平成25年度実績概要

模擬デブリ性状把握・処置技術の開発
平成26年6月27日
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

背景・目的
【背景】
東京電力福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリに関し、燃料デブリの模
擬体（模擬デブリ）を作製し、機械的特性、化学的特性などの性状データを取得するとともに、燃料デブリ取り出し後の処置（処理・処分等）の見通しを得るために処置に関する
選択肢及び既存の処理技術の適用可能性について検討することで、原子力施設の廃炉・安全技術基盤の高度化を図ることに加え、福島第一原子力発電所の中長期的な廃止措置等に向けた取組を着実かつ迅速に行なう必要がある。

【目的】
本事業は、「東京電力福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」（以下、「中長期ロードマップ」という。）と整合を図りつつ、燃料デブリの取り出しの具体的方法の検討に向けて、事故履歴を踏まえて模擬デブリを作製し、実デブリの性状を推定を行う。また、燃料デブリ取り出し後の処置（処理・処分等）の見通しを得るため、処置に関する選択肢及び既存の処理技術の適用可能性について検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioningプロジェクトの概要
処置技術検討

計量管理の検討

デブリの処置（保管・処分・処理）

保管方法・容器等の検討

反映

反映

デブリ
処置技術

デブリ
特性情報

一時保管

臨界安全
管理

反映

取出し工法・
工具等の検討

燃料デブリの特性把握・処置技術開発 PJ

デブリ取出し（軽微破損燃料）（燃料デブリ）（閉塞物)（取出し冶具例）（MCCI生成物）
TMI‐2 燃料取出し状況

１F炉心状況の推定図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

全体スケジュール
※2号機の場合
現場ニーズ
現場ニーズ

破損燃料状況把握
破損燃料状況把握
に必要な情報に必要な情報サンプリング・取出しに必要な情
サンプリング・取出しに必要な情報
報取扱い・保管取扱い・保管
に必要な情報に必要な情報第1期
Item/Year

2011’

2012’

処置シナリオ
処置シナリオの評価に必要な情報の評価に必要な情報

処理・処分・長期保管に必処理・処分・長期保管に必
要な情報
要な情報

第2期
2013’

2014’

2015’

2016’

2017’
(中)

第3期

2018’

2019’

(前)

2020’

2021’ 2022’～
20-25年後30-40年後(後)

建屋内除染・遮蔽等
建屋内除染・遮蔽等
格納容器下部調査
格納容器下部調査
格納容器上部調査
格納容器上部調査

格納容器内部調査装置の設計・製作・試験等
格納容器内部調査装置の設計・製作・試験等

中長期ロードマップ

格納容器内部調査
格納容器内部調査・サンプリング・サンプリング

格納容器内部調査
格納容器内部調査
燃料デブリ取出し
燃料デブリ取出し工法概念検討工法概念検討

炉内調査装置の炉内調査装置の設計・製作・試験等
設計・製作・試験等

燃料デブリ取出工法・装置開発
燃料デブリ取出工法・装置開発
炉内調査・準備する指針・企画・基準の整理準備する指針・企画・基準の整理

炉内調査・取出装置設置取出装置設置 サンプリング
サンプリング

燃料デブリ取出
燃料デブリ取出貯蔵（安定保管）貯蔵（安定保管）

1. 燃料デブリ性状把握(1) 模擬デブリを用いた性状把握

模擬デブリを用いた性状把握
模擬デブリを用いた性状把握(2) TMI-2デブリと模擬デブリの比較

2. 実デブリ分析による性状把握

3. デブリ処置技術の検討

搬出・
搬出・
処理・処分
処理・処分

TMI-2デブリとの比較
TMI
TMI-2デブリとの比較

模擬デブリ/TMI/TMI-2デブリによる実模擬デブリ
模擬デブリ/TMI-2デブリによる実デブリ性状の推定
デブリ性状の推定

シナリオ検討シナリオ検討実デブリの分析による性状把握
実デブリの分析による性状把握

長期保管方式、及び処分方式の検討
長期保管方式、及び処分方式の検討(1) シナリオ検討(2) 既存処理技術の適用性検討

フィジビリティ・スタディ
フィジビリティ・スタディ

技術的成立性評価
技術的成立性評価

適用性評価
適用性評価

©International Research Institute処理・処分方法の選択に向けた議論
for Nuclear Decommissioning
処理・処分方法の選択に向けた議論

（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握
デブリ取出し工法・装置開発とデブリ特性把握関係図(案)※ 取出し装置開発プロジェクトの工程についてはJAEAの想定であり、今後、本プロジェクトの立ち上げ後に具体化、調整を行う必要がある。

● TMI-2等の情報を参考に取出し工法・装置開発への開発ステップをJAEAで想定。

両プロジェクトで連携して検討
ボーリング装置の遠隔収缶機能掘削試験装置

対象の
状況整理

加工方法
概念検討

全体工法
検討

コールド模
擬デブリ開
発

炉内状況
推定

模擬デブリ
物性試験

E

プロジェクト間でやり取りされる情報F

実デブリ特性推定

A
事故進展における燃料・構造材等物質移動に関する情報B
デブリの種類（酸化物/金属などの化学形）・概略量C工法の選択肢D工法選定・開発に必要な物性値の種類
E
実デブリの推定物性値
F
要素試験やモックアップに利用できるコー
ルド模擬材
G
要素試験・モックアップ訓練用コールド模擬
デブリ
推定する実デブリの特性リスト

コールド模擬材の提案

1F特有事象検討（２－③－１）模擬デブリを用いた特性把握（２－③－１）模擬デブリを用いた特性把握
推定する実デブリの特性リスト

1
0.9

ZrO2

0.8

UO2-x
(Fluorite)

Mass fraction (-)

0.7

現地投入
デブリ取出
し

（２－①－6）デブリ・炉内構造物取出工法・装置開発（２－①－6）デブリ・炉内構造物取出工法・装置開発

A
事故進展解析
結果

モックアップ
訓練

G

工法－物性
影響調査
D

ボーリング装置等のモックアップ試験イメージ

装置設計
製作

要素試験

C

B

プラズマアーク装置の位置決め装置(U,Zr)O2-x(Fluorite)(Zr,U)O2-x(Fluorite)

Liquid#2

0.6

溶融後の（U,Zr)O2

0.5

Zr(O)

0.4

焼結後（U,Zr)O2

海水塩との高温反応

0.3

Liquid#1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

0.2

Fe2(Zr,U)

0.1

5

Fe3UZr2

0
700

1200

1700

2200

2700

コールド模擬デブリ

3200

Temperature (K)１F炉心のイメージ

熱力学平衡計算例（U,Zr)O2の融点（U,Zr)O2の硬さ（イメージ）

B4Cとの溶融固化物（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握
研究開発の進め方
検討方針●● 最新の1Fプラントデータや事象進展解析の結果を反最新の1Fプラントデータや事象進展解析の結果を反映して、炉内デブリの化学形等を推定。
映して、炉内デブリの化学形等を推定。
●● 適宜、現場やデブリ取出しPjと情報交換し、ニーズに適宜、現場やデブリ取出しPjと情報交換し、ニーズに合わせて項目を見直す。（②～⑤でも同様）
合わせて項目を見直す。（②～⑤でも同様）●● 現在、調整中の他Pj(収納保管、臨界安全,計量管理）
現在、調整中の他Pj(収納保管、臨界安全,計量管理）
ニーズを踏まえて必要な項目を見直す。
ニーズを踏まえて必要な項目を見直す。
●● 国際的な知見（SA研究、TMI-2等）を反映する。
国際的な知見（SA研究、TMI-2等）を反映する。
●● 主要な工法（穿孔など）に対して、影響の大きな物性
主要な工法（穿孔など）に対して、影響の大きな物性を検討し、工法に応じた模擬デブリの選定基準となるを検討し、工法に応じた模擬デブリの選定基準となる物性を検討する。
物性を検討する。
●● 模擬デブリを用いて、主要なデブリ材料について機械
模擬デブリを用いて、主要なデブリ材料について機械的物性データを取得する。
的物性データを取得する。
●● 組成や不純物の影響などを含めた幅広いデータを取組成や不純物の影響などを含めた幅広いデータを取
得する。
得する。
●
● 早期に多くのデータを必要とすることから、種々の可早期に多くのデータを必要とすることから、種々の可能性を考慮し前もって幅広いデータを取得。
能性を考慮し前もって幅広いデータを取得。
●● 模擬デブリを用いて、1F特有の反応の影響を評価する。
模擬デブリを用いて、1F特有の反応の影響を評価する。
●● 炉内の状況などについては並行して解析が進められ
炉内の状況などについては並行して解析が進められているため、種々の可能性を考慮し前もって幅広いているため、種々の可能性を考慮し前もって幅広い
データを取得。
データを取得。
●● 海外知見や国際協力を有効に活用し、MCCI現象及び海外知見や国際協力を有効に活用し、MCCI現象及び生成物に関する情報を入手する。
生成物に関する情報を入手する。

検討の進め方
①TMI‐2情報、SA研究情報、
福島情報の調査・整理
性状把握対象となる燃料デブリの暫定性状把握対象となる燃料デブリの暫定②サンプリング・取出しに必要なデブリ物性の検討
実デブリ特性リスト（データベース）
実デブリ特性リスト（データベース）の項目（物性）検討の項目（物性）検討

各工法に影響を与える燃料デブリの特性
各工法に影響を与える燃料デブリの特性
模擬デブリ特性データ
模擬デブリ特性データ

実デブリ特性リストフォーマット
実デブリ特性リストフォーマット

③1F事故に特有な反応の把握

実デブリ特性の実デブリ特性の
推定・評価
推定・評価

1Fに特有な反応による変動に関するデータ
1Fに特有な反応による変動に関するデータ

実デブリ特性推定方法
実デブリ特性推定方法④ MCCI生成物の性状把握
MCCI生成物の特性に関するデータ
MCCI生成物の特性に関するデータ

実デブリ特性推定値
実デブリ特性推定値⑤ TMI‐2デブリとの比較
TMI-2デブリの物性データ
TMI-2デブリの物性データ

実デブリ特性リスト
実デブリ特性リスト（データベース）作成（データベース）作成●● 取得したデータ・情報を基に実デブリ特性を推定し、特取得したデータ・情報を基に実デブリ特性を推定し、特性リストとして取りまとめる。
性リストとして取りまとめる。

一般材料の特性比較
一般材料の特性比較

実デブリ特性リスト
実デブリ特性リスト●● 影響の大きい特性が類似する一般材料を選定し、各工影響の大きい特性が類似する一般材料を選定し、各工法・技術に対するコールド模擬デブリ材料を提案する。
法・技術に対するコールド模擬デブリ材料を提案する。

各工法・技術に対する
各工法・技術に対するコールド模擬デブリ材料の提案
コールド模擬デブリ材料の提案●● TMI-2デブリを用いて物性データを取得する。
TMI-2デブリを用いて物性データを取得する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6
デブリ取出しPj等のへ反映

（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握（1）燃料デブリのサンプリング・取出しに必要な物性値の検討■ 材料物性の加工性への影響評価■ 酸化物デブリの機械的性質● U/Zr比影響評価（高Zr含有率）

表 サンプリング・取出しの検討に必要と考えられる燃料デブリの物性

UO2粉末

ZrO2粉末
混合

測定項目
・

圧粉成形
仮焼結

ビッカース硬さ（JIS R 1610準拠）
弾性率[超音波パルス法]（JIS R 1602準拠）
破壊靱性[IF法]（JIS R 1607準拠）

・

固溶化処理

・

ホットプレス

参考：低Zr領域での硬さ
T. R. Wright, et. al., BMI‐1689（1964）

サンプル

U/Zr組成比が機械的性質に与える影響を評価。
U/Zr組成比が機械的性質に与える影響を評価。
⇒⇒Zr成分の多いBWR系の燃料デブリの特性推定に寄与。
Zr成分の多いBWR系の燃料デブリの特性推定に寄与。

コア・ボーリングに着目して、実験的に確認
サンプル調整フロー100

フォルステナイト(F‐1120)‐1
NEXCERA(N113B)‐1
ジルコニア(Z100)‐1
チタニア(TCT‐85)‐1● Feの固溶影響評価
200

2.5

160

y = 0.0019x + 0.1957

y = 0.0011x + 3.4284

y = 0.0012x + 0.9295
0
0

5000

10000

15000

20000

6

2.0

4

破壊靭性（MPa・m1/2）

408

弾性率(GPa)y = 0.0022x + 19.417

20

コア・ボーリングの主要な加工原理のひとつである「研削」への影響について、旋盤による切削試験により評価。

(U,Zr)O2 （10%ZrO2）に対して3、6mol%のFeO1.5を固溶させて測定。

1060

ビッカース硬度（GPa）

切削抵抗[N]

80

120

80

n=5で評価n=5で評価00

図 種々のセラミックスの切削抵抗（工具摩耗により整理）

0

2

4

6

0

8

1.0

0.5

40

2

工具摩耗面積[µm2]1.5

2

FeO1.5割合（mol%）

46n=5で評価

0.0
8

0

2

4

6

FeO1.5割合（mol%）

FeO1.5割合 (mol%)

Feの固溶により、「「破壊靱性」には上昇傾向が見られた。
表面観察（SEM‐EDX）やXRD分析を行い、結果の解析中。

※ 「研削」は、原理的に無数の「切削」の集合とみなせるため、より単純な切削で影響を評価。

「硬さ」「弾性率」「破壊靱性」などの物性が機械加工へ及ぼす影響の程度を確認。
「硬さ」「弾性率」「破壊靱性」などの物性が機械加工へ及ぼす影響の程度を確認。
⇒⇒ 加工要素試験等へのコールド模擬デブリは影響の大きなものを指標に選定。
加工要素試験等へのコールド模擬デブリは影響の大きなものを指標に選定。

加工（破砕）時の挙動についてはFeの影響でやや割れにくくなる傾向。
加工（破砕）時の挙動についてはFeの影響でやや割れにくくなる傾向。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7■ 制御材（B4C+SUS）との反応（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握（2）1F事故に特有な反応（1/2）■ コンクリートとの反応

表 不活性雰囲気下での生成相混合系（wt%）(Fe,Cr,Ni)2B

Fe‐Cr‐Ni

酸化雰囲気で焼鈍（Ar‐0.1%O2,1500℃）

アーク溶解

セラミックス部

Fe‐Cr‐NiZrB2（箔状又は平板状結晶）(Fe,Cr,Ni)2(Zr,U) (Fe2Zr型立方晶）

写真 溶融固化物断面観察像の例(Zr,U)O2 (Zr‐rich)（合金及びZrB2酸化）合金部

写真モルタル/Fe/Zr/(U,Zr)O2
溶融固化物

制御材（B
制御材（B44C+SUS）との反応により、Fe‐Cr‐Ni合金やFe
C+SUS）との反応により、Fe‐Cr‐Ni合金やFe22Zr型金属間化合物の金属相
Zr型金属間化合物の金属相
およびZrB2や(Fe,Cr,Ni)
およびZrB2や(Fe,Cr,Ni)22Bのホウ化物生成の可能性を示唆。
Bのホウ化物生成の可能性を示唆。

■ 反応物の物性データ
表 生成した各相のビッカース硬さ

Si‐Fe‐Ca‐Al‐Mg‐O ガラス質Fe

モルタル/Fe/Zr（30/40/30）

fcc (Zr,Ca,Al)O2+x→粒界ガラス質 Al‐Ca‐Si‐Zr‐Mg‐O
合金2相 Fe‐Si‐Al, Fe‐Si‐Zr

モルタル/Fe/Zr/ZrO2（20/30/20/30）

fcc (Zr,Fe,Ca)O2‐x→粒界ガラス質 Si‐Fe‐Ca‐Al‐Zr‐Mg‐OFe

モルタル/Fe/Zr/(U,Zr)O2（20/30/20/30）

fcc (Zr,U,Ca)O2‐x→粒界 Al‐Ca‐O
合金2相 Fe‐Si‐Al, Fe‐Si‐Al‐Zr‐U

溶融固化過程で酸化物（ガラス質含む）と合金に分離する傾向。
溶融固化過程で酸化物（ガラス質含む）と合金に分離する傾向。
不活性雰囲気ではUやSi合金に含まれる可能性。（Caは酸化物相）
不活性雰囲気ではUやSi合金に含まれる可能性。（Caは酸化物相）■ デブリコロイド

表 各溶媒への浸漬（50℃, 1か月）後の生成物
浸漬液

・ B4C制御棒由来のホウ化物が全化合物中で顕著に高硬度、・ 金属ではFe2Zr型組成のLaves相が高硬度取出し工具に対して、酸化物以上に摩耗等の不具合の原因となる物質として、取出し工具に対して、酸化物以上に摩耗等の不具合の原因となる物質として、ホウ化物の存在を示唆。
ホウ化物の存在を示唆。

生成相

モルタル/Fe（30/70）

U

UO2

PuO2

純水

－

UO2

－

過酸化水素水－UO4・4H2O

PuO2

ホウ酸水

UO2

主にUO2

－

純水
– UO2

過酸化水素水
– UO2

ホウ酸水
–U

ホウ酸水
– UO2

写真 浸漬中の外観（例）・ 浸漬時のUO2の化学変化は過酸化水素の影響がより大きい。
→微細な過酸化ウランを生成
・ PuO2はUO2に比べて水中で安定。

浮遊デブリの性状データの取得。
浮遊デブリの性状データの取得。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning88

（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握（2）1F事故に特有な反応（2/2）■ Pu含有模擬デブリの特性■ Gd含有模擬デブリの特性(a) (U0.69Pu0.06Zr0.25)O2.00(b) (U0.23Pu0.02Zr0.75)O2.00

図 溶融後試料の外観・断面

Gd含有量をパラメータとして添加した模擬Gd含有デブリについて焼結試料を作製。
O/M調整を行い，融点測定を実施。
溶融試料について熱拡散率等の測定を実施予定。

3150
3100
3050

融点のPu含有率依存性 ：・ 融点に対するPu含有の影響が10％Pu付近で極大をとる
傾向。

3000

Temperature [K]

図 (U0.45Gd0.05Zr0.50)O2‐x焼結試料の外観

2950
2900
2850
2800

・ Zr含有率が25%、50%、75%の試料で同様の傾向を示す
ことを確認。

2750
2700
2650

25%ZrO2-Solidus
50%ZrO2-Solidus
75%ZrO2-Solidus

2600

25%ZrO2-Liquidus
50%ZrO2-Liquidus
75%ZrO2-Liquidus

臨界特性に影響が大きいGd挙動の予測に寄与。
臨界特性に影響が大きいGd挙動の予測に寄与。
デブリの熱特性評価に寄与。
デブリの熱特性評価に寄与。

2550
0

5

10

15

Pu content [%]20

25

模擬MOXデブリの弾性定数、熱膨張率を評価予定。

図 模擬MOXデブリの融点のZr含有率の影響

臨界特性に影響が大きいPu挙動の予測に寄与。
臨界特性に影響が大きいPu挙動の予測に寄与。
デブリの熱特性評価に寄与。
デブリの熱特性評価に寄与。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握
まとめ（平成25年度 成果見込み）（１） 燃料デブリのサンプリング取出しに必要な物性値の検討
・・・種々の特性をもつセラミックスについて、切削性への物性影響を評価中。
Zr量の多いBWR系を考慮した(U,Zr)O2の高Zr領域における機械的性質の評価中。
構造材由来のFeが固溶した(U,Zr)O2の機械的性質を評価。⇒Feの固溶により、破壊靱性は上昇する傾向。

（２） 1F事故に特有な反応
・
・
・
・
・
・

制御材と模擬デブリとの反応試験。⇒ 合金相（Fe‐Cr‐Ni, Fe2Zr型）やホウ化物（Fe2B, ZrB2）生成の可能性。
MCCI基礎試験として、モルタルと金属、酸化物の反応試験。⇒ 酸化物（ガラス質）や合金に分離する傾向。
上記2試験の反応生成物の物性データを取得。⇒ 硬さについてホウ化物（ZrB2, Fe2B）が最も硬い。
微細なデブリに関する基礎試験。⇒過酸化水素水の影響により、微細な過酸化ウラン生成の可能性を示唆。
Pu含有模擬デブリの融点を評価。⇒ Zrの含有率によらず、おおよそ10%Pu程度の組成で極大を確認。
Gd含有模擬デブリによる融点、熱物性を評価中。

●

課題等

・

試験条件や生成物の組成等について、実際の炉内状況とどの程度合致しているか。
⇒ 現在はMAAPなどの公開されている炉内解析結果等を参照しているが、実験上の制約などもある。
⇒ 2‐②‐1「事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握」Pjのアウトプットと整合をとる必要ある。
実際のデブリで想定される複合組織の特性は、ある程度マクロな機械的性質評価が重要。
⇒ 複合組織に関する試験は、単相のコールド模擬材を組み合わせて、コールド環境での実施を検討中。
ポイントでの確認などにウラン試験や2‐①‐6で実施予定のカザフNNCの大規模試験の結果も有効活用。
⇒ 圧縮試験などのマクロな機械的性質測定、装置イメージがある場合は加工要素試験など。
⇒ スケジュールとしては、2015年を超える可能性がある。

・©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10

（2‐③‐3）デブリ処置技術開発
研究開発の進め方
検討方針

検討の進め方① 処置シナリオの検討（長期保管、処分、処理等）●● デブリ取出し後の措置（長期保管、処分、処理等）
デブリ取出し後の措置（長期保管、処分、処理等）の決定に向けて、そのための議論に必要な情報をの決定に向けて、そのための議論に必要な情報を
整備する。
整備する。
●
● デブリ取出し、保管、廃棄物処理処分等の検討状
デブリ取出し、保管、廃棄物処理処分等の検討状
況を反映しつつ適宜見直しを行う。
況を反映しつつ適宜見直しを行う。

シナリオ概念検討
シナリオ概念検討○デブリ取出しから最終的な状態に至るまでの一連の流れ○デブリ取出しから最終的な状態に至るまでの一連の流れを整理し、個別の工程についての選択肢を示す。その上を整理し、個別の工程についての選択肢を示す。その上で、取りうる選択肢の組合せの全体像を全シナリオの概で、取りうる選択肢の組合せの全体像を全シナリオの概要を示す。（2012年度）
要を示す。（2012年度）

得失比較評価
得失比較評価（工程毎）（工程毎）

全体シナリオ概念
全体シナリオ概念

設計検討用の物性値
設計検討用の物性値等のデータ集整備等のデータ集整備
設計用データ集
設計用データ集○多数考えられる選択肢の組合せの中から代表的なシナリ○多数考えられる選択肢の組合せの中から代表的なシナリ
オ（取り出しから最終的な状態までの各工程について選オ（取り出しから最終的な状態までの各工程について選
択肢から選択した一連の流れ）を複数摘出し、その特徴
択肢から選択した一連の流れ）を複数摘出し、その特徴
及び定性的な得失評価を行う。（2012年度～）
及び定性的な得失評価を行う。（2012年度～）○シナリオ間比較を行うための方法論（比較項目）を検討す○シナリオ間比較を行うための方法論（比較項目）を検討する。（2012年度～）
る。（2012年度～）

処置シナリオ案
処置シナリオ案○シナリオ間の定量評価に向けたデータベースを作成する。
○シナリオ間の定量評価に向けたデータベースを作成する。
（2012年度～）（2012年度～）②デブリ処置技術の適用性検討○シナリオ評価に必要となる技術開発課題を摘出する。
○シナリオ評価に必要となる技術開発課題を摘出する。
（2012年度～）（2012年度～）

廃棄物処理処
廃棄物処理処分の情報分の情報基盤技術の開発（デブリ分析技術）●実デブリサンプルの分析、及びデブリの取出し後の措●実デブリサンプルの分析、及びデブリの取出し後の措置に共通して必要になる分析技術の開発を行う。
置に共通して必要になる分析技術の開発を行う。
●実デブリのサンプリング状況を反映し適宜見直しを行●実デブリのサンプリング状況を反映し適宜見直しを行う。
う。

シナリオ全体のシナリオ全体の比較評価
比較評価

処理技術の適用性検討
・湿式処理技術
・乾式処理技術
・保管要素技術、等○○ 候補技術についてコールド/U模擬デブリ等により候補技術についてコールド/U模擬デブリ等により適用性を確認する。（2012年度～）
適用性を確認する。（2012年度～）○○ TMI-2デブリの分析をとおして実デブリ分析へのTMI-2デブリの分析をとおして実デブリ分析への適用性を確認する。（2014年度～）
適用性を確認する。（2014年度～）●● 既存処理技術の適用性について基礎試験により確認。
既存処理技術の適用性について基礎試験により確認。
○湿式処理技術及び乾式処理技術に関して基礎試験により○湿式処理技術及び乾式処理技術に関して基礎試験により適用性確認を行う。（2012年度～）
適用性確認を行う。（2012年度～）○2013年度で一旦、基礎技術の取り纏めを行い、シナリオ検○2013年度で一旦、基礎技術の取り纏めを行い、シナリオ検討側の検討状況を踏まえて実施計画を検討。（2013年度）
討側の検討状況を踏まえて実施計画を検討。（2013年度）

デブリ
分析技術

デブリ取出しPj,及び処置方策
11の選択に向けた議論へ反映©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

実デブリの性状分析（2‐③‐3）デブリ処置技術開発（1）燃料デブリ処置シナリオ検討に向けた技術的要件の整理■処置シナリオ各案の得失評価
●経済性
長期
直接
乾式処理
湿式処理
安定化
湿式処理
＜
＜
≦
≦
＜
保管
処分
(金属電解)(通常溶解)
処理(新型溶解)
・長期保管：50年程度の保管を仮定
・直接処分：使用済燃料の直接処分と同等,かつ使用済燃料の直接処分サイトと併用できる条件を仮定
・安定化処理：酸化処理しガラス固化体化することを想定
・湿式処理（通常溶解）：粉砕、コプロセッシング法を想定
・湿式処理（新型溶解）：U希釈による可溶化、コプロセッシング法を想定
・乾式処理（金属電解）：電解還元法を用い低除染のU系保管体を残す条件を仮定●廃棄物発生量（総量）
長期
直接
乾式処理
安定化
湿式処理
湿式処理
＜
＜
≦
≦
＜
保管
処分
(金属電解)
処理(新型溶解)(通常溶解)■既存輸送技術の適合性に関する情報の調査・評価●検討対象キャスク
既存輸送キャスクで放射能収納量の大きいNFT-38B型キャスク、NFT-14P型
キャスクを選定●適合性評価◇構造：蓋部板厚等の寸法変更が必要◇閉じ込め：Oリングでは、許容できる1缶当たりのデブリ量が15kg程度と小さくな
りすぎるため、金属ガスケットもしくは溶接が必要◇遮蔽：中性子の線量が支配的であり、1缶当たりの収納量、キャスクの収納量を制限する。評価上厳しくなったNFT-14P型キャスクの場合、１缶410kg、1キャス
ク当たり5.7t程度◇臨界：最適減速条件でも問題なく、収納缶内に収納するデブリ重量への制限
は不要の見込み

高レベル放射性廃棄物相当の廃棄体数は、安定化処理が最大、次いで乾式処理（金属電解（電解還元））、湿式処理（新型溶解）、直接処分及び湿式処理（通常溶解）の順になると推定。湿式処理（通常溶解）では、TRU廃棄物量（地層処分対象）が最大となるため、高レベル放射性廃棄物相当の廃棄体と合わせた地層処分対象の廃棄体数は最大。直接処分は処分体のサイズにより廃棄体数が異なる。

注）上記経済性、廃棄物発生量は、各シナリオが想定している要素技術が実際に機能することを前提とした概略評価に基づくもので注意が必要●技術的課題◇廃棄体の長期安定性における課題
直接処分，安定化処理：デブリを主体とする廃棄体内包物の浸出特性、熱的安定性、機械的安定性、耐放射線性や収納缶の機械的安定性、耐食性、及び臨界について、内包物特性（放射性核種濃度、化学組成等）を取得し評価する必要あり
処理：従来に無い新規の廃棄体が生じるため、上記と同様に内包物特性を把握し、廃棄体の閉じ込め性、臨界を評価する必要あり◇技術的成立性の見通しの観点から課題
乾式処理：他方式と比較して技術的開発課題が多く、難易度が高いと推定
経済性、廃棄物発生量の面で有利なシナリオは長期保管及び直接処分。
経済性、廃棄物発生量の面で有利なシナリオは長期保管及び直接処分。
安定化処理、湿式処理、乾式処理は経済性、廃棄物発生量の面で不利。
安定化処理、湿式処理、乾式処理は経済性、廃棄物発生量の面で不利。
特に乾式処理は技術的開発課題の面でももっとも難易度が高いと推定。
特に乾式処理は技術的開発課題の面でももっとも難易度が高いと推定。

NFT‐38B型

NFT‐14P型

既存輸送キャスクの使用に関して、キャスク自体の適用性はある見込み。
既存輸送キャスクの使用に関して、キャスク自体の適用性はある見込み。
ただし、収納缶への収納、封入などの開発課題は生じる。
ただし、収納缶への収納、封入などの開発課題は生じる。

■技術検討用の評価データの整理
物性値等の既往のデータ整理／処置対象物量の推定【想定すべき処置対象物量】
総量
・燃料起因、構造材起因の物量（約530t）
約700t程度・コンクリート起因の物量（約60t）
・海水起因の物量（約70～80t精査中）・その他炉心下部構造物等

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各シナリオ共通で必要な情報であり、全ての検討の基礎として反映する。
各シナリオ共通で必要な情報であり、全ての検討の基礎として反映する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12

（2‐③‐3）デブリ処置技術開発（2）燃料デブリ分析方法の検討■ 模擬MCCI生成物に対するアルカリ溶融の適用性検討■ オートクレーブ法による溶解手法の検討

模擬デブリ

融剤

濃塩酸 8ml、濃硝酸 0.8ml、濃硫酸 0.2ml

模擬デブリ試料 10mg

所定温度に保持180℃、48時間保持
放冷

溶解液回収
1回目

残渣

写真 模擬MCCI生成物

酸溶解

3M 硝酸 8ml
現在、試験実施中。

2回目• 濃塩酸、濃硝酸、濃硫酸の混酸の組成
モル比：26:3:1• 模擬デブリ試料：(U0.5Zr0.5)O2、 (U0.15Zr0.85)O2• Pt, Pd添加量：1.7～6.0 mg• 溶液分析は、U, ZrともICP‐AES

濃塩酸 1ml添加
目視観察、濾過、分析

目視観察、濾過
MCCI生成物に対する適用性評価。
MCCI生成物に対する適用性評価。
溶液分析

図 アルカリ溶融法の試験手順
図 オートクレーブ法の試験手順■ TMI‐2デブリ分析試験に向けた準備

溶解率
Pt, Pd添加の効果

溶解試験用電気炉

NUCEF（燃料サイクル安全工学研究施設）
実験棟 B (BECKY)(U0.5Zr0.5)O2 100% (保持時間24hと同様)(U0.15Zr0.85)O2 80% (保持時間24hでは65%)• 温度範囲：100 ～ 1000℃• 電気容量：1500W, AC200V• 炉内寸法：φ120×H130mm程度• 簡易搬送機を有し、セル外から試料を加熱炉に自動搬送可能とする• 電気炉表面温度50℃以下• 分解可能とし、φ270×H350のケースに収まる寸法とする。

見られず。
・
全に溶解

残渣に過酸化ナトリウムによるアルカリ融解を実施したところ完

低いZr組成のデブリに対しては、利用可能。
低いZr組成のデブリに対しては、利用可能。
溶解しにくいものには過酸化ナトリウムによるアルカリ溶解の方が効果的。
溶解しにくいものには過酸化ナトリウムによるアルカリ溶解の方が効果的。

グローブボックス
グローブボックス
試料の分析
フード

TMI‐2デブリを用いた、アルカリ溶融
TMI‐2デブリを用いた、アルカリ溶融等の試験準備。
等の試験準備。

αγセル
プロセスセル
試験装置(αγセル)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning13（2‐③‐3）デブリ処置技術開発（3）湿式・乾式処理技術の適用性評価■ 湿式処理技術の適用性評価■ 乾式処理技術の適用性評価● LiCl‐Li2O溶融塩中における電解還元法の適用性評価

図 模擬デブリと硝酸との反応HNO3(U,Zr)O2※(U,Zr)O2のみ

・ 溶解液および気相の分析結果から、想定される化学反応を類推。
反応式の例
U1‐xZrxO2 + a HNO3
 1‐x UO2(NO3)2 + x Zr(NO3)4+ b NO + c NO2 + d H2O

H+, NO3‐
UO22+
Zr4+

図 還元生成物の外観

NO, NO2
溶解液

還元前

気相

・ 十分な電流を供給すれば、(U,Pu,Zr)O2中のU, Puの全量を金属に還元可能。
・ Cdへの溶解では、還元生成物に付随する
Li2O等の酸化物によってUが再酸化される（以下の反応）ため、U,Pu回収率の低下が懸念される。
U (in Cd) + 2Li2O (salt)  UO2 + 4Li (in Cd)

I n ten sity ( arb . u n it)● （U,Zr)O2硝酸溶解反応における物質収支評価▼▽▼ LiCl( 0 4 -0 6 6 4 )▽ Pu ( 3 0 -0 8 9 5 )○ U ( 2 4 -0 7 4 8 )

▼
▼

○
○ ○

○

●
●

還元後

▼▼
▽

○

●

▼
▽○
○
○

○○
○
○

● UO 2 ( 4 1 -1 4 2 2 )▽ Cd ( 0 5 -0 6 7 4 )
Cd溶解後
の残渣

●
▽

20

●

▽

40

2  ( d eg ree)

●

60

●●

80

図 電解還元前後およびCd溶解後における(U,Pu,Zr)O2試料（25at%-Zr）のXRD測定結果

・・(U,Pu,Zr)O(U,Pu,Zr)O22中のU,Puの金属への還元は技術的には可能。
中のU,Puの金属への還元は技術的には可能。
・・付随する酸化物の電解精製プロセスへの影響低減が課題。
付随する酸化物の電解精製プロセスへの影響低減が課題。
120
U, 0.25-0.5mm

100

図 模擬デブリ溶解に伴うNOxガスの発生挙動

・ NaCl‐2CsCl溶融塩中・塩素ガス供給下では、 (U,Zr)O2のUが先行して溶解し、Zr溶解がそれに続く。

・ NOxの発生量は、溶けたUの量と同程度のオーダー。
・物質収支評価のため、溶解液の分析を実施中。

オプションとしての湿式処理技術の適用性評価に資するデータを取得。
オプションとしての湿式処理技術の適用性評価に資するデータを取得。

・・ 塩素ガスの連続供給によるU,Zrの全量溶解が塩素ガスの連続供給によるU,Zrの全量溶解が期待できる。
期待できる。
・・ ただし、反応は遅く、装置形状の工夫・塩素ガス
ただし、反応は遅く、装置形状の工夫・塩素ガスの循環利用が必要。
の循環利用が必要。

D isso lu tio n rate [ % ]● 塩素化溶解技術の適用性評価

80

U, <100µm

60
Zr, <100µm

40Zr, 0.25-0.5mm

20
0
0

5

10

15
Tim e [h ]2025

図 U0.15Zr0.85O2の溶融塩中での溶解挙動©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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（2-③-3）デブリ処置技術開発
まとめ（平成25年度 成果見込み）（１） 燃料デブリ処置シナリオ検討に向けた技術的要件の整理
・・・シナリオ各案の得失を評価。⇒ 長期保管及び直接処分が経済性、廃棄物発生量の面で有利。
既存輸送技術の適合性に関する調査・評価中。⇒ 適用性はある見込み。（ただし、開発課題あり。）
技術検討用の評価データの整理を実施。

（２） 燃料デブリ分析方法の検討
・・

オートクレーブ法の検討。⇒ 低いZr含有率の試料では100%溶解可能。Zr含有率が高いと時間がかかる。
模擬MCCI生成物に対するアルカリ溶融の適用性検討を実施中。

（３） 湿式・乾式処理技術の適用性評価
・
－
－
・
－
－
－

湿式処理技術の適用性評価のための硝酸溶解基礎試験を実施。
溶解反応の物質収支評価 ⇒ Zrの溶解反応への寄与を確認中。
構造材由来のFeが固溶する影響について実験的に確認中。
乾式処理技術の適用性評価のための乾式処理基礎試験を実施。
電解還元基礎試験 ⇒ 十分な電流によりU,Puの全量を還元できる見込み。
副生成物となるリチウムジルコネートによる電解の物理的阻害と分離方法が課題。
塩素化による溶解、Ca還元についても、適用可能性が示された。

●

課題等

・

今年度のシナリオ検討によって、長期保管、直接処分の優位性が明確になったことにより、処理技術（湿式法、乾式法）の検討については、一時中断。
次年度より、収納保管技術および収納保管用の前処理技術（乾燥等）に資するデータの取得を検討中。

・©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15（2‐③‐1）模擬デブリを用いた特性の把握/ （2‐③‐3）デブリ処置技術開発

国際協力について／人材育成への取組【国際協力の状況】•MCCI生成物の物性評価に関し、MCCIに係る試験設備及び試験実績を要す
る仏国CEAとの国際協力を行うべく交渉を進めている。
•関連するSA研究等を実施している国際機関との情報交換を行っている。
【人材育成】•電力中央研究所と共同研究を実施している。
•国際協力相手機関（CEA）への若手研究者の派遣等、研究開発を通じた人材育成を計画している。
•東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発計画と基盤研究に関するワークショップにおいて大学の研究者等を対象に研究の現状と基盤研究ニーズ等について紹介した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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