【燃料デブリについて】
要確認事項Ｑ２＊１号機 原子炉内を減圧させた際の温度上昇のメカニズムとそのリスクおよびリスク対応

次頁以降で回答
出典：第65回廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議(2019.4.25)
・資料3-3 1号機X-2ペネトレーションからの原子炉格納容器内部調査

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（参考）PCV減圧の実施状況（１／２）
目的
アクセスルート構築に際して実施する孔あけ加工機（アブレシブウォータージェット：AWJ）による作業中のダスト放出リスクをさらに低減することを目的とし，念のため1号機のPCV圧力を大気圧と同等程度を目標に減圧する操作を実施した。
操作実績
・操作日時：2019年4月4日(木)，11日(木)・対象号機：1号機
・ＰＣＶガス管理設備排気流量：4月 4日 約20m3/h → 約24m3/h
4月11日 約23m3/h → 約26m3/h
・ＰＣＶ圧力操作前：約0.7kPa
RVHライン
約14 Nm3/h→

4月15日現在：約0.0kPa

PCV圧力
約 0.5~1.5 kPa(Gage)（正圧維持）

窒素封入設備PCVガス管理設備(減圧操作前)
排気流量 20～22 m3/h
酸素濃度(A/B) 0.0%/0.0％
水素濃度(A/B) 0.04%/0.00%

系統インリークなし

JPSLライン
約14.5 Nm3/h
水素発生

O2サンプリングライン 約 5 Nm3/h

フィルタ

FI O2 H2

大気放出

1号機PCVの状態
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（参考）ガス管理設備の排気流量増加に伴うPCV減圧について
PCVガス管理設備の排気流量増加することにより，PCV圧力について，大気圧と同等まで減圧できることが分かった
PCVガス管理システム排気流量

D/W圧力（PT-1601-69）

D/W圧力（PT-1624）

30

2.0

排気流量
増加操作

排気流量増加操作
1.5

排気流量

201.0

150.5

100.0

排気流量増加操作

D/W圧力

5-0.5

排気流量減少操作排気流量増加操作

0-1.0
4/1

2019年

D/W圧力（kPa_gage）

排気流量（m3/h）

25

4/3

4/5

4/7

4/9

4/11

4/13

4/15

4/17

4/19

4/21

4/23

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4/25

20

（参考）一部のPCV内温度の上昇事象
4月11日の排気流量増加操作後，複数のPCV内温度計で指示の上昇を確認
HVH-12A SUPPLY AIR(TE-1625F)
HVH-12C SUPPLY AIR(TE-1625H)
HVH-12E SUPPLY AIR(TE-1625K)
HVH-12B RETURN AIR(TE-1625B)
HVH-12D RETURN AIR(TE-1625D)
PCV温度計(TE-1625T5)
大気圧60

排気流量増加操作

104

排気流量増加操作

排気流量増加操作

103

排気流量増加操作

40102

30101

20100

1099

排気流量減少操作098

4/25

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4/24

4/23

4/22

4/21

4/20

4/19

4/18

4/17

4/16

4/15

4/14

4/13

4/12

4/114/10

4/9

4/8

4/7

4/6

4/5

4/4

4/3

4/24/1

2019年

大気圧(kPa)

温度(℃)

50

HVH-12B SUPPLY AIR(TE-1625G)
HVH-12D SUPPLY AIR(TE-1625J)
HVH-12A RETURN AIR(TE-1625A)
HVH-12C RETURN AIR(TE-1625C)
HVH-12E RETURN AIR(TE-1625E)
PCV温度計(TE-1625T7)

21

（参考）過去の一部のPCV内温度の上昇事象（１／２）(2013年10月)N2封入量を減少させた後，大気圧の変動に伴いHVH温度が上昇
HVH-12B SUPPLY AIR(TE-1625G)

HVH-12C SUPPLY AIR(TE-1625H)

HVH-12D SUPPLY AIR(TE-1625J)

HVH-12E SUPPLY AIR(TE-1625K)

HVH-12A RETURN AIR(TE-1625A)

HVH-12B RETURN AIR(TE-1625B)

HVH-12C RETURN AIR(TE-1625C)

HVH-12D RETURN AIR(TE-1625D)

HVH-12E RETURN AIR(TE-1625E)

PCV温度計(TE-1625T5)

PCV温度計(TE-1625T7)

大気圧6010450103

401023010120100

気圧上昇に伴い一部のHVH温度が変動

10099

N2封入量
24→25Nm3/h

N2封入量
25→30Nm3/h

9810/25

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10/24

10/23

10/22

10/21

10/20

10/1910/1810/1710/1610/1510/1410/1310/1210/1110/1010/910/810/710/6

2013年

N2封入量
30→24Nm3/h

大気圧(kPa)

温度(℃)

HVH-12A SUPPLY AIR(TE-1625F)

22

（参考）過去の一部のPCV内温度の上昇事象（２／２）

窒素封入等の影響により指示が上昇する温度計

１号機では注水によらず，窒素封入等の影響によって，一部のPCV温度計の指示の上昇が観測されている。これはペデスタル内の熱源に起因していると推定。
1号機温度上昇実績

2011年12月

2012年3月

2012年9月

2013年10月

PCV温度
温度上昇率[℃/h]0.6（最大約55℃）

0.6(最大約65℃)

1.1（最大約70℃）

2.0（最大58℃）

430

360

250

160

6.5(FDW 4.5,CS2.0)

6.5(FDW 4.5,CS2.0)

5.5(FDW 3.5,CS2.0)

4.5(FDW 2.5,CS2.0)

崩壊熱[kW]
注水流量[m3/h]

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（参考）温度計の設置位置関係と推定メカニズム
窒素封入ペデスタル内熱源（T.P.13284～13924）

90°（T.P.12564）
1625J（T.P.12764）（T.P.12564）
HVH(戻り)（T.P.9764）

180°
1625F

0°

1625H

1625K

1625G
270°

ペデスタル内のCRD配管近傍に熱源が存在し，熱伝達，熱伝導によりCRD配管周辺が加熱と推定。
大気圧の上昇時にPCVからのアウトリークが減少することから，ペデスタル外のCRD配管周辺の流れが滞りHVH温度計指示値が上昇すると推定。
ペデスタル外のCRD配管周辺の流れが増加・安定すると，温度が高い領域が小さくなり，HVH温度計の指示値が安定すると推定。
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【燃料デブリについて】
要確認事項Ｑ３＊１号機 ＡＷＪ作業による一時的な原子炉内の増水に対する再臨界の可能性について

次頁以降で回答
出典：第65回廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議(2019.4.25)
・資料3-3 1号機X-2ペネトレーションからの原子炉格納容器内部調査

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６．AWJ作業時の安全措置について
AWJ作業に伴い使用する水のPCV内への流入量が一時的に上昇する。
AWJによりPCV内への流入量が追加されることから，原子炉未臨界維持に必要な安全措置※１を事前に講じた上で作業を実施する。
希ガスモニタによる未臨界監視
ホウ酸水注入準備※１：AWJは実施計画III章 第1遍 第18条に定める原子炉注水系にあたらないが，任意の24時間あたりの原子炉格納容器内への注水量増加幅が1.0m3/hを超えることから，上記安全措置を実施する。

AWJ

AWJ：約1.6m3/h

X-2ペネ

原子炉注水系：給水系 1.5m3/h※２
CS系 1.5m3/h※２※２：2019/4/18 11:00時点

AWJ作業時のPCVへの水の流入イメージ
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【燃料デブリについて】
要確認事項Ｑ４＊燃料デブリ取り出し状況

次頁以降で回答
出典：福島原子力発電所の廃炉に関する安全確保県民会議(2020.2.5)
資料-1 福島第一原子力発電所廃炉作業取組みに関するご報告（抜粋）
資料-2 福島第一原子力発電所における不具合の詳細とトラブルの対応状況について (抜粋)

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2

燃料デブリの取り出しに向けた作業[作業工程]
2016

2017

初号機の取り出し方法の確定

現在

2018

2020

2019

格納容器内の状況把握・燃料デブリ取り出し工法の検討等[TOPICS](年度)

燃料デブリの取り出し・処理・処分方法の検討等

カメラ・線量計の挿入、ロボット投入調査、宇宙線ミュオン調査

調査結果を受け、専用の取燃料デブリは収納缶に収めなどにより、格納容器内の状況把握を進めています。得られた情り出し装置を開発し、燃料る予定ですが、その後の保報をもとに、燃料デブリ取り出し工法の検討を実施しています。

デブリを取り出します。海

管方法などについて、現在外の知見などを結集し、実検討中です。

施に向けた検討を行っています。

2号機調査装置

3号機調査装置※※ 資料提供：国際廃炉研究開発機構（IRID）

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2

燃料デブリの取り出しに向けた作業[調査の進捗]１～3号機では燃料デブリ取り出しに向けて、ミュオン（透過力の強い宇宙線）を利用した測定や、ロボット等による格納容器の内部調査を行っています。

1号機※

3号機※

2号機

ミュオン測定によってわかったこと（2015年2月～5月、5月～9月実施実施）

ミュオン測定によってわかったこと（2016年3月～7月実施）

ミュオン測定によってわかったこと（2017年5月～9月実施）

炉心域に燃料デブリの大きな塊はないことを

圧力容器底部に燃料デブリと考えられる高密度炉心域に燃料デブリの大きな塊はなし。圧力容器確認しました。の物質を確認。また、炉心域にも燃料が一部存

底部には、不確かさはあるものの、一部の燃料デブ在している可能性があることを確認しました。

リが残っている可能性があることを確認しました。

格納容器内部調査によってわかったこと（2017年3月格納容器内の情報収集）
ペデスタル※外側は大きな損傷はみられないこ

格納容器内部調査によってわかったこと（2019年2月格納容器内の情報収集）

格納容器内部調査によってわかったこと（2017年7月 格納容器内の情報収集）とを確認。また、底部、小石状・構造物状の堆積物を把持

ペデスタル内底部複数箇所に堆積物を確認。ペ

配管等には堆積物を確（はじ）して動かせること、把持でデスタル内に制御棒ガイドチューブ等圧力容器認しました。

きない硬い岩状の堆積物が存在す内部にある構造物と推定される落下物を確認。

る可能性があることを確認しましさらに水面の揺らぎ状況かた。

ら圧力容器の底部に複数のまた、堆積物にカメラをより接近開口があると推定しました。
また、ペデスタル内壁面に大させることで、堆積物の輪郭や大1号機調査装置きさを推定するために必要な映像

2号機調査装置

3号機調査装置

きな損傷は確認されませんでした。

を取得することができました。

ペデスタル外側の状況※ ペデスタル：原子炉本体を支える基礎。

ペデスタル内堆積物の把持状況

ペデスタル内側の状況※ 1号機，3号機の資料提供：国際廃炉研究開発機構（IRID）

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2

燃料デブリの取り出しに向けた作業[進捗状況]

今後の作業

燃料デブリ取り出し初号機は2号機
これまで2号機は、2019年2月に原子炉格納容器底部の堆積物接触調査を実施。燃料デブリと思われる堆積物の一部を把持して、動かせることを確認しています。

燃料デブリ取り出しの初号機•初号機は、安全性、確実性、迅速性や使用済燃料取り出し作

図：燃料デブリ取り出し装置のイメージ
写真：ロボットアーム

格納容器エンクロージャ※

業との干渉回避を含めた「廃炉作業全体 の最適化」の観点か

X-6ペネ※

ら、2号機とします。
•取り出し方法としては、現在開発中のロボットアームを活用。
気中・横から把持・吸引などにより2021年から慎重に試験的

X-6ペネ
接続構造取り出しを開始。その後、段階的に取り出し規模を拡大してロボットアームいきます（ステップバイステップのアプローチ）。
•

取り出したデブリは、容器に収納の上、発電所内の保管設備に移送して乾式にて保管します。
試験的取り出しアクセス装置

段階的に取り出し規模を拡大

デブリ回収装置（案）

金ブラシ

アクセス装置

デブリ回収装置（案）

グリッパツール

真空容器

掘削回収ツール※ X-6ペネ：格納容器貫通孔※エンクロージャ：機械類を格納する箱（筐体）
資料提供：国際廃炉研究開発機構（IRID）

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2

燃料デブリの取り出しに向けた作業

[1号機]

今後の作業

格納容器内部調査を計画（2020年度以降予定）
燃料デブリ取り出しに向け、新たな知見を得るために格納容器内部調査を計画しています。

潜水機能付ボートを用いた格納容器内部調査
2017年3月の調査で確認された堆積物は水中にあるため、アクセス・調査装置は潜水機能付ボートを開発中です。
X-2ペネ※に孔を開けて構築したアクセスルートから、調査を実施する計画です。また、従来の格納容器内部調査と同様に、作業中はダスト測定を行い、格納容器内の気体が外部に漏れ出て周辺環境へ影響を与えていないことを監視します。
格納容器内
ケーブルドラム

隔離弁
インストール装置

ガイドパイプX-2ペネ

シールボックス

X-2ペネ
1号機X-2ペネからの格納容器内部調査のイメージ図
約1m
パンチルト
カメラ※スラスタ※

約0.25m

照明
調査ユニット（超音波距離計等）
潜水機能付ボート型アクセス・調査装置イメージ図

アクセス・調査装置例※ X-2ペネ：人が格納容器に出入りするための通路。
※ パンチルトカメラ：左右方向（パン）上下方向（チルト）撮影できるカメラ。
※ スラスタ：推進装置

調査箇所のイメージ

資料提供：国際廃炉研究開発機構（IRID）

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2

燃料デブリの取り出しに向けた作業[1号機]

進行中の作業

格納容器内部調査を計画（2020年度以降予定）
X-2ペネ※からの格納容器内部調査のためのアクセスルート構築の状況
2019年4月から格納容器内へのアクセスルートを確保するため、その準備作業として、 X-2ペネの外扉、内扉に調査装置監視用（2箇所）、調査装置投入用（1箇所）の計3箇所の孔あけ作業を行っています。
内扉の孔あけ作業は高圧水を極細にした水流に研磨材を混合し、切削性を向上させた装置にて行っています。

X-2ペネ

6月4日、内扉の孔あ け作業を 慎重に進め、データの傾向監視を行っていたとこ ろ、格納容器内の空気を排気する設備のフィルタの上流側に設置した作業監視用モニタ①の値が上昇したことを確認しましたが、下流側にある本設モニタに有意な変動はなかったことから、環境への影響はないと判断しています。
ダスト濃度の監視を充実させるため、新たに「作業監視用モニタ②」及び「作業監視用モニタ③」を追設し、切削作業を進めながら得られるデータを分析・評価し、切削量の適正化を図ってまいります。
（作業は、2019年11月25日～28日、2020年1月14日～24日に実施）
X-2ペネの位置（原子炉建屋1階）

作業にあたっては、周辺環境に影響を与えぬよう、安全・安心を最優先で進めていきます。

作業監視用
モニタ③

【原子炉建屋】
作業監視用
モニタ①

格納容器

【タービン建屋】

フィルタ

排風機

【屋外】

本設
モニタ

凝縮器
ドレン水
作業監視用モニタ②

再循環ライン
作業監視用モニタ設置のイメージ図※ X-2ペネ：人が格納容器に出入りするための通路。

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