平成27年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金

原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発
平成28/29年度成果報告

平成30年7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

目 次

No.2

１．研究の背景・目的（３）PCV上部他補修技術の開発

２．実施項目とその関連、他研究との関連

1)シール部の止水技術（機器ハッチ）

３．実施スケジュール

2)配管ベローズ補修技術

４．実施体制図3)D/Wシェルの補修技術

５．実施内容と成果（１）PCV水張りまでのプロセス検討及び計画の策定（４）補修工法の実機適用に向けた環境改善
の概念検討

６．まとめ

（２）PCV下部補修技術の開発
1)S/C脚部補強（補足資料）

2)ベント管内埋設による止水
3)S/C内充填による止水・燃料デブリ取り出し時の想定PCV水位と止水範囲（1～3号機）

4)真空破壊ライン埋設による止水・想定PCV水位の総合評価結果（2～3号機）

5)接続配管のバウンダリ構築技術

6)トーラス室壁面貫通部等の止水技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1. 研究の背景・目的

No.3

 燃料デブリ取り出しのために原子炉格納容器（PCV）を補修して水を張る目的
は下記４点である。
① 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※1② 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※2③ 燃料デブリの冷却維持＜高濃度汚染水封じ込め＞+④ 燃料デブリ切削時に発生するデブリ粉（α核種）※３を含んだ高濃度汚染水の封じ込め※1：水遮へいにより上部取り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
切削時に発生するダストを水で捕獲する※3：現在のPCV内滞留水の主な核種はCs、Sr、H3であるが、燃料デブリ取り出し時には、
これらの核種にデブリ粉（Pu等のα核種）
が加わる。

②ダストの
飛散防止

①放射線
の遮へい
放射線

③デブリの
冷却維持
監視制御

空
調
臨界
監視

④高濃度汚染
水
処
水封じ込め
電
理
源

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2. 実施項目とその関連、他研究との関連
主な関連PRJ

PCV補修開発PRJ(1)ＰＣＶ水張りまでのプロセス検討
及び計画の策定

燃料デブリ
取り出しPRJ
・安全要求
・システム検討No.4

連携1)バウンダリの考え方の策定
・バウンダリの構成
・バウンダリ確保の条件
2)バウンダリ案の策定
・想定PCV水位と止水範囲

個別補修技術開発(2)PCV下部補修技術の開発
1)S/C脚部補強
2)ベント管内埋設による止水
3)S/C内充填による止水
4)真空破壊ライン埋設による止水（1号機）
5)接続配管のバウンダリ構築
6)トーラス室壁面貫通部等の止水技術(3)PCV上部他補修技術の開発
1)シール部の止水
2)配管ベローズ補修
3)D/Wシェルの補修

・止水箇所の漏えい量

・補修手順

3)漏えい量の検討(4)補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討

・想定PCV水位での漏えい量

耐震性影響
評価PRJ
・耐震性

・被ばく線量4)PCV止水工法の総合評価
・実現性の高いPCV水位5)水位制御システムの検討
6)異常時対応システム・設備の検討

・フィードバック
実規模PRJ ・実機適用性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2. 実施項目とその関連、他研究との関連

No.5

原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発
圧力容器／格納容器の耐震性・影響評価手法の開発

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し技術の開発
燃料デブリ取り出し工法、安全要求

止水箇所・工法

現実的に実現可能なPCV水位

止水実施後の耐震成立性
S/C脚部補強の要求仕様(強度、埋設高さ)

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
燃料デブリ落下位置・範囲、侵食状
況などRPV/PCV内の状況
原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の実規模試験

総合的な炉内状況の把握の高度化
事故時の温度、燃料デブリ侵
食量などRPV/PCV内の状況
燃料デブリの臨界管理技術の開発

止水箇所・工法

止水箇所・工法

再臨界防止のための対策など

止水工法の施工性確認：研究開発プロジェクト：インプット・アウトプット©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3. 実施スケジュール

No.6

本事業の範囲
2012（平成24年度）

2013（平成25年度）

2014（平成26年度）

2015（平成27年度）

2016（平成28年度）

2017（平成29年度）
楢葉実規模試験(1)

PCV水張りまでのプロセス検討及び計画の策定(2)1) S/C脚部補強

2) ベント管止水

1/1ｽｹｰﾙ試験
開発完了½ｽｹｰﾙ試験3) S/C内止水

6

成立性確認 1/1ｽｹｰﾙ試験

開発完了

4) 真空破壊ライン止水
閉止補助材の成立性確認

1/1ｽｹｰﾙ試験

5) 接続配管ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ構築

成立性確認

開発完了

6) ﾄｰﾗｽ室壁面貫通部止水

成立性確認
(3)

1) ｼｰﾙ部の止水（機器ハッチ）

成立性確認

止水性確認

装置検討

2) 配管ベローズの補修

成立性確認

止水性確認

3) D/Wシェルの補修技術

補修方法検討(4)

止水性確認

補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4. 実施体制図

No.7
技術研究組合○○国際廃炉研究開発機構（本部）

全体計画の策定と技術統括
技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

東芝エネルギーシステムズ株式会社(1)PCV水張りまでのプロセス検討及び計画の策定(2)PCV下部補修技術の開発①S/C及びベント管の補強・止水技術b)ベント管内埋設による止水技術c)S/C内埋設による止水技術③接続配管バウンダリ構築技術(4)補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討

日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社(1)PCV水張りまでのプロセス検討及び計画の策定(2)PCV下部補修技術の開発①S/C及びベント管の補強・止水技術a)S/C脚部の補強技術②真空破壊ライン埋設による止水技術④トーラス室壁面貫通部等の止水技術の開発(3)PCV上部他補修技術の開発①シール部の止水技術（機器ハッチ）②配管ベローズの止水技術③D/Wシェルの止水技術(4)補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討

前田建設工業株式会社○ベント管止水材試験
東芝プラントシステム株式会社○配管外面漏えい止水材試験
西武建設株式会社○補修材の要素試験

極東産業株式会社〇ベント管止水材試験○配管外面漏えい止水材試験(2)PCV下部補修技術の開発①S/C及びベント管の補強・止水技術b)ベント管内埋設による止水技術

清水建設株式会社○補強材の耐震性の検討及び試験○補強材の硬化に対する放射線の影響確認試験○実機環境を想定した試験○補強材の補修方法の検討

株式会社ＩＨＩ○遠隔補修装置のモックアップ・改良○遠隔補修装置用ツールの設計・製作・改良○閉止補助材および副閉止補助材の改良○複数材料による組合せ試験○遠隔施工による組合せ試験○実機環境を想定した要素試験（ベント管止水）○モニタリング装置の要素試験（ベント管止水）○ガイドパイプの設計・製作・試験○止水材打設装置の設計。製作・試験○施工システムの検討○組合せ試験（Ｓ／Ｃ内埋設）株式会社安藤・間○1/1スケール止水試験○強め輪乗り越え試験○長距離圧送試験○施工システムの検討○組合せ試験（Ｓ／Ｃ内埋設）○実機環境を想定した要素試験（Ｓ／Ｃ内埋設）○モニタリング装置の要素試験（Ｓ／Ｃ内埋設）○配管充填止水材試験

株式会社アトックス

イーエナジー株式会社○ガイドパイプ/止水プラグの改良、1/1スケール試験○補修方法検討○改良結果を反映した装置の設計○D/Wシェルの補修工法の検討、試験
株式会社日立パワーソリューション
○止水試験○配管ベローズの止水工法の検討、試験○機器ハッチ要素試験用試験架台、試験体○貫通部止水用試験体

有限会社根本機工○1/1スケール試験作業

株式会社日立パワーソリューション
○PCV補修技術の開発の設計補助

株式会社スギノマシン○機器ハッチ止水用アクセス装置の要素試作○機器ハッチの要素試験○機器ハッチ止水用装置の改善検討
東鉱商事株式会社○機器ハッチ錆取り、溶接装置の要素試作○機器ハッチの要素試験○機器ハッチ止水用装置の改善検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.8

5. 実施内容と成果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

（1）ＰＣＶ水張りまでのプロセス検討及び計画の策定【目的】
燃料デブリ取り出し時の想定PCV水位ケース分けと止水箇所整理による実現性の高い水位の提示。
【課題】
バウンダリ前提条件・方針に基づく、バウンダリン
案（水位と止水範囲ケース）の策定。
【成果概要】①バウンダリの考え方の策定
・バウンダリ構成（前提条件）は以下に設定した。

No.9③PCV止水工法の総合評価
各ケースに対して、ＰＣＶ補修の目的、安全要求、想定漏えい
量、作業の総被ばく量、耐震性等を評価指標とした評価結果を実施した（次頁及び補足資料参照）。異常漏えい時の汚染水
閉じ込めと総被ばく線量による1次絞込みと許容漏えい量等の評価結果から、実現性の高いPCV水位は、１号機は下図のケ
ース1（かけ流し冷却）であり、かけ流し水位で燃料デブリの冷却不可の場合はケース2-2（ダウンカマ止水）との結果が得られた。
：一次バウンダリ：一次バウンダリ

シアラグ点検口
T.P. 27124

シアラグ点検口
T.P. 27124＜気相＞

1次バウンダリ：PCV、セル
2次バウンダリ：R/B、コンテナ＜液相＞
1次バウンダリ：PCV
2次バウンダリ：トーラス室※（※地下水と建屋内の水位差管理（地下水水位＞建屋内水位）によりアウトリークを防止）

・バウンダリの確保の方針は下記の通りとした。
＜液相＞
動的機器による建屋内外の水位差を管理し、放射性物質の放出抑制。
＜気相＞
動的機器による圧力差（負圧）を管理し、放射性物質の放出抑制。
②バウンダリ案の策定①の方針に基づき、想定PCV水位と必要な止水範囲を号機毎に8～10ケースに分類、整理した（詳細は補足資料参照）。

水位
T.P. 5044（PCV循環設備）

水位
T.P. 5864

PCV循環設備

真空破壊ライン補修

真空破壊ライン補修

ガイドパイプ
ベント管付根下端
T.P. 5031

PCV循環設備

287
排水設備

T.P. 4744
水の流れ

トーラス室水位
T.P. -2366

トーラス室床面
T.P. -2666

壁面貫通部最低部
T.P. 714
S/C内水位
ストレーナ以下
地下水水位
T.P.-936

ケース1（PCV水位：ベント管付根下端）

T.P. 5864
排水設備

1120
T.P. 4744

ダウンカマ下端
T.P. 24
トーラス室水位
T.P. -2366

トーラス室床面
T.P. -2666

ダウンカマ止水
壁面貫通部最低部
T.P. 714
ストレーナ上端
T.P. 523
地下水水位
T.P.-936

ケース2-2（PCV水位：真空破壊ライン下）

図1.1 実現性の高いPCV水位と止水範囲ケース（1号機）【まとめ】
バウンダリ案策定による各水位及び止水ケースに対して、総合的評価を実施し、実現性の高いPCV水位を複数案提示した。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.10

表1.1 想定PCV水位の総合評価結果（1号機）
評価項目

PCV補修、
水張りの目
的

放射線の遮へい（物理的な遮へいで代替可能であるため、すべて○）
ダスト飛散防止（デブリ切削時に発生するダストの水での捕獲効果を考慮しない場合でも平常時の被ばく線量は平常時の目標線量である100μSv/y以下を満足する見通しのため、すべて○）
燃料デブリの冷却○：現状水位以上△：現状水位以下（今後の確認が必要、現状水位より大きく変わらないケースには+を追記）
汚染水閉じ込め（異常時の機能要求の地下水水位＞トーラス室水位を維持）○：維持
×：維持できない可能性有

1

2-1

2-2

3

4

5

6

7

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

△

△+

△+

○

○

○

○

○

1次絞り込み
○

○

○

○

×

×

×

×

△
（×）※1

○
（×）※1

△
（×）※1

○
（×）※1

○
（×）※1

○
（×）※1

○
（×）※1

○
（×）※1

漏えい量と許容漏えい量との比較（許容漏えい量：3.0m3/h（暫定））○：漏えい量＜許容漏えい量
×：漏えい量＞許容漏えい量

○

○

○

×

×

×

×

×

気相バウンダリを負圧維持するための設備容量への影響○：現状水位レベルの気相バウンダリと比較して、開口面積が同等、あるいは小さい△：現状水位レベルの気相バウンダリと比較して、開口面積が大きくなる可能性あり（気相バウンダ
リがS/Cまでとなるケースには-を、S/Cまでは広がらないケースには+を追記）

△-

△+

△+

○

○

○

○

○

止水作業にかかる総被ばく線量※2○: 20人・Sv未満
×: 20人・Sv以上
またはR/B1階の高線量エリアである南側とアクセスできていないSHC-P室での作業が必要

○
9.908

×

×
49.060

×

×

×

×

×

適用が必要なPCV補修技術の技術成熟度〇: 4以上（技術成熟度４：実用化研究段階（試作レベルの機能試験を実施したもの））
×: 4未満（技術成熟度３：応用研究段階（従来の経験を応用、組合せによる開発段階））

○
4

×
3

×
3

×
3

×

×

×

×

PCVの耐震性（耐震性影響評価PRJで検討）○：弾性解析評価OK （S/C脚部補強有）△：弾塑性解析評価OK

○

△

△※3

△

総合評価
○：実現性高い
×：実現性低い

○

×

×

×

燃料デブリ取り出し時のデブリ粉（α核種）の拡散範囲○：ベント管まで△：S/C、あるいはダウンカマまで
×：トーラス室まで

1次絞り込み未評価（S/C脚部補強有で評価しており、S/C脚部補強
無での評価は未実施）
×

×

×

×

※1 1号機はサンドクッションドレンラインからの漏えいが止められない場合は、水位低下/PCV下部止水を実施してもトーラス室へのデブリ粉の拡散は継続する。
※2 1Fでの年間総被ばく線量を100人・Svとし、その20%を止水作業に充てられるものと仮定※3 弾塑性解析でS/C脚部は許容値以内であるが、ダウンカマ取付部は許容値を超えることが分かった。万一ダウンカマ取付部が破損することを想定しても、S/C内バッファ容量が十分大きいため機動的対応が可能である。（耐震性影響評価PRJでの検討結果）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.11(2)PCV下部補修技術の開発 1) S/C脚部補強※ T.P.：東京湾平均海面【目的】
S/Cの耐震性を向上させるため、トーラス室上階から補強材（高流動モルタル）を充填して、S/C下部を埋設補強する工法の開発。

耐震評価によるコラムサポート上部ピンまで打設した時の要求圧
縮強度は下表の通り。（600Galでの耐震評価値に安全率(S)＝3を考慮【課題】①充填・流動後の補強材の圧縮強度を含めた、S/C
支持の有効性の確認。
②長期にわたる環境影響の確認。
③水和熱による内部温度の高温化の影響の評価と、温度上昇低減策の効果確認。

1号機

2.4

T.P.

2･3号機

8.4

T.P. -2,386

して算定）
号機

(N/mm2)【S/C脚部補強の概要】

704

充 填 口
充填口
1号機：6箇所
2号機：8箇所
3号機：検討中図2.1.2 充填口レイアウト
補強材充填

補強材充填

現場環境要因

S/C

放射線
滞留水

打設高さ

滞留水(水質)(T.P. 704)

圧縮強度

２号機

要求強度 打設高さ※

凡例：

S/C
S/C

要求事項
制約事項
打設高さ
(T.P.-2386)

堆積物

打上り性

圧縮強度
打上り性
床面形状

図2.1.1 S/C脚部補強打設での要求及び制約事項©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 1) S/C脚部補強【成果概要】①S/C支持の有効性の確認■補強材の強度分布の検討

短い←

1号機

2号機

合流範囲
（幅2m）

（合流）
(合流)
22
－4.0N/mm－4.0N/mm(10m合流)－5.0N/mm2(0m)±0N/mm2(2m)+4.8N/mm2(一般部)±0N/mm2(4m)+4.1N/mm2(6m)+2.9N/mm2(8m)+1.2N/mm2(10m)－1.0N/mm2(12m)－3.7N/mm2(12m合流)－7.7N/mm2（合流）(14m合流)－10.8N/mm22－4.0N/mm

打設孔
打設口
合流点

(14m)－6.8N/mm2

図2.1.3 S/C脚部補強材の強度分布

表2.1.1 補強材の圧縮強度推定結果
A
ユニット 打設部初
期強度*

B
流動
低下

C
合流
低下

-6.8

-4.0

充填時、補強材は耐震ピット内で絶えず対流している状態にあることを流動解析により確認した。
この対流による混練作用により均質化され、流動に伴う強度低下が発生しないものと推定する。

→長い

トーラス室

(8m合流)－2.8N/mm2

打設口

打設からの時間

S/C

1号機は2016年度に検討した強度算定式を用いて、また 2号機は楢葉実規模試験の結果に流動解析（全周モデル）を加味して、それぞれの強度分布図を作成した。強度分布図により、補強材の圧縮強度が、耐震評
価による要求強度を全域で満足することを確認した。
打設孔

No.12

E
D＝A－(B+C)
推定最低
要求強度 判定
強度
（D＞E）

外周側
床上段

耐震ピット

内周側
床上段

なお1号機には耐震ピットが無いので2号機のような対流は発生せず、流動に伴う強度低下は生じるが、それでも要求値は十分に満足している。

打設口

図2.1.4 楢葉実規模試験体（2号機）の流動解析結果
楢葉試験体のひび割れ状況■補強材のS/C支持性能の評価
温度ひび割れによる分割を考慮したFEM構造解析の結果、発生する圧縮応力は安全率（S）=3を考慮しても要求強度より小さく、S/Cの支持性能に影響は無いものと考えられる。

S/C
ひび割れ
ひび割れ

径方向に22.5°ピッチでひび
径方向に22.5°ピッチで割れを設定した
ひび割れを設定した

表2.1.2 ひび割れを考慮した支持性能の評価結果
A
B
ひび
発生圧縮
要求
割れ
応力（S=3） 強度
22.5°

1号機
2号機

22.1
22.1

-0

-4.0

11.3
18.1

*：楢葉実規模試験の打設点の103dコアの圧縮強度2.4 以上8.4 以上

合

有り

合

無し

単位: N/mm2

(比較用)

6.0
6.3

8.4
(2号機)

単位: N/mm2

ひび割れ面の接触境界（2号機）

図2.1.5 ひび割れを考慮した評価モデル©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 1)S/C脚部補強②長期にわたる環境影響の確認
硬化した補強材をホウ酸水溶液に浸漬して、表層の影響が無いことと、アルカリシリカ反応性が無いことを確認し、環境による影響が発生する可能性が小さいことを確認した。

No.13③水和熱対策の効果の確認
水和熱の影響緩和方策（目標最高温度80℃以下）として、層状の分割打設とプレクーリングを検討し、温度上昇の抑制効果を確認した。また分割打設を実施
してもS/Cの支持性能に影響がないことを、耐震解析により確認した。

表2.1.3 層状分割打設による温度抑制効果
分割数（実規模試験）

（解析）

打設
間隔

最高温度
（上昇量）

―

94.9℃
トーラス室水温24℃（61.7℃） モルタル温度33.2℃（平均）夏季施工

主条件等
S/C内は止水材

一括

8層分割

S/C

S/C内は水

66.2℃ トーラス室水温20℃
2週間/層（41.2℃） モルタル温度25℃、秋～春施工
練混水を19℃⇒3℃に冷却したとき、内部温度で－3.4℃の低減効果があった。

100.0
90.0

－3.4℃

80.0

補強材温度(℃)

70.0
60.0
50.0

No.1中央部

40.0

No1 中央部
No.1側部

30.0

No1
側部
No.2中央部

20.0

No.2側部
No2
中央部

10.0

No2 側部

分割打設による
層状の補強材の影響
をFEM構造解析で評価した結果、4回(4層)に分けて打設した場合で発生する圧縮応
力は、安全率を考慮しても要求強度より小さいため、S/Cの支持性能に影響は無いものと考えられる。

剛体壁：完全固定

ＺＸ対称面：Y 方向並進変位固定
補強材、コラムサポート底部：完全固定

図2.1.7 層状分割打設の評価モデル（2号機）
表2.1.4 分割打設時の支持性能の評価
A
B
分割数
（積層数）

発生圧縮応力（S=3）

4層

6.9

分割無し
(比較用)

6.3

要求強度

8.4
(2号機)

単位: N/mm2

No.3中央部
No.3側部

0.0
0.00

分割打設による
温度抑制策を解析を用いて模擬した結果、8分割打設で－20℃の低減が可能となることを確認した。また
冷水による混練（プレクーリング）も抑制効
果があることを確認し
た。

24:00

48:00

72:00

96:00 120:00 144:00 168:00 192:00 216:00 240:00

時間（ｈ）

図2.1.6 プレクーリングによる温度上昇抑制効果【まとめ】
実規模試験結果に基づく解析と評価により、開発したS/C脚部補強工法の有効性と実機適用性を確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 2)ベント管内埋設による止水

No.14

【目的】
ベント管内を止水材で埋設止水し、S/Cへの汚染水漏えいを防止し、D/W内に水位形成する工法の開発。
【課題】
・遠隔補修装置、閉止補助材、副閉止補助材の改良。
・ベント管止水に適した止水材の選定。
・止水箇所の長期健全性維持、漏えいが発生した場合の対策。

ベント管の止水は、①、②、③、④の順に材料を投入して行う。

⑤
構成要素

役割

①閉止補助材

止水材投入のための仮の堰を構築する。

②副閉止補助材

閉止補助材設置後の残存隙間を目詰めする。

③止水材

閉止補助材の隙間を埋め、漏えいに対する障壁を
構築する。

④補修材

長期劣化や外的要因に起因するひび割れ等を補修する。

⑤遠隔補修装置

S/C、ベント管への穴あけ、干渉物撤去、閉止補助
材、副閉止補助剤、止水材の投入を遠隔で行う。

④③
ベント管止水②①

ベント管の基本仕様
・本来の目的：S/Cへの蒸気流路・基本寸法 外径：φ2,057mm
板厚：9mm
・設置数：8本
・材質：炭素鋼

図2.2.1 ベント管内埋設による止水技術の概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 2)ベント管内埋設による止水【成果概要】①遠隔補修装置の改良
遠隔補修装置とツール、カメラ等を組合せたモックアッ
プ試験を実施し、視認性、設置・回収作業の確実性や操作性の向上等を確認した。
監視系

S/C内視認用カメラ

俯瞰カメラA

No.15②副閉止補助材の改良候補材である液状ゴム、重量骨材の要素試験にて、目詰効果から重量骨材を選定した。重量骨材へのゴムコー
ティングにより目詰性を向上させ、閉止補助材による隙間形状を模擬した1/1スケール要素試験を実施し、目詰可能であることを確認した。

遠隔補修装置付属カメラ

試験体

ベント管内視認用カメラ

俯瞰カメラB

作業イメージ

図2.2.2 遠隔補修装置の監視カメラ設置状況②閉止補助材の改良
インフレイタブルシールの遠隔固縛解除機構の実装、布材の強度向上、展開時方向制御冶具の改良、空気・
グラウト同時供給方法の検討を行い、1/2スケール、1/1スケール要素試験でその効果を確認した。
正面

図2.2.4 閉止補助材による隙間形状を模擬した試験体

充填結果

下流側

側面

上流側
図2.2.3 インフレイタブルシールの展開状況

ノズルを左右に振ることで目詰めすることができた

図2.2.5 模擬試験体による1/1スケール要素試験結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 2)ベント管内埋設による止水No.16③止水材の検討
ベント管用に施工性を改良した耐放射線性ゴム材を開発した。1/4スケール充填・耐圧試験を実施し、最大漏水量26mL/min（0.3MPa時）の良好な結果が得られた。これまでの可塑性グラウト、ゴム、自己充填コンクリートの３種止水材と補修材の要素試験結果を総合的に検証し、止水性と施工信頼性の観点から補修材と自己充填コンクリートの組合せ工法を選定した。
試験装置模式図

圧送機
スタティック
ミキサ

ゴム注入口

増
量
剤

主
剤

圧送機

圧送機

硬
化
剤
混合主剤

500A×4000mm
傾斜角 20度

スタティッ
クミキサ

ゴム注入口
注入方法は、
１回目直、２回目トレミー

ゴム充填ホース(20m)
約0.5L/minで充填

水タンク

注水ホース
15L/minで注水

115×95×750 mm
骨材径 7mm

試験体全景

副閉止補助材ゴム

副閉止補助材設置部

Φ2.5mmチューブ

閉止補助材
φ2.5mmチューブ3本

水受け

漏水部

副閉止補助材開口部構造(1/1模擬)

図2.2.6 ゴム材1/4スケール（500A）充填・耐圧試験結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 2)ベント管内埋設による止水④補修材の検討
経年劣化、地震等により止水部で漏えいが発生した場合に備え、止水材上部に補修材層を形成し閉塞する。
補修材として重泥水を選定し、要素試験による止水材に発生するひび割れ等に対する止水効果を確認した。
微細粒子、コロイド粒子
粒径の小さい閉塞材
粒径の大きい閉塞材

補修材の止水原理No.17【試験条件】• 流水量：50L/min• 止水材充填量
4.05m3/h

漏水無し

粒径大
粒径小
(NBプラグ材)

混合・攪拌

図2.2.8 1/2スケールベント管止水試験＋水＋ベントナイト
粒径の大きい/小さい閉塞材(左:NBファイバ材，右:NBマイカ材)

閉塞材

補修材

図2.2.7 補修材の配合・製造法⑤1/2スケールベント管止水・耐圧試験
実寸の副閉止補助材充填模擬部（漏えい部）を設置した1/2スケール試験を実施し、自己充填コンクリートによる流水下で止水性を確認した。また、重泥水打設後の耐圧試験では、漏水量6mL/min（0.4MPa時）の結果が得られた。

図2.2.9 1/2スケール耐圧試験結果（0.4MPa）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 2)ベント管内埋設による止水

No.18⑥1/1スケールベント管止水試験
1/1スケール試験体に遠隔補修装置ツール、監視カメラを用いて設置した閉止補助材、副閉止補助材を設置し、自己充填コンクリートを充填し、止水可能であることを確認した。

補修材
流水3m3/hr

副閉止補助材2日後の漏えい
量は0.06L/min

閉止補助材

止水材

漏えい量の変化

図2.2.10 1/1スケールベント管止水試験結果【まとめ】
・自己充填コンクリート止水材と補修材を組み合わせた工法を選定し、1/1スケールの実模擬ベント管試験により、流水環境下の止水を確認し、補修材施工後の加圧試験により0.4MPaまでの止水性能を確認した。
・実機向け課題として、閉止補助材展開の確実性向上（管理項目の要素試験による精査、展開失敗時のやり直し機
構の追加）や自己充填コンクリートの流動性・経時変化の改善、施工時間の短縮等を抽出した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 3)S/C内充填による止水

No.19

【目的】
S/C内を止水材で充填し、S/Cからトーラス室への汚染水漏えい（S/C損傷部、ストレーナ―）及びD/WからS/Cへの汚染水漏えい（クエンチャ、ダウンカマ）を防止し、S/C内及びD/W内に水位、バウンダリを形成する工法の開発。
【課題】
・実機環境（堆積物、ホウ酸等）が止水性能に及ぼす影響。
・止水材の長距離圧送性。
・S/C内構造物(強め輪)の止水性能への影響。
トーラス室天井面レベル（第一目標）
・止水材打設装置、施工システムの開発。
OP 9600
・S/C水抜き、バウンダリ等のアクセスルートとなるガ
イドパイプの開発。

止水対象機器クエンチャ
ガイドパイプ外径：φ323.9mm
表面孔：φ9.9mm
箇所数：8箇所

ストレーナ

D/W側のMS真空破壊
弁からS/C内への流水
経路

当該箇所からの系統
漏えい最大外径：φ1195mm
多孔板：φ1.6mm
箇所数：4箇所Ｓ／Ｃ内充填止水
止水想定対象箇所
S/Cからトーラス
室への漏水経路

Ｓ／Ｃシェル
損傷部
想定孔径：約φ20mm※丸孔と想定した場合の換算径（机上検討）※１Ｆ－２のみ

図2.3.1 S/C内充填止水による補修技術の概要（１Ｆ－２の例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 3)S/C内充填による止水【成果概要】①実機環境を想定した要素試験
堆積物、ホウ酸等を模擬した要素試験を行い、止水性能に及ぼす影響が小さいことを確認した。
②長距離圧送試験
実機施工を想定した長距離圧送試験を行い、施工可能であることを確認した。
③強め輪乗り越え試験
要素試験を実施し、強め輪を乗り越えるまではス
ランプフローが小さい材料を、強め輪が埋設した後は大きい材料を打ち分けることとした。
トレミー管
コンクリート打込み口

No.20⑥1/1スケールS/C充填止水試験
1/8セクタ、1/1スケール試験体による止水試験を実施しS/C損傷孔、クエンチャ、ストレーナの止水が可能であることを確認した。

Ｓ／Ｃ内コンクリートの充填状況
試験体平面図

上部水槽

強め輪
C

B

A

模
擬
強
め
輪

損傷孔φ50mm

下部水槽

図2.3.2 強め輪乗り越え要素試験状況④止水材打設装置の設計・製作・試験
ホース巻取り・送り機構、制御からなる打設装置の設計・製作・試験を行い、その機能を確認した。
⑤施工システムの検討
コンクリートプラント～ポンプ車（打込み点）情報や体積管理など品質管理情報をまとめて監視するシステムを構築した。

損傷孔Φ50mm

損傷孔の閉塞状況
図2.3.3 1/1スケールS/C充填止水試験状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 3)S/C内充填による止水⑦S/Cガイドパイプの検討
S/Cガイドパイプの設置フローを策定し、機能検証試験によりS/C形状計測、ガイドパイプ同士の接続、
S/C表面処理、S/Cとガイドパイプの接続、耐圧・漏えい確認、コーティング、S/C穿孔の一連手順が成立可能であることを確認した。
上端フランジ外径
約750m

No.21

ガイドパイプ接続

ガイドパイプ内径
約520mm

ガイドパイプ連結
トラニオン
取付寸法
約640mm

ガイドパイプ

ガイドパイプ全長
約4500mm

ガイドパイプ外径
約560mm

ガイドパイプ

ガイドパイプ
シール装置

S/C

図2.3.4 S/Cガイドパイプ及びシール装置の概要

ガイドパイプ
接続コネクタ

図2.3.５ S/Cガイドパイプ施工試験状況【まとめ】
・１／１スケール試験により、S/C損傷孔、クエンチャ、ス
トレーナの止水が可能であることを確認した。
・ガイドパイプ機能検証試験によりS/Cガイドパイプの成立の可能性を確認した。
また、実機に向けた課題として以下を抽出した。
・ダウンカマ止水での埋設深さの低減。
・S/C内埋設止水材の流動距離向上。
・S/C脚部補強との相互影響による熱応力の緩和。
・S/C内充填止水材充填による溢水対策の検討。
・水循環システム要求、施工時・供用中のバウンダリ要求に対応したS/Cガイドパイプの改良。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 4）真空破壊ライン埋設による止水【目的】
1号機真空破壊ラインからS/Cへ及びベローズから
トーラス室への汚染水漏えいを防止し、D/W内水位形成のための止水工法の開発。
ガイドパイプT.P.7564（D/W内水位）止水プラグ

表2.4.1 ガイドパイプの設置
№

確認事項

試験結果

1

• 遠隔での据付性• 遠隔でのモニタリング
性• ガイドパイプと真空破壊ラインの接合部の水密性（0.02MPa)• 1階フロア上からガイドパイプを
モニタリングしながら組立て、
真空破壊ラインに設置できることを確認した。
• ガイドパイプと真空破壊ラインの接合部の水密性（0.02MPa)があることを確認した。（接合部のシールは、シリコンパッキン）

止水プラグ

T.P.6494
ベローズ

フレキシブル
ガイドパイプ

１次バウンダリ

図2.4.1 真空破壊ライン止水工法概要【課題】
2015年度研究開発において、止水プラグの止水性能（0.45MPaで漏えい無し）については確認済み。抽出された残課題は、止水プラグのフレキシブルガイド
パイプを通してのインストール性や、真空破壊ラインの
穴あけ加工方法などの装置の改善。

引き上げ

真空破壊ラインチェーン

図2.4.2 フレキシブルガイドパイプの固定

表2.4.2 真空破壊ラインへの穴あけ№【成果概要】①1/1スケール施工・止水試験
止水プラグ及び装置を改良し、真空破壊ラインの
1/1スケール試験体を用いて、一連の施工性確認と、止水試験による止水性能の確認を行った。

No.22

2

確認事項

試験結果

• 穴あけ加工時のモニタ
リング性• 穴あけ可否• 穴あけ中にエンドミルのトルク
値を監視することで、適切なタイミングで装置の回収およびエンドミルの交換をすることで、真空破壊ラインに穴あけをできることを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 4）真空破壊ライン埋設による止水【凡例】
エンドミル送り軸

エンドミル送り軸のトルク値
エンドミル回転軸のトルク値

表2.4.4 耐水圧試験の実施
№

目標

試験結果

4

• 0.02MPa（T.P.7564を想定）で漏えいゼロ• 0.45MPa（ウェル満水を想定）までの限界性能確認• 0.02MPaで1時間保持し、漏え
いがないことを確認した。
• 0.45MPaでも1時間保持し、漏えいがないことを確認した。

202°付近トルクの上昇⇒エンドミルの交換

エンドミル上下軸
エンドミル回転軸

カメラ

エンドミル

電磁石

0.5

表2.4.3 止水プラグのインストール、止水材充填
№

確認事項

試験結果

3

• 止水プラグの位置及び止水材の充填状況のモ
ニタリング性• 止水材（シリコン系材料）の充填状況（バルー
ン内に止水材が隙間無く充填できていること）• 止水プラグ挿入装置のカメラで監視をすることで、止水プラグ
を所定の位置までインストール
できることを確認した。
• 止水プラグの構造、止水材の充填方法および充填完了の基準を検討し、試験で止水材を充填できることを確認した。

ガイドパイプ
止水プラグ
挿入装置

真空破壊弁

止水プラグ
止水プラグ
ベローズ

面圧を高める

止水材（シリコン系材料）

図2.4.4 止水プラグの概要と設置イメージ

0.4
0.3
0.2
0.1
0

バルーン

全体を圧縮

圧力[MPa]

加工角度：0～202°（1本目のエンドミル加工時）

図2.4.3 穴あけ装置概要及び穴あけ加工時のトルク値の監視状況

No.23

0

1

0

1

2

3

時間[h]

4

5

6 0

1

2

図2.4.5 耐水圧試験結果（逆止弁側）②実機用装置の基本設計試験結果と実機適用時の課題を反映した実機用装置の基本設計（概念設計）を実施した。
③止水プラグ設置後の補修方法の検討
止水プラグ設置後の補修方法（バックアップ工法）を検討し、1/1スケールの要素試験で止水性を確認した。グラファイトパッキン使用したもので、0.2MPaまで漏えいがないことを確認した。なお、0.25MPaではわずかに漏えい（にじみ）が生じた。
【まとめ】
止水試験により止水性能を確認することができた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 5）接続配管のバウンダリ構築技術【目的】
アクセスできない地下階の隔離弁シート漏えい部の止遠隔・止水装置の開発。
【課題】
複雑な実機環境・施工条件において、アクセスや加工、処理が可能な遠隔止水装置。
（a）大口径配管：AC系、RCW系配管④配管内アクセス装置（遠隔作業ツール含む）
配管切断②補修方法の検討

地上階

PCVペネ

①止水材の検討(配管内へ充てん)

地上階で配管切断。遠隔装置が配管内を移動し、止水材を充てん地下階
500A-AC⑦その他作業ツール及び治具（弁強制開治具他）⑥配管外アクセス装置（アーム等で閉止取付装置を移動）
地上階

水張時の水の範囲
シート漏えい時の水の範囲
止水材の充てん範囲
止水材の充てん範囲（補
修）
PCVペ
ネ

配管切断
80A-RW【成果概要】①止水材の検討
実機環境模擬条件でPCV側水有りで、目標水頭圧(0.05MPa)で無漏えいを確認した。
充てんホース

仮閉止治具(特殊ゴムバッグ)
施工状態模擬(5ｋPa空気圧で加圧)[止水材]
・グラウト系止水材[実機環境模擬条件]
・配管内全面赤錆・残留水あり（配管底部5mm、満水状態）

配管

充てん止水材図2.5.2 止水材充てん試験概略図（500Ａ）②補修方法の検討
伸縮性袋体を用いた止水工法により、目標水頭圧(0.05MPa)で無漏えいを確認した。

③フランジ等からの外部漏えいを防止する技術（ｂ）中小口径配管：RW系配管⑤中小口径配管(80A以下)閉止治具取付装置

No.24

地上階床に孔空け
し、そこから遠隔装
置がアクセスし、配管を切断、閉止治具を設置

配管内アクセス装置(遠隔作業ツールを配管切断部から挿入）
配管外アクセス装置(遠隔作業ツールを１FLから移動)

伸縮性袋体治具[止水材]
・ウレタンゴム系止水材

充てんホース[補修方法]
・仮閉止治具で漏えい量を低減
・止水材を伸縮性袋体に充てん・袋体からの浸み出しで止水処置

配管

A

充てん状況(A-A´)
仮閉止治具

孔空き

水圧0.02MPaA´

図2.5.3 補修方法概略図（充てん前）

図2.5.1 対象配管の止水対策概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 5）接続配管のバウンダリ構築技術③フランジ等からの外部漏えい防止の検討
適正な施工手順を検討し、吹付施工により目標水頭圧(0.05MPa)で漏えいの無いことを確認した。
[止水材]
ウレタンゴム系止水材(吹付)[吹付施工]
吹付ノズルで外面から吹付けることで止水処置

弁フランジ通し
ボルト

施工範囲

No.25

⑤中小口径配管（80A以下）閉止治具取付装置の検討
閉止治具取付装置の要素試設計による装置構成の導出を実施した。
閉止治具取付装置

単軸スライド機構
走行式装置

配管直下に移動、位置合わせ取付装置を持ち上げ閉止処置

図2.5.6 配管閉止治具取付装置構成案
吹付ノズル

図2.5.4 弁フランジ通しボルト部吹付状況（500A配管フランジ）⑥配管外アクセス装置の検討
地上階に穿孔した穴から挿入するアーム型装置の試設計を行い、装置構成を導出し、要素試験にて市販アー
ムでの各種作業ツールの遠隔操作性を確認した。

300A④配管内アクセス装置の検討
実機形状を部分模擬した要素試験により、治具の搬送・設置が可能であることを確認した。

6自由度アーム

床面に穿孔した穴
アクセス部（横方向の移動を担うテレスコ）

地上階

切断位置

地下階

装置先端部を配管内へ押し込み及び引き戻しにより、配管内通過性を確認。

アクセス部
装置先端部

水張り止水の範囲

止水材の充填範囲

配管要素模擬範囲

地下階投入の上下動を担うホイスト

PCV接続配管

押込部材（装置中間部）

図2.5.5 実機配管模擬範囲及び試験状況

バタ弁開ツール

6自由度アーム

図2.5.7 6自由度既存アーム要素試験及び配管外アクセス装置構成案【まとめ】
・ 実機環境模擬条件において止水材の止水試験を行い目標水頭圧（0.05MPa）で無漏えいを確認した。
・ 配管内アクセス装置の要素試験を行い、治具等の搬送・設置が可能であることを確認した。
・ 遠隔装置の試設計を行い、装置構成を導出した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(2)PCV下部補修技術の開発 6）トーラス室壁面配管貫通部等の止水技術 No.26

Ｒ／Ｂ

50mm

Rw／Ｂ

試験体概略図

壁面模擬

止水材
吹付けノズル

外側スリーブポリウレア系止水材

内側スリーブ
47
配管

16

【目的】
トーラス室壁面配管貫通部を止水し、トーラス室からの汚染水漏えいを防止する工法の開発。
【課題】
T/B、Rw/B側から配管貫通部へのアクセスし、干渉物撤去後、対象部の汚れや錆び除去と止水材吹付けの遠隔施工性。

発砲ウレタン
充填ノズル：止水材施工範囲：発泡ウレタン施工範囲

ウレタンゴム系止水材
発泡ウレタン充填後

ブーツラバー，
シール剤等

止水材施工後吹付けノズル

貫通配管：止水材施工範囲
1300mm500mm

図2.6.2 二重スリーブ貫通部の止水材施工試験状況

図2.6.1 二重スリーブ配管貫通部の止水工法イメージ
表2.6.1 二重スリーブ貫通部の耐圧試験結果【成果概要】
ピット内配管貫通部と二重スリーブ配管貫通部につき、ポリウレア系とウレタンゴム系による止水工法の適用性を検討した。
高圧ジェット洗浄(バックアップ工法として還元剤系除錆剤)による錆び取りと、ウレタンゴム系の止水材との組合せ工法に適用性があることを確認した。

№

施工方法

1
2

錆び有無

錆び除去方法

耐圧性(0.15MPa)

なし

－

○

還元剤系除錆剤○

高圧ジェット洗浄○－×

還元剤系除錆剤

×

高圧ジェット洗浄×

ウレタンゴム系
あり

3
なし

4
5

6

ポリウレア系
あり©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)PCV上部他補修技術の開発 1）シール部の止水技術（機器ハッチ）【目的】
機器ハッチフランジ合せ部の漏洩防止と気密性確保のシール工法の開発。
【課題】
実環境・施工条件におけるアクセス、錆取り、補修（溶接、止水材）が可能な遠隔施工装置。
シールドブロックアクセス装置
（本体）

No.27【成果概要】①溶接性確認試験（MAG溶接）
溶接開先部に湿分が存在することを想定し、母材に対する乾燥効果を期待してブリッジ溶接を適用し、溶接条件の限界寸法を確認した。ギャップ3mm、段差7mm
で溶接割れなく、溶接可能であることが確認できた。
実機では遠隔でのギャップ、段差測定と、溶接開先部の湿分乾燥が必要である。

先端監視カメラ№１＆№２
ビードの予熱効果を狙う。

穿孔部
各種装置ヘッド

台車

全体監視カメラ前後
前後

アクセス装置（多関節アーム）

T.P.8764

シール箇所

シールドブロック駆動機構

開先不一致なし

開先不一致のケース（G=3mm）

開先不一致のケース（G=0㎜、⊿＝7㎜）

開先不一致のケース（G=3㎜、⊿＝7㎜）【ブリッジ溶接】

A

機器ハッチ内ステップ

水位レベル

試作範囲内
試作範囲外
写真は、東京電力ホールディング殿による３号機 機器ハッチの調査写真

R溝
溶接または
止水材

図3.1.2 MAG溶接による溶接性確認試験結果

シリコン製
ガスケット

A部詳細

３号機ハッチ内部足場の下部の状況(左側)３号機ハッチ内部足場の下部の状況(右側)

白色平行線の間が、錆取り＆止水溶接の領域

図3.1.1 機器ハッチへのシール工法の施工概要②組合せ性能試験
多関節アームを使用し、遠隔施工による錆取り（ブラスト，レーザークリーニング）、溶接、補修溶接および止水材工法（ウレタン系ゴム）の適用が可能なことを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)PCV上部他補修技術の開発 1）シール部の止水技術（機器ハッチ）
ブラスト法とレーザークリーニング法の効果的な施工条件を見出した。溶接ギャップ、段差の試験片では、電流・電圧の低下等でスパッタが多く発生する傾向にあった。
【多関節アームヘッド】

No.28

⑦Ｚ1軸

④θ軸

アクセス装置⑥φ2軸

アクセス装置挿入パイプ
内径：φ538⑤X／Y軸（センタリング調整）

各種ヘッド
③φ1軸

②ｒ軸
シールドブロック（断面）レーザー(さび取り)(さび取り)

溶接

止水材

ステップ

アクセス装置概要図（機器ハッチ断面）

フランジ
合わせ面
シール箇所

St:250

ブラスト法

①ｘ／ｙ軸

図3.1.3 各ツールによる遠隔施工試験状況③施工装置の改善検討
要素試験結果より実機適用見通しを得るために試作装置の改善検討を行った。専用装置の軸構成とし、遠隔でのアクセスと各ヘッドのティーチング作業性向上が可能な仕様とした。フランジ部の乾燥効果向上の専用
ヘッドと錆取りヘッドおよび寸法測定ヘッドを追加して、溶接性および止水材の施工性向上を可能な仕様とした。
また、ステップの干渉部の除去加工を可能な仕様とした。

①ｘ／ｙ軸詳細②ｒ軸詳細

アーム先端微調整機構
図3.1.4 施工装置の改良検討結果概要【まとめ】
多関節アームを用いた遠隔施工（錆取り、溶接、補修
他）の要素試験により、シール工法の適用性を確認し、試験結果から課題を抽出して実機適用可能な装置仕様の改善検討により、その見通しが得られた。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)PCV上部他補修技術の開発 2）配管ベローズ補修技術【目的】
冠水及び気中取り出し工法に対応した耐圧性能を有するPCV配管ベローズ（電気ペネ含む）の止水工法の開発。
【課題】
干渉物の撤去、配管ベローズまたは電気ペネへアクセス、止水対象箇所の汚れや錆び除去及び止水材吹付けの遠隔施工。
配管ベローズ
生体遮へい体吹付けノズルリークチェックライン模擬：ケーブル下側

生体遮へい体リークチェックライン：止水材施工範囲

ケーブル

止水材施工方法

電気ペネ

ベローズカバー(撤去)No.29

止水材施工後正面止水材施工後正面止水材施工後背面

止水材施工後背面

ベローズ
電線接続箱

電線接続箱前面撤去

ケーブル切断(撤去)モジュール

吹付けノズル
吹付けノズル：止水材施工範囲：止水材施工範囲

図3.2.1 配管ベローズ補修工法イメージ【成果概要】
配管ベローズと電気ペネにつき、ポリウレア系とウレタ
ンゴム系による止水工法の適用性を検討した。
ポリウレア系は速硬性による施工信頼性に課題が確認されたが、ウレタンゴム系では適用性があることを確認した。

ウレタンゴム系止水材

ポリウレア系止水材

図3.2.2 電気ペネ止水材施工試験状況
表3.2.1 電気ペネ試験体の耐圧試験結果
№

施工方法

錆び有無

耐圧性
(-1.0kPa)

耐圧性(0.45MPa)1

ウレタンゴム系

なし

○

○

2

ポリウレア系

なし

××©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(3)PCV上部他補修技術の開発 3）Ｄ／Ｗシェルの補修技術【目的】
Ｄ/Ｗシェル底部損傷漏えい箇所の止水工法の開発。
【課題】
Ｄ/Ｗシェル底部損傷へのアクセスと水中での耐放射線性止水材の遠隔施工。
PCVシェル

鋼板
き裂

ボール弁：閉

試験体概要

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

50
時間[min]100

施工時漏洩量投入アーム

グレーチング

漏洩量[L/min]

ポンプ

止水装置
穿孔部

水面

止水材A充填

100mm

X-6ペネ

No.30

ひび割れ

図3.3.1 CRDハッチからアクセス
した場合のイメージ
ミキシングヘッド

止水
材
供給
装置

硬
化
主
剤
剤

1階フロア
穿孔位置付近止水
装置

主剤、硬化剤のホース２本（～35m）を牽引照射後の鋼管内側照射後の鋼管内側（詳細）図3.3.3 止水材の施工試験結果

止水材

図3.3.2 止水材供給システムの構成【成果概要】
要素試験において，実機シェル亀裂と漏洩量を模擬した試験体での漏洩量の大幅低減を確認した。
高放射線照射試験体の耐水圧試験において、配管内面との境界部にひび割れによる少量の漏洩は生じたが、耐圧性を保持していることを確認した。
また、止水装置、止水材供給装置の概念検討からアク
セス性、取り扱い性の比較検討を実施した。

(106Gy)(106Gy)(107Gy)(107Gy)図3.3.4 止水材の照射後耐水圧試験結果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(4) 補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討

No.31

【目的】
燃料デブリ取り出し時の水位選定のための評価検討項目の一つとして、各水位におけるＰＣＶ下部補修止水作業にかかる被ばく量の評価。
【課題】 ＰＣＶ下部補修止水作業を成立させるための達成方法の検討と課題の抽出。
本国プロの範囲

工法毎の現場作業確認
・作業エリアの線量整理・作業エリアに干渉する設備の洗い出しと移設・撤去の有無確認
・作業手順の確認

現実的なPCV水位の検討
補修対象・作業エリアの選定

モンテカルロ法(MCNP)による補修作業エリアの線量低減モデル設定（代表ｴﾘｱに対する作業ﾌﾟﾛｾｽの検討）
Ｃ/Ｍ値が許容値外の場合（0.5＜許容値＜2）

１次評価として環境改善後(3mSv/h)の 3mSv/h暫定評価(一次)PCV下部補修作業の総被ばく線量を算出（ALARAの観点から、作業の妥当性評価）
改善後の線量率

測定データ（3Dスキャン、線量率）

線量低減解析
既存技術を用いての環境改善後の見込み値の算出
・除染/遮へい/撤去の成立性確認（線量低減工法の限界値を提示）

現時点での実力評価(二次)２次評価として環境改善後のPCV下部補修作業の総被ばく線量算出（ALARAの観点から、作業の妥当性を評価）

目標線量率の再設定、工法の見直し

想定評価(課題抽出)
補修作業を成立させるための課題抽出と達成方法の検討①目標線量率を達成する線量低減工法(既存技術の組合せ/新規)の検討②補修工法の見直し(人作業⇒遠隔化)

1次判断
年間の被ばく線量を１０人・Sv/年（暫定）とした場合の作業年数から判断を行う。

補修作業の成立見込みあり

未達の場合は、１～２回程度ルーチンを回し、改善の見込みが得られない場合、根本的に補修工法の見直しを行う

新規国プロの範囲

新規Ｒ＆Ｄ開発・環境改善装置の開発
・補修装置の開発

既存技術の改良

補修作業の可否判断

図4.1環境改善検討の目的と目標達成のアプローチ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

(4) 補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討

表4.1 被ばく評価のケース代表例（水位、作業エリア）

1号機

ケ-ス2-2

実力評価：現状技術で実施できる被ばく低減対策を実施したうえで、補修止水作業を実施した場合の評価
100

90
補修止水作業に係る被ばく量[人・Sv]【成果概要】
現状技術で実施可能な被ばく低減対策の洗い出しを実施。雰囲気線量率の低減解析では、測定された線量率から解析モデルを作成し、MCNP解析で得られた線
量率で補修止水作業を実施した場合の被ばく量を評価した。（実力評価）
今後の開発・検討によって被ばく低減の可能性がある方法として、①S/C充填止水作業箇所の低減②撤去／
穿孔／敷設作業の遠隔作業化を抽出し、これらの対策
後に補修止水作業を実施した場合の被ばく量を評価した。（想定評価）

No.32

80
70

想定評価：今後の開発・検討によって達成が可能と考えられる被ばく低減方法を適用したうえで、補修止水作業を実施した場合の評価
ｹｰｽ2-1,3-1：ﾍﾞﾝﾄ管で止水するｹｰｽ
ｹｰｽ2-2,3-2：ﾀﾞｳﾝｶﾏｰで止水するｹｰｽ

ｹｰｽ3-260
50

ｹｰｽ2-2(a)ｹｰｽ2-140
ｹｰｽ2-2(b)30

ｹｰｽ2-2
ｹｰｽ１

20

PCV水位

ｹｰｽ3-1

ｹｰｽ１

ｹｰｽ１

10

実力評価

ケース2-2-aケース2-2-b

想定評価
１号機

想定評価

実力評価
２号機

想定評価

実力評価
３号機

図4.2 各号機の候補水位における被ばく量評価結果
作業エリア

南エリア全域の線量低減（S/C打設7箇所）

南西エリアの線量低減（S/C打設4箇所）【まとめ】
補修止水作業の被ばく線量評価を実施し、打設箇所や作業削減による被ばく低減と、環境改善による被ばく低減効果を検討した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6．まとめNo.33（1）PCV水張りまでのプロセス検討および計画の策定
気中でのデブリ取り出しへ向けて、PCV補修の目的、安全要求、作業被ばく量、耐震性等を指標として、実現性の高いPCV水位の評価を実施し、評価結果から実現性の高
いＰＣＶ水位を複数案提示した。
（2）PCV下部補修技術の開発
1)S/C脚部補強
平成29年度に実施された実規模試験体への補強材打設後の強度と、流動解析・シ
ミュレーションによる評価結果から、補強の有効性確認と実機適用性を検証した。
2)ベント管内埋設による止水
耐放射線性ゴム及び自己充填コンクリートによる止水材と重泥水による補修材の開発を行い、止水材に選定した自己充填コンクリートによる1/1スケールの模擬ベント管試験にて流水下での施工性と0.4MPaまでの止水性能を確認した。
3)S/C内埋設による止水
1/1スケール試験によりS/C損傷孔、クエンチャ、ストレーナの止水が可能なことを確認し、施工及び水位制御に必要なS/Cガイドパイプ施工試験により、施工成立性を確認した。
4)真空破壊ライン埋設による止水
止水プラグおよび止水プラグ挿入装置のフレキシブルガイドパイプからのインストール
性を改良し、1/1スケール試験体を用いた施工試験を実施し、施工性と止水性能を確認した。耐水圧試験では、0.45MPaにおいて漏えいのないことを確認した。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.345)接続配管のバウンダリ構築技術
各種接続配管の内外への止水材や補修方法の開発と、遠隔施工およびアクセス装置の要素開発を実施し、工法の成立性を確認した。
6）トーラス室へ壁面貫通部等の止水技術
高圧ジェット洗浄錆取りとウレタンゴム系止水材の組合せ工法の適用性があることを確認した。
（3）PCV上部他補修技術の開発
1）シール部の止水技術（機器ハッチ）
多関節アームを用いた遠隔施工（錆取り、溶接、補修他）の要素試験により課題を抽出し、各ヘッドとアクセス装置の改善検討により、実機適用の見通しを得た。
2）配管ベローズ補修
止水材吹付け工法を検討し、ウレタンゴム系止水材の適用性があることを確認した。
3)D/Wシェルの補修
水中、高放射線下でのシェル損傷漏えい部の補修工法の見通しを得た。
（4）補修工法の実機適用に向けた環境改善の概念検討
PCV下部補修止水作業の被ばく線量評価を実施し、打設箇所や止水作業削減による被ばく線量低減工法の検討と課題の抽出を実施した。また、環境改善による被ばく低減の効果も確認した。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.35（補足資料）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.36
燃料デブリ取り出し時の想定PCV水位と止水範囲（1号機）

（１／２）

ケース

ケース1

ケース2-1

ケース2-2

ケース3

PCV水位

T.P. 5,031

T.P. 5,864

T.P. 5,864

T.P. 7,564（現状水位レベル）

燃料デブリ
取り出し工法・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

バウンダリ
範囲概要図

：一次バウンダリ：一次バウンダリ

シアラグ点検口
T.P. 27124

水位T.P. 5044（PCV循環設備）

PCV循環設備

真空破壊ライン補修：一次バウンダリ：一次バウンダリ

シアラグ点検口
T.P. 27124

シアラグ点検口
T.P. 27124

水位T.P. 5864

水位T.P. 5864

PCV循環設備

真空破壊ライン補修

水位T.P. 7564

PCV循環設備

真空破壊ライン補修

水の流れ

トーラス室水位
T.P. -2366

トーラス室床面
T.P. -2666

PCV循環設備

ベント管止水T.P. 4744
排水設備

壁面貫通部最低部
T.P. 714
S/C内水位
ストレーナ以下
地下水水位
T.P.-936

T.P. 5864

T.P. 5864
1120

排水設備

真空破壊ライン止水

T.P. 7564

ガイドパイプ
ベント管付根下端
T.P. 5031
287
T.P. 4744

シアラグ点検口
T.P. 27124

壁面貫通部最低部
T.P. 714
トーラス室水位
T.P. -2366

トーラス室床面
T.P. -2666

S/C内水位
ストレーナ以下
地下水水位
T.P.-936

排水設備

1120
T.P. 4744

ダウンカマ下端
T.P. 24
トーラス室水位
T.P. -2366

トーラス室床面
T.P. -2666

ダウンカマ止水

2820

ベント管止水T.P. 4744

排水設備

壁面貫通部最低部
T.P. 714
ストレーナ上端
T.P. 523
地下水水位
T.P.-936

壁面貫通部最低部
T.P. 714
トーラス室水位
T.P. -2366

トーラス室床面
T.P. -2666

S/C内水位
ストレーナ以下
地下水水位
T.P.-936

止水範囲

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のインリーク対策）
・ 真空破壊ライン補修（インリーク対策1箇所のみ）・ D/Wシェル補修
・ S/Cガイドパイプ設置（一次バウン
ダリ）・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のインリーク対策）
・ 真空破壊ライン補修（インリーク対策1箇所のみ）・ D/Wシェル補修
・ ベント管止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のインリーク対策）
・ 真空破壊ライン補修（インリーク対策1箇所のみ）・ D/Wシェル補修
・ ダウンカマ止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のインリーク対策）
・ 真空破壊ライン止水（8箇所）
・ D/Wシェル補修
・ ベント管止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）

必要な環境改善エリア

・ R/B1階北西エリア、TIP室、X-6周辺
エリア

・ R/B1階全域

・ R/B1階全域（SHCポンプ室除く）

・ R/B1階全域

異常時の影響建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.37
燃料デブリ取り出し時の想定PCV水位と止水範囲（1号機） （２／２）
ケース

ケース4

ケース5

ケース6

ケース7

PCV水位

T.P. 12,564

T.P. 18,564（炉底部冠水）

T.P. 22,564（炉心部冠水）

T.P. 37,159（ウェル満水）

燃料デブリ
取り出し工法・気中-上アクセス工法

・気中-上アクセス工法

・水中-上アクセス工法

・水中-上アクセス工法

バウンダリ
範囲概要図

：一次バウンダリ：一次バウンダリ

作業ハウス

作業ハウス

作業ハウス

シアラグ点検口
T.P. 27124：一次バウンダリ：一次バウンダリ

作業ハウス

シアラグ点検口
T.P. 27124

水位T.P. 37159
シアラグ点検口
T.P. 27124

シアラグ点検口
T.P. 27124
水位T.P. 22564

水位T.P. 18564

水位
T.P. 12564

PCV循環設備

PCV循環設備

真空破壊ライン止水

ダウンカマ下端
T.P. 24
S/C脚部補強
トーラス室床面
T.P. -2666

PCV循環設備

真空破壊ライン止水

PCV循環設備

真空破壊ライン止水

真空破壊ライン止水

排水設備

排水設備

排水設備

排水設備

ベント管止水

ベント管止水

ベント管止水

ベント管止水クエンチャ・
ストレーナ止水クエンチャ・
ストレーナ止水クエンチャ・
ストレーナ止水クエンチャ・
ストレーナ止水

壁面貫通部最低部
T.P. 714
ストレーナ上端
T.P. 523
地下水水位
T.P.-936

ダウンカマ下端
T.P. 24
S/C脚部補強
トーラス室床面
T.P. -2666

壁面貫通部最低部
T.P. 714
ストレーナ上端
T.P. 523
地下水水位
T.P.-936

ダウンカマ下端
T.P. 24

壁面貫通部最低部
T.P. 714
ストレーナ上端
T.P. 523

S/C脚部補強
トーラス室床面
T.P. -2666（

地下水水位
T.P.-936

ダウンカマ下端
T.P. 24

S/C脚部補強
トーラス室床面
T.P. -2666

壁面貫通部最低部
T.P. 714
ストレーナ上端
T.P. 523
地下水水位
T.P.-936

止水範囲

・ PCV上部貫通部、接続配管止水（T.P. 12,564以下）
・ 真空破壊ライン止水（8箇所）
・ D/Wシェル補修
・ ベント管止水・ クエンチャ/ストレーナ止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）※
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水・ PCV上部貫通部、接続配管止水（T.P. 18,564以下）
・ 真空破壊ライン止水（8箇所）
・ D/Wシェル補修
・ ベント管止水・ クエンチャ/ストレーナ止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水・ PCV上部貫通部、接続配管止水（T.P. 22,564以下）
・ 真空破壊ライン止水（8箇所）
・ D/Wシェル補修
・ ベント管止水・ クエンチャ/ストレーナ止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）※
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水・ PCV上部貫通部、接続配管止水（すべて）
・ 真空破壊ライン止水（8箇所）
・ D/Wシェル補修
・ ベント管止水・ クエンチャ/ストレーナ止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水

必要な環境改善エリア

・ R/B1階全域

・ R/B1階全域（高所も含む）

・ R/B1/2階全域（高所も含む）

・ R/B1/2/3階全域（高所も含む）

異常時の影響建屋内水位＞地下水水位

建屋内水位＞地下水水位

建屋内水位＞地下水水位

建屋内水位＞地下水水位©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.38
燃料デブリ取り出し時の想定PCV水位と止水範囲（2/3号機） （１／２）
ケース

ケース1

ケース1’

ケース2-1

ケース2-2

ケース3-1

ケース3-2PCV水位

T.P. 4,394

T.P. 4,394

T.P. 5,564

T.P. 5,564

T.P. 7,564

T.P. 7,564

燃料デブリ
取り出し工法・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

・気中-上アクセス工法
・気中-横アクセス工法

止水範囲

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のイ
ンリーク対策）・ S/Cガイドパイプ設置（一次バウンダリ）
・ S/C内充填止水(2号機)

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のイ
ンリーク対策）・ S/Cガイドパイプ設置（一次バウンダリ）
・ S/C内充填止水(2号機)

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のイ
ンリーク対策）・ ベント管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ設置用）
・ S/C内充填止水（クエンチャ埋設）

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のイ
ンリーク対策）・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ設置用）
・ S/C内充填止水（ダウンカマ止水、クエン
チャ埋設）・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のイ
ンリーク対策）・ ベント管止水・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ設置用）
・ S/C内充填止水（クエンチャ埋設）

・ 機器ハッチ補修（開口が大きい貫通部のイ
ンリーク対策）・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ設置用）
・ S/C内充填止水（ダウンカマ止水、クエン
チャ埋設）

必要な環境
改善エリア

・ R/B1階全域(2号機)
・ R/B1階西エリア、南西エリア(3号機)・ R/B1階全域(2号機)
・ R/B1階西エリア、南西エリア(3号機)・ R/B1階全域

・ R/B1階全域

・ R/B1階全域

・ R/B1階全域

異常時の
影響

建屋内水位
＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

建屋内水位＜地下水水位

バウンダリ
範囲概要図

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.39
燃料デブリ取り出し時の想定PCV水位と止水範囲（2/3号機）

（２／２）

ケース

ケース4

ケース5

ケース6

ケース7

PCV水位

T.P. 12,564

T.P. 17,564（炉底部冠水）

T.P. 22,564（炉心部冠水）

T.P. 38,484（ウェル満水）

燃料デブリ
取り出し工法・気中-上アクセス工法

・気中-上アクセス工法

・水中-上アクセス工法

・水中-上アクセス工法

止水範囲・ PCV上部貫通部、接続配管止水T.P. 12,564以下
・ ベント管止水・ S/C内充填止水（クエンチャ埋設）・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水・ PCV上部貫通部、接続配管止水T.P. 17,564以下
・ ベント管止水・ S/C内充填止水（クエンチャ埋設）・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水・ PCV上部貫通部、接続配管止水T.P. 22,564以下
・ ベント管止水・ S/C内充填止水（クエンチャ埋設）・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ設
置用）・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水・ PCV上部貫通部、接続配管止水（すべて）
・ ベント管止水・ S/C内充填止水（クエンチャ埋設）・ PCV下部接続配管止水・ S/Cガイドパイプ設置（排水ポンプ
設置用）
・ S/C脚部補強・ トーラス室壁面貫通部止水

必要な環境改善エリア

・ R/B1階全域

・ R/B1階全域（高所も含む）

・ R/B1/2階全域（高所も含む）

・ R/B1/2/3階全域（高所も含む）

バウンダリ
範囲概要図

異常時の影響建屋内水位＞地下水水位

建屋内水位＞地下水水位

建屋内水位＞地下水水位

建屋内水位＞地下水水位©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.40

想定PCV水位の総合評価結果（2号機）
1

1’

2-1

2-2

3-1

3-2

4

5

6

7

放射線の遮へい（物理的な遮へいで代替可能であるため、すべて○）

○

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

ダスト飛散防止（デブリ切削時に発生するダストの水での捕獲効果を考慮しない場合でも平常時の被ばく線量は平常時の目標線量である100μSv/y以下を満足する見通しのため、すべて○）

○

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

燃料デブリの冷却○：現状水位以上△：現状水位以下（今後の確認が必要）

〇

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

評価項目

PCV補修、
水張りの目
的汚染水閉じ込め（異常時の機能要求の地下水水位＞トーラス室水位を維持）○：維持
×：維持できない可能性有
燃料デブリ取り出し時のデブリ粉（α核種）の拡散範囲○：ベント管まで△：S/C、あるいはダウンカマ※1まで
×：トーラス室まで
漏えい量と許容漏えい量との比較（許容漏えい量：3m3/h（暫定））○：漏えい量＜許容漏えい量
×：漏えい量＞許容漏えい量
気相バウンダリを負圧維持するための設備容量への影響○：現状水位レベルの気相バウンダリと比較して、開口面積が同等、あるいは小さい△：現状水位レベルの気相バウンダリと比較して、開口面積が大きくなる可能性有
止水作業にかかる総被ばく線量※2○: 20人・Sv未満
×: 20人・Sv以上

1次絞り込み
○

〇

○

○

〇

〇

×

×

×

×

△

〇

○

△

○

△

○

○

○

○

○

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

△

△

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

1次絞り込み×
24.872

×
23.499×
47.056

×28.667×61.011

×42.622××××

適用が必要なPCV補修技術の技術成熟度〇: 4以上（技術成熟度４：実用化研究段階（試作レベルの機能試験を実施したもの））
×: 4未満（技術成熟度３：応用研究段階（従来の経験を応用、組合せによる開発段階））

〇
4

〇
4

×
3

〇
4

×
3

×
3

×

×

×

×

PCVの耐震性（耐震性影響評価PRJで検討）○：弾性解析評価OK △：弾塑性解析評価OK×:弾塑性評価NG(S/C脚部補強要)

○

〇

○

〇

○

〇

総合評価
○：実現性高い
×：実現性低い

×

×

×

×

×

×

未評価
（S/C脚部補強有で評価しており、S/C脚部補強無の評価は未実施）

×

×

×

×

※1 ダウンカマについては、水位制御による臨界防止が困難のため、臨界管理方法が課題。
※2 1Fでの年間総被ばく線量を100人・Svとし、その20%を止水作業に充てられるものと仮定©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.41

想定PCV水位の総合評価結果（3号機）
1

1’

2-1

2-2

3-1

3-2

4

5

6

7

放射線の遮へい（物理的な遮へいで代替可能であるため、すべて○）

○

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

ダスト飛散防止（デブリ切削時に発生するダストの水での捕獲効果を考慮しない場合でも平常時の被ばく線量は平常時の目標線量である100μSv/y以下を満足する見通しのため、すべて○）

○

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

燃料デブリの冷却○：現状水位以上△：現状水位以下（今後の確認が必要）

△

△

△

△

△

△

○

○

○

○

汚染水閉じ込め（異常時の機能要求の地下水水位＞トーラス室水位を維持）○：維持
×：維持できない可能性有

○

〇

○

○

〇

〇

×

×

×

×

△

〇

○

△

○

△

○

○

○

○

○

〇

○

○

○

○

○

○

○

○

△

△

△

△

△

△

〇

〇

〇

〇

○
10.986〇
7.838

×46.320×42.961×89.451

×61.177

×

×

×

×

〇
－

〇
－

×
3

〇
4

×
3

×
3

×

×

×

×

○

〇

○

〇

○

〇

〇

〇

×

×

×

×

評価項目

PCV補修、
水張りの目
的

燃料デブリ取り出し時のデブリ粉（α核種）の拡散範囲○：ベント管まで△：S/C、あるいはダウンカマ※1まで
×：トーラス室まで
漏えい量と許容漏えい量との比較（許容漏えい量：3m3/h（暫定））○：漏えい量＜許容漏えい量
×：漏えい量＞許容漏えい量
気相バウンダリを負圧維持するための設備容量への影響○：現状水位レベルの気相バウンダリと比較して、開口面積が同等、あるいは小さい△：現状水位レベルの気相バウンダリと比較して、開口面積が大きくなる可能性あり
止水作業にかかる総被ばく線量○: 20人・Sv未満
×: 20人・Sv以上適用が必要なPCV補修技術の技術成熟度〇: 4以上（技術成熟度４：実用化研究段階（試作レベルの機能試験を実施したもの））
×: 4未満（技術成熟度３：応用研究段階（従来の経験を応用、組合せによる開発段階））
PCVの耐震性（耐震性影響評価PRJで検討）○：弾性解析評価OK △：弾塑性解析評価OK×:弾塑性評価NG(S/C脚部補強要)
総合評価○：実現性高い
×：実現性低い

1次絞り込み

1次絞り込み未評価（S/C脚部補強有で評価しており、S/C脚部補強無の評価は未実施）
×

×

×

×

※1 ダウンカマについては、水位制御による臨界防止が困難のため、臨界管理方法が課題。
※2 1Fでの年間総被ばく線量を100人・Svとし、その20%を止水作業に充てられるものと仮定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning