原子炉格納容器止水実規模試験の概要

2017年6月29日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
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

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. 実規模試験体～全体概要～
ベント管

約12m

サプレッション
チェンバ（S/C）

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（S/C）▶ 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

S/C断面 S/C環の直径
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

2S/C内部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 実規模試験体～S/C外観・内部～
実規模試験体（S/C）外観

実規模試験体（S/C）内部

ダウンカマ
直径約9m

トーラス室（R/B）の壁を模擬
直径約9m

漏えい試験のための加圧配管

S/C

ダウンカマ
強め輪クエンチャ

3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実規模試験の実施項目
実規模試験体を使用して「施工性確認試験※」及び「コンクリート打設試験」を行い、その結果から実機への適用性を評価する。
① ベント管止水技術（参考１）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（参考２）
６月２４日に「コンクリート打設試験」を実施（試験場所：楢葉遠隔技術開発センター）※ 「施工性確認試験」
１Fサイトの現場環境を想定した放射線環境下（3mSv/hを想定）において、人手による作業や遠隔機器を用いた作業の作業手順確認を目的としたもの。施工性確認試験の実施時期は以下の通り。
① ベント管止水技術施工性確認試験：平成29年3月～5月② S/C内充填止水技術施工性確認試験：平成29年6月③ S/C脚部補強技術施工性確認試験：平成28年11月

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．S/C内充填止水技術の概要

2500㎜

 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。

：6月24日コンクリート打設試験での打設高さ（S/C底部より約2500㎜）

5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning４．S/C内充填止水：施工性確認試験【試験目的】
実機放射線環境下※における機器準備を含む人手による作業の基礎データを取得するとともに、遠隔機器を用いた操作や監視が問題なくできることを確認すること。

【試験条件】• S/C内は水張りを行わない。
• 照明等は実機条件を模擬する。

【試験の確認ポイント】• 放射線防護装備を装着した状態で、コンクリート打設装置（ホース送り回収装置、ホース巻き取り装置等）の搬入～組立～解体 ～搬出に要する作業時間の把握。
• ホース送り回収装置の遠隔操作性。

【試験結果（期間：6月12日～20日）】• 装置の搬入～組立～解体 ～搬出に要した時間は約45分。全体の作業を２～３班で分けることで、放射線量3mSv/h環境下においても人手による施工が可能なことを確認した。
• 遠隔操作で問題なくホースの送り・回収ができることを確認した。
※：放射線量3mSv/h環境下での作業員被ばくの上限を1mSv/人日と想定し、1日内での１人当たりの作業時間は20分を上限とする。

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水：コンクリート打設試験（1/4）
【試験目的】
コンクリート材料供給から打設までの一連作業を再現し、実機放射線環境を想定した施工手順で問題なく打設ができることを確認すること。

【試験条件】
現状の2号機に対し、D/W内およびS/C内水位制御が導入された状態を想定し試験を行う。
• S/C内初期水位はO.P.-550（S/C底部から2000mm）とする※。
• ベント管からS/Cへの流入水は無し（静水状態）とする。
• 照明等は実機条件を模擬する。

【試験の確認ポイント】• 遠隔装置を用いて問題なく止水材が打設できることの確認。
• 現地生コンクリートプラントからの止水材輸送を含めた材料供給システムの確認。

※：現状2号機のS/C内水位はO.P.3000程度。止水材流動性においては、水位が低いほど安全側（より厳しい施工条件）となるため、流動に最低限必要な水位としてO.P.-550を設定。

7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水：コンクリート打設試験（2/4）
【試験装置】
 原子炉建屋（R/B）１階床を模擬した作業フロア上に装置を設置し、遠隔操作にて打設用ホースを送り・回収。
 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・組立を行う構造。
打設ホース（直径約130㎜）

Ｄ.操作盤

Ｃ.ホースローラーサポート
Ａ.ホース巻き取り装置（ターンテーブル機構）

Ｂ.ホース送り回収装置

Ｂ.ホース送り回収装置

作業フロア（R/B1階床を模擬）

Ａ.ホース巻き取り装置

8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水：コンクリート打設試験（3/4）
【試験手順】① 現地生コンクリートプラントからアジテータ車にて止水材を輸送。
② 作業フロアからホース送り回収装置にてS/C内にホースを吊り下ろす。
③ ポンプ車で止水材を圧送してS/C内に送り込む。
④ ホースをホース送り回収装置によりS/Cから徐々に引き上げる（「トレミー工法」）。
⑤ 予定の打設高さに到達した時点で、充填を完了。
ホース送り回収装置

作業フロア

ホース送り回収装置

ユーティリティ（仮設電源等）

ユーティリティ（水供給設備等）

圧送管

遠隔操作本部
圧送管
俯瞰カメラ
ポンプ車
（１台）モニタリング装置
S/C内水位初期：底部+2000mm

アジテータ車
（累計５０台［実績］）

現地プラント

試験場平面図

試験場断面図9©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．S/C内充填止水：コンクリート打設試験（4/4）
【試験結果】
 6月24日8時45分から打設開始。19時04分打設完了。打設量は約200m3。
 S/C内充填止水に、遠隔操作によるトレミー工法が適用可能（遠隔操作でホース下端を約100mmピッチで段階的に引き上げられること）なこと確認した
 所定のコンクリート強度が出る１か月後を目安に、コンクリートの充填状況と材料強度を確認するとともに、止水を確認する試験（クエンチャにつながっている加圧配管内部に水圧をかけて止水部からの漏えい状況を確認）を行う予定。
【6月23日メディア公開】【6月24日コンクリート打設試験】
試験装置

試験装置

試験棟内（作業フロア上）

試験装置

操作室

アジテータ車

ダウンカマ

水面

打設後のS/C内の状況

屋外

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（参考１）ベント管止水技術
 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

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（参考２）S/C脚部の補強技術
 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12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning