H27年度補正予算
廃炉・汚染水対策事業費補助金「燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに向けたサンプリング技術開発」

平成29年度成果報告
平成30年4月
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

No.1

目次
1. 研究の背景・目的ページ
1.1 本研究が必要な理由
2
1.2 本研究の成果の反映先と寄与
3
2. 実施項目間、他研究との関連、目標
2.1 本研究の実施項目
4
2.2 実施項目間、他研究との関係性
5-6
2.3 目標7
3. 実施スケジュール
8
4. 実施事項・成果
4.1 燃料デブリの採取、サンプリングシナリオの検討及び策定
4.1.1 調査・採取計画の立案
9-13
4.1.2 開発技術の抽出
14
4.1.3 安全・システムの検討
15-16
4.2 原子炉格納容器内燃料デブリサンプリングシステム及び装置の設計・試作
4.2.1 燃料デブリサンプリングシステムの基本設計
17-23
4.2.2 燃料デブリ付近へのアクセス装置の検討
244.2.3 燃料デブリサンプル回収装置の設計
25-27
4.3 原子炉圧力容器内燃料デブリサンプリングシステムの概念検討
28-31
4.4 目標に照らし合わせた達成度
32
5. まとめ33©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.2

1. 研究の背景・目的
1.1 本研究が必要な理由

 福島第一原子力発電所1～3号機のデブリ性状（成分や機械的性質など）については、臨界評
価や燃料デブリ取り出し装置開発等に使用され、スリーマイルアイランドやチェルノブイリでの事故データや解析結果等から推定されるデブリ性状から安全側に設定されている。
 しかしながら、実際の装置開発を適正に進めるに当たり、推定される性状が妥当なのか（安全側かどうかも含め）を確認するには実際の燃料デブリをサンプリングすることが必要である。

 このため、昨年度の研究では以下を実施した。
•
•
•
•
•

燃料デブリのサンプリング全体シナリオの策定
原子炉格納容器(ＰＣＶ)内燃料デブリサンプリングの有用性の評価
PCV内燃料デブリのサンプリングの開発計画の策定・更新
PCV内燃料デブリサンプリングシステム・装置の設計検討
原子炉圧力容器(ＲＰＶ)内サンプリング装置の概念設計

 この研究成果をもとに、福島第一の最新の知見も踏まえ、サンプリング計画（サンプリングシ
ナリオや開発計画）を見直すとともに、サンプリングシステムに関する技術課題の検討をさらに進める必要があり、本研究にて実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.3

1.2 本研究の成果の反映先と寄与
PCV内部調査PJ

RPV内部調査PJ（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）

内部調査の結果をサンプリング計画に反映する。

本PJ 「デブリサンプリングに係る研究」（燃料デブリ・炉内構造物の取り出しに向けたサンプリング技術の開発）

燃料デブリの採取、
サンプリングシナリオの検討及び策定

硬さ等の物性データ

ＰＣＶ内燃料デブリ
サンプリングシステム
及び装置の設計・試作

U,Pu,Gd等の
成分データ

燃料デブリ
分布データ

ＲＰＶ内燃料デブリ
サンプリングシステムの概念検討

水素発生量等の成分データ

燃料デブリ取り出しPJ

臨界管理PJ

炉内状況把握PJ

収納缶PJ

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化，燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤
技術の高度化

燃料デブリ臨界管理技術の高度化

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

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発

炉内の解析結果の信頼性の確認

収納缶の安全性確認

・取り出しセルの系統設計、システム設計
への反映
・燃料デブリ取り出し工具の設計及び改良

臨界評価の妥当性確認

廃棄物インベントリーデータ

固体廃棄物の処理・処分PJ
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発

廃棄物の全体計画への反映

燃料デブリ取り出しの工法・装置等の詳細設計に係る各研究©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.4

2. 実施項目間、他研究との関連、目標
2.1 本研究の実施項目
No.

4.1

4.2

4.3

実施項目

燃料デブリの採取、サンプリング
シナリオの検討及び策定

ＰＣＶ内
燃料デブリサンプ
リングシステム及び装置の設計・
試作

ＲＰＶ内
燃料デブリサンプ
リングシステムの概念検討

平成29年度の実施範囲

4.1.1 調査・採取計画の立案

サンプリングニーズや分析施設の処理能力、PCV内部調査結果を考慮してサンプリング計画を更新する。

4.1.2 開発技術の抽出と開発計画の策定

本PJで開発が必要な技術(不足している技術)と、関連PJで開発中の技術で本PJへ適用可能な技術を抽出し、開発計画に反映する。

4.1.3 安全システムの検討

サンプリング時の概略の安全解析を行い、安全システムの検討結果を
サンプリングシナリオへ反映する。

4.2.1 燃料デブリサンプリングシステムの基
本設計

サンプリング時に要求される安全上の要求を満足するシステムの基本設計を行う。

4.2.2 燃料デブリ付近へのアクセス装置の検討

PCV内の燃料デブリに到達し、サンプル回収装置を搭載できるアー
ム型アクセス装置の検討を行う。

4.2.3 燃料デブリサンプル回収装置の設計

小石・砂状デブリを回収する装置と切削粉状のデブリを回収する装置概念を検討し、要素試験を行う。

4.3.1 RPV側面アクセスよるサンプリング工法の概念検討RPV内部調査PJで検討中の側面穴開け調査工法に適合する
サンプリングシステムを検討する。

4.3.2 要素試験の計画立案・実施

上部穴開け、側面穴開け調査工法に適合するサンプリングシステムについての要素試験計画を立案する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.5

2.2 実施項目間、他研究との関係性（1/2）
連携先調査・採取計画の立案（4.1.1）
開発技術の抽出と開発計画の策定（4.1.2）

1デブリ性状把握ＰＪ

安全システムの検討（4.1.3）

PCV内サンプリング

RPV内サンプリング

燃料デブリサンプリン
グシステムの基本設計（4.2.1）

RPV側面アクセスよる
サンプリング工法の概念検討（ 4.3.1 ）

燃料デブリ付近へのア
クセス装置の設計・試作（4.2.2）

要素試験の計画立案・実施（ 4.3.2 ）

燃料デブリサンプル回
収装置の設計（4.2.3）

連携内容
・デブリ性状把握PJのH28年度成果報告会に参加し、情報を共有した。
・デブリ性状把握ＰＪと構外輸送容器の取り合い条件の調整を実施した。（プロジェクト間調整会議）
・ＪＡＥＡ殿の既存分析設備での分析能力等を聴取し、サンプリング計画に反映した。（プロジェクト間調整会
議）

連携時期

・2017/6実施
・2017/6実施
・2017/12実施

2・サンプリングＰＪより、ＰＣＶ内でのサンプリング技術開・燃料デブリ・炉内構造 発の進捗状況、安全確保の考え方や安全評価内容
物取り出し工法・シス を説明し、情報を共有化した。調査用アーム型アクセ
2017/4月以降
テムの高度化ＰＪ
ス装置の共用化の考え方を説明した。（合同ＰＪ会議）
・燃料デブリ・炉内構造
月1回ペースで実施
物取り出しの基盤技 ・デブリ取り出し開始後のサンプリングのニーズを深掘りし、サンプル搬出ルート等を協議し、サンプリン
術の高度化ＰＪ
グ計画へ反映した。（合同ＰＪ会議）

3

ＰＣＶ内部調査ＰＪ

・ＰＣＶ内部詳細調査用アーム型アクセス装置の共用化の考え方を説明した。（合同ＰＪ会議）

2017/6実施

4収納缶PJ・燃料デブリ取り出し開始後のサンプリングのニーズを深掘りし、サンプル搬出ルート等を協議し、サンプリング計画へ反映した。（合同ＰＪ会議）

2017/12実施

5

臨界管理PJ・燃料デブリ切削時の臨界防止対応について調整を実施した。

2017/6実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.6

2.2 実施項目間、他研究との関係性（2/2）
受入・払出セル関連装置

PCV内サンプリング関連装置

サ
ン取
プ出
リ し
ン前
グの
作 P
業 C
フ V
ロ内
ー

5.U, Pu計測装置

構外輸送
2 . アーム型アクセス装置

JAEA殿分析施設

3 . 気密セル

X6 ペネ接続構造

4 . 構内輸送容器
4 . 構内輸送容器

1 . 切削・採取装置
6 . 受入・払出セル

サンプリングPJ

関
連
P
J
と
の
主
要
な
取
合
い

【臨界管理PJ】
・デブリ切削時の臨界防止対応【デブリ取出しPJ】
・デブリ切削技術に関する情報共有化【デブリ取出しPJ】
・デブリ取出し用装置の設計，条件の共有化【PCV内部調査PJ】
・PCV内部のカメラ情報（デブリ分布）の設計反映
・アーム型アクセス装置の兼用
・PCV内部調査で発生した課題の応用展開【PCV内部調査PJ】
・気密セルの兼用
・許認可申請の共通化【デブリ取出しPJ】
・気密セル設計に関する情報共有化【性状把握PJ】
・発送前の検査の対応方針調整
・分析迅速化検討（オンサイト分析の活用）【計量管理・保障措置勉強会】
・デブリ試料の構外搬出による計量管理技術【PCV内部調査PJ】
・付着物の気密セルからの搬出方針【収納缶PJ】
・構内輸送に関する法令対応方針の情報共有化【性状把握PJ】
・構内輸送の全体計画調整（パディラックの共有）

デブリ性状把握PJ【性状把握PJ】
・構外輸送容器との取合い調整（発送前検査の設備反映 他）【固体廃棄物の処理・処分PJ】
・サンプリングで発生する廃棄物の処理対応（計画立案）【東京電力HD】
・サンプリングで発生する廃棄物の処理対応（現場対応）
・受入・払出セルの１F内の設置場所の調整

サンプリング計画【性状把握PJ】
・既存分析設備での分析能力を聴取し、サンプリング計画に反映【デブリ取出しPJ】【収納缶PJ】
・サンプル搬出ルートを協議し、サンプリング計画へ反映©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.7

2.3 目標事業内容

終了時目標TRL

1) 燃料デブリの採取、 燃料デブリサンプリングの全体シナリオが策定され、燃料デブリサンプリングに
サンプリングシナリオ 必要な技術の開発計画が検討・更新されていること。
の検討及び策定（情報整理のため技術成熟度（TRL）目標設定の対象外とする）① 燃料デブリサンプリングシステムの基本設計
燃料デブリサンプリング時に要求される安全上の要求を満足するシステムの基
本設計が行われていること。
（終了時(平成30年度末)目標TRL：レベル3～4）
2) ＰＣＶ内燃料デブリ ② 燃料デブリ付近へのアクセス装置の設計・試作
サンプリングシステム PCV内の燃料デブリ付近に燃料デブリサンプル回収装置を持ち込むことが可能
及び装置の設計・
なアクセス装置の設計が行われていること。また製作が開始されていること。
試作（終了時(平成30年度末)目標TRL：レベル4）③ 燃料デブリサンプル回収装置の設計
燃料デブリサンプル回収装置の要素試験が行われていること。
（終了時(平成30年度末)目標TRL：レベル4）
3) ＲＰＶ内燃料デブリ RPV内部へのアクセス装置を中心にサンプリングシステムの概念が検討されてサンプリングシステム いること。
の概念検討（終了時(平成30年度末)目標TRL：レベル3）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施スケジュール
大分類

小分類

No.8
平成２９年度
平成３０年度4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月11月12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月11月12月 1月 2月 3月

備考(最新状況)

全体シナリオ策定

１. 燃料デブリの採取、サンプリン
グシナリオの検討及び策定① シナリオ策定
開発計画の更新② 開発計画の策定
工事成立性の検討③ 工事成立性の検討

シナリオ更新④ シナリオの更新
２. 原子炉格納容器内燃料デブリ
サンプリングシステム及び装置の設計・試作システム設計i) 燃料デブリサンプリングシステ
ムの基本設計

① システム設計
臨界モニタの適用性検討② サンプリング用中性子モニタの適用性検討③ 高線量下でのポート
遠隔接続技術の概念検討

高線量下でのポート遠隔接続技術の概念検討

アクセス装置適用性検討

アクセス装置概念検討ii) 燃料デブリ付近へのアクセス装 ① アクセス装置適用性置の設計・試作・概念検討

アクセス装置設計・製作② アクセス装置の設計・製作
小石、砂状デブリ回収装置の要素試験

iii) 燃料デブリサンプル回収装置の設計・試作① 小石、砂状デブリ
回収装置の要素試験② 小石、砂状デブリ
回収装置の設計・製作③ 粉状デブリ切削回収装置の要素試験④ 気中切削回収装置の設計・製作

小石、砂状デブリ回収装置の設計・製作

粉状デブリ切削回収装置の要素試験

気中切削回収装置の設計・製作

概念構築

３. 原子炉圧力容器内燃料デブリ
サンプリングシステムの概念検討① 概念構築要素試験② 要素試験

サンプリング計画の立案③ サンプリング計画の立案
年度報告

主要なマイルストン
取り出し方針の決定

最終報告書提出
初号機の取り出し方法の確定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.9

4. 実施事項・成果
4.1 燃料デブリの採取、サンプリングシナリオの検討及び策定
4.1.1 調査・採取計画の立案①採取形態、位置、数に関する採取計画の更新■ １～３号機のＰＣＶ内部調査結果から、各号機サンプリングの技術ハードルを評価した。
号機

１号機
２号機

３号機

ＰＣＶ内部調査結果

サンプリング難度

備考(根拠・補足説明)

ペデスタル外側を調査

高厚い堆積物を確認

高ペデスタル内側を調査

低Ｘ６ペネ、ペデスタル開口部共に利用可

燃料デブリの大部分は気中に露出

中

切削粉の拡散対策

落下、損傷物は少ない

低

堆積物は少ない

低堆積物撤去が不要

ペデスタル外側への流出は未確認

高作業員開口にアームが到達困難

ペデスタル内側を調査

低ペデスタル開口部は閉塞なし

高水位のため燃料デブリは水没

高水位を下げるまでＸ６ペネ利用困難

落下、損傷物を複数確認

高

堆積物は少ないと推測される

低

高

中

高

Ｘ６ペネ近傍が高線量堆積物撤去が必要

干渉物回避が比較的容易

干渉物回避が比較的難しい堆積物撤去が不要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1.1 調査・採取計画の立案 ①採取形態、位置、数に関する採取計画の更新

No.10■ 分析施設での処理能力を考慮して１回のサンプリング数は30個（コアは6個）と暫定した。
■ １～３号機のＰＣＶ内部調査で得られた情報を考慮し、燃料デブリ分布を以下の３パターン仮定してサンプリングポイントを仮定した。（サンプリングの形態についてはNo.11）
パターン１：ペデスタル外側全周に拡散

パターン２：ペデスタル外側の一部に拡散
ペデスタル内側底部に大きな塊として堆積CRD開口パターン３：ペデスタル外側には拡散なし
ペデスタル内側底部に大きな塊として堆積
CRD開口

ＰＣＶ内部詳細調査用
アーム先端到達範囲（参考）

燃料デブリ分布
CRD開口

サンプリング想定箇所⇒以下の課題を抽出した。

数ｃｍ大のガレキ

水たまり（他は水面から露出）

数ｃｍ大のガレキ

水たまり（他は水面から露出）■ サンプリング主対象はガレキ、底部に塊として堆積した部位、および構造物付着部が考えられる。採取は数ｃｍ大のガレキの把持回収、付着部は構造物ごと切断回収など気中切削以外の方法も検討する必要がある。また燃料デブリ深さ30～60ｃｍに対応する溶融炉心－コンクリート相互作用（MCCI）部の深度サンプリングの装置開発が必要である。
■ 作業員開口から外側への燃料デブリ拡散調査が可能か検討する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.114.1.1 調査・採取計画の立案 ②全体シナリオの策定（PCV内サンプリング）■ サンプリング対象別に安全要求を整理した。現状の安全システムではⅢまで実施できる見通し。
分類

Ⅱ

Ⅲ

Ⅳ

Ⅴ

対象燃料デブリ

小石・砂状

切削粉（水中）切削粉（気中）切削コア（水中）サンプルサイズ、質量砂～φ10mm, 数ｇ

φ0.1mm, 1g程度

φ0.1mm, 1g程度

Φ10mm×L100mm, 100ｇ

サンプル数

～30

～30

～30

～6

サンプル間隔－5～10cm5～10cm50cm

クライテリア臨界

漏洩

工具

サンプルサイズ、量、ピッチ（上記、未臨界維持（Keff＜0.95）からの制約条件）

臨界モニタ

不要※１

不要※１

不要※１

要

吸収材散布

不要

不要

不要

不要

クライテリア

法令上の線量限度※２

法令上の線量限度※２

法令上の線量限度※２

法令上の線量限度※２

回収率

要求なし

要求なし

≧99.6%※３

要求なし

要求なし

負圧維持

不要

不要

不要

要

不要

切削（カバー）なし（不要）

0.5h切削（不要）0.5h切削（水シール）

3h切削（不要）押付け

未定

150～200N

150～200N

400～500N

深さ

未定

表層

表層

10～100cm

状況により判断

サンプリング用アーム

アクセス装置PCV内部詳細調査用アーム

重量計測（重量全量をU, Puと仮定して輸送許認可対応する）

計測装置
受入・払出しセル

要

要

要

表中では省略されている「分類Ⅰ」は燃料デブリではない堆積物（サンプリング対象外）を指す。

要※２： No.16のシートを参照※３： No.17のシートを参照※１： サンプリング時の工具落下等の想定外事象について別途検討要

簡易サンプリング重量計測またはU, Pu計測

高度サンプリング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1.1 調査・採取計画の立案 ③ＰＣＶサンプリング実施時期、工事の成立性検討

No.12■ 関連する工事の工程を整理して、ＰＣＶサンプリング時期を検討した。（サンプリング許認可は未考慮）
初号機のサンプリングは2つのフェーズ分ける方針とした。
<仮称>簡易サンプリング：小石・砂状および水中切削粉状デブリを対象，高度サンプリング：気中切削粉状および円柱状デブリを対象

 堆積物への対策や環境整備が不要な場合
ＰＣＶ内部詳細調査による燃料デブリマッピングが必要。計画に基づく体系的なサンプリングは最速で2020年度となるよう開発を進める。
項目
1

ＰＣＶ内部詳細調査

2

ＰＣＶサンプリング

平成30年度

平成31年度以降

アクセス装置準備

燃料デブリマッピング

簡易サンプリング高度サンプリング 堆積物への対策が必要な場合
堆積物サンプリング、撤去、その後の燃料デブリマッピングが必要。
項目
1

堆積物対策

2

ＰＣＶ内部詳細調査

3

ＰＣＶサンプリング想定されるステップ（時間スケールは無考慮）
堆積物サンプリング・分析
アクセス装置準備

堆積物除去

ＰＣＶ内部調査

燃料デブリマッピング
簡易/高度サンプリング 環境整備が必要な場合
Ｘ６ペネのようなアクセスルート確保のためＰＣＶ水位低下等の環境整備、燃料デブリマッピングが必要。
項目
1

環境整備

2

ＰＣＶ内部詳細調査

3

ＰＣＶサンプリング想定されるステップ（時間スケールは無考慮）
ＰＣＶ水位低下、アクセス装置設置場所の線量率低減など
アクセス装置準備

燃料デブリマッピング
簡易/高度サンプリング©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.134.1.1 調査・採取計画の立案 ④ＲＰＶサンプリング実施時期、工事の成立性検討■ 関連する工事の工程を整理して、ＲＰＶサンプリング時期を検討した。

 側面穴開け調査工法が適用できる場合（側面アクセス）
側面からのＲＰＶ調査による燃料デブリマッピングが必要。サンプリングはＲＰＶ内部調査時期に依存。
小石・砂状デブリを対象。
項目
1

空調機室屋上の整備

2

ＲＰＶ内部調査

3

ＲＰＶサンプリング想定されるステップ（時間スケールは無考慮）
建屋上部
解体

備考

干渉物撤去
作業架台の構築

空調機室屋上の干渉物撤去が可能となる時期に依存する

側面穴開け調査
燃料デブリマッピング
側面からのＲＰＶ
サンプリング 上部穴開け調査工法が適用できる場合（上面アクセス）
上面からのＲＰＶ調査による燃料デブリマッピングに先立ちＳＦＰ燃料取り出しおよびＰＣＶ内負圧化が必要。
サンプリングはＲＰＶ内部調査時期に依存
小石・砂状デブリ、気中切削粉状デブリを対象。
項目
1

オペフロ上の整備

2

ＰＣＶ環境整備

3

ＲＰＶ内部調査

4

ＲＰＶサンプリング想定されるステップ（時間スケールは無考慮）
ＳＦＰ燃料
取り出し

カバー建屋・構台の撤去

備考

新オペフロ構築
遮蔽体改造
ＰＣＶ内負圧化

ＳＦＰ燃料取り出しの進捗に依存する。

上面穴開け調査
燃料デブリマッピング
上面からのＲＰＶサ
ンプリング©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.144.1.2 開発技術の抽出
 本PJおよび他PJで開発中のサンプリング開発項目を整理した。
抽出した開発項目

これまでの検討結果

開発方針

至近の対象号機とした新規の回収装置の概念とペデスタル内部から外側にアクセスする技術を検討する

アクセス装置（アーム、エンクロージャ、アクセスルート）

サンプリング工具とのインターフェースを考慮し、PCV内部調査やＲＰＶ内部調査用装置をベースとした概念を具体化

エンクロージャやアクセスルート構築も踏まえた装置構成をまとめ、詳細設計を進める

3

回収装置

切削粉の回収率を高める軸シール、小型切削刃などの仕様を抽出した

簡易サンプリング工具等や気中サンプリン
グ実現に向けた装置の改良及び条件緩和を検討していく4

中性子モニタコアサンプリング時に使用可能な中性子モニタの一次スクリーニングを実施

基本設計と候補の絞り込みを進め、検出器の選定と仕様を確定させる（サンプル搬出時の構内輸送容器とエンクロージャの接続技術）

側面搬出ポートをベースとした候補技術の中から開発見通しの高いものを選定した

選定した技術によるシステム概念を検討し、要素試験を踏まえて基本仕様を設定する

6

サンプリングへの適用可能な技術の整理サンプリングへ流用可能な技術（α核種モニタ等）の抽出

α核種モニタの検討状況を踏まえ2019年度
から適用を進める。他の候補技術は2018年に必要性を再確認する。

7

分析能力評価

民間施設も含めた分析施設の活用でサンプル処理能力の向上余地あり

関連PJと協力して民間施設の処理能力の調査を進め、分析分担方針を決める

8

受入・払出しセル

技術的な開発課題はないことを確認

－

0

1,2

サンプリング計画（PCV内部調査結果の反映）

遠隔接続技術5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1.3 安全・システムの検討（サンプリング時の臨界安全解析）

No.15

サンプリング時の臨界管理方法を検討した。
分類

サンプリング

臨界管理

燃料デブリ体系を変化させない

小片拾い上げ細粉吸引特段の管理は不要

体系変化を伴うが、臨界性への影響は無視
し得る

小規模コア
ボーリング

①ボーリング径、深さ、ピッチ制限②中性子束変化の監視（簡易な臨界近接監視）臨界性への影響が生
じる

大規模コア
ボーリング

本格燃料デブリ取り出しと同様の管理（中性子吸収材事前投入、臨界近接監視）

万一の臨界時の対応：
既存設備活用
ガス管理システム（臨界検知）+
緊急ホウ酸注入設備

・臨界性に影響を与えないコアボーリング制限の検討
デブリ性状は不明であるため、ボーリングに伴う反応度変化が無視し得る範囲となる、ボーリング系、深さ、ピッチを評価
・コアボーリングに伴う実効増倍率(keff)の変化(Δkef)fが臨界評価の不確定さ未満であれば、臨界性への影響は無視し得ると判断する。
・深さ1000mmサンプリングに伴う実効増倍率変化（右図）
コア直径15mm程度以下であれば、臨界影響は生じないと判断できるが、臨界近接監視（サンプリング実施位置近傍に中性子検出器を設置し、ボーリング前の中性子束レベルからの増加で臨界近接を検知）が有効©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.164.1.3 安全・システムの検討（サンプリング時の被ばく安全解析）①評価の概要• PCV正圧条件下で、 PCVから放射性ダストが漏えいし、建屋内や環境へ放出された場合を想定し、公衆及び作業員への被ばく影響の程度を把握し、必要な被ばく低減対策を検討すべく、評価を実施した。
• 水系については現状同様放出されないことを前提とし、検討対象外。
②主な評価条件• MOX燃料装荷で被ばく評価が厳しい3号機で代表• 気中切削、水中切削、水中コアボーリングを仮定（切削量は暫定サンプル数※5に基づく切削総量）• 切削時の放射性ダストはPCVから全量放出を想定※5：分析施設処理能力の上限とは別途に決めた目標値③被ばく評価結果・まとめ• PCV正圧条件では、気中切削が厳しく（メンテナンス場所等の作業員）、負圧管理等の措置が必要• 少量の水中切削は設備増強が不要。但し、コアボーリングならば建屋近傍への立入制限が必要
項目

切削量

評価点※３

評価線量※４

目標線量

気中切削

36ｻﾝﾌﾟﾙ
（360g）

メンテナンス場所

約70000mSv

20mSv※１以下

公衆

約6E-03mSv/y

0.1mSv/年※２以下

水中切削

72ｻﾝﾌﾟﾙ
（720g）

メンテナンス場所

約2mSv

20mSv※１以下

約1E-07mSv/y

0.1mSv/年※２以下

水中コア
ボーリング

100mm
×12ｻﾝﾌﾟﾙ（1200g）

メンテナンス場所

約4mSv

20mSv※１以下

約2E-07mSv/y

0.1mSv/年※２以下

公衆

公衆

成立性
×
○

○

※１：作業員に対する法令上の線量限度100mSv/5年より設定 ※２：公衆に対する法令上の線量限度から設定（燃料デブリ取り出し時の暫定目標と同じ）※３：代表例として、最も厳しくなるメンテナンス場所の作業員と公衆の結果を示している。この他、原子炉建屋近傍や操作場所の作業員の評価を実施。
※４：評価値は保守側の仮定に基づく数値（切削時の放射性ダスト全量がＰＣＶ外へ放出する想定など）であり、今後も精査を進める予定。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.174.2.1① システムの基本設計（未臨界維持）■ 4.1.1（No.11）で定義したサンプリング形態Ⅱ～Ⅴのリスクと必要対策は以下の通り。
分類
Ⅱ
Ⅲ
Ⅳ

必要対策
特段の対策不要

臨界リスク:無臨界リスク：無※（ひびが入る可能性は別途検討）
臨界リスク：無※（冷却材かけ流しの状況ではⅢと同じ想定となる）

Ⅴ

臨界リスク：無※（コア破片、ひび等の影響は、適切なサンプリング間隔の維持で対処）

臨界リスク

特段の対策不要・サンプリング操作、 範囲の順守
臨界モニタ必要（未臨界度監視注）
注：ひび、形状変化の影響を考慮する

・サンプリングサイズ、間隔の順守※ 適切な作業手順・作業量の制限下においてリスク無を意味する

分
類

漏洩リスク

Ⅱ

• 堆積粉塵が舞い上がる可能性あり。
• これまでに類似の状況はある。

Ⅲ
Ⅳ
Ⅴ

必要対策
気体系システム

液体系システム

設備対策は不要• 作業員は退避。これまでの類似の状況と同様に、サンプリング前後でα濃度を確認。

設備対策は不要• 燃料デブリ切削粉が飛散。
• ＰＣＶ負圧管理なしでは、気中での切削がある場合、放射性粉塵の漏えいリ
スクが高まる。

• 作業員を退避。サンプリング前後でα濃度を確認。

設備対策は不要

ＰＣＶ負圧管理が必要• アクションレベルに対するα核種濃度監視は必要。

• 工具改良で飛散量低減できればⅢと同じ対応となる可能性有。

設備対策は不要• 作業員を退避。サンプリング前後でα濃度を確認■ サンプリング規模に応じてPCV内α核種濃度を評価した。
 気中サンプリングを成立させるには飛散量の抑制対策（回収率向上等）かPCV負圧化が必要。
サンプリング形態（分類）
サンプル量×サンプル数
PCV内目標値を超過しないために必要な切削時の粉塵回収率（%）

水中切削粉（Ⅲ）

気中切削粉（Ⅳ）

水中コア（Ⅴ）

1g×30個

1g×30個100g×6個

要求なし

99.6％

要求なし

（全量漏洩でも成立）（あるいは負圧化が必要）（全量漏洩でも成立）【分類の説明】Ⅱ：小石・砂状，Ⅲ：切削粉（水中），Ⅳ：切削粉（気中），Ⅴ：切削コア（水中）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2.1② サンプリング用中性子モニタの適用性検討（要求仕様）

No.18



長尺コアサンプリング（深さ方向の性状データ把握やMCCI部の調査が目的）では、切削時の燃料デブリへの負荷によって想定を上回る亀裂により臨界リスクが残る可能性がある。



コアサンプリング装置使用と同時に使用する中性子モニタの成立性評価のため、要求仕様を暫定した。
深深度コアサンプリング中に想定外の亀裂が発生⇒臨界リスク

未臨界監視を行って早期にサンプリング作業を中断する※上図中のデブリ回収工具は深深度対応ではない（今後検討予定）

項 目

サイズ

要求

Φ40mm

重量

積算線量

環境線量率

感度

10kg

6kGy以上100Gy/h

φ10mm×深さ100mmを1hで掘削する
ペースで臨界近接を検知できること
0.01～0.1cps/nv以上

根拠

X6ペネ内に持ち込み可
能なサイズ

アームのペイ
ロード上限

100Gy/hで6h×10回使用できることA2’調査結果に余裕を確保する要素試験では2～3hを要したが、切削が早い場合を想定する

備考

工具との形状
調整が必要

－

－

－

感度確保のために素子数が多くなるとケーブル芯線不足のリスクあり（暫定）注）センサと深深度コアサンプリングのための燃料デブリ回収工具とのインターフェースは今後検討が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2.1② サンプリング用中性子モニタの適用性検討（候補技術の比較評価） No.19■ 候補技術を以下観点で比較評価した。（◎：余裕有、○：問題なく適合、△：課題有、×：適用困難）
サイズ・重量：アーム許容荷重及びツールユニット寸法への適合、工具との並立性有

積算線量：γ線量率1000Gy/h環境下で使用した場合でも十分な寿命有ケーブル長：アーム搭載時を考慮して検出器-信号処理部間 60m程度確保可能性

凡例：
実線枠…
臨界近接監視：中性子源増倍法による臨界近接監視実現可能性（使用時間、感度含め考慮）
一次スクリーニングにて
耐振動性：サンプリング工具使用時の同時監視可能性（バックアップ機能）使用可とした候補技術
破線枠…
保守性 ：ツールユニット遠隔交換、サンプリングセル内電子機器遠隔交換可能
小型化・軽量化を見据えて許認可性：信頼性、実績の有無
継続検討を行う候補技術
ケーブル径

検出器候補
【要求仕様】：アーム搭載の複合ケーブル仕上り外径内、アーム屈曲への対応可能性

サイズ
・重量

積算
線量

ケーブ
ル長

ケーブ
ル径

臨界近
接監視

耐振
動性

保守
性

許認
可性

総合
評価

備考

高感度
B10検出器

×

○

○

×

◎

△

×

△

×

未臨界管理
開発品

小型
B10検出器

△

○

○

△

○

△

△

△

△

未臨界管理
開発品

核分裂電離箱

△

○

△(～
30m)

△

○

△

△

○

△

ワイドレンジ
NIS

小型半導体検
出器

◎

×
（△）*

△(～
50m)

○

△

△

△

△

×
（△）*

Rhombus社
開発技術

小型中性子検RosRAO社
◎
△
△
不明
不明
不明
不明
不明
（推定）
（一般論） （一般論）
出器
開発技術*：最新の内部調査情報により条件緩和があれば「△」となる可能性あるが、臨界管理PJでは「×」と評価済み。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.204.2.1③ U, Pu計測装置の検討■ 粉、砂、小石、円柱状などの燃料デブリ試料に対し、複数の計測装置を組合わせたシステムを検討中である。
今年度は、砂と小石の分析条件に着目し、シミュレーションによる定量的な測定精度評価を実施した。
燃
料
デ
ブ
リ
試
料

X線計測（ハイブリッドKエッジ法）（U, Pu, Gd等の元素分析）

粉砂小石
円柱状（塊）①粒子モデルでのシミュレーション評価

核種組成の推定

分取試料の核種組成の計測

中性子計測

燃料デブリ
中の
U,Pu量の算出②中性子を発生する核種比率を推定する計測技術検討■ 検討結果① 砂状デブリを対象としたX線計測のシミュレーション評価
次に示す条件においてU含有量の分析精度は～10％程度（Ｘ線計測条件が理想的な場合）と評価された。
・粒径：100μｍ以下 ・試料中に均一に分散。・空隙率(上面視）20%以下 ・測定レンジ：129～1291ｍｇ/ｃｍ2
試料中のＵ，Ｐｕの偏在による測定誤差は上記の理想的条件においても、1gの試料につき約300mgとなる 。従って、現状のサンプリングシナリオ（質量計測で全量燃料と扱う）に対し、優位性はないことが分かった。

② 小石を対象とした複合計測システム（パッシブ中性子計測+Ｘ線計測+α計測）の計測技術の検討
小石から分取した微量試料をＸ線計測及びαスペクトル比計測により、中性子を発生する核種の比率を算出する
ことで、パッシブ中性子によるU, Pu計測ができる可能性を見出した。なお、分取した微量試料と，分取元の小石
試料の核種組成が同一であることが前提であるので、当該前提条件の裏付けデータが必要。
⇒ 構外輸送の計量方法として適用するためには、①での偏在を解消する試料調整技術の開発とその実証，②での破壊分析による燃料デブリの均質性のデータ蓄積が必要である。これに対し，現状評価される測定誤差と構外輸送の試料量（粉・砂：約50g/回、小石・円柱状：約800ｇ/回）を鑑みると，質量計測（全量核物質とする）と比べて，本測定装置の適用メリットは低い。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.214.2.1④ 受入・払出しセルの検討（自動化検討）■ 受入・払出セルの内部にロボットを設置し、セル内作業の自動化について検討した。結果を以下に示す。
項目
1.作業の手動・自動化範囲

2.作業時間パディラックからのサンプル取り出しから構外輸送する前の保管までの時間
3.保守

4.開発要素5.導入期間（詳細設計～工場検査まで）

セル内作業の自動化（ロボット）

セル内作業を手動（MSM*）

すべての作業について自動化は可能

すべての作業は手動にて実施

粉状サンプル（30サンプル）

コアサンプル（6サンプル）

粉状サンプル（30サンプル）

コアサンプル（6サンプル）

約75時間

約252時間

約90時間

約288時間・ＭＳＭに比べ検出器が多いので保守時間が長くなる。
・ロボットは機械装置であり、6ヶ月毎の運転なので、保守方法の具体化検討が必要。

・従来通りの保守となる。

自動化システムの開発が必要

該当なし

18ヶ月程度18ヶ月程度* MSM：Master –Slave Manipulator■ 結論
・ 作業時間の短縮等を考慮すれば、ロボットのメリットはあるが、半年ごとの分析施設への搬出量（粉状30個またはコア状6個）が少ないため、そのメリットは大きくはない。ただし処理量が多い場合はメリットがある。
・ 一方、保守の観点からは若干ＭＳＭの方が有利である。
⇒受入・払出セルの自動化については採用しない。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.224.2.1⑤ 高線量下での遠隔接続技術の概念検討（検討条件）
 背景・必要性

 燃料デブリサンプルを搬出するためエンクロージャに設けた搬出ポートに構内輸送容器に遠隔操作で接続し、燃料デブリサンプルを双腕マニピュレータで移し替える。⇒作業員被ばくを低減する

 実施内容 通常のホットセルで実績のある技術を比較し、成立見通しのある方式を抽出する。
 各方式の技術課題を整理・評価して、次年度以降の方針と開発計画を決定する。

 要求条件

搬出ポートから原子炉建屋大物搬入口までの約50mをレール敷設なしでキャスク移送できること
キャスク（気密容器）が搬出ポートに接続／離脱できること（非常時の脱出方法を考慮する）
キャスクには十分な遮蔽を持たせ、原子炉建屋外での作業員被ばくを抑制できること
受入・払出しセルとの接続は、通常のマニュアル作業で行えること
PCV
エンクロージャ双腕マニピュレータ

搬出ポート

エンクロージャ

搬出ポート

搬出ポート
移動・接続
原子炉建屋大物搬入口

輸送台車

エンクロージャ

輸送台車©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2.1⑤ 高線量下での遠隔接続技術の概念検討（技術提案例）

No.23

 側面アクセス方式の提案例
 パディラックを横向きにし、位置調整機能付きパレットに載せて、無人フォークリフトでエンクロージャ
側面に接続する。
 無人フォークリフトの走行にはレーザ誘導法を応用する。
 パディラック内の密封コンテナの自動接続システムが課題。
 原子炉建屋外では通常のパディラックシステムに早変わり。
通常のPadiracによる側面アクセス

パディラックレーザ誘導法による無人フォークリフトのR/B建屋内移動概念

密封コンテナ

位置調整機能付きパレット

レーザ誘導法を適用した無人フォークリフトの例©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.244.2.2 燃料デブリ付近へのアクセス装置の検討（サンプリング用アームの検討）■ サンプリング用アームの要求仕様及び設計対応は以下のとおり。
項目

サンプリング用アーム仕様

ＰＣＶ内部調査アーム仕様

設計対応

最大10kg

各部モータの強化
ワンド・テレスコ部の剛性アップ
ブームリンク数の低減

バンドル径30mm以下
曲げ半径60mm以下

ホース、ケーブルを分割してアーム内外に配線20kg以上重量(工具10kg以上＋中性子モニタ10kgを想定)10本（概念検討結果より）

ホース数
ケーブル数

アクセス範囲（エアモータ、3アクチュエータ、給排水）約30芯（概念検討結果より）（リミットスイッチ、吸引ポンプ、中性子モニタ等）

少なくてもペデスタル内側全域に接触可能（A2’調査結果より）
グレーチング付着物へのフレキシ
ブルな接触が可能

センサ計測範囲も加味してペデスタル内はほぼ全域
ペデスタル外は70％

ブームリンク数の低減によるテレスコ部の伸長量アップ
フレキシブルワンドの適用■ PCV内部詳細調査用アームをベースとした設計対応は以下のとおり。
ブームリンク(数の低減)

エンクロージャ(バウンダリの強化)

テレスコ部(剛性アップ)
ホース、ケーブルを分割してアーム内外に配線

テレスコ部(伸長量アップ)
遠隔メンテナンス性の強化

各部モータの強化
各部モータの強化ワンド部(剛性アップ)
各部モータの強化

フレキシブルワンドの適用©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.254.2.3 燃料デブリサンプル回収装置の設計（設計条件）■ 小石・砂状または水中での切削粉状の燃料デブリとして分析に必要な量を採取できること。
 小石・砂状の場合： 数g 、粒径は10mm以下
 切削粉（水中）の場合： 1g程度、粒径は0.1ｍｍ程度■ サンプリング対象部位の想定環境に耐えられること。

 線量率： 300～1000Sv/h
 温 度： 25～40℃
 雰囲気： 気中（湿度100％）または水中アーム■ アーム型アクセス装置の先端に設置できる大きさ、重量であること。
PCV内部調査用アームの流用を前提とすれば以下の通りとなる。

 大きさ： 最大でΦ140mm×740mmL

センサまたはサンプリング工具

 重 量： 10kg以下■ アームが収容されるエンクロージャの物品搬入出ポートから出し入れ可能であること。
PCV内部調査用アームエンクロージャの流用を前提とすれば以下の通りとなる。

エンクロージャ 搬入ポートサイズ： Φ320mm×500mmL

 搬出ポートサイズ： Φ250mm×400mmL

搬出ポート
搬入ポート

■ サンプリングの方法
 １回の採取で６サンプリング 1回の採取に係る時間は、１時間程度
 X6ペネを通って、PCV内部にアクセス

ＰＣＶ内部詳細調査用アーム装置概念©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.264.2.3① 小石・砂状デブリ回収装置の設計■ 策定されたＰＣＶ内のサンプリングシナリオに対応した、
小石・砂状デブリサンプル回収のための要素試験を
行った。

接着回収

■ 回収時にα核種を飛散させないような回収方法としての
接着回収、すくい上げ回収の２方式に着目した。
■ エアシリンダ―とＤＣモータの組合せによる接着回収の基本構造を検討した。
要素試験■ アルキメデススクリュー、掴み装
置、吸引装置についてすくい上げ回収の要素試験を行った。 すくい上げ回収
要素試験■ ＤＣモータ２つの組合せによるすくい上げ
回収のアルキメデススクリュー概念を検討した。
スクリュー用モータを正転させて深さ200mm程度までの砂状デブリをすくい上げる。

不要分はスクリュー逆転により元の場所へ戻す。
サンプル収納容器は７つに仕切られて、６つをサンプル収納に利用できる。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.274.2.3② 粉状デブリ切削・回収装置の設計（回収率試験）■ 切削粉の回収率検討
 カバー機構のシールが回収率に与える影響を調べる。
⇒ 単一シール構造と、２重シール＋パテ注入構造の２案
ｹｰｽ

カバー機構シール

模擬紛体

単一シール構造（ニトリルゴム）残留位置の評価

C-1

切削粉

切削粉の挙動評価

A-2

ジルコニア粉B-2

2重シール＋パテ

循環水機構

フィルタ

試験手順

回収率

鉄粉

B-1

ツールチェンジャ

備考

ジルコニア粉A-1

アーム先端部

切削粉

回収率
切削粉の挙動評価

水循環開始
切削刃の回転
押付け機構

模擬紛体注入or
模擬板の切削

カバー機構
ガイド機構

循環ポンプ
真空ポンプ

模擬紛体

フィルタ
軸シール

フィルタ他取外し
乾燥、重量計測

リザーバタンク

結論

カバー機構

試験体系

切削刃＋回転軸
模擬グレーチング

回収装置概念（鳥瞰図）

10分間の循環
フィルタリング

フィルタ回収率
紛体分布の評価

試験結果
ｹｰｽ

ノミナル回収率

保守側の回収率*1

A-1

97.9%

94.1%

B-1

77.4% *2

67.1% *2

C-1

99.7%

93.9%

A-2

104.1%

38.5%

B-2

102.7%

39.6%*1：システム構成部品の質量減少を考慮した場合*2：鉄の凝集効果により回収率が悪化

循環構造等により回収率向上を図れた。しかし目標の99.6％を担保することはできなかった。気中サンプリング実現に向け更なる構造改良や回収目標の現実的な見直しを検討していく。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.3 原子炉圧力容器内燃料デブリサンプリングシステムの概念検討 No.28（１） 上部アクセス ： 開始時の状態と装置全体構成
原子炉圧力容器(RPV)サンプリング特有の前提条件 RPVサンプリング特有の設計条件


使用済みプール燃料取り出し作業完了（設備撤去済み）。
RPV内部調査工事で設置したガイドパイプ（延長管）等のバウンダリ構造設置済み
PCV/RPV内は負圧化採取対象範囲RPV内想定線量率：5000Sv/h
RPV内想定温度：50℃
RPV内の干渉物撤去：想定しない採取対象範囲：炉心領域より下側©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

関係者外秘No.29（２） サンプル回収装置概念
小石・砂状サンプル回収

切削紛・切削コアサンプル回収

粘着により燃料デブリを採取

塊状の燃料デブリから超音波加工による切削紛・切削コアの切り出し

開閉式の落下防止蓋により確実に回収蓋の開閉と粘着の押し付けをエアシリンダで実施

金属部分から酸化物部分まで同一加工方法でサンプル採取

アルミナ

SUS

加工例

ドリル

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.30（３） RPV上部アクセス ： アクセス方法の検討
炉内展開装置外側ガイド

オペフロ作業セル

遮へい
上・側面に設置、短時間の作業員アクセス

二重ケーブルガイド式横展開装置•••

外側／内側ケーブルガイド
各々、インナーワイヤの引き上げに
より屈曲
ガイド内側にサンプル回収装置の昇降ケーブルを通し、吊り下ろし

炉内アクセス装置
φ140mm×全長18m（長さ600mm×30本）
シュラウドヘッドまでアクセス
RPV内部調査の装置と同一設計として、開発の効率化を
志向

内側ガイド

サンプル回収装置

バウンダリ・負圧化
PCVと接続、負圧化により接続部の漏えい対策

主たる課題
 セル遠隔設置技術、輸送容器の遠隔取扱
技術
 遠隔によるメンテナンス計画と装置計画
 寸法制約や回収装置の質量・反力を満足する展開機構サンプル輸送容器

サンプルの搬出セルと接続し汚染拡大防止

マニピュレータを使用。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.31

4.3 RPV内燃料デブリサンプリングシステムの概念検討（５） 想定される実機工事と開発スケジュール
平成29年度側面アクセス

平成30年度

平成31年度以降

概念検討

実機サンプル採取
基本設計
詳細設計
許認可対応

上部アクセス

概念検討

装置製作
単体機能試験 モックアップ
試験・訓練
実機サンプル採取（上部アクセス）

基本設計
要素試験

詳細設計
許認可対応

装置製作
モックアップ単体機能試験
試験・訓練©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.32

4.4 目標に照らし合わせた達成度
実施内容

平成２９年度目標達成指標

達成状況

1) 燃 料デ ブ リ の 採 取 、
サンプリ ングシ ナリ オの検討及び策定

燃料デブリサンプリングの全体シナリオが策定され、燃料デブリサンプリングに必要な技術の開発計画が検討・更新されていること。
(TRL目標設定対象外）① 燃料デブリサンプリングシステムの基本設計
燃料デブリサンプリング時に要求される
安全上の要求を満足するシステム の基本設計が行われていること。
② 燃料デブリ付近へのアクセス装置の検討
ＰＣＶ内の燃料デブリ付近に燃料デブリ
サンプル回収装置を持ち込むことが可能なアクセス装置の検討が行われていること。
③ 燃料デブリサンプル回収装置の設計
燃料デブリ サンプル回収装置の 要素試験が行われていること。
ＲＰＶ内部へのアクセス装置を中心に
サンプリングシステムの概念が検討されていること。

PCV内部調査結果などを考慮してサンプ
リングを2ステップで進めるなどのシナリオを構築し、開発計画の更新を行い、目標を達成した。

関連ＰＪの進捗や、サイトの状況を開発計画に適宜反映する。

①サンプリング時の安全解析に基づく、
安全システム（中性子モニタ等）の要求仕様の整理、U, Pu計測装置やセル自動化、遠隔接続技術の検討及び、開発計画のまとめ等システムの基本設計を行い目標を達成した。（ＴＲＬ：３）②アクセス装置の検討としてPCV調査用
アームの適用性評価、回収装置とのイン
ターフェース要求を踏まえたサンプリング
用アームの要求条件と基本仕様を設定を行い、目標を達成した。（ＴＲＬ：３）③小石・砂回収および切削粉回収のための装置概念を検討し、要素試験を実施し、目標を達成した。（ＴＲＬ：４）①高度サンプリングで必要とされる臨界モニタの候補概念を絞り込み、基本設計を行う。

ＲＰＶサンプリングシステム概念を検討、技術課題を抽出し、及び開発計画の策定を行い、目標を達成した。（ＴＲＬ：３）

技術課題に基づき要素試験
計画を策定する。
側面からのサンプリング用アクセス装置の概念を具体化する。

2) 原 子 炉 格 納 容 器 内
燃料デブリサンプリング
システム及び装置の設計・試作

3) 原 子 炉 圧 力 容 器 内
燃料デブリサンプリング
システムの概念検討

課題又は今後の対応②サンプリング用アームの設計方針を定め、基本設計を次年度より開始する。
③切削粉回収装置の要素試験
を進め、気中での飛散量低減を図るとともに、1回あたりの切削量及び実施回数も考慮して安全要求の緩和を図る。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.33

5. まとめ
1.燃料デブリの採取、サンプリングシナリオの検討及び策定

 PCV内サンプリングは内部調査結果等を考慮して至近の対象を設定し、既存設備で対応可能な簡易サンプリング（小石・砂状と水中切削粉状）と安全シテム強化が必要
な高度サンプリング（気中切削状とコア状）の２ステップで実施する計画を立案した。
 RPV内サンプリングは、内部調査結果に依存する部分が大きいため至近の対象号機は策定できないが、小石・砂状デブリ等を対象とする計画を立案した。
 本PJで開発が必要な技術と、他PJで開発中のサンプリングに適用可能な技術を整理し、開発計画を策定した。主な開発項目には、中期的には高性能バウンダリ構造の開発や回収目標の現実的な見直しなど、長期的にはα核種モニタや中性子モニタの開発などが挙げられた。

2.原子炉格納容器内燃料デブリサンプリングシステム及び装置の設計・試作
 安全システムは、小石・砂状と水中切削粉状デブリのサンプリングは既存設備で成立する。臨界リスクよりコア状サンプリングには中性子モニタが、被ばくリスクより気中切削ではPCV内負圧化か切削粉の回収率向上が必要と評価した。
 燃料デブリを扱うために内部調査よりバウンダリを高性能化した装置開発が必要と判断し、合わせてサンプリング用アームの開発仕様も検討して開発計画を策定した。
 小石・砂状デブリと粉状デブリの回収装置概念を検討し、要素試験を行った。装置の改善による回収率の向上や回収目標の現実的な見直しが必要であることを確認した。

3.原子炉圧力容器内燃料デブリサンプリングシステムの概念検討
 工法に適合するアクセス装置、サンプル搬出システム等の要求条件を検討した。
 システムやアクセス装置についての技術課題を抽出し、要素試験計画を策定した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning