日本原子力学会 2015年秋の大会
福島第一原子力発電所の中長期戦略と研究開発
個別セッションD 遠隔基盤技術

廃炉関連ロボットの開発
平成27年9月11日
国際廃炉研究開発機構/産業技術総合研究所
神徳 徹雄※本発表内容は、経済産業省の「発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備委託費」、｢発電用原子炉事故対応関連開発費補助事業｣、｢発電用原子炉等廃炉・安全技術開発費補助金｣「廃炉・汚染水対策事業費補助金」の成果を含む。
※プラント情報等の一部内容は、東電ホームページより引用。

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

Outline
１．はじめに
２．遠隔除染技術の開発
３．原子炉格納容器内部調査
４．おわりに2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

はじめに
福島第一原子力発電所の事故対応

使⽤済み燃料
プールから燃料の取り出し

放射性物質によるリスク
から人や環境を守る

圧⼒容器内部調査
・燃料デブリ形態、拡散状況
・内部構造材損傷状況＜廃炉措置＞• 人が近づけない高放射線環境• 安全最優先で着実な調査や作業ロボット技術を活用した遠隔基盤技術燃料デブリ取出し技術の研究開発

作業、移動エリアの除染格納容器内部調査
・燃料デブリ形態、拡散状況
・ペデスタル、格納容器損傷状況

格納容器の⽔漏れ調査、⽌⽔＜課題の難しさ＞• 実際の内部状況が不明で手探りの状況• アクセスできる空間や使えるリソースの制約• あらゆる事態を想定した対処の検討• 進捗状況によって廃炉措置全体の構想の変化

3

•
•
•
•

想定ベースの仕様設定
高信頼な特注製品
人間機械系の導入
開発途中での仕様変更©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの廃炉研究開発プロジェクト
格納容器⽌⽔・補修

使⽤済燃料の⻑期健全性評価（〜2017年度）

除染・線量低減

格納容器
⽌⽔技術

デブリ取出

（〜2017年度）

同実規模試験

遠隔除染装置開発（〜2016年度）（（〜2015年度）
年度）

炉内調査・分析
事故進展解析
による炉内把握

原⼦炉内燃料
デブリ検知技術（〜2017年度）（〜2016年度）

圧⼒容器
調査内部調査技術
格納容器内部調査技術（（〜2016年度））（〜2019年度）：本⽇ご紹介性状把握

格納容器／圧⼒容器健全性評価（〜2016年度）

デブリ臨界管理

燃料デブリ・炉内構造物取出技術（〜（〜2019年度））（〜2019年度）

デブリ収納・移送・保管（〜2019年度）

燃料デブリ
性状把握

（〜2019年度）

廃棄物処理・処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

原⼦炉建屋・作業エリアの除染従事者の線量限度：1年間で50ｍSv、5年間で100mSv
作業エリア：3 mSv/h、アクセスルート： 5 mSv/h

除染技術開発の課題

漏えい箇所調査、補修等の各種作業を円滑に進めるためには、作業場所の環境改善が必要
課題●⾼線量エリアでの作業⇒ ・遠隔技術の確⽴●多様な汚染形態／多様な作業場所への対応要・対象部位ごとの仕様検討・開発
１~３号機の放射線量状況

2012年~2013年調査

1号機1階
1.2

1.9
3.0

4.5

2.0
4.5
X100B
7.0
3.5

2.5

8.0 3.0
22.0

2号機1階
20 11.4
上部
1.５
100
上部
9.050
1200

3mSv/h 〜10mSv/h

1025
6.5 6.0
15 8.5 13
8.0
24
7.0 141214
8.0 7.0 8.0
13
10 13
7.0
24
X6 8.5
サンプラック
6.0 6.5 15 12
前28
15
9.0 上部ペネ近傍20〜69 計装ラック
5.5
6.2
前
22
下部ペネ表⾯
7〜220
4.0 8.0
6.5
1.8

27 53
44 50 37
155 46 50
24 37.51 36 90 203.1 45 44
34.1298 1510
2227 27.52290
200
床表⾯ＭＡＸ21.74

430

13

上部
3.5
1700
X40B表⾯
7.0
3.5
MAX 23X49表⾯
4.0
3.5 3.5
MAX800
4.5
5.0
3.5
床近傍
4.0
2100
6.0
100
230
5.0
5.0
6.0
ファンネル直上 床貫通部
4.5 7.0 202200 4700
6.5 7.0 7.5 15 40 95
6.5 7.0 8.0
300 220 1100 1280
247
54120
90
290 800 1820
5.0
15290
138
26
600
60
48 127

3mSv/h 以下

3号機1階

1030

RCIC-26

表⾯130

7.0
14
14

28〜60

36.0

1920
18 10
25 25 18

1518

4.5
4.0

10mSv/h 〜20mSv/h

10
6.0

6.0

68.88

2.1
9.0

13
15 20 7.0
10
8.0 2.58.02520mSv/h 〜50mSv/h

54780

35

9.0

315°側上部

208060

69.8
46.2

4.5

9650mSv/h 以上

4535
5040 91.6 65.59
1575 100 35
141414
9.0 2.2「建屋内の空間線量率について」
東京電⼒ H25.3.22を参考に作成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning遠隔除染技術の開発
汚染形態

遠隔除染技術の開発⽅針

遊離性、固着性、浸透汚染が混在
遊離性汚染
固着性汚染
表⾯塗装
（エポキシ）
コンクリート（浸透汚染）➜吸引●表⾯の堆積物を回収あるいは除去➜⾼圧⽔噴射●表⾯の固着物を除去●塗膜あるいはコンクリートに浸透した汚染を除去 ➜ドライアイス・ブラスト●コンクリートに浸透した汚染をコンクリートごと除去 ➜ブラスト
⾼所⽤

低所(床、下部壁⾯)⽤

空間線量の構成

伸張

床⾯、壁⾯、ダクトや配管などの天井⾯の線源から構成
回転アーム

吸引／ブラスト

70%

⾼圧⽔噴射

20%

空間線量

原⼦炉建屋１階（例）

上部階⽤
100m

コンプレッサー台⾞除染ユニット台⾞

40m

20m

作業台⾞

ドライアイスブラスト

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

低所用除染装置の開発
平成２６年１～４月福島第一原子力発電所１/２号機にて除染実証試験を実施し、遠隔除染技術の有効性・適用性を確認

吸引・ブラスト装置

高圧水ジェット装置

7

ドライアイスブラスト装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

高所用除染装置の開発
 実証試験として実機を模擬したモックアップにて試験実施し、除染装置の有効性・適用性を確認。
アーム(2組)

アーム/ヘッド

アーム
動作
除染ヘッド
昇降
台車

台車（走行時）除染台車（走行時）

高圧水ジェット装置

ドライアイスブラスト装置

吸引･ブラスト装置

高所用除染装置については、除染対象箇所及び適用時期を調整中。
8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

原⼦炉格納容器（PCV）内部調査
PCV内部調査の⽬的●燃料デブリ取り出しに向けて、原⼦炉格納容器内の燃料デブリの位置、状況を調査する●圧⼒容器を⽀持するペデスタル等の状況を確認する調査および調査装置の開発⽅針

1号機

2号機

3号機

・溶融燃料は、ほぼ全量がRPV下部プレナムへ落下、炉⼼部には殆ど燃料が存在せず・溶融した燃料のうち、⼀部は下部プレナムまたはPCVペデスタルへ落下、燃料の⼀部は炉⼼部に残存と推測

・燃料デブリのペデスタル外側までの拡散の可能性から、ペデスタル外側の調査を優先

・ペデスタル外側までの拡散の可能性低く、ペデスタル内側の調査を優先
・3号機はPCV内の⽔位⾼く、1・2号機で使⽤予定のペネが⽔没の可能性あり、別⽅式の検討要

9©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCV内部調査
PCV内部調査ロボットの開発
クローラ型遠隔操作ロボット(2号機) 起き上がり機構

形状変化型ロボット(1号機)
カメラ＆照明温度計
カメラ

カメラ＆照明
カメラ

配管通過時
形状変化

線量計

クローラー
クローラー

平⾯⾛⾏時

CRDレールからペデスタル内部に進⼊【1号機】
X-100B

ペネトレーション(φ115mm)

【2号機】
X-6

ペネトレーション

CRD レール

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器内部調査(1号機)【調査対象部位】：ペデスタル（外）地下階 作業員アクセス⼝近傍【調査及び装置開発ステップ】(1) X-100Bペネからの調査（〜2015年度）
X-6ペネが⾼線量であり、現状接近可能なX-100B(Φ100mm)を使⽤して、優先度が⾼い以下のペデスタル外からの調査を計画。
① PCV内の1階グレーチング上の情報（CRDレール使⽤可否の調査等）を取得。：B1② 2013年11⽉の⽔上ボートによるトーラス室調査結果を受け、ペデスタル（外）地下階(作業員アクセス⼝及び近傍ベント管)の映像取得に特化した調査を計画。：B2(2) X-6からの調査(2016〜2017年度)①ペデスタル（外）地下階に対して、デブリ形状計測装置を搭載し更なる状況把握を⾏う。：B3
B１．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上調査（2015年4⽉完了）：X-100Bﾍﾟﾈ使⽤追加を検討中Ｂ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外地下階状況調査（2015年度計画中）：X-100Bﾍﾟﾈ
X-100Bﾍﾟﾈ

１階ｸﾞﾚｰﾁﾝ
ｸﾞ開⼝部

B2調査の結果を踏まえ実施要否の検討

Ｂ３．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外地下階及び作業員ｱｸｾｽ⼝調査(2016〜17年度予定)：X-6ﾍﾟﾈ使⽤

X-6ﾍﾟﾈﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部の調査については、2号機の調査終了後の実施を検討。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

作業員ｱｸｾｽ⼝11

形状変化型ロボットの開発
課題：（１）狭隘空間（φ100mm）と安定走行の両立（２）過酷環境 (高線量，暗闇，蒸気雰囲気等)（３）放射性物質の飛散防止
PCV外PCV内装置構成イメージ「映像」「温度」「線量率」
情報の収集
1000Gy 耐放射線
放射線に弱い制御回路を制御装置側（低放射線環境下）へ移設

ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ(X-100Bﾍﾟﾈに設置)

CCD

放射性物質飛散防止装置（ﾁｬﾝﾊﾞｰ）

ﾚﾝｽﾞ
ｹｰﾌﾞﾙ
ｶﾒﾗﾍｯﾄﾞｶﾒﾗﾍｯﾄﾞバウンダリ構築ｹｰﾌﾞﾙ
送りﾄﾞﾗﾑｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟとの取合部

変形

ガイドパイプ走行時

制御装置

形状変化型
ﾛﾎﾞｯﾄ

制御回路

ｹｰﾌﾞﾙ

低放射線環境下に設置

グレーチング走行時
温度計

進行方向

クローラ
（2個）
調査装置を内包

ガイトパイプ進行用カメラ

12

形状変化機構

調査用
カメラ

線量計

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning形状変化型ロボットの開発（実証試験）
調査項目：(1)今後の地下階状況調査計画に必要な情報の取得①地下階アクセス開口部周りの状況調査②他ペネ周辺の状況調査(2)PCV内部の状況調査①環境調査(放射線量、温度)②既設構造物の状況確認

工場モックアップ試験

調査結果（福島第一 １号機）
PCV内壁面

昇降梯子の足X-100Bﾍﾟﾈ
ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ

地下階へのｱｸｾｽ開口周囲に干渉物がないこと。
13PCV内壁面など、機器に大きな損傷がないこと。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器内部調査(2号機)【調査対象部位】：プラットホーム上(ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ上⾯，CRDﾊｳｼﾞﾝｸﾞ下部)及び下(地下階)【調査及び装置開発ステップ】(1) X-6ペネ（Φ115mm）からの調査（〜2015年度）
・X-6より、ペデスタル内部プラットホームの状況調査を2015年度/上に計画：A2(2) X-6（⽳径拡⼤、またはペネ開放）からの調査（2016〜2017年度）：A3〜A4
・デブリ可視化装置を投⼊し、ペデスタル内部の調査を⾏う
Ａ１．CRDﾚｰﾙ状況調査(2013/8実施済)

Ａ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査（2015年度/上予定）

X-6ペネ使⽤までのステップ
・ペネ前_遮蔽の撤去
・ペネハッチへの⽳あけ
・ペネの内包物撤去

X-6ﾍﾟﾈＡ３．CRD下部及びﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査（2016年度予定）

ＲＰＶＡ４．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ地下階の状況調査(2017年度/下予定)

ＣＲＤ
ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開⼝部

CRDﾚｰﾙプラットホーム

１階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ
上移動

ＰＣＶ

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外部の調査については、A2〜A4の内部調査結果を踏まえて実施要否を検討

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

ペデスタル内部調査
課題：（１）狭隘空間（φ100mm）と安定走行の両立（２）過酷環境 (高線量，暗闇，蒸気雰囲気等)（３）放射性物質の飛散防止（４）遮へいブロックの遠隔取外し「映像」「温度」「線量率」
情報の収集

PCV内
チャンバ

ガイドパイププラットホーム
CRDレールPCV
ペネトレーション
15©International Research Institute for Nuclear Decommissioningクローラ型遠隔操作ロボット
後方カメラ＆照明

・内径約φ100mmのガイドパイプを通過。
・調査時は後方カメラを起こし、後方カメラによる高い空間認知性（＋起き上がり）を実現。
・集光度の高い追加照明により、霧滴中における視認性を向上。
・耐放射線性：1000Gy以上（積算）・気密性のあるチャンバから装置を送り出すことで作業中の放射性物質の飛散を防止。
後方カメラ＆照明
追加照明
前方カメラ＆照明

追加照明

クローラ

前方カメラ＆照明
リスク対策として、CRDレール上の堆積物除去装置及びペデスタル内事前確認装置（代替調査方法）も開発。
高圧水ノズル

後方カメラ
クローラ
前方カメラ

クローラ
モックアップでのプラットホーム上調査

スクレーパ

堆積物除去装置

16

ペデスタル内事前確認装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning遮へいブロック取外し装置
高線量の原子炉建屋内において、PCVペネトレーション前に設置された遮へいブロックを遠隔で取り外す装置を開発。

作業員の被曝量低減

XYθテーブルマニピュレータ
ツールチャンジャ
エンドエフェクタ

模擬
ブロック
台車

模擬代替遮蔽体
17©International Research Institute for Nuclear Decommissioningおわりに
東京電力福島第一原子力発電所の事故対応••••

放射性物質によるリスクから人や環境を守る＜廃炉措置＞• 人が近づけない高放射線環境• 安全最優先で着実な調査や作業想定ベースの仕様設定
高信頼な特注製品
人間機械系の導入
開発途中での仕様変更

ロボット技術を活用した遠隔基盤技術＜課題＞• 次々と明らかになる内部状況や各作業の進捗状況に応じて、調査すべき情報や必要とされる作業について柔軟対応できる仕組み• 信頼性や性能向上のため、プロトタイプ機の試験評価結果をフードバックする機能改良を加えた（少なくとも2セットの）最終試験機を開発する仕組み• ベンダーの異なる複数のロボットシステムが連携して作業出来る仕組み

関係機関と密に情報交換を行いつつ、国内外の叡智を集めた研究開発を進めて行く
18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

ＩＲＩＤの研究開発プロジェクト(H26年度)使⽤済燃料プール燃料取出しに係る研究開発● 使⽤済燃料プールから取出した燃料集合体の⻑期健全性評価● 使⽤済燃料プールから取出した損傷燃料等の処理⽅法の検討

燃料デブリ取出し準備に係る研究開発● 原⼦炉建屋内の遠隔除染技術の開発● 原⼦炉格納容器漏えい箇所の補修・⽌⽔技術の開発● 原⼦炉格納容器漏えい箇所の補修・⽌⽔技術の実規模試験● 原⼦炉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● 事故進展解析及び実機データ等による炉内状況把握の⾼度化● 原⼦炉内燃料デブリ検知技術の開発● サプレッションチェンバー等に堆積した放射線物質の⾮破壊検知技術の開発● 燃料デブリ・炉内構造物の取り出し技術の開発● 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発● 原⼦炉圧⼒容器／格納容器の健全性評価技術の開発● 燃料デブリ臨界管理技術の開発● 燃料デブリ性状把握・処置技術の開発● 実デブリ性状分析

固体廃棄物の処理・処分に係る研究開発● 固体廃棄物の処理・処分に関わる研究開発

19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning