原子炉格納容器 止水技術の開発
2017年9月6日
廃止措置研究・人材育成等強化プログラム
平成29年度 国内サマースクール
日本原子力研究開発機構 楢葉遠隔技術開発センター
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
開発計画部長高守 謙郎
無断複製・転載禁止 技術研究組合
国際廃炉研究開発機構
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。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

講演内容
I. 予備知識II. PCV補修・止水技術の開発状況
III.実規模試験の概要【略語】▶ 福島第一原子力発電所⇒「１Ｆ」▶ 原子炉格納容器⇒「ＰＣＶ」▶ 燃料デブリ⇒「デブリ」（溶けた燃料と構造物が混ざりあったもの）

2©International Research Institute for Nuclear DecommissioningI. 予備知識

3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子力発電所の構造
原子炉圧力容器（RPV）

蒸気乾燥器オペレーションフロア(5F)

蒸気出口
ノズル

圧力容器(RPV)

再循環系
出口

DSピット

5.5m
11m

34m

使用済
み燃料
4F プール
(SFP)
3F

21m

制御棒

46m

気水分離機

燃料集合体

燃料集合体

原子炉建屋 46m

ドライウェル

2F

ペデスタル

20m
ベント管

1F

格納容器(PCV)

トーラス室

38m

49m

サプレッション
チェンバ(S/C)（注）図中の寸法は２／３号機の例。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCVの外観（建設写真）「ドライウェル（D/W）」：S/Cより上部のPCV「PCV貫通部」：配管貫通部、電気配線貫通部等
1号機 約150か所
2号機 約200か所
3号機 約190か所「機器ハッチ」：大型機器の搬出入口「ベント管」：D/WとS/Cの連絡配管「サプレッションチェンバ（S/C）」：
事故が起きた時に発生した蒸気をS/C内の水で凝縮し、PCVの圧力の上昇を抑える。
「エアロック」：人の出入口｢Browns Ferry Unit 1 under construction 1966.Sep.｣
Tennessee Valley Authority – TVA’s 75th Anniversary webpage

55©International Research Institute for Nuclear Decommissioning炉心溶融、メルトダウン、メルトスルーの意味は？
「炉心溶融」：炉心の冷却機能が失われ、核燃料の過熱により炉心を構成している燃料集合体や炉心支持構造物が高温で融解すること。

原子炉格納容器（PCV）「メルトダウン」：炉心溶融が進み、溶融した燃料デブリが炉心から落下して圧力容器の底に溜まること。

原子炉圧力容器（RPV）「メルトスルー」：圧力容器の底に溜まった高温の燃料デブリがさらに圧力容器の底まで溶かし、圧力容器の外に流れ出ること。
原子炉建屋（R/B）断面図※ 必ずしも「炉心溶融=メルトダウン」ではない。
区別して使われることがある。

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1Fデブリ取り出しの難しさはどこか～TMIとの比較
TMI-2

1F-1,2,3

原子炉建屋

原子炉建屋
（格納容器)
放射性物質の圧力容器

格納容器

閉じ込め機能が「健全」
圧力容器

放射性物質の遮へい壁

閉じ込め機能が「不十分」

汚染水

デブリ総量

約880トン（3基）

ほぼRPV内、一部が配管内

デブリの拡がりペデスタル底部に落下、底部コンクリートを浸食（オペフロ線量）
除染・遮蔽後※ :約1mSv/h

放射線量（オペフロ線量）
現在:数十～数百mSv/h

約133トン

※：事故直後は数十mSv/h

7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1F廃炉に向けた行程（中長期ロードマップの概要）（2017年8月現在）

2011年12月【ステップ2＊完了】
プラントの状態を安定化する取り組み

2021年12月

2013年11月
第1期初号機の使用済燃＊ステップ２
料プール内の燃料取•放射性物質放出管理、放り出し開始まで
射線量大幅低減の達成（2年以内）•冷温停止状態の達成

第2期

第3期

初号機の燃料デブリ取り出し開始まで（10年以内）

廃止措置終了まで（30～40年後）( )内はステップ２完了からの期間
2013年11月18日に4号機使用済
燃料プールから燃料取り出し開始

中長期ロードマップ（政府の1F廃炉方針）は、2015年6月12日に改訂された。
目標工程(マイルストーン)の明確化• 号機毎の燃料デブリ取り出し方針の決定 2017年夏頃• 初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定 2018年度上半期• 初号機の燃料デブリ取り出しの開始
2021年内8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの役割▶ ４者（政府、NDF、東京電力、IRID）が連携して1F廃炉を推進。
▶ IRIDは技術開発の実施者（R&D組織）として貢献。
政府（経済産業省）

重要課題を提示
報告

原子力損害賠償・廃炉等支援機構（NDF)「中長期ロードマップ」の決定技術戦略
技術判断

1. 重要課題に対する戦略立案→「戦略プラン」で具体化
2. 研究開発企画
3. 重要課題の進捗管理の支援

COE 組織として（COE：Center of Excellence、司令塔）

廃炉実施 組織として

技術開発

現場オペ
レーション

R&D 組織として

国際廃炉研究開発機構（IRID）

東京電力ホールディングス(1F廃炉推進カンパニー)
9©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ取り出しに必要な技術開発
１.建屋内の線量を下げる

2 .デブリの状態を知る◎間接的に知る
 解析による炉内状況把握
 宇宙線ミュオンを利用した透視◎直接的に知る
 PCV内部調査、RPV内部調査

 遠隔除染装置の開発
6.デブリを収納・移送・保管する

3 ,4.PCVの漏えいを止める、水を張る

5.デブリを取り出す

 PCV補修・止水技術の開発
 PCV補修・止水実規模試験

1.建屋内の線量を下げる

4.PCVに水を張る

5 .デブリを取り出す デブリ取り出し基盤技術の開発
 デブリ取り出し工法・システムの開発
 臨界管理技術の開発

3.PCVからの漏えいを止める

6 .デブリを運びだし、保管する

2.デブリの状態を知る

 デブリ収納・移送・保管技術の開発

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

II. PCV補修・止水技術の開発状況

11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. PCV補修・止水の目的＜デブリ取り出し＞①②③

PCV内に水を張りPCVを冠水することで、以下を達成する。
燃料デブリ・炉内構造物に付着する放射性物質からの放射線の遮へい※1
燃料デブリ・炉内構造物の切削・移動時のダストの飛散防止※2
燃料デブリの冷却維持+＜汚染水封じ込め＞
 PCV下部（ベント管又はS/C）を止水することで、④ PCVからR/B（トーラス室）へ流れ込む汚染水量を抑制（水位コントロールによりR/Bから外部への漏えい量はゼロにする）※ 1：水遮へいにより上部取出しの作業エリアとなるオペフロの線量を低減する※ 2：燃料デブリを水没させることにより、デブリ切削・移動時に発生するダストを水で捕獲する③デブリの冷却維持
監視制御

④汚染水
封じ込め

12

①放射線の遮へい②ダストの飛散防止

放射線

空臨調
界水監
視処
電理源
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. デブリ取り出し時の放射性物質の閉じ込め
上部取り出しの場合

上部コンテナ 本格コンテナ

セル(上取出し)上部コンテナ

２次バウンダリ（R/B、コンテナ）

DSP

SFP
１次バウンダリ（PCV、セル）

本格コンテナ＜気相部＞• PCV損傷部の補修を可能な範囲で行う。
• さらに、PCV及びR/B内の圧力を負圧することにより放射ダストの閉じ込めを行う。

地上階

R/B

【凡例】

地下階

１次バウンダリ（既設）
１次バウンダリ（新設）
２次バウンダリ（既設）
２次バウンダリ（新設）SFP：使用済燃料プール
DSP：ドライヤー・セパレータ貯蔵プール

13

＜液相部＞
• PCV下部止水により汚染水を極力トーラス室に流入させない。
• さらに、地下水と建屋内の水位差管理（地下水水位＞トーラス室水位）により汚染水の閉じ込めを行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. PCV補修・止水対象箇所
 「補修」→漏えい箇所が気中となる部分に対する修理（主にR/B地上階）。
 「止水」→漏えい箇所が水中となる部分に対する修理（主にR/B地下階）
PCV上部接続配管

シアラグ点検口

ハッチ類• 機器ハッチ• P/A• CRDハッチ

電気ペネ

閉止フランジ

PCV下部接続配管

真空破壊ライン
（１号機）

ベント管

「止水」

地下階

※ PCV上部損傷箇所：約300箇所（解析による推定）

地上階

ベロー付きペネ「補修」※

トーラス室壁面貫通部

ストレーナ

ダウンカマー

Tクエンチャ

D/Wシェル損傷箇所（１号機）

14S/C脚部

トーラス室©International Research Institute for Nuclear Decommissioning４. 止水・補強の構成
 冷却水（汚染水）は格納容器側に閉じ込め、循環・浄化
 止水には開口・漏えい経路に止水材を注入し、閉塞させる

格納容器

トーラス室
ダウンカマ

脚部補強（必要な場合）
ベント管止水クエンチャ＋ストレーナ止水＋ダウンカマ止水

止水と脚部補強（例）15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５. 止水・補強の候補材料（要求される機能）【止水性能】⇒ 損傷孔の位置が不明のため複雑な構造材にも回り込んで行き渡る【現場条件】S/C内に原子炉から流出した水がある状態で止水する。
⇒ 水中で硬化し、耐放射線性が高い【遠隔作業できること】原子炉建屋１階から投入する。
⇒ ある程度の遠距離からでも投入できる⇒ 作業員の被ばく低減のため短時間に投入できる【維持】デブリ取出しが完了するまでの期間止水する。
⇒ 長期的に安定性が維持される№要求仕様の例

目標1

水中流動距離10m以上

2

流水環境での流動性

止水対象機器周辺に良好に充填されること

3

水中硬化

対象機器周辺に充填され、止水性能があること(漏水量1L/min以下)

4

流動時間8時間以上

5

耐放射線性

25MGyで劣化無し

6

圧送距離130m

7

水頭圧40m相当の水頭圧に耐えること

8

ひび割れ発生の抑制、拡大防止

ひび割れ指数1.40以上

9

環境影響（耐ほう酸水）

劣化しない

16

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５. 止水・補強の候補材料（例）とこれまでの検討
 可塑性グラウト（水中不分離性）
・水中遠隔施工で基本的用途に合致
・隙間や水流量が大きい場合の止水能 ゴム系材料

・ゴム栓効果・大型構造物への施工実績，施工管理・放射線環境下での材料収縮（配管との接着） 重泥水・単独では構造を維持できない・併用により隙間や水流量が大きい場合の止水能良・漏えい再発時の補修材料として好適 自己充填コンクリート
17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning自己充填コンクリートの特徴
 コンクリートは、鉄筋を有する型枠内に確実に締固められることによって設計通りの性能を発揮。これが不十分だと、強度にのみならず長期耐久性も低下。締固めには熟練した高度な技術が必要。
 自己充填コンクリートは、鉄筋を有する型枠内に重力の作用のみで確実に充填するコンクリートで、汎用の材料のみを用いたコンクリート。1988年にプロトタイプが完成。実候構造物や建築物で多くの採用実績あり。

高知工科大大内研究試験でのコンクリート配合試験の様子（H29.5.11撮影）

18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

III. 実規模試験の概要

19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 実規模試験体(1/2)～概要
ベント管

約12m

サプレッション
チェンバ

ダウンカマ

トーラス室
壁面
クエンチャ

サプレッション
チェンバ▶ 模擬対象プラント：
２／３号機▶ 模擬対象設備：
トーラス室壁面及び原子炉格
納容器下部のうち、1/8エリア▶試験体サイズ：約18m×約20m×約12m
号機

S/C容積

断面直径

S/C環の中心径

1号機

約4800m3

約8m

約30m

2/3号機 約6500m3

約9m

約35m

ベント管

ダウンカマ
クエンチャ

PCV下部断面図

トーラス室壁面上部

20

S/C内©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 実規模試験体(2/2)～製作過程
S/C胴体

S/C脚部（耐震サポート）

S/C脚部据付

S/C据付

2015年12月8日撮影

2015年12月22日撮影

トーラス室壁面

ベント管

トーラス室壁面据付

ベント管据付2016年2月9日撮影

2016年2月15日撮影

21©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験の実施項目① ベント管止水技術② サプレッションチャンバー（S/C）内充填止水技術③ サプレッションチャンバー（S/C）脚部補強技術
それぞれについて、施工性確認試験及び打設試験を行う。
＜補強・止水材充填量＞
工法

充填量

材料

①ベント管止水

1号機

ゴム又は自己充填コンクリート

2/3号機

約10m3/1本（ベント管は8本）②S/C内充填止水

水中不分離コンクリート

800m3※11500m3※2③S/C脚部補強

水中不分離モルタル

1800m3※31500m3※3※１：ダウンカマ埋設（かぶり厚さ1500㎜ ） ※２：真空破壊弁埋設 ※３：コラムサポートピン埋設

22©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実規模試験の位置付け(1/2)（１）「施工性確認試験」の位置づけ① 高線量下作業の成立性の確認
１Fサイトの現場環境を想定し、高線量下での機器準備を含む作業が問題なく実施できること。また、実工事計画のための基礎データ（作業時間、配員等）を取得する。

② 遠隔操作作業等の成立性の確認
１Fサイトの現場環境を想定し、遠隔操作作業や施工状況の遠隔監視が問題なく実施できること。

23©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実規模試験の位置付け(2/2)（２）「打設試験」の位置づけ① 施工システムの成立性の確認
材料供給から打設までの一連作業を再現し、遠隔監視を含む施工システムとして機能し、問題なく打設が実施できること。また、施工管理に係る各種データの取得を行う。

② 補強・止水性能の確認
打設実施後に止水性能、材料強度や充填状況等を確認し、工場試験と同等の性能が確保されていること。

24©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．ベント管止水技術(1/3)～概要
 D/WとS/Cを連結しているベント管を止水し、D/W内を水張りが出来る状態にすることを目的とした技術開発。

D/W

S/C

25

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．ベント管止水技術(2/3)～止水方法
止水材

閉止補助材

目的：ベント管の止水
材料：ゴム材又は自己充填コンクリート材

目的：ベント管の仮閉止材質：ザイロンクロス• ゴム材は1/10スケール要素試験、自己充填コンクリート材は配合試験を実施中。

遠隔装置（FRM)

閉止補助材• 1/1スケール展開試験を行い良好な結果が得られた。

自己充填コンクリート材

副閉止補助材
目的：閉止補助材と干渉物との隙間の閉塞
材料：重量骨材又はゴム材• 1/1スケール目詰め試験を行い良好な結果が得られ

補修材
目的：経年劣化、地震等で生じた水みちの閉塞
材料：ベントナイト• 放射線試験の結果、低膨潤性ベントナイトは内部に気泡が発生。気泡が発生せず、体積膨張の小さい高膨潤性ベントナイトを選択。

重量骨材

26

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．ベント管止水技術(3/3)～遠隔施工装置（FRM）
CMF（ケーブルマネジメントフレーム）

FRM

S/C穴あけ
伸縮範囲
水平マスト

各部の名称

先端工具
ベント管穴あけ R/B１階からS/C及びベント管へアクセスし各種ツールを用いた作業を行う装置。
 あらゆる姿勢においてアーム先端50kgfまでの耐荷重を有する。
27

マスト下降時の挙動©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水技術～概要
 S/C内外の流路となる配管端部（クエンチャ、ストレーナ）を止水することを目的とした技術開発。また、ダウンカマまでを埋設してベント管止水のバックアップとしての役割も検討中。

28©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水技術～1/1スケール止水試験
 1/1スケール、2ベイ分の1/8モデルにおいてコンクリート打設を行い、止水対象部であるS/C損傷孔、クエンチャ、ストレーナに対する止水性を確認した。

ダウンカマ

逃がし安全弁排気管

29©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水技術～充填方法
 原子炉建屋１階床（１号機：６箇所、２／３号機：８箇所）を穿孔し、S/C内部まで降ろしたホースからコンクリートを充填する。
１号機 R/B１階平面図

S/C内充填止水装置

カメラ装置

穿孔①（ガイドパイプ設置）

シャットダウンポンプ室内の線量が高く（数Sv/hオーダー）、この室内での工事は困難

ベント管

南東エリアの線量が高く（50mSv/h以上）、このエリアでの工事は困難

30©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5.（参考） S/C内充填止水実規模試験【実規模試験体】
東京電力福島第一原子力発電所２号機（以下、１Ｆ－２号機）の原子炉格納容器のうち、サプレッションチェンバと呼ばれるドーナツ状構造体を、１／１スケールで円周全体の１／８の範囲を模擬している。
内部には、主要な内部構造物模擬体（ダウンカマ、クエンチャ、強め輪等）を設置している。

実規模試験体外面

実規模試験体内面（オレンジ色の構造物がサプレッションチェンバ）
直径約9m

原子炉建屋の壁を模擬

直径約9m

サプレッションチェンバ

ダウンカマ

強め輪
クエンチャ

実規模試験体写真

31©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5.（参考） S/C内充填止水実規模試験【ホース送り回収装置】
止水材の打設用ホースをサプレッションチェンバ内に送り・回収を行う。
原子炉建屋１階面（本試験では作業フロア）に設置し、遠隔操作にてホースを送り・回収する。
止水材の打設レベルに合わせてホースを引き上げる工法（トレミー工法）を行う。
高線量かつ狭隘な現場に搬入・設置するため、分割して搬入し、組立を行う構造としている。

ホース送り回収装置 （実機適用時は複数方位からの同時打設を計画。本資料は１方位のみ例示）

32©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5.（参考） S/C内充填止水実規模試験
実規模試験手順①現地生コンクリートプラントから、止水材である水中不分離コンクリートをアジテータ車にて輸送。
②ホースを作業フロアからホース送り回収装置にてサプレッションチェンバ内に吊り下ろす。
③ポンプ車にて、止水材を圧送配管及びホースを介して、サプレッションチェンバ内に送り込む。
④ホースをホース送り回収装置によりサプレッションチェンバから徐々に引き上げる。
⑤予定の打設高さに到達した時点で、充填を完了。
⑥後日、止水材が固化した時点で止水部（クエンチャ）からの漏えいを確認する。
ホース送り回収装置
ホース送り回収装置

ユーティリティ（仮設電源等）

圧送管

ユーティリティ（水供給設備等）

遠隔操作本部
圧送管
俯瞰カメラ

モニタリング装置

ポンプ車
（１台）

アジテータ車（計２０台）

S/C内水位初期：底部+2000mm

現地プラント試験場断面図試験場平面図33©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．S/C脚部の補強技術(1/2)～概要
 S/C内充填止水により止水材の充填による重量増加が見込まれるため、S/Cを支える脚部の耐震補強を目的とした技術開発。
１号機

充填装置

充填装置

２・３号機

補強材充填

補強材充填

脚部（コラムサポート）
脚部（コラムサポート）

耐震サポート）：水中不分離性モルタル

34©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．S/C脚部の補強技術(2/2)～充填方法
 バッチャープラントで練った水中不分離性のモルタル（新規開発品）を原子炉建屋に送り、地下1階(トーラス室)床まで降ろしたホースから充填する工事。
 ６～８箇所から同時に打設する。
2号機 R/B１階平面図

充 填 口
1号機：6箇所
2号機：8箇所
3号機：検討中35

ユニット

トーラス室寸法

S/C 直径

1号機

約 42m×42m

約8m

2･3号機

約 45m×46m

約9m©International Research Institute for Nuclear Decommissioning７．S/C脚部の補強実規模試験

作業フロア（原子炉建屋1階を想定）

打設装置
模擬干渉物（グレーチング２段）
打設ホース

模擬サプレッションチェンバ

模擬トーラス室

36©International Research Institute for Nuclear Decommissioning７．S/C脚部の補強実規模試験【発電所構内】補給車でピストン輸送

実機工事（補中強継材スのテ保ーシ管ョ・供ン給）【R/B近傍】バッチャープラント
サイロA1※枠内を1単位として、打設装置の基数分だけ用意する

ミキサ・アジテータ
圧送ポンプA

(4B)
(6B)
中継ポンプ
(6B/4B)
約200m *2
(30㎥/h)

*1
サイロB1
サイロB2

補強材
置場

【R/B 1階】

*1

サイロA2

フレコンバッグ
で供給

ミキサ・アジテータ
圧送ポンプB(15㎥/h)(15㎥/h)ミキサ・アジテータ
圧送ポンプA(15㎥/h)ミキサ・アジテータ
圧送ポンプA(4B)
約200m *2

(4B)

打設装置
(4B)

*2
最大圧送可能距離を示す。

トーラス室

模擬トーラス室*3スクリューフィーダは一般工事で実績があるため、実規模試験では省略する。

打設装置

作業フロア

※打設装置は1基なので一式だけ用意する

打設装置
(4B)

(4B)

*1
サイロ→ミキサへの供給は，スクリューフィーダで行う。
（サイロ容量は打設量を考慮して実機工事で計画）(6B)(6B/4B)
約60m

(4B)
中継ポンプ

(30㎥/h)

(4B)
約110m

(実規模試験
打設試
験【R/B 大物搬入口周辺】(15㎥/h)

クレーンにより投入する ＊3

ミキサ・アジテータ
圧送ポンプ

作業フロア
試験水貯蔵水槽

打設装置

模擬トーラス室ラフタークレーン

中継ポンプ約15m)

補強材置場

階段

発電機

37

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning７．S/C脚部の補強実規模試験
打設ホース投入・設定
打設装置

補強材打設開始

モニタリング設備

仮設タンクへ打設ホース

排水ポンプ

補強材

1）干渉物を回避して打設ホースを投入
２）モニタリングで水位を確認し、水面から100mm打設ホースをs水中へ送り出し設定381）打設箇所蓋取外し
2）床面穿孔に打設ホース投入
3）トーラス室床面+100mmに打設ホース設定
4）補強材圧送開始
5）打設ホース先端カメラで補強材吐出を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning７．S/C脚部の補強実規模試験
モニタリング，トレミー操作，滞留水排水
打設装置

補強材打設終了

モニタリング設備

仮設タンクへ仮設タンクへ

打設ホース

排水ポンプ
滞留水補強材

1）補強材高さ300mm毎に打設ホーストレミー操作300mm
2)滞留水水位が所定の高さまで上昇したら排水開始・下降したら停止※補強材・滞留水水位の高さ測定はモニタリングシステムによる。

1）モニタリングシステムで最も低い補強材面がOP.-900（床上1160mm）に到達したら打設終了。

39©International Research Institute for Nuclear Decommissioningご清聴ありがとうございました。

40©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（参考１）IRIDの紹介

41©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDとは？
将来の廃炉技術の基盤強化を視野に、当面の緊急課題である福島【理 念】
第一原子力発電所の廃炉に向けた技術の研究開発に全力を尽くす。
名 称
設 立

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 （略称：IRID「アイリッド」）（International Research Institute for Nuclear Decommissioning）
2013年8月1日（認可） 組合員 構成員：835名（2015年10月1日現在、役員を除く）• 独立行政法人：２法人（独）日本原子力研究開発機構（JAEA）、（独）産業技術総合研究所（AIST）• メーカー等：４社㈱東芝、日立GE ニュークリア・エナジー㈱、三菱重工業㈱、 ㈱アトックス• 電力会社等：12社
北海道電力㈱、東北電力㈱、東京電力㈱、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㈱オールジャパン体制
 事業費

年度

2013年度（8月～）

2014年度

2015年度

2016年度
（推定）

事業費

約45億円

約120億円

約150億円

約155億円42©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの事業内容▶IRID事業の３本柱

1. 廃止措置に関する研究開発

格納容器内部調査ロボットの開発を行います。

国際顧問との会議

2. 廃止措置に関する

3. 研究開発に関する国際、国内関係機関との協力を推人材育成に取組みます。

進します。

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「IRIDシンポジウム2016」
でのロボットのデモ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの研究開発スコープ
廃炉事業●原子炉の冷温停止状態の継続●滞留水処理（汚染水対策）●発電所全体の放射線量低減・汚染拡大防止●使用済燃料プールからの燃料取り出し●燃料デブリ取り出し●固体廃棄物の保管・管理と処理・処分に向けた計画●原子炉施設の廃止措置計画

IRIDはこの分野のR&Dを担当

研究開発の全体像

出所：NDF 技術戦略プラン2016

44©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（参考２）デブリ取り出し工法・システム技術

45©International Research Institute for Nuclear Decommissioningデブリ取り出し工法
技術的課題

冠水-上アクセス工法（概念）放射性ダストの閉じ 作業セル
込め機能の確保遠隔操作技術の確立
被ばく低減・汚染拡大防止技術の確立

作業セル

シールドプラグ

使用済燃料プール
使用済燃料ﾌﾟｰﾙ

下部テーブル
下部プラットホーム

開発目的

2015.9～2017.3

天井クレーン

上部テーブル
上部プラットホーム

カバー吊具 主要３工法について、概念検討および工法詳
細ステップ図を作成し、基盤技術開発の成果と合わせ、工法実現性の評価を行う。
開発期間

気中-上アクセス工法（概念）

ドライヤ/セパ
レータプール

気中-横アクセス工法（概念）
X6ペネ

使用済
燃料プール
RPV内
アクセス装置

アクセスレール
ロボットアーム

46©International©International
ResearchResearchInstituteInstitutefor Nuclear
for Nuclear
Decommissioning
Decommissioning

気中-上アクセス取り出し工法（イメージ）
セル

カバー

シールドプラグ
PCVヘッド
RPVヘッド開閉式遮へいポート

蒸気乾燥器ダスト飛散防止用フィルム

RPV内アクセス装置（イメージ）

気水分離器

上下開口部

アクセス装置

RPV内面
シール

旋回装置
装置下部
シール

燃料デブリ

加工装置・
作業用アーム
燃料デブリ

47©International Research Institute for Nuclear Decommissioning気中-横アクセス取り出し工法（イメージ）
ペデスタル開口

格納容器

圧力容器

ロボットアーム（ペデスタル外）

気密用セル

気密用セル

セルアダプタアクセスレール

ペデスタル

ロボットアーム（ペデスタル内）

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燃料デブリ（イメージ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

安全系システム
必要な安全機能
1. 冷却
2. 閉じ込め（負圧，トーラス室水位制御）
3. 不活性化（火災・爆発防護）
4. 未臨界②窒素供給・排ガス処理設備
窒素供給系（RPV不活性化）

PCVガス管理系

洗浄塔

負圧管理、水素掃気、
管理放出

原子炉建屋ｶﾞｽ管理系
平常時放出放射能緩和
管理放出：１次バウンダリ①循環冷却・臨界管理設備
循環冷却系

水処理設備
ホウ酸濃度調整設備地下水P

セル：２次バウンダリ（気体）P

トーラス室排水系
地下水位との逆転防止・放射能濃度の低減・臨界防止（ホウ酸濃度）③建屋・セル換気設備
建屋・セル排気系

P
建屋間止水

デブリ冷却・放射能濃度の低減（負圧管理・ 管理放出）

P：２次バウンダリ（液体）

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建屋給気系

補助建屋内（作業環境維持）©International Research Institute for Nuclear Decommissioningご清聴ありがとうございました。

50©International Research Institute for Nuclear Decommissioning