日本原子力学会 2023年秋の大会
原子力発電部会企画セッション

国際廃炉研究開発機構における研究開発の状況
令和5年9月7日

国際廃炉研究開発機構（IRID）
奥住 直明

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

1

目

次

1.はじめに
2.PCV/RPV内部調査技術開発

3.燃料デブリ取り出し技術開発

2

目

次

1.はじめに
2.PCV/RPV内部調査技術開発

3.燃料デブリ取り出し技術開発

3

国際廃炉研究開発機構(IRID)概要
1. 名称
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 (IRID)(International Research Institute for Nuclear Decommissioning )2. 設立
2013年8月1日

研究開発

3. 組合員 (19法人)
国立研究機関 2IRID
日本原子力研究開発機構、産業技術総合研究所
メーカー等 5
国際協力
人材育成
東芝ESS, 日立GE,三菱重工業、アトックス東双みらいテクノロジー
電力会社等 12北海道電力、東北電力、東京電力HD、中部電力、北陸電力
関西電力、中国電力、四国電力、九州電力、日本原子力発電
電源開発、日本原燃
4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3 .廃棄物対策に係る研究開発

1 .プール燃料取り出しに係る研究開発
使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価

固体廃棄物の先行的処理手法

処理・処分技術

技術

2 .燃料デブリ取り出しに係る研究開発
除染・線量低減技術

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

R/B内の遠隔除染技術

燃料デブリ・
炉内構造物

燃料デブリ・
炉内構造物取出取り出し技術・工法
開発
環境整備技術＜安定状態の確保＞

RPV/PCVの腐食抑制・耐震性評価
PCV漏えい箇所の燃料デブリ収納・移送・保管技術

ダスト集塵システム

燃料デブリ取り出し安全システムの開発

内部調査・分析技術＜間接的調査＞＜直接的調査＞

RPV内燃料デブリ検知技術・評価
総合的な炉内状況把握の高度化

PCV詳細調査技術

補修・止水及び実規模試験
PCV内水循環技術 実規模試験

RPV
内部調査
技術

PCV詳細調査

X-6ﾍﾟﾈ

実証（自主）

PCV詳細調査

堆積物実証（自主）

燃料デブリ性状把握・分析

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ・規模拡大技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

目

次

1.はじめに
2.PCV/RPV内部調査技術開発

3.燃料デブリ取り出し技術開発

6

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

南

炉心
概略位置

西

使用済
燃料プール
（SFP）

タービン建屋

測定装置

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

原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（南北断面図）パネル②X軸
X軸

パネル①
ミュオン

Y軸

Y軸
パネル間隔 約50cm

東京電力HD公表資料から引用

7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機ミュオン透過法測定結果（2017年9月8日時点）

密度長（g/cc・m）

高さ（OP）[m]

建屋壁（主蒸気隔離弁室）
原子炉圧力容器
炉心域
使用済
燃料プール

格納容器外周コンクリート

山側高台

水平[m]

南
東京電力HD公表資料から引用

北8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子炉格納容器内部のロボット等による調査
ペデスタル外側の調査（１号機）

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

調査時

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

前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
910

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

Ｄ３3/19（日）

開口部

Ｄ２

Ｄ２

Ｄ１

排水溝

排水溝からの拡がりの確認ロボットが通る配管

Ｄ０7.8Sv/h

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ０

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

燃料デブリがないと考えられる地点の線量を測定
BG

3.8Sv/h

3/22（水）

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

開口部からの拡がりの確認

Ｄ３

Ｄ３3/21（火）3/20（月）Ｄ212Sv/h

Ｄ３ 10Sv/h

Ｄ1①8.4Sv/h②8.2Sv/h③9.2Sv/h

Ｄ２

Ｄ１

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

Ｄ２ 9.3Sv/h

Ｄ０①6.7Sv/h②3.6Sv/h

１階↑
地下階↓約１ｍ

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

水面

1.5Sv/h（底面より約1m）

約2.5ｍ

11Sv/h（底面より約0.3m）

格納容器
底部

調査ポイント6.3Sv/h（底面より約1m）

3.0Sv/h①1.6Sv/h（底面より約0.6m）

9.4Sv/h（底面より約0.9m）（底面より約1.6m）②5.4Sv/h（底面より約0.3m）

①

調査経路

燃料デブリの拡がりイメージ（シミュレーションの一例）②①③②※調査中の敷地境界における線量は、約0.5～2µSv/hで変化なく、周辺環境への影響は生じていない。
※放射線量・底面からの距離は、今後評価予定。
※１階部分の放射線量は前回（２０１５年４月）の測定値（4.1～9.7Sv/h）と同程度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内上部調査(A2調査 2017.1～2)【調査方法】⚫ カメラによる撮影【実施時期】⚫ 2017年1～２月
１.事前確認装置
ガイドパイプペネ内事前確認

調査手順

１.ペデスタル内事前確認

２.レール上堆積物除去

３.A2調査2017年1月30日実施

2月9日実施2月16日実施

２.堆積物除去装置

３.A2調査装置
後方カメラ＆照明

カメラ

パンチルトカメラ
・照明

洗浄ノズル
前方カメラ＆照明

パンチルト
カメラ
テレスコピック機構

スクレーパ板クローラ

CRDハウジング

X-6ペネ

CRDレールペデスタル

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CRDプラットホーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内上部調査(A2調査 2017.1～2)
ペデスタル内 上部 (画像処理後)

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

写真の視野

2号機格納容器内底部（鳥瞰イメージ）

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

CRDハウジング
プラットホーム

ペデスタル
中心方向

CRD交換機
CRD交換用レール
プラットホーム上面

作業員アクセス
開口部
中間作業架台ペデスタル底部

ケーブルトレイ※調査位置は暫定調査エリア(2018年1月撮影)

堆積物接触前ペデスタル底面

堆積物接触中
無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

堆積物接触後

出典:東電HD HP

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3号機格納容器内調査 水中ROV
推進用スラスター

昇降用スラスター

前方カメラ

照明

中性浮力ケーブル
項目

仕様

外形寸法

外径：φ125mm
全長：約300mm

重量約2000g（気中）

耐放射線性200Gy

後方カメラ
照明

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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

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

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

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

作業の流れ（イメージ）

インストール装置
シールボックス設置

ｱｸｾｽ・調査装置

装置用ｹｰﾌﾞﾙ

水位

ガイドリング取付

ケーブル絡まり防止用にPCV内に設置

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ

堆積物

詳細目視

パンチルトカメラによるPCV内の状況確認

静止用ｱﾝｶｰ
燃料デブリ※

堆積物3次元形状測定

走査型超音波距離計により堆積物の3次元形状を測定

走査型超音波距離計により，堆積物の3次元形状を測定

堆積物厚さ測定

高出力超音波センサにより堆積物厚さを測定

中性子束測定検出器を用いて堆積物表面の中性子束を測定

堆積物
少量サンプリング
インストール装置・
シールボックス撤去

高出力超音波
センサにより堆積物厚さを測定

堆積物採取装置により採取※：堆積物の厚さや燃料デブリの有無及び厚さは未知だが，説明のためイメージとして記載©International Research Institute for Nuclear Decommissioning「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料【参考】ペデスタル開口部から撮影した映像のパノラマ画像⑦⑧⑨⑩⑪⑫⑬

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

画像処理：東京電力ホールディングス(株)19「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料【参考】ペデスタル開口部右側のコンクリート残存（1/2)◼ ペデスタル外部から見えているコンクリート残存の可能性の高い部分（事故前に設置されたボルトの締結状態が確認できる。）について、2023/3の調査にて、ペデスタル壁内部でも対応する部分を確認した

インナースカート◼ ペデスタルの外壁開口部右側におけるコンクリートの消失は限定的と考えられる◼ 確認された外側の鉄筋は、開口部右7本、左11本。
耐震評価においては、開口部とあわせ、角度にして64°に相当するとして設定

写真1

写真2

開口部

ROVフレームの映り込み

コンクリート壁の残存部か？

写真1. ペデスタル開口部内から見えているコンクリート残存部
無断複製・転載禁止
東京電力ホールディングス株式会社
写真2.ペデスタル外部から見えているコンクリート残存部

画像処理：東京電力ホールディングス(株)20「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料【参考】ペデスタル開口部右側のコンクリート残存（2/2)
インナースカート

1段目の横筋ROVフレームの映り込み

注：オリジナルより明るさ５０％アップ

別角度から撮影注：オリジナルより明るさ５０％アップ

注：オリジナルより明るさ３０％アップ

左写真赤丸部を別角度から撮影
2段目の横筋

図2 残存部の別角度からの映像

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

図1 開口部右側ペデスタル外壁の残存部

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画像処理：東京電力ホールディングス(株)ロボットアームの開発と実証◼ 制御棒駆動機構メンテナンス用の格納容器貫通部（X-6ペネ）を通じて広範囲にアクセス可能なアーム型アクセス装置を製作⚫ アーム全長約22 m
テレスコアーム⚫ 10 kgまでの調査装置を搭載可能 2軸関節

JAEA楢葉遠隔技術開発センターでの実証試験

アーム先端にセンサを搭載

トロリブーム
チルト機構※代わりにツールの搭載も可能「2号機PCV内部調査・試験的取り出し作業の準備状況（2023年6月29日 廃炉・汚染水処理水対策チーム会合／事務局会議（第115回）報告資料）」より抜粋
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning圧力容器内部調査技術◼ 上部から圧力容器にアクセスし内部調査するための要素技術は、今後の装置試作に向け、あらかた検証済◼ 加えて側面から圧力容器にアクセスするための要素技術を開発中

側面穴開け調査工法のイメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

23

目

次

1.はじめに
2.PCV/RPV内部調査技術開発

3.燃料デブリ取り出し技術開発

24

燃料デブリ 試験的取り出し
アーム型アクセス装置先端に極細線金ブラシ方式回収装置等を装着
ブラシホルダー キャップ
トロリ

テレスコアーム

ブラシブーム

チルト機構

2軸関節

ブラシ

極細線金ブラシ方式回収装置

真空採血管
アーム先端にセンサを搭載※代わりにツールの搭載も可能

アーム型アクセス装置

吸込口

11

真空容器方式回収装置

【上アクセス工法の例】：構造物一体撤去・搬出工法

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

搬出入口
(増設)

燃料デブリ搬出建屋

搬出セル

収納缶取扱セル

保管施設

ユニット
キャン

デブリ取り出し収納缶

収納缶に収納搬送台車

収納缶の洗浄等

移送容器

収納缶を移送容器に収納

トレーラー

移送容器搬出©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningデブリ取り出し時の重要項目
1. 閉じ込めデブリの切削、はつり等を行う際に発生するダストを環境に放出しない。
2. 作業員被ばくの低減
作業時の作業員被ばくの低減を目指す。

3. 臨界防止
デブリ取り出しに伴う形状変化により臨界となるリスク回避。
4. 火災・爆発 (不活性化)
デブリの切削、はつり等を行う際に発火、水素爆発防止。
5. 冷却
事故後時間が経過しており、崩壊熱は減少しているが、一定の冷却は必要。
28©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningご清聴ありがとうございました。

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

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