平成２６年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金」（燃料デブリ臨界管理技術の開発）
中間報告

平成29年4月

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）

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. 全体計画

1１．１ 「燃料デブリ臨界管理技術の開発」の目的と目標【 目的 】
現状の燃料デブリは臨界になっていないと推定しているが、今後の燃料デブリ取り出し作業等に伴い燃料デブリ形状や水量が変化する場合の臨界を防止し、万一臨界が生じた場合でも一般公衆及び作業員に過度の被ばくが生じることのないような臨界管理手法を確立する。

【 目標 】
・ロードマップ上の2017年（平成29年）夏頃の
燃料デブリ取り出し方針決定に向け、検討中の各工法ごとの臨界管理方法を策定し、適用する要素技術開発を進め、その成立性を確認
する。

炉心部
RPV下部
PCVペデスタル
PCV底部(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内)PCV底部(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外)PCVドライウェル

CRDハウジング部

冷却廃液処理設備
循環注水冷却設備

PCV水張り、燃料デブリ取り出しに向けて、以下の開発を実施する。
１．臨界評価手法
２．臨界管理技術想定される燃料デブリの位置想定される燃料デブリの位置(1)臨界シナリオ及びその評価、(2)臨界時挙動評価、(3)臨界管理手法の策定(1)臨界近接監視手法(注）小循環ループ向け臨界近接モニタ開発は平成25年度完了)(2)再臨界検知技術（ガスサンプリング系システム、中性子システム）(3)臨界防止技術（非溶解性中性子吸収材、溶解性中性子吸収材開発）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 全体計画

2

1.2 ロードマップとの関係
第１期

事項／年度

2012

第２期

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

2021

(平成25)(平成26)(平成27)(平成28)(平成29)(平成30)(平成31)(平成32)(平成33)(平成24)（前）

ロードマップ主要工程

（中）

(後)

燃料デブリ取り出し方針決定△ 方法決定△
適用準備
臨界管理方法
説明ロジック
要素技術の成立性 ・エビデンス

関連Pj（主要なもの）燃料デブリ取り出し△
最新結果を
適宜反映

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

ﾃﾞﾌﾞﾘ性状把握、総合的な炉内状況把握の高度化

1. 臨界評価（臨界評価・臨界時挙動評価)▽RPV内部調査▽ﾃﾞﾌﾞﾘ位置推定(ﾐｭｵﾝ) ﾃﾞﾌﾞﾘ取り出し時

各年、最新情報反映

臨界管理方法

臨界管理方法の検討
臨界ｼﾅﾘｵ検討、臨界評価

デブリ性状等最新知見反映

臨界近接監視装置開発

2.循環注水冷却設備の未臨界管理技術(循環ﾙｰﾌﾟ臨界近接ﾓﾆﾀ）
3.再臨界検知技術
再臨界検知ｼｽﾃﾑ(中性子、FPｶﾞﾝﾏ）

詳細設計・製作・設置

実機適用可否判断△
再臨界監視装置開発

実機適用可否判断△ FPｶﾞﾝﾏ高度化

工法検討、最新知見を反映

実機適用可否判断△

詳細設計・製作・設置

炉内臨界近接監視装置開発

臨界近接検知ｼｽﾃﾑ

工法検討、最新知見を反映
実機適用可否判断△

4.臨界防止技術
非溶解性中性子吸収材

候補選定 材料特性評価※ 耐放射線試験※※各フェーズで候補材を選定
課題整理・検討

溶解性中性子吸収材
注釈

工法検討、最新知見を反映

実機適用材決定△

詳細設計・製作・設置

腐食試験等
適用方法△

技術開発項目

核特性評価試験※

施工方法検討

詳細設計・製作・設置

収納缶等への課題解決
必要に応じて実施する項目

詳細設計・製作・設置©International ResearchInstitute for Nuclear Decommissioning
技術開発外の工事等

1.3 平成28年度実施状況(1/2)
大分類

小分類

4月

5月

6月

3
7月

8月

平成28年度
9月
10月

11月

12月

1月

2月

3月

備考

全体工程（ロードマップ）（１）臨界シナリオの策定
最新情報確認シナリオ見直し・最新情報を踏まえた臨界評価の精緻化
・必要ホウ素濃度の確定
・デブリ取り出し作業による臨界評価(取り出し方法を反映した評価、細粉浮遊の影響
等)
・確率的な実効増倍率評価
・説明性ロジック（不確定さ、条件の合理化など）検討

１）臨界評価手法の確立

見直し方針▽

臨界評価最新情報反映

最新版シナリオ▽

臨界評価見直し・合理化検討
最新版臨界評価▽（２）臨界時挙動評価
PCV水張り時臨界時挙動評価（詳細評価）
デブリ取り出し用モデル整備

・試験内容・方法、条件、判断基準をG1でレビュー受ける・試験内容・方法、条件、判断基準をG1でレビュー受ける
取り出し時評価モデル▽

デブリ取り出し時挙動評価
取り出し時評価結果（被ばく量）▽（３）臨界管理手法の策定
デブリ取り出し時臨界管理方法検討
工法毎の臨界管理方法検討

安全要求/設備検討
設備への要求▽（H27年度：PCV水張り時臨界管理方法検討）

臨界管理方法検討
取り出し時管理方法▽
工法検討への情報提供
工法毎の管理方法▽©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1.3 平成28年度実施状況(2/2)
大分類

小分類

4月

5月

6月

4
7月

平成28年度
9月
10月

8月

11月

12月

1月

2月

3月

備考

（１）臨界近接監視手法
システム試作試験用システム▽
NFD試験準備高放射線環境下での動作試験

試験
試験計画▽

動作確認▽

試験計画▽

KUCA試験準備▽

KUCA試験準備
成立性確認試験

詳細試験はH30実施

実機運用方法検討
国内外技術情報の収集・整理/ 手法改良

臨界近接監視手法改良（２）再臨界検知技術
中性子システム適用方法検討

簡易試験（KUCA）

KUCA試験はH29年度に実施

検出器設置可能性検討
適用性▽
成立性確認試験

試験準備（試験用機材製作など）

FPγ線高度化システム適用性確認試験

成立性確認▽

実機運用方法検討
２）臨界管理技術の開発

国内外技術情報の収集・整理

再臨界検知手法技術調査(３)臨界防止技術①非溶解性中性子吸収材

KUCA試験はH29年度に実施
簡易試験（KUCA）
KUCA試験準備▽

簡易試験準備（試験用機材製作など）
試験計画▽

核的特性確認試験

詳細試験の一部はH30へ継続候補材選定・適用性確認(均一性・保持性確認試験)

試験計画/準備

適用工法確認試験
適用材決定▽

設備/適用方法検討

適用工法検討

適用方法▽
試験計画

試験条件設定（後続Pjとの調整）

適用性確認(長期照射試験)

試験条件▽

試験計画▽

②溶解性中性子吸収材
設備検討

設備検討

必要性設備▽KUCA試験はH29年度に実施
簡易試験（KUCA）
KUCA試験準備▽

試験準備（試験用機材製作など）
高濃度ホウ酸核計算精度確認試験

試験計画▽
第三者によ
る確認
進捗報告会

第三者検討会

▽
▽実施計画

▽

▽

▽

▽

必要に応じてH29年度も継続（計測など個別分野など）▽ 中間報告©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1.3 平成28年度実施状況

5

１．臨界評価手法の確立（１）臨界シナリオの策定①PCV水張り時臨界シナリオの見直し②デブリ取り出し時臨界シナリオの検討③統計的手法を取り入れた臨界評価（２）臨界時挙動評価①PCV水張り時②デブリ取り出し時（３）臨界管理手法の策定

２．臨界管理技術の開発（１）臨界近接監視手法（２）再臨界検知技術

目標
工程ごとの
臨界管理方法最新化
シナリオ検討
評価手法検討評価

PCV水張り時

評価見直し
解析モデル

解析

深層防護の考え方

管理方法

システム開発成立性試験準備

試験(KUCA*,NFD)

成立性試験準備試験(1号機)成立性試験準備

試験(KUCA*)成立性試験準備

試験(KUCA*)

設備検討

吸収材適用方法

デブリ取り出し時（３）臨界防止技術①非溶解性中性子吸収材②溶解性中性子吸収材

取り出し設備への安全要求* KUCA試験は、施設再稼働時期の関係で平成29年度に延期となった。
KUCA：京都大学原子炉実験所
NFD:日本核燃料開発株式会社©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．実施状況
2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定①最新知見反映による臨界リスク（臨界管理の重要度）の見直し

6

[目的]

・複数工法を踏まえた各工程の臨界シナリオ整理、臨界リスク提示
・最新情報を反映した臨界シナリオ・リスク評価の精緻化[実施状況]
・炉内状況把握Ｐｊ 平成27年度成果、2号機ミュオン測定による最新知見の反映（表A）
炉内状況把握Pj 平成27年度成果に基づき，2号機PCV底部のリスクを極小→中に見直し2号機ミュオン測定結果に基づき，2号機炉心部のリスクを小→中に見直し
2/3号機の炉心部のリスクの違いは，ミュオン測定の有無による・臨界計算に見込む不確定さの整理
国際ベンチマーク計算に基づき臨界評価計算値のばらつきを整理し、燃料デブリを対象とした臨界評価に燃焼度クレジットを適用する際の考え方や評価値に含むべき不確かさの考え方を整理した。

表A
部位

臨界リスク

・残存燃料の水没
炉心部

RPV下部
CRD
ハウジング
PCV底部

号機毎の臨界管理の重要度のまとめ
１号機

２号機

極小

中

小

(炉心領域,，外周部に燃料残存可能性あり)(外周部に燃料残存可能性を否定できない)

水没： 小
取り出し： 極小

水没： 中
取り出し：小水没： 中
取り出し：小（残存量少）（残存量多く、かつ露出）（残存量多く、かつ露出）

小～極小

小～極小

小～極小

（付着形状・量からリスク小）（付着形状・量からリスク小）（付着形状・量からリスク小）水没： 小取り出し： 小水没： 中
取り出し： 小水没： 小取り出し： 小(残存燃料ほとんどなし)

・デブリの水没・取り出し時状態変化
・付着デブリ水没・露出デブリ水没・取り出し時状態変化(含、巻き上がり）（存在量多い、露出量少）（存在量多い、露出量大）３号機（存在量多い、露出量少）（＊リスクの大きさに応じて臨界防止対策を実施する。極小は監視のみ、小、中は臨界近接検知システムや非溶解性中性子吸収材の適用など。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

①最新知見反映による臨界リスクの見直し

7[実施状況（つづき）]
・今後の精緻化のために、RPV/PCV内部調査等へのニーズを整理(表B）→臨界リスク評価の精度を高めるには、燃料デブリの位置、量、組成、形状、水位、についての情報が必要
表B 臨界リスク評価精緻化に向けたRPV/PCV内部調査ニーズ

取得情報

必要となる
調査精度

調査対象部位水位

水面の高さ（デブリの水没有無）

炉心部、RPV下部、PCV底部

燃料デブリの分布

燃料デブリの広がり、大きさ、厚さ

炉心部、RPV下部ヘッド、
CRDハウジング、PCV底部

燃料集合体が切株燃料(*)／健全燃料の有無，
・４層以上で外周リング状に残っているか 炉心部
炉心領域の状況
・４×４＝１６体より多く残っているか
落下しそうな燃料デブリ／
構造物の有無対象物の大きさ

炉心部、ＲＰＶ下部、CRDハ
ウジング、PCV底部（＊切株燃料：完全には溶融せず下部は原形を保った燃料集合体）[今後の予定]・臨界評価に見込むべき不確かさの考え方を確立©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定①最新知見反映による臨界リスクの見直し（1号機)

8

１Ｆ１

・炉心部にはほぼデブリなし。
・炉心部デブリ量
評価値：0～3t /代表値：0t・RPV 下部は破損し，デブリはほとんどが PCV 下部に落下しているが，わずかのデブリが残存する可能性がある。
・RPV 下部デブリ量
評価値：7～20t /代表値：15t
・デブリ性状：主に固体CRD ハウジングに約 6t のデブリ付着の可能性あり
・PCV 下部にほとんどのデブリが落下している可能性がある。
・MCCI が生じている可能性がある。
・PCV 下部デブリ量
評価値：209～350t/代表値：264t(264t のうち約 50%はコンクリート)
・デブリ性状：主に固体

現状 PCV 下部水位：約 2.8m

臨界シナリオと主なリスク・デブリはほとんどない・臨界リスクは極小～なし。

臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：小・デブリ取り出し時：臨界リスクは極小・PCV 水張り開始以前の臨界リスクはない（その他のリスクは極小）

臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時：露出デブリの冠水（その他のリスクは極小）：小臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：小粒状デブリ巻き上がり ：小・デブリ取り出し時：デブリの形状変化：小崩落による水の浸入 ：小粒状デブリ巻き上がり：小・PCV 水張り開始以前の臨界リスクは極小（その他のリスクは極小）＊1：デブリ分布は平成２７年度に実施された「事故進展解析及び実機データ
による炉内状況把握の高度化」の成果による
2：臨界リスクは完全冠水工法の取出ステップに対する評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定①最新知見反映による臨界リスクの見直し(2号機)

9

１Ｆ２
・解析では炉心部にほぼデブリなし。
・炉心部デブリ量
評価値：0～51t／代表値：0t
・炉心外周部に切り株状燃料残存の可能性あり(SAMPSON の結果)
・ミュオン測定：約 20～50ｔの物質
・RPV 下部は破損し多くのデブリはPCV に落下しているが，一部はRPV に残存する可能性がある。
・RPV 下部デブリ量
評価値：25～85t／代表値：42t(42t の内，燃料 76%/構造材 24%)
・デブリ性状MAAP：固体/SAMPSON：粒子状・ミュオン測定：約 160t の物質
CRD ハウジングに約 5.5t のデブリ付着の可能性あり

・解析では PCV 下部に 80%以上のデブリが落下している可能性がある。
・MCCI が生じている可能性がある。
・PCV 下部デブリ量
評価値：105～366t／代表値：195t(195t の内，燃料 38%/構造材 24%/
コンクリート 38%)
・デブリ性状：主に固体

現状 PCV 下部水位：約 30cm

臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：中デブリの落下：小・デブリ取り出し時：デブリの形状変化 ：小崩落による水の浸入 ：小・PCV 水張り開始以前の臨界リスクはない（その他のリスクは極小）
臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：中粒状デブリ巻き上がり ：小デブリの落下：小・デブリ取り出し時：デブリの形状変化：小崩落による水の浸入 ：小粒状デブリ巻き上がり：小・PCV 水張り開始以前の臨界リスクはない（その他のリスクは極小）
臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時：露出デブリの冠水（その他のリスクは極小）：小臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：中粒状デブリ巻き上がり ：小・デブリ取り出し時：デブリの形状変化：小崩落による水の浸入 ：小粒状デブリ巻き上がり：小・PCV 水張り開始以前のリスクは PCV 水張り時のリスクにほぼ同じ。
（その他のリスクは極小）＊1：デブリ分布は平成２７年度に実施された「事故進展解析及び実機データによる炉内状況把握の高度化」の成果による＊2：２号機は平成28年3～7月に実施されたミュオン透過法による測定結果に基づく物質量の推定結果も参照して評価＊3：臨界リスクは完全冠水工法の取出ステップに対する評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定①最新知見反映による臨界リスクの見直し(3号機)

10

１Ｆ３
・炉心部にはほぼデブリなし。
・炉心部デブリ量
評価値：0～31t/代表値：0t
・炉心外周部に切り株状燃料残存の可能性あり(SAMPSON の結果)

・RPV 下部は破損しほとんどのデ
ブリは PCV に落下しているが，若干は残存する可能性がある。
・RPV 下部デブリ量
評価値：21～79t/代表値：21t(21t の内、燃料 81%, 構造材 19%)
・デブリ性状MAAP：固体/SAMPSON：粒子状
CRD ハウジングに約 5.5t のデブリ付着の可能性あり
・PCV 下部に 90%以上のデブリが落下している可能性がある。
・MCCI が生じている可能性がある。
・PCV 下部デブリ量
評価値：109～374t/代表値：343t(264t の内、燃料 25%, 構造材 31%
コンクリート 43%)
・デブリ性状：主に固体

現状 PCV 下部水位：約 6.5m

臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：小・デブリ取り出し時：臨界リスクは極小・PCV 水張り開始以前の臨界リスクはない（その他のリスクは極小）

臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：中粒状デブリ巻き上がり ：小デブリの落下：小・デブリ取り出し時：デブリの形状変化：小崩落による水の浸入 ：小粒状デブリ巻き上がり ：小・PCV 水張り開始以前の臨界リスクはない。
（その他のリスクは極小）
臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時：露出デブリの冠水（その他のリスクは極小）：小臨界シナリオと主なリスク
・PCV 水張り時 ：露出デブリの冠水 ：小粒状デブリ巻き上がり ：小・デブリ取り出し時：デブリの形状変化：小崩落による水の浸入 ：小粒状デブリ巻き上がり：小・PCV 水張り開始以前のリスクは PCV 水張り時のリスクにほぼ同じ。
（その他のリスクは極小）＊1：デブリ分布は平成２７年度に実施された「事故進展解析及び実機データによる炉内状況把握の高度化」の成果による＊2：臨界リスクは完全冠水工法の取出ステップに対する評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定②燃料デブリ取り出し方法検討を反映した臨界評価

11[目的] デブリ取り出し方法ごとに臨界評価を実施、安全要求に反映[実施状況]
ボーリング加工： 取り出し1回あたりに過剰な反応度が添加されないよう取り出し量制限を検討
万一臨界超過したとしても、即発臨界とならないよう、
添加反応度を約0.1％Δk/k以下にする。

1回の取り出し量を一辺12cm以下とする。

1回の取り出し量と添加反応度の関係

レーザー加工 ： 最新知見を調査し、加工速度が遅く、臨界量に到達しにくい。
プラズマ加工デブリ巻き上がり時最小臨界重量評価により、臨界リスクは小と判断。
デブリ細粉巻き上がりの最短臨界到達時間（評価例）(＊)
取り出し方法(取り出し速度)レーザ加工(330g/min)
プラズマ加工(850g/min)

１集合体最小燃焼度組成（最小臨界量46kg）

炉心平均燃焼度組成（最小臨界量109kg）

2時間19分

5時間30分

54分

2時間8分

加工による形状変化、微粒子状
デブリの巻き上がり
レーザー（ この他にウォータジェット、超音波ドリル等の加工法があるが加工速度が遅いため
レーザ加工、プラズマ加工を代表として記載 ）[今後の予定] ・取り出し工法毎の要求事項の整理(取り出し工法検討へ提示)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning(*)平成２６年度に実施された平成２５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の基盤技術の開発」の成果による。

2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定②燃料デブリ取り出し方法を反映した臨界シナリオの検討

12

・デブリ取り出し時のデブリ加工にともなう崩落，形状変化の現実的な反応度変化を評価
デブリの崩落、形状変化のシナリオ
デブリに亀裂が入るなどにより水が浸入し減速効
果によりデブリの増倍率が上昇
デブリの崩落により水対デブリの体積比が変化し，減速効果により増倍率が上昇
粒状デブリの巻き上がり、
デブリ加工に伴う微粒子状デブリの巻き上がりにより水対デブリ体積比が変化 し，減速効果に よ り
増倍率が増加デブリのコアボーリングなどによる穴に水が浸入し，水対デブリの体積比が変化し減速効果により増倍率が増加

事象のイメージ

現実的な反応度変化
・大きな塊状デブリに体積割合で1%程度の亀裂が入っても反応度増加は0.01Δk程度。
・デブリに構造材(SUS)を含む場合はさらに小さくなる。

崩落による形状変化

・大きなデブリが崩落しても体積占有率は0.7程度以下に小さくはならいと想定され，反応度の印加量は0.1Δk程度以下。
・崩落するデブリ量が150kg程度以下であれば占有率が0.4程度に小さくなっても未臨界。

粒子状デブリの巻き上がり

加工による形状変化、微粒子状
デブリの巻き上がりレーザー・デブリが巻き上がり，一旦最適臨界体系になったとしても粒子は比較的早い速度で沈降し，1～2秒以内で未臨界となり事象は収束する。よって，問題となるような臨界事象は生じないと考えられる。

加工による形状変化、水の浸入

・デブリ加工時のボーリングの穿孔速度は緩やかであるため，あいた穴に水が入り反応度が増加する事象は非常に緩やかであり、急激な臨界事象を生じないと考えられる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (1)臨界シナリオの策定③ 統計的手法を取り入れた臨界評価

13

統計的臨界評価例[目的]- 現実条件を反映し過度に保守的でない合理的な臨界評価の枠組みの構築[実施状況]- デブリ性状などのパラメータを確率変数として取り扱うことで、現実的な臨界性（中性子増倍率）を推定- 統計的臨界評価の考え方・解析方法を策定
確率変数として取り扱うパラメータ
デブリ粒径、空隙率、デブリ体積占有率、
解析体系（左：全体、右ペデスタル床）
デブリ組成（構造材等の混合割合）、Gd帯同割合
ケースの設定１号機PCV体系（炉内状況把握等の結果を反映）[結果]- 統計的臨界評価結果を用いた現状推定方法を検討
1号機のガス管理システムの放射能濃度比を用いた
中性子増倍率推定結果を踏まえ、ベイズ推定法によりSUS*混入割合の確率分布を推定し、臨界評価を実施（右図）
60

50

頻度
ヒストグラムの平均値と分散を持つ正規分布

40

中性子増倍率
0.95

頻 30
度
20

-上記に基づく必要ホウ素濃度評価
デブリ取り出し時の添加反応度7％Δkまではホウ酸投入
不要と推定[今後の予定]・統計的臨界評価方法の精緻化
・炉内調査結果等を反映した臨界評価

10

0

0.025
0.075
0.125
0.175
0.225
0.275
0.325
0.375
0.425
0.475
0.525
0.575
0.625
0.675
0.725
0.775
0.825
0.875
0.925
0.975
1.025
1.075
1.125
1.175
1.225
1.275
1.325
1.375
1.450
1.550

（*Fe、Ni、Cr、Mnから成る溶融合金）

中性子増倍率(区間中央値)

小←

実効増倍率

→大

ガスサンプリング系システム測定結果から推定される中性子増倍率より現状のデブリ中のSUS混入割合を推定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (2)臨界時挙動評価①PCV水張り時挙動評価[目的]・各工程における臨界時挙動及び被ばく影響評価
臨界時の被ばく影響緩和手段の有効性確認[実施状況](1)最新情報（炉内状況、臨界検知システム検討成果）を反映したＰＣＶ水張り評価見直し
・燃料デブリ量(UO2+構造材)は97トンと想定
・臨界検知、臨界停止に係る設備パラメータの感度を評価
被ばく影響緩和に有効な設備パラメータを選定◎ＦＰガスによる臨界検知遅れ時間◎PCVから環境へのガスリーク率 →設備要求へ反映
・臨界検知遅れ時間を1号機実機データ分析から推定される
約３ｈｒ（暫定値）としても、事故時線量（5mSv）未満となることを確認→ 前年度検討した、PCV水張り時の臨界管理方法の有効性を確認14

PCV水張り時評価結果のパラメータスタディ
自主的管理目標案(*1)(*1)平常時基準
自主的に、事故時線量の前に平常時放出許容目標を設定。
(取り出し工法全体で検討中)(2)燃料デブリ取り出し時評価モデル構築
・前年度までに作成した、デブリ体系での熱水力モデルなどが、デブリ取り出し時にも適用できることを確認し、デブリ取り出し 時の評価モデルを準備
・燃料取出時の例として、デブリ落下事象を評価(次々頁)[今後の予定]・燃料デブリ取り出し時臨界時挙動・被ばく評価を実施し、影響緩和（ＭＳ）策の確立・有効性を評価
・入力パラメータの確率的な取り扱いから生じる不確かさ検討、妥当性説明ロジック構築©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

PCV水張り時臨界時事象進展[水位上昇時の臨界事象進展]

水位上昇速度
1cm/h

水位上昇

PCV

デブリ冠水～臨界発生
RPV

デブリ温度上昇

本来の炉心部
残存燃料の可能性

核分裂生成物(FP)放出
3時間遅れ

想定される燃料デブリ

臨界検知（希ガスモニタ）

注水
経路2

10分後

水位上昇

ホウ酸水(*)注入
臨界停止～事象終息(*)五ホウ酸ナトリウム水

注水経路1

被ばく影響

現在の水位
1F-1：約2.8m
1F-2：約0.3m
1F-3：約6.5m©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (2)臨界時挙動評価②デブリ取り出し時挙動評価

16

[目的]
・燃料デブリ取り出し時に臨界となった場合の被ばく評価への影響を確認
・燃料デブリが落下して臨界になる場合で代表させて評価(添加反応度、臨界重量の点から落下事象で包絡可能)[想定事象]
デブリ取り出し作業の際に、RPV下部のCRDハウジング1体に付着している燃料デブリが水中に落下して，ばらばらの粒子状となり，水と最適混合状態になって，臨界に至る事象[解析条件]
・落下する燃料デブリ450kg (CRDハウジング1体の内外に付着）・遅れ時間3時間で希ガスモニタにより臨界検知
・PCVで生じた希ガスがそのまま建屋外へ放出されると仮定

CRD ハウジング 1 体に付着していたデブリ 450kg が落下する場合を想定。(標準ケース)[解析結果]
・総核分裂数は～1019個程度
・敷地境界上の公衆被ばく線量は自主的管理目標(0.1mSv)未満となることを確認

自主的管理目標案(*1)

総核分裂数

公衆被ばく線量(*1)平常時基準
自主的に、事故時線量の前に平常時放出許容目標を設定。
(取り出し工法全体で検* 討中)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1 臨界評価手法の確立 (3)臨界管理手法の策定

17

[目的]
・燃料デブリ取り出し方法決定に向けて、各工法ごとに、臨界を防止するとともに、万一の臨界の際にも過度の被ばくを防止する臨界管理方法の策定
・管理方法、設備要求提示[実施状況]
・PCV水張りにおける臨界管理方法の策定
事故進展解析等の最新結果を反映、ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ臨界検知遅れ時間の見直し(*)を考慮
しても、水張り速度1cm/hにより臨界時に事故時線量未満となることを確認(昨年度検討手法の有効性を確認)*1号機実施データからの推定で約３時間と推定
・深層防護整理、取り出し時臨界管理方法の考え方策定
外部有識者の意見も踏まえ、第２層までを中心に整理。
取り出し工法ごとの臨界管理方法を策定
・燃料デブリ取り出し工法検討に向けた設備に対する安全要求整理
安全の考え方、設備及びデブリ取り出し方法への要求をまとめ、取り出し基盤技術Pjと調整準備中[今後の予定]・現実的条件の取り込みによる臨界管理方法の合理化
・燃料デブリ取り出し工法検討に向けた設備に対する安全要求に基づく、設備及びデブリ取り出し方法検討（取り出し工法高度化Pjと共同）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
・現実条件の取り込みによる合理化及び説明ロジック補強

No.1818

2.1 臨界評価手法の確立 (3)臨界管理手法の策定
・外部有識者の意見を反映
・深層防護の考え方は、デブリ取り出し工法全体で検討中。ここでは4層で提示・臨界管理は２層までに焦点を当てる（第３層以降は、臨界管理単独ではなく、他の安全要素と総合した対策を構築する）
第一層
異常の発生防止

臨界管理

具体的手段
（主要なもの）目標

第二層異常状態の把握と異常の終息

ﾊﾟﾗﾒｰﾀ監視
Monitoring

異常発生防止Prevention

異常検知
Detection

影響緩和
Mitigation

・臨界近接検知ｼｽﾃﾑによる臨界近接
監視・水位/ﾎｳ素濃度等の監視

・1回のﾃﾞﾌﾞﾘ取り
出し量制限
・ホウ酸/非溶解性吸収材適用・中性子束
あるいはFPｶﾞｽ濃度による臨界検知

・ホウ酸水、あるいは非溶
解性吸収材投入による臨界終息

・臨界近接を監視し、臨界を防止する。

・臨界を速やかに検知し、抑制する。
（平常時レベルを超える放射性物質の放出防止）

第三層
一般公衆の
保護

第四層
想定を超える
事象への
施設外対応

・放射性物質漏えい、火災など全体のリスク管理の一部として対応する。

・事故時の一般公衆および作業員の過剰な被ばく（放射線障害）を防止する。

臨界管理の目標
全体で達成する目標
臨界を防止するとともに、万一の臨界発生の場合にも、これを検知し抑制する。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.1919

臨界管理方法の例
PCV水張り：メインシナリオ：水位上昇に伴うデブリ水没・臨界発生
通常状態
異常発生防止（PS)異常発生防止水位上昇速度制限

パラメータ監視

異常状態

事故

異常の検知・終息(MS)

一般公衆の保護(事故時影響緩和)

目標

失敗(通常状態から逸脱)

ﾊﾟﾗﾒｰﾀ監視・維持
中性子吸収材による臨界防止(*)

失敗(臨界近接発生)

成功(臨界近接発生せず)* ホウ酸水水張りの場合

異常状態（臨界）発生防止

臨界近接監視ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ
水張り中止
成功(臨界到達前の水張り
中止・状態復帰)失敗(臨界発生)

臨界検知
ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ
失敗(臨界継続)成功(臨界終息)

事故への
拡大防止

緊急ホウ酸注入成功(臨界終息・外部への放射性物質放出抑制)

ホウ酸追加注入水位低下
放射性ガス放出抑制

一般公衆・
作業員過剰
被ばく防止

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.2020

臨界管理方法の例
メインシナリオ：デブリ取り出しに伴う臨界発生
通常状態
異常発生防止（PS)異常発生防止パラメータ監視取り出し作業制限

異常状態

事故

異常の検知・終息(MS)

一般公衆の保護(事故時影響緩和)

目標

ﾊﾟﾗﾒｰﾀ監視・維持

中性子吸収材による臨界防止(*)

失敗(臨界近接発生)* 吸収材（溶解性/非溶解性）
使用時

臨界近接監視臨界近接検知ｼｽﾃﾑ
成功(臨界到達前の
臨界近接終了・状態復帰)

取り出し作業中止

異常状態（臨界）発生防止

失敗(臨界発生)

臨界検知
中性子検出器／ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ
失敗(臨界継続)
緊急ホウ酸注入

事故への拡大防止

成功(臨界終息)

成功(臨界終息・外部への放射性物質放出抑制)

ホウ酸追加注入水位低下
放射性ガス放出抑制

一般公衆・
作業員過剰
被ばく防止

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

21

2.1 臨界評価手法の確立 (3)臨界管理手法の策定
表 デブリ取り出しへの安全要求項目
項目

要求項目

取り出し作業・１回あたりの取り出し量(方法毎)・臨界近接時の作業中断

臨界近接検知・中性子検出器仕様
・取り出し位置近傍への設置(移動)臨界検知・終息

・ｶﾞｽｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系ｼｽﾃﾑ仕様
・臨界時ホウ酸注入(緊急ホウ酸注入設備)

溶解性中性子吸収材

・冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ形成(漏えい防止)
・必要ホウ素濃度及び維持

非溶解性中性子吸収材

・使用材
・投入孔設置、注入設備仕様©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2-1 臨界管理技術（臨界近接検知技術・臨界防止技術成立性確認試験）

22【計画変更の経緯】
今年度、臨界近接監視システムの基本的な成立性と中性子吸収材の基本的な核的特性の確認のため、２月に京都大学原子炉実験所臨界集合体実験装置（以下、「ＫＵＣＡ」という。）にて試験を行う計画としていた。しかし、ＫＵＣ
Ａの新規制基準後の再稼働の遅れにより、2月の試験実施が困難となり，次年度4月以降に延期することとした。
【これまでの成果】
・KUCAを模擬した予備解析を行い、試験の実施要領を検討した。
・臨界近接監視システムについて試験用に検出器からの信号を処理する回路を製作した。
・中性子吸収材の核的特性確認のための試験用サンプルを製造した。

【次年度の計画】・臨界近接監視システムについて，未臨界度と中性子検出器距離をパラメータとした基本的な成立性確認試験
・中性子吸収材について，異なるタイプの吸収材（ B4C/金属焼結材,水ガラス/Gd2O3造粒粉材、 五ホウ酸ナトリ
ウム水,etc）を対象とした基本的な核特性確認試験
ＫＵＣＡ

臨界近接監視システムのＢ－１０中性子検出器

中性子吸収材
サンプル収納容器©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (1)臨界近接監視手法①臨界近接検知システム開発

23

[機能]
・臨界に近接する状態を早期に検知、臨界到達前に警報発信、作業中止を促すことで、臨界を防止。
[システム構成]
・燃料デブリ取り出し位置近傍に設置する中性子検出器(B-10比例計数管)、信号処理部、未臨界度評価部から構成[臨界近接検知手法]
図 臨界近接検知による臨界防止
・炉雑音法、中性子源増倍法など実績ある手法を中心に、臨界近傍での監視用にペリオド法、解析値をベースとするため参考として扱われるが比較的広い範囲で監視可能な仮想中性子捕獲法
を組み合わせる（測定系は同一で、信号処理を並列に行う）。

図

臨界近接検知システム構成

図 臨界近接検知手法案©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (1)臨界近接監視手法①臨界近接検知システム開発

24[開発状況]
・成立性確認試験用のシステム試作、成立性確認試験準備中
・炉雑音法による臨界近接検知性向上検討
AMETEK社が開発したTID(Time Interval Distribution法）法の導入による検知性向上を検討
同手法に基づき中性子信号を分析する技術導入のためのトレーニングを準備[開発見通し]・平成25年度に実施した試験結果（ガンマ線場での検出器応答、京都大学原子炉実験所（KUCA）での臨界近接模擬試験(*)）の結果に基づいてシステム仕様検討・成立性確認試験の結果にて、開発課題を確認すべく、準備中
試験結果に応じて、検出器仕様の見直し、複数手法の組み合わせを含めた検知手法の選定、適用方法（臨界管理手順）への反映等の対策を取る方針
開発課題と対応案
複数手法の組み合わせ案
課題

対応

確認試験

高放射線
下での動
作性

・炉内状況推定に基づき検討・平成25年度試
験結果を反映・使用済燃料保管
設備で確認試験・結果により検出器
仕様見直し

未臨界度
測定精度・
必要時間

・実績ある手法
・平成25年度試
験結果で設計・臨界集合体で確認試験
・結果により複数手
法組合せなど検討

手法

特徴

適用方法

炉雑音法

・ﾃﾞﾌﾞﾘ特性への依存性小・未臨界度直接
評価可能

取り出し前
の初期未臨
界度を測定

中性子源
増倍法

・未臨界度の相対変化を短時間で判定可能

取り出し中
の相対変化
を監視

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning＊ 小循環ﾙｰﾌﾟ向け臨界既設検知システム開発の一環として実施

2.2 臨界管理技術の開発 (1)臨界近接監視手法②臨界近接検知成立性確認[試験目的]
・開発した手法による臨界近接検知性の成立性確認（臨界集合体施設を用いた試験）試験に向けたシステム設計・試作
・燃料デブリ取り出し時に適用する炉内臨界近接検知方法の提示・システム動作検証と開発手法の原理実証

炉心燃料数でkeffを変える
ポリエチレン - ウラン比で変えてもよいX（線源-炉心表面
距離）[実施状況]
・試験計画を策定し、試験を実施するKUCAと打合せを実施。
提案した試験は、概ね実施可能[臨界近接検知技術開発 今後の予定]
・詳細試験計画策定と試験実施（平成29年6月予定）
・ 炉雑音法(ASC法）による臨界近接検知性向上検討
臨界近接検知手法確立

Cf中性子源（なしの時もする）

B10検出器（1, 2, 3本使用）
タイムリスト出力Y（検出器-炉心表面距離）[試験方法]
・試験場所：京都大学原子炉実験所（KUCA）
・中性子検出器をKUCA炉室内に設置。
信号処理回路とデータ分析装置は炉室外に設置
・未臨界度の異なる状態をKUCAで模擬し、測定された未臨界度と比較評価[結果の使用方法]
・デブリ取り出し作業に対する適用性の評価

25

3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26
と
ち
り
ぬ
る
を
わ
か
よ
た
れ
そ
つ
ね
な
ら
む
う
い
の
お
く
や

追加中性子検出器位置
燃料体セル
制御棒セル
ポリエチレンブロックセル
ボイドセル（B－10）
中性子検出器(B10)
中性子源
炉雑音用B-10検出器設置位置（「む-15」と「つ-20」）

図 ＫＵＣＡ実験イメージ

表 試験ケース（○）：標準ケースとの重複ケース
増倍率

パラメータ
0.95
小

水対ウラン比検出器の位置

標準

0.8

0.7

○

○

○

大

○

0cm

(○)

10cm

○

15cm

○

○

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (1)臨界近接監視手法③高放射線下での動作性確認

26
光ファイバケーブル（30 m)

クレーン[試験目的]
保持・水封治具（10 m程度）
・高放射線下（<100Gy/h）での動作性確認
・臨界近接模擬試験（成立性確認のための簡略試験）[試験方法]
水中
使用済み燃料集合体
・試験場所：使用済燃料保管設備（日本核燃料開発株式会社（NFD））
遮蔽体（有 or 無）・B-10比例計数管と使用済燃料集合体との距離を変化させ、
距離L
中性子計数率の変化を測定[結果の使用方法]
中性子検出器・中性子検出可能なガンマ線量の評価、及び、
ガンマ線検出器
遮へい体効果の評価から動作性を確認する
図 試験体系[実施状況]
・表1に示す試験ケースについて測定を完了し、結果評価中
表 試験ケース
・小型B-10検出器の感度は1000Gy/h環境下で遮へいありで
測定点数
0.2ｃｐｓ/nvを達成の見通しを得た。
線量率範囲
ファイバ型
・高感度B-10検出器は同条件で2ｃｐｓ/nvを達成の見通し
中性子
電離箱

線量率 [Sv/h]

ファイバ2

1

10
1.E+01

線量率 [Sv/h]

ファイバ1

同軸ケーブル（30 m）

電離箱*1

検出器

ガンマ線検出器＜0.1Gy/hr
（BG)

1

1

1

1.0～10 Gy/h

1

1

1

10～100 Gy/h

2

2

2

合計

16
（4×4*2）8（4×2*3）42

10
1.E+02

遮へい体外

計測系

0

10
1.E+00

遮へい体内
-1

10
1.E-01

00

10
10

20
20

30
30

燃料集合体表面からの距離[cm]
燃料集合体からの距離 [cm]

図 試験時のガンマ線環境

40
40

50
50

*1：γ線線量率測定*2：中性子検出器2種類（高感度、小型）×遮蔽体有無*3：遮蔽体有無©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (2)再臨界検知技術の開発
高度化ガスサンプリング系システム実機試験(i)27[試験目的]
・PCV水張りから燃料デブリ取り出しまでにおいて、再臨界を早期に検知するため、Kr-87、Kr-88を測定可能とする
高度化システム構築のためのデータ収集[試験方法]
・試験場所： 1号機
・既設のガス管理システムに追加の分析装置を接続し、0～3MeVのγ線を測定[結果の使用方法]
・再臨界検知の即応性向上、未臨界度推定による
臨界近接監視可能化のための高度化システムの構築[実施状況]
・高度化ガスサンプリング系システム実機試験-試験計画を策定。東電殿より正式実施許可取得
平成28年10月8日より仮設試験装置設置による測定を開始- Kr-87、Kr-88の高エネルギーピークに妨害核種がないことを確認
Krの測定可能性、検知性向上の見通しを得た
・FPガス放出挙動解析によるガスサンプリング系システムの検知時間検討- 1号機のCFDモデルを構築し、Krガスの輸送挙動評価を開始し、前年度までの遅れ時間評価の妥当性、信号の立ち上がりをとらえることで更なる早期検知の可能性を確認した。
・2/3号機への適用に際して追加の開発課題はなし[再臨界検知技術 今後の予定]
・校正技術等、高精度化の為の技術調査
・KrガスCFDモデルの精緻化、臨界検知時間の短縮

図 1号機ガスサンプリング系現地試験システム

R
・40 L円筒形チェンバH : 32.5 cm
R : 21.0 cm
・チェンバ周囲を鉛遮へい
・Ge検出器2台をチェンバ内に配置

R/2

H

図 高度化システムのチェンバ形状案©International Research Institute for Nuclear Decommissioning高度化ガスサンプリング系システム実機試験(ii)28[ガスサンプリング系システム実機試験］
・2016年10月8日より0～3MeVのスペクトル測定開始
・現校正曲線から着目核種の濃度を評価
核種
エネルギー（keV)
算出濃度 （Bq/cm3）
Xe-135249.8(1.16±0.01)×10-3
402.6(7.72±0.70)×10-5
Kr-87
2554.8(8.39±1.54)×10-5
196.3(2.06±0.11)×10-4
Kr-88
2392.1(1.69±0.06)×10-4[結果]・Kr-87,Kr-88の高エネルギーピークが観測でき、近傍に有意な妨害核種はないことを確認。
[今後の予定]・低エネルギーと高エネルギーとで算出濃度に差有⇒校正技術高度化により、精度向上を図る。

[３次元流体解析によるKrガス挙動解析]
・放射線モニタ位置でのKr-87,Kr-88の濃度上昇挙動を評価
・流量実測データに基づき条件設定
流量実測データ(2016/10/11)
N2封入量30.2 m3/h
抽気流量21.8 m3/h

図 1号機ガスサンプリングシステムによるガンマ線スペクトル

N2封入
放射線
モニタ

Kr-88
発生
時刻

[結果]
・Kr濃度は発生時刻から1h程度で急速に立ち上がり
1.8～2.5ｈで最大となる見込み[今後の予定]・CFD解析の精緻化と検知時間短縮の検討
最大濃度までの遅れ時刻
Kr-87
1.8 h
Kr-88
2.5 h

2.5h

1.8h
Kr-87

図 ガス挙動解析体系の概要

図 炉内発生時刻とモニタでの濃度の関係（インパルス状に発生）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (2)再臨界検知技術の開発
中性子検出器のRPV・PCV内設置検討[目的]
PCV水張り工程において，ガスサンプリング系システムによる再臨界
検知のバックアップとして，中性子検出器のRPV・PCV内設置を検討[実施状況]
PCVペネトレーションの調査
約190箇所のペネトレーションの設計情報を調査して，ペネ内配管の内径，ペネ位置への作業員のアクセス性，ペネ内配管が圧力容器まで接続されておらずPCV内部で開放されている，ペネ
外側の放射線量が高くない，の観点で２３箇所の候補を抽出した。
設置ルートの調査抽出したペネトレーションから，燃料デブリが堆積していると推定される位置までの設置ルートを設計情報に基づき検討した（右表）。
[検討結果]
・利用可能なペネトレーションの候補として23箇所を抽出した。
・ペデスタル内部への設置は困難であるが，ペデスタル外への設置は可能と考えられる。
・設置工事に向けて作業場所ごとに現場調査を行い，線量および作業における干渉物などの確認を行う必要がある。

29

中性子検出器のRPV・PCV内設置の施工難易度
燃料デブ
リの堆積
位置

中性子検出器の設置(水中の場合)検出器を挿入するペネトレー
ション位置

PCV 下 部
ペデスタ
ル内

PCV下部ペデスタル内高（PCV内ペデスタルの開口部のある方向 部調査のの１階における，内端開放タイ 実績から，
プのペネトレーションより挿入し， 内部調査
ペデスタル内に挿入し，内部に よ り 難 易
約1~2[m]間隔で配置
度 が 高
い）

PCV 下 部
ペデスタ
ル外

PCV下部ペデスタ
ル外

１階又は B1階の 開放型 ペ ネト
レーションより挿入し，設置

中

RPV下部

RPV下部

１階の内端開放タイプのペネト
レーションより挿入し，制御棒案
内管などの間からRPV下部へ挿
入・設置

高

炉心部

原子炉遮蔽壁（ RSW ） と RPV の間

１階の内端開放タイプのペネト
レーションより挿入し，RSW下部よりRPV間をロボットなどで挿入。 高高（RSW上部にはペネトレーションがないことから下部挿入とする）

施工難易度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (3)臨界防止技術①非溶解性中性子吸収材 （核的特性確認試験）

30[試験目的]
候補材選定の流れ
・燃料デブリ取り出し時に適用する非溶解性中性子吸収材の選定
基礎物性
耐放射線
核的特性
・核的特性の確認と解析手法検証のためのデータ取得
確認
性能試験
確認試験
京都大学臨界試験装置(KUCA)でのサンプル反応度価値測定による現在
臨界抑制効果確認[試験方法]
表 候補材スクリーニング結果（耐放射線性能試験後）・試験場所：京都大学原子炉実験所（KUCA）
評価
カテ
候補材
今後の方針
・燃料の一部を非溶解性中性子吸収材を封入した容器に置換し、ゴリ
気中
水中
反応度変化を測定
B4C/金属焼結材
核的特性評価候補◎○
B・Gd入ガラス材
核的特性評価候補（高性能）固○○[結果の使用方法]
体
中空ボロン
取下げ
・最終的な候補材選定、解析手法検証及び許認可に活用
Gd2O3粒子
核的特性評価候補（高性能）○○
セメント/ Gd2O3造粒粉材
取下げ
液
△
△
[実施状況]
体
水ガラス/ Gd2O3造粒粉材
核的特性評価候補（無機系）○△
・核的特性確認試験↓
水中硬化樹脂/ Gd2O3粉末材
核的特性評価候補（有機系）○○
固-核的特性確認試験の詳細計画を策定
水中硬化樹脂/ B4C粉末材
止水材候補
○
○
体
-耐放射線性能を基に5種の候補材試験片を準備
720 kGy以上で固化のため
スラリー/ Gd2O3造粒粉材(液体→固体)の核的特性評価
液△○-KUCAによる試験は来年度実施予定
体
有機系第二候補・取り出し方法ごとの適用性
B4Cゲル材
照射材溶出特性の改善が必要△-取り出し方法とデブリ形態ごとに適用可能な吸収材を分類
表 吸収材適用時の環境と想定される副次効果（長期影響確認）
・後続工程の影響評価（長期影響確認試験の必要性）
吸収材-後続工程の期間等を踏まえ、収納缶保管時の副次効果を対象想定される副次効果
時期 想定期間 対象量
環境
機能維持-高崎研ガンマ線照射施設を使用した長時間照射試験計画を策定
デブリ
水中，
構造材の腐食，水素発生，[今後の予定]
1ヶ月
全投入量
要
デブリ近傍
冷却水循環系目詰まり
取出時
・ KUCAによる核的特性確認試験実施（平成29年5月、8月予定）
最 大 10 年
炉内
残留分 水中，デブ
構造材の腐食，水素発生，・施工性確認試験不要（全取り出し（少量） リから距離
冷却水循環系目詰まり
残留
作業期間）
粘性体タイプの中性子吸収材の施工性の確認試験
最 大 30 年
・投入時の均一性担保のための適用工法検討(取り出し方法毎)
収納缶 （ 但 し，収 納
水中/気中，
収納缶構造材の腐食，
全投入量
不要
デブリ近傍
水素発生
缶設計寿命
・投入設備概念の検討、取り出し工法検討への提示
保管は50年）
・長期影響確認試験の実施（2カ年の予定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

①非溶解性中性子吸収材 （核的特性確認試験）

31

3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26

追加していく
燃料

ポリエチレン
グラファイト

候補材（容器）容器
ポリエチレン
燃料

と
ち
り
ぬ
る
を
わ
か
よ
た
れ
そ
つ
ね
な
ら
む
う
い
の
お
く
や

中性子吸収材収納容器セル
燃料体セル
制御棒セル
ポリエチレンブロックセル
ボイドセル

図 KUCA燃料ｾﾙへの候補材装荷ｲﾒｰｼﾞ図

KUCAの試験体系イメージ
固体減速架台 水平方向配置図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (3)臨界防止技術①非溶解性中性子吸収材 （適用性確認試験）

粘度特性 測定結果

温度と撹伴時間で適正な粘度を持続可能

20000

粘度[mPa・s]

5 [℃]
10 [℃]
20 [℃]
50 [℃]
80 [℃]

15000
10000
5000

50m長ホースによる水平移送可能

0
0

30

60
時間[分]

90

120

搬送プロセス基礎試験結果

搬送試験装置外観
2.5
2.0

吐出量[L/min]

・粘度をコントロールした吸収材をポンプとホースで搬送して，吐出時間や吐出量・圧力を測定し，搬送性を評価した。
（水ガラス系吸収材）
・材料搬送後のポンプとホースの洗浄による効果をpH
測定で確認した。
【搬送プロセス基礎試験】

液体→固体タイプの利用方法
デブリの上から流し込み、デブリ表面上で硬化し、コーティングした状態[試験目的]
・非溶解性中性子吸収材を燃料デブリ表面に施工する
際の基礎特性の把握[実施状況]
・吸収材の付着性能と搬送性能に影響を及ぼす粘度について，時間変化や温度による影響などの基礎的特性を測定した。
【粘度測定試験】

32

1.5
1.0

ホース長10m 材料No.4
ホース長10m 材料No.6

0.5

ホース長50m 材料No.6
0.0
0

5

10

15

20

25

攪拌時間 [min]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning30

岩盤状溶岩2.2 臨界管理技術の開発 (3)臨界防止技術①非溶解性中性子吸収材 （適用性確認試験）

水中で流下し広 が る中 性子
吸収材[実施状況]

・デブリの凹凸面を想定した試験体（溶岩）に吸収材を滴下して、拡がり、膜厚、付着重量、を測定し、付着性を評価した。
（水ガラス系吸収材）
・平板、粒状溶岩、岩盤状溶岩、塊状溶岩について試験実施。
【付着性基礎試験】[検討結果]
・デブリを模擬した岩盤状溶岩と粒状溶岩、塊状溶岩に対する必要投入量を評価した。
→具体的必要量を施工対象に応じて設定する必要性[結果の使用方法]
・非溶解性中性子吸収材の施工方法の検討
・最終的な候補材選定、デブリ取り出し設備要求、手順へ反映

33

所定の膜厚
( 暫 定 1mm)で付着した面積の評価

高さ方向の膜厚(約1mm)
水平方向の拡がり(約100mm)[非溶解性吸収材適用性検討 今後の予定]
・樹脂系吸収材を対象とした試験
・試験データに基づく適用工法の検討
粒状溶岩

水中で流下する
中性子吸収材

岩盤状溶岩に付着した吸収材の断面形状 測定結果
（粘度2000[mPa・s]、ノズル基板間距離70[mm]）

粒状溶岩に付着した吸収材の重量 測定結果
粘度[mPa・s]

投入量
[g]
2000

500
100

試験
回数

重量増
[g]

1

73.3

2

71.4

1

11.3

2

31.1

重量増（平均）
[g]
72.4
21.1

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (3)臨界防止技術②溶解性中性子吸収材 (高濃度ホウ酸水核計算精度確認試験準備)34[試験目的]
・臨界計算において、高濃度五ホウ酸ナトリウム水（以下「ホウ酸水」と略す）が従来と同様の精度で扱えることを確認するための核特性確認試験の準備を行う[試験方法]
・KUCAの使用可能な期間が限定されているため、本年度の溶解性中性子吸収材の試験として
は、核特性の把握に必要となる最低限のケース（ホウ素濃度2,000ppm、6,000ppm、12,000ppm）のみ実施するための準備を行う。
・試験体系は非溶解性中性子吸収材の試験体系と同じ体系（試験は平成29年6月頃を予定)[結果の使用方法]
・核的特性試験結果を核計算によりベンチマーク解析し、高濃度ホウ酸水条件においても従来の核計算誤差に収まることを確認する。
[実施状況]
・試験方法の検討。

・ホウ酸水封入容器の設計・製作。ホウ酸水封入容器の仕様（材質、板厚および容器高さ）仕様決定のため、高濃度ホウ酸水サンプルの反応度効果を、MVPコード

図1 ホウ酸水封入容器（アルミ容器内に試薬入りアクリル容器を設置)により評価。

・ホウ酸水封入容器の製作(図1)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (3)臨界防止技術②溶解性中性子吸収材 (ホウ酸水設備検討)[検討目的]
・PCV水張りから燃料デブリ取り出し時に適用する溶解性
中性子吸収材の適用時課題の解決として、ホウ酸水の濃度維
持管理設備について検討する。

35
PCV循環
水処理設備

[実施状況]
・デブリ取り出し工法を考慮し、地下水の流入およびPCV から
トーラス室への冷却水の流出を考慮した場合のホウ素濃度
維持設備について以下の条件で検討した。
PCV，S/Cからトーラス室へのホウ酸水の漏えい量4.4m3/h
トーラス室への地下水の流入量2.1m3/h[溶解性中性子吸収材]

S/Cからの取水
トーラス室からの取水

PCV, S/Cからトーラス
室への冷却水の漏えい
量4.4m3/h

ホウ素濃度
維持設備

地下水の流入量
2.1m3/h

図 ホウ素濃度維持設備の検討の概要

・PCV内をホウ酸水で冠水させた場合にホウ素濃度分布が 生じる可能性を検討した。
・プラント過渡解析コードを利用して，PCV空間をノード分割して，ノード間の対流，ホウ酸水の重力沈降を考慮したホウ素輸送解析を実施した。
・解析結果の一例として，PCV水位，注水/取水の位置，RPV漏洩面積，ベント管の抵抗係数，などの諸条件を仮定
して，10,000ppmのホウ酸水を5m3/hで注水・取水する場合，D/W内のホウ素濃度が暫定目標である6000ppmに到達するまで2～3カ月程度要することが示唆された。
・今後，解析モデルの見直しと，詳細解析との比較が望まれる。
・ホウ素濃度維持及び水質管理に必要な設備を、取り出し工法検討での設備検討と連携して合理化検討を行い、設備概念、現場適用性を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.2 臨界管理技術の開発 (3)臨界防止技術②溶解性中性子吸収材 (五ホウ酸ナトリウム水設備検討)

36[溶解性中性子吸収材]
・溶解性中性子吸収材濃度維持及び水質管理に必要な設備を、取り出し工法検討での設備検討と連携して合理化検討を行い、設備概念、現場適用性を確認した。

ホウ素濃度維持設備の概要
・トーラス室より取水した冷却水（希釈された五ホウ酸ナトリウム水）は受槽へ貯留される。
・貯留された冷却水は濃縮缶により所定のホウ素濃度（運転条件として7,000ppmを設定）まで濃縮する。
・所定の濃度まで濃縮された冷却水を循環冷却システムへ戻す。

図 ホウ素濃度維持設備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. まとめ（平成28年度末時点成果概要）(1/2)

37①臨界評価手法の確立(臨界シナリオの策定）
・臨界シナリオ・臨界評価への最新知見を反映した見直しを実施し、臨界シナリオの有効性を確認。2号機PCV底部、炉心部のリスクを“中”に見直し。
・取り出し方法毎の臨界評価を実施し、臨界管理からの要求を整理。
・統計的臨界評価手法を確立。
(臨界時挙動評価）

・最新情報に基づく、PCV上部水張り時挙動評価・被ばく評価の見直しを実施。昨年度検討結果では、水張り速度1cm/hで万一の臨界時にも事故時線量未満となることを確認。
・デブリ取り出し時、デブリ落下時挙動評価実施。万一の臨界時にも事故時線量未満となることを確認。
(臨界管理手法の策定）
・外部有識者意見も踏まえて深層防護の考え方を整理、臨界管理方法に反映。
サブシナリオの管理方法の検討。

・デブリ取り出し設備への要求整理、取り出し基盤技術Pjに提示。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. まとめ（平成28年度末時点成果概要）(2/2)

38②臨界管理技術の開発(臨界近接監視手法）

・臨界近接成立性確認試験（KUCA）の準備を完了。(試験は平成29年度実施)
・高放射線下動作性確認試験（NFD）を実施。使用済み燃料起因ガンマ線環境下での必要中性子検出性能達成見通しの確認（再臨界検知技術）・1号機でのガスサンプリング系システム実機試験を実施。Kr-87,88の測定可能性を確認、高度化の目途を付けた。
・３次元流体解析によるPCV内FPｶﾞｽ挙動解析により応答挙動を確認。検知時間検知遅れ時間想定の妥当性を確認。

(非溶解性中性子吸収材）
・核的特性試験(KUCA)の準備を完了。(試験は平成29年度実施)
・適用性確認試験を実施，多孔性模擬デブリへの適用性を確認。
(溶解性中性子吸収材）
・核計算精度確認試験(KUCA) の準備を完了。(試験は平成29年度実施)
・ホウ素濃度維持に必要な系統・設備検討を実施。現場適用性を確認。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning以上©International Research Institute for Nuclear Decommissioning