

収納容器は収納缶を想定したが、スラッジを回収する容器が未開発のため開発が必要。

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発にて、回収スラッジを収納するための容器に関する検討を行い、容器仕様を設定する。

5

回収スラッジの処理

廃棄物発生量低減の観点からデブ
リを収納缶に多く詰めることを前提とした回収スラッジの処理を候補としたが、乾燥処理等の検討次第では系統構成及び方針の見直しが必要となる。

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発にて、乾燥処理等を含めた回収スラッジの処理方針及び系統構成を検討し、予備エンジニアリングのシステム設計へ反映する。

No.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.638２）燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅱ) 燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技術開発② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術
ＰＣＶ内底部等に存在する燃料デブリを含む堆積物の回収時には堆積物を含む回収液 の発生や、また、燃料デブリ取り出し作業時には、循環冷却水系のフィルタ等を逆洗する場合に、固形物を含む廃液等の発生がある。これらの取り扱い、保管にあたっては、液中から固形成分を分離することが、安全性、減容等の観点から必要である。そこで、液中から固形物を分離し、収納するための処理技術について、収納効率、遠隔操作、保守等を考慮した技術の開発を行い、廃液処理設備の概念システム設計を行う。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。

a.回収液や廃液等の性状把握。
・非溶解性核種除去の候補装置である中取りフィルタの差圧対策試験を実施。
b.回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発。
・回収液や廃液中の固形分の分離技術として、凝集沈降分離の適用可能性を確認。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】

No.639a. 回収液や廃液等の性状把握
燃料デブリ取り出し時の汚染水処理システムの概念図を下段に示す。
：本項目の事業で試験を行う設備
ほう酸（サイロ）

項目：②a.回収液や廃液等の性状把握
冷却器

ポンプ

ほう酸水
タンク＋ポンプ

ポンプ

溶解性
核種除去

粒子除去

上澄み水

ドレン水/逆洗水
スラッジ回収

ほう酸
調整設備

タンク

調整ほう酸水水処理設備
・タンクへ

項目：①b.ほう酸調整設備の概念設計

スラッジ 廃棄物処理設備
項目：①a.溶解性核種除去設備の概念システム設計

地下水
ポンプ

粒子除去

ドレン水/逆洗水
項目：②b.回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発

スラッジ回収

溶解性
核種除去

水処理設備
・タンクへ

上澄み水
スラッジ 廃棄物処理

注：本概念図は設備構成の例(PCVからの漏えいの無い場合)

設備

図．燃料デブリ取り出し時の液体系システム(概念図)と要素試験の実施対象©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】

No.640a. 回収液や廃液等の性状把握⚫ 開発の目的
非溶解性核種除去設備に適用する粒子捕集機器を選定するため、フィルタ通水試験を実施することにより粒子捕集率、差圧挙動、発生廃液性状などのデータ取得を行う。
⚫ 解決すべき課題➢ 適用する粒子捕集技術が未選定。
➢ 粒子捕集機器の設計適正化が必要。
➢ 長期通水した場合の粒子捕集機器の通水・逆洗性能等のデータが不足。

⚫ 開発内容① フィルタ負荷適正化試験(中取り系統フィルタの設計改善)。
② 要素試験結果を反映した粒子除去システムの系統構成の改善③ 長期通水試験。
④ 要素試験結果を反映した概念システム設計。
⚫ 成果① 各候補粒子捕集機器の設計適正化および通水時の運用データの取得。
② 粒子除去システムの概念システム設計©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】

No.641a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 検討フロー；本PJでは、前回補助事業で抽出した候補装置の設計適正化と長期運用データの取得を行い、概念システム設計に反映する。
FY2021FY2019FY2021以降

前回補助事業本PJ

液相粒子除去概念フロー検討

粒子捕集候補装置設計適正化

技術ベンチマーク調査

長期通水時の運用データ取得

候補装置適用可能性確認試験

概念システム設計

非溶解性α核種除去設備(粒子除去設備)
<数十μm
粗取り
PCV内
滞留水

粒子除去
(大粒子)

粒径100μm以下の粒子を
含む水

中取り
<数十μm

最終処理
<数μm

粒子除去
(大～小粒子)粒子除去(微小粒子)

逆洗水/
ドレン水

ドレン水

<数十
～数百nm

溶解性
α核種
除去設備へ

上澄液

デブリ粒子

中取り
装置

実液の性状確認
<数μm

ドレン
逆洗水

ドレン
逆洗水

逆洗水

スラッジ回収設備

差圧大

粗取り
装置

処理水は
循環系統へ

取り出し工法要素試験などを活用した発生廃液性状の
データ取得

最終
処理

<数百nm

実液性状に応じた概念設計

逆洗水

基本設計・詳細設計

スラッジ回収設備

容器収納物はデブリ収納エリア
または廃棄物保管エリアへ移送※2021年度以降については想定

図 中取り適正化検討のイメージ

図 液相系粒子除去システムの概念フロー
適性化した条件をINPUT

表 2018年度試験結果

最終処理(数百nmまで)

粗取り

中取り

最終処理

オートストレーナ
液体サイクロン

オートストレーナ
無機フィルタ※1

無機
フィルタ※1

捕集率

高

高

高

差圧
上昇

極小

大
（逆洗頻度高）※オートストレーナ
または
金属焼結フィルタ
または
バグフィルタＰ※オートストレーナ
または液体サイクロン

Ｆ Ｐ

Ｆ Ｐ
Ｆ Ｐ

小

処理水受槽
処理水受槽

処理水受槽
逆洗水受槽
原水槽

※1:無機フィルタとしては、金属焼結フィルタ、セラミックフィルタなどが候補となる※セラミックフィルタ
または金属焼結フィルタ

Ｐ

粗取り(数十μｍまで)

装置

Ｐ

中取り(数μｍまで)

ドレン水または逆洗水受槽
ドレン水受槽図 長期通水試験イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】

No.642a. 回収液や廃液等の性状把握◼ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

実績：

2020年度
11

中間報告
▼

12

1

2

3

4

中間報告
▼

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

12

1

2

3

最終報告
▼

1.要素試験計画
3系統通水方式および2系統通水方式で通水試験を実施

2.試験装置作製
3.フィルタ負荷適正化試験
4.長期通水試験
5.概念システム設計

中取りフィルタの設計改善を実施し、要素試験により評価

6.まとめ
粒子除去システムの系統構成・運用を検討
廃液・2次廃棄物発生量を試算

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】

No.643a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 粒子除去システム系統構成
2018年度までの補助事業において検討されていた、粒子除去システムの系統構成を下記に示す。
非溶解性α核種除去設備(粒子除去システム)
PCV内滞留水

粒径100μm以下の粒子を含む水

<数十μm

粗取り
(大粒子)

ドレン水

中取り
(大～小粒子)<数μm

最終処理(微小粒子)

逆洗水/ドレン水<数十～数百nm

溶解性α核種除去設備

逆洗水

ドレン水/逆洗水処理設備 (スラッジ回収)

図 粒子除去設備系統構成の概念図➢ 粒子除去システムの基本要求
表 粒子除去システムの要求事項一覧
項目

設定値

目標除去性能DF100

安全評価結果より設定

SS濃度

100 ppm

スループット、燃料デブリ想定質量、使用水量、燃料デブリ加工技術要素試験結果などから算出

捕集範囲粒径0.1～100 μm

ストークスの式による粒子の沈降速度、ポンプの吸い込み能力などの評価結果から、PCV内より液相系システムへ移行する粒子の粒径は100μm以下と想定

10 m3/h

気中工法におけるPCV内水量700m3の2倍程度の水量を1週間で処理可能な流量、また、燃料デブリ取り出し加工時にPCVに投入される炉注水量、散水量などの合計に余裕を見た流量として設定

処理流量(系統基本流量)考え方©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】

No.644a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 粒子除去システム系統構成
非溶解性α核種除去設備(粒子除去システム)
粗取り
(大粒子)

PCV内滞留水
粒径100μm以下の粒子を含む水<数十μm

中取り(大～小粒子)<数μm

最終処理(微小粒子)

逆洗水/ドレン水

ドレン水<数十～数百nm

溶解性α核種除去設備

逆洗水

ドレン水/逆洗水処理設備 (スラッジ回収)

図 粒子除去設備系統構成の概念図➢ 粒子捕集機器候補
2018年度までの文献調査、要素試験結果を基に下表のように選定した。
下表の粒子捕集機器を使用した通水試験を実施し、各系統への適用性を評価する。

表 フィルタ通水試験 粒子捕集機器一覧
No.

系統

1

粗取り

2

中取り

粒子捕集機器

フィルタメッシュサイズ

備考

オートストレーナ

50 μm

2018年度補助事業と同じメッシュサイズを選定

オートストレーナ

10、 20 μm

メッシュサイズ5μmのオートストレーナでは差圧上昇が顕著であったため、メッシュサイズの大きいフィルタで試験を実施

金属焼結フィルタ

2、 5、 10、 20 μm

メッシュサイズ2μmの金属焼結フィルタでは差圧上昇が顕著であったため、メッシュサイズの大きいフィルタで試験を実施

20、 50、 100 nm

メッシュサイズ50、 100nmのUF膜では差圧上昇が緩やかであったため、10nmのUF膜についても試験を実施

液体サイクロン

バグフィルタ3

最終処理

MF膜、 UF膜(セラミックフィルタ)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.645
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ フィルタ通水試験条件
No.

項目

条件

1

温度

常温（25℃程度）

フィルタ性能の温度依存性は小さいと想定されるため、代表温度として常温で試験する。

2

pH

中性(無調整)pH影響により粒子が凝集、析出、溶解する可能性があるが、そうした場合に変化する因子は粒子径、SS濃度などであると考えられるため、それらについてパラメータ設定し、pHは無調整
とする。

3

五ほう酸
ナトリウム

0ppm

2018年度の補助事業成果より、五ほう酸ナトリウム濃度のフィルタ性能への影響はほぼないと想定されるため無添加とする。

4

塩分

0ppm

燃料デブリ取り出し時の循環冷却水には事故時に投入された海水由来の塩分が含まれると想定されるが、塩分濃度の高い水質条件であっても数百ppm程度であり、流体の密度、粘度への寄与は小さいためフィルタ性能への影響は小さいため無添加とする。

5

SS濃度

30ppm ～ 300ppm

基本条件を100ppmとし、加速試験条件300ppmとする。
燃料デブリ取り出し工法の要素試験、想定される取り出し期間、炉注水量などより算出した。

6

粒子径0.1μm ～ 100μm

非溶解性核種除去設備で捕集対象とする粒径範囲とする。
なお、想定粒子の水中での自然沈降時間などより、系統まで移行すると予想される粒子径を
算出した。

7

流量

3～10m3/h

現状の炉注水量である3m3/h、取り出し作業にて使用する水量および地下水流入量などを考慮し、3～10m3/hを基本条件とした。

項目

粒子成分

備考

模擬対象(比重)

模擬粒子(比重)

二酸化ウラン(11)炭化タングステン(15)二酸化タングステン(11)炉心構造物(8)SUS316L(8)コンクリート成分(2～3)

ケイ砂(3)

備考

粒子除去設備にて捕集する粒子は、燃料成分、炉内構造材、コンクリート成分に大別されると想定される。
オートストレーナなどの粒子捕集機器は遠心効果により、粒子を分離する構造であるため、模擬対象粒子と比重が近い粒子を用いて試験を使用する。

上表をもとに各フィルタの通水試験ごとに適切なパラメータを設定する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.646
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ オートストレーナの中取り設備への適用性評価• オートストレーナのドレン弁を常時開とし、ドレン側に常に一定量排水し続けることにより、差圧上昇を抑制→旋回流速が速くなり遠心分離効果が増大する→ハウジング内の粒子が常にドレン側に排出されるため、エレメントに捕捉される粒子量が減少

試験条件▼通水時間 15 sec

ドレン弁常時閉

項目

ドレン弁常時開

スリット幅

20μm

膜面積

0.13 m2

SS濃度

300 ppm

粒径

20μm

模擬粒子

WC、 SUS316L、 ケイ砂(混合)流量

3 m3/h0 m3/h

ドレン流量

通水停止▼

2次近似曲線

0.3 m3/h (入口水の10%)
逆洗後(初期値まで差圧回復)

試験結果
項目

▼通水時間 10 min

ドレン弁常時閉 ドレン弁常時開

粒子除去率

93%

96%

逆洗設定圧力到達までの通水時間

15 sec

4 min

粒子投入開始※機器許容差圧：150kPa

図 ドレン弁閉/開とした場合の20μmオートストレーナ通水試験差圧挙動⚫ ドレン弁を常時開とした場合、差圧上昇は比較的緩やかになるが、依然として速いことを確認した。
→オートストレーナはフィルタろ過と遠心分離効果の２つの効果により固液分離する機構であるが、ドレン弁開とし旋回流を大きくした場合でも、捕集範囲の粒子の粒径が小さいため遠心分離効果の寄与が小さいと推定⚫ ドレン流量をより大きくすることにより、差圧上昇をさらに抑制可能であるが、ドレン水発生量増大の問題が生じる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.647
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ オートストレーナの中取り設備への適用性評価• オートストレーナのスリット幅を5μmから20μmと拡大し、差圧上昇を抑制→粒子捕集範囲をより大粒径粒子のみと限定し、目詰まりを抑制する
試験条件項目

2018年度試験

2019年度試験

スリット幅

5μm

20μm

通水時間
10 min▼

通水時間▼ 10 sec

0.13 m2

膜面積
SS濃度

100 ppm

30 ppm

粒径5μm

50～0.1μm

模擬粒子

WC、 SUS316L、 ケイ砂(混合)流量10 m3/h

通水停止▼

図 オートストレーナの開孔面積

試験結果
項目＼年度

2次近似曲線

2018年度試験 2019年度試験

粒子除去率

90%

30%

逆洗設定圧力到達までの通水時間

10 sec10 min粒子投入開始ドレン後(差圧回復なし)
逆洗後(初期値まで差圧回復)※機器許容差圧：150kPa

図 5μm、20μmオートストレーナ通水試験差圧挙動⚫ 設計変更後のスリット幅20μmのオートストレーナでも、通水可能時間は約10minと短いことを確認した。
⚫ スリット幅20μmのエレメントでも開孔面積が小さいこと、捕集範囲の粒子の粒径が小さいため遠心効果の寄与が小さいことなどが原因で、十分な差圧上昇の軽減が図れないと推定した。
⚫ ドレンによる差圧回復は確認されず、逆洗によって初期値まで差圧が回復することを確認した。
→完全閉塞に近い形態で目詰まりが発生しているものと推定した。

中取り系統へオートストレーナを実装すると高頻度で逆洗を実施しなければならないため、実機適用は困難©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.648
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 金属焼結フィルタの中取り設備への適用性評価✓ 試験評価方針• 2017・2018年度補助事業にて実施した中取り設備としての金属焼結フィルタの通水試験より、フィルタの逆洗頻度が高く、実機への適用が困難な結果が得られた。なお、金属焼結フィルタの孔径は2μm、10μmともに同様の差圧挙動であった。
• そこで本PJでは、実機での運用が可能と考えられる範囲への金属焼結フィルタの逆洗頻度の低減可否を確認するた
めに差圧上昇に影響を及ぼす因子(※)として、フィルタの膜面積と流量をパラメータとした試験を実施する。
※フィルタの差圧上昇に影響を及ぼすパラメータとして、フィルタ孔径も挙げられるが、2017・2018年度補助事業の評価にて、孔径2μmと10μmで差圧挙動に差異がないことを確認済みである。さらにフィルタ孔径を大きくすると、除去対象粒径が、前段の粗取り設備と同程度となり中取り設備としての効果を果たさないことから、孔径をパラメータとした試験評価は実施しない。

✓ フィルタ通水試験条件
上記試験評価方針を踏まえ、以下３条件にて通水試験を行う。
• No.1：基準条件（フィルタ孔径、流量、模擬粒子仕様は2017・2018年度補助事業と同条件）• No.2：No.1に対して膜面積を増やした条件• No.3：No.1に対して通水流量を低減した条件
表 金属焼結フィルタの中取り設備への適用性評価 試験条件一覧
No

パラメータ

1

フィルタ仕様試験条件

フィルタ

孔径(μm)

膜面積(m2)流量(L/min)

通水量(L)

SS濃度(ppm) 模擬粒子粒径(μm)

基準条件

金属焼結

2

約0.05

10

約300

300

0.1μm単一

2

膜面積

金属焼結

2

約0.1

10

約300

300

0.1μm単一

3

流量

金属焼結

2

約0.05

7.5

約300

300

0.1μm単一©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.649
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 金属焼結フィルタの中取り設備への適用性評価➢ 試験結果✓ 2017・2018年度に評価した条件（No.1）にて実施した結果、実機適用した場合の逆洗頻度を保守的に評価（※）すると、非現実的な値となった。
※粗取り設備で粒子がまったく除去されない状況を想定し、入口水のSS濃度として100ppmを設定。
✓ 膜面積を大きくした場合および流量を低減した場合の評価を行ったが、逆洗頻度は依然として高く、実機適用可能なレベルまで低減されなかった。（右表参照）✓ 入口水の粒子条件次第では中取り設備に金属焼結フィルタを適用できる可能性はあるが、デブリ取り出し作業にて発生・移行する粒子の粒径分布制御は困難と想定されるため、中取り設備への金属焼結フィルタ適用はロバスト性が低く難しいと考えられる。
No.1：膜面積約0.05m2、通水流量10L/min

No.2：膜面積約0.1m2、通水流量10L/min

逆洗設定圧力0.1MPa

逆洗設定圧力0.1MPa

表 中取り設備に金属焼結フィルタを適用した場合の逆洗頻度評価結果
No.

膜面積
(m2)

流量
(L/min)

実機適用時の
逆洗頻度
（回/日）

1

約0.05

10

約960

2

約0.1

10

約48

3

約0.05

7.5

約180

No.3：膜面積約0.05m2、通水流量7.5L/min
逆洗設定圧力0.1MPa

逆洗頻度の傾向を把握できたため300Lまでの通水は行わな
かった。

通水開始

通水終了

逆洗頻度の傾向を把握できたため300Lまでの通水は行わな
かった。

通水終了
通水開始

通水開始

通水終了

図 中取り設備 金属焼結フィルタ（孔径2μm） 通水試験結果（フィルタ差圧挙動）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.650
a. 回収液や廃液等の性状把握＜参考＞金属焼結フィルタ（中取り） 実機逆洗頻度の算出条件
実機の逆洗頻度の算出条件を以下に示す。
・1日あたりのデブリ処理量（g/日）÷実機逆洗までの粒子捕捉量（g/回）=実機逆洗頻度（回/日）
・1日あたりのデブリ処理量（g/日）=系統流量×デブリ取り出し時間×粒子除去設備入口SS濃度
・実機逆洗までの粒子捕捉量（g/回）=要素試験SS濃度×逆洗までの通水量×実機エレメント数
表 中取り設備（金属焼結フィルタ） 実機逆洗頻度 算出条件一覧
試験条件
No.1

試験条件
No.2

試験条件
No.3

中取り設備への入口SS濃度（ppm)

100

100

100

粒子除去設備入口水のSS濃度条件として設定した100ppmに対し、デブリの粒径分布として粗取り設備の除去対象粒径（100～数十μm）よりも小さい粒子しかない場合を想定して100ppmと仮定。

2

系統流量（m3/h）

10

10

10

粒子除去システムの基本要求条件

3

運転時間（h）

24

24

24

循環冷却システム内への実装の場合、常時稼働となるため24hと仮定。

4

1日あたりのデブリ処理量（g/日）

24000

24000

24000

No.1×No.2×No.3=No.4

5

要素試験流量（m3/h）

0.6

0.6

0.45

要素試験条件6

要素試験フィルタ本数（本）

1

2

1

要素試験条件7

実機エレメント数（本）

17

34

23

No.2/No.5×No.6=No.9

8

要素試験SS濃度（ppm）

300

300

300

要素試験条件

9

逆洗までの通水量（L）

約5

約50

約20

要素試験結果10

捕集率（%）

100

100

100

保守的に100%と仮定。微粒子が多く後段へ移行する粒子が多い場合にはこの値は低下する。

11

実機逆洗までの粒子捕捉量（g/回）

約25

約500

約133

No.7×No.8×No.9×No.10=No.11

12

実機逆洗頻度（回/日）

約960

約48

約180

No.4/No.11=No.12

No

項目

1

備考

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.651
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 中取り系統機器の適正化検討の成果•••

中取り系統の粒子捕集機器候補として、オートストレーナ・金属焼結フィルタ・バグフィルタを選定した。
通水試験を実施した結果、いずれも差圧上昇が顕著な結果となり、逆洗頻度が高く、廃棄物発生量が増大することが示唆された。
中取り系統機器の設計改善を実施し、通水試験を実施したが、本質的な改善には至らず適用性は低い結果であった。

粒子除去システムの系統構成の改善により対応➢ 粒子除去システムの適正化検討
従来の粒子除去システムは、粗取り→中取り→最終処理の3系統通水方式を検討していたが、上記要素試験結果を反映し、粗取り→最終処理の2系統通水方式に設計変更し適用性を評価

粗取り

中取り
＜数十μm

ドレン水

粗取り

最終処理
＜数μm

＜数百nm

逆洗水/ドレン水

逆洗水

ドレン水/逆洗水処理設備 (スラッジ回収)

3系統通水方式(従来)

＜数十μm

ドレン水

最終処理
＜数百nm
逆洗水

ドレン水/逆洗水処理設備 (スラッジ回収)

2系統通水方式(改善後)
図 粒子除去システムの改善案 概念図

上記の２系統構成による粒子除去の可否を通水試験により評価した。
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７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.652
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 粗取りオートストレーナ通水試験
試験条件
機器

50μmオートストレーナ

膜面積
SS濃度

0.13 m2
100 ppm

粒径100～10μm

模擬粒子

WC、 SUS316L、 ケイ砂(混合)10 m3/h

流量

ドレン後
逆洗後

試験結果
粒子除去率

58%

逆洗設定圧力到達までの通水時間

90 min※機器許容差圧：150kPa

粒子投入開始図 50μmオートストレーナ通水試験差圧挙動⚫ 粗取り系統で捕集する範囲の粒子(数十μm以上)を捕集可能である。
⚫ ドレンにより差圧は復帰するが初期値までは低下しない(約60％回復)。通水・ドレンを実施する度に初期差圧が徐々に上昇していく。
⚫ 逆洗による差圧の回復傾向は良好であり、ほぼ初期値まで低下する。通水・逆洗を繰り返し実施することによる初期差圧の上昇はほぼない。(2018年・2019年度要素試験結果)⚫ 粗取り系統の運用として、粒子が発生する燃料デブリ取り出し作業時は、ドレン弁の開閉操作のみで差圧を復帰させ、燃料デブリ回収・収納作業時に逆洗を実施する運用が適切と考えらえる。
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７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.653
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 最終処理UF膜通水試験
試験条件
機器

0.05μmUF膜

膜面積
SS濃度

0.24 m2×7エレメント
500 ppm

粒径10～0.1μm

模擬粒子

WC、 SUS316L、 ケイ砂(混合)1 m3/h

流量

逆洗後

試験結果
粒子除去率

99.9%

逆洗設定圧力到達までの通水時間

300 min

粒子投入開始図 0.05μmUF膜通水試験差圧挙動※機器許容差圧：600kPa⚫ 最終処理系統で捕集する範囲の粒子(0.1μm以上)を捕集可能である。
⚫ 中取り系統をバイパスし、中取り分のフィルタ負荷を最終処理系統で負担する運用(2系統通水方式)においても、差圧の上昇は緩やかであり、実機へ適用可能である見込みを得た。
⚫ 逆洗による差圧の回復傾向は良好であり、ほぼ初期値まで低下する。ただし、通水・逆洗を繰り返すことにより初期差圧が徐々に増加する傾向を確認(2018年度要素試験結果)。
⚫ 最終処理系統の運用として、装填するエレメント数を逆洗頻度が1回/日以下となる数だけ装填し、1日のデブリ加
工作業が終了した時点で逆洗操作を実施し、差圧復帰させる運用が適切と考えられる。
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７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.654
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 2系統(粗取り→最終処理)組合せ通水試験
下記の2系統を組み合わせた系統構成にて、想定される水質を処理可能かを検証した。

SS濃度

系統構成

入口水条件
100 ppm

粒径100～0.1μm

模擬粒子

WC、 SUS316L、 ケイ砂(混合)10 m3/h

流量

粗取り系統

最終処理系統50μmオートストレーナ

0.05μmUF膜※

ドレン水・逆洗水

逆洗水※フィルタエレメントは7本と設定

試験結果
粗取り

最終処理

全体

粒子除去率

22.1%

77.9%

99.9%以上

逆洗設定圧力到達までの通水時間

170 min

210 min

粗取り系統

最終処理系統図 通水試験差圧挙動⚫ 2系統構成の粒子除去システムにより、想定される水質条件の液を固液分離処理可能である見込みを得た。
⚫ 逆洗までの通水時間は、各系統で200min前後であり実運用に耐えうると考えられる。
⚫ 粒子捕集量の割合は、粗取り系統：最終処理系統＝約20：80という結果となった。ただし、取り出し工法により発生粒子の粒径分布は変化するため、実機での各系統の粒子捕集割合もそれに伴い変化する。
→採択される燃料デブリ取り出し工法の方針が決定した段階で詳細な評価が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.655
a. 回収液や廃液等の性状把握• PCVおよびトーラス室より取水された汚染水を各受槽にて受け入れ、粗取り・中取り・最終処理の3段階のフィルトレーションにより粒子成分を除去し、処理液を溶解性核種除去設備へ払い出す。
• 各系統における粒子捕集機器候補は別表に記載する。
• 中取りフィルタは常時バイパスする運用とし、最終処理フィルタの負荷上昇時のみ通水する。
• 2次廃棄物発生量低減のため、定期的にドレンもしくは逆洗を実施し、ドレン水・逆洗水はスラッジ回収設備へ払い出す。
• 各機器のバイパスライン・逆洗系統は常設設備として設置する。

R/B

増設建屋
燃料デブリ取り出し作業水

逆洗水タンク

炉注水
PCV

P

取水

受槽

P

P
<数十μm

<数μm

<数十～数百nm

粗取り
(大粒子)

中取り
(大～小粒子)最終処理(微小粒子)

逆洗水/ドレン水<100μm
漏水※止水なしの場合

P

取水

逆洗水/ドレン水

溶解性核種
除去設備へ

逆洗水
スラッジ回収設備へ

逆洗水タンクトーラス室

バイパスライン

受槽

P

P
<数十μm

<数μm

<数十～数百nm

粗取り
(大粒子)

中取り
(大～小粒子)最終処理(微小粒子)

逆洗水/ドレン水

逆洗水/ドレン水

溶解性核種
除去設備へ

逆洗水
スラッジ回収設備へ

流入地下水

図．非溶解性核種除去システム(補助事業検討ベース)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.656
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 非溶解性核種除去設備運用の検討• 燃料デブリ取り出し時作業期間
要素試験結果を考慮し、燃料デブリ取り出し作業期間の液相系システムの運用について検討
表 燃料デブリ取り出し作業と液相系システムの運用サイクルのイメージ
STEP

燃料デブリ取り出し作業

粗取り系統

最終処理系統1

通水(目詰まりにより差圧上昇)
通水(目詰まりにより差圧上昇)
燃料デブリの加工作業開始• 数時間でドレンが必要になると想定されるため、間欠ドレ • エレメント数を調整し、機器差圧が許容(燃料デブリの切削粉が発生し液ン(1回/1～2h)により差圧上昇を抑制
値を超えるのに要する時間を10h以上
相系に流入)
ドレン操作実施のタイミングについては、一定時間経過
確保し、加工作業時間内に逆洗を実施(10時間)
後もしくは機器差圧が設定値に達した時点を想定するのを避ける

2

燃料デブリの加工作業終了

3

4

通水(液相系統内の粒子濃度が十分に低下するまで)ツール交換、燃料デブリ回収・収 バイパス運転に切り替え• 逆洗を実施し差圧復帰(1回/日)
納・移送作業など(粒子発生なし)
通水運転に切り替え5•

液相系システム通水(液相系統内の粒子濃度が十分に低下するまで)
バイパス運転切り替え• 逆洗を実施し差圧復帰(1回/2～3日)
通水運転に切り替えSTEP1へメンテナンス作業期間
粒子捕集機器のメンテナンス・交換作業を実施する。
メンテナンス方法・交換方法については、今後具体化検討が必要な課題である。
• 粗取り系統機器交換周期：2回/年(塩素による材の腐食が律速)• 最終処理系統機器交換周期：5～8回/年(目詰まりによる差圧上昇が律速)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.657
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 非溶解性核種除去設備運用の概念検討
逆洗(粗取り)
粒子処理あり粒子処理なし
差圧上昇
差圧一定
一定時間経過ごとにドレンし逐次差圧回復(初期差圧上昇)

逆洗(粗取り・最終処理)
粒子処理あり粒子処理なし
差圧上昇
差圧一定

逆洗
(粗取り)
粒子処理あり粒子処理なし
差圧上昇
差圧一定
粗取り系統

逆洗により差圧はほぼ初期値まで回復

機器差圧

最終処理系統数サイクルに1度逆洗し差圧回復
逆洗後の初期差圧は微増すると想定

燃料デブリ加工
作業時間
(10h)
1日～

ツール交換、
燃料デブリ回収・収納・移送作業時間

燃料デブリ加工
作業時間
(10h)
2日～

燃料デブリ加工
ツール交換、
作業時間
燃料デブリ回収・収(10h)
納・移送作業時間

ツール交換、
燃料デブリ回収・収納・移送作業時間

経過時間

3日～

図 燃料デブリ取り出し作業期間の粒子除去システムの運転サイクルの検討
上記運転パターンは、燃料デブリ取り出し加工が10h連続的に実施されると仮定した場合の一例である。
燃料デブリ取り出し加工が断続的に実施される場合は、前段にバッファタンクを設ける系統構成とする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.658
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 非溶解性核種除去設備の仕様および発生する廃液・２次廃棄物量の検討
フィルタ性能評価結果まとめ(3系統通水構成)
系統

粒子捕集機器

必要基数

基/1系統
1
オートスト 間欠ドレン
粗取り レーナ 常時ドレン
1液体サイクロン
1
1
オートスト 間欠ドレン
レーナ 常時ドレン
1
中取り
金属焼結フィルタ
3
バグフィルタ
4
UF膜
0.1μm
2
最終
処理
UF膜
0.05μm3

必要
定格流量 ろ過精度 除去効率
エレメント数
個
1
1
1
1
1
11
122
33
46

m3/h

μm以上

10～30
10～30
10
10～30
10～30
6.5
10
6.5
<23

50
50
40
20
20
2
3
0.1
0.05

概略寸法
(1基あたり)φ＿m×＿mH%以上
φ0.5m×1.0mH
99
φ0.5m×1.0mH
99
φ0.4m×1.1mH
80
φ0.5m×1.0mH
96
φ0.5m×1.0mH
96
φ0.21m×1.2mH
99
φ0.7m×1.6mH
99
φ0.21m×1.3mH
99
φ0.3m×1.4mH
99

必要エリア寸法(1基あたり)交換周期 2次廃棄物 ドレン・
(寿命)
発生量 逆洗回数＿mL×＿mW
1.4mL×1.4mW
1.4mL×1.4mW
1.6mL×1.6mW
1.4mL×1.4mW
1.4mL×1.4mW
3.0mL×1.6mW
2.0mL×2.0mW
3.0mL×1.6mW
1.4mL×1.4mW

回/year
2
2
2
2
18300
5
8
3

廃液
発生量

回/day m3/year
11
2.5
167
11
常時ドレン
1300
常時ドレン
2000
11
502
33500
11
118
9200
146500
25.1
815
440
314
0.17
5.5
152
0.11
48.2

kg/year

フィルタ性能評価結果まとめ(2系統通水構成)
系統

粒子捕集機器

必要基数

基/1系統
1
オートスト 間欠ドレン
レーナ
粗取り
常時ドレン
1
液体サイクロン
1
UF膜
0.1μm
2
最終
処理
UF膜
0.05μm3

必要
定格流量 ろ過精度 除去効率
エレメント数
個
1
1
1
33
46

m3/h

μm以上

10～30
10～30
10
6.5
<23

50
50
40
0.1
0.05

概略寸法
(1基あたり)φ＿m×＿mH%以上
φ0.5m×1.0mH
99
φ0.5m×1.0mH
99
φ0.4m×1.1mH
80
φ0.21m×1.3mH
99
φ0.3m×1.4mH
99

必要エリア寸法(1基あたり)交換周期 2次廃棄物 ドレン・
(寿命)
発生量 逆洗回数＿mL×＿mW
1.4mL×1.4mW
1.4mL×1.4mW
1.6mL×1.6mW
3.0mL×1.6mW
1.4mL×1.4mW

回/year2
2
8
5

kg/year

11
11
314
253

廃液
発生量

回/day m3/year
2.5
167
常時ドレン
1300
常時ドレン
2000
0.34
11
0.23
98.6

発生廃液量や2次廃棄物量の観点からも、2系統通水方式の方が適切であると考えられる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.659
a. 回収液や廃液等の性状把握➢ 開発成果⚫ 粒子除去システムの各系統の候補粒子捕集機器を選定し、通水試験を実施し各機器の適用性を評価した⚫ 中取り系統の機器差圧の上昇が顕著であり、廃液・2次廃棄物発生量が大きい結果となったため、粒子除去システムの系統構成を、従来の3系統通水方式から2系統通水方式に設計変更⚫ 粗取り→最終処理の2系統通水により、想定水質条件の液を処理可能である見込みを得た。また、その時のドレン・逆洗回数、機器交換周期、廃液発生量、2次廃棄物発生量などを試算した。

➢ 今後の検討方針⚫ 本開発の要素試験結果、検討成果をエンジニアリング側にインプットし、粒子除去システムの系統構成・運用方法などについて検討を継続する。

➢ 課題整理⚫ 各粒子捕集機器の粒子形状分布(針状・薄片状粒子など)の影響評価⚫ 取り出し工法要素試験などで発生した切削紛を用いた通水試験⚫ 中取り系統粒子捕集機器として適切なフィルタ機器を選定(本開発で検討したフィルタ機器以外を検討)⚫ 粒子除去システムの各機器の交換・メンテナンス作業などの具体化検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.660
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発
燃料デブリ取り出し時の汚染水処理システムの概念図を下段に示す。
：本項目の事業で試験を行う設備
ほう酸（サイロ）

項目：②a.回収液や廃液等の性状把握
冷却器

ポンプ

ほう酸水
タンク＋ポンプ

ポンプ

溶解性
核種除去

粒子除去

上澄み水

ドレン水/逆洗水

スラッジ回収

ほう酸
調整設備

タンク

調整ほう酸水水処理設備
・タンクへ

項目：①b.ほう酸調整設備の概念設計

スラッジ 廃棄物処理設備
項目：①a.溶解性核種除去設備の概念システム設計

地下水
ポンプ

粒子除去

ドレン水/逆洗水
項目：②b.回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発

スラッジ回収

溶解性
核種除去

水処理設備
・タンクへ

上澄み水
スラッジ 廃棄物処理

注：本概念図は設備構成の例(PCVからの漏えいの無い場合)

設備

図．燃料デブリ取り出し時の液体系システム(概念図)と要素試験の実施対象©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.661
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発⚫ 開発の目的➢ 粒子除去設備およびRO膜設備から発生する廃液に含まれる固形分の分離技術を選定する。
➢ 選定された固液分離技術の実機適用性を要素試験により評価する。

⚫ 解決すべき課題➢ 廃液中に含まれる微粒子は、自然沈降するのに数時間から数十時間を要し、固液分離を促進する技術の開発が必要。
➢ 分離した固形分の収納、遠隔操作、保守等を考慮した設備の具体化に必要なデータが不足。
⚫ 開発内容➢ 文献調査による固液分離技術の選定。
➢ 文献調査による凝集剤の選定。
➢ 凝集剤を選定するための予備試験。
① 模擬廃液を使用した凝集剤の沈降分離効果の確認(ビーカー規模試験)。
② 凝集剤の吸着材への影響評価（バッチ試験）。
③ 試験装置(沈降分離槽)の設計・製作。
➢ 沈降分離槽の実機適用性を確認するための要素試験。
④ 沈降分離槽を使用した凝集沈殿試験。
⑤ 凝集剤の吸着材への影響評価（バッチ試験、カラム通水試験）。
⚫ 成果➢ 凝集剤添加による凝集沈降技術の実機適用性の評価結果。
➢ 沈降分離槽の概念設計と運用データの取得。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.662
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ 検討フロー
本PJでは、ビーカー試験にて凝集沈降処理の適用性を検証し、その後、装置試験にて操作・運用性を検証する。
FY2020FY2019（本PJ開始）

分離技術選定(下表参照)FY2021（本PJ終了）

凝集沈降
ビーカー試験

装置試験
及び概念設計（成果）
・ほう酸添加、無添加系ともに凝集沈降可能
・凝集剤候補：高塩基PAC、硫酸アルミ（成果）・固液分離法として凝集沈降を選定。

固液
分離法

特徴

凝集沈降

・分離能は主に粒子表面性状(電荷等）に依存。
⇒粒径が多少変動しても冗長性有。
・燃料デブリとの接触を考慮し、凝集剤は基本的に無機系。
・後段吸着システム等に対する凝集剤の影響が不明。

実液性状確認及び概念設計

（成果）
・装置仕様とその評価
・操作・運用性攪拌機M

表 固液分離方法の特徴とスラッジ回収への適用性(文献調査まとめ）

P

凝集剤

P

pH調整剤

・構造が簡易で保守性に優れる。
・分離能は粒径や比重に強く依存する。

基本/詳細設計

沈殿スラッジの安定化処理技術の開発

pH調整試薬スラッジ回収への適用性

凝集剤※2021年度以降については想定

M

遠心分離

FY2021以降

pH計

上澄み液排出口○
弁
P
回収容器上澄み液
抜出ポンプ△
ビーカー試験イメージ

ろ過・分離能は粒径に強く依存する。
・微粒子の分離には顕著な差圧上昇を伴う可能性有。
・脱水性には優れる（フィルタプレス等）。

△

浮上法

・粒子の比重に強く依存(比重大だと浮上しない)。
・浮上粒子の回収方法の検討が必要。

×

装置試験イメージ試験における確認項目
・沈降時間、スラッジ体積、吸着材への影響
・pH、水温、ほう酸有無といったパラメータの影響 等©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.663
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

実績：

2020年度
12

1

2

3

4

5

6

中間報告
▼

7

8

9

10

11

12

1

中間報告
▼

2

3

最終報告
▼

1.文献調査2.試験計画立案
3.要素試験
(予備試験/装置製作含)
4.概念システム設計①ビーカー規模試験②吸着材への影響評価試験(バッチ試験)③試験装置(沈降分離槽)の設計・製作④沈降分離装置試験⑤吸着材への影響評価試験(カラム通水試験)

沈降分離試験装置を使用した試験により、沈降分離のオペレーションを確認

ビーカー規模の沈降分離試験により、沈降分離処理の適用性を評価

5.まとめ

備考

要素試験を反映し、スラッジ回収設備の系統構成・運用について検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.664
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ スラッジ回収システム系統構成
非溶解性核種除去設備およびRO膜設備より発生する廃液より固形成分を回収する
溶解性核種除去設備

非溶解性核種除去設備
PCV内
滞留水

粗取り系統

中取り系統

ドレン・逆洗水

燃料デブリなどの
切削粒子
(大粒子)

抜出し

凝集剤

吸着塔設備

最終処理系統ドレン・逆洗水

逆洗水

溶解性核種
除去設備へ

凝集剤

取外し

粗取り廃液処理設備

粉末吸着材
凝集剤

溶解性核種
除去設備へ

上澄液

燃料デブリなどの
切削粒子
(小粒子)

抜出し

水処理設備へ上澄液

核種吸着のための粉末吸着材スラッジ

凝集沈降分離水処理設備へ

RO濃縮水

抜出し

上澄液

スラッジ
自然沈降分離or
凝集沈降分離

RO膜設備

取外し

スラッジ

凝集沈降分離

取外し
収納缶
保管へ

中取り・最終処理廃液処理設備

RO濃縮水処理設備⚫ 粒子除去設備発生廃液 → フィルタ機器で捕集した粒子を、凝集剤を添加することにより沈降分離⚫ RO濃縮水 → RO膜により濃縮した溶解性核種を、粉末吸着材を添加し吸着分離し、その後凝集剤を添加し沈降分離©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.665
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ スラッジ回収システムの要件
各沈降分離設備における処理対象液と処理要求を以下に示す
表 各沈降分離設備におけるシステム要件
No.

項目

1

処理対象水

2

含有粒子成分
(凝集沈降対象)

3

4

粒子濃度

処理流量

5

処理流量要求6

稼働方式

粗取り廃液処理設備
粗取り機器より発生する
ドレン水・逆洗水

中取り・最終処理廃液処理設備
中取り機器・最終処理機器より発生する逆洗水(燃料デブリ取り出し作業時は中取り系統
はバイパス運転を仮定)

RO濃縮水処理設備
RO膜装置より発生するRO濃縮水

溶融燃料、炉心構造物、コンク
リート成分、その他固形分

溶融燃料、炉心構造物、コンクリート成分、その他固形分(粒径100～数十μm)(粒径数十～0.1μm)

数千～10000 ppm

数千～10000 ppm

数百～10000 ppm

フィルタ要素試験結果よりフィルタ要素試験結果より

吸着材要素試験結果より間欠ドレン：100 m3/year
常時ドレン：1300 m3/year

0.1μmUF膜：10 m3/year
0.05μmUF膜：100 m3/year

フィルタ要素試験結果よりフィルタ要素試験結果より間欠ドレン：1.0 m3/day以上
常時ドレン：8.2 m3/day以上

0.1μmUF膜：0.063 m3/day以上
0.05μmUF膜：0.63 m3/day以上

設備稼働率80%で処理可能とする
ための流量

設備稼働率80%で処理可能とするための流量

核種吸着用の粉末吸着材

8 ～11 m3/day
燃料デブリ取り出し作業水（22 m3/日）にRO膜濃縮倍率を2～3倍と仮定
し算出

14 m3/day以上
設備稼働率を80%で処理可能とする
ための流量

バッチ処理
1日で１バッチ処理完了を想定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.666
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ 要素試験内容➢

ビーカー規模凝集沈降試験
無機系凝集剤；PAC、高塩基PAC、硫酸アルミニウム、硫酸第II鉄、塩化第II鉄トレーサー； Cs、Sr、Amのいずれか
添加濃度； Am約10Bq/ml、Cs、 Sr 100ppm

pH調整剤(NaOH又はHCl）

模擬廃液(SS粒子＋純水)

凝集剤の吸着材への影響評価（バッチ試験）

撹拌翼

サンプリング＆分析

上澄液

吸着材
スラッジ

ビーカー
模擬廃液作成凝集剤添加

強撹拌(150rpm)

弱撹拌(50rpm)

静置

振とう(0、7、14日)

濃度分析

ビーカー規模沈降分離試験及び吸着材影響評価バッチ試験 イメージ図➢

凝集沈降試験装置(沈降分離槽)試験
廃液

凝集剤(＋pH調整剤)

撹拌
上澄液
抜出による払い出し

沈降分離槽

スラッジ
回収容器
模擬廃液作成沈殿スラッジ
回収容器の取り外しによる払い出し
凝集剤添加

撹拌

静置

凝集沈降試験装置(沈降分離槽)試験 イメージ図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.667
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ ビーカー規模凝集沈降試験 試験条件
➢ ドレン水・逆洗水処理試験
表 ドレン水・逆洗水処理試験 試験条件
No.

1

2
3

項目

SS種類

水
質 SS粒径条
件 SS濃度

設定

検討方針

ドレン水・逆洗水には燃料デブリ、炉心構造材、コンクリート成分が含まれるものと想定し炭化タングステン(燃料デブリ模擬) それらの模擬粒子を選定。
SUS316L(炉心構造材模擬)
沈降時間は粒子の比重に依存するため、比重が近い粒子を選定。
ケイ砂(コンクリート模擬)
また、粒子はいずれも負電荷を帯びているものと仮定し、模擬粒子も負電荷を帯びていると想定される粒子を選定。
0.1～100μm

粒子除去システムで捕集される粒子の粒径は0.1～100μmの範囲であるため、同設備より発生する廃液には同じ範囲の粒子が含有すると想定

10000ppm

フィルタ機器の要素試験結果より、ドレン水・逆洗水のSS濃度は10000ppmと設定
処理液にほう酸が混入した場合を想定し、系統のほう酸管理基準値である7000ppm条件
でも試験初期値は中性とし、凝集沈殿処理におけるpH調整では、それぞれの凝集剤で推奨されているpH(中性領域)に調整（NaOH、 HClを使用）

4

五ほう酸ナトリウム 0、7000ppm

5

pH

中性

6

水温

10～40℃

基本条件を25℃とし、四季変動を考慮し設定

7 凝集剤種類① PAC(ポリ塩化アルミニウム)② 高塩基性PAC③ 硫酸アルミ④ 硫酸第ＩＩ鉄⑤ 塩化第ＩＩ鉄

デブリとの接触を考慮し、有機系凝集剤は検討対象外とし無機系凝集剤を選定。
添加量についてはメーカー推奨値を基準にパラメータサーベイを実施。
既設吸着塔設備に与える影響についても検証。

8 凝集剤添加濃度

数百～数千ppm

数百～数千ppmの間で十分な凝集沈降性能が達成できる濃度をパラメータサーベイ。

9 撹拌速度／時間

強撹拌：150rpm/5min弱撹拌：50rpm/15min

一般的なジャーテストの条件を踏襲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.668
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ ビーカー規模凝集沈降試験 ドレン水・逆洗水(純水系廃液)処理試験結果(一例)✓✓✓✓

いずれの凝集剤も添加濃度1000ppm前後で、凝集沈降を可能なことを確認した(沈降時間40分以内) 。
SS濃度、SS粒径、pH、水温などの水質が変動した場合も、問題なく凝集沈降処理が適用可能であることを確認した。
ほう酸無添加廃液については、特に高塩基PACと塩化第Ⅱ鉄が沈降性が良いことを確認した。
いずれの凝集剤を使用した場合も、初期液量に対する凝集物容積(vol.%)は15～20％程度であり、沈殿スラッジの含水率は最大で約95％となった。
＜試験条件＞
凝集剤濃度：100～1500ppm、投入粒子：ケイ砂（SiO2）0.1μm、SS濃度：10000ppm、ほう素(B)0ppm、廃液pH（凝集剤添加後pH調整時）：7±0.5
液温：25℃、撹拌速度/時間：強撹拌150rpm×5min→弱撹拌50rpm×15min、液量440mL

高
塩
基
P
A
C

凝集後体積
約15～20％

含水率
約90％
～95％

塩
化
第
ＩＩ
鉄
静置後0分(1000ppm)
図 各種凝集剤添加時の沈降時間

静置後10分(1000ppm)

図 凝集沈降処理前後の様子

いずれの凝集剤でも、純水系廃液を凝集沈降処理可能である見込みを得た。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.669
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ ビーカー規模凝集沈降試験 ドレン水・逆洗水(ほう酸含有廃液)処理試験結果(一例)✓ ほう酸含有廃液は、純水系廃液と同様の中性領域(pH7)に調整した場合は凝集沈降しないことを確認した。
✓ pH調整範囲を酸性領域(pH4.5～5.0)、アルカリ性領域(pH11.5～12.0)で良好な沈降性を確認した。酸性領域の方がpH調整が簡易であり、実機適用性が高いと考えられる。
✓ 沈降に必要な静置時間は、200min程度であり、純水系廃液処理より長いことを確認した。
✓ 試験した凝集剤のうち、硫酸アルミはほう酸含有量の影響が少なく沈降性良好であった。
✓ 凝集物の容積および含水率は純水系廃液とほぼ同様の結果 (凝集物容積：20vol.％、含水率：95％)となった。
＜試験条件＞
凝集剤濃度：1000ppm、投入粒子：ケイ砂（SiO2）0.1μm、SS濃度：10000ppm、ほう素(B)200～7000ppm、廃液pH（凝集剤添加後pH調整時）：4.5～5.0、液温：25℃、撹拌速度/時間：強撹拌150rpm×5min→弱撹拌50rpm×15min、液量440mL
ほう酸濃度(B)0 ppm
200 ppm1000 ppm
3000 ppm
7000 ppm※沈降時間は濁度20°
以下の時間を示す。

硫
酸
ア
ル
ミ

凝集後体積
約20％

高
塩
基
P
A
C

含水率
約95％
静置後0分

図 各種凝集剤添加時の沈降時間(ほう酸系)

静置後60分図 凝集沈降処理前後の様子(ほう酸濃度200ppm)

ほう酸含有廃液に対しても、凝集沈降処理は適用可能である見込みを得た。
ほう酸濃度の影響が少ない硫酸アルミニウムを凝集剤として選定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.670
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ ドレン水・逆洗水処理試験結果まとめ✓ 粒子除去設備より発生するドレン水・逆洗水に対して、凝集沈降処理の有効性を確認した。
✓ 凝集剤としては高塩基PACや硫酸アルミが適用性が高いことを確認した。
✓ 処理対象水の水質がある程度変動した場合も、凝集沈降処理が適用可能であることを確認した。
表 ビーカー規模沈降分離試験 試験結果概要
No.

項目

試験条件

試験結果

1

凝集剤濃度

100～1500ppm

・どの凝集剤も添加濃度1000ppm以上で凝集沈降を確認。
・沈降時間と凝集剤添加濃度から凝集剤の優劣をつけると、上から高塩基PAC、PAC≒塩化第II鉄、硫酸アルミ、硫酸第II鉄。
・No2以降のパラメータ試験の基準添加濃度を1000ppmと設定。

2

SS種類

①SiO2のみ（基準条件）②3成分混合(WC、SUS、SiO2)

・①②どちらの条件でも凝集沈降は確認された。沈降時間は同程度。
・凝集物の容積は3成分混合の方が小さい（比重大の粒子を含むため圧密化すると推察）。

3

SS粒径

4

SS濃度

0.1～100μm（基準条件；0.1μm）
2000～50000ppm(基準条件；10000ppm)

5

pH

7±約2
（基準条件；7±0.5）・沈降時間は0.1μmでは10～15分程度、1μm以上では5分程度。
・粒径大きい方が凝集沈降に有利。
・SS20000ppmまでは沈降性良好（50000ppmは沈降せず）。
・高塩基PACはSS濃度高いほど沈降時間が短い。
・適正pH範囲は、高塩基PACがpH6～8.5、塩化第II鉄がpH4.5～7.1。
・実機pHを中性～塩基性と想定すると、高塩基PACの方がpH調整剤使用量を抑制できる可能性有。
・ほう酸濃度7000ppmの廃液の場合はpH4.0～5.0で良好な沈降性を確認。

6

水温10～40℃（基準条件；25℃）

・本温度範囲での影響は確認されず（基準25℃と同じ結果となった）。

7

吸着材への影響

Cs・Sr吸着材：チタンケイ酸塩
α核種(Am)吸着材：活性炭

・凝集剤成分の残留による吸着材の吸着性能の劣化は確認されなかった(除去率ほぼ100%)8

五ほう酸ナトリウム 0～7000ppm as B・高塩基PACは、ほう酸濃度200ppmと1000ppmでは沈降性不良。
・硫酸アルミは、酸性条件下でほう酸の濃度変化の影響が少なく沈降性良好。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.671
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ ビーカー規模凝集沈降試験 試験条件
➢ RO濃縮水処理試験
表 RO濃縮水処理試験 試験条件

No.

項目

1

除去対象核種(トレーサ)

2
3
4

5

6
7

8

9

設定
Cs、 Sr、 Am(Euで代替)

Cl(0、 1400ppm)
水
共存イオン(濃度) Ca(0、 40ppm)
質B(0ppm)
条
件 pH
中性
水温

粉 種類
末
吸
着
材 粒径
添加濃度
凝
集 種類
剤
種
類
添加濃度

10 撹拌速度／時間

25℃

検討方針
循環冷却水に含まれる代表核種として、Cs、 Sr、 Amを選定。
Amはα核種であり取扱いが困難であるため、化学的相似性のあるEuで代替し試験を実施。
PCV内滞留水およびトーラス室滞留水中に、比較的高い濃度で存在が確認されているClお
よびCaの影響度を評価。なお、RO膜通水により濃縮された条件にて各濃度を設定。
ホウ素については、前段のほう酸調整設備で大部分が除去されると想定し未考慮(0ppm)
初期値は中性とし、凝集沈殿処理におけるpH調整では、それぞれの凝集剤で推奨されているpHに調整（NaOH、 HClを使用）
粒子除去設備発生廃液処理のビーカー規模試験結果より、温度依存性は小さいことが確認されたため、代表条件として常温25℃で試験を実施。

① チタン酸② チタンケイ酸塩③ 活性炭④ ヘマタイト⑤ マグネイト

溶解性核種除去設備開発の要素試験結果、および既設水処理設備での使用実績からα核種除去用の吸着材を選定。
※顆粒状に成形することができず、吸着塔充填が困難な吸着材からも選定

数μm

各粉末吸着材に差異はあるが、いずれも数μmオーダーの材を選定。
※チタンケイ酸塩(0.3mm以上)と活性炭(数百μm)のみ大粒径のサンプルも試験。

200～50000ppm

200～50000ppmの間で十分な除去性能が達成できる濃度をパラメータサーベイ。

① PAC(ポリ塩化アルミニウム)② 高塩基性PAC③ 硫酸アルミ④ 硫酸第ＩＩ鉄⑤ 塩化第ＩＩ鉄

デブリとの接触を考慮し、有機系凝集剤は検討対象外とし無機系凝集剤を選定。
添加量についてはメーカー推奨値を基準にパラメータサーベイを実施。

100～10000ppm

100～10000ppmの間で十分な凝集沈降性能が達成できる濃度をパラメータサーベイ。

強撹拌：150rpm/5min弱撹拌：50rpm/15min

一般的なジャーテストの条件を踏襲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.672
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ ビーカー規模凝集沈降試験 RO濃縮水処理試験結果(一例)✓ 今回試験した粉末吸着材は、いずれの凝集剤を使用した場合も、凝集剤添加濃度1000ppm以上で凝集沈降可能なことを確認した(沈降時間60分以内) 。
✓ 凝集沈殿処理後に発生する沈殿物の容積は、初期液量の10vol.%以下、含水率90%以上となった。
✓ 特に高塩基PACが凝集剤添加濃度に対する冗長性が大きく、適用性が高い見込みを得た。
代表例として、チタン酸を使用した試験結果を以下に示す※チタン酸以外の粉末吸着材(チタンケイ酸塩、活性炭、ヘマタイト、マグネタイト) を使用した試験でもほぼ同様の傾向を確認＜試験条件＞
凝集剤濃度：1000ppm、粉末吸着材：チタン酸、吸着材濃度：1000ppm、廃液pH（凝集剤添加後pH調整時）：7±0.5
液温：25℃、撹拌速度/時間：強撹拌150rpm×5min→弱撹拌50rpm×15min、初期液量440mL

静置後0分

静置後10分

静置後60分高塩基PAC添加時の凝集沈殿処理前後の様子
各凝集剤の凝集沈殿物の容積

各凝集剤の凝集沈殿処理の沈降時間✓ いずれの粉末吸着材と凝集剤の組み合わせでも、凝集沈降処理は可能であることを確認した。
✓ 特に高塩基PACが、沈降時間、凝集沈殿物の発生量、各パラメータに対する冗長性などが良好な結果となった

RO濃縮水処理用の凝集剤として、高塩基PACを選定した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.673
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ ビーカー規模凝集沈降試験 RO濃縮水処理試験結果(一例)✓✓✓✓

チタン酸やチタンケイ酸塩はCs、Sr、Eu(Am)いずれの除去率も高いことを確認した。
活性炭、ヘマタイト、マグネタイトはCs、Srの除去率はほぼ0%であり、Eu(Am)除去率のみ高いことを確認した。
撹拌10minと30minで除去率に優位差は見られない。撹拌10minでほぼ吸着平衡となっている。
凝集剤の影響による吸着された核種の脱着は特に確認されなかった(処理後60日間まで確認)。
溶解性α核種を選択的に除去するシステムとする場合は、活性炭、ヘマタイト、マグネタイトが適切
放射性核種全般を除去するシステムとする場合は、チタン酸やチタンケイ酸塩が適切
凝集沈降処理前後のトレーサー除去率を分析※α核種としてAmを想定し、化学的相似性のあるEu(コールドトレーサー)を使用
上記の粉末吸着材はいずれも凝集沈降処理可能であることを確認済み

ヘ
マ
タ
イ
ト

マ
グ
ネ
タ
イ
ト
静置後0分

静置後10分

凝集沈降処理前後(高塩基PAC)の様子

凝集沈降処理による液中からのトレーサー除去率 評価結果一覧

RO濃縮水中から核種を分離除去する方法として、本処理技術が適用可能な見込みを得た©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.674
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ RO濃縮水処理試験結果まとめ✓ RO膜設備より発生するRO濃縮水の処理技術として、粉末吸着材と凝集剤を併用した凝集沈降処理技術が適用可能である見込みを得た。
✓ 粉末吸着材としては下表No.1のように選定し、凝集剤としては高塩基PACを選定した。
✓ 各試薬の添加量やpH調整範囲などについて、パラメータサーベイを実施し、適切な処理が可能な条件を選定した。
表 ビーカー規模沈降分離試験 試験結果概要
No.

項目

試験条件

1

粉末吸着材種類① チタン酸② チタンケイ酸塩③ 活性炭④ ヘマタイト⑤ マグネイト2

粉末吸着材濃度200～50000ppm

3

凝集剤種類

4

凝集剤濃度

5

共存イオン(濃度)

6

pH

試験結果
・溶解性α核種を選択的に除去するシステムとする場合は、活性炭、ヘマタイト、マグネタイトが適用性が高い
・放射性核種全般を除去するシステムとする場合は、チタン酸やチタンケイ酸塩が適用性が高い
・Amの除去率からチタン酸は10000ppm以上、チタンケイ酸塩、活性炭、ヘマタイト、マグネイトは1000ppm以上の添加濃度が必要→以降の要素試験の粉末吸着材添加濃度を1000ppm(チタン酸のみ10000ppm)と設定。

① PAC(ポリ塩化アルミニウム)② 高塩基性PAC・左記の凝集剤のいずれでも凝集沈降処理可能であることを確認した。
③ 硫酸アルミ・その中でも高塩基PACが凝集沈降に必要な時間が短く、適用性が高い。
④ 硫酸第ＩＩ鉄→凝集剤として高塩基PACを選定⑤ 塩化第ＩＩ鉄・いずれの凝集剤も添加濃度数百ppm以上で凝集沈降性が良好なことを確認。
100～10000ppm
・凝集沈殿物の発生量は添加濃度1000ppm以上から増大する傾向を確認。
→以降の要素試験の凝集剤添加濃度を1000ppmと設定。
Cl(0、 1400ppm)
・Cl濃度1400ppm、Ca濃度40ppmの条件では、凝集沈降処理に与える影響は軽微であることを確認。
Ca(0、 40ppm)→基本的には塩析現象もしくは共沈現象により、より沈降現象が促進される傾向であった。
B(0ppm)7±1（基準条件；7±0.5）

・適切なpH調整範囲は、ドレン水・逆洗水処理方法と同様にpH7±1と評価された。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.675
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発◼ 凝集沈降処理プロセス
ビーカー規模試験結果より、凝集沈降処理プロセスを立案

ドレン水・逆洗水 凝集沈降処理プロセス
ドレン水・逆洗水

撹拌開始

含有粒子：燃料デブリ、炉心構造物、コンクリート
SS濃度：数千～10000ppm
粒径分布：100～0.1μm

RO濃縮水 凝集沈降処理プロセス
RO濃縮水

α核種を含む放射性核種が溶存

撹拌開始撹拌速度：150rpm

撹拌速度：150rpm

粉末吸着材：下記
添加濃度：1000ppm
α核種を選択的に除去：活性炭、ヘマタイト、マグネタイト
放射性核種全般を除去：チタン酸、チタンケイ酸塩

粉末吸着材添加pH3～4程度の
酸性に変化

凝集剤添加

凝集剤：硫酸アルミニウム
添加濃度：1000ppm

撹拌(吸着処理)pH調整剤添加(HCl or NaOH)

pHを適宜計測pH調整範囲純水系：pH7±1
ほう酸含有系：pH4.5±0.5

pH3～4程度の酸性に変化

撹拌速度：150rpm、時間：30min
凝集剤添加

凝集剤：高塩基PAC
添加濃度1000ppm

pH調整剤添加(HCl or NaOH)
pHを適宜計測pH調整範囲：pH7±1

強撹拌撹拌速度：150rpm、時間：5min強撹拌撹拌速度：150rpm、時間：5min弱撹拌撹拌速度：50rpm、時間：15min弱撹拌撹拌速度：50rpm、時間：15min

静置

静置時間：200min以上

静置

静置時間：60min以上

上澄液分離

スラッジ発生量は初期液量に対して10～20vol.%上澄液分離

スラッジ発生量は初期液量に対して10～20vol.%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.676
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ 沈降分離試験装置(沈降分離槽)
沈降分離試験装置を用いて下記の項目について確認した。
• 沈降分離槽を用いた沈降分離処理のオペレーションの成立性• 沈降分離槽の各機構の動作性

P
スラッジ回収ポンプ（弁閉塞時の応急用）

スクレーパ

P

凝集剤

P

NaOHタンクP

HClタンク

攪拌機
M

沈降分離槽
上澄液排出口
加振器

ゲート弁

スラッジ
回収容器

P
回収容器上澄液
抜出ポンプ

試験装置概念図

スラッジ回収容器

試験装置の外観※凝集沈殿スラッジが完全には回収容器に収容されない場合は複数回に分割して払い出しを実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.677
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ 沈降分離試験装置(沈降分離槽)を使用した試験 試験結果(一例)✓✓✓✓

凝集沈降性能、沈殿スラッジの性状などは、ビーカー規模試験と同様の傾向を確認した。
静置を除く沈降分離処理の一連のオペレーションは60min以内に完了した。
凝集沈殿処理後に必要な静置時間は、高さ2.5mの槽において200～300 min程度となった。
回収容器を取り外して沈殿スラッジを払い出すことに成功した。

＜試験条件＞
凝集剤：硫酸アルミニウム、凝集剤濃度：1000ppm、廃液濃度：ケイ砂（SiO2）0.1μm 10000ppm、ほう素(B)0ppm、廃液pH（凝集剤添加後pH調整時）：7±0.5、液温：25℃、撹拌速度/時間：強撹拌115rpm×5min→弱撹拌38rpm×15min、液量600L

処理後200min程度で濁度の低下は頭打ちとなる傾向を確認
凝集沈殿
処理

模擬廃液調整（0 min）

凝集沈殿処理後（3 h）

凝集沈殿処理後（24 h）

凝集沈降処理の様子(上面)

濁度計測位置：

凝集沈殿処理後の上澄液濁度の推移

・粘性200～300mPa・s・固形分濃度約10wt%
・回収率（計算値）90%

凝集沈殿
処理

※1度で回収できない場合は複数回、着脱を繰り返し実施
凝集沈殿処理前 (0 min)

凝集沈殿処理後 (30 min)
凝集沈降処理の様子(側面)

凝集沈殿処理後 (24 h)

回収容器(沈殿スラッジ回収後)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.678
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ 沈降分離試験装置の各機構の動作性確認試験結果
No.

機構

1

検証事項

検証結果

スラッジ噛み込みの有無

沈殿スラッジをゲート弁に干渉させた状態で、200回の開閉操作実施
後もゲート弁は正常に動作することを確認した。
大粒子のみを投入した試験において、過負荷によりゲート弁が停止する現象を確認。粒径が大きく固い炭化タングステン粒子がゲート弁
摺動部に噛込んだことが原因と推定される。
→ゲート弁については、検討要

回収容器取り外し後の液だれの有無

ゲート弁の摺動試験中、50回の弁開閉ごとに回収容器を取り外し、液だれの有無を確認したが、液だれは確認されなかった。

沈殿スラッジの堆積の有無

沈殿スラッジの円錐部(水平からの角度60°)への堆積は確認されなかった。

沈殿スラッジの回収

粒子投入量に対して、回収容器への回収率は約90%となった。未回
収の粒子については上澄液への残留および、上澄液払い出し時に沈殿スラッジが同伴したものと推測。

複数回に分割しての沈殿スラッジの回収

沈殿スラッジの容積が回収容器容積を超えた状態で、ゲート弁を閉として回収容器を取り外し、その後新規品を取り付けるというプロセス
により、スラッジを払い出すことに成功した。

ゲート弁

2

3

沈降分離槽
底部円錐部

4
回収容器

5

6

加振器

沈降分離槽底部円錐部の堆積ス
ラッジの回収容器への収納

円錐部にスラッジが堆積しなかったため未検証。
スラッジの堆積がない状態で動作確認のみ実施。

7

スクレーパ

沈降分離槽底部円錐部の堆積ス
ラッジの回収容器への収納

円錐部にスラッジが堆積しなかったため未検証。
スラッジの堆積がない状態で動作確認のみ実施。

8

濁度計器

レーザー強度による廃液の濁度
測定

濁度が100度を超える領域では、レーザー光が透過せず計測が困難。
濁度100度以下の範囲では、レーザー光強度と濁度に相関関係が確
認された。

9

スラッジ回収ポンプ

上部からの沈殿スラッジ抜出

上部から配管を挿入し、回収容器内に堆積したスラッジを抜き出すことに成功した。2回試行し、抜出の所要時間は8.5minと5.5min。

凝集沈降処理後の沈降分離槽底部の外観摺動試験終了直後のゲート弁の外観©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.679
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発• 非溶解性核種除去設備より発生するドレン水・逆洗水は沈降分離槽にて受け入れる。
• スラッジ回収システムとして設置する沈降分離槽は、粗取り系統より発生するドレン水・逆洗水処理用と、中取り・最終処理系統より発生するドレン水・逆洗水処理用の２つの沈降分離槽を設置する。
• 付帯設備として凝集剤試薬・酸試薬・アルカリ試薬の３つの供給設備を設置する。
• 凝集沈降処理により、受入廃液をスラッジ(凝集沈殿物)と上澄水に分離する。
• 凝集沈降処理したスラッジは回収容器に収容し、脱水・安定化処理を実施後、収納缶保管ラインへ払い出される。適用する脱水技
術・安定化技術およびそれらの必要性については、今後の検討課題である。
• 分離された上澄水は、pH調整設備での中和処理後、粒子除去設備前段の受槽へ払い出される。
凝集剤試薬タンクP

酸調整試薬タンクアルカリ調整試薬タンク

P
P

pH調整設備
調整槽

PP

粒子除去設備前段受槽へ

上澄水
粗取り設備ドレン水/逆洗水
中取り設備ドレン水/逆洗水
最終処理設備逆洗水

固化剤タンク

沈降分離槽

スラッジ
スラッジ回収容器

P

P
分離水
脱水設備

安定化処理設備

収納缶保管へ

※点線表記は適用技術について検討要な設備

図．ドレン水・逆洗水処理用スラッジ回収設備(沈降分離設備)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.680
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発••••

溶解性核種除去設備のうちRO膜より発生するRO濃縮水は、沈降分離槽にて受け入れる。
付帯設備として粉末吸着材・凝集剤試薬・酸試薬・アルカリ試薬の４つの供給設備を設置する。
吸着処理により受入廃液中のα核種をスラッジ化処理後、凝集沈降処理によりスラッジ(凝集沈殿物)と上澄水に分離する。
凝集沈降処理したスラッジは回収容器に収容し、脱水・安定化処理を実施後、収納缶保管ラインへ払い出される。適用する脱水技
術・安定化技術およびその必要性については、今後の検討課題である。
• 分離された上澄水は、pH調整設備での中和処理およびUF膜相当のフィルタ通水後、水処理設備へ払い出される。

P

粉末吸着材タンク
凝集剤試薬タンクP

酸調整試薬タンクアルカリ調整試薬タンク

バイパスラインP
P

pH調整設備
調整槽

P

P

フィルタ設備UF膜

固化剤タンクP

水処理設備へ

上澄水

RO濃縮水

沈降分離槽

スラッジ
スラッジ回収容器

P
分離水
脱水設備

安定化処理設備

収納缶保管へ

※点線表記は適用技術について検討要な設備

図．RO濃縮水処理用スラッジ回収設備(沈降分離設備)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.681
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ スラッジ回収システムの運用
要素試験結果を考慮し、燃料デブリ取り出し作業期間のスラッジ回収システムの運用について検討
下記のプロセスにて1日1バッチの処理が完了する運用を検討

燃料デブリ取り出し作業とスラッジ回収システムの運用サイクルのイメージ
燃料デブリ取り出し作業工程燃料デブリ加工作業時間
10 h

ツール交換、燃料デブリ回収・収納・移送作業時間
14 h

ドレン水・逆洗水・RO濃縮水の払い出しあり沈降分離槽の運用工程

ドレン水・逆洗水・RO濃縮水受入
10 h

ドレン水・逆洗水・RO濃縮の払い出しなし凝集沈殿処理2 h※1

静置
7～8 h※2

上澄液払い出し10～15 min

沈殿スラッジ払い出し
2 h※3※1 装置試験では凝集剤処理、pH調整の各ステップを30min程度で実施※2 試験結果からは最大で約6 h静置する必要があると想定される沈降性が良いケースでは約10 min※3 1回の払い出しに掛かる時間は30min程度であり、複数回に分けて払い出すことを想定し4回分の時間を想定

凝集沈殿処理のプロセス
ドレン水・逆洗水処理用
沈降分離槽
RO濃縮水処理用
沈降分離槽

凝集剤添加

粉末吸着材添加撹拌
20～30 min

pH調整剤添加撹拌(吸着処理)30～60 min撹拌
20～30 min

凝集剤添加

撹拌
20～30 min

pH調整剤添加撹拌
20～30 min

上記運転パターンは、燃料デブリ取り出し加工が10h連続的に実施されると仮定した場合の一例である。
燃料デブリ取り出し加工が断続的に実施される場合は、下記のような系統構成とすることにより対応する。
また、静置時間が上記よりも必要になる場合や、その他の作業に想定より時間を要する場合も、同様の対策を実施する。
• 沈降分離槽を複数統設置し、交互受入方式により数日で1バッチ処理が完了するような構成とする• 前段にバッファタンクを設けて廃液を受け入れ、燃料デブリ加工作業時間も凝集沈殿処理が可能な構成とする©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.682
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ スラッジ回収設備の仕様および発生する廃液・２次廃棄物量の検討
粒子除去設備発生廃液処理用沈降分離槽 性能評価結果まとめ
設備

想定受入
廃液量
m3/year

処理
流量要求
m3/day

粗取り系統

オートスト
間欠ドレン
レーナ

167

1.1

1.4

11

中取り系統

金属焼結フィルタ

815
5.4

6.8

54

最終処理系統UF膜

廃液払い出し元機器

粗取り廃液
処理用
パ
タ
ー
ン
1

中取り廃液 パ
中取り系統
ター
最終処理廃液ン
処理用
2 最終処理系統
パ
タ
ー
ン
3

合計

0.05μmバグフィルタ0.05μm

UF膜

中取り系統

0.05μm

UF膜

処理時間

回収率

濃縮倍率

m3/基

h/1バッチ

％

倍

発生
スラッジ量
m3/year

48.2
0.4

0.5

0.7

0.9

１4h以内
(静置時間含む)

50～90

18
4

48.2
-

-

最終処理系統

タンク容量

7

98.6

パターン1

1030.2

6.5

8.2

-

-

-

65

パターン2

215.2

1.5

1.9

-

-

-

15

パターン3

265.6

1.8

2.3

-

-

-

18

処理時間

回収率

濃縮倍率

h/1バッチ
１4h以内(静置時間含む)

％

倍

発生
スラッジ量
m3/year

50～90

10

310

RO濃縮水処理用沈降分離槽 性能評価結果まとめ
設備

RO濃縮水
処理用

廃液払い出し元機器

RO膜装置

想定受入
廃液量
m3/year2750

処理流量要求 タンク容量
m3/day

m3/基

17.2

21.5

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【２）(ⅱ)② ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術】 No.683
b. 回収液や廃液等からの固形分の分離・収納技術の開発➢ 開発成果⚫ 粒子除去設備から発生するドレン水・逆洗水および、RO膜装置から発生するRO濃縮水中よりスラッジを回収する技術として、沈降分離処理を選定し、要素試験(ビーカー規模試験・試験装置試験)により実機適用性を評価した。

⚫ 適用可能と想定される凝集剤として、硫酸アルミニウムや高塩基PACを選定した。
⚫ 凝集沈殿処理後に発生する上澄液・沈殿スラッジの物性データを取得した。

⚫ 沈降分離槽の各機構について、試験装置を使用し動作性を確認した。
⚫ スラッジ回収設備のシステムの系統構成、運用方法、設備規模、廃棄物発生量などについて検討した。

➢ 今後の展望⚫ 本開発成果をエンジニアリング側にインプットし、スラッジ回収システムに関する設計検討を継続する➢ 課題整理⚫ 沈降分離設備の保守・メンテナンス方法についての具体化検討⚫ 凝集沈殿スラッジの脱水・安定化処理技術の開発⚫ 実液(燃料デブリ粒子)を用いた沈降分離処理の検証試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.684２）燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査

ＰＣＶ内から取り出されたものを、燃料デブリと放射性廃棄物に仕分ける場合に必要となる技術を調査する。
仕分けを行うための方法について検討し、実現性の評価について、「燃料デブリの収納・移送・保管技術の開発」及び「固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発」等の関連事業とともに実施する。

① 仕分けに関するシナリオ策定に向けた検討
・前提条件（仕分け要求）の整理し、仕分け要求フローを検討した。

② 仕分けに必要な技術の検討
・各仕分け判定方法の適用場所を整理し、技術調査の要否を検討した。

・技術調査を実施し、仕分けへの適用可能性を検討した。
③ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価

・技術調査結果を基に、各仕分けポイントの技術的な実現性を評価し、実現性を考慮した仕分けシナリオを策定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.685⚫ 開発の目的➢ 燃料デブリとして保管する量を低減するため、燃料デブリと放射性廃棄物を仕分け（分別）➢ 燃料デブリと放射性廃棄物が仕分けできる技術の実現可能性の評価⚫ 解決すべき課題➢ 燃料デブリ/放射性廃棄物の仕分け方法の導出➢ 燃料デブリ/放射性廃棄物の仕分け手順（シナリオ）及び仕分け実施場所が未定⚫ 開発の進め方➢ 取り出し、移送、保管の観点から、仕分けに関する要件を整理➢ 要件の整理結果から、燃料デブリの仕分け方法案を設定➢ 燃料デブリの仕分けに必要な処置及び計測技術を特定➢ 燃料デブリの仕分けに必要な処置及び計測技術に関する調査➢ 燃料デブリの仕分けのシナリオ案及び実施場所案の設定➢ 燃料デブリ/放射性廃棄物の仕分けに必要な開発課題と難易度の整理⚫ 得られる成果➢ 燃料デブリ/放射性廃棄物の仕分け方法の設定➢ 燃料デブリ/放射性廃棄物の仕分けに必要な開発課題の特定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.686◼ 検討フロー
各事業からの仕分け要求の調査

目的、対象、仕分け内容、実施方法、実施場所、必要な技術、要求側で想定する課題、関連する事業などをアンケート調査

仕分け要求の分類と整理

以下に分類・整理して検討対象を設定①各事業内で検討する要件②取合い条件として設計で検討する要件③検討対象とする仕分け要件

仕分け要求フローの検討

仕分け要件と実施場所から考えられるすべての仕分け要求
ポイントを論理的に、機械的に並べたフロー図を作成

仕分けシナリオ案の整理

各仕分けポイントの得失評価、技術的な実現性の想定を基に、仕分け要求フロー図から複数の仕分けシナリオ案を作成

仕分けに必要な計測技術の特定判定方法として必要な計測技術について、バックグラウンドの大小の観点で実施場所を分類し、技術調査対象を特定

技術調査

目視（画像）判定技術、PCV内核物質分布推定技術、核物質測定技術の調査を行い、適用可能性を評価

燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価

技術調査結果を基に、各仕分けポイントの技術的な実現性を評価し、実現性を考慮した仕分けシナリオを策定

検討対象外©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.687◼ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
4

主なマイルストーン

実績：

5

6

7

8

9

10

中間報告
▼

11

12

1

2

3

年度末報告
▼

１．前提条件と仕分
シナリオ案の整理
２．燃料デブリの仕分に必要な技術の調査
３． 燃料デブリの仕分
シナリオの実現性評価
４. 結果纏め
備 考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.688◼ 前提条件（仕分け要求）の整理抽出した仕分け要求の中から、検討対象とする仕分けの要件（目的、対象物、仕分けの実
施場所、判定方法、判定基準、想定される課題、仕分けの得失等）を整理した。
●検討対象とする仕分け要求
番
号

目的

1

臨界安全の
確保

趣旨、仕分け内容

仕分けの実施場所

必要な技術

有意な核燃料物質を含むものは形状管理の容器（収納缶）に収納して臨界安全を確保

A：PCV内目視（画像）判定/核物質分布推定/
臨界安全管理用核物質測定

核物質量が小さい回収物は収納缶より大型の緩和型収納缶に収納

A：PCV内核分裂性物質濃度測定用核物質
測定

3

対象物大の回収物は大型未臨界容器に収納

A：PCV内目視による形状・寸法の把握

4

核物質量が小さい回収物は収納缶より大型の緩和型収納缶に収納

25取り出しスルー
プットの向上

燃料デブリ保管
規模の縮小

核物質量が小さい回収物は廃棄物容器に収納

核分裂性物質濃度測定用核物質
測定
B：各号機 PCV外C：保管施設臨界安全管理用核物質測定
PP、保障措置の終了判断用核物質
測定

6

保障措置対象外の回収物は廃棄物容器に収納

7

保障措置対象と保障措置対象外の廃棄物を分別

B：各号機 PCV外C：保管施設PP、保障措置の終了判断用核物質
測定

廃棄物に未臨界の制限値を超えない核物質量しか含まれていないことを確認

A：PCV内B：各号機 PCV外C：保管施設臨界安全管理用核物質測定

廃棄物の保管・管理の合理化
8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.689◼ 仕分に関するシナリオ策定に向けた検討結果の概要（仕分け要求フロー図）
仕分け要件と実施場所から考えられるすべての仕分け要求ポイントを物流フローにそって、論理的に、機械的に並べたもの保管施設（共用）

R/B、増設建屋（各号機）

形状・
濃度
寸法

B：PCV外Aa3

A：PCV内Aa2

デブリ保管施設（デブリ保管）

C：保管施設（保管前準備時）

PP

臨界

濃度

Ba6

Ba5

Ba4

Ba

Ca6

ユニット缶

Ca

臨界 濃度

PP

Ca5

内径 220mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

Ca4

収納缶

収納缶

Bf

Bd

Cf

Cd

Bb6

Bb5

Cb6

Cb5

内径 400mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

Ad
緩和型
ユニット缶

PP
Bf

Aa1

緩和型収納缶

臨界

PP

Bd

Ba

対象物
(解体前)

a：収納缶

Cf

Ba

目視/
臨界

緩和型収納缶・収納缶を更に長尺化したもの
・廃棄物保管容器を現状の臨界制限
値以下の厚さの平板状にしたもの
等Ca

大型未臨界容器
Bc6

Bc5

PP

臨界

Bf

b：緩和型収納缶

Cd

Ca

大型未臨界容器内容器

臨界c：大型未臨界容器
Cc6

Cc5

PP

臨界

保管施設（廃棄物保管）

Cf

PP、保障措置対象

Ad

Ba

Bd

前提条件
① PCV内では、燃料デブリ、廃棄物は内容器に入れられる② 内容器は、PCV外にてそれぞれ対応する外容器（収納缶、廃棄物保管容器等）に入れられる③ 大型未臨界容器は従来検討されていない新しい概念なので、点線で表記するCa

仕分けポイントを●で示す。
仕分けポイントは、仕分けを行う場合の場所と順序を示しており、必ずそのポイントで仕分けを行うことを意味するものではない。
上流側で仕分けが完結した
場合は、下流側の仕分けを実施する必要はない。

Cd
幅 1.42ｍ × 奥行 1.42ｍ
× 高さ 1m

廃棄物

廃棄物保管容器

廃棄物回収容器（管理レベル）（核物質量 臨界未満）

Bd8

Bd7

臨界

PP

Bf

Cd8

Cd7

臨界

PP

廃棄物保管容器

d：廃棄物保管容器（管理レベル）（管理レベル）

Cf

PP、保障措置対象外

廃棄物保管容器

廃棄物保管容器

f：廃棄物保管容器（汚染レベル）（汚染レベル）（汚染レベル）

仕分けポイントの表記法
１桁目：区域記号
２桁目：ライン記号
３桁目：仕分け要件番号©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.690◼ 仕分に関するシナリオ策定に向けた検討結果の概要●仕分け分類結果と判定基準（暫定案）
判定基準（暫定）
仕分け
要件の
番号

仕分け分類

（右記のい
ずれも満
足しない）

燃料デブリ中の *1 収納缶へ
U-235濃度：の収納が1.5wt%相当の反
困難な大き
応度以下
さのもの

*2

核物質量
が3.7kg/
容器以下

核物質量が、核物
質防護対象、保障措置終了となる量（未定）以下a：収納缶（内径220mm、高さ約1m）

1

〇

－

－

－

－

b：緩和型収納缶（内径400mm）

1、2、4

－

〇

－

－

－

1、3

－

－

〇

－

－

d：廃棄物保管容器（管理レベル）

1、5、7、
8

－

－

－

〇

－

f：廃棄物保管容器（汚染レベル）

1、5、6、
7、8

－

－

－

〇

〇

c：大型未臨界容器*3*1：収納缶PJの過去の評価で、燃料デブリが全てU-235とU-238で構成されると仮定した場合に、燃料デブリに占めるU-235の重量割合1.7wt%
程度以下であれば、内径400mmの収納缶が適用できるという結果が得られていることから、この1.7wt％に余裕を見込んで1.5wt％と設定*2：保管時の配置・段積み等を考慮して、最小臨界量（約30kg）を8個の廃棄物保管容器で等分して設定*3：大型未臨界容器については、アイデア段階であり、具体的な仕様は未設定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.691◼ 仕分けに必要な技術の検討結果（技術調査対象の特定）
仕分け要件整理で抽出した判定方法について、判定の難易度に影響するバックグラウンドの大小の観点で実施場所を分類し、それぞれ技術調査の対象該否を設定した。（下表の〇が調査対象）
適用場所及びバックグラウンドの目安
A：PCV内（内容器収納前）

B：各号機 PCV外（RB、増設建屋）

C：保管施設（保管前準備時）

数10～数100 Sv/h

数mSv/h レベル

500 μSv/h 以下（アンバー区域）

目視（画像）判定
・識別見本*1による照合・画像処理判定（AI含む）

〇
（1－A）

〇
（1－B）

〇
（1－C）

2

PCV内核物質分布推定

〇
（2－A）

3

核物質測定（核種、濃度）No.

1

判定（測定）技術

備考*1) 構造材の形状データ等、目視判定の判断材料となるもの
事故時挙動解析、サンプリング分析結果から分布図を作成⇒ 直接、分布を測定する技術を調査①核分裂性物質濃度測定用〇（3①－A）〇（3①－B）〇（3①－C）

・緩和型収納缶への収納可否判断用②臨界安全管理用〇（3②－A）〇（3②－B）〇（3②－C）

・廃棄物保管容器への収納可否判断用〇（3③－B）〇（3③－C）

・PP、保障措置対象の判断用③PP、保障措置の終了判断用

注） 下段の記号は、調査技術の適用場所を示すため、判定（測定）技術の番号と適用場所の記号（A、B、C）を組み合わせたもの©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.692◼ 仕分けに必要な技術の検討結果（技術調査対象技術）
既存の判定（測定）技術を調査し、原理、性能、使用環境、装置構成・サイズ、測定時間（測定速度）、使用実績、適用場所、課題を調査票に整理●：想定するもの
適用を想定する判定（測定）目的

調査対象技術目視（画像）
判定

分布
推定

濃度測定

臨界安全管理

PP、保障
措置

1-A

1-B

1-C

2-A

3①-A

3①-B

3①-C

3②-A

3②-B

3②-C

3③-B

3③-C

反射率計測

●

●

●

－

－

－

－

－

－

－

－

－

画像判定

●

●

●

－

－

－

－

－

－

－

－

－

パッシブα線計測

－

－

－

●

●

●

●

●

●

●

－

－

パッシブγ線計測

－

－

－

●

●

●

●

●

●

●

－

－

パッシブ中性子計測

－

－

－

●

●

●

●

●

●

●

－

－

アクティブX線計測

－

－

－

－

●

●

●

●

●

●

－

－

X線透過

－

－

－

－

－

●

●

－

●

●

－

－

宇宙線散乱計測

－

－

－

－

－

●

●

－

●

●

－

－

アクティブ中性子計測

－

－

－

－

－

－

－

－

●

●

●

●

パッシブ中性子計測+γ線計測

－

－

－

－

－

－

－

－

●

●

●

●

パッシブ・アクティブ中性子計測+γ線計測

－

－

－

－

－

－

－

－

●

●

●

●

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.693◼ 仕分けに必要な技術の検討結果（主な測定技術調査票（1/4））
表-1 測定技術調査票
技術名称表-2 測定技術調査票

反射率計測技術（ハイパースペクトルカメラ）

技術名称

・ハイパーカメラで対象表面の反射率分布を取得し、事前測定した各種材料とのスペクトルと比較することで、材質を識別する。
・得られる情報は表面に限定されるため、比較的損傷の少ない構造物等に適用すること
で、構造物表面の材質（燃料成分の付着の有無等）を大まかに評価する。

原理

・可視カメラで対象の外観を撮影した画像や、レーザー光線によるTOF（タイム・オブ・フライ
ト、Time Of Flight）方式のレーザスキャナーなどで測定した対象の外観形状を構造物の外観写真や図面データなどと比較し構造物の種類を識別する。
・構造物の外観写真や図面データなどと比較するため損傷の少ない構造物に適用が限定されるが、市販センサ（認識処理は別）で構造物の種類が識別できる可能性がある。
原理

図1：鉱石の材料評価の例
https://www.klv.co.jp/hyperspectral/case_study/case_study06.htmlよ り引用

分解能
性能

画像判定技術（カメラ画像、3D形状を活用した構造物判定）

図2：ウラン鉱石のスペクトルPRELIMINARY STUDY ON THE DETECTION OF RADIOACTIVITY WITH AIRBORNE REMOTESENSING SYSTEMS よ り引用

・測定対象表面のコンクリート、金属などの大まか組成分布が分かる程度
・測定対象表面のみのデータになるため、測定対象物の燃料成分の重量やUO2等の割合の測定は不可・測定対象物の損傷が比較的少ない場合、その画像と構造物の設計図面を照合することで、測定対象物が何かを推定できる可能性あり

図1：車載カメラによる画像認識の例

図2：形状フィッテイングの例

https://jp.mathworks.com/discovery/image-recognition.html よ り引用

https://jp.mathworks.com/discovery/image-recognition.html よ り引用

分解能
性能

・外観（形状・寸法）に特徴的な違いがある構造物の種別を識別可能
・外観（形状・寸法）と図面データなどを比較するため、損傷のある対象には適用不可。

測定下限値 周囲の状況や測定対象に依存。
測定下限値 絶対値での評価は困難
使用環境
詳細不明（遮蔽体が必要）（バックグラウンド）【装置構成】
・カメラ及びそれを操作する機構が必要
・カメラは対放射線性がないため、遮蔽体が必要
・データはケーブルで伝送する【サイズ】
・遮蔽体のサイズ依存するため、対放射線性試験などで評価必要
・カメラ単体(Headwall社Nano-Hyperspec)：約76 × 76 × 120 mm（移動用機構、遮蔽体
を除く）
遮蔽体

装置構成・サイズ

使用環境
半導体センサを使用するため、高線量環境では遮蔽体が必要。
（バックグラウンド） 耐放射線カメラの場合は、耐放性があるため遮蔽体は不要。
【装置構成】
・カメラ／レーザスキャナー及びそれを操作する機構が必要。
・外観画像や外観形状から構造物を識別する処理が必要。
・半導体センサ（カメラ／レーザスキャナー）は耐放射線性がないため、遮蔽体が必要（耐放射線カメラ使用時は除く）。
・データはケーブルで伝送。
【サイズ】
・遮蔽体のサイズ依存するため、耐放射線性試験などで評価が必要
・耐放射線性カメラ単体：約Φ41×250[mm]・レーザスキャナー単体(FARO社 FOCUS150)：約230x183x103mm
装置構成・サイズ※移動用機構、遮蔽体を除く

カメラ
ミラー

図3：カメラの外観例（Headwall社Nano-Hyperspec）

図4：構造のイメージ

図3：耐放射線性カメラの外観例（Diakont社 STS-40M）

図4：レーザスキャナーの外観例（FARO社 FOCUS150）

測定時間（測定速度）

1画像あたり、数秒※画角はレンズによって異なる。

測定時間（測定速度）

可視カメラ：1画像あたり1秒以下(画角はレンズによって異なる)
レーザスキャナー：数分～数十分（測定範囲、測定ピッチによって異なる）

使用実績

一般的な鉱石の仕訳実績あり。UO2やデブリの測定実績なし

使用実績・車載カメラによる画像認識
・PCV内部調査（3号機）で取得した画像評価の一部

適用場所

１A,１B.1C。ただし、容器収納後は蓋を開けるなどの作業が必要

適用場所

１A

課題

・対象内部の組成情報が得られない（×）※表面状態（組成分布）の大まかな確認にのみ使用する場合は△・遮蔽体の設計および耐放射線性の評価が必要(△)
・カメラの操作機構の開発が必要(△)
・照明の種類、配置の最適化検討が必要(△)
・水分などによるスペクトルの変動影響評価が必要(△)
・事前にウランなどの測定対象材料のスペクトルデータの作成が必要(△)

課題

・損傷のある対象には適用不可（×）
・類似の構造物と識別が不可能な可能性あり（×）
・遮蔽体の設計および耐放射線性の評価が必要(△)
・カメラ／レーザスキャナーの操作機構の開発が必要(△)
・識別処理の検討が必要（△）
・トレーニングデータ (学習データ)が必要（△）
・照明の種類、配置の最適化検討が必要(△)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.694◼ 仕分けに必要な技術の検討結果（主な測定技術調査票（2/4））
表-7 測定技術調査票
技術名称

原理

性能

パッシブγ線計測技術（CdTeセンサ）

・CdTe半導体とγ線との相互作用で生じた電荷量を測定
・事前に準備した変換係数を用いて、電荷量をCdTe半導体への付与エネルギーに変換
・エネルギー分布から入射したγ線の放出核種を評価
・Eu-154由来γ線束の有無やその量から核燃料の有無やその量を推定

分解能

12.9keV @662keV

測定下限値

測定時間に依存
例：8.6×10 -3 /cm2/s @1274keV

使用環境
使用済み燃料集合体測定時の実績値：19.4Gy/h（バックグラウンド）

表-16 測定技術調査票
技術名称

パッシブ中性子計測技術（改良型小型B-10センサ）

原理

・B-10と熱中性子との核反応で生じた荷電粒子のエネルギーに相関を持つ電荷量（波高値）を測定
・波高値スペクトルを測定し、任意の領域を中性子計測領域と定め、計数値を取得
・事前に取得した熱中性子感度を利用して計数値から熱中性子束を評価
・熱中性子束の有無やその量から核燃料の有無やその量を推定

性能

分解能
－
測定下限値 測定時間に依存（熱中性子感度：0.2 cps/nv)

線量率耐性：650Gy/h
使用環境（バックグラウンド） 累積線量：1MGy以上（付帯ケーブルが制約）
外寸：φ7mm×100mm
ケーブル：同軸ケーブル1本

装置構成・サイズ
装置構成・サイズ

測定時間（測定速度）

測定環境に依存
例：使用済み燃料集合体測定時の実績（PCV内部詳細調査PJで実施）：1分程度

・使用済燃料集合体を利用した放射線環境下で動作確認済み
・1F-1PCV内部詳細調査でROVに搭載して使用予定

使用実績

・使用済燃料集合体を利用した放射線環境下で動作確認済み
・1F-1PCV内部詳細調査でROVに搭載して使用予定

・2-A（センサ走査要）
・3②-A、3②-B、3②-C（他技術や事前分析・解析結果と組合せ要）適用場所

・2-A（センサ走査要）
・3②-A、3②-B、3②-C（他技術や事前分析・解析結果と組合せ要）測定時間（測定速度）

測定環境に依存
例：使用済み燃料集合体測定時の実績：3分以上

使用実績

適用場所

課題

・適用環境に応じた遮蔽及びコリメータ設計(△)
・ウラン重量への換算方法(△)
・同位体元素の濃度測定(×：3①-A,B,C)※他技術や事前分析・解析結果と組合せで測定対象の有無や濃度の高低の推定に使用する場合には△。

課題

・指向性（中性子減速材やコリメータの搭載性）（△）
・ウラン重量への換算方法(△)
・同位体元素の濃度測定(×：3①-A,B,C)※他技術や事前分析・解析結果と組合せで測定対象の有無や濃度の高低の推定に使用する場合には△。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.695◼ 仕分けに必要な技術の検討結果（主な測定技術調査票（3/4））
表-20 測定技術調査票

表-19 測定技術調査票
技術名称

原理

技術名称

X線透過(高エネルギX線CT法)
・撮像原理は医療用X線CTと同様。
・測定対象物を回転テーブルにより一回転させて撮像。
・X線源に加速器(LINAC)を使用することにより，大型構造物，高密度物質の断層撮像が可能。
※1 http://www.hitachi.co.jp/products/healthcare/products-support/catalog/industrial_ct/pdf/HiXCT-BR-070_j.pdf※2 上坂，他：日本原子力学会2019秋の大会予稿集

分解能

画像分解能：0.4mm

原理

※1

性能

宇宙線散乱計測技術（ミュオン散乱法）
・宇宙線ミュオンが物質を通過するに、通過する物体の原子番号に応じた角度で散乱する特性を利用し、散乱角の大きさ、広がりから物質中の組成を解析する。
・原子番号が大きい物質ほど散乱角が大きく、鉄などに比べウランを選択的に評価できるが、同位体分析は不可・宇宙線を利用するため線源が不要
・大まかな3次元分布も取得可能

測定下限値 使用環境
通常環境程度(各号機PCV外，または保管施設での使用を想定)（バックグラウンド）<以下は，※1関連情報>
構成：X線源（加速器)，回転テーブル，X線検出器(ラインセンサ)
サイズ：概略4m×4m(フットプリント，メンテナンスエリア含む)
測定対象物重量：最大100kg程度
測定対象物高さ：最大1000㎜程度
X線透過能力：鉄320mm，コンクリート1080mm (9MVのX線源を使用した場合)
その他：X線検出器前面にコリメータを設置し，測定誤差(画質劣化)の原因となる散乱線の影響を低減

図1 鉄14tonの中の20kgのウラン球を検知[1]LA-UR-04-3985, Information Extraction from
Muon Radiography Data

分解能

ウラン:直径8cm、重量20kg[1]※容器の大きさ、環境の空間線量率および測定時間に依存

測定下限値

ウラン単体の測定では1～10kg程度※容器の大きさ、環境の空間線量率および測定時間に依存

性能

使用環境

ウラン

可能な限り低バックグラウンドでの使用を前提（バックグラウンド） ※空間線量率の上限は、検出器の大きさで変わる。

【装置構成】
２つのミュオン軌跡検出器から構成され、上段のミュオン軌跡検出器で所得した軌跡と、下段のミュオン軌跡検出器での軌跡から、散乱地点および散乱角を測定する。
【サイズ】
サイズは2.5m×1.5m×3m程度(電源盤、制御盤含まず。)※環境の線量率や測定時間に依存するため最適化が必要

装置構成・サイズ

装置構成・サイズ

図２： 装置構成の例

測定時間（測定速度）

10～15秒/断面(※1) (第3世代撮像(一回転撮像方式)，シングルエネルギ)→ユニット缶(内寸高さ360㎜)を測定対象とした場合，3600～5400秒(約1～1.5時間)

使用実績

・廃棄物ドラム缶内部状態観察(※1)
・燃料集合体検査(回転＋並進撮像方式) 石見，他：JAEA-Data/Code 2014-012
・各種非破壊検査(自動車エンジン等機械部品(※1)，橋梁(※2)等)

適用場所

３①－Ｂ、3①－Ｃ、３②－Ｂ、３②－Ｃ

課題・単一X線エネルギでの断層像から得られるのは，密度分布情報のみだが，複数のX線エネルギを用いる方法(※2)により元素情報を取得し，ウラン等の核燃料と，鉄，コンクリートを識別できる可能性あり(△)
・同位体識別不可。同位体比測定等，他の計測・評価方法等との組み合わせ要(△)
・デブリ由来のγ線による測定精度への影響低減(△)
・BG低減(△)

図３ 検出器の構成

測定時間（測定速度）

1ユニットの測定あたり約数分～1時間[1]※空間線量率および検出器の有効測定面積で変わる

使用実績

・セキュリティスキャナ
・低線量下で使用済み燃料入りのキャスク（PWR用MC-10Cask）の測定実績あり

適用場所

３①－Ｂ、３①－Ｃ、３②－Ｂ、３②－Ｃ

課題

Phys. Rev. Applied 9, 044013,"Verification of Spent Nuclear Fuel in Sealed Dry Storage Casks via
Measurements of Cosmic-Ray Muon Scattering”

・BGおよびデブリからのγ線の影響でミュオンの測定効率が低下する。遮蔽体を追加するとγ線の影響は低減可能だが、燃料の検知精度が低下するため、最適化の検討が必要(△）
・同位体の識別、濃縮度が測定できないため、平均濃縮度等から導出する方法の検討が必要(△）※同位体比や、燃焼度が測定できる手法(燃焼度モニタなど)と組み合わせることで、測定精度、確度の向上の可能性あり。
・1F環境下（放射線、粉塵、振動など）での長期的な運用、メンテナンス方法の検討が必要(△）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.696◼ 仕分けに必要な技術の検討結果（主な測定技術調査票（4/4））
表-21 測定技術調査票
技術名称

原理

アクティブ中性子計測技術（高速中性子直接問いかけ(FNDI)法）①中性子発生装置から高速中性子を試料に照射②試料及び計測装置の体系内で熱中性子に減速される。
③試料内に含まれる核分裂性物質が核分裂を誘発し即発中性子が放出される。
④計測体系に設置された中性子検出器により計測される。
⑤核分裂中性子の消滅時間と計測により核物質量を計算評価する。

表-23 測定技術調査票
技術名称

パッシブ・アクティブ中性子計測+γ線計測技術（圧縮減容ドラムを対象としたγスペクトロメトリー
及び中性子計測装置）
1.γスペクトル計測装置
2.Passive中性子計測装置
3.Active中性子計測装置
で得られる計測結果の基づく原理

a.全U及び全Pu量評価
b.Alpha Activity (Pu,Cm,全α)
c.Beta Activity (Cs137,Sr90-Y90,Pu241)d.崩壊熱を評価する。

分解能
性能

核物質(U-235,Pu-239,Pu241)の総量が計測可能
比較的短時間で計測可能。
高速中性子を使用するために、大型で高密度の容器に適用できる。

分解能
性能

分可能に関しては不明。
測定下限値 不明

使用環境
可能な限り低バックグランドでの使用を前提とする。
（バックグラウンド）

検出限界：
測定下限値 ・U235+Pu239+Pu241の合計で100mg
・U235+U238+Pu239+Pu241の合計で100g

γスペクトル計測装置は十分に低いバックグランドに抑える必要がある。
中性子計測装置は検出器の特性により検出器周辺で2rad/h以下となるように周辺及び測定対使用環境（バックグラウンド） 象からのγ線レベルを低減する必要あり。
従って、周辺バックグランドレベルの高い場所は不向き。
計測対象ドラム：直径 約1m 高さ 約1.5m

構成設備①中性子検出器バンク（中性子検出器、減速材等含む)②中性子発生装置(DT管）③信号処理部④計算評価用計算機
デブリ収納缶の周辺に検出器バンクを設置する構造であり、また高速中性子を減速させる
ための減速材及び中性子発生装置動作時の周辺の放射線レベルを低減するための遮へいを周辺に設ける必要があり、かなり大規模となる。
装置サイズ：2m(W) x 2m(D) x 2.2m(H)

核分裂性物質量・計測結果から得られる統計誤差：約10%・校正誤差：約30％

装置構成・サイズ

装置構成・サイズ

γスペクトル計測装置：
高純度Ge検出器
ドラム回転及び上下駆動装置
設置スペース：不明
中性子計測装置：
計測セル3面方向に各83本の中性子検出器（有感長：1000mm)
中性子発生装置2セット 発生中性子：2E+9 n/sec
中性子減速材で構成する計測セル
設置スペース：計測セル10mx10mx10m(中性子発生装置付属機器及び計測装置は含まず）

合計249本
中性子発生管（2セット）

測定対象物（ドラム内）

計測セル（3面）
中性子計測装置 概念図

測定時間（測定速度）

要求される検出限界に応じて測定時間が変化する。
一般的に計測セルのバックグランド計測、収納缶の搬入、計測、搬出の合計で１時間程度。

使用実績

JAEA 人形峠環境技術センター ウラン廃棄物の計量管理用測定装置(JAWAS-N)

適用場所

3②-B、3②-C、3③-B、3③-C

課題

収納缶内のデブリの状況把握が最も大きな課題。（△）

測定時間（測定速度）

γスペクトル計測装置：15 ～ 45min
中性子計測装置：45 ～ 60min

使用実績

La Hague圧縮減容施設

適用場所

3②-B、3②-C、3③-B、3③-C ただし、装置が大型でありRBへの設置は難しいと思われ、装置に応じた設計が可能となる新増設建屋や保管準備施設への設置が想定される。

課題

計測対象が再処置工場から排出されるハル・エンドピースであり内容物の素性が明らかである。
一方、燃料デブリに関しては、内容物を特定できないことから密度、材質等の評価に重要なパラメータをどの様に評価するのかが大きな問題となる。
従って、これらの不確定要素を把握するために、tomographyの様な内容物の密度、分布の状態等を推定評価できる計装装置の追加設置が必要となる可能性が高い。（△）
その結果、装置の規模が大きくなることが予想される。（△）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 仕分けに必要な技術の検討結果●調査技術ごとの評価（1/3）

〇：適用が見込める△：実現の可能性がある
×：現段階で、実現性に乏しい－：対象外[1] 目視
（画像）
判定

主な仕様
性能
調査対象
技術

反射率計
測

画像判定

①耐放性または
使用環境実績
②機器サイズ③測定時間①分解能②測定下限値①詳細不明（遮へい体①表面の大まか組成分
布が分かる程度②絶対値での評価は困難が必要）②76×76×120mm③1画像あたり、数秒①特徴的な違いがある構
造物の種類を識別可能
②―
*3

パッシブα
線計測
（アルファ
カメラ）

パッシブα
線計測

①位置分解能：2cm程度②アルファ放射能：
4Bq/cm2①―②測定時間に依存

A ： PCV内（内容器収納前）
B ： 各号機 PCV外（RB、増設建屋）
C ： 保管施設（保管前準備時）[3①] 核分
裂性物質
濃度測定
用

[3②] 臨界安全管理用[3③] PP、
保障措置
の終了判
断用

燃料デブリ
中のU-235濃度：
1.5wt%相当
の反応度以
下

核物質
量3.7kg/
容器以
下

未定

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

[2] PCV
内核物質
分布推定

主な課題点

・対象内部の情報が得られない・測定対象材料のスペ
クトルデータ作成

No.697

*1

A：×
B：×
C：×
*2

①遮へい体が必要②約230×183×103mm③カメラ：1画像あたり1秒
以下、レーザスキャナ：～
数10分

・損傷のある対象には
適用不可
・学習データが必要①詳細不明（遮へい体が*3必要）②400×300×250mm③1画像あたり、数秒から数分最大1000秒程度

・高線量γ線、β線発光の影響
・対象内部の情報が得られない①線量率耐性：350Gy/h②センササイズ3×3mm③測定環境に依存

・α線感度
・ウラン重量への換算
方法
・同位体濃度測定*1：対象表面の情報取得は可能性あり*2：核燃料の特定は不可。ただし、形状計測などで仕分けのサポートへは適用できる可能性あり*3：固体廃棄物PJで開発中。暫定値*4：他センサや手法との組合せ要

A：△
B：△
C：△

*1

―

A：×

*1
*4

―

A：△

A：×
B：×
C：×

A：△
B：×
C：×

*1
*4

―

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 仕分けに必要な技術の検討結果●調査技術ごとの評価（2/3）

〇：適用が見込める△：実現の可能性がある
×：現段階で、実現性に乏しい－：対象外[1] 目視
（画像）
判定

主な仕様
性能
①分解能
②測定下限値①耐放性または
使用環境実績
②機器サイズ③測定時間①12.9keV @662keV②測定時間に依存①19.4Gy/h（使用済み燃料集合体測定時の実績値）②検出器サイズΦ7×51mm③測定環境に依存

・遮へい/コリメータ設計
・ウラン重量への換算
方法
・同位体濃度測定

パッシブ中
性子計測

①－
②測定時間に依存①線量率耐性：650Gy/h②検出器サイズΦ7×100mm③測定環境に依存

・指向性
・ウラン重量への換算
方法
・同位体濃度測定

―

アクティブ
X線計測

①―
②μgオーダのウランを検知可能①ラボ分析前提②不明③不明

・高BG環境下測定
・同位体濃度測定
・サンプル取り出し方法―①画像分解能：0.4mm②－①通常環境程度②（フットプリント）4×4m③10～15秒/断面（ユニッ
ト缶：1～1.5Hr）・ウラン等と鉄・コンク
リートの識別・BG、燃料デブリ由来のγ線影響低減

調査対象
技術

パッシブγ
線計測

X線透過

A ： PCV内（内容器収納前）
B ： 各号機 PCV外（RB、増設建屋）
C ： 保管施設（保管前準備時）[2] PCV
内核物質
分布推定

主な課題点

[3①] 核分
裂性物質
濃度測定
用

[3②] 臨界安全管理用[3③] PP、
保障措置
の終了判
断用

燃料デブリ
中のU-235濃度：
1.5wt%相当
の反応度以
下

核物質
量3.7kg/
容器以
下

未定

*4

―

*4

A：×
B：×
C：×

A：△
B：△
C：△

A：△

A：×
B：×
C：×

A：△
B：△
C：△

―

A：×

A：×
B：×
C：×

A：×
B：×
C：×

―

―

A：―
B：△
C：△

A：△

*4

―

*4

*5

―

No.698

*6

A：―
B：△
C：△

―

*4：他センサや手法との組合せ要*5：核物質の重量を推定する。U-235濃度の換算は濃縮度、組成比を仮定する等により再評価する必要あり。
*6：測定対象の総重量等で補正するなどによる再評価の必要あり。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 仕分けに必要な技術の検討結果〇：適用が見込める△：実現の可能性がある
×：現段階で、実現性に乏しい－：対象外●調査技術ごとの評価（3/3）[1] 目視
（画像）
判定

主な仕様
性能
調査対象
技術

①分解能
②測定下限値①耐放性または
使用環境実績
②機器サイズ
③測定時間

宇宙線散
乱計測

①ウラン： 直径8cm、重*7
量20kg②ウラン単体で1～10kg程度①空間線量率の上限0.3～
0.5mSv/h程度②2.5m×1.5m×3m③1ユニットあたり、数分～1Hr

アクティブ
中性子計
測

①不明（核物質総量が計
測可能）
②不明

①低BGでの使用を前提②2m×2m×2.2m③1Hr程度（BG計測、搬入、計
測、搬出）

パッシブ中
性子計測
＋γ線計測

①全ての誤差要因を総合的に評価し測定値の30%②不明①廃棄物ドラムをマニピュレー
タで操作できる程度
②不明
③不明

パッシブ・
アクティブ
中性子計
測＋γ線計
測

①統計誤差約10%、
校正誤差約30%②U235+Pu239+
Pu241：100mg
上記+U238：100g①BGの高い場所には不向き②（設置スペース：計測セル）
10m×10m×10m③γスペクトル計測：15～45分、中性子計測：45～60分

・BG、燃料デブリからのγ線の影響
・同位体識別、濃縮度の導出

A ： PCV内（内容器収納前）
B ： 各号機 PCV外（RB、増設建屋）
C ： 保管施設（保管前準備時）[2] PCV
内核物質
分布推定

主な課題点

[3①] 核分
裂性物質
濃度測定
用

[3②] 臨界安全管理用[3③] PP、
保障措置
の終了判
断用

燃料デブリ
中のU-235濃度：1.5wt%相
当の反応度
以下

核物質
量3.7kg/
容器以
下

未定

*5

―

―

No.699

*6

A：―
B：△
C：△

A：―
B：△
C：△

―

A：―
B：△
C：△

―
*8

・容器内の収納物
の状況把握

―

―

*9

B：△
C：△
*8

・容器内の収納物
の状況把握

―

―

―

A：―
B：△
C：△

B：×
C：×
*8

・容器内の収納物の状況把握・装置の大型化

―

―

―

A：―
B：△
C：△

*8
*9

B：△
C：△

*5：核物質の重量を推定する。U-235濃度の換算は濃縮度、組成比を仮定する等により再評価する必要あり。
*6：測定対象の総重量等で補正するなどによる再評価の必要あり。
*7：遮へい機能付き収納缶に対象を入れた場合の性能*8：核分裂性物質核種の構成比が既知であることを前提に評価している。⇒燃料デブリでは燃焼度を推測する等の他の計測手法を併用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning*9：燃料デブリを測定対象とした場合の検出限界・計測誤差を再評価する必要あり。

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 仕分けに必要な技術の検討結果

No.700〇：適用が見込める技術△：実現の可能性がある技術
×：現段階で、実現可能性のある技術なし

●まとめ
適用場所
No.

判定（測定）技術

1

目視（画像）判定

2

PCV内核物質分布推定3

核物質測定（核種、濃度）①核分裂性物質濃度測定用②臨界安全管理用③PP、保障措置の終了判断用

A：PCV内（内容器収納前）

B：各号機 PCV外（RB、増設建屋）

C：保管施設（保管前準備時）

（1－A）
△画像判定

（1－B）
△画像判定

（1－C）
△画像判定

（2－A）
△パッシブα線計測△パッシブγ線計測△パッシブ中性子計測（3①－B）△X線透過（高エネルギX線CT法）△宇宙線散乱計測（ミュオン散乱法）（3①－C）△X線透過（高エネルギX線CT法）△宇宙線散乱計測（ミュオン散乱法）（3②－A）△パッシブα線計測△パッシブγ線計測△パッシブ中性子計測（3②－B）△パッシブγ線計測△パッシブ中性子計測△X線透過（高エネルギX線CT法）△宇宙線散乱計測（ミュオン散乱法）△アクティブ中性子計測（FNDI法）△パッシブ中性子計測＋γ線計測△パッシブ・アクティブ中性子計測＋γ線計測（3②－C）△パッシブγ線計測△パッシブ中性子計測△X線透過（高エネルギX線CT法）△宇宙線散乱計測（ミュオン散乱法）△アクティブ中性子計測（FNDI法）△パッシブ中性子計測＋γ線計測△パッシブ・アクティブ中性子計測＋γ線計測－（3③－B）△アクティブ中性子計測（FNDI法）△パッシブ・アクティブ中性子計測＋γ線計測（3③－C）△アクティブ中性子計測（FNDI法）△パッシブ・アクティブ中性子計測＋γ線計測（3①－A）
×©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.701◼ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価（仕分けシナリオの評価）① 前提条件➢ 同一内容の仕分けを複数の場所で行うことは考えない。（上流側で仕分けていれば下流側では仕分けを行わない。）➢ 各号機PCV外（RB、増設建屋）よりも保管施設（保管前準備時）の方が低バックグラ
ウンドで、仕分け設備の設置スペース確保は容易であり、仕分け設備の設置性は保管施設側が優位であるとする。
➢ PCV内では核物質測定が他に比べて難しい可能性があり、PCV内での燃料デブリ・
廃棄物の仕分け（Aa1）が目視（画像）判定のみでは対応困難な場合も想定する。

② 実現性を考慮した仕分けシナリオの策定➢ シナリオA ： なるべく早い段階で仕分けるとしたシナリオ➢ シナリオB ： 仕分け設備の設置性を重視したシナリオ➢ シナリオC ： PCV内での燃料デブリ・廃棄物の仕分け（Aa1）が困難な場合①（なるべく早い段階で仕分け）➢ シナリオD ： PCV内での燃料デブリ・廃棄物の仕分け（Aa1）が困難な場合②（仕分け設備の設置性を重視）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価（仕分けシナリオの評価）

シナリオA ： なるべく早い段階で仕分けるとしたシナリオ
保管施設（共用）

R/B、増設建屋（各号機）
B：PCV外C：保管施設（保管前準備時）

形状・
寸法

PP

Aa3

Ba6

A：PCV内デブリ

臨界

内径 220mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

Ba4

収納缶

Bd

a：収納缶

・X線透過
・宇宙線散乱計測

内径 400mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

緩和型収納缶b：緩和型収納缶・アクティブ中性子計測
・パッシブ・アクティブ中性子
計測＋γ線計測・画像判定
・パッシブα線計測
・パッシブγ線計測
・パッシブ中性子計測

・収納缶を更に長尺化したもの
・廃棄物保管容器を現状の臨界制限
値以下の厚さの平板状にしたもの
等

Ba

対象物
(解体前)

Aa1

臨界

大型未臨界容器
内容器

大型未臨界容器
Bc6

目視/
臨界

保管施設（デブリ保管）

Ba

濃度

ユニット缶

Bf

No.702c：大型未臨界容器
・パッシブγ線計測
・パッシブ中性子計測
・X線透過
・宇宙線散乱計測
・アクティブ中性子計測
・パッシブ中性子計測＋γ線計測
・パッシブ・アクティブ中性子計測＋γ線計測

PP
Bf

Ba

保管施設（廃棄物保管）
PP、保障措置対象

Bd
幅 1.42ｍ × 奥行 1.42ｍ
× 高さ 1m

廃棄物

廃棄物回収容器（核物質量 臨界未満）

臨界安全を確保するために確認が必要

Bd8

Bd7

臨界

PP

・アクティブ中性子計測
・パッシブ・アクティブ中性子
計測＋γ線計測

廃棄物保管容器

d：廃棄物保管容器（管理レベル）（管理レベル）

Bf

PP、保障措置対象外

廃棄物保管容器

f：廃棄物保管容器（汚染レベル）（汚染レベル）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価（仕分けシナリオの評価）

シナリオB ： 仕分け設備の設置性を重視したシナリオ
保管施設（共用）

R/B、増設建屋（各号機）

Ba

Aa3

A：PCV内デブリ保管施設（デブリ保管）

C：保管施設（保管前準備時）

形状・
寸法

B：PCV外

Ca

濃度

PP
臨界

Ca6

ユニット缶

No.703

内径 220mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

Ca4

収納缶

収納缶

Cf

a：収納缶

Cd
内径 400mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

・アクティブ中性子計測
・パッシブ・アクティブ中性子
計測＋γ線計測・画像判定
・パッシブα線計測
・パッシブγ線計測
・パッシブ中性子計測

緩和型収納缶・X線透過
・宇宙線散乱計測

・収納缶を更に長尺化したもの
・廃棄物保管容器を現状の臨界制限
値以下の厚さの平板状にしたもの
等

Ca

対象物
(解体前)

Aa1

臨界

大型未臨界容器
内容器

b：緩和型収納缶

大型未臨界容器

c：大型未臨界容器
Cc6

目視/
臨界

Ba

・パッシブγ線計測
・パッシブ中性子計測
・X線透過
・宇宙線散乱計測
・アクティブ中性子計測
・パッシブ中性子計測＋γ線計測
・パッシブ・アクティブ中性子計測＋γ線計測

PP

保管施設（廃棄物保管）

Cf

PP、保障措置対象

Cd
幅 1.42ｍ × 奥行 1.42ｍ
× 高さ 1m

廃棄物

廃棄物回収容器

廃棄物保管容器（核物質量 臨界未満）

臨界安全を確保するために確認が必要（核物質量 臨界未満）

Bd8

Cd7

臨界

PP

・アクティブ中性子計測
・パッシブ・アクティブ中性子
計測＋γ線計測

廃棄物保管容器

d：廃棄物保管容器（管理レベル）（管理レベル）

Cf

PP、保障措置対象外

廃棄物保管容器

f：廃棄物保管容器（汚染レベル）（汚染レベル）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価（仕分けシナリオの評価）

シナリオC ： PCV内での燃料デブリ・廃棄物の仕分け（Aa1）が困難な場合① （なるべく早い段階で仕分け）保管施設（共用）

R/B、増設建屋（各号機）
B：PCV外C：保管施設（保管前準備時）

形状・
寸法

PP

Aa3

Ba6

A：PCV内デブリ

臨界保管施設（デブリ保管）

Ba濃度

内径 220mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

Ba4

ユニット缶

収納缶

Bf

No.704

Bd

a：収納缶

・X線透過
・宇宙線散乱計測
緩和型収納缶

内径 400mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

b：緩和型収納缶・アクティブ中性子計測
・パッシブ・アクティブ中性子
計測＋γ線計測

・収納缶を更に長尺化したもの
・廃棄物保管容器を現状の臨界制限
値以下の厚さの平板状にしたもの
等

Ba

対象物
(解体前)

Aa1

臨界

大型未臨界容器
内容器

大型未臨界容器

c：大型未臨界容器

Bc6

PP

保管施設（廃棄物保管）

Bf

PP、保障措置対象

Bd
幅 1.42ｍ × 奥行 1.42ｍ
× 高さ 1m

廃棄物

廃棄物保管容器

d：廃棄物保管容器（管理レベル）（管理レベル）

Bf

PP、保障措置対象外

廃棄物保管容器

f：廃棄物保管容器（汚染レベル）（汚染レベル）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】◼ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価（仕分けシナリオの評価）

シナリオD ： PCV内での燃料デブリ・廃棄物の仕分け（Aa1）が困難な場合② （仕分け設備の設置性を重視）
保管施設（共用）

R/B、増設建屋（各号機）

デブリ

臨界

Ca6

ユニット缶

Ca

濃度

PP

Aa3

A：PCV内保管施設（デブリ保管）

C：保管施設（保管前準備時）

形状・
寸法

B：PCV外No.705

内径 220mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

Ca4

収納缶

収納缶

Cf

a：収納缶

Cd
内径 400mm ×
高さ 1m～1.5ｍ

・アクティブ中性子計測
・パッシブ・アクティブ中性子
計測＋γ線計測・X線透過
・宇宙線散乱計測

緩和型収納缶・収納缶を更に長尺化したもの
・廃棄物保管容器を現状の臨界制限
値以下の厚さの平板状にしたもの
等

Ca

対象物
(解体前)

Aa1

大型未臨界容器
内容器

b：緩和型収納缶臨界
大型未臨界容器

c：大型未臨界容器
Cc6

PP

保管施設（廃棄物保管）

Cf

PP、保障措置対象

Cd
幅 1.42ｍ × 奥行 1.42ｍ
× 高さ 1m

廃棄物

廃棄物保管容器

d：廃棄物保管容器（管理レベル）（管理レベル）

Cf

PP、保障措置対象外

廃棄物保管容器

f：廃棄物保管容器（汚染レベル）（汚染レベル）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.706◼ 燃料デブリの仕分けシナリオの技術的な実現性の評価（仕分けシナリオの比較）
仕分けシナリオ（主な実施場所）
シナリオA
A：PCV内B：PCV外なるべく早い段
階で仕分け

利点
➢
➢

➢
シナリオB
A：PCV内C：保管施設仕分け設備の設置性を重視シナリオC（B：PCV外）

PCV内での燃料
デブリ・廃棄物の仕分け（Aa1）
が困難な場合①（なるべく早い段
階で仕分け）

シナリオD（C：保管施設）

PCV内での燃料
デブリ・廃棄物の仕分け（Aa1）
が困難な場合②（仕分け設備の設置性を重視）➢➢➢➢ホットセルを共用できる
移送前に仕分けが終わる
ため、移送物量が最適化できる
仕分け設備を共用化できる
シナリオAに比べて仕分け設備の設置場所確保が容易

PCV内作業がシナリオA、Bに比べて少ない
シナリオAに比べて仕分け
ポイントが少ない（シナリオAの利点と同様）

欠点
➢
➢

➢
➢

➢
➢
➢
➢

➢
➢
➢

PCV内作業がシナリオA、Bに比べて少ない
シナリオBに比べて仕分け
ポイントが少ない（シナリオBの利点と同様）

➢

➢
➢

評価

各号機に仕分け設備が必要
燃料デブリ取り出し設備と仕分け設備が混在するため設置場所確保に課題が想定される保管施設にホットセルが必要
シナリオAに比べて収納缶の移送物量低減効果が低い

シナリオA、Bに比べてユニット
缶の払い出し量が多い
シナリオAに比べてBa6の処理量が増加（シナリオAの欠点と同様）
シナリオA、Bに比べてユニット
缶の払い出し量が多い
シナリオBに比べてCa6の処理量が増加
保管施設にホットセルが必要
全シナリオの中で収納缶の移送物量が最も多い➢➢➢➢

移送物量の最適化など仕分けの効果が大きいが設備の設置性に課題が想定される
PCV内仕分けの難易度が高い
設備の共用化、設置性にメリットあるが収納缶の移送物量低減効果が低い
PCV内仕分けの難易度が高い➢

PCV内での仕分け作業が少な
いが設備の設置性に課題が
想定される

➢

PCV内及びPCV外での仕分け作業が最も少なく、難易度は低いがユニット缶の払い出し
量や収納缶の移送物量低減
効果は低い©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.707◼ まとめ（課題と今後の対応）

課題① 技術調査の結果、現状技術のまま仕分けに適用できる技術はなく、実現の可能性がある技術については、それぞれの課題について、たとえば、測定対象の性状把握を行って測定誤差を補正するなどの対応策が必要である。＜計測技術＞② PCV内での核物質測定は難易度が高いため、仕分けの実現のためには複数の手法の組み合わせが必要である。 ＜計測技術＞③ 廃棄物容器に入れる際には、臨界安全を「担保」するための何らかの確認手段が、安全上必ず求められるはずであり、その計測手段については開発が必要である。
＜計測技術＞④ どのシナリオでも燃料デブリ保管量の低減は可能である。しかし、取り出し作業量の低減のためにはPCV内での仕分けが有効であり、移送物量の低減の効果を高めるためには、より早い段階（PCV内やPCV外）での仕分けが有効である。一方、早い段階での仕分けはバックグラウンドレベルや設置スペースなどの設置性に課題が大きく、相反する結果となる。 ＜シナリオ＞⑤ 仕分けそのものはコスト増加要因であり、仕分けによる燃料デブリ保管や廃棄物保管のコスト低減効果との得失を評価する必要がある。 ＜シナリオ＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ２）(ⅲ) 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査 】

No.708◼ まとめ（課題と今後の対応）

今後の対応
仕分けの実現に向けて、今後取り組むべき事項① シナリオ決定には、仕分けの実施や、どの段階で仕分けるかを決める必要がある。
これらについては燃料デブリ取り出しの全体計画を踏まえて選定していくべきであり、事業者による検討が求められる。 ＜シナリオ＞② 各シナリオで必要となる画像判定技術や核物質測定技術の開発が必要である。公開情報・文献を中心とした技術調査により適用性を判断することは困難であり、今後の開発にあたっては、計測器、遮へい構造、データ解析技術などについて、ベンダーを交えて検討することが重要である。＜計測技術＞③ 本検討では、仕分けの実施を前提として、シナリオを検討した。今後、仕分け設備
仕様の具体化、配置検討、経済性評価などにより、仕分けの有効性を検証していく必要がある。 ＜シナリオ＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.709３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅰ) 閉じ込め機能に関わる要素技術開発① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術

公衆、作業員の安全を確保する観点で、閉じ込め機能は重要である。燃料デブリ加工時に発生するアルファ核種を含むダストのＰＣＶ内での挙動の予測に必要なＰＣＶ内部の気流解析とエアロゾル挙動の解析技術の組み合わせについて研究開発するとともに、Ｒ/Ｂ
内での挙動予測を行うための解析モデルの拡張に関する開発を行う。これによって、ダス
ト中のエアロゾル除去効果の予測と適切なモニタリング技術の選定や監視位置の検討を行う。
主な開発検討項目として以下を含む。
a.気流解析
・現実的なダスト挙動評価手法の高度化を実施した。
・格納容器及びR/B全体における気流解析を実施した。
・入熱による気流への影響について評価した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】

格納容器及びR/B全体
における気流解析

R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価

現実的なダスト挙動
評価手法の高度化

入熱による気流への影響評価

2018年度GOTHICモデルの拡充

ダストの発生条件（集塵PJ、燃料デブリ性状把握PJ）

No.710

本補助事業の対象

建屋の破損状況や設計検討のモデルへの反映

二次格納容器の検討

エンジニアリング・
他PJの成果から実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】

No.711⚫ 開発の目的➢ 前期補助事業までの検討において、GOTHICコードによるPCV内でのダスト挙動予測の手法を構築し、系統設計に適用できる可能性を得た。今年度は、昨年度未検討の課題について検討し、以下2項目を達成することを目的とする。
• 異常時における放射性ダストの閉じ込め機能確保に向けたR/Bの気密性及びガス管理システムの要求仕様（換気率、負圧度）の策定• ＰＣＶからのダスト異常漏えい発生時において、R/B内のモニタリングにおける公衆及び作業員被ばく低減の観点から有効な監視位置の抽出⚫ 解決すべき課題➢ エアロゾル除去メカニズムにおいて、再浮遊を考慮した評価手法の検討。
➢ R/Bを考慮した気流解析への影響の検討。
➢ 崩壊熱／燃料デブリ加工時の入熱による気流への影響の検討。
⚫ 開発の進め方➢ 現実的なダスト挙動評価手法の高度化➢ 格納容器及びR/B全体における気流解析➢ R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価➢ 入熱による気流への影響評価

エアロゾル挙動
模擬の高度化↓開口①

複数開口・入熱等の対流への影響把握↓開口②

崩壊熱・デブリ⚫ 得られる成果
切削に伴う入熱➢ 異常時における閉じ込め機能確保のためのR/Bの気密性及びガス管理システムの要求仕様（換気率、負圧度）➢ ＰＣＶからの異常漏えい発生時においてＲ／Ｂ内のモニタリングにおける公衆及び作業員
被ばく低減の観点から有効な監視位置の抽出

二次バウン
ダリ機能等に対する要件
把握©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】◼ 開発工程No.712【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
4

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

主なマイルストーン

実績：

12

1

2

3

年度末報告
▼

１．現実的なダスト挙動評価手法の高度化
２．格納容器及びR/B全体における気流解析
３．R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価
４. 入熱による気流への影響評価
5. まとめ

備 考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】①現実的なダスト挙動評価手法の高度化(1/5)

No.713✓ 今年度実施事項［Ｉ］ -重力沈降以外のダスト除去メカニズムを考慮した評価手法の確立・重力沈降以外のメカニズムによるダストの除去メカニズムに関わる知見の適用→ＧＯＴＨＩＣ各除去メカニズムおよび現象解析モデルを調査した。調査の結果、１Ｆ格納容器内環境を考慮すると、重力沈降を適切に考慮することでエアロゾル挙動評価は可能であることがわかった。
・各種除去メカニズムを考慮した上での空間ダスト濃度分布の適切な評価手法の検討を実施→重力沈降が支配的である場合、空間濃度分布評価においては、メッシュ感度（特に重力の作用方向）が大きい結果。モデルのファインメッシュ化を実施することで空間浮遊ダスト（及び排気移行量）を適切に評価できるようになった。
✓ 今年度実施事項［ＩＩ］ -湿潤環境によるダスト除去効果の確認・粒径成長による除去促進効果の確認→湿潤環境における粒径成長は吸湿性エアロゾルの場合のみであり、燃料デブリ取り出しで発生するダストに吸湿性のものは含まれないと考えられるため、湿潤環境を特に意識する必要はないことが明らかとなった。
・凝縮水落下による除去促進効果の確認→PCV内部調査で観測されている雨だれ状の落水について、除去効果を検討したが、スプレイによる除去とはならず、効果は小さいことから、考慮の必要はないことが明らかとなった。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】①現実的なダスト挙動評価手法の高度化(2/5)

No.714✓ 今年度実施事項［ＩＩＩ］ -再浮遊を考慮したダスト挙動評価手法の確立・再浮遊ダスト挙動を適切に模擬するための手法検討→GOTHICV8.3の再浮遊モデルは、二相流境界での液滴エントレインメントがモデル化されており、１Fエ
アロゾル解析では適用できないとの結論。機構論的モデルの組み込みも可能であることが明らかとなったが、流速を見ると、再浮遊が生じないことが明らかとなったため、考慮の必要はないことがわ
かった。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】①現実的なダスト挙動評価手法の高度化(3/5)
自
然
除
去

メカニ
ズム

環境
支配要因

ＰＣＶ環境

気流解析における取扱い方針

重力
沈降

なし

2018年度実施の妥当性確認により適用可の結論－

自然除去において支配的であり、かつ適用性が確認できているため、GOTHICの当該モデルを常に有効にして評価する。

慣性
衝突

Stokes数（流速
ノズル径）

・GOTHICモデルの捕集効率が50%程度となるStk数領域（～0.3）
での適用性を確認
・Stk数が小さいと慣性衝突は発生しにくいが、GOTHICモデルではそのような領域でも除去が計算されるため、非保守的となる傾向
・ただし、低Stk数領域で評価される捕集効率は極めて小さく（<1E5）、無視しうる程度であることから影響を及ぼさない

低Stk領域（～1E-5）

・PCV内環境では慣性沈着が生じるような流速とはならないため、GOTHICの当該モデルを 無効にして評価する。（有効にしても実質的に問題ないが傾向としては非保守的となるため。）
・高Stk数が想定される状況があれば、影響も大
きく、適用性も確認できるため、有効にする。

拡散
沈着

流速

・拡散沈着は壁面近傍（～1E-4m）での現象であり、乱流によりエアロゾルが壁面近傍に輸送されても、拡散沈着の対象となる領域が全空間に対して極めて小さいため、効果は限定的である。
・GOTHICの拡散モデルは、管内気液二相流（乱流）を想定した試験結果をフィッティングしたモデルを採用しており、大空間におけるドライな状態を模擬したものではない。

配管内等
に比べ極
めて
大空間

・乱流拡散は、作用する領域は限定的であり、大空間においては重力沈降に対して有意に影響することはない。よって、無効にして評価する。
・配管内乱流等に着目する場合は有効にして評
価する。

熱
泳動

温度勾配

・GOTHICではヒートシンク表面で発生する・GOTHICモデルは媒質ガスの熱運動速度論に基づくモデルであることを確認。このため、広い温度領域で適用可能であると判断
・ただし、温度差が極めて小さい状況では、重力沈着が支配的となることから影響を及ぼさない・サブミクロンオーダーの粒径では寄与を持つ可能性
・大きな体系では効果が限定的である

想定され
る温度差
は5℃程
度

・適用性については確認できたが、温度差が殆どない状況では影響はないため、無効にして評価しても差し支えない。（有効にしても問題ない）
・配管内などの小さな体系で、大きな温度差があり、かつ小さい粒径を扱う場合は有効にして
評価する。

拡散
泳動

濃度勾配

・GOTHICでは、冷壁面で水蒸気凝縮が生じる場合に発生する・小さい濃度差（窒素ガス中で希薄な水蒸気を含む場合）において、水蒸気移動量を拡散係数を用いて評価した場合に比べ
GOTHIC計算値は数十倍大きくなることを確認
・これは、GOTHICが蒸気凝縮率から水蒸気移動量を計算しており、その凝縮率とガス拡散移動が相違しているためと考えられる・熱泳動と拡散泳動の沈着速度は一般的に同等であり、GOTHIC
評価値には懸念が残る

想定され
る濃度差
は（0.3mol/m3）程度・濃度差が殆どない（水蒸気凝縮が殆ど発生しない）状況では影響はなく、あえて考慮する必要がないため、無効にして評価する。（濃度差が生じる場合でも、沈着を過剰に評価する可能性があるため、有効にすべきではない。）

（または水
蒸気凝縮
率）

適用性検討

No.715注）5℃の飽
和水蒸気濃度の差©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】①現実的なダスト挙動評価手法の高度化(4/5)
湿潤影響No.716

メカニズム

環境
支配要因

適用性検討

１Ｆ
ＰＣＶ環境

気流解析における取扱い方針

吸湿粒径
成長

相対湿度

・エアロゾルが湿分を吸収し粒径が成長することで除去が促進される効果であるが、GOTHICではモデル化されていない・粒径成長が顕著なのは、海塩粒子などの潮解性を有するエア
ロゾルや湿分を吸収するゼオライト、シリカゲル等、一部の粒子である（これらは相対湿度100%未満でも湿分を吸収）
・これら以外のエアロゾル（疎水性）の湿分吸収による粒径成長は限定的である・「U3O8、Feの酸化物、などは、湿潤環境の凝集過程で形状因子が変化し、重力沈降が促進される効果が報告されている

相対湿度
は最大で
100%

・機械的切削により吸湿性を有するエアロゾ
ルの発生は考えにくい・吸湿性のないエアロゾルも幾分かの粒径成長は考えられるが、効果は限定的である
・よって、湿潤環境下においても、吸湿による粒径成長を考慮する必要はないため、新たに、モデル化は行わない。 （但し、多分散を考慮する場合は、エアロゾル性状により考慮を要する場合がある）

雨だれ状
の落水によ
る除去

液滴密度
温度差

・雨だれによる除去メカニズムとしては、スプレイ効果が考えられる・スプレイによるエアロゾル除去として、GOTHICでは、スプレイ液
滴とエアロゾルのAgglomerationが取り扱われる
・Agglomerationとしては、乱流拡散、重力沈降が考慮される・しかし、スプレイによる除去メカニズムは一般的に、液滴周りの気流に関わる、慣性衝突、さえぎり、ブラウン拡散、泳動によるものである
・工学的スプレイのように液滴個数密度が大きくなると、除去対象範囲が大きくなり、除去効果が期待できる
・液滴温度が低く、液滴表面で蒸気凝縮が発生する場合は泳動系除去メカニズムが働き、有意な捕集効率を期待できる

液滴密度
が小さい
温度差は
僅か（5℃
程度）

・GOTHIC除去モデルが液滴周りの気流によるものではないため、別途、モデルの組み込みが必要となる・しかし冷却水による雨だれ、ドレン水の蒸発・凝縮量程度では、液滴個数密度が低く
スプレイ除去とはならない
・また、液滴と空間の温度差がない状況では、泳動系除去が働かず、除去効率は極めて小さい・よって、現状見られる雨だれ状の落水による除去を考慮する必要はなく、新たなモデル
化は行わない。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】①現実的なダスト挙動評価手法の高度化(5/5)

No.717

メカニズム

環境
支配要因

適用性検討

１Ｆ
ＰＣＶ環境

気流解析における取扱い方針

再浮遊
(ドライ環
境）

流速

・GOTHICV8.3の再浮遊モデルは、環状気液二相流境界での液滴エントレインメントをモデル化したもので、ドライ条件には適用できない
・ドライ条件で沈着した一次粒子の再飛散は生じにくいが、沈着量が増加し粉体層が形成されると、微少凝集粒子が再飛散するようになる。
・せん断応力と付着力の力学的バランスで再浮遊量を評価する
モデルの作成は可能と考えられる
・ただし、10m/s未満の流速では、継続的な再飛散は発生しない

・想定され
る流速は、
0.6m/s未満（PCV内）
0.3m/s未満（R/B内）

・GOTHICの再浮遊モデルは適用不可
・凝集粒子の再飛散を評価するモデルの組み込みは可能であるが、ドライな表面にドラ
イエアロゾルが沈着する状況があるとしても、継続的な再浮遊が発生するほどの気流は発生しない
・よって、新たに、モデル化は行わない※99%累積値©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】②格納容器及びR/B全体における気流解析(1/3)

No.718✓

R/Bを考慮したGOTHIC解析モデルの構築→GOTHICコードの各模擬方法の特徴を調査し、建屋モデルの構築方法について検討。これまでの調査から垂直フローパスを経由したエアロゾル輸送自体は計算できないものの、気流随伴による輸送は評価可能であることから、垂直、水平フローパスを用いたR/Bモデルを構築。

✓

R/Bを考慮した場合のPCV内圧力の大気圧追従性の確認、その結果として負圧の維持可否の評価→R/Bモデル構築後、大気圧変動を条件として与えた圧力挙動評価を実施し、２０１８年度と同様に、
PCV圧力が大気圧に追従しないことを確認。

✓ R/Bの破損状況による建屋の気密性把握→建屋破損条件を与えた圧力挙動評価を実施。建屋健全である場合は負圧化による機密性確保が可能。また、オペフロが大気開放されている場合でも、その下階から排気を行い、かつ、オペフロへの流路を絞ることにより、負圧化による機密性確保が可能であることを確認。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】②格納容器及びR/B全体における気流解析(2/3) ～解析条件～【２号機：建屋破損なし】✓ オペフロから10,000[m3/h]にて排気オ（等流量境界）ペ✓ オペフロ破損による圧力境界は考慮しない
フ【３号機：建屋破損あり】
ロ✓ オペフロ天井部の破損を想定（圧力境界）✓ 建屋4階から10,000[m3/h]にて排気
４（等流量境界）階✓ 4階からオペフロ間へ繋がる階段面積は、建屋負圧対策実施を想定（流路面積を1/100とする）【R/B共通事項】
３✓ 地上階（１階から5階）の二次格納施設階をモデル化の対象とする✓ 建屋フロア間の機器ハッチは開放状態。
但し、オペフロの機器ハッチは閉止✓ 階段室扉は開放✓ フロア間流路は階段室、および機器ハッチとし、それぞれを垂直Flowpathで
２
モデル化
階✓ １階の機器搬出入シャッターは締め切りであるが、機密性がないため大気圧
等圧境界とする✓ 各フロアのうち自由空間に含まれない領域（PCVやMSトンネル室）をBlockage
で閉塞

No.719

PCV

PCV
１
階
PCV

PCV

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】②格納容器及びR/B全体における気流解析(3/3)

No.720✓ 建屋の気密性が確保されている状況（建屋破損なし）では、現状のオペフロから10,000[m3/h]で排気を行うことで建屋の負圧化が可能。また、PCV内も建屋に対して0.1kPa程度の負圧を達成できる見込み✓ 建屋の気密性が喪失（オペフロ天井の破損；建屋破損あり）では、オペフロからの排気に意味がないため、建屋排気を4Fに移設した評価を実施したが、オペフロ側からの外気流入により、負圧化できない結果✓ 建屋対策として、オペフロ-４F間の階段断面積を1/100（0.09m2×3本) に絞ることで、建屋を0.1kPa程度に負圧化できる結果。また、PCV内も建屋に対して0.1kPa程度の負圧を達成できる見込み【建屋破損あり】【建屋破損なし】
階段(9m2)

機器搬入ハッチ（25ｍ２）

流量境界
4F
10,000[m3/h]で排気

Ope
flo
4F

3F
2F
圧力境界

1F

3F

解析
条件

風量

窒素
封入

15.6 Nm3/h
RPV頂部から封入した窒素は全量
RPV底部からPCVに流出すると仮定

破損
口
PCV
排気
窒素封入 からの排気
風量D/W球殻部を仮定
前年度検討より、面積は1.0E-4m2を使用する
16.8 Nm3/h
前年度検討より、PCV外側を大気と仮定した場合、PCV負圧度0.1kPaを達成するために必要な風量

圧力境界
階段(9m2)×3→0.09m2×3
機器搬入ハッチ（25ｍ2）

流量境界
10,000[m3/h]で排気

2F

4F

1F排気

3F
2F
圧力境界

1F
破損口

破損口

3F

Op
eflo

解析
条件

風量

窒素
封入

1700 Nm3/h
前年度検討より、負圧及び酸素濃度緩和のため必要な風量をRPV底部からの封入

破損
口D/W球殻部を仮定し前年度検討より、面積は1.0E-2m2を設定

PCV
からの
排気
風量

2000 Nm3/h
前年度検討より、PCV外側を大気と仮定した場合に、PCV負圧度0.1kPa、及び酸素濃度緩和のために必要な風量

窒素封入

環境-建屋 負圧度 約0.1kPa
環境-建屋 負圧度 約1kPa
建屋-PCV 負圧度 約0.1kPa
建屋-PCV 負圧度 約0.1kPa©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】③R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価(1/6)

No.721

R/B内エアロゾル挙動評価に向け、R/Bモデルを含めた解析条件を設定。建屋気密性が喪失している、3号機相当において、ＰＣＶ漏洩条件として最も厳しい、ＰＣＶ排気停止後、窒素封入および燃料デブリ切削が継続されている場合を想定したR/B内エアロゾル挙動評価を実施した。
✓ R/Bにおけるダスト異常漏洩時の挙動評価
R/Bダスト挙動評価を実施し、以下のような知見を得た。
• 気相流速が速いエリアでは、ダスト沈着量が少なく、流速が遅い（淀み）エリアでは、沈着量が多い傾向を確認。気流流速が重要なパラメータであることが明らかとなった。
• 漏洩検知モニタリングの観点からは、沈着量が多いエリアで一定時間経過後、沈着FPからのバックグ
ランドの影響により、空間線量率を正しく計測できない可能性が明らかとなった。

✓ R/Bダスト挙動に関する感度解析
ＰＣＶ破損口位置による影響、ＰＣＶ排気システム停止時の対応による影響、建屋空調条件による影響を感度解析として評価し、以下の知見を得た。
• 異常漏えい検知後、早急にダスト切削を停止することで、汚染拡大を防止可能• R/Bを負圧状態に維持できない場合でも、建屋排気実施により、環境へのダスト漏洩は発生しない結果。これにより、建屋内負圧化を図らなくとも、閉じ込め機能を担保できる可能性。
• ただし、建屋内負圧化を図らない場合、漏洩階の汚染は拡大。また、建屋での沈着が増加するため、建屋排気へのダスト移行は減少。
• 建屋排気未実施の場合、PCVからの漏洩ガスにより、環境へダストが漏洩する結果。ダスト閉じ込めとして、建屋の換気は必須。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】③R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価(2/6)

No.722✓ PCVからのダストアウトリーク量を検討するため、2018年度に感度解析を行った結果、PCV排気停止時、窒素注入継続で、且つダスト継続切削が最も厳しいことが分かっている。よって、同様の条件を使用し、建屋内ダスト漏洩評価を実施する。

何らかの原因で排気が停止した場合

NO
窒素注入停止• 切削開始：1時間後• 排気停止：11時間後• ダスト粒径：1μm

YES

NO
切削停止
YES

排気停止0h、1h、2h後エアロゾル注入* 平成28年度補正予算｢廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリ・炉内
構造物の取り出し工法・システムの高度化)」技術開発成果より©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】③R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価(3/6) ～エアロゾル質量分布～【ベースケース解析結果（１階から２階）】
R/B２階

ダスト空間浮遊量 ※中心高さNo.723

ダスト沈着量

北西階段

m/s
1.0

北東階段
大物搬入
ハッチ

0.0

南東階段

R/B１階（漏洩フロア）※ダスト漏洩から24時間後

ダスト空間浮遊量 ※中心高さm/s

ダスト沈着量

北東階段

1.0
大物搬入
ハッチ
破損口

0.0
南西エリア
大物搬出入シャッター

南東階段※ダスト漏洩から24時間後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】③R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価(4/6) ～エアロゾル質量分布～【ベースケース解析結果（3階から4階）】
R/B４階

m/s
1.0

北西階段（対策あり）

ダスト空間浮遊量 ※中心高さNo.724

ダスト沈着量北東階段（対策あり）

建屋排気

0.0
南東階段
（対策あり）※ダスト漏洩から24時間後

R/B３階

北西階段

m/s
1.0

0.0

ダスト空間浮遊量 ※中心高さ

ダスト沈着量

北東階段

大物搬入
ハッチ

南東階段

※ダスト漏洩から24時間後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】③R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価(5/6) ～モニタリング線量率寄与～
ダスト空間浮遊量No.725

ダスト沈着量✓ 一辺が3mの立方体に浮遊するFPと、それがすべて床面に沈着した場合の線量率寄与を簡易的に評価すると、浮遊FPの寄与が沈着FPの約３倍となる✓ 沈着量が最も厳しいエリアにおいて、５．５時間までは浮遊ダストの線量率寄与が優位で、それ以降は、沈着ダストによる寄与が高くなる✓ モニタリングの観点から、ダスト沈着量の多いエリアでは、一定時間経過後、空間線量が適切に計測できない可能
性がある

浮遊ダスト

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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】③R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価(6/6) ～建屋側対策による感度解析～

No.726✓ 負圧対策未実施の場合でも、ダストは環境へ放出されない可能性✓ 負圧対策未実施の場合、建屋内ダストが増加し、建屋１階から２階の汚染が拡大する✓ 負圧対策を実施することで、建屋内のダスト量を減少し、汚染を防ぐことが可能である一方、建屋排気ダストが増加する✓ さらに、建屋排気を実施しない場合、大物搬出入シャッター及びオペフロからダストが環境へ放出される
1階 ダスト空間浮遊量
負圧対策実施負圧対策未実施

0.09[m2]

9.0[m2]負圧度0.1[kPa-diff]

0.0[kPa-diff]

オペフロ
外気吸込み

2.0[kg/s](Gas)

2.9[kg/s]
(Gas)

4Fダスト
排気量

5.2[kg]2.1[kg]4F

0.3[kg]0.2[kg]3F

0.4[kg]0.5[kg]2F

0.9[kg]

2.4[kg]1F

2.1[kg]

3.8[kg]0.9[kg/s](Gas)

0.04[kg/s]
(Gas)

階段室面積

※

ダ
ス
ト
質
量

大物シャッター
外気吸込み※ 浮遊+沈着量合計

1階 沈着量※ダスト漏洩から24時間後

負圧対策未実施（0[kPa-diff]）

負圧対策実施（0.1[kPa-diff]）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(1/9)

No.727

・燃料デブリの崩壊熱や燃料デブリ切削時にダスト及び床面近傍が高温になった場合、上昇気流によりダス
トもより多く舞い上がり、漏えい量や排気への移行量が大きくなる懸念がある。
・PCV内に温度勾配が生じ、且つPCV破損口が複数ある場合は煙突効果により破損口を介した気流の出入りが生じることになる。これによりダスト挙動に影響を与えると考えられる。
✓ 今年度実施事項[Ⅰ]-燃料デブリの崩壊熱や燃料デブリ切削時における入熱の気流に対する影響の評価手法含めた検討→ 代表的切断法として熱的な影響の大きいプラズマ切断と、アシストガス量が多いレーザ切断を選定し、文献を基にダスト発生量と入熱量(切断時の放熱および切断されたダストの崩壊熱）を評価。また、入熱量を気流に付加するモデルを構築。
→ アシストガスの吹き出しや入熱にともなう排気風量の増大を考慮し、入熱による気流温度の上昇などを解析で確認。
✓ 今年度実施事項[Ⅱ]-入熱による温度勾配の把握と、それに基づく破損口位置と煙突効果の関係性把握→ GOTHICモデルに、PCV・建屋コンクリート間隙を模擬するサブボリュームを追加。高さと流況の異なる破損口位置2ケースを設定。
→ PCV内を-200 Paから-300 Paの負圧に設定した場合、PCV内部とPCV外側間隙の間に煙突効果によるアウトリーク無し。PCV内圧力の上昇要因として切断時の放熱が支配的。

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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(2/9)

No.728✓ 切断法として熱的に影響が大きいプラズマ切断とアシストガス量が多いレーザ切断を選定し、文献を基にダスト発生量と入熱量(切断時の放熱および切断された燃料デブリの崩壊熱)を検討。
✓ 入熱量の付加モデルを構築。燃料デブリ切断位置でプラズマガス・アシストガスの流れに排気熱損失を付加。
入熱による影響評価のパラメータ案の検討
解析条件

プラズマ切断レーザ切断

200 kW(600 A)

6 kW

50%、 25 %50%、 25 %プラズマガス・アシストガス

Ar、 N2N2

ガス流量*219.5 L/min

175 L/min

排気熱損失*37%7%

3.7×10-6 kg/s

1.8×10-6 kg/s

切断電流・レーザ出力
稼働率*1

ダスト発生量（水中切断）*2
ダスト粒径

*4

-6

0.05×10 m-6

1.0×10 m

ダスト

アシストガス

加熱部

ダストとガスおよび入熱量の付加*1：作業時間からトーチの引き上げ・移動等の非加熱時間を除いた正味切断時間の割合（50 %、見積値を引用）。
*2：稼働率50 %時の値。
*3：鋳造分野でのプラズマガスの排気熱損失割合の評価値を利用。水中切断では排気に同伴する熱量以外は、熱容量とサブクールが大きい水に移行すると仮定。
*4：JPDR解体実地試験プラズマ切断のダスト粒径分布を引用。SUS304レーザ切断時のダスト粒径分布を引用。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(3/9)

No.729✓ 煙突効果を解析するため、GOTHICモデルに、PCV外側にPCVと建屋コンクリートの間隙を模擬するサブ
ボリュームを追加。上部破損口の模擬開口部について、高さと流況の異なる位置（A1：トップヘッドフラ
ンジ、あるいはA2：トップヘッド頂部）を検討。
✓ PCVトップヘッド近傍の開放部を建屋と連通。*1
模擬開口部A2

建屋開放

模擬開口部A1

模擬開口部A2

排気ノズル*2（CCSｽﾊﾟｰｼﾞｬ）

N2注入

ペデスタル

30 m
模擬開口部B

固体粒子（ダスト）供給30 m

模擬開口部A1

プラズマガス・アシストガス供給

コントロール・ボリュームの設定*2：今回の解析では現状の排気系を模擬。

模擬開口部B

PCV・建屋間隙のサブボリューム設定*1：アウトリークが発生して間隙の温度が上昇した場合は、PCV・建屋
配管貫通孔を通じて建屋とのガスの置換を考慮したコンクリート間隙 モデルを設定する予定であったが、今回の解析結果
では、アウトリークが発生しないことを確認できたため、考慮は不要と判断した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(4/9)

No.730✓ 燃料デブリ切断状況を模擬した解析を行い、煙突効果とダスト拡散挙動を評価。
✓ 本プロジェクトの評価[5]に基づき、解析ではPCV内を-200 Paから-300 Paの負圧になるよう排気流量を設定。
切断工法毎の排気流量
ケース
No.

切断工法

]1

2

プラズマ
（水中）

3
4

5

レーザ
（水中）

6
7

プラズマ
（気中）

開口位置
切断稼働率
ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞﾌﾗﾝｼﾞ
50 %ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞﾌﾗﾝｼﾞ
25 %ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞ頂部
50 %ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞﾌﾗﾝｼﾞ
50 %ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞﾌﾗﾝｼﾞ
25 %ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞ頂部
50 %ﾄｯﾌﾟﾍｯﾄﾞﾌﾗﾝｼﾞ
50 %

排気流量

3.96 kg/min(0.066 kg/s)
3.38 kg/min(0.056 kg/s)
3.96 kg/min(0.066 kg/s)
2.88 kg/min(0.048 kg/s)
2.88 kg/min(0.048 kg/s)
2.88 kg/min(0.048 kg/s)
11.8 kg/min(0.196 kg/s)

切断時最大圧力[負圧]
101.11 kPa[-215 Pa]
101.05 kPa[-275 Pa]
101.11 kPa[-215 Pa]
101.11 kPa[-215 Pa]
101.05 kPa[-275 Pa]
101.11 kPa[-215 Pa]
101.04 kPa[-285 Pa]

✓ 放熱量が多い水中プラズマ切断のプラズマガス流量(19.5 L/min、 稼働率50 %時)は、レーザ切断のアシストガス(175 L/min)より１オーダー少ないにも関わらず、負圧維持のための排気流量が約38 %増加した。
✓ ガス発生量が比較的少ない気中プラズマ切断（13.5 L/min)では、排気流量が水中切断より増加した。
✓ PCV内の圧力が上昇する要因として切断時の放熱が支配的と考えられる。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】
No.731④入熱による気流への影響(5/9)✓ 1ケースの解析は、計算上の負圧安定化2 h、切断時のPCV内圧力と温度の挙動（切断工法の比較）-200 Pa-300 Pa

101

圧力（kPa）

圧力（kPa）

102
負圧設定範囲100

実際の切断時間1 h、クールダウン2 hの計5 h。
102-200 Pa

101-300 Pa

100

切断時間(稼働率50 %)ペデスタル部
球殻部
円筒部
トップヘッド部

50
40
30

20

切断時間(稼働率50 %)15
10
時間（×103 s）
水中プラズマ切断（フランジ開口）

05

切断時間(稼働率50 %)9960

平均温度（℃）

平均温度（℃）

996020

負圧設定範囲ペデスタル部
球殻部
円筒部
トップヘッド部

5040

切断時間(稼働率50 %)

30
20
0

20
15
10
時間（×103 s）
水中レーザ切断（フランジ開口）
5✓ 水中レーザ切断は圧力変化と温度上昇が少ないことから、保守的に水中プラズマ切断で煙突効果を評価する。
✓ 圧力分布図から窒素封入と排気、開口部からのインリーク等による局所的な圧力の偏りは見られなかった。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(6/9)

No.732

ペデスタル部
球殻部
円筒部
トップヘッド部

504030

平均温度（℃）

平均温度（℃）

プラズマ切断時のPCV内各部の温度と開口部通過流量の挙動（水中切断と気中切断の比較）
60
200

ペデスタル部
球殻部
円筒部
トップヘッド部

150
100
50

20
0.050

トータル流量（A1＋B）
上部模擬開口A1
球殻部B

0.025

アウトリーク

0-0.025

インリーク-0.050
切断時間(稼働率50 %)通過流量（kg/s）

通過流量（kg/s）

切断時間(稼働率50 %)

0
0.05
0
-0.05

切断時間(稼働率50 %)トータル流量（A1＋B）
上部模擬開口A1
球殻部B

アウトリーク

インリーク

-0.10

-0.15
切断時間(稼働率50 %)

0
20
20
15
15
10
10
5
時間（×103 s）
時間（×103 s）
水中プラズマ切断（フランジ開口）
気中プラズマ切断（フランジ開口）✓ 水中プラズマ切断では入熱によってPCV各部に温度差が生じたが、アウトリークの発生には至らなかった。
✓ また、開口部位置による差はほとんど見られなかった。
✓ 気中プラズマ切断では水中切断より顕著にPCV各部の温度が上昇したが、アウトリークは発生しなかった。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(7/9)

No.733

切断終了時のPCV内温度分布
150

100

50

0
温度(℃)
ケース１（10800 s）
・水中プラズマ切断
・稼働率50 %・トップヘッドフランジ開口

ケース４（10800 s）
・水中レーザ切断・稼働率50 %・トップヘッドフランジ開口

ケース７（10800 s）
・気中プラズマ切断
・稼働率50 %・トップヘッドフランジ開口✓ 切断工法毎の熱流の差異による高さ方向の温度変化が観察された。また、圧力分布も評価し、密度差による高さ方向の圧力変化が観察された。
✓ 温度差が比較的大きい気中と水中のプラズマ切断を対象に、気流を比較する。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(8/9)

No.734

切断時のPCV内の速度分布（開口部位置と切断条件）
頂部開口
↓
トップ
ヘッド部

円筒部
球殻部

フランジ開口フランジ開口ペデスタル部

ケース１（9600 s）
PCV・建屋間隙・水中プラズマ切断
・稼働率50 %・トップヘッドフランジ開口

ケース３（9600 s）
・水中プラズマ切断
・稼働率50 %・トップヘッド頂部開口

水中プラズマ切断

ケース７（9600 s）
・気中プラズマ切断
・稼働率50 %・トップヘッドフランジ開口

気中プラズマ切断✓ フランジ開口ではPCV内側に向かうインリーク流れを確認した。頂部開口では間隙側の速度ベクトルからインリーク流れを確認した。
✓ 気中プラズマ切断ではPCV円筒部や球殻部の対流が顕著になったが、煙突効果によるアウトリークは発生しなかった。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】④入熱による気流への影響(9/9)

No.735

PCV内のダスト濃度分布（水中プラズマ切断、稼働率50 %、フランジ開口）
10-9

排気
ノズル

10-10

窒素封入

切断箇所

10-11

10-12
t=7200 s（切断開始）

t=10800 s（切断終了）

t=18000 s（切断後2 h）

ダスト密度(kg/m3)✓ 切断終了時はペデスタル部のダスト濃度が高かった。切断終了後2 hでは、濃度がいく分低下した
ものの、PCV全体にダストが分布した。
✓ また、頂部開口条件では、フランジ開口と比較して大きな差異は見られなかった。
✓ 水中プラズマ切断ではダスト濃度の減少に時間を要した。排気中のダスト濃度を管理する場合は、
排気流量の増加が必要となる可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】⑤まとめ(1/4)

No.736◆ 燃料デブリ取り出しにより発生するダストの挙動を評価するため、以下4項目の技術開発を実施した。 各実施項目における成果を以下にまとめる。
① 現実的なダスト挙動評価手法の高度化
・GOTHICコードにおけるエアロゾルモデルの妥当性及び1Fへの適用性を調査し、重力沈降のみの考慮でエアロゾル挙動評価は可能と判断。
② 格納容器及びR/B全体における気流解析
・新たにR/Bモデルを構築し、建屋の破損有無をパラメータとした
圧力挙動解析を実施。建屋破損を想定した条件下においても、排気位置や流路を絞る等の対策で、負圧化（気密性担保）が可能である見通しを得た。
③ R/Bにおけるエアロゾルの挙動評価
・R/Bモデルを用いたエアロゾル挙動評価を実施し、異常漏えい検知のための適切なモニタリング箇所抽出に向けた知見、及びエアロゾルの沈着傾向を把握した。
・建屋空調条件等を変化させた感度解析を実施し、閉じ込め機能確保のために必ずしも建屋
内負圧が必要ではない可能性があるが、建屋内排気は必須であるである見込みを得た。
④ 入熱による気流への影響
・ダスト発生量と、崩壊熱や燃料デブリ切断時の放熱などの入熱を検討し、入熱量を気流に付加するモデルを構築。
・解析で切断工法ごとの必要排気流量を把握するとともに、温度勾配や破損口位置の影響を評価し、想定される負圧では煙突効果が生じないことを確認。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】⑤まとめ(2/4)

No.737

開発項目として掲げていた以下２項目についての成果は以下の通りである。
① 異常時における閉じ込め機能確保のためのR/Bの気密性及びガス管理システムの要求仕様⇒建屋4階から10,000[m3/h]の排気による換気率を前提として、オペフロ-4F間の流路面積を現在の1/100（0.09[m2]程度）に絞ることが必要であると言える。すなわち、オペフロ-4F間の流路面積を絞る負圧化対策案がR/Bの気密性及びガス管理システムの要求仕様の一つとなり得る。

② PCVからの異常漏えい発生時においてR/B内のモニタリングにおける公衆及び作業員被ばく低減の観点から有効な監視位置の抽出⇒適切な監視位置としては、PCV漏洩ガスの流速が速い位置でのモニタリングが最適である。なお、PCV漏洩ガスの流速が速い位置はPCV破損口近傍であるが、PCV破損位置が不明な状
況においては、流速が続いて速い漏洩ガスの各階間の主流路となる階段室、ハッチ近傍が最適である可能性が考えられる。
⇒適切なモニタリング技術の選定としては、漏洩検知の観点から空間浮遊量を測定する必要があると考えられるため、沈着FPからのバックグラウンド線量を拾わないような対策（例えば、コリメータを設置するなど）が有効であると考えられる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】⑤まとめ(3/4)

No.738◆ １F環境を考慮した、エアロゾルの物理的挙動に基づくダスト挙動評価手法を構築した◆ ここで得られた成果を用いることで、燃料デブリ取り出しに向けた以下のようなエンジニアリングにおいて、様々な検討が可能となった
•
•
•
•
•
•

切削加工方法、及び切削加工時のPCV内環境
切削作業シーケンスのイメージトレーニング
PCVガス管理システムの最適化
閉じ込め機能確保に向けたR/B対策および換気システムの最適化
アウトリークを防止できるシステム運転条件と過渡時の安全裕度評価
異常時漏洩モニタリングや緩和対策の検討 など◆ 個別エンジニアリングに向けては、本PJで開発した解析手法を用いて、現場調査や実機試験の成果などを適宜反映した条件を設定し、また、必要に応じてモデルの拡張・修正を行い、試験結果と突き合わせるなどしながら、解析の信頼性を確保していく必要がある。

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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)① ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術 】⑤まとめ(4/4)

No.739◆ 残る課題としては以下のようなものが挙げられる➢ 解析精度向上に向けた課題• 粒径分布を考慮した多分散における挙動の確認• セルサイズ以下の局所熱流動挙動の影響評価（CFD等） など⇒ダスト集塵PJや燃料デブリ性状把握PJ等の成果をもとに、加工方法に応じたエアロゾル条件（粒径分布、組成、形状因子）およびその発生条件（発生量、発生速度など）を適切に反映できる評価手法の開発を補助事業等
を通じて実施。
➢ 実機の評価に向けた課題• 内部調査PJと連携した切削着手前のダスト付着状態の把握• 取り出し工法に応じた実機PCV、R/Bモデル化• 燃料デブリ性状把握PJと連携したダスト物性と発生量の評価• 切削加工方法等に応じた実際のエアロゾル条件の設定 など⇒他PJ及びエンジニアリングの進捗に基づき、実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.740３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅰ) 閉じ込め機能に関わる要素技術開発② 接続部の閉じ込め機能確保技術
燃料デブリ取り出しのための作業セル等、Ｒ／Ｂに設置する大型の新設設備について、ＰＣＶ等の既設構造物との接続部の閉じ込め機能確保のための技術開発として、接続部の構造、工法、検査、シール材等の保守等について検討し、必要な要素試験を実施し技術の成立性を確認する。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。

a.アクセストンネルにおけるＰＣＶとの接続方法。
・アクセストンネル接続部の基本要求について整理した。
・機器ハッチ前遮へいプラグの取り外し手順を考慮したアクセストンネル接続完了までの作業ステップを検討した。
・溶接接続に関する要素試験を実施し、ギャップ20mmの溶接においても溶接可能であることを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.741⚫ 開発の目的➢ 片持ちによる送り出し方法の実現性が確認されたアクセストンネルについて、PCVとの接続
手順およびシール方法の検討を行う。
⚫ 解決すべき課題➢ ＰＣＶとの接続構造(シール方法)および設置手順の確立。

⚫ 開発の進め方➢ 遠隔作業を考慮した機器ハッチ前遮へい体取り外しからアクセストンネルのＰＣＶ接続までの作業手順の立案。
➢ ＰＣＶとスリーブ、スリーブとアクセストンネルの取り合い構造検討および要素試験による実現性確認。
➢ 遮へい機能の見直しと軽量化に関する概念検討。
⚫ 得られる成果➢ 遠隔作業を考慮した機器ハッチ前遮へい体取り外しからアクセストンネルのＰＣＶ接続までの作業手順。
➢ ＰＣＶとスリーブ、スリーブとアクセストンネルの取り合い構造の実現性確認結果。
➢ 遮へい機能の見直しと軽量化に関する概念検討結果。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.742◼ アクセストンネル設置に関する前提条件✓ アクセストンネル設置のため、ヤード整備、地下構造物対策および地上構造物撤去等を実施済であること。
✓ アクセストンネルでPCVと接続する増設建屋が建設可能であること。
✓ アクセストンネル設置のため、R/B外壁に開口が設置可能であること。なお、アクセストン
ネルはR/B外から遠隔にて送り出すことで敷設する。

増設建屋

PCV

アクセストンネル
PCVと増設建屋の接続イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】◼ 検討フロー

No.743：今回報告

前期補助事業の成果と課題• アクセストンネルの送り出しに関する要素試験を実施。遠隔での送り出し作業の実現性を確認。

アクセストンネルとPCVとの接続方法の検討• アクセストンネルとPCVとの接続部について基本要求仕様を整理。
• PCVとの接続のため、機器ハッチ前遮へい体の取り外し手順を考慮したアクセストンネル接続完了までの作業ステップを詳細検討。
• アクセストンネルスリーブの構造について詳細検討を実施。
• アクセストンネルスリーブと機器ハッチ間の接続構造案を検討。

アクセストンネルスリーブと機器ハッチ間の接続要素試験計画
接続要素試験
補助事業での実施範囲

実機重量でのアクセストンネルの送り出し作業の実現可否

現場状況の調査結果
実機工事計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】◼ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

No.744

5

6

7

8

9

10

11

中間報告
▼

実績：

2020年度
12

1

2

3

4

中間報告
▼

5

6

7

8

9

10

中間報告
▼

11

12

1

2

3

最終報告
▼

１.概念検討/接続方式
選定
２.試験計画３.試験準備/試験装置
製作
４.要素試験
５.まとめ

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】◼ アクセストンネル接続部の基本要求仕様

No.745

増設建屋✓ アクセストンネル設置工法については、前年度までに、遠隔での送り出し方法について
要素試験を実施し、実現性の見通しを得た。
✓ 本補助事業(19-20年度)では、PCVとの接続方法に関する検討を実施する。
✓ 接続部分の検討にあたり、アクセストンネル接続部の基本要求について整理した。
✓ 基本要求を踏まえた対応方針を検討し、要素試験を実施する。

PCV

アクセストンネル

アクセストンネルの概念
表． アクセストンネルにおけるPCVとの接続部の基本要求
項目

基
本
要
求

環
境
条
件

仕様

要求機能

放射性物質を閉じ込められること

接続部に対する要求仕様条件設計差圧(200Pa)に対して接続部が健全であること

作業員の被ばく低減

完全遠隔作業にて、接続作業、保守作業が可能であること

設計寿命

50年

強度

変位吸収機構の自重(約3ton、但し溶接部にかかる自重は約0.5ton)に耐えられること※溶接部：脚長6mm、のど厚4mmで検討中(必要脚長：0.1mm以下)

点検・メンテナンス

カメラによる確認(定期)

線量率（R/B 1階）5～10mSv/h（PCVシェル外壁付近）10～100Sv/h

温度-7～40℃

湿度≦100%

保守時にも1次バウンダリの負圧（通常運転差圧）を維持できること

遠隔送り出しの実現性の確認試験の様子（前年度成果）

PCV側

AT側
アクセストンネルスリーブのイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.746◼ アクセストンネル工法の作業ステップ(1号機)✓ 前年度までは、主に、R/B外→R/B内でのアクセストンネル(AT)の送り出しに関するステップを検討。
✓ 今回は、PCVとの接続のために、機器ハッチ前遮へい体の取り外し手順を考慮したアクセストンネル接続完了までの作業ステップを検討。
【アクセストンネル設置ステップ図(1/2)】
Step.1

Step.2

Step.3

Step.4

遮へい扉

ウィンチ

仮設遮へい体

仮設建屋

干渉物撤去した図＋遮へい扉(シールドプラグ残し)

ワイヤー

ブロックの引き抜き
仮設遮へいの本設置

ダスト飛散防止

撤去

ワイヤー
シールド
ブロック

⚫ 仮設建屋の設置※⚫ 遮へい扉の設置(R/B外)⚫ R/B内干渉物の撤去※仮設建屋は必要に応じて設置する。

⚫ 仮設遮へい体の仮置き⚫ シールドブロック引き抜き準備(ワイヤーおよびウィンチの設置)⚫ シールドブロックの引抜⚫ 3Dスキャンの実施⚫ 仮設遮へい体の設置⚫ ダスト飛散防止の設置⚫ シールドブロックの解体・撤去©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.747◼ アクセストンネル工法の作業ステップ(1号機)【アクセストンネル設置ステップ図(2/2)】
Step.5

Step.6

Step.7

Step.8

増設建屋

スリーブを接続した図

本体設置

増設建屋の設置

AT
スリーブ⚫ 機器ハッチシェル端面の錆取り・足場の一部撤去⚫ ATスリーブの設置⚫ ATスリーブの溶接・検査

⚫
⚫
⚫
⚫

アクセルトンネル組立て
AT送り出し設備の設置
AT送り出し仮設遮へい体の撤去⚫
⚫
⚫
⚫

ATとATスリーブの接続
ATとATスリーブ溶接・検査
耐圧試験
仮設建屋の撤去⚫ 増設建屋の設置・稼働⚫ 機器ハッチ開口©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.748◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)
アクセストンネルの設置に関わる作業において作業員のR/B内作業は以下を想定している。※1✓ R/B内干渉物（盤類）の撤去作業(撤去対象は調査が必要)✓ 仮設遮へい体の設置✓ シールドブロックの撤去※2
本検討では仮設遮へい体の設置とシールドブロックの撤去(2案)について作業手順を検討し被ばく評価を実施
した。
No.

１

項目

方法

作業場所

作業の目的

作業内容

被ばく線量
(mSv)

仮設遮へい体の設置

人手/遠隔

R/B内

シールドブロックの引抜後、R/B内への作業員の立ち入りを考慮し、PCVからの線量を遮へいするために設置する。

R/B北側開口から搬入し、機器ハッチ開口に設置するまでの作業を検討。

4

人手/遠隔

R/B内

シールドブロックの引抜から解体・撤去までの作業を検討。ダスト飛散の防止を行いR/B内で搬送できる大きさに細断し、搬送する。

349

シールドブロックの引抜から撤去までの作業を検討。
細断せずに一体での取り出しを行う。

27.5

シールドブロックの撤去(細断案)

機器ハッチ部に設置された既設遮へい体であり、アクセストンネル本体と干渉するため撤去する必要がある。

2
シールドブロックの撤去
(一体案)

人手/遠隔

R/B内

※1：今後の設計進捗により、作業員よるR/B内作業が発生する可能性がある。
※2：1号機シールドブロックの撤去、2、3号機のBSWのブロックアウトについては次年度以降検討を実施する予定。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.749◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：仮設遮へい体の設置
仮設遮へい体

STEP

手順

方法

作業内容

１

シールドブロック解体準備

人手

シールドブロック解体用の引抜装置を設置。

２

BSW開口周辺へ仮設置

人手

シールドブロック引抜動線と干渉を避け、BSW開口周辺へ仮設置する。

３

シールドブロック引抜

遠隔シールドブロックを引き抜く。

４-1

遠隔

南西方向に移動させる。

4-2

遠隔

遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、ジャッキアップ
する。

遠隔遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、チルローラの方向を90°変える。

4-3

BSW開口前に設置

4-4

遠隔遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、ジャッキダウン
する。

5-1

遠隔

南東方向に移動させる。

遠隔遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、ジャッキアップ
する。

5-2

BSW開口に挿入

既設遮へい体人手作業

遠隔作業©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.750◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：仮設遮へい体の設置➢ 作業時間はR/B内での作業時間とする。
➢ PCVからの線量は、シールドブロック撤去前0mSv/h(空間線量に含む)、仮設遮へい体設置時1.0mSv/hとする。
➢ 環境線量は、2020.12.14までに公開されている空間線量(測定)と仮設遮へい体設置時のPCVからの線量を合計したものとする。
➢ 作業時間は、概算とする。
※データ採取期間：2019/4/1～2020/3/31
作業時間
(hr)

環境線量
(mSv/h)

被ばく線量(mSv/人)

手順

方法

作業内容

作業場所

１

シールドブロック解体準備

人手

シールドブロック解体用の引抜装
置を設置。

R/B内

２

BSW開口周辺へ仮設置

人手

シールドブロック引抜動線と干渉を避け、BSW開口周辺へ仮設置。

R/B内

３

シールドブロック引抜

遠隔シールドブロックを引き抜く。

R/B内

４-1

遠隔

南西方向に移動させる。

操作室

0

0

0

0

0

4-2

遠隔

遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、ジャッキアップする。

操作室

0

0

0

0

0

遠隔

遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、チルローラの方向を90°変える。

操作室

0

0

0

0

0

4-4

遠隔

遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、ジャッキダウンする。

操作室

0

0

0

0

0

5-1

遠隔

南東方向に移動させる。

操作室

0

0

0

0

0

遠隔

遠隔作業用ロボットを用いて遠隔ボルトを操作し、ジャッキアップする。

操作室

0

0

0

0

0

4

4

4-3

5-2

BSW開口前に設置

BSW開口に挿入

人数

被ばく線量
(mSv)

STEP

シールドブロックの撤去検討参照

0.5

2

1

4

4

シールドブロックの撤去検討参照

合計©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.751◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：シールドブロックの撤去(各案の比較)
項目

細断案

一体案

概要

シールドブロックの引抜から解体・撤去までの作業を検討。ダスト飛散の防止を行いR/B内で搬送できる大きさに細断し、搬送する。

シールドブロックの引抜から撤去までの作業を検討。
細断せずに一体での取り出しを行う。

メリット

大がかりな装置が不要であり、R/B内で作業が完結する。

R/B内で細断しないため、R/B内作業が少なく、被ばくのリスクが低い。

デメリット

ダスト飛散防止によるR/B内作業の増加

R/B外装置の大型化

課題⚫ 作業エリアが狭いことによる装置の干渉・成立性⚫ 遠隔による切断・搬送の実現性⚫ 人手作業増加による被ばく線量の増加⚫ 装置の成立性(未検討)⚫ 他工程との干渉(増設建屋建設やR/B外の干渉物撤去など)

被ばく線量(試算)349mSv

27.5mSv

イメージ

引き続きシールドプラグの撤去(1号機)およびBSWのブロックアウト方法(2、3号機)について検討を実施する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.752◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：シールドブロックの撤去(細断案)
STEP

手順

方法

１

シールドブロック解体準備

人手

シールドブロック解体用の引抜装置を設置。

人手

シールドブロック引抜動線と干渉を避け、BSW開口
周辺へ仮設置する。

人手

アンカーの設置

人手

ワイヤーの設置

遠隔シールドブロックの引抜

遠隔BSW開口前に設置

遠隔シールドブロックの除染

遠隔シールドブロックのスミヤ

２

仮設遮へい体
BSW開口周辺へ仮設置

３-1
３-2

シールドブロック引抜

３-3
４
5-1
5-2

仮設遮へい体設置
除染およびスミヤ

作業内容

切断線

6-1

解体用ダスト飛散防止お人手

排気装置の設置

6-2

よび排気装置の設置

人手

ダスト飛散防止の設置

7-1

人手

解体装置の設置(ワイヤーソー)

7-2

人手

解体装置の設置(ディスクソー)

遠隔水平切断1200mm (ワイヤーソー)

7-4

遠隔

垂直切断800mm/深さ460mm(ディスクソー)

7-5

遠隔

垂直切断1200mm/深さ460mm (ディスクソー)

遠隔搬送台車へ切断片を設置

遠隔

搬送

7-3

8-1
8-2

シールドブロック切断

シールドブロック片撤去

9

切断装置撤去人手切断装置をR/B外へ搬出する

10

ダスト飛散防止他撤去

人手

ダスト飛散防止を解体し、撤去する

800

460
1200

重量約1ton×36個

切断片イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.753◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：シールドブロックの撤去(細断案)➢ 作業時間はR/B内での作業時間とする。
➢ PCVからの線量は、シールドブロック撤去前0mSv/h(空間線量に含む)、仮設遮へい体設置時1.0mSv/hとする。
➢ 環境線量は、2020.12.14までに公開されている空間線量(測定)と仮設遮へい体設置時のPCVからの線量を合計したものとする。
➢ 作業時間は、概算とする。
※R/B内データ採取期間：2019/4/1～2020/3/31
STEP

手順

１-1

方法

作業内容

作業場所

作業時間
(hr)

環境線量
(mSv/h)

被ばく線量(mSv/人)

人数

被ばく線量
(mSv)

人手

シールドブロック解体用の引抜装置を設置。

R/B内

1

2

2

4

8

人手

排気装置の設置

R/B内

4

2

8

5

40

人手

シールドブロック引抜動線と干渉を避け、BSW開口周辺へ仮設
置する。

R/B内

人手

アンカーの設置

R/B内

1

2

2

3

6

人手

ワイヤーの設置

R/B内

0.5

2

1

3

3

遠隔

シールドブロックの引抜

操作室

0

0

0

0

0

遠隔

BSW開口前に設置

操作室

遠隔シールドブロックの除染

操作室

0

0

0

0

0

遠隔

シールドブロックのスミヤ

操作室

0

0

0

0

0

人手

ダスト飛散防止の設置

R/B内

16

3

48

5

160

シールドブロック解体準備

1-2
２

仮設遮へい体
BSW開口周辺へ仮設置

３-1
３-2

シールドブロック引抜

３-3
４

仮設遮へい体設置

5-1
5-2
6

除染およびスミヤ
解体用ダスト飛散防止の設置

仮設遮へい体の設置検討参照

仮設遮へい体の設置検討参照©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.754◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：シールドブロックの撤去(細断案)
方法

作業内容

作業場所

作業時間
(hr)

環境線量
(mSv/h)

被ばく線量(mSv/人)

人数

被ばく線量
(mSv)

7-1

人手

解体装置の設置(ワイヤーソー)

R/B内

2

3

6

4

24

7-2

人手

解体装置の設置(ディスクソー)

R/B内

2

3

6

4

24

遠隔

水平切断1200mm (ワイヤー
ソー)

操作室

0

0

0

0

0

7-4

遠隔

垂直切断800mm/深さ
460mm(ディスクソー)

操作室

0

0

0

0

0

7-5

遠隔

垂直切断1200mm/深さ
460mm (ディスクソー)

操作室

0

0

0

0

0

8-1

遠隔

搬送台車へ切断片を設置

操作室

0

0

0

0

0

遠隔

搬送

操作室

0

0

0

0

0

STEP

7-3

手順

シールドブロック切断

シールドブロック片撤去
8-2
9

切断装置撤去人手切断装置をR/B外へ搬出する

R/B内

2

3

6

4

24

10

ダスト飛散防止他撤去

人手

ダスト飛散防止を解体し、撤去
する

R/B内

4

3

12

5

60

37

349

合計

備考
※作業時間および人数については概算である。人数についても作業時間に応じて班を分けるなど実施する必要がある。
※シールドブロックの解体作業の検討は次年度以降実施する。その結果により、被ばく線量は変動する。今回の検討では初回に切断機器を設置後、全て遠隔で切断・搬送することとした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.755◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：シールドブロックの撤去(一体撤去案)
STEP

手順

方法

作業内容

１

シールドブロック解体準備

人手

シールドブロック解体用の引抜装置を設置。

２

仮設遮へい体
BSW開口周辺へ仮設置

人手

シールドブロック引抜動線と干渉を避け、BSW開口周辺へ仮設置する。

人手

アンカーの設置

人手

ワイヤーの設置

遠隔シールドブロックの引抜

遠隔BSW開口前に設置

遠隔シールドブロックの除染

遠隔シールドブロックのスミヤ

人手送り出し装置をR/B外に設置する。

人手

吊治具の取付

人手

玉掛

遠隔

搬出

３-1
３-2

シールドブロック引抜

３-3
４
5-1
5-2
6

仮設遮へい体設置
除染およびスミヤ

PCV接続スリーブ設置装置の設置

7-1
7-2

7-3

シールドブロックの一括撤去

一体取り出しのイメージ

装置イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.756◼ アクセストンネル工法の被ばく評価(1号機)：シールドブロックの撤去(一体撤去案)➢ 作業時間はR/B内での作業時間とする。
➢ PCVからの線量は、シールドブロック撤去前0mSv/h(空間線量に含む)、仮設遮へい体設置時1.0mSv/hとする。
➢ 環境線量は、2020.12.14までに公開されている空間線量(測定)と仮設遮へい体設置時のPCVからの線量を合計したものとする。
※R/B内データ採取期間：2019/4/1～2020/3/31➢ 作業時間は、概算とする。
STEP

手順

方法

作業内容

作業場所

作業時間
(hr)

環境線量
(mSv/h)

被ばく線量(mSv/人)

人数

被ばく線量
(mSv)

１

シールドブロック解体準備

人手

シールドブロック解体用の引抜装置
を設置。

R/B内

1

2

2

4

8

２

仮設遮へい体BSW開口
周辺へ仮設置人手

シールドブロック引抜動線と干渉を避け、BSW開口周辺へ仮設置する。

R/B内

人手

アンカーの設置

R/B内

1

2

2

3

6

人手

ワイヤーの設置

R/B内

0.5

2

1

3

3

遠隔

シールドブロックの引抜

R/B内

0

0

0

0

0

遠隔

BSW開口前に設置

操作室

遠隔シールドブロックの除染

操作室

0

0

0

0

0

遠隔

シールドブロックのスミヤ

操作室

0

0

0

0

0

人手

R/B南側のスペースに装置を設置す
る。

R/B外

人手

吊治具の取付

R/B内

3

1

3

3

9

人手

玉掛

R/B内

1

0.5

0.5

3

1.5

遠隔

搬出

操作室

0

0

0

0

0

16

27.5

３-1
３-2

シールドブロック引抜

３-3
４
5-1
5-2
6

仮設遮へい体設置

除染およびスミヤ
PCV接続スリーブ遠隔設
置装置の設置

7-1
7-2

7-3

シールドブロックの一括撤
去仮設遮へい体の設置検討参照

仮設遮へい体の設置検討参照

仮設遮へい体の設置検討参照

合計
備考※作業時間および人数については概算である。人数についても作業時間に応じて班を分けるなど実施する必要がある。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.757◼ アクセストンネル本体遮へい厚さの見直し➢ アクセストンネル送り出し重量低減のため、遮へい厚さの見直しを実施。
➢ 燃料デブリから評価点までの距離を見直した。
➢ 評価点での線量1mSv/h以下※アクセストンネル上部への作業員の立ち入りはないものとして検討を実施

項目

昨年までの検討

線源

Cs137

線源の重量

100kg

見直し版

評価点までの距離

400mm

2000mm

必要遮へい体

300mm

220mm

遮へい体(側面/底面)

300/110220/100

アクセストンネル重量(1号機送出し時)

約430ton

約330ton

最大送り出し重量

評価点
100
kg

100
kg

400mm

約1100ton

約900ton

アクセストンネル内
台車

2000mm

遮へい計算イメージ

送出すアクセストンネル重量は約100tonの削減となるが、送り出し設備に対する影響は限定的のため、更なる送出し重量の削減を検討する。
→アクセストンネルをフレーム構造化し、送出して設置した後に遮へい体を設置する(後設遮へい体工法)。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.758◼ 後設置遮へい体の概念検討(板遮へい体設置方式)➢ フレーム構造としたアクセストンネルを送り出し、アクセストンネルスリーブ接続後に追加の遮へい体を設置する。
➢ 送り出し時のアクセストンネル重量は概算で約200tonとなる。
項目

説明

概略寸法

W4500×H3500×Ｌ16000mm（5 分割構造※）※仮設建屋からのアクセストンネル送り出し時

主要構成

⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫

重量

底板125mm
天板25mm
側板25mm、35mm（ユニット5 のみ※）
骨部材16mm
フランジ厚み150mm
固定ボルト M64、27 本（ユニット間あたりの数量）

約200 ton（送り出し時空重量）
ただし、ボルト重量含まず

完成時遮へい能力300mm相当※遮へい体分割による遮へい欠損の対策が必要

後設置遮へい体

アクセストンネル側面用 （板遮へい体 68 枚）
アクセストンネル天井面用（板遮へい体 9 枚）

現状案より送り出し重量が半減するため、送り出し設備の小規模化が見込める。
課題および今後の検討項目➢ 遮へい体を分割するため、遮へい欠損が発生する。補助遮へい体等による全体重量の増加が考えられる。
➢ 送り出し時のたわみ量低減のため、強度を担保したフレーム構造の検討が必要。
➢ アクセストンネルの内側に遮へい体を設置するため、ユーティリティを考慮した後付け方法の検討が必要。
→鉄球などを流し込む案と比較検討を実施、実現性の検討を行う必要がある。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.759◼ アクセストンネルとアクセストンネルスリーブの接続方法の検討➢ アクセルトンネル本体とアクセストンネルスリーブはボルト結合＋シール溶接を検討中。
➢ ボルトのサイズや本数は地震時の解析実施して決定する必要がある。
➢ 検討中の接続は2案あり、詳細については継続して検討を行う。
項目

案1

案2

概要

アクセストンネルをATスリーブ近傍まで送り出した
後、カメラなどの映像を確認しながら位置調整を行う。アクセストンネルに設置した位置確認用ピンとATスリーブに設置したピン受け(筒)にてアクセスト
ンネルとATスリーブの位置を確認する。ピンは自由落下とし、ピンが落下した位置が最終位置となり、固定用ボルトにて締結を行う。ピンと受けのクリア
ランスは±10~20mmを想定。

アクセストンネルをATスリーブ近傍まで送り出した後、カメラなどの映像を確認しながら位置調整を行う。アクセストンネルに設置した位置決めピンをATスリーブに設置したピン受け(筒)に強制的に挿入し、アクセス
トンネルをスライドさせる。締結は、固定用ボルトにて行う。ピンと受けのクリアランスは±1~2mmを想定。

①
①
②

手順

課題

③
④
⑤
⑥

カメラ映像を確認しながら微調整を行う(※位置確認用ピンが落下したら位置決め
完了)
アクセストンネルをスリーブに着座
ボルトにより固定
カウンターウェイトなどの取り外し
シール溶接(スペーサ使用)⚫ 最大±10~20mmのずれが生じるため、内部のユーティリティなどの接続方法が課題

②
③
④
⑤
⑥

カメラ映像を確認しながら微調整を行う。(※位
置決めピンが筒に少しでも掛かれば位置決め
完了)
アクセストンネルをスリーブに着座
カウンターウェイトを取り外す
油圧にて位置決めピンを筒に差し込む。(※アクセストンネルをスライドさせる)
ボルトにより固定
シール溶接⚫ BSWにスリーブを固定し、アクセストンネルのスラ
イド荷重を受けるため、BSWのスリーブ支持部の構造確認が必要。
⚫ スライド部の成立性(設置精度、面圧の確保 他)。

(両案)固定ボルト(案1)位置確認用ピンor(案2)位置決めピン(案2)スライド部
位置合わせ後のイメージ

成立性の検討・課題の整理を継続して実施。必要に応じてモックアップの提案を行う。
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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.760◼ ATスリーブの接続方法の検討➢ ATスリーブ構造(1号機)✓ PCVとアクセストンネル(AT)をATスリーブで接続する。ATスリーブはATの荷重を支持すると共に、PCV側に設けた変位吸収機構により地震時の変位を吸収する。
✓ ATスリーブの構成要素である変位吸収機構について詳細検討を実施。
【地震時の変位量の設定】
トンネルとスリーブは固定されており、地震時はR/Bと一体で動く(地震時の変位は変位吸収機構で吸収) 。 水平方向に±12.5mmの変位量の確保が必要
適用部分での面間距離は350mm程度のため、変位吸収量は約3mm。
ベローズ構造等の既存技術での対応は困難のため、新規構造の検討を実施中。
水平方向変位*

アクセストンネル

ATスリーブ PCV

スリーブ

変位吸収機構OPからのレベル[mm]

評価点
[mm]

水平変位
[mm]

ハッチ上端

12905

13490

12.5

ハッチ中央

11260

11180

9

ハッチ下端

9675

9760

7

位置

変位吸収機構(350mm)

鉛直方向変位*位置

OPからのレベル[mm]

評価点
[mm]

鉛直変位
[mm]

ハッチ上端

12905

13490

0.12

約1800mm
荷重支持点

PCV(機器ハッチ)

アクセストンネルとPCVとの接続部構造の一例*平成２７年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金事業「圧力容器／格納容器の耐震性・影響評価手法の開発」での報告内容より設定(オペフロ付加設備：6100ton、地震動：900Gal)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.761◼ ATスリーブの接続方法の検討➢ ATスリーブ構造(1号機)
・変位吸収機構：地震時の変位を吸収
・反力ジャッキ：アクセストンネル接続後の反力を調整
・位置決めジャッキ：スリーブ設置時の位置決め調整

摺動フランジリークパス

矢視X
反力ジャッキ50t×2基ベローズ

実機では溶接
構造を検討

PCV側

スリーブ側

機器ハッチ
シェル

X軸

Z軸

溶接部
変位吸収機構詳細
変位方向

対応

軸直角

摺動フランジ軸

ベローズ

・軸直角方向の変位は、摺動フランジで対応
・軸方向の変位は、ベローズで対応(注記)フローティングフランジと摺動フランジは同義である。

Y軸

矢視X

位置決めジャッキ
25t×4基PCV側

変位吸収機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.762◼ ATスリーブの接続方法の検討➢ 機器ハッチとATスリーブの接続構造✓ 複数の溶接接続構造案を検討し、比較評価を実施
ケース1

•
•
•

ATスリーブ内への汚染閉じ込め

施工性

機器ハッチ内足場は部分撤去
ATスリーブは機器ハッチシェルの端面に溶接
ATスリーブの下側は、足場シールカバーを介して機器ハッチシェルの内面に溶接

ケース2

•
•
•

機器ハッチ内足場は部分撤去
ATスリーブは機器ハッチシェルの端面に溶接足場の上にプレートを設置し、ATスリーブの下側と機器ハッチ内面および機器ハッチ扉と溶接

ケース3

•
•
•
•

機器ハッチ内足場は部分撤去
機器ハッチ内の下側にATスリーブと取り合うプレートを溶接
ATスリーブに延長スリーブを追加
機器ハッチ内面とATスリーブ取り合いプレートを溶接◎
接続部は全て溶接◎
接続部は全て溶接◎
接続部は全て溶接設置ステップ数○
足場撤去あり、耐圧試験1回△
足場撤去あり、耐圧試験2回○
足場撤去あり、耐圧試験1回

開先合わせ（機器ハッチ内）○
足場シールカバーと足場撤去部の取合い検討が必要◎
足場プレートは置くだけを想定△取り合いプレートの設置精度が必要（AT スリーブに対する水平度／距離）

溶接作業性

○

○

△
上向き溶接部のギャップ大

総合評価

〇

△

△

ケース2は1回目の耐圧試験が困難、ケース3は溶接施工が困難と考えられるため、ケース１を選定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.763◼ ATスリーブの接続方法の検討➢ 機器ハッチとATスリーブの溶接方法✓ 検討したケース1について、溶接方法の検討を実施

①

項目/条件

※寸法は1号機。

②

③

④
ギャップG

溶接条件
ギャップG

①
②
③
④

ギャップG

曲線R1525(約7200mm)
直線(約2200mm) ① ①
直線(約500mm)
曲線R1525(約2400mm)

①

③

軌跡
②
※①は遠隔施工を考えると、点線の方が良いと考えられる。

溶接姿勢

上向水平すみ肉立向(上進)

②
③

④

水平すみ肉

④

水平すみ肉

断面図
水平すみ肉
立向(上進)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.764◼ ATスリーブの接続方法の検討➢ 溶接接続に関する主な課題① ギャップ・大型かつ重量物であるATスリーブの設定においては、通常よりギャップが大きくなることが想定される。
・2015－16年度の補助事業にて、燃料デブリ取り出しセルに係る遠隔シール溶接に関する試験(セルアダプタ
溶接試験)が実施されており、ギャップ5mm以下であれば遠隔溶接可能な装置および要領について基本的な成立性が確認されている。
・しかし、2018年度に実施したアクセストンネルの送り出しに関する要素試験において、送り出し精度は20mmであったことから、ギャップ5mm以上での遠隔溶接や設置工法の検討を行う必要がある。
⇒ギャップ5mmを超える溶接要領の確立(積層方法/溶接条件)※アクセストンネル本体側の、スリーブ送り出し工法の検討も今後検討予定。
ギャップ

0

5

溶接可

10

15

溶接可?

(条件による)セルアダプタ溶接試験
(5mm)

(mm)

20
AT本体送り出し精度(20mm)(今回実施)(今回の試験結果をインプット条件として、スリーブの送り出し工法の検討を今後実施)② 母材厚さ・母材(機器ハッチシェル)の板厚は90mmと厚い。(1号機の場合)⇒低温割れの懸念があるため、上記のギャップと併せて対応を検討
スリーブ遠隔設置イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.765◼ アクセストンネルとＰＣＶとの接続に関する作業ステップ(1/2)✓ 機器ハッチ前遮へい体の取り外しから機器ハッチ開口までの作業ステップについて、溶接・検査に関わる部分を中心に整理した。
：要素試験での確認対象【作業ステップ図(1/2)】① 遮へい体引き出し② 遮へい体撤去③ 足場撤去④ 機器ハッチ内錆び取り⑤ 3Dスキャン⑥ ATスリーブ設置⑦ 足場カバー設置⑧ ATスリーブ溶接©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.766◼ アクセストンネルとＰＣＶとの接続に関する作業ステップ(2/2)✓ 機器ハッチ前遮へい体の取り外しから機器ハッチ開口までの作業ステップについて、溶接・検査に関わる部分を中心に整理した。
：基礎試験での確認対象(参考)【作業ステップ図(2/2)】⑨ 機器ハッチ扉溶接⑩ 溶接部検査⑪ ＡＴユニット設置⑬ 溶接部検査⑭ 耐圧試験

⑮ 機器ハッチ開口⑫ ATユニット溶接©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.767◼ 要素試験模擬範囲✓ 機器ハッチとATスリーブの溶接に関する課題解決のため、要素試験を実施する。
①

溶接ロボット

カメラ

トーチ

溶接ヘッド

溶接時の軌跡(再掲)

模擬範囲
ATスリーブ

架台

機器ハッチ部分模擬体

要素試験での模擬設備※試験体は平板(詳細は次紙以降参照)

マニピュレータ（スライド台座付）

足場カバー
溶接ヘッド他(各種ユニット)

実機でのATスリーブ遠隔溶接©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】◼ 要素試験項目と判定基準
ID

1

確認項目

溶接方法

2
検査方法
3

試験項目

ギャップ
溶接試験

No.768
要素試験項目

試験要領・手順

判定基準

条件出し試験(※)にて決定した溶接条件にて、溶接機(ロボット含む)を用いて、部分的に模擬した機器ハッチおよびスリーブの溶接を行う。
ギャップ：7.5mm(5mm以上)、 7.5+αmm(20mm目標で限界値を確認)※条件出し試験
板厚およびギャップを模擬した環境で溶接を実施し、各パラメータ(積層方法、溶接姿勢、溶接入熱)の最適値を取得する。

蛍光PT適応性基礎試験

複数の磨きツールを用いて溶接ビード表面を磨き、磨きツールの違いによる蛍光PT結果の状態を確認する。
磨きツール案：フラップホイール/ナイロンブラシ/ワイヤブラシ等

溶接ビード
の研削性確
認試験

ギャップ溶接試験試験体の溶接ビードを研削し、研削ツールの違いによる溶接ビードの研削性を確認する。
研削ツール案：超硬バー(短/長)

備考• ギャップ7.5mm以上で溶接ができること(限界値を確認)。
[溶接部健全性に関する判定基準]
・PT、VT：外観上の割れまたはアンダーカット､オーバーラッ
プ､ク レータ､スラグ巻込み､ブローホール等で有害なものが無いこと・寸法測定：断面マクロ観察の結果より､所定･脚長(6mm以上)を満足すること・断面マクロ：上記脚長確認
・硬さ試験：参考測定•

データ取得のための基礎試験(判定基準なし)※蛍光PTができることを確認•

データ取得のための基礎試験(判定基準なし)

参考

参考【溶接に関わる試験ステップおよび確認項目(取得データ)(案)】 今後検討
条件出し試験
✓ 積層方法✓ 溶接姿勢✓ 溶接入熱✓ 溶接ギャップ

要素試験✓ 溶接ギャップ
（実機に近い設備）

フルモックアップ試験✓ 一連の手順✓ 前処理✓ 検査・補修✓ 溶接ひずみの確認✓ スペーサーの検討

実施範囲
TIG溶接の限界値を確認する試験。
(ひずみ等は本試験で得た結果を用いてモックアップ試験にて確認する)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.769◼ PCV接続スリーブ溶接条件出し試験の確認ステップ

条件出し試験および要素試験の詳細ステップ(確認内容)を以下に示す。
確認ステップ

1

2

3

4

5

確認試験体
(溶接方法)

材質

ギャップ
G

条件出し試験①

突合せ(ブリッジ溶接)

レール
走行
自動TIG

SS400
(P-1)

1mm
3mm
5mm

条件出し試験②

T継手(すみ肉溶接)

レール
走行
自動TIG

SS400
(P-1)

3mm
7.5mm

条件出し試験③

T継手(すみ肉溶接)

レール
走行
自動TIG

SS400
(P-1)

3mm
7.5mm

条件出し試験④

T継手(すみ肉溶接)

レール
走行
自動TIG

SS400
(P-1)

要素試験

T継手
(すみ肉溶接)

自動TIG
ロボット

SGV480SM400B
(P-1)

確認内容

溶接姿勢

⚫ ブリッジ溶接時の適正ギャップ(δ)

下向⚫ 各溶接姿勢における溶接可能条件

水平すみ肉
上向水平すみ肉立向上進
立向下進⚫ 各溶接姿勢におけるビードの安定性

水平すみ肉
上向水平すみ肉
立向上進
立向下進

20mm

⚫ 各溶接姿勢の積層手順

水平すみ肉
上向水平すみ肉
立向上進
立向下進

7.5mm
20mm

⚫ 設定した条件に対する成立性や作業に対する影響評価水平すみ肉
上向水平すみ肉立向上進(立向下進)

備考※SGV480は実機相当材©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.770◼ 要素試験内容(1/4)1-1)ギャップ溶接試験(条件出し①)
試験名称

継手区分

溶接
方法

設備

母材

溶材

ギャップG

溶接姿勢

ギャップ溶接条件出し試験

すみ肉溶接（ブリッジ溶接）

TIG

自動
溶接機

SS400
＋
SS400

TG-S50

1mm
3mm
5mm

水平すみ肉

備考

本試験(条件出し試験③④)前の基礎試験⚫ 1パスでブリッジ溶接ができない場合は片側からビードを繋げ、ブリッジ溶接時の適正ギャップ(δ)を確認する。
⚫ 予熱：なし

ギャップG
ＡＴスリーブ

試験体イメージ
ビード

機器ハッチ

ギャップG

②ブリッジ溶接
①下盛すみ肉溶接

③脚長溶接

ギャップ
（δ）

ギャップGが大きい場合の積層手順(案)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.771◼ 要素試験内容(2/4)1-1)ギャップ溶接試験(条件出し②)
試験名称

継手区分

ギャップ溶接条件出し試験

すみ肉溶接（ブリッジ溶接）

溶接
方法

設備

母材

TIG

走行レール
＋
自動溶接機

SS400
＋
SS400

溶材

ギャップG

溶接姿勢

TG-S50

3mm
7.5mm

水平すみ肉
立向(上進)
立向(下進)
上向水平すみ肉備考

本試験(条件出し試験③④)前の基礎試験⚫ ギャップGを設けた試験体を用いて溶接姿勢、溶接条件を変えながら適正溶接条件を確認する。
⚫ 予熱：なし

試験体イメージ
ギャップG

水平すみ肉

立向

上向水平すみ肉

積層の一例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.772◼ 要素試験内容(3/4)1-1)ギャップ溶接試験(条件出し③④)
試験名称

ギャップ溶接条件出し試験

継手区分

すみ肉溶接（ブリッジ溶接）

溶接
方法

設備

試験体形状

母材

TIG

走行レール
＋
自動溶接機

平板＋平板
(12t×200-800＋
90t×200-800)

SS400
＋
SS400

溶材

ギャップG

溶接姿勢

溶接部
健全性

TG-S503mm
7.5mm
7.5+αmm

水平すみ肉
立向(上進)
立向(下進)
上向水平す
み肉

PT
断面マクロ
VT
寸法測定

備考

⚫ 設備：条件出しのための自動溶接機。
⚫ 試験体：今回の試験体90mmは1F-1寸法。1F-2は80mm、1F-3は70mm。
⚫ ギャップ：7.5mm以上のギャップについては、試験状況に応じて設定する。追従可能な実力値を判断できるような事前試験も実施する。
一様なギャップとする。
⚫ 予熱：なし
条件出し(上向の場合)実機(上向の場合)

ギャップG

ギャップG
ＡＴスリーブ

溶接線
変位吸収機構t=12②ブリッジ溶接

溶接線
機器ハッチシェルt=90

平板(t=12)平板(t=90)
脚長(6mm以上)

機器ハッチ①下盛すみ肉溶接

800mm

③脚長溶接

ギャップGが大きい場合の積層手順(案)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.773◼ 要素試験内容(4/4)1-2)ギャップ溶接試験(要素試験)
試験名称

ギャップ溶接
要素試験

継手区分

すみ肉溶接
（ブリッジ溶接）

溶接
方法

設備

試験体形状

母材

TIG

マニプ
レータ
＋
新規小型
溶接ヘッド

平板＋平板
(12t×200-300＋
85t×90-300)

SM400B+
SGV480

溶材

ギャップ

溶接姿勢

溶接部
健全性

TG-S507.5mm
7.5+αmm
(限界値)

水平すみ肉
立向
上向水平す
み肉

PT
VT
断面マクロ
寸法測定
硬さ試験

備考
⚫ 設備：マニプレータ＋新規小型溶接ヘッド⚫ 試験体：今回の試験体90mmは1F-1寸法。1F-2は80mm、1F-3は70mm⚫ ギャップ：7.5mm以上のギャップについては、試験状況に応じて設定する。一様なギャップとする。
⚫ 溶接姿勢：立向きは条件出し試験結果にて判断⚫ 予熱：なし

要素試験架台

要素試験(上向の場合)ギャップ

機器ハッチ模擬：平板(t=85)
SGV480溶接線

小型TIG溶接ヘッド
スリーブ模擬：平板(t=12)SM400B300mm
脚長(6mm以上)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.774◼ 試験結果：確認ステップ(1) 条件出し試験①
確認内容

ブリッジ溶接時の適正ギャップ(δ)

確認方法

平板を並行に並べてギャップを形成し、ブリッジ溶接可能な適正ギャップ(δ)を確認する。

成果

ブリッジ溶接前の適正ギャップ(δ)を確認。ギャップ(δ)は2mm程度。

試験体

試験結果
ビード

ギャップ(δ)

ギャップG
ギャップG
ＡＴスリーブ機器ハッチ②ブリッジ溶接ギャップ（δ）

ギャップ(δ)は1mm、3mm、5mmで確認
ビード①下盛すみ肉溶接③脚長溶接

ギャップGが大きい場合の積層手順(案)

試験要領
1パスでブリッジ溶接ができない場合は片側からビードを繋げ、ブリッジ溶接時の適正ギャップ(δ)を確認する。

ブリッジ溶接前のギャップ(δ)ギャップ(G)が3mmにおいて溶け落ちが発生する条件有(写真はギャップG 5mm)
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.775◼ 試験結果：確認ステップ(2) 条件出し試験②
確認内容

各溶接姿勢における溶接可能条件

確認方法

ギャップGを設けた試験体を用いて溶接姿勢、溶接条件を変えながら適正溶接条件を確認する。

成果

各溶接姿勢における溶接施工条件を取得。

試験体

試験結果
ギャップG

ギャップG：7.5mm、溶接姿勢：水平すみ肉

拡大図
水平すみ肉

立向

取得した溶接条件
上向水平すみ肉積層の一例

ギャップG寸法は3mm、7.5mmで確認

電流(P) 電流(B) 電圧 溶接速度 溶接入熱AA
V
mm/min
J/cm
140
100
10
80
8000
~
~
~
~
~
240
90
200
11
18150
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.776◼ 試験結果：確認ステップ(3) 条件出し試験③(1/3)
確認内容

各溶接姿勢におけるビードの安定性

確認方法

条件出し試験②で得た溶接施工条件をベースに溶接を実施。
試験体を固定し、各溶接姿勢の模擬を行ない、自動溶接機を走行。

成果

安定したビードで溶接が可能であることを確認。ギャップG 3mm、7.5mmの溶接は、各溶接姿勢において問題なく施工できることを確認。

溶接要領
ギャップG

ＡＴスリーブ

機器ハッチ

機器ハッチ
必要脚長

適正
ギャップ(δ)狙い②ブリッジ溶接

①下盛すみ肉溶接③脚長溶接①下盛すみ肉溶接

必要脚長②ブリッジ溶接③脚長溶接＜溶接ステップ＞① 下盛すみ肉溶接 ：ギャップGを埋めるためのすみ肉溶接② ブリッジ溶接 ：下盛すみ肉溶接と機器ハッチを接続する溶接③ 脚長溶接：脚長を満足させるためのすみ肉溶接©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.777◼ 試験結果：確認ステップ(3) 条件出し試験③(2/3)
確認内容

各溶接姿勢におけるビードの安定性

確認方法

条件出し試験②で得た溶接施工条件をベースに溶接を実施。
試験体を固定し、各溶接姿勢の模擬を行ない、自動溶接機を走行。

成果

安定したビードで溶接が可能であることを確認。ギャップG 3mm、7.5mmの溶接は、各溶接姿勢において問題なく施工できることを確認。

試験体 ギャップG

溶接後試験体(上向水平すみ肉ギャップG 7.5mm)
溶接線

平板(t=90)平板(t=12)800mm（2000）（2000）

試験状況＜試験架台＞＜溶接状況＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.778◼ 試験結果：確認ステップ(3) 条件出し試験③(3/3)
確認内容

各溶接姿勢におけるビードの安定性

確認方法

条件出し試験②で得た溶接施工条件をベースに溶接を実施。
試験体を固定し、各溶接姿勢の模擬を行ない、自動溶接機を走行。

成果

安定したビードで溶接が可能であることを確認。ギャップG 3mm、7.5mmの溶接は、各溶接姿勢において問題なく施工できることを確認。

断面観察結果(上向水平すみ肉ギャップG 7.5mm)(観察位置は中央付近)

染色PT結果(上向き水平すみ肉ギャップG 7.5mm)

指示模様無し①②

寸法測定位置
測定位置①②

測定値(mm)

14.7

12.0

最小溶接脚長6ｍｍを満足©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.779◼ 試験結果：確認ステップ(4) 条件出し試験④(1/2)
確認内容

各溶接姿勢の積層手順

確認方法

溶接条件は確認ステップ3で確認した条件をベースに設定。ギャップGはATスリーブの設置精度を考慮して20mmとした。
試験設備および試験体についてもステップ3と同様。

成果

立向下進溶接以外はギャップGに関わらず安定したビードで溶接が可能であることを確認した。
ギャップG拡大時の積層手順を確認し、下盛すみ肉溶接の幅を広げ積層を増やすことで対応可能である見通しを得た。

試験体 ギャップG

試験状況(上向水平すみ肉 ギャップG 20mm)
溶接線

平板(t=90)平板(t=12)（2000）（2000）

試験状況

800mm

＜試験架台＞＜溶接状況＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.780◼ 試験結果：確認ステップ(4) 条件出し試験④(2/2)
確認内容

各溶接姿勢の積層手順

確認方法

溶接条件は確認ステップ3で確認した条件をベースに設定。ギャップGはATスリーブの設置精度を考慮して20mmとした。
試験設備および試験体についてもステップ3と同様。

成果

立向下進溶接以外はギャップGに関わらず安定したビードで溶接が可能であることを確認した。
ギャップG拡大時の積層手順を確認し、下盛すみ肉溶接の幅を広げ積層を増やすことで対応可能である見通しを得た。

断面観察結果(上向水平すみ肉ギャップG 20mm)

染色PT結果(上向きすみ肉ギャップG 20mm)(観察位置は中央付近)

指示模様無し寸法測定位置

測定位置①②

測定値(mm)

13.4

13.3

最小溶接脚長6ｍｍを満足©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.781◼ 試験結果：確認ステップ(5) 要素試験(1/4)
確認内容

設定した条件に対する成立性や作業に対する影響評価および設備の確認

確認方法

条件出し試験で設定した各溶接姿勢における基本溶接条件にて溶接を実施する。溶接は、マニピュレータに軽量小型
TIG溶接ヘッドを取り付けて行う。

成果

条件出し試験で取得した溶接条件で溶接は可能であることを確認した。（但し、パス間での磨きが必要になったため、実機での作業効率低下が懸念されるため、シールド性の向上による磨き回数の低減が必要）

試験写真

試験結果(水平すみ肉ギャップG 20mm)

ＳＭ４００Ｂ

ＳＧＶ４８０＜マニピュレータ設置＞＜アーク出し中＞＜溶接機＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.782◼ 試験結果：確認ステップ(5) 要素試験(2/4)
確認内容

設定した条件に対する成立性や作業に対する影響評価および設備の確認

確認方法

条件出し試験で設定した各溶接姿勢における基本溶接条件にて溶接を実施する。溶接は、マニピュレータに軽量小型
TIG溶接ヘッドを取り付けて行う。

成果

条件出し試験で取得した溶接条件で溶接は可能であることを確認した。（但し、パス間での磨きが必要になったため、実機での作業効率低下が懸念されるため、シールド性の向上による磨き回数の低減が必要）

断面観察結果(上向水平すみ肉ギャップG 20mm)

硬さ試験結果(上向水平すみ肉ギャップG 20mm)(観察位置は中央付近)
ビッカース硬さ(Hv 9.8N)

①
②

測定位置

①

②

測定値(mm)

16.8

17.4

最小溶接脚長6ｍｍを満足©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.783◼ 試験結果：確認ステップ(5) 要素試験(3/4)
確認内容

設定した条件に対する成立性や作業に対する影響評価および設備の確認

確認方法

条件出し試験で設定した各溶接姿勢における基本溶接条件にて溶接を実施する。溶接は、マニピュレータに軽量小型
TIG溶接ヘッドを取り付けて行う。

成果

条件出し試験で取得した溶接条件で溶接は可能であることを確認した。（但し、パス間での磨きが必要になったため、実機での作業効率低下が懸念されるため、シールド性の向上による磨き回数の低減が必要）

染色ＰＴ検査の結果(上向水平すみ肉ギャップG 20mm)
指示模様無し蛍光ＰＴ結果(上向水平すみ肉ギャップG 20mm)
指示模様無し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.784◼ 試験結果：確認ステップ(5) 要素試験(4/4)
確認内容

設定した条件に対する成立性や作業に対する影響評価および設備の確認

確認方法

条件出し試験で設定した各溶接姿勢における基本溶接条件にて溶接を実施する。溶接は、マニピュレータに軽量小型
TIG溶接ヘッドを取り付けて行う。

成果

条件出し試験で取得した溶接条件で溶接は可能であることを確認した。（但し、パス間での磨きが必要になったため、実機での作業効率低下が懸念されるため、シールド性の向上による磨き回数の低減が必要）

酸化物の発生ノズル形状の変更

立向上進ギャップG20mm

シールド性の向上

酸化物の発生はピットやブローホールなどの溶接欠陥に繋がる。シールド性が主要因と考えられる。

シールドガスノズル変更によりシールド性を向上→ただし、パス間磨きが必要(溶接は可能)
実機施工を考慮し、更なるシールド性の向上を図る©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.785◼ 試験結果：まとめ
条件出し試験および要素試験で得られた成果を示す。
確認ステップ

1

2

3

4

5

確認内容

条件出し試験①

条件出し試験②

条件出し試験③

条件出し試験④

要素試験

成果

溶接姿勢

⚫ ブリッジ溶接時の適正ギャップ(δ)を確認。ギャップ(δ)は2mm程度。

下向

各溶接姿勢における溶接可能条件⚫ 各溶接姿勢における溶接施工条件を取得

水平すみ肉
上向水平すみ肉立向上進
立向下進

各溶接姿勢におけるビードの安定性⚫ 安定したビードで溶接が可能であることを確認⚫ ギャップG 3mm、7.5mmの溶接は、各溶接姿勢において問題なく施工できることを確認

水平すみ肉
上向水平すみ肉立向上進
立向下進

各溶接姿勢の積層手順⚫ 立向下進溶接以外はギャップGに関わらず安定したビードで溶接が可能であることを確認⚫ ギャップG拡大時の積層手順を確認し、下盛すみ肉溶接の幅を広げ積層を増やすことで対応可能である見通しを
得た

水平すみ肉
上向水平すみ肉立向上進
立向下進

設定した条件に対する成立性や作業に対する影響評価

条件出し試験で取得した溶接条件で溶接は可能であることを確認した。（但し、パス間での磨きが必要になったため、実機での作業効率低下が懸念されるため、シールド性の向上
による磨き回数の低減が必要）

水平すみ肉
上向水平すみ肉立向上進(立向下進)

ブリッジ溶接時の適正ギャップ(δ)

備考：※SGV480は実機相当材

立向下進以外の溶接姿勢でギャップ20mmの溶接が出来る見込みを得た。
プロセス管理が重要なことが分かったので、プロセス管理の具体化など引き続き検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.786◼ 第7回共通基盤技術レビューＷＧ(溶接技術)における議論No.

レビュー頂いた内容

レビュワーからの主なコメント

1

溶接ギャップ5mm以上の溶接の実現性⚫ ギャップが20mmのブリッジで溶接するので、初期のビードにクラックがないということを証明する必要がある。現地では断面マクロや硬さ試験はできないので、モックアップ試験でデータを取得しプロセス管理を実施して同じように保証できるというシナリオ考えるべきである。
⚫ 品質はプロセス管理が必要のため、プロセス管理の項目を具体的に検討すること。今回の試験の結果もエビデンスとして提示できるだけの内容を確認しておくこと。
⚫ プロセス管理は、非常重要。姿勢が上向水平、立向、下向と変わっていく中でギャップを埋める必要があり、溶接電流、溶接電圧、溶接速度のパラメータ以外にも、溶接の狙い位置も非常に重要なのでどのように管理していか検討する必要がある。

2

母材厚さによる低温割れ発生の危険性⚫ 実機の予熱温度はミルシートに全ての成分が記載されていないので算出が難しい。よって、相当材で割れ感受性のデータを集め、
PWHT/予熱を避けることができないかと考えている。割れ感受性が高ければ予熱または予熱不要の方法をする必要がある。

3

溶接部の長期信頼性と保守性⚫ 設計寿命が50年なのに建設当初だけの耐圧試験、漏洩試験しかできないようになっているので規制庁から溶接の品質を厳しく要求される可能性があるのでそのようなことも考慮に入れてどうするかを決めておくべきである。
⚫ 体積検査の方法については、現状良い案はない。APCDなど使用できないか引き続き検討すること。

今後の検討項目(次回WGにおける議論)⚫ 溶接施工のプロセス管理項目と内容を具体化する。
⚫ 供用中の点検・補修を勘案したアクセストンネルの再検討を行う。
⚫ リスク管理に基づいた説明シナリオを複数作成する。
⚫ アクセストンネルのクラス分類を再検討し、説明シナリオを検討する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.787◼ 課題整理(閉じ込めに関わる課題)
No.

1

2

3

課題

TIG/すみ肉溶接では溶接可能
ギャップが0～5mm程度までであるため、アクセストンネルスリー
ブ設置時に想定されるギャップ(最大20mm)への対応が課題となっている。

母材の厚さにより、一般的には
溶接後熱処理(または予熱)を実施するが、機器ハッチシェル全体の加熱は困難である。

溶接後、寸法検査、蛍光PTおよび耐圧試験の実施を検討しているが、疑似欠陥の発生や水を使用することによる錆の発生などが課題として考えられる。

区分

溶接

溶接

検査

試験/検討結果⚫ 全ての姿勢においてギャップ7.5mmまでの溶接が実施できることを確認した。
⚫ 立向下進以外は、ギャップ20mmまで溶接できることを確認し、適正な溶接条件を取得した。
⚫ 条件出し試験の初期段階で融合不良が発生した。(課題①)⚫ 要素試験の一部の条件で酸化物の付着が発生しており、層間の研磨により対応した。(課題②)⚫ アクセストンネルをクラス4とした場合、規格上は溶接後熱処理(予熱含む)は定められていないが、母材のが70～90mmと厚いため、一般的には予熱を実施する必要がある。(課題③)⚫ アクセストンネルをクラス4以外とした場
合、規格上溶接後熱処理が定められており、溶接後熱処理(または予熱)を実施する必要がある。(課題③)⚫ 疑似欠陥の発生を防ぐためには研磨が重要であり、基礎試験にて疑似欠陥が出にくい研磨材を選定した。
⚫ 蛍光PT以外の検査方法について継続
して検討を実施する。(課題④)

本補助事業で抽出された課題と対応方針
課題①融合不良(対応方針) トーチの狙い位置の不備によるものであり、技量アップにより改善のできるものである。実機に向けてモックアップおよびトレー
ニングにより技量アップを行い、全体的なプロセス管理を行う。
課題②酸化物の発生(対応方針) 酸化物の原因はシールド性と考えられる。研磨による対応も可能ではあるが、実機施工を考慮し小型溶接ヘッドのシールド性の向上を検討する。
その他：立向下進溶接(対応方針) ギャップ20mmまで対応できていないが、立向上進にて代替可能であり、立向下進のギャップ20mmまで対応可能な溶接条件の取得は実施しない。必要性が明らかになった段階で実施する。

課題③予熱の実施(対応方針①) 試験(T字継手)の実施により、割れないことを確認する。
必要に応じてヒートボックスの作成を行う。
(対応方針②) 機器ハッチシェル全体を予熱することは難しいため、部分的な予熱方法による実施や他の溶接方法を検討する。

課題④検査方法の検討(対応方針) 溶接WGなどにおいて有識者と意見交換を行いながら引き続き検討を実施する。
その他：疑似欠陥の発生(対応方針) 今回の試験は基礎試験のため、今回選定した研磨材を用いて実環境に近い試験を実施し、蛍光PTの実現性を確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.788◼ 課題整理(モックアップまでに検討/確認する項目)
No.

①

検討/確認項目

プロセス管理の具体化検討確認する由来(本補助事業で抽出された課題)

検討概要

融合不良

実機は遠隔施工であり、カメラ視野も限られる。そのため、トーチの狙い位置や角度等をモックアップにて確認しておく必要があり、何を確認するのか具体化を行う必要がある。

②

小型溶接ヘッドの検討

酸化物の発生

条件出し試験においては酸化物の発生は見られなかった。ガスノズルの最適化により、酸化物の発生を抑え研磨の回数を極力減らす必要がある。

③-1

低温割れ試験の検討

予熱の実施

試験(T字継手)の実施により予熱無しにおける低温割れ防止の検証方法や溶接方法の検討を実施する。

③-2

予熱方法

予熱の実施

機器ハッチの予熱方法(部分および全体)の検討を実施する。
(③-1で実施できる場合はこの限りではない)④

蛍光PT以外の検査方法の検討

検査方法の検討

遠隔で実施可能な方検査法について引き続き検討を行う。

⑤

溶接の手順等の詳細(仮止めや溶接の順番)

立向下進溶接(課題ではないが試験結果を受けて)本補助事業において立向下進は立向上進で代替できるため、
ギャップ7.5mmまでの溶接条件の確認とした。しかし、溶接の手順によっては立向下進で実施した方が作業性等が良い場合も考えられる。まずは、手順等を検討することにより、立向下進の必要性を明らかにする。

⑥

選定した研磨材の実環境適用性

疑似欠陥の発生(課題ではないが試験結果を受けて)本補助事業において取得したデータを基に、実環境における適用性を検討・評価する必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.789◼ アクセストンネル全体の課題整理(1/2)
No.

1

2

3

課題

概要

対応方針

シールドブロック(1号機)およびBSWのブロックアウト(2、3号機)(1号機)既設シールドプラグを引き抜いた
後、アクセストンネル本体と干渉するため撤去が必要。
(2、3号機)BSWをブロックアウト(1号機)一体取り出しまたは細断案について引き続き検討を行う。
(2、3号機)遠隔でのブロックアウト方法について過去の事例などから検討を行う。
また、床面(アクセストンネルスリーブ設
置面)の整備を含め検討を行う。

R/B内干渉物の撤去

アクセストンネル設置時にR/B内の既設構
造物とアクセストンネルスリーブおよびアクセストンネル本体が干渉する。干渉物の撤去が必要であり、高線量の構造物もあると考えられる。

R/B内の干渉物の調査および撤去方法の検討を実施する必要があり、撤去に課題がないか等早期に検討を行う必要がある。

アクセストンネルスリーブの設置
精度

アクセストンネルスリーブはPCV機器ハッ
チシェルに溶接(本PJとの溶接試験内容)
にて接続する。ギャップ20mmにおいても溶接が出来ることは確認できたが、現場施工性、溶接時の熱収縮の影響、品質を考慮するとギャップを可能な限り小さくすることが必要である。

引き続き遠隔設置装置の検討および設
置精度の検討・確認を実施する。

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.790◼ アクセストンネル全体の課題整理(2/2)
No.

課題

概要

対応方針

4

アクセストンネル本体送り出し重量の低減による送り出し設備の小規模化および設置工程の短縮

アクセストンネル本体の送り出し重量は約
430ton、バランスウェイトを含めると1000tonを超える。そのため、送り出し設備
およびR/B外の整備が大規模であり、増設建屋建設工事などR/B周辺整備を開始
できないなど課題がある。

アクセストンネルの軽量化(必要遮へい
厚さの見直し)および送り出し重量の低減(後設置遮へい体工法)の検討を引き続き実施する。合わせて、設置設備の見直し(仮設建屋など)を行う。

5

アクセストンネル本体とアクセス
トンネルスリーブの接続方法

接続は剛接合とする方針であるが、その構造および接続時の位置合わせに課題がある。

引き続き検討をを実施し、必要に応じてモックアップ試験などの提案を実施する。

変位吸収機構の成立性および製作性

アクセストンネルスリーブとPCVの変位は面間距離が短いため、一般的な金属ベローズでは吸収できず、新規の変位吸収機構を開発する必要がある。

軸方向はベローズ、軸直角方向は摺動
フランジにて変位吸収を検討中。検討した変位吸収機構を製作し、機能試験(変位量の確認/漏えい量の確認)を実施する。

安全確保PJで検討を実施中。

アクセストンネル本体送り出し時の支承部の設計

アクセストンネルの送り出しでは、アクセス
トンネルを旋回させて送出す必要がある。
旋回は支承部(スライド部)に一部荷重を預けてスライドさせるため、支承部の設計が重要となり、橋梁などでも前例がなく開発が必要である。

支承部(スライド部)の詳細設計を実施し、実重量にて旋回を実施し、支承部の確認を実施する。

安全確保PJで検討を実施中。

6

7

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅰ)② 接続部の閉じ込め機能確保技術 】

No.791◼ まとめ➢遠隔作業を考慮した機器ハッチ前遮へい体取り外しからアクセストンネルのＰ
ＣＶ接続までの作業手順を立案し、非遠隔作業について被ばく線量の試算を実施した。

➢ＰＣＶとATスリーブ、ATスリーブとアクセストンネルの取り合い構造を検討し、Ｐ
ＣＶ(機器ハッチ)とATスリーブの溶接接続に関する要素試験計画を立案した。
➢要素試験計画に基づき、溶接に関する要素試験を実施し、ギャップ20mmの溶接においても溶接可能なことを確認した。
➢ATスリーブとアクセストンネルの取り合いについては引き続き検討を実施する。
➢ATスリーブの構成要素である変位吸収機構についてはスリーブ本体と組み合

わせ、継続して検討する(安全確保PJにて試験を実施予定)。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.792３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発⚫ 臨界管理のための技術開発の全体像
今回の範囲
2020年度②臨界近接監視①臨界防止

・臨界に近づいていないかを監視（取り出し作業域近傍）
・臨界の前に対応

a.臨界にならないよう作業手順を制限・
管理

中性子
検出器

2019 b.中性子吸収材の投入
年度 ①溶解性中性子吸収材（ホウ酸水）②非溶解性中性子吸収材③臨界検知

・臨界の兆候を速やかに検知(格納容器全体)

ガス放射線
モニタ

緊急ホウ酸
注入

④影響緩和
・臨界になったら速やかに停止B4C金属 B・Gd入
焼結材 ガラス材

Gd2O3
粒子

水ガラス
/Gd2O3造粒紛©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.793３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発① 臨界監視の管理方法の技術開発
これまでの開発成果と本年度（2020年度）の実施内容
最終目標

未臨界度
測定技術の
確立

実機適用までの達成目標① 測定手法の確立

炉雑音法と中性子源増倍法を組み合わせた手法を選定（完了）
測定誤差低減のための検出器感度・配置を検討② システム仕様策定

検出器、測定回路等のシステム仕様を策定（完了）③ 中性子検出器の仕様

中性子検出器の仕様策定と試作機用の検出器選定④ システム設計・試作

試験用システムとして中性子検出器と測定回路と分析用PCで構成されるシステムを試作⑤ 未臨界度測定の成立性確認① 中性子検出器の現場への適用性確認

燃料デブリ取り出しシステムへの組み込み

達成状況② 電磁ノイズ対策③臨界近接管理手順の検討

本年度の内容均一燃料デブリ模擬条件で確認（KUCA試験#1/#2）
大型燃料デブリ模擬条件で確認（KUCA試験#3）

不均一な燃料デブリ/非溶解性中性子吸収材を用いた条件の確認試験（KUCA試
験#4）の評価

ロボットアームで移送するための中性子検出器ユニットの仕様項目を整理
ケーブルハンドリング概念を策定

・代替中性子検出器（コロナ型、SiC型、マルチセルHe-3型）の試作と基本性能確認
・中性子検出器ユニットの設計試作
・プリアンプの耐放射線性の検討

模擬ノイズによる影響を評価、対策案を整理測定に要する時間を評価

デブリ取り出し工法の各ステップでの臨界近接監視の手順©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.794３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発① 臨界監視の管理方法の技術開発
燃料デブリ取り出し作業に起因する臨界の発生を防止するためには監視しながら、慎重な取り出し作業が求められる。そこで、福島第一原子力発電所の状態を模擬した大型で複雑な燃料分布体系での未臨界度測定精度を確認し、未臨界度測定の成立性を確認する。また、関連事業「燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術開発事業（小型中性子検出器の開発）」の成果を踏まえ、中性子検出器の現場への適用性を確認する。あわせて、東京電力のエンジニアリングと連携し、臨界近接監視手順の策定、管理パラメータの設定方法を含む管理手順の立案等を行い、現場適用のための実証計画の策定等の検討を行う。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a.未臨界度測定の成立性確認
・京都大学臨界試験装置（KUCA）において、既存の中性子検出器（B-10比例計数管）を用いて未臨界度測定試
験（ファインマンα法）を実施して、不均一な燃料デブリや中性子吸収材が混合している場合の成立性を確認した。

b.中性子検出器の現場への適用性確認
・現場への適用性向上を図り、小型化された３種類の中性子検出器を新たに試作して、基本性能確認試験を行い、未臨界度測定への適用性を確認した。なお、当初はKUCA試験(注；上記のKUCA試験とは別)を予定していたが、KUCAが運転停止(*)となったため、デブリ模擬炉心での検証については次年度以降に計画を変更し、中性子源を用いた基本性能確認試験で適用性の見通しを得た。
c.臨界近接管理手順の検討

・燃料デブリ取り出し工法の各ステップでの臨界管理の考え方を整理して、臨界近接監視の方法と制約条件、臨界管理上の注意点を整理した。
(*) 京都大学のKUCA許認可に係る事故評価の誤りにより、2020年12月以降KUCAの運転が中止された。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.795

新型コロナウィルス影響およびKUCAで設置変更申請が必要となったこと等により、2020/11月以降に【凡例】 計画：実績：
遅延が生じたため、以降のスケジュールを見直した⚫ 開発工程2019年度

検討項目
４

5

6

7

8

9

10

11

2020年度
12

1

2

3

中間報告
▼

主要なマイルストーン計画

a. 未臨界度測定の成立
性確認

5

6

7

8

中間報告
▼
未臨界度測定手法
確認試験（KUCA）

準備

4

9

10

11

12

1

2

3

最終報告
▼

中間報告
▼

評価

役務許可手続試作仕様
準備/試作仕様b.中性子検出器の現場
適用性

検出器
評価試験
試験装置
輸送
組み込み （KUCA）
評価

装置製作（B10コロナカウンター）

装置設計（SiC型半導体検出器）

装置設計・製作
検出器
評価試験（KUCA）
評価

検出器評価試験体系検討
デブリ上への設置構造 計画・設計

装置製作
耐環境試験
評価

c.臨界近接監視手順

測定手法の成立

まとめ
検出器候補の選定

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.796a. 未臨界度測定の成立性の確認⚫ 開発の目的➢ ２号機ペデスタルのように、大きく広がった燃料デブリの未臨界度を測定する手法を開発する。
⚫ 解決すべき課題➢ （最小臨界量よりも）大きな燃料デブリでは、局所的に臨界になり易い部分となり難い部分が混在していると考えられ、こうした不均一の体系に対する未臨界度測定の知見がない。
➢ 燃料デブリ加工・取り出しの際には、非溶解性の中性子吸収材を投入する可能性があるため、未臨界度測定への影響が懸念される。

⚫ 開発の進め方➢ 京都大学臨界試験装置（ＫＵＣＡ）において大型不均一燃料デブリを模擬した未臨界体系を構築し、臨界近接監視システムを用いて未臨界度測定試
験を行う。（図１）➢ また、炉心部と検出器の間に中性子吸収材を配置した体系において未臨
界度測定試験を行う。（図2）⚫ 得られる成果➢ 燃料デブリの未臨界度測定において見込むべき誤差➢ 燃料デブリに対する測定の方法（検出器感度、配置、測定時間）

中 性子増 倍しやすい領域

中性子増倍しにくい領域

中性子検出器
中性子吸収材

炉心部
中性子
検出器

図1 不均一体系の試験イメージ

図2 中性子吸収材を用いた試験イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.797a. 未臨界度測定の成立性の確認⚫ 試験装置の概要➢ 京都大学臨界試験装置（ＫＵＣＡ）（図1）➢ 燃料：濃縮ウラン➢ 減速材：ポリエチレン（固体減速材）➢ 濃縮ウランセルの枚数やポリエチレンセルの枚数、吸収材含有セル等の枚数を変えて所望の燃料デブリ模擬炉心を準備する。

⚫ 試験期間2020.2.18～2020.2.27

5cm×5cm⚫ 臨界近接監視システム➢ 中性子検出器：Ｂ－１０比例計数管型×３本（図2、3）➢ 観測された中性子信号の時刻歴を100nsecの間隔で識別して記録（図4）➢ ファインマンα法による分析を実施

出典: http://www.rri.kyotou.ac.jp/shiroya-lb/kuca.htm
図3 測定装置【臨界に近づく場合】

ウランの連鎖反応による中性子が支配的U235

短時間内に複数の信号
／時間相関
時刻T

図4 中性子信号の時系列データ

有感長150 mm

φ25.4 mm

図2 Ｂ-１０比例計数管型 中性子検出器

図1 ＫＵＣＡ臨界実験装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.798a. 未臨界度測定の成立性の確認⚫ 試験の目的➢ 不均一な燃料デブリ分布へのファインマンα法による未臨界度測定の適用性確認➢ 中性子吸収材が混合する燃料デブリ分布への未臨界度測定の適用性確認⚫ 試験の方法➢ Uとポリエチレンと黒鉛の構成を変えて反応度の異なる３種類の燃料で不均一分布を模擬（図１）➢ 一部に中性子吸収板（LiF）を混合して非溶解性吸収材が混合した状態を模擬（図２）➢ ３本の中性子検出器の配置を変えて未臨界度を測定（図１、２）

1
ぬ
る
を
わ
か
よ
た
れ
そ
つ
ね
な
ら
む
う
ゐ
の
お
く
や 3

2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29

2 ●試験炉心の特徴
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 ・燃焼度が低い（反応度大）デブリと燃焼度が高い
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 22 （反応度小）デブリが隣接しているデブリ分布を模擬
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 3 2 2 2
2 ・デブリ取り出し箇所に水が浸入した場合を模擬
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 3 2 2 2
2 ・中性子源は燃焼度が高い側に存在
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 ・ｋeff＝０．８９（Ｍ＝９．４）
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 ②ポリ
2 2 2 22 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2・反応度小
2 2 2 2 2 2 ・反応度大2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 ・反応度小
2 2 2 2 2・水あり
・水あり
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 ・水なし
2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 3 3 2 2 2 2 2 2 2 21 21 21 21 21 21 23 23 23 26 26 26 2 2 2 2 2
2 3 3 2 2 2 2 2 2 2 21 21 21 21 21 21 23 24 23 26 27 26 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 21 21 21 21 21 21 23 23 23 26 26 26 2 2 2 2 2
2 ⑪：中性子検出器
2 2 2 2 2 2 2 2 2 11 2 11 2 2 11 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
中性子源
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 ③ボイド
2 2 2 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 23

図1 不均一な燃料デブリ分布を模擬した試験炉心

1
ぬ
る
を
わ
か
よ
た
れ
そ
つ
ね
な
ら
む
う
ゐ
の
お
く
や 3

2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29●試験炉心の特徴
2 ・燃焼度が低い（反応度大）デブリと燃焼度が高い
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2（反応度小）デブリが隣接しているデブリ分布を模擬
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2・デブリ取り出し箇所に水が浸入した場合を模擬
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2・中性子源は燃焼度が高い側に存在
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2・中性子吸収材の存在を模擬
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 ・ｋeff＝０．７８（Ｍ＝４．６）
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 ・反応度大2 2 2 2 2
2 2 2 2 ・水あり
2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 3 3 2 2 2 2 2 2
2 3 3 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 ⑪：中性子検出器
2 2 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 ③ボイド
2 2 2 22 2 2 2 2 2 2 2

2 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2
2 3 3 2 2 2
2 3 3 2 2 2
2 2 2 2 2 2
2 2 ②ポリ2 2 2 22 2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2
・中性子吸
・反応度小
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 ・反応度小
2 2 2 2 2
収材含入・水あり
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 ・水なし
2 2 2 2 2
2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 2 22 21 21 21 21 21 21 23 23 23 26 26 26 2 2 2 2 22 21 4 4 4 21 21 23 24 23 26 27 26 2 2 2 2 22 21 4 4 4 21 21 23 23 23 26 26 26 2 2 2 2 2
2 2 2 11 2 2 2 2 11 2 2 2 2 2 2 2 2 2
中性子源
2 3 3 3 3 3 11 3 3 3 3 3 3 2 2 2 2 2
2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 2 2
2 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 2 2 2 23

図2 中性子吸収材の混合を模擬した試験炉心©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.799a. 未臨界度測定の成立性の確認⚫ 試験の結果➢ 不均一な燃料デブリ分布を模擬した試験炉心➢ 不均一な燃料デブリでは、ファインマンα法による未臨界度の測定値に位置依存性が生じることを確認した。（-6～+4%dk/k）➢ 反応度が高い燃料体の近傍に検出器を配置すると体系全体の実効増倍率に近い推定値が得られた。
➢ 炉心から離れると若干大きい実効増倍率の推定値が得られた。

➢ 中性子吸収材の混合を模擬した試験炉心➢ 中性子吸収材が混在している場合でも、ファインマンα法による未臨界度測定が可能であることを確認した。（-15～+14%dk/k）
炉心隣接

炉心から1セル

炉心から2セル

炉心から3セル

炉心隣接

1.00

炉心から2セル

炉心から3セル

1.00
keffの参照解

0.90

0.90

0.80

実効増倍率keffの推定値

実効増倍率keffの推定値

炉心から1セル

0.70
0.60

0.50
0.40

反応度 大
の領域

0.30
0.20

反応度 小
(kinf=0.60)

反応度 小(kinf=0.36)

0.10

keffの参照解

0.80
0.70
0.60

0.50
0.40
0.30

吸収材混合
した領域

0.20

反応度 小
(kinf=0.60)

反応度 小(kinf=0.36)

0.10

0.00

0.00
11

12

13

14

15

16 17 18 19
列方向の位置202122

図1 不均一な燃料デブリ分布を模擬した試験炉心

23

24

11

12

13

14

15

16 17 18 19
列方向の位置

20

21

22

23

24

図2 中性子吸収材の混合を模擬した試験炉心©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.800a. 未臨界度測定の成立性の確認 成果まとめ⚫ 京都大学臨界試験装置（KUCA）にて試験を行い、不均一な燃料デブリでは測定値に位置依存性が生じることを確認した。
⚫ 中性子吸収材が混在している場合でも、未臨界度測定が可能であることを確認した。
⚫ 燃料デブリの未臨界度測定において見込むべき誤差の程度を把握した。
⚫ 燃料デブリに対する測定方法（検出器感度、配置、測定時間）による実効増倍率推定値の傾向を把握した。
⚫ 実験の傾向を再現するようにシミュレーションモデルを調整して、現場で想定されるデブリに対する未臨界度測定の事前検討を行うことが今後の課題である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.801b. 中性子検出器の現場への適用性確認⚫ 開発の目的➢ 燃料デブリの未臨界度を測定するために、ロボットアームで搬送して燃料デブリ上に設置可能な中性子検出器ユニットの基本仕様を策定する。（図１）（注）ユニット：複数のセンサーと遮へい、場合によってはプリアンプを含む一体構造を示す⚫ 解決すべき課題➢ 燃料デブリの未臨界度を測定するための中性子検出器には、高感度・高時間分解能・ガンマ線耐性・電磁ノイズ耐性、が求められる。
➢ ロボットアームで搬送するためには、小型・軽量化が求められている。
⚫ 開発の進め方(b-1) 小型軽量化に向けた代替中性子検出器候補の仕様検討 （その1 RosRAO社Corona型）(b-2)小型軽量化に向けた代替中性子検出器候補の仕様検討（その2 IPL社SiC型）(b-3) 検出器ユニット構造の検討（CETD社マルチセ
ル型He-3比例計数管）(b-4) ノイズ対策の検討(b-5) プリアンプの耐放射線性（積算線量）の検討⚫ 得られる成果➢ 中性子検出器ユニットの基本設計➢ 中性子検出器の代替候補

コネクタでケーブル接続(アーム内を通す)
ツールチェンジャー

図1 横取り出し工法における中性子検出器ユニットのイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.802b. 中性子検出器の現場への適用性確認⚫ 各検出器の開発の位置づけ
未臨界度測定（Feynman-α法）への適用が確認されている既存の技術から候補を選定
B-10/He-3比例計数管(*1)

課題・高ガンマ線環境下で中性子検出感度が不足
・大型・重量化

対策
・複数単位を集めて感度を向上
・単純に複数個を束ねるのではなく、マルチセル構造の採用で小型軽量化
マルチセル型He-3比例計数管

対策

耐ガンマ線に優れた代替候補

未臨界度測定（Feyman-α法）への適用が未確認の新技術

SiC型検出器

Corona型検出器(*2)

比較評価 KUCA試験結果(*3)に基づき、未臨界度測定性能を比較評価（実際の工事の段階では、現場状況と取り出し工法に応じて適切なものを選択する）*1 改良小型B-10比例計数管を含む*2 中性子有感物質として、B-10を用いる場合とHe-3を用いる場合がある*3当初はKUCA試験を予定していたが、KUCAが運転停止となったため、代替手段として中性子源を用いた基本性能確認試験で適用性の見通しを得た。KUCAを用いたデブリ模擬炉
心での検証については次年度の補助事業公募で提案中。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.803b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-1.小型軽量化に向けた代替中性子検出器候補の仕様検討（その1 RosRAO社*1Corona型）⚫ 実施内容関連事業「燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術開発事業（小型中性子検出器の開発）」の成果を踏まえ、小型中性子検出器（Ｃｏｒｏｎａ検出器）の現場への適用性確認のための試作機の仕様をまとめ、基本性能確認試験を実施した。
コロナ放電

He97%
Ar3%

KUCAで性能試験するための試作機(検出部)に対する要求仕様

環境条件

要求仕様
温度：0～40℃
湿度：結露しないこと
γ線バックグラウンド線量率：～100mGy/h

寸法

KUCAを構成するアルミ製角パイプの内部に収容できる大きさとし、有感長は炉心高さ350mmとして設定する。

材質

封入ガス：Ar、He
中性子コンバータ：10B 及び 3He

熱中性子
感度

2cps/nv以上（10Bタイプ）
15cps/nv以上（3Heタイプ）

コロナ検出器のイメージ(B-10コロナ検出器)
出典：Proposal on the neutron detector for the fueldebris criticality monitoring (RR-16-2019-NDS)

パルス増幅率(信号の大きさ)項目

コロナ放電領域
封入ガス主成分にHeを使用、高負荷の抵抗(～100MΩ)を用いる 等により電子なだれを抑制*1 RosRAOはFEOに社名変更した

図1 Corona検出器の概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.804b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-1.小型軽量化に向けた代替中性子検出器候補の仕様検討（その1 RosRAO社*1Corona型）
Corona型検出器 試作機性能確認試験の概要（10B）
項目

試験方法

熱中性子感度FEO社におけるCs-137照射場における中性子照射試験

3.4 cps/nv (0 Gy/h)
2.7 cps/nv (8Gy/h)
KUCAでの未臨界度測定試験に適用可能

中性子源測定時のパルス波形の観察

2μsec
未臨界度測定に適用できる範囲だが、時間分解能が長いため測定誤差への影響が懸念される

自発核分裂中性子源Cf-252を用いたFeynmanα測定試験

理論曲線が得られたことから未臨界度測定へ適用できると評価（右下図）

中性子時間
分解能
未臨界度測定への適用性

結果

4.5E-02
4.0E-02

プリアンプ

3.5E-02
3.0E-02

Y値

2.5E-02

Y値：参照値 = 0.018

2.0E-02
1.5E-02

Corona検出器
Φ25.4×260mm

図1 Corona型検出器（10B）の外観

1.0E-02

5.0E-03
0.0E+00
0.0E+00

5.0E-03

1.0E-02

1.5E-022.0E-02

ゲート幅 (sec)

図2 Cf中性子源に対するFeynman-α測定結果（10B）⚫ 残された課題
臨界集合体試験設備（KUCA）での性能確認試験により現場への適用性を確認する。
*1 RosRAOはFEOに社名変更した©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.805b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-2.小型軽量化に向けた代替中性子検出器候補の仕様検討（その2 IPL社SiC型）⚫ 実施内容関連事業「燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術開発事業（小型中性子検出器の開発）」の成果を踏まえ、小型中性子検出器（半導体中性子検出器）の現場への適用性確認のための試作機の仕様をまとめ、基本性能確認試験を実施し、試作を完了した。

KUCAで性能試験するための試作機(検出部)に対する要求仕様
項目

要求仕様

環境条件

温度：0～40℃
湿度：結露しないこと
γ線バックグラウンド線量率：～100mGy/h

寸法

KUCAを構成するアルミ製角パイプの内部に収容できる大きさとし、有感長は炉心高さ350mmとして設定する。

材質

基材： 薄型SiC半導体
中性子コンバータ：10B

熱中性子
感度

KUCAでの炉雑音法測定に必要な熱中性子感度として5~10cps/nvとするが、有感長、外径サイズ等から具体的な実現可能な感度を詳細設計・製作段階で評価する検出器（センサーチップ72枚/1基板×4基板）及び検出システム概念構成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.806b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-2.小型軽量化に向けた代替中性子検出器候補の仕様検討（その2 IPL社SiC型）
SiC型検出器 試作機性能確認試験の概要
項目

試験方法

結果

熱中性子感度NPL(英国物理研究所)の標準照射場での中性子照射試験

KUCAでの炉雑音法測定に十分な感度である、8cps/nvが得られていることを確認

NPLでの標準ガンマ線源を用いた照射試験

ガンマ線感受性は低く、デブリ体系への適用が可能であることを確認

信号処理ソフトウェアの検証
NPL照射試験結果の分析

炉雑音法測定に十分な10nsの時間分解能で中性子を計測できることを確認

IPL社での動作確認試験

中性子検出データ処理サーバーとSiC型検出器を接続した状態での良好な動作が確認できた

ガンマ線感受性
中性子時間
分解能
その他確認項目

SiC型検出器

SiC型検出器

中性子検出データ処理サーバー
図1 性能確認試験状況（英国物理学研究所）

図2 SiC型検出器 試作機外観図⚫ 残された課題
臨界集合体試験設備（KUCA）での性能確認試験により現場への適用性を確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.807b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-1/2.京都大学臨界集合体(KUCA)を用いた代替中性子検出器の性能確認試験
KUCA炉心概念図（平面図）

さや管接続用クリップ

検出器⚫ 試験の目的
50x50
代替中性子検出器(Corona検出器／SiC検出器)がファインマンα法による未臨界度測定(中性子炉雑音測定)に適用
mm
長尺検出器
できることを確認する。
⚫ 試験の方法
過去に実施した未臨界度測定と同等の炉心を構成し、代替中性子検出器(Corona検出器／SiC検出 器) を用いて、未臨
炉心アルミ製さや管界度を測定する。
⚫ 当初はKUCA試験を予定していたが、KUCAが運転停止となったため、代替手段として中性子源を用いた基本性能確認試験で適用性の見通しを得た。KUCAを用いたデブリ模擬炉心での検証については次年度の補助事業公募で提案中。

ケーブル

ボイド

燃料体
ケース

中性子源
ポリエチレン

セン
サー
基板
領域

炉心高さ
350mm

中性子検出器図1 KUCA試験(1回目)の炉心の例(臨界に近接した状態を模擬した炉心)

KUCA炉心概念図（断面図）
軸方向断面の検出器設置のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.808b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-3.検出器ユニット構造の検討（He-3比例計数管）⚫ 実施内容➢ 検出器ユニット(※)の設計／製造上の課題に対応するため、検出器ユニット(および中性子検出器)の設計を見直した。

※ 検出器ユニットは、燃料デブリ取り出しの準備期間および燃料デブリ取り出し
中の未臨界度測定に用いることを想定したものである(次ページ参照)。
表1 検出器ユニットの設計／製造上の課題と対応の方針
課題

課題に対する対応の方針

2019年度
実施概要

2020年度
実施予定

重量の低減(目標：50kg未満)

He-3比例計数管の設計パラメータ(検出器の)を見直すことで、耐放射線性の向上を図る。

He-3比例計数管の設計検討

He-3比例計数管の試作試験による成立性確認

環境条件への対応

1Fの環境条件に耐えうる構造を検討する。試作／試験により実力を確認する。

電磁ノイズの影響の低減検出器ユニットにプリアンプを内蔵することでS/N比(信号対ノイズ比)の向上を図る。

検出器ユニットの設計検討

検出器ユニットの試作試験による成立性確認

遠隔操作でのケーブルの取り扱い

ツールチェンジャ方式(ロボットアーム内部にケーブルを這わせる)を採用することで、格納容器内でのケーブルの取り扱いそのものをなくす。

-

ツールチェンジャの試作試験による成立性確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.809b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-3.検出器ユニット構造の検討（He-3比例計数管）(続き)⚫ (補足) 検出器ユニットの運用➢ 検出器ユニットは、(A)大規模取り出しの準備期間 および (B)日毎の未臨界度測定に用いる。
表1 燃料デブリ(大規模)取り出し時の未臨界度測定／臨界近接監視
作業フェーズ

測定の内容

測定頻度
の目標

測定時間
の目標

最初の1回

1週間／1回

以降数10回程度

1時間／1回A

大規模取り出しの準備期間①検出器ユニットで、大規模取り出しを開始する前の段階で局所的な未臨界度の分布を測定する。適切に未臨界度が得られることを確認するため、最初の1回だけは長時間の測定を行う。

B

日毎の取り出し作業開始前①検出器ユニットで、日毎の燃料デブリ取り出し前に十分に深い未臨界であることを確認する(Cの測定で基準とする未臨界度と計数率を取得する。)

2回／1日

1時間／1回C

日毎の取り出し作業実施中②単体検出器で、日毎の燃料デブリ取り出し中に、臨界近接に至っていないことを確認する。

1回／1回の加工or回収10分間／1回

D

実効的な中性子源強度の変化が認められた時

燃料デブリの形状の変化／検出器の移動 等が認められた場合に、①検出器ユニットおよび②単体検出器で、Cの測定で基準とする未臨界度と計数率を取得し直す。

必要時

1時間／1回Eその他必要と認められた時

何等かの要因で未臨界の程度を把握する必要が認められた場合(トラブル時)に測定を行う。

必要時

1日間／1回©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.810b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-3.検出器ユニット構造の検討（He-3比例計数管）(続き)⚫ これまでに得られた成果➢ 検出器の設計パラメータを見直すこと(マルチセル型He-3比例計数管の採用)で、重量を大幅に低減できる見通しが得られた。
• 2018年度の設計案 約120 kg ⇒ 約40 kg(プリアンプなし)、約60 kg(プリアンプあり)

検出器の耐放射線性の向上に伴い、鉛遮へいを薄くすることで重量を低減
約42 cm

中性子減速材(ポリエチレン)【原理】
1個のHe-3ガス入り容器内に複数の陽極と陰極を配置する
ことで、複数本の比例係数管と同等の測定ができる
陰極
陽極

直径
約15 cm

検出器外観
プリアンプ マルチセル型He-3比例計数管ガンマ遮へい(鉛)※ 上部および側部には、測定対象ではない燃料デブリからの中性子を遮へいするための、中性子遮へい(ポリエチレン)を取り付ける予定

図1 検出器ユニットの構造(案)

内部構造

検出器断面

径を大きくすることでガンマ線によるノイズの影響(パイルアップ)を抑制
図2 マルチセル型He-3比例計数管の原理及び構造(案)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.811b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-3.検出器ユニット構造の検討（He-3比例計数管）(続き)マルチセル型He-3比例計数管 試作機性能確認試験の概要
項目

試験方法

結果

中性子照射試験21～28 cps/nv
KUCAでの未臨界度測定試験で十分な高性能が
期待できる

中性子時間
分解能

中性子源測定時のパルス波形の観察

600～800nsec
未臨界度測定に適用可能

未臨界度測定への適用性

自発核分裂中性子源Cf-252を用いた
Feynman-α測定試験

理論曲線が得られたことから未臨界度測定へ適用できると評価（図3）

熱中性子感度

4.5E-02106

284

4.0E-02
3.5E-02

φ81

Y値：参照値 = 0.023

3.0E-02418

2.5E-02

Y値

図1 マルチセル型He-3比例計数管(アンプ一体型）の外観

2.0E-02
1.5E-02
1.0E-02

φ135

5.0E-03
0.0E+00
0.0E+00

図2 He-3比例計数管の検出器ユニットの外観

5.0E-03

1.0E-02

1.5E-022.0E-02

ゲート幅 (sec)

図3 Cf中性子源に対するFeynman-α測定結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.812b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-4．取り出し装置由来ノイズの対策⚫ 背景
横取り出し工法では、燃料デブリ取り出し装置のケーブルと中性子検出器のケーブルは同じペデスタル開口部やPCV貫通部を通す可能性が高く（図1）、中性子計測系はケーブルの近接による誘導ノイズにより計測が影響を受ける [1]。
⚫ 実施内容・B-10比例計数管-プリアンプ間のケーブルを銅網シールドで覆った耐ノイズケーブル（図2）により、誘導ノイズの波高値が最大1桁低減する事を確認した（図3)。
・取り出し装置用ケーブルと検出器用ケーブルを近接させた試験(図4)により、誘導ノイズの影響無く共存が可能であることを確認した(表1)。
⚫ 残された課題
・電源系統からの回り込みによるノイズ対策（電気系統の独立、ノイズ除去/抑制）

格納容器内

PCV貫通部

格納容器外

プリアンプ
ケーブル長 20～30 m

燃料デブリ
検出器

ペデスタル PCV貫通部
開口部

プリアンプ

図1. 1F適用時の設置イメージ

共存試験

模擬ノイズ試験30 m
SHVコネクタ

従来ケーブル
収縮チューブ

収縮チューブ

銅網シールド
接地線

対中
す性 4
る子
ノの 3
イ最 2
ズ大
レ波 1
ベ高
ル
値 0
に

・電磁波を誘導電流として吸収し、接地部より系外に排除

図4. 取り出し装置との共存試験

図2 耐ノイズケーブル

1/8

0

100

200

SHVコネクタ

従来ケーブル
耐ノイズケーブル

1/16

300
400
周波数 F [kHz]

1/14

500

中性子
最大波高値

600

700

図3 誘導ノイズ低減効果（誘導ノイズ電流値200 mAの時）

表1. 取り出し装置由来の誘導ノイズによる感度低下割合
ケーブル種類

従来ケーブル

耐ノイズケーブル

パイプソー

32 %

0%

水圧アーム

0%

0%

電動クローラ50 %0%[1] IRID、 平成29年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高感度化（臨界管理方法の確立に関する技術開発）」研究報告©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
b. 中性子検出器の現場への適用性確認
b-5．プリアンプの耐放射線性（積算線量）の検討⚫ 背景
・横取り出し工法では、燃料デブリ取り出し装置のケーブルと中性子検出器のケーブルは同じペデスタル開口部やPCV貫通部を通す可能性が高く、誘導ノイズによる影響が懸念される [1]。
このためPCV内にプリアンプを設置しノイズ影響を最小化したいが、耐放射線性が課題。
⚫ 実施内容・Co60線源を用いてプリアンプを高放射線環境下に置き(図１)、積算線量を変化させた場合の波高値分布をの変化を基にプリアンプの動作を確認した（図2、図3)。
⚫ 結果
・積算線量約１MGy程度(100Gy/hで１年)まで計測を継続可能な耐放性を有する可能性を確認⚫ 残された課題
・PCV内設置可能なプリアンプの試作と耐放射線性の確認

中性子源のない時の波高値分布の変化(例)
弁別レベル

No.813Co-60 2.3 ｋGy/h
プリアンプ
0.3 Gy/h
検出器

図1. プリアンプ耐放射線(積算線量)
試験体系の概要

中性子計測時の波高値分布の変化(例)
弁別レベル

異常

異常
健全
健全

[1] IRID、 平成29年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高感度化（臨界管理方法の確立に関する技術開発）」研究報告©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】

No.814b. 中性子検出器の現場への適用性確認 成果まとめ⚫ 未臨界度測定の観点から、従来のB-10比例計数管の代替候補となる中性子検出器を選定した。代替候補となる3種類の検出器（コロナ型、SiC型、マルチセルHe-3型）を試作して、未臨界度測定への適用可能性の見通しを得た。
⚫ 次年度以降、KUCAでの性能確認試験（注；a.とは異なる）により現場への適用性を確認する。
⚫ 中性子検出器ユニットの基本設計を行い、従来よりも軽量化できる見込みが得られた。
⚫ 加工装置の発するノイズ対策法を検討し、耐ノイズケーブルの効果を確認した。
⚫ プリアンプについて、積算線量約１MGy程度(100Gy/hで１年)まで計測を継続可能な耐放性を有する可能性を確認した。

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７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.815～工法との調整～⚫ 実施内容デブリ取り出し時の臨界近接管理手順を検討するため、現在検討されているデブリ取り出し工法（横アクセス３工法、上アクセス２工法、次ページ図)ごとに、取り出し各ステップでの臨界管理方法を検討し、適用すべき臨界近接監視方法を検討した。
⚫ 残された課題
・今回整理した工法・取り出し設備からの制約条件に基づき臨界近接監視システムの概念を確立する。
・工法検討に臨界管理の要求・懸念事項を反映し、現場の管理手順を確立する。

表 取り出し各ステップでの臨界管理方法検討（工法との調整の観点）
項目明確にすべき点観点

臨界近接監視システム

・監視を行うステップ、監視 の方法、使用する検出器
・取り出しシステムの搭載・可搬重量

・臨界近接監視システ ム検討条件の明確化
・取り出し手順との整合性確認

臨界管理方法(加工制限等)・臨界管理が必要なステップ、臨界管理の要求・取り出し手順との整合性確認

非溶解性中性子
吸収材

・吸収材投入が必要となる可能性のあるステップ・取り出しシステムの搭載・可搬重量

・アームへの吸収材投入装置搭載の検討条件明確化

臨界管理上の
注意点

・臨界管理から注意を求める事項

・設備の故障モードの分析・対応に向け、臨界面での懸念事項を明確にする。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.816～工法との調整～

図 検討中の工法(横アクセス：PLAN－A～ C、 上アクセス：プラン①②)

PLAN-A

PLAN-B

PLAN-C

機器搬入クレーン

機器搬送台車搬入セル

機器ハッチセル

廃棄物
搬出セル

保守セル
原子炉建屋壁開口

燃料デブリ
取り出しセル

機器ｾﾙ

保守セル

原子炉建屋壁
燃料デブリ
取り出しセル

横

BSW

PCV

廃棄物搬送台車

セルの搬送システム

ペデスタル
ミニキャスクシステム

・X-6ペネからアクセス
・大型アーム使用

燃料デブリ
搬出セル

廃棄物搬送ｾﾙ通路(アクセストンネル)・機器ハッチからアクセス
・複数の作業装置を使用

プラン①

・X-6および新開口からアクセス・装置搬入・廃棄物搬出の動線を別系統

プラン②

上

・構造物単位で一体で搬出。
・取り出した構造物の細断、容器への収納は別建屋にて実施

・構造物は可能な限り大きく搬出。
・搬送形態を踏まえ、除染と遮へいの組合せを実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討
名 称
使用目的

機 能

No.817～臨界近接監視の考え方～

未臨界度測定用検出器 臨界近接監視用検出器

連続監視用検出器

作業前状態の把握

加工着手判断予期せぬ変化の検知

未臨界度測定加工前後の臨界近接監視加工中の中性子束連続監視

中性子増倍率の絶対値測定

中性子増倍率の相対変化測定

形 態

アーム搭載型加工ツール並置型

プラットフォーム設置型/加工ツール並置型

重 量60kg～100kg(検討中)30～50㎏（検討中）

30kg以下計測時間

数日から1週間(検討中)

10分程度

連続

測定点

取り出し開始点近傍の1点加工位置に応じて、適宜移動させる。

加工位置から離れて俯瞰できる場所（注）現場のガンマ線が弱く、デブリの中性子が強いような条件によっては、「臨界近接監視用」と「連続監視用」は兼用できる可能性がある。

プラットフォーム
設置型©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.818～取り出しステップへの臨界管理の展開～

・取り出しステップに臨界管理の考え方を展開し、監視システムへの制約条件や、臨界管理上の注意点を整理した。

取り出し各ステップでの臨界管理方法・要求の例
ステップ

サブ
ステップ

アーム最大
搭載重量

加工制限・
臨界管理方法

吸収材
事前投入可
未臨界度測定能性

臨界近接監視一定量加工毎の臨界近接監視加工中
連続監視

その他の臨界防止対策

備考(*2)

２．PCV内干渉物撤去・燃料デブリ取り出し準備
燃料デブリと推定される付着物なし： 制約な －(*1)
し付着物あり(変形量小(PCV内への－*1)： 下部堆積物上へ③PCV内搬入)～100
4)干渉物のの切削粉落下量制限
㎏
干渉物
加工・切削
付着物あり(変形量
撤去
(アーム搭
大)：
載)～30㎏・臨界近接監視を行い〇ながらの加工
臨界近接時
・下部堆積物上への切削粉落下量の制限

取り出し工法の臨界管理法の方法、ステップ区分加工制限など(臨界側でサブステップを挿入) 検出器や非溶解性
非溶解性吸収材を吸収材投入装置の適用する可能性の制約条件あるステップ

－

－

－

－

－

・ペデスタル内堆積物への切断片の落下*1 変形量の判断基準
防止－－は最小臨界重量・ペデスタル内堆積(30～60㎏)
物への上部の重量物の・落下防止(ＣＲＤ
バックアップとして等への接触防止対策
加工・切削の前後
加工中の連続監視・切断ツール落下防で中性子束測定・を求められる可能止対策)
臨界近接監視性あり

どのような臨界近接監視を行うか？その方法。

＊1 “－”は非該当を意味する。
＊２ 特記事項ない場合はブランクにしている。

臨界管理からの注意点（主に付随事象の発生防止対策）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.819～横取り出し時臨界監視（IPL型検出器を用いた場合）～・IPL型SiC半導体中性子検出器を用いた臨界監視システム
臨界近接監視の３機能をアーム搭載型および加工ツール並置型で実現する。
加工前後の臨界近接監視を、加工ツール並置型で実施することにより、加工ツールと検出器の交換時間が不要となり、デブリ取り出しスループットに与える影響は大幅に小さくできる。
表 IPL型検出器を用いた臨界近接監視システム構成と成立見通し
アーム搭載型加工ツール並置型

形態

先端ツールとしてアームに搭載する大型検出器

デブリ加工ツールあるいはアームに設置する小型検出器機能①未臨界度測定②加工前後の臨界近接監視、③加工中の連続監視

重量要求） 取り出し用アームの搭載重量から50～100kg要求) 取り出し用アームの搭載重量から10kg程度

中性子検出
感度要求） ①4.5cps/nv以上、30cps/nvが望ましい

要求） ②3cps/nv以上、③1cps/nv以上見通し） 先行設計では
8cps/nv(13kg)であり、スケー
ルアップで①を達成しても50kg程度に収まる見込み見通し) 先行設計では2.4cps/nv(1.4kg)であり、若干のスケールアップで②までの目標を達成可能と見込まれる。

識別可能な
パルス間隔

要求） 未臨界度測定のために
100ns未満見通し）試作結果から見通し有り

要求なし

ガンマ線
線量率・
耐積算線量

要求）100 Gy/h、 0.6MGy以上(8か月間連続使用)見通し) 先行設計で1kGy/h、5MGyを達成できる見込み

図 IPL型検出器を用いた臨界近接監視システム概念図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.820～横取り出し時臨界監視（IPL型検出器を用いた場合） ～・IPL型検出器を用いた横取り出し時の臨界監視方法
ペデスタル内デブリ取り出し、干渉物撤去時の監視方法手順を検討した。
デブリ加工前アーム搭載型検出器を用いた未臨界度測定

加 工 ツ ー ル
並置型検出器

干渉物加工前アーム搭載型検出器を用いた状態確認

アーム搭載型検出器

アーム搭載型
検出器

デブリ加工時加工ツール並置型検出器を用いた、加工前臨界
近接監視および加工中
連続監視
干渉物加工時ツール並置型検出器を用いた連続監視加 工 ツ ー ル
並置型検出器加工ツール

図 デブリ取り出し時臨界監視(抜粋)加 工 ツ ー ル
並置型検出器加工ツール

図 干渉物撤去時臨界監視(抜粋)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.821～上取り出し時の臨界監視～⚫ 実施内容上取り出し工法を代表例として燃料デブリ
取り出しステップにおける臨界近接監視の方法を検討した。
臨界近接監視は３種類の中性子計測で構成されるが、全ての作業ステップにおいて３種類の監視を行う必要は無い。
想定される臨界リスクに応じて監視の手段を使い分ける。（3種類 or 2種類）

上部格子版

炉心部残存燃料⚫ 残された課題
・取り出しステップにおける臨界近接監視の手順のさらなる具体化

炉心支持板

RPV底部
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)① 臨界監視の管理方法の技術開発 】
c. 臨界近接管理手順の検討

No.822

成果まとめ⚫ 複数の燃料デブリ取り出し工法ごとに各ステップでの臨界管理の考え方を整理して、臨界近接監視の方法と制約条件、臨界管理上の注意点を整理した。
⚫ 取り出しステップにおける臨界近接監視の手順について、さらに具体化を進めることが今後の課題である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.823３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発② 臨界防止技術の開発
これまでの開発成果と本事業の実施内容
最終目標

臨界防止
技術の確立

燃料デブリ取り出しシステムへの組み込み実機適用までの達成目標

達成状況① 候補材の選定

基礎特性、照射特性、核的特性の確認により非溶解性中性子吸収材の候補材を選定（4種類の候補材を選定）② 施工性の確認と未臨界維持条件の仕様想定した使用法による投入必要量を試算
チゼルによる破砕燃料デブリでの施工性確認、および吸収材分布確認と未臨界維持評価（固体型吸収材）③腐食影響の評価

長期照射試験から、水素発生G値は設計値未満および吸収材成分が溶出した希釈海水はpH6以上③ 副次的影響の評価

収納缶本数および廃棄量は固体型吸収材で最大約10%、
固化型吸収材で最大約40%増加① 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討

吸収材の投入方法を策定
チゼルによる燃料デブリ加工に対する吸収材投入手順を策定（ペデスタル下のMCCI燃料デブリを想定）② 吸収材投入装置の設計

吸収材投入装置の重量・寸法制約、吸収材搬送経路制約を踏まえて吸収材投入装置概念を策定③ 取り出し装置との組み合せ
検証

燃料デブリ位置毎の燃料デブリ加工方法に対する適用吸収材を整理

本事業の内容－照射下での防錆剤効果に及ぼす影響の評価

水中投入できることの確認
加工による影響の確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容

No.824３）燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅱ) 臨界防止・監視に関わる要素技術開発② 臨界防止技術の開発

燃料デブリ取り出し時の燃料デブリの状態に応じた非溶解性中性子吸収材の使い分け
方法や投入装置の概念設計等、非溶解性中性子吸収材の運用方法を検討する。また、
燃料デブリ加工が非溶解性中性子吸収材の機能に与える影響等を要素試験により確認
し、運用方法の検討へ反映する。さらに放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した環境
における、非溶解性中性子吸収材の構造材等への腐食影響を検討する。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a.非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討•非溶解性中性子吸収材を水中で投入できることを試験で確認した。
•吸収材の加工による影響を試験で確認した。
b.放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した腐食影響の検討•防錆剤とB・Gd入ガラス材の併用が可能であることを照射試験で確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.825a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討⚫ 開発の目的➢ 臨界を防止するための非溶解性中性子吸収材をデブリに対して投入するための装置を開発する。
⚫ 解決すべき課題➢ これまでに固体や固化体（液体→固体に変化）の中性子吸収材が開発されてきた（図1）。これらを投入する装置の概念を検討したが（図2）、水中で使用できるか、不明である。
➢ 中性子吸収材はデブリ加工前に投入され、デブリと一緒に加工される運用が想定されている。固体タイプの吸収材については加工による影響を試験で確認したが、固化体タイプの吸収材については不明である。
⚫ 開発の進め方➢ 吸収材を投入する装置の設計仕様と運用方法を検討する。
➢ 燃料デブリの状態を仮定し、中性子吸収材の使い分け方法を検討する。
➢ 中性子吸収材を投入した状態の模擬デブリを加工する要素試験を行い、燃料デブリ加工が中性子吸収材の機能に与える影響を確認する。
⚫ 得られる成果➢ 中性子吸収材の投入装置の基本仕様➢ 中性子吸収材の運用方法

5 mm

5 mm

B4 C金属
焼結材
（固体）

B・Gd入
ガラス材
（固体）

5 mm

10 mm

水ガラス／
Gd2 O3粒子
Gd2 O3造粒粉材
（固体）
(粘性体)

図１ 非溶解性中性子吸収材

固体（粉体）向け投入装置の例

図2 ロボットアームに吸収材投入装置を実装するイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.826

a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討⚫ 開発工程【凡例】 計画：

実績：

2019年度

検討項目
４

5

6

7

8

9

10

11

12

1

シナリオ整理１. 使い分け方法
計画

条件整理

3

年度末報告
▼

中間報告
▼

主要なマイルストーン

2

臨界解析

まとめ

準備

水中投入試験

2. 投入装置の設計・製作・要素試験

評価

計画

準備

3.デブリ加工による影響確認

吸収材加工試験

評価

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.827

a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討
吸収材の使い分け方法••

燃料デブリの形状は、棒状、粒状など、様々な形状が想定される。様々なデブリ形状に対応して、中性子吸収材も最適なタイプを使い分ける。
非溶解性中性子吸収材は、固体タイプと、時間経過により液体から固体へ固化するタイプ（水ガラスタイプ）に分けられる。水ガラスタイプは、投入直後に流動性・粘性を有するため、残存燃料（切株燃料）が垂直に林立するような場合（図5）、デブリの間隙が小さい場合（図3、4）、デブリ表面の凹凸が大きい
場合（図6）には有効である。

図1 小石状デブリに固体タイプの吸収材を使用

図2 岩盤状デブリに固体タイプの吸収材を使用

図3 小石状デブリに液体→固化タイプの吸収材を使用図4 岩盤状デブリに液体→固化タイプの吸収材を使用

図5 棒状デブリに液体→固化タイプの吸収材を使用

図6 凹凸の大きなデブリに液体→固化タイプの吸収材を使用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.828a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討
中性子吸収材の水中投入試験⚫ 試験の目的• 投入装置のベースとなる技術は気中での使用を想定しており、これまで水中で使用された実績は無い。
• 水深が深くなると水圧に抗して吸収材を吐出することが困難になると予想される。
• 水中において固体および粘性体の非溶解性中性子吸収材の投入が可能であることを確認する。
⚫ 試験の方法• 1F-3号の水位を想定して、水中5m環境の水圧（0.5気圧）を模擬するため、再圧チャンバに設置した水槽内で試験を行った。（図1）• 吸収材の投入速度を評価した。

評価用トレイ

中性子吸収材 投入装置

ロボットアームに接続するためのツールチェンジャー

再圧チャンバ470

アクリル水槽図１ 試験装置の概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】
a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討
中性子吸収材の水中投入試験（続き）⚫ 試験結果• 固化体（Gd粒子タイプ）および粘性体（水ガラスタイプ）のどちらも、水深5m相当の水中において、安定した速度で吸収材を投入できた。（図1）• 目標とする投入速度を達成することができた。（図2）
Gd粒子タイプ：3.3g/sec
水ガラスタイプ：2.8L/min（１日の取り出しデブリ300kgに対して必要とされる量を30分で投入する
ものと仮定して算出）• 水中向けに試作したツールチェンジャーについて水深5ｍの耐水性能が確認された。（図3）（JIS防水規格IP7に準じて30分間の静的浸漬試験）⚫ 実機適用時の課題• 水ガラスタイプの吸収材を投入する際に、沈降しない微粒子が舞い上がり水が濁った。
水処理系システムへのマスタープレート
影響やデブリ加工作業
ツールプレートの視認性への影響を空気圧ポートRc1/4
２カ所
空気圧ポートRc1/4
確認する必要がある。
２カ所
空気圧ポートRc1/8
6カ所

電気信号コネクタ（マスタ側）

No.829
速度一定で安定投入

図１ 吸収材投入量の時間変化（水ガラスタイプ）

設計目標（2.8L/min）

空気圧ポートRc1/8
6カ所
Oリング（防水用）

電気信号コネクタ（ツール側）

図2 吸収材の投入速度（水ガラスタイプ）

図3 水中向けに試作したツールチェンジャー
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.830a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討
デブリ加工による影響確認⚫ 試験の目的• デブリの上に吸収材を散布した状態でデブリを加工する際に、加工による影響を把握する（図1）。
• 吸収材が有効に機能すること（加工後にデブリと吸収材が混合すること）を確認する。
• 吸収材が覆っていたとしてもデブリ加工が問題なく行われることを確認する。
• 加工された吸収材の細粉の大きさ（粒径）を調べる。

⚫ 試験の方法• 模擬デブリとして、MCCIデブリを想定して圧縮強度を調整したモルタルを作成• 模擬デブリの表面に吸収材（水ガラスタイプ）を滴下（図2）• チゼル加工装置（電動ハンマー）を用いて模擬デブリ表面（深さ5cm程度）を破砕（5cm間隔で９箇所）（図3）• 水中（粒径測定）および気中（混合測定）で実施

Ｘ－Ｙ位置決め治具

電動チゼル
チゼル自重（28kg)
で押しつけ吸収材（水ガラスタイプ）

模擬デブリ（モルタル）

図2 水ガラスタイプ吸収材（粘性固化体）

図1 チゼル加工のイメージ

図3 試験装置の概要イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】
a. 非溶解性中性子吸収材の投入装置、運用方法の検討
デブリ加工による影響確認（続き）⚫ 試験結果• 9箇所の加工に要した時間は90～150秒であり、吸収材の有無によって有意な差は見られなかった。
• チゼル加工後の破砕片を回収し、ふるいで分級し、重量を計測して、 粒径分布データが得られた（図1）。吸収材
ありの場合には、粒径250[μm]未満の微細片が多くなる傾向が見られた。中性子吸収材が粉砕もしくは分解し生じた微小分散物に由来するものと考えられる。本成果を水処理システム設計のインプットとして提示する。

No.831なし

吸収材
あり
バラつきが大きく有意な差ではない

吸収材ありでは
250μm以下の微細片が多くなった

図１ チゼル加工による破砕片の粒径分布• 加工後の試験体をエポキシ樹
脂で含浸固化し、コアボーリン
グでΦ30[mm]の分析用サンプ
ルを採取し、深部（5-7cm）まで中性子吸収材（Gd）が浸入（混合）していることが確認された。（図2；白色箇所）（図3）

深さ方向

Gd量の目安深さ方向
7cm
図2 コアボーリング採取した分析用サンプル

図3 加工後の深さ方向に含まれる吸収材(Gd)重量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.832b. 放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した腐食影響の検討⚫ 開発の目的➢ 臨界を防止するための非溶解性中性子吸収材を開発する。
⚫ 解決すべき課題➢ これまでに中性子吸収材による腐食影響を長期ガンマ線照射に伴う水質変化の観点で評価してきた。残された課題は、炉水環境として
ＰＣＶ腐食抑制のために防錆剤（表2）の使用を考慮する場合である。
⚫ 開発の進め方➢ ガンマ線照射環境での腐食挙動に及ぼす影響が不明な希土類を含む
中性子吸収材について、防錆剤効果に及ぼす影響を実験的に評価する。（表１）⚫ 得られる成果➢ 適用可能な防錆剤と非溶解性中性子吸収材の組合せ

表2 防錆剤と検討対象水質
検討対象水質

分
類

防錆剤

B濃度
(ppm)

pH

I.

Na2B10O16

≧4000

（8-9）

II.

Na2WO4+Na2B10O16

＜4000

（8-9）

III.

ZSMMP

＜(40)

6-8

IV.

ZSCMP

＜(40)

≧10

括弧内は実績値

表1 選定候補材の溶出特性と副次的影響評価状況
溶出特性
分類

固体

液体→
固体

候補材

取り出し時

後続工程

pH

溶出成分

デブリ加工
（チゼル）

防錆対策
(机上検討※)

収納缶(長期照射)

廃棄物

B4C金属焼結材

7～9

Fe、 B

影響なし

影響なし

設計内

評価済

B・Gd入
ガラス材

6～9

B、 Gd、 希土
類

影響なし

実験的評価要設計内

評価済

Gd2O3粒子

7～9

Gd

未評価

影響なし

設計内

評価済

水ガラス/Gd2O3
造粒粉材

12

Na、 Gd、 Ca

影響なし

水質調整必要設計内評価済

ZSMMP：亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩、ZSCMP：亜鉛/モリブデン酸ナトリウム混合リン酸塩※pHおよび溶出成分を基に机上検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.833b. 放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した腐食影響の検討⚫ 開発工程【凡例】 計画：

2019年度

検討項目
４

主要なマイルストーン

実績：

5

6

7

8

9

10

11

12

1

2

3

年度末報告
▼

中間報告
▼
詳細試験計画
GST高崎研実験課題採択

1. 計画

試験付帯設備設営
試験片・試験液準備

2. 試験準備

吸収材照射試験

3. 吸収剤照射試験
評価

4. 試験結果評価

備考©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.834b. 放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した腐食影響の検討⚫ 防錆対策との組合せ➢ B・Gd入ガラス材溶出液とpH域が合致する分類I. II. III.に対して評価した（表3）。
⚫ 実験方法➢ 防錆対策を決定した試験方法に原則準拠し、吸収材溶出成分(表4)を含有した試験液を用いて、PCV用炭素鋼SGV480に対して腐食試験を実施した。
➢ QST高崎研ガンマ線照射施設において、防錆対策決定時と同じ線量率4 kGy/hで試験した。
➢ 均一腐食に対して浸漬腐食試験、局部腐食に対して酸化皮膜型防錆剤（分類I.およびII.）について
電気化学試験を実施した。
表3 試験液の構成と実験的評価
分
類

防錆剤

水質

実験的評価

吸収材

人工海水
濃度

B濃度(ppm)

pH

均一腐食

局部腐食

成分

機構

I.

Na2B10O16 4000 ppm(as B)

酸化
皮膜

B・Gd入
ガラス材

1000倍
希釈

4000

8

浸漬腐食

電気化学

II.

Na2WO4 5000 ppm+Na2B10O16 1000 ppm

酸化
皮膜

B・Gd入
ガラス材

1000倍
希釈

1000

8-9

浸漬腐食

電気化学

沈殿
皮膜

B・Gd入
ガラス材

10000倍希釈

0.6ｰ0.8

7-8

浸漬腐食

―

III. ZSMMP 4000 ppm

ZSMMP：亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩

表4 吸収材（B・Gd入ガラス材）からの溶出成分 [ppm]
B

Ba

Zn

Bi

La

Gd

0.6-0.8

0.4-0.6

0.1-0.2

0.07

0.01

0.01

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.835b. 放射線影響下での防錆剤の使用を考慮した腐食影響の検討【試験結果】⚫ 均一腐食（浸漬腐食試験）（図1）➢ いずれの防錆対策も腐食量を大幅に低減し、吸収材溶出成分の影響はなかった。
⚫ 局部腐食（電気化学測定・試験）（図2）➢ 線量率4 kGy/hのガンマ線照射環境で吸収材溶出成分を含有した場合、自然浸漬電位が上昇し局部腐食が生じやすい方向に変化した。
➢ 電位の測定値を基準に条件を設定し、局部腐食の進展性を評価したところ、吸収材溶出成分を含有した場合においても、自然浸漬電位の測定値に対して0.45 V以上の余裕をもって進展性がなかった。
⚫ 防錆対策との共存性➢ 分類I.、II.およびIII.の防錆対策に対して、B・Gd入ガラス材溶出成分との共存が可能であることを確認1.2した。
定電位すきま腐食試験
1.0

電位 (V vs. SSE)

腐食量(mg/cm2)

20

15

10

5

0
0

0.8
0.6

ガンマ線
線量率
[kGy/h]

0

防錆剤

防錆剤なし

4

0.0

0.0

0.0

0

4

0

4

0.2

分類I.

分類II.

-0.2
ガンマ線線量率[kGy/h]04

分類III.

図1 浸漬腐食試験（500 h)による腐食量（B・Gd入ガラス材溶出成分あり）

吸収材成分
防錆剤

進展性なし

〇

電位測定結果

₋0.2

0.0

×

0.4

0.0

データ
なし

進展性あり

0

4

0

4

B・Gd入
ガラス材

―
分類I.

0

4

0

腐食すきま
再不働態化
電位

▲

自然浸漬
電位

◆

4

B・Gd入
ガラス材

―
分類II.

図2 電気化学試験による局部腐食進展評価※吸収材成分を含まないデータは腐食PJ結果から引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７．本事業の実施内容 【 ３）(ⅱ)② 臨界防止技術の開発 】

No.836

成果まとめ⚫ 非溶解性中性子吸収材を水中で投入する装置の基本仕様について成立する見通しが得られた。
⚫ 投入装置をツールチェンジャーでロボットアームに接続して水中使用する運用の可能性が示された。
⚫ 非溶解性中性子吸収材をデブリ上に投入してから加工する工法が成立する見通しが得られた。
⚫ 非溶解性中性子吸収材は分類I～IIIの防錆剤と共に使用できることが確認された。
⚫ 残された課題は、デブリ乾燥工程に及ぼす非溶解性中性子吸収材（固化型）の副次的影響（デブリの乾燥を阻害する懸念）である。
⚫ また、デブリの加工・回収作業の手順に対応した非溶解性中性子吸収材の設置・散布等の運用方法について、さらに具体化を進めることが今後の検討課題である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.837(1)燃料デブリ取り出し工法の開発①干渉物撤去技術の開発➢ 上アクセス工法におけるアクセスルートおよび構造物搬出方法の概念検討を実施し、搬出用設備やセルの検討を行った。原子炉底部の切り離し作業について要素試験を実施し、遠隔作業時の課題を抽出した。今後は、取り出した構造物の搬出手段、切断方法および大型干出容器の構造等について具体化検討を進める。
➢ 横アクセス工法におけるペデスタル外周部へのユーティリティ敷設方法に関する要素試験を実施し、実現性を確認した。また、ペデスタル内干渉物撤去に関する要素試験を実施し、遠隔操作により落下 ICM ハウジングのような比較的小型の干渉物の撤去ができる見通しを得た。今後は、 CRD 交換装置のように大型で燃料デブリ取り出し作業に大きな障害となるような干渉物を遠隔で撤去する方法を検討する。

②干渉物撤去以外の技術の開発➢ 視界不良かつ狭隘環境下での遠隔操作支援手法の開発において、遠隔操作支援手法について、PCV内の干渉物を模擬したモックアップを製作し、双腕ロボットを遠隔操作して干渉回避しながら目標位置に到達できることを確認した。また、従来の操作方法と比較検証することにより、オペレータの作業負荷を軽減できることを確認した。今後は、環境モデル（3Dデー
タ）と現場の差異・ずれに対応できる仕組みの確立や、切断・把持動作のアシスト機能開発に取り組む。
➢ Ｓ／Ｃへの汚染拡大防止方法について、遠隔での堰構築に関する要素試験を実施し、堰の遠隔施工性を確認した。今後は、遠隔施工が成立するために必要な D/W1 階のＨＶＨの解体方法、 D/W 地下階のポンプピット内干渉物撤去方法について検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.838(1)燃料デブリ取り出し工法の開発(続き)②干渉物撤去以外の技術の開発(続き)➢ 燃料デブリ取り出し用セルを用いたアクセスルート構築およびＲ／Ｂ等への床荷重への影響の低減を目的とした概念検討において、アクセス装置の小型化を図るため、従来のアクセス
レール方式から固定レール方式への変更を検討し、アクセス装置の小型化の具体化検討を行うことにより成立性に関する目途を得た。そして、アクセス装置の小型化の成果を基に、セルの小型化、遮へい厚さの見直しを実施し、セル質量の低減を図り、かつ建屋内へのセル設置方法の見直しを行い、建屋内へのセルの設置の成立性の目途を得た。今後は、セルとPCVの接続部構造及び据付工法の検討を進め、工法の実現性を確認する。
➢ ユニット缶状態でのＲ／Ｂからの移送方法について、燃料デブリをユニット缶状態で搬送す
る閉じ込め装置（燃料デブリ搬送装置）の概念検討を実施。安全要求仕様をまとめ、装置対応方針を策定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.839(2)燃料デブリ取り扱い技術の開発(ⅰ)燃料デブリ回収・収納システムの技術開発➢ 粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発について、検討結果や要素試験結果を踏まえ、機器構成案を構築し、取り出しロボットへの積載性を確認すると共に、仕様を具体化し、運用・保守方法を取りまとめ、成立性を評価した。また、今後のエンジニアリングに向け、セパレータやストレーナ等の機器の課題を抽出し、今後の対応方針を策定した。
➢ 燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス技術の開発として、燃料デブリの状態・性状を推定した。推定に基づき取り出し方法と取り出し手順を立案し、単体試験を実施した。
(ⅱ)燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技術開発①循環冷却水中の溶解性核種の除去技術➢ 除去対象α核種であるPu、U、Am、Cm、Npの5核種について、吸着試験を実施し、吸着材候補を選定した。今後は、選定した吸着材候補のPCV内気相環境下(窒素雰囲気)における性能評価を実施し、吸着材候補の選定を継続する。
➢ 臨界管理方法として五ホウ酸ナトリウム水を使用する場合の課題として、析出に対する文献調査及び試験、並びに、ホウ酸廃液からホウ酸を回収する技術について文献調査及び試験を実施した。また、今後のエンジニアリングに向け、系統概念案及び設計要求を整理した。
②ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術➢ 要素試験結果を反映し、従来の3系統通水方式の粒子除去システムを2系統通水方式へと改善し、通水試験により実機適用性を評価した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.840(2)燃料デブリ取り扱い技術の開発(続き)(ⅱ)燃料デブリ・堆積物の処理に関わる技術開発(続き)②ＰＣＶ内から回収された堆積物等の処理技術(続き)➢ ビーカー規模試験により、粒子除去設備発生廃液およびRO濃縮水に対して、凝集沈降処理が適用可能である見込みを得た。また、凝集沈降試験装置を用いた試験を実施し、凝集沈降処理のオペレーションの成立性について検証した。今後は、沈殿スラッジの処理方法について検討予定である。

(ⅲ)燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関わる技術の調査➢ 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分け技術について、各仕分けポイントの技術的な実現性を評価し、実現性を考慮した仕分けシナリオを策定した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.841(3)燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(ⅰ)閉じ込め機能に関わる要素技術開発①ＰＣＶ内でのダスト挙動予測技術➢ 現実的なダスト挙動評価手法の高度化を実施し、格納容器及びR/B全体における気流解析を実施。エアロゾルの物理的挙動に基づくダスト挙動評価手法を確立した。

➢ 燃料デブリの崩壊熱、及び加工時の入熱を考慮した気流解析を実施。想定される負圧状況下では煙突効果によるアウトリークは発生しないことを確認した。
②接続部の閉じ込め機能確保技術➢ アクセストンネルを用いたＰＣＶとの接続方法について、遠隔作業を考慮した機器ハッチ前
遮へい体取り外しからアクセストンネルのＰＣＶ接続までの作業手順を検討し、ＰＣＶ(機器ハッチ)とスリーブの溶接接続に関する要素試験を実施し、ギャップ20mmの溶接においても溶接可能であることを確認した。今後は、モックアップ試験による実現性確認やスリーブの遠隔設置方法の検討等を実施する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.842(3)燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(続き)(ⅱ)臨界防止・監視に関わる要素技術開発①臨界監視の管理方法の技術開発➢ 未臨界度測定の成立性について京都大学臨界試験装置（KUCA）にて試験を行い、不均
一な燃料デブリでは測定値に位置依存性が生じることを確認した。また、中性子吸収材が混在している場合でも、未臨界度測定が可能であることを確認した。
➢ 現場適用性の観点から3種類の中性子検出器（コロナ型、SiC型、マルチセルHe-3型）を試作して基本性能確認試験を行い、未臨界度測定に適用可能であることを確認した。当初予定していたKUCA試験が中止となったため、次年度以降に試験を行い、未臨界度測定性能を評価することが課題である。
➢ 中性子検出器ユニットの構造設計を行い、従来よりも軽量化できる見込みが得られた。また、加工装置の発するノイズ対策法を検討し、耐ノイズケーブルの効果を確認した。
➢ プリアンプについて、積算線量約１MGy程度(100Gy/hで１年)まで計測を継続可能な耐放性を有する可能性を確認した。
➢ 燃料デブリ取り出し工法の各ステップでの臨界管理の考え方を整理して、臨界近接監視の方法と制約条件、臨界管理上の注意点を整理した。次年度はデブリ加工・回収作業の手順に対応した中性子検出器と非溶解性吸収材の運用方法について検討することが課題である。

②臨界防止技術の開発➢ 非溶解性吸収材の投入装置を試作して試験を行い、目標速度で水中投入できることを確認した。また、吸収材を投入後にチゼルで加工する試験を行い、加工後にデブリと吸収材が混合することを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．まとめNo.843(3)燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(続き)(ⅱ)臨界防止・監視に関わる要素技術開発(続き)②臨界防止技術の開発(続き)➢ 放射線影響下での防錆材の使用を考慮した腐食影響の検討について照射試験を実施し、防錆材とB・Gd入ガラス材の併用が可能であることを確認した。

なお、本事業では以下を考慮して開発を進めた。
・高線量エリアに設置することから、遠隔での保守が原則となる。
・装置の汚染と必要な除染に配慮する必要がある。

・保守を行うための作業エリアが限られる。
・保守作業によって発生する廃棄物を極力抑える必要がある。

・臨界監視装置の設置、取り扱いに配慮する必要がある。
実設計の段階においては、装置の信頼性確保が必要となる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

９．実施目的を達成するための具体的目標

No.844(1)燃料デブリ取り出し工法の開発①干渉物撤去技術の開発
上アクセス工法におけるアクセスルートを確保するための工法（干渉物・上アクセスによる大型構造物の取り出し の撤去を行うための技術、装置の基本仕様および手順など）について、遠方法、搬出方法
隔操作や保守・被ばく低減などを考慮に入れて検討され、要素試験による工法の成立性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）
・横アクセスによるペデスタル内外の干渉 機器ハッチからのCRD開口までのPCV内のルートにおいて、ルート上の干渉物撤去方法に影響を及ぼす遠隔装置のユーティリティ構築方法に関物撤去方法
する工場での要素試験が完了しており、判定基準を満足していること。または、解決すべき課題と対応方針が明確であること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）②干渉物撤去以外の技術の開発
オペレータ作業負荷を低減し、効率化を図るために遠隔操作ロボットが・視界不良かつ狭隘環境下での遠隔操 自動で干渉物を回避する制御手法を開発し、シミュレータ検証及び要素試
作支援手法の開発
験等によりその制御手法を適用した場合の有効性と実現性が評価され、今後の課題の抽出及び対応方針が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）
・S/Cへの汚染拡大防止方法
堰を用いたＳ／Ｃへの汚染拡大防止方法について、工場での要素試験が完了しており、要素試験の判定基準を満足していること。または、解決すべき課題と対応方針が明確であること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）
・セル設置に関わるアクセスルート構築 Ｒ／Ｂ内外のセルの設置に伴う荷重負荷を低減するために、セルを小型
およびR/B等への影響の低減方法の 化する工法案及びセルの設置方法案を考案し、その有効性と実現性が評
概念検討価され、今後の課題の抽出及び対応方針が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

９．実施目的を達成するための具体的目標

No.845(1)燃料デブリ取り出し工法の開発 (続き)②干渉物撤去以外の技術の開発
燃料デブリを収納したユニッ缶をR/Bから搬出し、別建屋まで構内を搬送・ユニット缶状態でのR/Bからの移送方 する機器に関し、閉じ込めや臨界防止、水素発生対策などの安全設計や法。
機器仕様策定などの概念検討を行い、閉じ込め機構や水素処理機構の要素試験などによる工法・機器の成立性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

９．実施目的を達成するための具体的目標

No.846(2)燃料デブリ取り扱い技術の開発(i)燃料デブリ回収・収納システムの技術開発
・粒状燃料デブリの吸引回収システムの開発

粒状の燃料デブリ吸引回収システム案が構築され、要素試験等により燃料デブリの回収速度等の有効性とロボットアームへの搭載性や運用方法等の実現性が評価されるとともに、今後の課題の抽出及び対応方針が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）
これまで「総合的な炉内状況把握の高度化（平成29年度）」で推定した・燃料デブリ・廃棄物の搬出プロセス
多岐にわたる燃料デブリ（溶融固化、粒子状、ペレットなど）に対して、炉心部、炉底部およびペデスタル内にアクセスし、当該位置での燃料デブリの切断加工、容器収納、搬出など一連の回収手順および必要な装置の概念検討を行い、加工や取り扱い装置の要素試験などによる工法・機器の成立性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）
溶解性α核種除去設備とほう酸調整設備について、概念設計結果に(ii)燃料デブリ・堆積物の処理に関る技術開発①循環冷却水中の溶解性核種の除去技術 基づく設備の有効性及び成立性が、要素試験などにより検証されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３～４）②PCV内から回収された堆積物等の処理
固液分離、及び固形分の回収・収納に係る廃液処理設備の概念設
技術
計結果の有効性及び成立性が、要素試験などにより検証されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）(iii)燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに関
燃料デブリの仕分けに関するシナリオ案を策定し、シナリオ案に基づわる技術の調査
く仕分けに必要な技術調査を行い、技術調査結果に基づく仕分けシナ【19年度終了】
リオ案の現場環境を考慮した実現性の評価と課題の抽出がなされていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル２）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

９．実施目的を達成するための具体的目標

No.847(3)燃料デブリ取り出し作業時の安全確保に関わる技術開発(i)閉じ込め機能に関わる要素技術開発①PCV内でのダストの挙動予測技術【19年度終了】

閉じ込め機能に関するバウンダリ内での気流、エアロゾル挙動予測のための解析モデルの拡張を行い、より適切評価手法が検討されていること。また、閉じ込め機能確保のためのＰＣＶ、Ｒ／Ｂのバウンダリ機能（静的）及びガス管
理機能（動的）の要件が検討されていること。
ＰＣＶからのダスト漏えい時におけるＲ／Ｂ内エアロゾル挙動を予測し、モニタリング監視位置等の検討結果が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）②接続部の閉じ込め機能確保技術
アクセストンネルとＰＣＶ(機器ハッチ)の接続部の構造および接続方法について、アクセストンネルスリーブと機器ハッチ間の接続に関する要素試験の判定基準を満足していること。または、解決すべき課題と対応方針が明確であること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）(ⅱ)臨界防止・監視に関わる要素技術
中性子検出器候補の未臨界度測定への適用性が確認されていること。
開発
中性子検出器を燃料デブリ上に設置するための構造体について基本設計①臨界管理の管理方法の技術開発が行われ、課題と成立性が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）②臨界防止技術の開発【19年度終了】

非溶解性中性子吸収材の副次的影響である腐食影響や燃料デブリ加工に伴う影響が確認されていること。
非溶解性中性子吸収材を投入するための装置について基本設計が行われ、課題と成立性が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.848

用語説明(1/3)
No.

用語

説明

1

1F

福島第一原子力発電所

2

R/B

原子炉建屋

3

PCV

原子炉格納容器

4

RPV

原子炉圧力容器5

CRD

制御棒駆動機構

6

オペフロ

オペレーティングフロア

7

DSP

機器貯蔵プール

8SFP

使用済燃料プール

9

X-6ペネ

PCV配管貫通部の一つ

10

S/C

サプレッションチェンバー

11

ジェットデフジェットデフレクター

12

インフレートシール

膨張性のシール材

13

セルアダプタ

PCVとセルを繋ぐピースのこと

14

M/U体

モックアップ体

15

BSW

生体遮へい壁

16

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

17

UC

ユニット缶(燃料デブリを入れる容器)

18

AWJ

アブレイシブウォータージェット

19

HVH

空調ユニット

20HCU

水圧制御ユニット©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.849

用語説明(2/3)
No.

用語

説明

21

CRGT

制御棒案内管

22

JPDR

動力試験炉（Japan Power Demonstration Reactor）

23

MAAP

米国電力中央研究所(EPRI)所有の過酷事故解析コード

24

GOTHICコード

汎用熱流動解析コードの１つ（開発元はEPRI/ ZACHRY）

25

煙突効果

PCV内外の気体の密度差により、複数の破損口を介した循環流が形成されてアウトリークに至る事象

26

FSTR

廃棄物地下貯蔵建屋

27

MSM

マスタースレーブマニピュレータ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.850

用語説明(3/3)
No.

用語

説明

1

TRL7

実用化が完了している段階。

2

TRL6

現場での実証を行う段階。

3

TRL5

実機ベースのプロト機を製作し、工場等で模擬環境下での実証を行う段階。

4

TRL4

開発、エンジニアリングのプロセスとして、試作レベルの機能試験を実施する段階。

5

TRL3

従来の経験を応用、組合せによる開発、エンジニアリングを進めている段階。または、従来経験のほとんど無い領域で基礎データに基づき開発、エンジニアリングを進めている段階。

6

TRL2

従来経験として適用できるものがほとんど無い領域の開発、エンジニアリングを実施し、要求仕様を設定する作業をしている段階。

7

TRL1

開発、エンジニアリングの対象について、基本的内容を明確化している段階。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning