平成28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基盤技術の高度化

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(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．「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化」の目的と目標

No.1【燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化の目的】
1Fでは、核燃料が炉内構造物とともに溶融し、燃料デブリとしてRPV内及びPCV内に存在していると考えられる。
RPV及びPCV内部の燃料デブリは、現在未臨界状態にあると考えられるが、事故によって原子炉建屋、RPV、PCV等が損傷している等、プラント自体が当初設計とは異なる不安定な状態に置かれているため、燃料デブリを取り出して燃料デブリの未臨界状態を維持し、放射性物質の拡散を防止して安定な状態にする必要がある。
上記の背景のもと、本事業は、「東京電力（株）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」（以降、中長期ロードマップ）に基づき、2021年内に最初のプラントにおいて燃料デブリ取り出しを開始することを目標に検討を実施する。
本事業は、東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃炉・汚染水対策に資する技術の開発を支援する事業を、「中長期ロードマップ」及び「研究開発プロジェクトの進捗状況及び次期計画の方向性」（廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第39回））に基づき行うことで、福島第一原子力発電所の廃炉・汚染水対策を円滑に進めるとともに、我が国の科学技術の水準の向上を図ることを目的とする。

具体的には、燃料デブリ・炉内構造物に取り出し工法・技術の選定・実施に資するため、燃料デブリや炉内構造物を取り出す工法及び装置について技術開発を実施する。技術開発の対象とする燃料デブリ取り出し工法は、上アクセス工法及び横アクセス工法とする。

【 開発全体の目標】
大規模な燃料デブリ取り出しを実施することを目標に検討を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度(平成２７～２８年度)実施した事業の実績

No.2

開発した基盤技術の適用例(1/3)
工法の例：装置の動線：燃料デブリの動線○プラットフォーム／セルに関する試験

ピン

蓋閉め治具

○ＲＰＶ内アクセス装置に関する試験○燃料デブリ切削・集塵技術

これは一例であり、今後見直す可能性あり。工法を見直した場合でも適用可能なように、コンセプトレベルの技術課題に対して要素試験を実施した。

容器（蓋）○収納缶取扱い装置に関する試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度(平成２７～２８年度)実施した事業の実績開発した基盤技術の適用例(2/3)

No.3○スケール試験、軽量遮へいの開発

ⅰ）①スケール試験、ⅵ）①軽量遮へい○ＲＰＶ内シール技術の開発

DSP
SFP

○燃料デブリ切削技術の開発
ⅱ）①ＲＰＶ内シールⅶ）①燃料デブリ切削

収納容器○柔構造アームの開発(気中-横アクセス工法)ⅳ）①柔構造アーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２．前年度(平成２７～２８年度)実施した事業の実績

No.4

開発した基盤技術の適用例(3/3)○ 遠隔シール溶接のためのPCV溶接装置に関する試験
PCVとセルのバウンダリ構築の基本的な成立性の確認○ ペデスタル内アクセス装置に関する試験
ロボットアームとアクセスレールの基本的な成立性の確認○ 液圧マニピュレータに関する試験
制御ロジック構築のための基礎データを取得
ロボットアーム開発のための基礎試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.5

３．本事業の概要
３．１ 他事業との連携
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

燃料デブリ取り出し工法・システム

性状把握

・分析のニーズ／結果の共有・燃料デブリ取り出し工法
実現性確認の連携
・安全要求、機能要求の共有

総合的な炉内状況把握の高度化
燃料デブリの性状把握・分析技術の開発

・安全シナリオの共有（止水作業中、取り出し中）・止水の作業ステップ
との連携

内部調査
原子炉圧力容器内部調査技術の開発
原子炉格納容器内部
詳細調査技術の開発

原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の開発
・収納／移送と工法の連携

基盤技術の高度化
燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化

・調査のニーズ／結果の共有・安全シナリオの共有・作業ステップの連携

サンプリング
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

・安全シナリオの共有（大規模地震）

・安全シナリオの共有（臨界事象）

耐震

臨界管理

圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発

燃料デブリ臨界管理
技術の開発

止水技術

・回収／移送と工法の連携

原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の実規模
試験

収納・移送
・保管技術
燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発

固体廃棄物
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.6

３．本事業の概要
３．２ 基盤技術開発の基本方針

本事業における計画を遂行するにあたり、主な対応方針について以下に記載する。
【基本方針】
原子力損害賠償・廃炉等支援機構による「東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017」（以下、「戦略プラン2017」という）を踏まえて基盤技術の開発方針を定め、戦略プラン2017の提言に沿って検討・開発内容を選定する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.7

３．本事業の概要
３．２ 基盤技術開発の基本方針【戦略プラン２０１７の提言】
1.

燃料デブリ取り出しを、準備工事から搬出・処理・保管及び後片付けまで、現場における他の工事等と調整も含め、全体最適化を目指した総合的な計画として検討を進めること。

2.

先行して着手すべき燃料デブリ取り出し方法を設定した上で、徐々に得られる情報に基づいて、柔軟に方向性を調整する
ステップ・バイ・ステップのアプローチで進めること。

3.

燃料デブリ取り出しの完遂に向けて、様々な工法の組合せが必要になることを前提とすること。

4.

気中工法に軸足を置いて、予備エンジニアリング、研究開発等を進めていくこと。

5.

まず、PCV底部の燃料デブリの取り出しに重点を置いて取組を進め、その過程において得られる知見や経験を踏まえて常に見直しを行うこと。

6.

最初にPCV底部の燃料デブリにアクセスするルートとしては、PCVの横方向からのアクセス（横アクセス工法）から検討を進めていくこと。以下は、本工法による工事に係る留意点である。

•

作業現場の放射線量低減•

水位コントロール技術の確立•

セルの接続技術の確立とエリアの確保

 “気中-横アクセス工法によるPCV底部の燃料デブリ取り出し”に必要な技術に軸足をおいて検討・開発する。
 回収技術、切削・集塵技術等の工法に依らない共通技術も、“気中-横アクセス工法によるPCV底部の燃料デブリ取り出し”を想定した条件に軸足をおいて検討・開発する。
（例：粒・粉状燃料デブリの回収、MCCI燃料デブリの加工等）
 PCV内部調査等で得られた情報等を踏まえ、一つの工法・方式だけでは対応できない状況も考慮し、様々な工法・方式
を組み合わせて柔軟に対応できるよう、選択肢を用意する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.8

３．本事業の概要
３．２ 基盤技術開発の基本方針
前項までの方針に基づき、公募の開発項目ごとの実施方針を以下のように定める。
公募の開発項目

実施方針

参照

回収技術は共通技術であるが、横アクセス工法により、PCV底部の燃料デブリ（切削により発生した燃料デブリを含む）の回収プロセスを想定し、必要な技術の検討・開発を行う。

No.12～②燃料デブリの切削・集塵システムの開発

切削・集塵技術は共通技術であるが、横アクセス工法により、PCV底部の燃料デブリを切削・集塵するために必要な技術の検討、開発を行う。

No.37～③燃料デブリの拡散防止工法の開発

燃料デブリ取り出し作業に伴い、PCV底部の燃料デブリが、ベント管、S/C等に拡散することを防止するための技術の検討・開発を行う。

No.53～

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発

特に安全（閉じ込め）機能確保にかかわるセルとPCVとの接続技術については、代替案も含めて検討・開発を行う。また、セルの搬入・設置技術は作業員被ばくに、セルによる原子炉建屋への影響評価は非常時の安全機能確保にかかわる課題であり、これらについても検討・開発を行う。

No.61～②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

横アクセス工法により、PCV底部の燃料デブリに到達するまでの干渉物を対象に、撤去工法・技術の検討・開発を行う。
上アクセス工法については、撤去工法・技術の検討を行ったうえで、優先度・困難度が高い部分について開発を行う。

No.94～

横アクセス工法のセル内設備を例に遠隔保守の基本的な考え方を整理し、保守設備の検討・開発計画に展開する。

No.174～１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.9

４．本事業の実施スケジュール
燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化 実施スケジュール
大分類

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

小分類

１. 燃料デブリの拡散防止に係る技術開発① 燃料デブリの回収システ
ムの開発

備考(最新状況)

概念検討
a. 概念検討
b. 燃料デブリ回収具体案検討
c. 検討結果の整理

燃料デブリ回収具体案検討
検討結果の整理まとめ

d. まとめ

概念検討/試験計画② 燃料デブリの切削・集塵システムの開発

a. 概念検討/試験計画
b. 試験準備/試験装置試作
c. 要素試験

試験準備/試験装置試作

要素試験

d. まとめ

２. 取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技
術開発

まとめ

概念検討/試験計画
a. 概念検討/試験計画
b. 試験準備/試験装置試作
c. 要素試験

試験準備/試験装置試作

要素試験

d. まとめまとめ

概念検討/試験計画② 燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

a. 概念検討/試験計画
b. 試験準備/試験装置試作
c. 要素試験

試験準備/試験装置試作

要素試験

d. まとめ３. 燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発

まとめ
概念検討

a. 概念検討
b. 保守/配置具体案検討
c. 開発計画の立案

保守/配置具体案検討
開発計画の立案

d. まとめ

凡例
計画：
前倒しの可能性：
実績：
関連性を示す線：

まとめ

▲
交付決定

主要なマイルストン

中間報告

年度報告

中間報告

実績報告書提出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．補助事業の内容

No.10

【目的】
平成２９年度～平成３０年度は、平成２９年９月に示された燃料デブリ取り出し方針に基づいて、方針への適用性を考慮しながら設計検討と要素試験を実施し、初号機の燃料デブリ取り出しに向けて、実機向け装置の開発に着手できるようにする。
【本事業の主な事業内容】
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発
燃料デブリ取り出し時のダスト等の拡散防止を目的とし、燃料デブリの状態に応じた
効率的な回収技術や、取り出し時に発生するダストの集塵技術の開発を実施する。
２）取り出し装置設置のための要素技術開発
燃料デブリ取り出し時は現場が高線量であり、多くの作業を遠隔で行う必要があるた
め、燃料デブリ取り出し時に想定される作業毎に必要な遠隔技術の開発を行う。
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発
燃料デブリ取り出し機器・装置（燃料デブリ切削・集塵システム、コンテナや作業テーブル、監視装置やそれを取り扱うロボットアーム等）は、高線量エリアに設置されることから、原則、遠隔で保守を行う必要がある。そのため、燃料デブリを取扱うことに配慮した機器・装置に関する保守方法の考え方の整理、及びそれに沿った保守方法の検討、実現性の評価及び課題の抽出並びに実機での合理的な対応方針について検討を行う。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.11

６．本事業の実施内容
６．１ 開発計画
本事業において検討する実施項目案を示す。詳細な実施内容は、次紙以降に示す。

横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法
干渉物および炉底部の撤去技術開発

作業セルシール方法(インフレートシール)

生体遮へい壁穴開け

サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置

ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認

燃料デブリの拡散防止の観点で有効な加工方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.12

６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.13

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
PCV内に存在すると考えられる様々な燃料デブリの状態（破片状、汚泥状、微細（粉）デブ
リ等）に応じた効率的な回収方法及びシステムを開発する。回収した燃料デブリを収納缶等に送るための移送保管システムについても検討を行う。
下記の項目について、燃料デブリの回収方法及びシステムを検討する。また、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。

a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段• 燃料デブリの分布と性状について整理中。
• 上記の整理結果に基づき吸引、把持手段を検討中。
b. 燃料デブリのユニット缶収納方法• a項の検討結果をもって、燃料デブリのユニット缶への収納方法を具体化。

c. 燃料デブリの水分調整方法(脱水、乾燥など)• 燃料デブリの水分調整方法については、水素発生量との関係性を確認中。
d. ユニット缶の収納缶収納方法及び搬出方法• ユニット缶サイズについては、φ200mmを基本ケースとして検討を実施。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.14

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
 開発の目的 PCV内に存在すると考えられる様々な燃料デブリの状態に応じた効率的な回収方法及びシステムを開発する。
 解決すべき課題
 燃料デブリ性状、量の具体化設定（塊、粒、粉デブリの割合）
 粒デブリ吸引回収工法の具体化
 開発の進め方
 燃料デブリ回収量の想定
 燃料デブリ性状、分布、加工方法の想定
 加工後の燃料デブリ性状、量の想定
 把持・吸引等の回収プロセスの具体化
 回収機器の調査、ベンチマーク
 回収システムのトレードオフ
 系統システムとの取合条件検討
 収納缶への収納移送システムの検討
 得られる成果
 燃料デブリ回収までの一連作業の成立性
 粒デブリ回収システムの仕様
 燃料デブリ回収速度（スループット）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.15

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○燃料デブリ性状、量の具体化設定として１号機の燃料デブリの分布と性状について整理中。
No.

分布位置

性状

主な状態

特徴

質量[t]
MAAP

1

炉底部

CRD/
計装管

5

粉状、
小石状

残存構造物に付着ある
いは積層して存在

溶融した炉心材料が急冷され、小片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

粉状、小石状

大部分を炉底部のクラストが占める

溶融した炉心材料が急冷され、小片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

塊状

クラスト部にはZr金属やZrBが存在し、硬く靭性のある部位が存在

ゆっくり冷却され塊となったもの

厚さ
数十cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

厚さ0.1～1m(U,Zr)O2,(Zr,U)O2
Zr(O),Fe

構造物＋
付着燃料
デブリ

管内部の隙間や外面に燃料デブリが付着して存在

圧力容器下端から下方の部分のSUS
配管内を燃料デブリが流路閉塞

侵入長
10数cm

(U,Zr)O2,(Zr,U)O2,SUS

MCCI/粉状、小石状

複数の層をなしており、大部分が塊状のMCCIであると思われる

溶融した炉心材料がRPVから漏出し、分散急冷固化MCCI進行時クラスト破損、溶融コリウ
ムの噴出により小片化

50μm～
20cm

(U,Zr)O2, （U,Zr）
SiO2

MCCI
クラスト

気孔率が高く、靭性が低い燃料デブリが多量
に存在

厚さ0.1
～1m

(U,Zr)O2,（U,Zr）SiO2,SiO2

0～3

溶融した金属と酸化物燃料が混合固化した燃料デブリ

壁面には金属成分を含んだ噴出物が付着、床面は中空構造、上部クラスト
は気孔多く金属成分は少量

7～20

120～
209

塊状MCCI

上部は硬いコリウムであるが気孔率大下部は気孔率小で硬い
中央部または壁近傍に金属球在り

数１０cm
～

(U,Zr)O2,（U,Zr）SiO2,SiO2

金属層

MCCIの底部に比較的均一に分布

検討中

Fe, FeSiO2
Fe-Zr

ペデスタルから流出した小石状燃料デ
ブリが存在

50μm～
20cm

(U,Zr)O2, （U,Zr）
SiO2

～0.5m

(U,Zr)O2,（U,Zr）SiO2,SiO2
FeSiO2

MCCI/粉状、
小石状
ペデスタ
ル外

燃料UO2
被覆管Zry-2

燃料集合体の一部が溶融せず残留

4

ペデスタ
ル内

～4m

すべて崩落している可能性もあるが、燃料集合体存在の可能性あり

クラスト
（岩盤状）
3

組成

切株燃料
炉心部

2

燃料デブリ物性
寸法

MCCI
クラスト/
塊状ＭＣＣＩ

ペデスタル内部位ほど明確な層分離はなく、ク
ラストおよび塊状ＭＣＣＩが存在

ペデスタルから流出したコリウムがコン
クリートと反応・凝固
金属成分やや多い

70～
153©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.16

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○燃料デブリ性状、量の具体化設定として２号機の燃料デブリの分布と性状について整理中。
質量[t]
No.

分布位置

性状

主な状態

特徴
MAAP

CRD/
計装管

4

UO2,ZrO2,(U,Zr)O2,Zr(O)

粉状、
小石状

残存構造物に付着あるいは積層して存在

溶融した炉心材料が急冷され、小
片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

粉状、小石状

炉底部中心に燃料デブリが存在
UO2が主成分の燃料デブ
リ（ペレット状も存在）と推定
外周部はCRGTが解けずに残る溶融した炉心材料が急冷され、小
片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

ゆっくり冷却され塊となったもの

厚さ
数十cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

厚さ0.1～1m(U,Zr)O2,(Zr,U)O2
Zr(O),Fe管内部の隙間や外面に燃料デブリが付着して存
在

圧力容器下端から下方の部分の
SUS配管内を燃料デブリが流路閉
塞

侵入長
10数cm

(U,Zr)O2,(Zr,U)O2,SUS

注水のタイミングが早かったため、溶融燃料デブリがほとんどＭＣＣＩを形成せずに凝固溶融した炉心材料がRPVから漏出し、分散急冷固化し、分散
コンクリートとはほとんど反応せず

50μm～
20cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe

厚さ
15cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe（U,Zr）SiO2

塊状

配管

粉状、
小石状
ペデスタ
ル内

5

～4m

炉心外周部の燃料集合体の上部
溶解し、切り株燃料が僅かに残る
溶融物金属成分25％

クラスト
（岩盤状）
3

組成

炉心外周部に燃料集合
体存在

炉心部

炉底部

寸法

切株燃料

1

2

燃料デブリ物性

塊状

サンプピットではＭＣＣＩの形成可能性あり

粉状、小石状

ペデスタル部位から凝固した燃料デブリが流出
大部分は粉、小石状

ペデスタ
ル外

溶融した金属と酸化物燃料が混合固化した燃料デブリ

凝固した塊状燃料デブリが均等に分布
サンプピットにてＭＣＣＩ形成の可能
性

0～51

25～85

102～
223

ペデスタルから流出した小石状燃料デブリが存在

50μm～
20cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe

3～142
塊状

ペデスタルから流出したコリウムがコンクリートと反応・凝固
金属成分やや多い

侵食量～0.25mUO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe（U,Zr）SiO2©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.17

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○燃料デブリ性状、量の具体化設定として３号機の燃料デブリの分布と性状について整理中。
質量[t]
No.

分布位置

性状

主な状態

特徴
MAAP

CRD/
計装管

4

UO2,ZrO2,(U,Zr)O2,Zr(O)

粉状、
小石状

残存構造物に付着あるいは積層して存在

溶融した炉心材料が急冷され、小
片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

粉状、小石状

MAAP、SAMPSONとも下部プレナムには燃料デブ
リは少量溶融した炉心材料が急冷され、小
片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

ゆっくり冷却され塊となったもの

厚さ
数十cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

厚さ0.1～1m(U,Zr)O2,(Zr,U)O2
Zr(O),Fe

塊状

配管

粉状、
小石状

ペデスタ
ル内

溶融した金属と酸化物燃料が混合固化した燃料デブリ

粉状、
小石状

ペデスタ
ル外
塊状

0～31

21～79

管内部の隙間や外面に燃料デブリが付着して存
在

圧力容器上端から下方の部分の
SUS配管内を燃料デブリが流路閉
塞

侵入長
10数cm

(U,Zr)O2,(Zr,U)O2,SUS

注水のタイミングが早かったため、溶融燃料デブリがほとんどＭＣＣＩを形成
せずに凝固
サンプピットではＭＣＣＩの形成可能性あり

溶融した炉心材料がRPVから漏出し、分散急冷固化し、分散
コンクリートとはほとんど反応せず

数μm～
数cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe

厚さ
15cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe（U,Zr）SiO2

ペデスタル部位から凝固した燃料デブリが流出
大部分は粉、小石状

ペデスタルから流出した小石状燃料デブリが存在

50μm～
20cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe

侵食量～0.20mUO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe（U,Zr）SiO2

塊状

5

～4m

炉心外周部の燃料集合体の上部が溶解し、切り株燃料が僅かに残
る

クラスト
（岩盤状）
3

組成

大部分の燃料が溶融し炉心外周部に健全な燃料集合体が存在（MAAP）

炉心部

炉底部

寸法

切株燃料

1

2

燃料デブリ物性

凝固した塊状燃料デブリが均等に分布
サンプピットにてＭＣＣＩ形成の可能性

ペデスタルから流出したコリウムがコンクリートと反応・凝固
金属成分やや多い

92～
277

0～146

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.18６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○燃料デブリの吸引前提条件の整理
粉燃料デブリ・粒燃料デブリの吸引回収システムの具体化検討の前段階として、燃料デブリ
吸引前提条件を以下の通り設定した。
①回収燃料デブリ粒径
φ0.1～φ10ｍｍ②吸引燃料デブリ比重
比重２～１１③燃料デブリ吸引流速2m/sec④燃料デブリ吸引揚程
約5m：保守側に２号機を想定⑤システム設置場所
設置スペース、機器の交換およびメンテナンス性を考慮
床上吸引

水中からの汲み上げ

イメージ図

燃料デブリ

適用性/備考○・ロボットアーム上の設置スペース最小
・ロボットアームの荷重制限に影響なし

燃料デブリ△ ・ＰＣＶ内へのポンプ搬入困難（故障時の対応困難）
・ロボットアームの荷重制限に影響あり©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.19６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○ 燃料デブリの吸引回収方法の検討
粉燃料デブリ・粒燃料デブリの吸引回収システムの具体化検討の前段階として、適用機器（フィルタ、ポンプ）の技術マッピング作業を実施した。
なお、フィルタの技術マッピング実施にあたり、①比重差を利用した分離方法②粒子サイズ差を利用した分離方法③化学的性質を利用した分離方法他に分けて実施した。

ポンプについては、①非容積形（ターボ形）ポンプ②容積形ポンプ③その他に分けて実施した。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.20６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
フィルタ技術マッピング：① 比重差を利用するもの
沈降分離機

液体サイクロン

遠心分離機（脱水機）

タンク内の滞留中に比重差により粒子を沈降させて分離、上澄みを処理水として排出するもの。
槽内に構造物を設けて分離効率を高めたものもある。粒子サイズ適用範囲が大きい事が特徴であり、更に凝集剤の添加により微粒子の分離性能を向上させることが多い。

装置内を流れる流体に旋回流を与え、遠心力により粒子と水を分離するもの。
構造が単純である。
比重の大きい方が効率が良い。

ローターを高速回転させ、強力な遠心力を与えて、粒子と水を分離する。
粒子の排出機構など構造が複雑になりやすい。

上下水道、一般産業排水のSS分離に広く適用されている。

一般産業排水処理に適用されているが、最近は下水処理への適用が進められている（最初沈殿池の代替）。

生産設備での固液分離へ適用されている。

主な用途等

適用性/備考

△

種 類

原理・特徴

略図

凝集剤により２次廃棄物量が増える。
駆動部が多く，メンテナンス性が悪い。

○

駆動部が少なく，メンテナンス性に優れる

×

駆動部が多く，構造が複雑。メンテナンス性が悪い。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.21

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
フィルタ技術マッピング： ② 粒子の大きさを利用するもの
砂ろ過・メディアフィルター

オートストレーナー

MF/UF膜分離

RO膜分離

充填物を充填した槽内に通水し、充填物の隙間で粒子を捕捉する。逆洗により捕捉した粒子を分離回収する。
高圧で通水するものもある。
使用する充填物が砂、アンスラサイトの場合は砂ろ過塔、高分子材料の場合はメディアフィルターと呼ぶ。

スクリーンを内蔵した槽内に旋回流を与え、クロスフローで粒子を分離する。
旋回流によってスクリーンの表面が洗浄され、閉塞を防止する。
スクリーンの目開きを変えることで分離する粒子サイズを変更することが可能。

多孔質な膜の一方から通水し、膜を透過した水を回収する。孔径より大きな粒子は膜で阻止され分離する。
有機膜と無機膜がある。

水分子を透過する膜に一方から高圧で通水することで、水分子のみを透過させて水を回収する。溶解している分子を分離することができる。

砂ろ過塔は上下水道、一般産業排水のSS分離（低濃度）に広く適用されている。

発電所の海水取水系統に適用されている。
１F滞留水処理装置への適用実績あり。

有機膜の処理装置は一般産業排水、発電所排水に適用されている。
無機膜は1F（ALPS）に適用されている。

海水淡水化装置として広く適用されている。
1F冷却水の脱塩装置に適用されている。

種 類

原理・特徴

略図

主な用途等

△
適用性/備考駆動部が少ない反面，メディア
交換で2次廃棄物量が増える。

○

駆動部が少なく，メンテナンス性に優れる。

△

駆動部が少なく，微粒子まで捕捉できる。
無機膜の場合は耐放性がある。

×

駆動部が少なく，微粒子（イオン）まで捕捉できる。粒子除去
としては過剰仕様。
有機膜のため，耐放性に課題がある。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.22

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
フィルタ技術マッピング： ③ 化学的性質を利用するもの他
吸着塔

電気透析

吸着剤を充填した塔内に通水し、化学的性質、電気化学的性質を利用して溶解している成分（分子、イオン）を結合させ除去する。
吸着剤として、活性炭（有機物）、イオン交換樹脂（陽イオン、陰イオン）、キレート樹脂（重金属）、ゼオ
ライト（セシウム等）、タンニン酸、等、目的に応じて使用する剤が異なる。

イオン交換膜を介した装置内の両側に電極を配し、通電することで、液中のイオンを移動させて分離・濃縮する。

水を蒸発させて濃縮水とし清澄な蒸留水を得る。
通常の常圧式と減圧式がある。

給水処理、排水処理への適用事例は多い。

廃液からの酸・アルカリ回収などに適用されている。

原子力発電所（1F含む）の廃液処理に適用されている。

種 類

原理・特徴

蒸発濃縮装置

略図

主な用途等

×
適用性/備考粒子除去としては不向き。溶解性（イオン）では適用可能。
駆動部が少ないため，メンテナンス性は良い。
定期的に吸着材の交換が必要であり、2次廃棄物量が増える。

×構造が複雑で，且つ，透析膜（分離膜）は有機材のため，耐放性に課題がある。

×

蒸発濃縮装置は、溶解性物質の分離（濃縮水と蒸留水）を目的としており、粒子除
去としてはスラッジが蓄積し伝熱性能が低下するため不向き。
溶解性では適用可能。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.23

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
フィルタ技術マッピング： ④まとめ回収する燃料デブリ粒径を考慮し，○比重差を利用した方法では，メンテナンス性と耐放性に優れている液体サイクロン方式の粒子分離方法が優れていると考えた。粒子サイズを利用した分離方法としては，オートストレーナーが有望と考えた。
○化学的性質を利用した手法他は，粒子除去には不向き。
○オートストレーナーは旋回流を利用していることから、液体サイクロンの一種と考えられる。燃料デブリ回収においては、液体サイクロンを候補として検討する。
表 ダスト粒子径と除去技術対応表
1nm

100nm

前提条件での粒子捕集範囲
10µm

1mm

① 沈降分離機
液体サイクロン

遠心分離機（脱水機）② 砂ろ過・メディアフィルタ
オートストレーナー

MF膜
UF膜
RO分離膜

③ 吸着塔
電気透析
蒸発濃縮装置©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.24

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
ポンプ技術マッピング： ① 非容積形（ターボ形）ポンプ
渦巻きポンプキャンドモータポンプ

マグネットポンプ

軸流ポンプ

非容積（ターボ形）ポンプの一種。
羽根車（インペラー）の回転により流体に遠心力を与えて圧力を高め、流体を輸送する。
ポンプとしては最も多く製作されている。

非容積（ターボ形）ポンプの一種。
羽根車（インペラー）と回転子（ロータ）が同一容器内に納められ缶詰化（英語のCANに由来）されており、無漏洩であることが特徴。

非容積（ターボ形）ポンプの一種。
羽根車（インペラー）と従動マグ
ネットが同一容器内に納められ、駆動マグネットを回転することにより従動マグネットを回転させ羽根車（インペラー）を回転させる。
キャンドモータと同様、無漏洩であることが特徴。

非容積（ターボ形）ポンプの一種。
船のスクリューに似た形状の羽根車の回転により流体に揚力を与えて軸方向に流体を輸送する為のポンプ。遠心（渦巻き）ポンプと比較し低揚程で大容量の用途に用いられることが多い。

水道・下水道の送水ポンプから化
学プラント用のプロセスポンプまで、多様な用途に使用されている。

無漏洩である特徴を有する事から、
化学プラント等で特に漏洩が許されない溶液を輸送する場合に用いられる。
マグネットポンプに比べ高圧設計が可能。

無漏洩である特徴を有する事から、
化学プラント等で特に漏洩が許されない溶液を輸送する場合に用いられる。

大容量の特徴を生かし、河川排水や農業灌漑に使用される例が多
い。

種 類

原理・特徴

略図

主な用途等

○
適用性/備考多様なポンプが製作されており、土砂等を輸送す
る浚渫工事にも適用実績あり、異物輸送性も大きい（φ10mm以上）△

異物輸送性が小さい（φ2mm程度）

×

キャンドポンプモータと比較し、低圧設計×

必要な用途は高揚程、低容量であり、要求に合致しない©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.25

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
ポンプ技術マッピング： ① 非容積形（ターボ形）ポンプ
ハイドロターボポンプ

種 類

原理・特徴

水中ポンプ

PAACポンプ

非容積（ターボ形）ポンプの一種。
動力源は水圧で，電源が使用できない等特別な制約のある環境での使用を目的に設計されたポンプ。
ポンプ本体を対象液中に水没させ使用する。

非容積（ターボ形）ポンプの一種。

食品機械や防爆環境下にて使用されている。

水処理関連施設や工事現場、商業施設や一般家庭などでの、水中での使用に用いられる。
水中に設置できるので、設置面積を取らないことやその騒音が抑えられるのが利点。

水中ポンプとは、モーターが防水加工されるなどして水中で使用できるポンプの総称。
主に渦巻きポンプが用いられている。
汚水（農業、雨水）や工事用排水等に使用されることもあり、小石等異物搬送性のあるポンプもある。

非容積（ターボ形）ポンプの一種。
原理的に目新しいものはないが、ケーシング内部のインンペラ、回転軸とその支持部は一体構造（MSU：Mobile Sub-unit)で、モータ側より交換可能な構造となっている事が特徴。
また別オプションにより遠隔交換可能。

略図

主な用途等

適用性/備考△・異物輸送性低(φ6mm)
・ＲＰＶ内へのポンプ搬入困難△

ＲＰＶ内へのポンプ搬入困難

放射性流体を移送する目的で設計されたものであり、再処理工場等にて使用されている。

×・異物輸送性低（φ0.3mm)
・ＲＰＶ内へのポンプ搬入困難©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.26

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
ポンプ技術マッピング： ② 容積形ポンプ

原理・特徴

モーノポンプ（ねじポンプ）

ピストンポンプ

ダイヤフラムポンプ

ギヤ（歯車）ポンプ

容積ポンプの一種。
ピストンの往復による容積変化により流体に圧力を与え、流体を輸送する。

容積ポンプの一種。
ダイヤフラムの容積変化により流体に圧力を与え、流体を輸送する。

容積ポンプの一種。
ギヤの形をした羽根車が回転し、歯車のかみ合わせにより、流体を輸送する。

容積式ポンプの一種。
らせん状の軸（ロータ）を回転すること
により、管状のケーシング（ステータ）との間の容量（キャビティー）を変化させ、流体を輸送する。

吐出圧を高く設定することが出来るた
め、高圧が必要な用途に用いられる例が多い。

TMIにて適用実績あり。
自吸能力あり、空運転も問題なく、また粘度の高い液体を扱うことができる。
工業的、化学的、衛生用途等に使用される事が多い。

粘度の高い流体（オイル等）の輸送に適しており、油圧用途に使われる事が多い。

食品（味噌、シロップ）、化学（エマルジョン、溶剤）、環境（汚泥、活性炭スラリー）、製紙（パルプ）等、主に高粘度の流体の輸送に使用されることが
多い。

種 類

略図

主な用途等

適用性/備考×

高圧仕様は今回要求に合
致しない。

△

自吸能力は4mであり、5mに満たない。

×

異物輸送性低×

異物輸送性低©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.27

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
ポンプ技術マッピング： ③ その他ポンプ
種 類

原理・特徴

噴射（エジェクタ）/真空ポンプ

エアリフトポンプ

サイフォン式

特殊ポンプに分類される。
駆動流体入口、輸送流体入口、吐出口と３つのポートを有しており、駆動流体入口より駆動用の流体を吹き込み負圧を発生させ、輸送流体入口より輸送用の流体を吸引し、吐出口より吐出し輸送用の流体を輸送するもの。
動的機器が無い為、故障しにくい特徴を持つが、他機
械式ポンプに比べエネルギー効率が悪い。

特殊ポンプに分類される。
水中に立てた管内の下端部付近に圧縮空気を送り、管内外に比重差を発生させ、その時に上昇する気泡と共に管下端より流体を吸引し輸送する。動的機器が無い為、故障しにくい特徴を持つが、上昇気泡による駆動力のみである為、低揚程である。

厳密にはポンプではない。
何らかの液体を、高い位置にある出発地点と低い位置にある目的地点を管でつないで流す際、管内が液体で満たされていれば、管の途中に出発地点
より高い地点があってもポンプでくみ上げることなく流れ続ける。

脱気、脱泡、蒸留等、真空が必要な用途に用いられる例が多い。

TMIにて適用実績あり。
浚渫工事時の排土輸送や温泉等の汲み上げに用いられる例が多い。

水道設備等

略図

主な用途等

△
適用性/備考• 故障しにくくメンテナンス性が高い。
• 異物に対する適用性が高くコンパクトなシステムである。

△

・TMIほど水深無いため、流体駆動力
小さい。
・１F環境は狭窄であり取り回し困難と予想。

×・異物輸送性に制限なし。
・動的機器なし。
・設備規模大。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.28６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段
ポンプ技術マッピング： ④ まとめ○非容積形（ターボ形）ポンプでは，異物輸送性の観点から渦巻きポンプが優れていると考えた。
○容積形では、ダイヤフラムポンプが有望と考えられるものの、前提条件である揚程5mに満たない。
○ポンプに関しては、渦巻きポンプが前提条件に合致しているので、渦巻きポンプを前提として検討する。また、副案として水中ポンプ、真空ポンプについても適用を検討する。
表 燃料デブリ吸引ポンプ 評価（技術マッピングで△以上を記載）
異物輸送性(φ10mm以上）

吸込み揚程（5m以上）

PCV搬入性○○○(ホースのみ）○キャンドモータポンプ△(φ2mm)○○(ホースのみ）△：燃料デブリ径により適用可。

ハイドロターボポンプ△(φ6mm)－

×△：燃料デブリ径により適用可。また，PCV搬入できれば適用可。
但しPCV内でのメンテナンス困難。

水中ポンプ

○

－

△

△：PCV搬入できれば適用可。但しPCV内でのメンテナンス困難。

②

ダイヤフラムポンプ

○

△
（4m)

○
(ホースのみ）③

噴射（エジェクタ）
真空ポンプ

○

○

△

①

渦巻きポンプ

評価結果

前提条件でのポンプ要求仕様△：吸込み揚程により適用可。但し脈動あり。

△：PCV搬入できれば適用可。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.29６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○ 粉燃料デブリ吸引回収方法の具体化の例• 各想定構成機器の組み合わせによる粉燃料デブリの吸引回収システムを具体化検討中。

• PCV内での粉燃料デブリの吸引機構から、粉燃料デブリの分離・回収、収納缶への収納、搬出までを範囲とする。
• 想定した粉燃料デブリの吸引回収システムから、今後の検討課題を抽出する。

燃料デブリ吸引ポンプ（渦巻きポンプ）

粉状燃料デブリ

燃料デブリ分離機（サイクロンセパレータ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.30

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
a. 燃料デブリ回収方法(吸引、把持など)と手段○粒デブリ吸引回収工法の具体化の例©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.31

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
b. 燃料デブリのユニット缶収納方法○燃料デブリの把持回収方法・ユニット缶収納方法の検討• 加工した燃料デブリを、把持しユニット缶に収納回収する作業手順と必要となる回収機構を検討中。
•

燃料デブリの加工方法も考慮しつつ、大きな塊燃料
デブリは掴む方式、小さな塊燃料デブリは掬う方式
を検討中。

•

ユニット缶に適量を収納する方法についても検討中。

小石状燃料デブリ

クラスト
塊状ＭＣＣＩ

燃料デブリ回収ツールの例

粉状燃料デブリ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.32

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
c. 燃料デブリの水分調整方法(脱水、乾燥など)○ 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発プロジェクトにて未臨界性維持及び水分の放射線分解に伴う水素発生による水素爆発防止（水素発生量の低減）、腐食抑制等の観点から、燃料デブリ及び収納缶に残留する水分の影響を検討中。
○ 今後、同プロジェクトからの水分調整方法に関する要求条件を調整のうえ、概念検討を実施予定。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.33

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
d. ユニット缶の収納缶収納方法及び搬出方法○ユニット缶、収納缶の想定仕様• 燃料デブリの性状が把握できていない回収開始後の初期段階では、燃料デブリの臨界防止の観点から、φ210mmの収納缶を使用することが想定される。

• 従って、先ずは、φ210mmのユニット缶を主眼として、燃料デブリの回収搬出方法の検討を進める。
• 但し、将来、燃料デブリの臨界の可能性が無いと判断された場合、スループットの向上を意図して
φ400mmのユニット缶の適用が想定されるので、 φ400mmのユニット缶の適用も考慮に入れる。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.34

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
d. ユニット缶の収納缶収納方法及び搬出方法○ユニット缶及び収納缶の取り扱い• ユニット缶：• 収納缶：• キャスク：

高汚染エリア内で取り扱いを行う。
中汚染エリア内で取り扱いを行う。
低汚染エリア内で取り扱いを行う。

表面汚染の計測・除染作業を実施しない場合、セル内の汚染レベルが継時的に増加し、結果として、メンテナンス時等の作業員の被ばく量が増加する。

○ユニット缶及び収納缶の搬出に係る課題• 燃料デブリの回収作業に当たっては、燃料デブリを多量に取り扱う上に、燃料デブリの搬送作業を繰り返し、長期間にわたり行
うことになるため、一回当たりの燃料デブリ回収作業に伴う汚染拡大を極力抑えることが必要。（汚染が蓄積、拡大する）• ユニット缶を収納するために、収納缶を汚染エリアに入れた場合には、収納缶の表面に汚染物が付着し、収納缶が汚染される可能性がある。

• 同様に、収納缶を収納するために、キャスクを中汚染エリアに入れた場合には、キャスクの表面が汚染される可能性がある。

汚染エリアをまたいで、容器を移動させる場合• 表面汚染を計測し、容器が汚染されていないことを確認する。
• 表面が汚染された場合、汚染レベルは規定値以下になるまで、容器表面の除染を行う。

表面汚染の計測・除染作業は非常に時間がかかり、スループットを大きく悪化させる

高汚染エリア： 燃料デブリや廃棄物を裸で取り扱う領域。
中汚染エリア： 燃料デブリを収納缶で取り扱う領域。あるいは、高汚染エリアに直接接続する領域。

低汚染エリア： 燃料デブリ等を密封して取り扱う領域。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.35

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
d. ユニット缶の収納缶収納方法及び搬出方法
以下の点を考慮して、ユニット缶の収納缶収納方法及び搬出方法を検討中。
• 燃料デブリの回収作業にともなう汚染拡大を抑制する。
• スループットを向上させるために迅速かつ効率的に搬送を行う。
検討例：ダブルドア
ダブルドアシステムの適用により• 容器を汚染レベルが高い側のエリアに搬入することなく、ユニット缶、収納缶の収納作業が出来る。
• 気密性を維持した状態での搬出作業により、汚染拡大のリスク低減。
• 汚染計測、除染作業の低減により、スループット向上。
• ダブルドアの遠隔メンテナンスが課題。

収納缶のダブルドアの例

注記：
ダブルドアシステムでは、容器がセルの壁または床に接続され、気密性が保持されるとともに、容器の蓋とセル側の扉が接続され、同時に開閉されます。

キャスクのダブルドアの例©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.36

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発
d. ユニット缶の収納缶収納方法及び搬出方法
 ユニット缶、収納缶に必要なプロセスを想定• ユニット缶の搬送、臨界計測、汚染計測、ユニット缶の収納、収納缶の搬送等

 ユニット缶、収納缶の搬送に必要な搬送機器を具体化• クレーン、搬送台車、遮へい扉、ダブルドア、除染装置等

 ユニット缶、収納缶の搬送プロセスを具体化し、設備のレイアウトに展開 ユニット缶、収納缶の搬送の各プロセスに係る時間を計算し、最終的には、燃料デブ
リ搬出のスループットを算出• スループットの改善方法も検討• Φ400mmのユニット缶の効果についても比較検討

燃料デブリ取り出しセル

燃料デブリ搬出ルート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.37

６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.38

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
燃料デブリを模擬したセラミック、金属とコンクリートとの混合物、汚染した構造物等を対象とした切削試験実績等の切削性能に関する情報を有している切削方法について切削性能試
験を実施し、その方法で発生した切削粉やダストの発生量や粒度分布等のデータを取得する。また、その開発した切削方法に合わせ、集塵システムの開発を行い、発生する切削粉やダストに対する集塵効率のデータを取得する。
a. 燃料デブリの性状を考慮した有効な加工・切削方法の整理・検討• 燃料デブリの性状に応じた加工・切削方法を整理・検討中。
• 整理表の中から効果的な加工方法を選定。
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験• チゼル、超音波コアボーリングについて、加工要素試験を計画中。
c. 加工試験に使用するための燃料デブリ、汚染構造物模擬試験体の製作• 加工要素試験に使用する燃料デブリ、汚染構造模擬試験体の仕様について検討中。
d. 加工時の切りくずやダストの回収方法と分析• 燃料デブリの拡散防止措置として、切削・加工時の切りくず・ダストを回収するための局
所回収システムを検討中。
• 加工要素試験時の切りくず・ダスト回収方法及び回収した切りくず・ダストの分析方法については、今後調整する。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.39６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発

 開発の目的 燃料デブリの加工に適用性がある加工技術について、その得失を把握するためのデータを取得する。
 切削性能（切削速度など）、切削粉、ダスト発生量、粒径分布
 集塵システムの開発
 開発の進め方
 燃料デブリの性状を考慮した有効な加工・切削方法の概念検討
 加工用MCCI試験体の選定（セラミック、金属とコンクリートとの混合物、汚染構造物等）
 切削性能試験（切削粉やダストの発生量や粒度分布等のデータの取得）
 集塵システムの開発（発生する切削粉やダストに対する集塵効率データを取得）
 得られる成果
 燃料デブリの性状に応じた加工・切削方法選定結果。
 スループット評価を具体化するための加工データ。
 局所回収システム（切りくず、ダストの拡散防止措置）の検討結果。
 加工廃液の粒径分布などの分析結果。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.40６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
 解決すべき課題（燃料デブリの加工技術選定の観点）
要求内容
安
全
要
求
*1

作
業
要
求

燃料デブリ加工技術選定の観点

核反応による異常な放射性物質の生成防止（いずれの加工もリスクを有し、比較無し）

燃料デブリの異常な温度上昇による放射性物質の放出防止

燃料デブリへの入熱が少ないこと（特に熱的加工は評価が必要）

燃料デブリ、構造物の切削による異常な放射性物
質の拡散の防止大気中に放出されるヒューム（粉末、微粒子など）が少ないこと
水中に放出される切りくず、粉末、などが少ないこと

燃料ペレット、燃料被覆管などの燃料集合体、炉内構造物、圧力容器、およびコンクリートなど様々
な燃料デブリの加工ができる

電気伝導特性（導体、絶縁体）、機械的特性（硬さなど）、熱的特性（融点、沸点）などに依存せず加工ができること

可能な限り短期間で燃料デブリを回収できる

加工速度が速いこと

炉内やPCV内の狭あい部で燃料デブリにアクセス

加工装置（特に先端部分のヘッド）が小さいこと

系統システムへの影響が少ない

アシストガスなどの供給が少ないこと
供給水やAWJの砥粒などが少ないこと

作業エリアの成立性が高い

ユーティリティが少なく、出来るだけ付帯設備の規模が小さいこと

技術の入手性がある

現在でもベンダーから技術を入手できること*1：安全要求から燃料デブリの加工に係る要求だけを抜粋

 選定の観点をもとに、有力と思われる加工方法を抽出し要素試験を実施。
 その後、装置検討時に、アクセス性などに基づく加工技術のラインアップをそろえる。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.41

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
a. 燃料デブリの性状を考慮した有効な加工・切削方法の整理・検討：燃料デブリの加工に有力と評価

様々な燃料デブリに対応

加工速度

アクセス性（ヘッド小型）

入熱

ヒューム発生（気中拡散）

切りくず発生量（水中拡散）

ユーティリティ
小型化

供給可否

コアボーリング

○

△

○

○

○

△

○

○

○済み

ディスクソー

○

○

△

○

○

○

○

○

○

ワイヤーソー

△

△

×

○

○

○

○

○

バンドソー

△

△

×

○

○

○

○

○

超音波コアドリル

△

△

○

○

○

△

○

○

○未

油圧カッター

△

○

○

○

○

△

○

○

○

チゼル

△

○

○

○

○

○

○

○

○未

ＡＷＪ

△

△

○

○

○

×

×

○

○済み

レーザガウジング

○

△

○

△

△*1

△

×

○

○済み

プラズマアーク

×

×

○

△

×

△

×

○

プラズマジェット

○

△

○

△

×

△

×

×

ガス

×

△

○

△

×

△

△

○

接触式アーク

×

×

○

△

×

△

△

△

アークソー

×

×

×

△

×

△

△

△

溶極式ＷＪ

×

×

○

△

×

△

×

△

レーザ掘削

○

△

○

○

×

△

×

△

*1：レーザガウジングは昨年度の成果から気中であっても水流で除去することで気中飛散を抑制できることを確認。

総合評価
／要素試験

まだ要素試験を実施していない
加工法について、PCV底部のMCCI
デブリの加工の観点で加工法を選定©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.42

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(1) チゼルによる加工要素試験
 チゼル加工の特徴など
 土木工事などにおいて、重機の先端などに取り付けて加工対象を打撃で破砕する加工方法。
 広く一般的に普及している加工方法。
 一般的に岩盤の掘削、岩石の小割り、コンクリートの破砕などの用途に使用する。
 平成27-28年度において、筋肉ロボットとチゼル加工の組み合わせによりコンク
リートブロックを破砕する予備試験を実施。
破砕した
コンクリートブロック片

チゼル加工ツール

筋肉ロボットアーム

コンクリートブロック

チゼル加工によるコンクリートブロック破砕状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.43

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(1) チゼルによる加工要素試験
 開発の目的 チゼルの燃料デブリ加工への適用性の確認。
 燃料デブリのうち相当な割合を占める可能性のあるMCCI生成物の回収効率向上。
 MCCIに対する加工速度の高い加工方法の実現性の確認。
 加工片の集塵技術に関する実現性の確認。
 加工片を含む加工廃液の特性調査。
 解決すべき課題
 燃料デブリ取り出し期間を、１つの号機あたり目標10年(300kg/日)としている。しかし、これまでの加工方法において目標が達成できる見通しが得られていない。そのため、加工速度が高い加工方法の実現性を確認する必要がある。
 開発の進め方 平成27-28年度における確認事項
 フェーズ1：机上検討による適用性評価
 フェーズ2：予備試験の実施
 本事業における確認事項
 フェーズ3：概念検討および要素試験計画の立案
 フェーズ4：試験機の製作および要素試験の実施©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.44

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(1) チゼルによる加工要素試験
 得られる成果
 MCCIに対する基本的な加工方法の実現性。
 スループットの具体化。
 MCCI加工廃液の粒径分布結果。
 MCCI加工に対する課題。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.45

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(1) チゼルによる加工要素試験
チゼル加工は、解析結果などにより燃料デブリの大部分を占めるMCCIに対して効果が高いと想定し、予質量[t]
燃料デブリ物性
備試験を実施した。
燃料デブリ
主な燃料デブリ
特徴
種類

すべて崩落している可能性もあるが、燃料集合体
存在の可能性あり

燃料集合体の一部が溶融せず残留

粉状、小石状

残存構造物に付着ある
いは積層して存在

溶融した炉心材料が急冷され、小片化

粉状、
小石状

大部分を炉底部のクラス
トが占める

溶融した炉心材料が急冷され、小片化

塊状

クラスト部にはZr金属やZrBが存在し、硬く靭性のある部位が存在ゆっくり冷却され塊となったもの

管内部の隙間や外面に燃料デブリが付着して存
在

圧力容器下端から下方の部分のSUS配管内を燃料デブリが流路閉塞

MCCI/粉状、小石状

複数の層をなしており、大部分が塊状のMCCIであると思われる

溶融した炉心材料がRPVから漏出し、分散急冷固化
MCCI進行時クラスト破損、溶融コリウムの噴出によ
り小片化

MCCI
クラスト

気孔率が高く、靭性が低い燃料デブリが多量に存
在

壁面には金属成分を含んだ噴出物が付着、床面は中空構造、上部クラストは気孔多く金属成分は少量

切株燃料（未溶融破損燃料）
炉心部

炉底部

クラスト
（岩盤状）
CRD/
計装管

ペデス
タル内

構造物＋
付着燃料デブリ

寸法
～4m

0～3

溶融した金属と酸化物燃料が混合固化した燃料デブリ

数μm～数cm
数μm～数cm
厚さ
数十cm
7～20

厚さ
0.1～1m
侵入長10数cm

50μm～20cm

厚さ0.1～1m

120～209

塊状MCCI

上部は硬いコリウムであるが気孔率大下部は気孔率小で硬い
中央部または壁近傍に金属球在り

数10cm～金属層

MCCIの底部に比較的均一に分布

検討中

MCCI/粉状、
小石状
ペデス
タル外

MAAP

MCCI
クラスト/
塊状ＭＣＣＩ

ペデスタル内部位ほど明確な層分離はなく、クラス
トおよび塊状ＭＣＣＩが存
在

ペデスタルから流出した小石状燃料デブリが存在

ペデスタルから流出したコリウムがコンクリートと反応・凝固
金属成分やや多い

50μm～20cm
70～153～0.5m©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.46

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(1) チゼルによる加工要素試験
模擬MCCI試験体(日立GEニュークリア・エナジー提供品)に対し、チゼル加工を実施した。予備試験結果に基づきチゼル加工試験計画および試験装置を計画中。
No. チゼル種類

チゼル本数

1 電動駆動式

1本

2 電動駆動式

1本

3 エア駆動式

2本

加工状況/チゼル形状

加工結果状況

備考©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.47

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(2) 超音波コアボーリングによる加工要素試験
 開発の目的 反力が小さく、ダストの拡散が少ない加工方法を用意する。
 超音波コアボーリングの特徴• 一般的なコアボーリングに比べて反力が小さい。
（前年度の要素試験（ビット径φ66mm）では最大1.5tonを負荷）• 惑星探査用に開発。様々な硬い性状の対象物に対して実績あり。
• 小型・軽量
 解決すべき課題
 超音波コアボーリングの燃料デブリ加工への適用性の確認が必要。
 金属を含む対象物（一部に極めて硬い性状が推定される）の加工性（加工速度）
 加工廃液中の二次生成物の粒径分布
 ロバスト性(一般的な使用方法は、対象物の性状に応じてビット、超音波（／音波）の条件を変える。性状が一様でないと思われる1F燃料デブリに対する適用性は未知)
 右図はビット径φ3mm程度であり、高効率化のためにコアビットの大口
径化が必要©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.48６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(2) 超音波コアボーリングによる加工要素試験

 開発の進め方
 1F燃料デブリへの適用性が未知なため、フェーズを分けて開発
 フェーズ1：机上検討による適用性評価と試験計画立案
 フェーズ2：要素試験による適用性評価
 フェーズ3：プロトタイプ試験
 次フェーズに移る前に、有識者によるレビュー等を受審 得られる成果
 金属を含む対象物に対する加工条件・加工性能（加工速度） →スループット評価の具体化
 加工廃液中の粒径分布結果 →システムPJへのインプット
 加工に対する課題 →1F実機への適用性／開発課題
 開発目標 加工速度 ペデスタル底部の模擬MCCIを対象とした加工試験において30kg/h以上(1日10時間作業として300kg/日が達成可能な値)の加工量が確保できることを最終目標とする。
 フェーズ2の要素試験にて最終目標の実現性、拡張性を確認する。
 加工ツール質量
 ロボットなどによる遠隔での取り扱い性を考慮し、加工ツールの質量は、50kg以下を目標とする。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.49６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(2) 超音波コアボーリングによる加工要素試験

 試験条件 試験片（計画）： 単体試験片、及び単体試験片の組合せ
材質

硬さ

ステンレス

1.5 ～3GPa

ジルコニア（ZrO2）

12 ～14GPa

アルミナ（Al2O3）

15 ～17GPa

コンクリート－ステンレス＋ZrO2 or Al2O3－

 模擬燃料デブリ（コールド）• 対象燃料デブリは、ペデスタル底部のMCCIとする。
• 試験片仕様は今後調整。
 加工二次生成物の計測（計画）： 前年度までに実施したコアボーリング試験と同様に、加工廃液中の粒径計測を計画。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.50６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
b. 有効な加工・切削方法による燃料デブリ模擬試験体の加工要素試験(2) 超音波コアボーリングによる加工要素試験
 試験手順及び判定基準
項目

判定基準/到達点

要素試験/プロトタイプ試験

備考

加工速度

30[kg/h]以上

300[kg/day]の目標

重量50[kg]

マニピュレータの能力を考慮

加工径75[mm]以上の可能性検討

前年度のコアボーリング試験(66[mm])に対応

水量0.004[m3]目標回収能力を考慮その他

0.1[μm]以上の切削屑の収集・分析を行う

切削屑回収システムに反映※ 判定基準/到達点は、検討の進行により変更の可能性あり。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.51

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
c. 加工試験に使用するための燃料デブリ、汚染構造物模擬試験体の製作• MAAPの解析結果に基づき試験体の概念検討を実施中。燃料デブリ性状把握PJと協力して加工用MCCI試験体を試作予定。
加工用MCCI試験体条件

加工用MCCIの成分(案)を決定。

Ｎｏ.

成分

投入量
(リットル)

1

セラミック

2.26

2
3

金属

1.12

4
5
6

コンクリート58.36

試験体試作方法(案)決定。

加工試験に必要となる試験体の大きさ(案)を決定。

混合比

密度(kg/m3)

投入量
(kg)

ＺｒＯ2

25%

5.65

3.19

ＣｅＯ2(ＵＯ2模擬)

75%

7.2

12.2

ＳＵＳ

95%

7.6

8.09

Ｚｒ or Zry

5%

6.52

0.36

セメント

15%

3.5

30.6

骨材(SiO2)

85%

2.65

131

成分うちわけ約300mm

MAAP評価終了時点（平成27年度報告書の情報；14日後）の最終凝固形態の情報を反映。(最新の検討状況に更新)

φ約550mm

加工用MCCI試験体試作イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.52

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
d. 加工時の切りくずやダストの回収方法と分析• チゼル加工に関する局所回収システムを検討中。
• 加工要素試験時の切りくず・ダスト回収方法及び回収した切りくず・ダストの分析方法については、今後調整する。
UCへ移送

加工局所回収フロー
汚染拡大防止シート内において
燃料デブリ(MCCI)をチゼルで加工する。

局所回収装置の巻き上げ、吊り降ろしを想定

小型水中ポンプ(吸引時には下降可能)
小型水中ポンプで、加工片を吸引する。

吸引ホースを通じて燃料デブリをUCに移送する。
チゼル×４

チゼル加工の局所回収装置イメージ

拡散防止シート(先端はブラシ状)

拡散防止シート(先端はブラシ状)

チゼル×４による加工(吸引時には上昇可能)
燃料デブリ(MCCI)

チゼル加工の局所回収装置作業中イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.53

６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.54

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置
 開発の目的 燃料デブリから近い位置での拡散防止工法の実現性確認。
 燃料デブリ拡散防止工法の課題抽出。

 解決すべき課題
 ペデスタル内、外の燃料デブリを加工すると燃料デブリが小片化し、汚染水の流れなどによりジェットデフからS/Cなどに拡散する可能性がある。
 燃料デブリがS/Cなどに拡散すると燃料デブリの回収範囲が広がり、取り出し期間が長くなる可能性がある。
 現状においてS/Cなどに燃料デブリが存在すると仮定した場合、燃料デブリの拡散により再臨界する可能性がある。
 遠隔操作による狭隘部の作業性。
 開発の進め方
 フェーズ1：汚染拡大防止工法の概念検討を実施
 フェーズ2：汚染拡大防止工法の選定
 フェーズ3：要素試験計画の立案
 フェーズ4：試験機の製作および要素試験の実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.55

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置
 得られる成果 ジェットデフによる汚染拡大防止工法の実現性。
 汚染拡大防止工法における課題の抽出結果と開発計画の策定。

ジェットデフ

汚染拡大防止工法適用箇所©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.56

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置
概念検討により実現性が高いNo.3の汚染拡大防止工法を選定した。今後、工法ステップなどを検討するとともに要素試験計画を立案し、工法実現性を確認する要素試験を実施する。
汚染拡大防止効果

工法概要

No.

1

燃料デブリ

気中

水中

工法難易度
(想定)

閉止板を
溶接などで接合

備考
狭隘部の遠隔溶接が困難と
想定

高

高

高

溶接などで肉盛り

2

燃料デブリ
堰を設置

3

燃料デブリ

低

高

中

閉止板を設置
堰を設置

中

高

中

気中の汚染拡大は、負圧管理システムとの組み合わせを想定

気中の汚染拡大は、負圧管理システムとの組み合わせを想定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.57

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置工法の実現性を確認するための要素試験イメージを以下に示す。水位低による作業性を確認
し、課題を抽出する。
揚重機

揚重機

作業アーム

作業アーム

水位

水位

堰

閉止板

堰設置イメージ

閉止板設置イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.58６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置
2号機PCV内部調査結果に基づき、汚染拡大防止範囲を最小化するため、汚染拡大防止堰の設置範囲が最小となるケースを検討中。
作業員アクセス口

ペデスタル内の燃料デブリがペデスタル外に広がるルートとして、作業員アクセス口とサンプピットが考えられる。
大部分の燃料デブリがペデスタル内に存在するケースとして、汚染拡大防止措置を検討した。

堰

ジェットデフサンプピット用堰
サンプピット2号機PCV内部調査結果
ペデスタル底部写真

ジェットデフをすべて閉止す
る手段より、堰設置範囲を狭くすることが可能。
堰設置のために必要となる装置について検討中。

作業員アクセス口用堰©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.59６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置
1号機について2号機と同様に汚染拡大防止措置が最小となるケースについて検討した。
堆積物

堆積物

ジェットデフすべてに堰を設置するケースと比較し、設置範囲が狭くなるが、堆積物撤去後に、水位を低下させる必要がある。
堰設置に必要となる装置について検討中。

サンプピット用堰
堰

汚染水
作業員アクセス口用堰
堆積物

現状の1号機の燃料デブリ拡散イメージ

燃料デブリ

1号機の汚染拡大防止措置最小化イメージ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.60６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発
a. サプレッションチェンバーへの汚染拡大防止措置
堰を設置する装置の検討の一環として、平成28年度に開発した柔構造アーム(筋肉ロボット)を流用した予備試験を実施し、課題を抽出中。
堰設置用柔構造アーム開発方針• 堰設置だけでなくペデスタル外燃料デブリ取り出し作業、ペデスタル外干渉物撤去作業においても活用可能なよう装置の共通化および効率化を図る。

柔構造アームベース(ジェットデフプラットホーム)

ジェットデフ模擬体

閉止板

ジェットデフ模擬体

堰設置用柔構造アーム(平成28年度開発品を流用)

閉止板設置のための予備試験状況
堰

堰設置装置検討のための予備試験状況

堰により汚染拡大防止を図るとともに、気中からの汚染拡大防止対策として、ジェットデフに閉止板を設置する工法について検討中。
(写真は、作業員による閉止板設置試験状況)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.61

６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.62

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発
燃料デブリ取り出し時は現場が高線量であり、多くの作業を遠隔で行う必要があるため、燃料デブリ取り出し時に想定される作業毎に必要な以下の遠隔技術の開発を行う。
① 作業セルに関する要素技術開発
燃料デブリ取り出し装置を内包する作業セル設置については、遠隔作業によるセル設置が必要であり、例として横アクセスにおいては原子炉建屋内の狭隘かつ高線量エリアのＰＣＶアクセス部（Ｘ－６ペネ等）、上アクセスにおいては高線量エリアであるオペフロのウェル上といったアクセス部と作業セルとの気密性や強度を確保する必要がある。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上• セル・工法検討の設計条件の最適化作業を実施中。
• 横アクセス工法適用時の原子炉建屋の実現性（耐震性、建屋開口部の影響、床面荷重、セルの設置手順等）に関する概念検討作業を計画中。
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)• 溶接によるシール方法に関しては、前年度までに要素試験を実施し、成立見込みを確認。
• インフレートシールによるシール方法に関する要素試験を計画中。
c. 作業セルの気密性能とダスト飛散防止性能の確保• 作業セルの気密性とダスト飛散防止性については、システム側の負圧管理システムと協調し、セルに所要の放射性物質の閉じ込め性能を検討する。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.63

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発

 開発の目的 作業セルへの要求事項を整理し、セル概念の具体化により、セル設置方法、建屋強度の確認を含め、作業セルの成立性の向上。

 解決すべき課題
 セル概念の具体化 ソースターム、メンテナンスエリア明確化
 複数種類ロボットのセル共用化検討
 セル内機器のメンテナンス項目、方法の具体化 遮へい扉、ダブルドアシステム、エアロックシステムの高度化、コスト低減
 セル内プロセス具体化による燃料デブリ回収速度（スループット）の向上
 遮へい重量の低減
 セルの設置方法の具体化
 PCVコンクリート開口方法の詳細検討
 ダスト飛散防止方法検討（特にPCV壁とコンクリート部の隙間対応）
 高線量環境下での重量物据付工法の具体化©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.64

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
 開発の進め方
 作業セルへの要求事項の整理
 セル概念の具体化
 各作業セルへの要求機能の割り付け
 燃料デブリ性状、取扱量の想定
 セル遮へい厚の計算
 セル構造の検討
 セル関連機器（遮へい扉、気密扉、ハンドリング設備等）の検討
 セルの設置方法の具体化
 PCVコンクリート開口方法の検討
 PCVとのセルとのシール方法の検討
 セル搬入方法の検討
 建屋強度の確認
 建屋開口に関わる建屋強度の確認
 セル設置に関わる建屋強度の確認
 得られる成果
 PCV内装置搬入から燃料デブリ/干渉物回収までの一連作業の成立性
 セル内プロセス具体化による燃料デブリ回収速度（スループット）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.65

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
安全要求に基づき、セルに対する課題を整理
基本安全要求バウンダリによる
放射性物質の閉じ込め

安全要求（例）

気体中の放射性物質の安全基準で許容される以上の漏えい防止セルに対する課題
静的バウンダリによる閉じ込め動的バウンダリによる閉じ込め外部被ばくに対す
る防護

作業員の被ばく低減のための設計

作業員の被ばく低減のための運転管理

直接放射線による過大な被ばく防止のための遮へ
い

遮へい、汚染・線量区分の適切な設定と被ばくを低減する遠隔保守及び動線等システム設計

被ばく低減のための運転方法、保守計画及び作業
管理

解決方法

セルの気密化（扉システ
ム、貫通部等）

既存技術に基づき概念検討を実施

PCV-セルの接続部のシール

類似の適用事例がないため、要素試験でシール性を検証

扉システム

既存技術（ダブルドア、エアロック等）に基づき概念検討を実施

外部に対するセルの遮へい

ソースターム、廃棄物の動線等を明確にして概念検討を実施

作業員立ち入りエリアに対するセルの遮へい

作業員立ち入りエリアを明確にして概念検討を実施

セルの搬入・設置、レイアウト、動線

セル内プロセスを明確にして概念検討を実施

セル内機器、セルの保守

保守対象機器、保守の方法、保守の実施場
所等を明確にして概念検討を実施
必要に応じて要素試験を計画

セルの機能分担、レイアウト、動線

セル内プロセスを明確にして概念検討を実施

セル内機器、セルの保守

保守対象機器、保守の方法、保守の実施場
所等を明確にして概念検討を実施
必要に応じて要素試験を計画©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.66

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
セル・工法検討に関する設計条件について、インプットを整理するとともに、インプットが得られていないものについて仮定した。なお、今後得たデータは、適時更新する。
項目

No.

詳細項目

設計条件など

備考

項目No.1
放射線関連項目1

燃料デブリの線源強度

JAEA-Data/Code 2012-018に記載されている冷却期間10年の数値を
引用する。

2

PCV内の放射線量1. ペデスタル内(1～3号機共通)
100～1000Sv/h
2. ペデスタル外(1～3号機共通)
10～100Sv/h

3

原子炉建屋内の放射線量

現状のエリア線量とする。

4

セル遮へい外表面の線量

1. 作業員の通常アクセスが無いエリア：1mSv/h以下
2. 作業員がアクセスするエリア：0.1mSv/h以下
3. システムPJと調整し、値を設定する。

炉内構造物の落下と現場調査結果を考慮©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.67

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
項目

No.

詳細項目

項目No.2
原子炉建屋及び耐震

1

地上階床面の耐荷重

1. 1号機 ：X6ペネ前：1.22ton/m2、マンホール前：4.88ton/m2
2. 2/3号機：X6ペネ前： 4.9ton/m2、その他：1.22ton/m2

2

地震加速度

1. 900Galの地震加速度を想定。
2. 耐震PJと調整し、値を設定する。

3

セルの高さ

1. 原子炉建屋内に設置するセルの高さは、原子炉建屋1階天井以下とする。
2. 各セルの高さは、必要機能により工法ごとに異なる。

1

機器ハッチサイズ

1. 1号機：φ3.0m
2. 2/3号機：高さ2.5m

2X-6ペネ部開口サイズ

1. アクセス口として使用するかどうか、開口を拡大するかどうか工法により異なる。
2. サンプリングPJとサンプリング工事完了後の状態と引き渡し条件を
調整する。

3

ペデスタルの
開口サイズ

1.

4

ペデスタルの強度

1. ペデスタルは、当初の強度を保持している想定とする。
2. 内部調査によりペデスタルの健全性を確認する。

5

PCVの水位

1. PCV水位は、コントロール可能である。
2. PCV水位は、R/B1階床レベル以下とする。(横アクセス工法の場合)

項目No.3
PCV及びペデスタル内アクセス開口サイズ

設計条件など備考

1号機：CRD開口：H1970mm W790mm
作業員アクセス口：H1724mm W755mm
2. 2/3号機：CRD開口：H1900mm W750mm
作業員アクセス口：H1900mm W750mm©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.68６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
項目

No.

項目No.4
燃料デブリ
回収方法

1

詳細項目

設計条件など備考

燃料デブリの定義

1. 上部格子板以下(CRDレールを除く)は燃料デブリとする。
2. ペデスタル外については、作業員アクセス開口から外部に流れ出たものを燃料デブリとして取り扱う。

本PJによる定義

2

塊燃料デブリ

1. 直径10mmを超えるものを塊燃料デブリと定義する。
2. ユニット缶以上のサイズは、ユニット缶に入るサイズに加工して回収する。
3. ユニット缶サイズ以下のもので加工の必要がないものは、そのまま回収する。

3

粒燃料デブリ

1. 直径10mm～0.1mmの範囲を粒燃料デブリと定義する。
2. 吸引などで回収する。

4

粉燃料デブリ

1. 直径0.1mm未満を粉燃料デブリと定義する。
2. 吸引などで回収する。
3. システム側の水処理で回収する場合について今後調整する。

5

燃料デブリの臨界

再臨界管理手段については、臨界PJと調整する。

6

燃料デブリの回収範囲

1. ペデスタル内は、ドレンサンプピット深さ以上まで全域回収。
2. ペデスタル外は、ドレンサンプピット深さ以上まで全域回収。
3. 詳細は、調査、サンプリング結果により回収範囲を決定。

7

塊燃料デブリの加工方法

本報告書内、燃料デブリの切削・集塵システムの項目参照。

8

ユニット缶

1. φ400mm×H400mm以下とする。
2. φ200mmをベースとし、収納缶PJより提示があったサイズから工法側で選定する。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.69６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
項目

No.

詳細項目

設計条件など

備考

項目No.4
燃料デブリ
回収方法

9

収納缶

1. φ400mm×H2000mm以下とする。
2. φ200mmをベースとし、収納缶PJより提示があったサイズから工法側で選定する。

10

キャスク

収納缶PJとの間で、輸送キャスクの仕様を協議し、決定する。

11

燃料デブリの水切り乾燥

1. ユニット缶は、水切り可能な構造とする。
2. 燃料デブリの水分調整が、収納缶PJにおいて再評価されている水素発生に対し効果が高いと判断可能な場合は、必要に応じて検討する。
3. 形状により再臨界を管理することができないφ400mmの収納缶について、水分量を収納缶PJ、臨界PJと調整する。

12

燃料デブリからの発生水素対策1. 収納缶PJの評価結果待ち。
2. 燃料デブリ搬送中の水素対策が必要な場合は、燃料デブリの水分調整や容器のベントなどを考慮する。

13

ユニット缶の計量管理項目

保障措置にかかわる計量管理は、補助事業とは別にJAEA主体で検討されている。

14

収納缶の計量管理項目

1. 保障措置にかかわる計量管理は、補助事業とは別にJAEA主体で検討されている。
2. 一般的な容器全体の質量測定は、実施する。

15

キャスクの搬出前検査
及び計量管理項目

保障措置にかかわる計量管理は、補助事業とは別にJAEA主体で検討されている。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.70６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
項目

No.

詳細項目

設計条件など

備考

項目No.5
干渉物及び廃棄物の回収1

干渉物の定義燃料デブリを取り出すために撤去が必要となるものを干渉物とする。

2

干渉物の放射線量

1000Sv/h以下とする。

3

燃料デブリと廃棄物の識別

燃料デブリと廃棄物の定義は、他PJで検討中。

4

干渉物の撤去の順序工法により撤去対象物および撤去範囲が異なる。

5

廃棄物の回収容器

1. 容器は、水切り可能なものとする。
2. 容器の大きさは、PCV開口以下とする。

6

廃棄物回収用コンテナ

詳細は、廃棄物PJで検討する。

7

干渉物の加工・
切断方法

工法により撤去対象物および撤去範囲が異なるため、それぞれに適した加工・切断方法を検討する。

8

廃棄物の搬出のしきい値

1. 搬出前に廃棄物回収用コンテナの放射線量などを検査する。
2. しきい値は、廃棄物PJで検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.71

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
項目

No.

詳細項目

設計条件など

備考

項目No.6
アクセス装置の運用・メンテナンス

1

アクセス装置の搬入/
搬出

1. バウンダリを維持しながら搬入/搬出を行う。
2. 装置は、工法ごとに異なる。

2

アクセス装置へのユー
ティリティ供給

1. 各工法により、必要となるユーティリティが異なる。
2. アクセス装置の駆動源は、油圧、水圧、電動など工法ごとに異なる。

3

アクセス装置のメンテ
ナンス

1. カメラ交換などのライトメンテナンスは、原子炉建屋内において遠隔作業で実施する。
2. メンテナンス項目は、工法ごとに異なる。

4

カメラの交換

カメラの耐放性は、100ｋGyとする。

5

アクセス装置の交換頻度

アクセス装置の耐放性は、1×106Gyを目標とする。

6

アクセス装置の非常回収

1. 故障しても回収可能なよう検討する。
2. 非常回収手段は工法ごとに異なる。

7

先端ツールの交換

先端ツールの交換方法は、工法ごとに異なる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.72

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○セル・工法検討の設計条件
項目

項目No.7セルの運用・
メンテナンスNo.

詳細項目

設計条件など備考

1

燃料デブリの回収速度

300kg/日以上を目標とする。

2

セルの汚染区分高汚染エリア、中汚染エリア、低汚染エリアの３つのエリアに分ける。

3

セル内の負圧管理

1. 二次バウンダリは、-64PaG程度とする。(大気との差圧)
2. 一次バウンダリは、セルの区分ごとに100PaG程度の差圧を設ける。

4

セル内の換気1. 水素発生などの対策としてセルの換気を実施する。
2. 窒素の活用については、システム側と検討する。

5セルの運転・
メンテナンス

1. セル内の運転・メンテナンスは、原則として遠隔作業で実施する。
2. 非常時において、遠隔作業で対応できない場合に限り、作業員による作業を考慮する。

6

セルの配置

1. 原子炉建屋外に増設建屋を設置する。
2. 原子炉建屋内配置、原子炉建屋外配置は、工法ごとに異なる。

7

セル内の監視方法

セル内において、温度、圧力、放射線量、中性子量、水素濃度、酸素
濃度、視覚状態監視等を監視する。

8

燃料デブリ及び廃棄物の搬送1. 汚染拡大防止手段を講じて搬送する。
2. 搬送手段は、最終的にはキャスクで搬送する。

9セルの据付方法

セルの据え付け方法は、工法ごとに異なる。

10

セルとPCVの接続

1. 汚染拡大防止や閉じ込めを考慮した接続とする。
2. 接続方法と手段は、工法ごとに異なる。

11

セル内の除染方法

1. 具体的な除染方法について検討する。
2. 除染方法と手段は、工法ごとに異なる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.73

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○原子炉建屋への負担軽減に関する検討• 原子炉建屋への負担を軽減するため、床荷重制限に対する対応について検討した。
PLAN-A

PLAN-B

PLAN-C

配置例(2号機)

配置例(1号機)

配置例(2号機)

燃料デブリ以外の搬出入

BSW

原子炉建屋内セル
重量

床荷重

床荷重許容量原子炉建屋内セル
重量

床荷重

床荷重許容量原子炉建屋内セル
重量

床荷重

床荷重許容量

軽量化検討中

4.9 ton/m2以下

4.9 ton/m2

軽量化検討中0 ton/m2

4.88 ton/m2

軽量化検討中7 ton/m2
以下

4.9 ton/m2

•
•
•
•
•

セルを直線的に配置し、比較的大きな開口を原子炉建屋の外壁に開けることを想定。
セルは搬送レールにて原子炉建屋外部より搬入・設置。
原子炉建屋の健全性を維持するために開口部の補強を検討する。（原子炉建屋への負荷が比較的大きい）
吊り橋方式により、外部に荷重を逃がすことにより床荷重の低減を検討中。
BSWと原子炉建屋外部の支持点で両端支持とし、セルの荷重を支える方式。

• 原子炉建屋外の増設建屋とPCVをアクセストンネルで接続する工法を検討中。
• アクセストンネルの荷重は、BSWと原子炉建屋壁で両端支持とし、原子炉建屋1階床への荷重はないものとして計画中。

・セル、搬送台車等は、原子炉建屋1Fフロア内に配置。
・装置メンテや、燃料デブリは、搬送台車により、外部の増設建屋に移送。
・機器セルや搬送台車は、荷重を大梁、BSW、原子炉建屋壁に伝達することで床荷重の低減を検討中。さらに敷鉄板等により、荷重分散を行い、床荷重の低減を計画中。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.74

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○原子炉建屋への負担軽減に関する検討• 床荷重制限に対する対応方針を策定し、課題を抽出した。
R/B内準備方針No.

セル設置ケース

１

原子炉建屋壁を開口し柱を撤去しない工法(PLAN-B)

壁

壁補強

柱

PCV

撤去

－

－

既存の
開口利用

原子炉建屋壁を開口し補強を行う工法(PLAN-A)

撤去

あり

－

新規
開口設置

原子炉建屋壁を開口しない工法(PLAN-C)－

燃料デブリ以外の搬出入

２３セル設置に関する対応方針

課題

1. 原子炉建屋1階に配置されると想定するシステム側装置のため、原子炉建屋1階にかかる荷重を
可能な限り軽減する。
2. 作業員の被ばく低減を考慮し、増設建屋側よりアクセストンネル
を片持ちでPCVまで送り出す。
3. 設置工事時は、原子炉建屋1階
床に荷重をかけない。
4. アクセストンネル設置完了後は、BSWと原子炉建屋壁で両端支持とし、原子炉建屋1階床に荷重を
かけない。

備考

1. アクセストンネル送り出しにかかわる狭隘
部ハンドリングの実
現性。
2. PCVとの接続位置まで送り出す精度の実現性。
3. 重量物のハンドリン
グ実現性。
4. アクセストンネルとPCVのシール方法実
現性。

詳細検討中
－

－

新規
開口設置
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.75

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○原子炉建屋への負担軽減に関する検討• 課題に対し、セル(アクセストンネル)の構造を具体化した。また、燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化事業において、概念検討結果の実現性を確認するため、要素試験を計画中。
アクセストンネル

アクセストンネル

PCV©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.76

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
a. 上アクセス、横アクセス作業セルの設置方法、原子炉建屋への負担低減と取り扱い性向上○ 建屋側の検討• 上アクセス工法と横アクセス工法の組合せによる燃料デブリ取り出し工事を想定し、設置される設備の原子炉建屋耐震性への影響概略評価を検討中。
• 原子炉建屋の壁開口及びＰＣＶ開口が、原子炉建屋の影響の評価を検討中。
• 床面荷重許容値を考慮した、燃料デブリ取り出しセルの設置・固定方法の検討
を計画中。
• 原子炉建屋の健全性を考慮した燃料デブリ取り出しセルの据付手順の検討を計画中。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.77

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発
b. PCVとのセルとのシール方法の検討
 セルアダプタ設計の主な仕様
溶接方法

ＴＩＧ片側隅肉溶接

開先なし（トーチのアクセス性を考慮）

主要材料

SM490B（溶接部），SUS316等

機能

負圧維持可能な気密性の確保

検査［溶接前]隙間確認，[溶接後]外観、耐圧・漏えい試験

その他

・地震変位はベローズで吸収（水平・鉛直各20mmを想定）
・ベローズ（薄板）は冗長性の観点から二重化を指向

セルアダプタPCV

隅肉溶接

X6-ペネトレーション

 溶接によるシールにおける課題等
 H28に溶接試験（部分モデル）を実施し、実現の見通しを得ている。
①今後の課題等
溶接データ拡充（溶接要領及び装置の見直し、溶接補修方法、TIG溶接でまれに生じるスケールの手入れ、仮付け方法等）
PCV表面塗装・錆除去方法の選定及び確認
開先合せ方法（表面計測に基づく開先加工から開先合せまでの遠隔操作）
金属二重ベローズ（薄板）の製作性（冗長性確保、代替手段についてもあれば検討）
PCV材料の健全性確認（1号機。遠隔操作による硬さ測定による推定、PCV開口後の材料による検証等。）②溶接施工データ拡充（規制当局との議論等で必要に応じ追加実施）③実機形状（フルサイズ）による工法検証（施工要領、仮付け方法、変形量（部分モデルでは模擬できない）の検証）④溶接士トレーニング※②及び③：遠隔溶接の技量向上及び溶接士の絞り込み、④：溶接士のトレーニング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.78６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発
b. PCVとのセルとのシール方法の検討
 シール方法の比較
比較項目○：長所等，▲課題(課題解決の試験を準備又は実施中)，●短所又は課題

インフレートシール（EPDM）

溶接○現場の被シール面の凹凸になじんでシールする。
●遠隔での定期的なシール交換作業が発生。

○恒久的にシールする。
●遠隔での溶接作業の難易度が高い。

（遠隔含む）
作業難易度○不確かな被シール面への適用性が比較的良い▲遠隔作業の難易度は高いため、遠隔操作による実機サイズのシール作業の試験を準備中。

○遠隔溶接の難易度は高いため、遠隔操作による部分モデルの溶接試験（開先ギャップ、三次元曲面）を実施し、適用可能の見通し得ている●PCV表面計測を開先加工に反映することで凹凸に追従させる工法、遠隔作業による開先合わせの工法の確立が必要●溶接補修方法、TIG溶接でまれに生じるスケールの手入れの確立が必要●仮付け方法、溶接歪の影響確認を含むフルサイズでの検証が必要

確認・検査

●検討中

○外観及び漏えい確認

保守・交換▲定期的に交換。遠隔作業の難易度は高いため、シール面の手入、代替バウンダリの確保、及びシール交換作業の試験準備中。

○基本的に監視のみ

シール部の
劣化

○放射線劣化するため定期交換する。
○地震等による相対変位は柔軟性で追従、慣性力は無視できる。

○地震等の相対変位および慣性力は、ベローズにより追従○炭素鋼は腐食代を予め考慮するため、発生可能性が低い

異常の検出○シール内圧の監視によりシール材の劣化を検知●シール性能はバウンダリ圧力により間接的に監視●シール性能はバウンダリ圧力により間接的に監視

復旧▲シール交換と同じ手順となる。実機作業の試験を準備中●シール材吹付け等で対応可能だが、燃料デブリ取り出し装置等の干渉
回避必要

廃棄物

廃材発生

●交換により廃材発生○基本的にはなし

適用実績

原子力関連
施設等

○再処理施設のセルのバウンダリ構成物として一般的に使用●遠隔交換は小型シールのみ大型シールはない。

○溶接によるバウンダリは一般的●遠隔作業の開先合わせ、仮付、本溶接は難易度が高い

特徴

施工作業性

保守作業性

異常時/
事故時対応

シール性

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.79

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)
 開発の目的 安全要求の中でも最上位の要求である「放射性物質の閉じ込め」のために、 PCVとセルとの間の気密性向上（シール）の方法・技術を確立する。
 遠隔による、シールの設置・交換の方法・技術を確立する。
 閉じ込めバウンダリの構築の検討については以下の項目も挙げられる。
• 既存の1次バウンダリ（PCV等）の気密性向上• 新設する1次バウンダリの（セル等）気密設計• 1次バウンダリ内の負圧管理
 これまで、PCVとセルとの間のシール方法として、以下を検討している。
• 溶接によるシール(右図)• シール材（有機シール材等）によるシール

 解決すべき課題
 シール材によるシールについて、長期間の運用も含めて燃料デブリ取り出しの作業セルとPCVとの間のシールへの適用性を検証する必要がある。
 シール材の遠隔による設置・交換の成立性・安全性を検証する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.80

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)
 解決すべき課題
 シール材によるシールについて、長期間の運用も含めて燃料デブリ取り出しの作業セルとPCVとの間のシールへの適用性を検証する必要がある。
 シール材の遠隔による設置・交換の成立性・安全性を検証する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.81

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシー
ル、水シールなど)～2017/12（フェーズ1）

BSW-PCV間シール
要素試験

 開発の進め方
 シール材の適用性を見極めながら、フェーズを分け・外径2m×1.5mを包括する
サイズ
て開発
・金型成型
 フェーズ1：机上検討と予備試験による適用性・EPDM
評価と試験計画立案
 フェーズ2：単体要素試験による適用性評価
 フェーズ3：M/U体を用いた組合せ要素試験
 次フェーズに移る前に、有識者によるレビュー等を受審
2018/10～12（フェーズ3）
BSW-PCV間シール
組合せ試験

 得られる成果
 PCV／セル間シール材の選定・評価結果
 シール材によるシール機構の設計仕様
 適用可能範囲等
 シール材の据付・保守手順（案） 3次元曲面に対する据付・保守手順
 代替バウンダリを確保の手順

1.5m・3次元曲面に対するシール
性能確認
・運転中シール健全性監視

2m

試験治具

PCV壁模擬体

インフレートシール

インフレートシール

BSW試験体・遠隔装置を使用した据付・撤去・シール性能確認

遠隔装置（マニピュレータ）機器搬送台車シール時（展開）

BSW開口通過時（折りたたみ）©International Research Institutefor Nuclear Decommissioning

No.82

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)
 開発目標 各供用状態に対して、要求条件に示した差圧に対する漏えい量を達成できること
 3次元曲面に対するシール性能確認治具にて、要素試験を実施
 遠隔操作により据付・撤去ができること
 BSW開口通過時は折りたたみ、シール時に展開する
 保守時に、代替バウンダリを確保し、作業員環境の安全が維持・確保できること
 環境条件(例)： 線量率（原子炉建屋1階）：5～10mSv/h
線量率（PCVシェル外壁付近）：10～100Sv/h→PCV内と同等まで線量が上昇すると想定
 温度：0～40℃
 湿度：外気と同程度※具体的数値は、検討中に定める。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.83

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)
 試験条件・判定条件(例) PCV、BSWの形状は図面情報に基づき3次元曲面を模擬
 BSW開口：2m×1.5m（仮） 以下で漏えい試験を実施
 圧力降下法試験にて、試験時間30分間で、試験圧力300Paの50%の圧力を維持できる 発泡漏れ試験にて、連続する発泡又は、気泡の成長もしくは気体の噴出がない
 遠隔装置を使用した据付・撤去
 開口から100mm（仮）まで円滑に挿入できる ギャップからシールを円滑に取り外せる※試験条件・判定条件の具体的数値は、検討中に定める。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.84

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（１） 要求機能 シール部は、基本的安全要求に基づくバウンダリを構成する要素の一つであり、基本的安全要求からシール部に対する要求機能を抽出する。

 バウンダリによる放射性物質の閉じ込め シール部の設置、保守・交換作業においては安全要求を満足すること。

 作業員被ばくの低減©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.85

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（２） 要求機能を達成するための手段
 PCV、セル、及びPCVとセルの接続部（シール部）で構成されるバウンダリを構築

BSW

1次バウンダリ

PCV
溶接

遮蔽
ベローズ

溶接
（要素試験済） バウンダリ内を負圧管理することで許容される以上の放射性物質の漏えいを防止 シール部の構成手段として以下を考慮

セルアダプタセル
溶接によりシール部を構築する例

 溶接によりシール部を構築•

長期間に渡って高い信頼性が期待できる•施工管理が難しく、施工条件（ギャップ等）にも制約がある⇒前年度までに要素試験で遠隔溶接によるシール部構築の成立見込みを確認

1次バウンダリ

インフレートシール（汎用）

モルタル+コーキング材（汎用）

BSW
PCV

 シール材によりシール部を構築•

溶接に比べて施工が容易で、適用範囲が広い•

定期的な交換が必須であり、長期的な運用に課題⇒本技術開発で成立性を確認予定

溶接、シール材の双方に課題が残るため、現段階で二者択一を行わず、並行して開発。

シール材（今回の開発対象）

セル

遮蔽（気密）扉
シール材によりシール部を構築する例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.86

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（３） 要求条件
 通常時において、シール部の漏えい量を40m3/h以下とすること。
 換気風量1000m3/hで負圧目標値-100Paを達成できる開口面積から設定

 1次バウンダリ表面に均等に開口があると仮定し、セルの表面積あたり開口量をシール部の許容開口面積として設定
 開口面積では管理できないため、目標の負圧を付加した場合の漏えい流量を目標値として設定。
 設計差圧：設定した圧力(※)に対してシール部が健全であること。

 相対変位：±5mmに対してシール部が健全であること。
 地震時のPCVと原子炉建屋との相対変位を想定

 シール自身の形状変化によってシール性（漏えい量：40m3/h以下）が低下しないこと。
 シール部には経年劣化しにくい材料を使用すること。
 シール部は定期的に保守（点検・交換）ができること。
 燃料デブリ取り出し作業中にシール部の異常を検知できること。
 保守時にも1次バウンダリの閉じ込めを維持できること。

 シール部の設置、運転（保守）に係わる作業員被ばくを低減すること。 ※具体的数値は、検討中に定める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.87

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（４） 基本機能に対する課題と対策
基本機能

課題

対策

PCVの曲面に対するシール要素試験（単体）で確認

シール材のためのガイド溝のない面でのシール要素試験（単体）で確認

施工部に溶接線等の段差がある場合のシール要素試験（単体）で確認

設計差圧：設定した圧力（※）に対してシール部が健全であること。

同上

要素試験（単体）で確認

相対変位：±5mmに対してシール部が健全であること。

同上

要素試験（単体）で確認

同上

要素試験（単体）で確認

シールの給圧喪失時のシール機能維持要素試験（単体）で確認

高線量環境におけるシール材の耐久性

耐放射線性に優れるEPDMを採用

遠隔操作による作業の実現性要素試験（組合せ）で確認

据付状態のバラツキに対するシール性要素試験（組合せ）で確認

保守によるスループットへの影響低減

要素試験（組合せ）で確認

燃料デブリ取り出し作業中にシール部の異常を検知できること。

シール部の異常の検知方法

シールの内圧をモニタリング

保守時にも1次バウンダリの閉じ込めを維持できること。

仮閉止時のバウンダリのシール性机上検討で実現性を確認
今後検証要シール部の設置、運転（保守）に係わる作業員被ばくを低減すること。

救援・復旧時の作業員被ばく低減

シール部の漏えい量：40m3/h以下

シール自身の形状変化によってシール性（漏えい量：40m3/h以下）が低下しないこと。
シール部には経年劣化しにくい材料を使用すること。
シール部は定期的に保守（点検・交換）ができること。

備考
基礎試験でも確認済
基礎試験でも確認済

作業員作業が必要な場合は、作業時間を測定して作業員被ばく量の評価に反映。
※具体的数値は、検討中に定める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.88

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（５）インフレートシールの材質の選定・評価©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.89６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（６）シール周形状の検討
インフレートシール周形状は、マニピュレータでの据付性を考慮し、BSW開口に沿った四角の形状とする。
1800※寸法は暫定の参考値である。

BSW

PCV壁
PCV壁

R=200
2500

BSW開口

PCV開口

75

インフレートシール©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.90

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（７）シール断面形状の選定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.91

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（８）インフレートシールの遠隔据え付け手順©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.92

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（９）単体試験計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.93

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発① 作業セルに関する要素技術開発
b. 作業セルシール方法(溶接、インフレートシール、水シールなど)（10）組み合わせ試験計画
確認項目・手順

判定基準

インフレートシールを据付治具に取り付
け、マニピュレータで把持する。

インフレートシールを所定の据付位置に取り付けられること。
インフレートシールをマニピュレータで把持できること。

BSW開口を通過してインフレートシール
を搬入する

インフレートシールとBSW開口が干渉ないこと。

ギャップへのインフレートシール挿入・
固定

ギャップへインフレートシールを所定の位置まで円滑に挿入できること。
インフレートシール位置を固定できること。

インフレートシール内を加圧後、シール
性能確認（発泡漏れ試験）

連続する発泡又は，気泡の成長もしく
は気体の噴出がないこと。

漏えい量測定試験圧力300Pa を 維持した状態で測定した流量が、許容漏えい量以下であること。

ギャップからのインフレートシール取外
しギャップからインフレートシールを円滑に取り外せること。

BSW開口を通過してシールを搬出する。

インフレートシールとBSW開口と干渉ないこと。

インフレートシール交換手順

インフレートシール交換手順が成立する
こと©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.94

６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.95

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
燃料デブリ取り出しのためには、燃料デブリへのアクセスルート（上アクセス及び横アクセス）に
よって課題となる干渉物が存在するが、基本的には遠隔装置での対応になることから、必要な解体、撤去、回収及び搬出を可能とする遠隔技術の開発及び要素試験を実施する。その際には以下の点を考慮する。
・ 上アクセス時での干渉物：ＰＣＶ上部構造物（ウェルシールドプラグ、ＰＣＶヘッド、ＲＰＶヘッド
等）、RPV内部構造物（ドライヤ、セパレータ等）
・ 横アクセス時での干渉物：ペデスタル外機器
・ 各アクセス共通での干渉物：ペデスタル内機器（ＣＲＤハウジング等）、原子炉建屋内構造物（汚染した計装ダクト、高線量配管等）※1
なお、本検討にあたり、アクセスルートを構築するための干渉物撤去等、影響を及ぼす課題が抽出された場合は、その整理と対応策についての検討を行うこととする。
※1 ：原子炉建屋内構造物（汚染した計装ダクト、高線量配管等）は、燃料デブリ取り出し作業を実施する際に、撤去が必要となる場合において検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.96

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
 開発の目的 燃料デブリにアクセスするために撤去が必要となる干渉物(付着した燃料デブリも含む)について、撤去方法の実現性を確認する。
 解決すべき課題
 遠隔作業性の実現性
 撤去手順や工法
 落下防止対策
 ケーブル処理や作業監視方法
 撤去物搬出方法

 加工ツールの選定
 撤去用加工ツールの適用性
 PCV開口加工時のダスト飛散防止対策©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.97

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
 開発の進め方
 撤去が必要となる干渉物の整理
 干渉物の加工方法の検討
 要素試験計画
工法によらない干渉物を選定し、撤去性を確認するための要素試験を計画
 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(横アクセス工法も考慮)• 炉底部(CRDハウジング含む)撤去方法
 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法• ペデスタル外干渉物(配管・サポート類)撤去方法と手段• PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法• ペデスタル内干渉物撤去方法と手段• ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 要素試験の実施による実現性の確認
 得られる成果
 干渉物撤去に関する加工方法の実現性
 PCV開口工法の実現性
 各作業時間に基づくスループットの具体化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.98６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
以下に示す概念検討と要素試験を計画中。
なお、中長期ロードマップにおける取り出し方針の決定を受けて、横アクセス工法に関連した技術開発に軸足をおいて要素試験を実施することとした。
共通• 各工法で燃料デブリを取り出す際に撤去が必要となる干渉物について整理し、加工方法の適用性について検討した。また、干渉物撤去に関するスループットについて概念検討を実施中。
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法• 炉底部は、燃料デブリと金属構造物とが混ざり合って溶融して加工上の難易度が高いこと、
CRD/CRDハウジング等の炉底部機器は、RPV側から切断すると拘束を失って落下してしまい*1、他の構造物よりも落下防止対策の難易度が高いことから、炉底部の干渉物撤去方法に関する概念検討と要素試験を計画中。
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法• 横アクセス工法に軸足をおくとの方針を踏まえ、ペデスタル内／外の燃料デブリにアクセスするうえでの干渉物について、主に優先度の観点で具体的な撤去方法を検討し、要素試験を計画中。
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法• ペデスタル内の干渉物について、CRDなどの落下物撤去に関する要素試験を計画中。
• ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認に関する要素試験を計画中。
• 上アクセス工法及び横アクセス工法の組み合わせ撤去方法について、概念検討を計画中。
*1：3号機PCV内部調査の結果より、CRD支持金具は機能していないと想定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.99６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
干渉物撤去に関するスループットの試算方法について、概念検討を実施中。
 構造物の単純化
撤去概略期間を算出するため、複雑な構造物は単純化する。

単純化した場合の構造の例

グレーチング支持構造物の例

構造単純化、板厚均一化など
 切断速度の統一
切断方法により概略期間が左右されないよう切断方法を統一した。

切断速度は、JAEA「ふげん」原子炉解体切断工法の選定より引用

 ディスクカッター切断速度(IRID実測データ)
板厚～230mm切断時【86mm/min】©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.100

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
 干渉物撤去スループットに関する回収とハンドリングに関する条件を仮定した。
項目

No.

仮定条件

備考

1

年間干渉物撤去日数200日間(作業日数以外はメンテナンス日とする)

21日の干渉物加工時間

24時間以内3

干渉物量

横アクセス工法のプランごとに、燃料デブリ取り出しのために必要となる干渉
物量について検討中。

4

干渉物加工ツール

1. JAEA「ふげん」原子炉解体切断工法による。
2. ディスクカッター
3. 炉底部(CRDハウジング)、生体遮へい壁、ペデスタル外の配管およびサ
ポート類、ペデスタル内構造物については、本事業の要素試験で適用可
能な加工ツールを選定する。

5

干渉物加工速度

1. JAEA「ふげん」原子炉解体切断工法による。
2. ディスクカッター：板厚～230mm切断時【86mm/min】
3. 炉底部(CRDハウジング)、生体遮へい壁、ペデスタル外の配管およびサ
ポート類、ペデスタル内構造物については、本事業の要素試験結果を参考に試算する。

6

干渉物回収方法

把持、すくうなどの実績がある回収方法で回収速度を検討中。

7

干渉物収納容器サイズ

1. 1回でハンドリング可能な重量を100kg(鉄ブロック換算で一辺約230mm)と仮定した。
2. 横アクセス工法のプランごとに、PCV開口以下のサイズにおいて検討中。

8

干渉物ハンドリング速度

実績があるハンドリング方法でハンドリング速度を検討中。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.101

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
 干渉物撤去スループットの2018年度末アウトプットイメージを以下に示す。

加工ツールの例：干渉物撤去試験計画中：干渉物撤去範囲

No.

干渉物

分類

全体
重量
(ton)

撤去
対象

撤去期間
コアボーリング

AWJ

ディスクカッター

1

原子炉建屋壁廃棄物○

建築側による検討が必要。

2

遮へいプラグ

廃棄物

○

○○日

○○日

○○日

3

機器ハッチ

廃棄物

○

○○日

○○日

○○日

4

ペデスタル外干渉物(HVH、階段、ステージなど)

廃棄物

○

○○日

○○日

○○日

5

CRDレール

廃棄物

○

○○日

○○日

○○日

6

グレーチング

燃料デブリ*1

○

○○日

○○日

○○日

7

グレーチング支持構造物

燃料デブリ*1

○

○○日

○○日

○○日

8

CRD等(落下物)

燃料デブリ*1

○

○○日

○○日

○○日

9

CRD交換装置

燃料デブリ*1

9

○

○○日

○○日

○○日

10

CRDハウジング

燃料デブリ*1

6

○

○○日

○○日

○○日

合計：

○○○日

○○○日

○○○日

*1：燃料デブリとして取り扱うが、加工速度は、本事業における要素試験結果を考慮する。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.102

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
横アクセス工法における燃料デブリ取り出しに関するスループットの試算方法について、概念検討を実施中。
：横アクセス工法の取り出し対象範囲。
質量[t]
No.

分布位置

性状

主な状態

MAAP

4

溶融した炉心材料が急冷され、小
片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

粉状、小石状

MAAP、SAMPSONとも下部プレナムにはデブリは少量溶融した炉心材料が急冷され、小
片化

数μm～
数cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

ゆっくり冷却され塊となったもの

厚さ
数十cm

(U,Zr)O2(Zr,U)O2

厚さ0.1～1m(U,Zr)O2,(Zr,U)O2
Zr(O),Fe

塊状

配管

粉状、
小石状
ペデスタ
ル内
塊状
粉状、
小石状

5

UO2,ZrO2,(U,Zr)O2,Zr(O)

残存構造物に付着あるいは積層して存在

溶融した金属と酸化物燃料が混合固化したデブリ

クラスト
（岩盤状）
CRD/
計装管

～4m

粉状、
小石状

炉心部

3

組成

炉心外周部の燃料集合体の上部が溶解し、切り株燃料が僅かに残
る

切株燃料

炉底部

寸法

大部分の燃料が溶融し炉心外周部に健全な燃料集合体が存在（MAAP）

1

2

デブリ物性

特徴

ペデスタ
ル外
塊状

0～31

21～79

管内部の隙間や外面にデブリが付着して存在

圧力容器上端から下方の部分の
SUS配管内をデブリが流路閉塞

侵入長
10数cm

(U,Zr)O2,(Zr,U)O2,SUS

注水のタイミングが早かったため、溶融デブリがほとんどＭＣＣＩを形成せずに凝固
サンプピットではＭＣＣＩの形成可能性あり

溶融した炉心材料がRPVから漏出し、分散急冷固化し、分散
コンクリートとはほとんど反応せず

数μm～
数cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe

厚さ
15cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe（U,Zr）SiO2

ペデスタル部位から凝固したデブリが流出
大部分は粉、小石状

ペデスタルから流出した小石状デ
ブリが存在

50μm～
20cm

UO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe

侵食量～0.20mUO2,Zr(O)(U,Zr)O2, Fe（U,Zr）SiO2

凝固した塊状デブリが均等に分布
サンプピットにてＭＣＣＩ形成の可能性

ペデスタルから流出したコリウムがコンクリートと反応・凝固
金属成分やや多い

92～
277

0～146

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.103

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
横アクセス工法における燃料デブリ取り出しに関して仮定条件を設定。
No.

項目

仮定条件

備考

1

燃料デブリ取り出し期間目標

1号機：10年間、2号機：10年間、3号機：10年間

2

年間燃料デブリ取り出し日数200日間(作業日数以外はメンテナンス日とする)

3

1日の燃料デブリ加工時間

10時間以内4

燃料デブリの量総量が最も多い3号機を想定する。(CRD計装管付着：6ton*、ペデスタル内：最大277ton、ペデスタル外：最大146ton、合計：429ton)

5

燃料デブリ加工ツール

1. MCCI：チゼル加工、超音波コアボーリングなど。
2. CRD計装管付着：ディスクカッター、AWJ、レーザなど。
3. 金属類付着：ディスクカッター、AWJ、レーザなど。

6

燃料デブリ加工速度

1.
2.
3.
4.

7

燃料デブリ回収方法

吸引、把持、すくうなどの実績がある回収方法で回収速度の仮定を検討中。

8

燃料デブリ収納缶サイズ

φ200mmをベースに、φ400mmの使用を考慮する。

9

燃料デブリハンドリング速度

実績があるハンドリング方法でハンドリング速度の仮定を検討中。

チゼル加工、超音波コアボーリング：本事業の要素試験結果による。
ディスクカッター、AWJ、レーザ：干渉物撤去と同様の加工速度。
コアボーリング：3.25kg/h(2016年度試験結果)
レーザガウジング：4.76kg/h(2016年度試験結果)*1：平成27年度の炉内状況把握PJによる検討結果。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.104

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発
加工ツールの例②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
横アクセス工法における燃料デブリ取り出しスループットの2018年度末アウトプットイメージを以下に示す。
廃棄物

分類

シールドプラグ
PCVヘッド
RPV保温材RPVヘッド
蒸気乾燥器
シュラウドヘッド
上部格子板
シュラウド
ジェットポンプ
炉心部燃料デブリ
RPV底部燃料デブリ
炉心支持板
RPV下部/CRDハウジングに付着した燃料デブリ
PCV穴あけ時の廃棄物
ペデスタル内部構造物
CRD交換台車
ペデスタル内部燃料デブリ
ペデスタル外部構造物

固体放射性廃棄物
固体放射性廃棄物
固体放射性廃棄物
固体放射性廃棄物
固体放射性廃棄物
固体放射性廃棄物
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ
燃料デブリ

全体重量
[ton]
465
48
13
66
31
48
7
46
12
31
79
11

燃料デブリ*16○固体放射性廃棄物
燃料デブリ*1
燃料デブリ*1
燃料デブリ*1
固体放射性廃棄物

40
90
9
277
30

○
○
○
○
○

ペデスタル外部燃料デブリ

燃料デブリ

146

○

合計期間

撤去対象
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×
×

撤去期間
チゼル加工 ディスクカッター
AWJ
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
○○日
○○日
(○.○年)(○.○年)
コアボーリング：○○日○○○○日(○.○年)○○○○日(○.○年)○○○○日(○.○年)○○日○○○○日(○.○年)○○○○日(○.○年)○○日○○○○日(○.○年)○○○○日(○.○年)○○日○○○○日(○.○年)○○○○日(○.○年)*1：上部格子板以下を燃料デブリと定義しているが、加工速度は、本事業の干渉物撤去要素試験結果を考慮する。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.105

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物(炉内構造物含む)について、整理した。
Ｎｏ.
1

2

3

干渉物
シールドプラグ

DSPスロットプラグ

PCV上蓋

概略仕様
① 主要材質コンクリート① 主要材質コンクリート① 主要材質SS

加工方法の候補
ワイヤーソー(押し切り)、
ディスクソー

ワイヤーソー(押し切り)、
ディスクソー

ディスクソー、
カッター（架台等）
ディスクソー、
ディスクカッター、
AWJ（PCV)

撤去方法の例

注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度① 原子炉ウエルから取り外し、加工架台に移設して細断し撤去する。
② シールドプラグ上段から順次上記①の作業を繰り返す。

① DSPに加工装置を設置する。
② ワイヤーソー（押し切り）にて加工し、切断片を引き出して容器に収納・搬出する。
③ 端部／残部等必要に応じて他の方法と組み合わせて加工し撤去する。
① 架台、手すり等を加工装置により細断し撤去する。
② PCV上蓋を加工装置にて所定の大きさに細断して撤去する。

低

備考
・損傷の状況、SFP燃料取り出しの計画に対応する撤去方法を検討。

・2016年度国プロにおいてモックアップ試験
を実施。

低

低

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.106

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物(炉内構造物含む)について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

4

原子炉保温材

5

6

RPV上蓋

ドライヤ

概略仕様
① 主要材質SS① 主要材質低合金鋼① 主要材質SUS

加工方法の候補撤去方法の例

ディスクソー、
ディスクカッター、
セーバーソー① 上段の保温材を切り離し、その後枠材を切断して撤去する。
② 下段の保温材を切り離し、その後枠材を切断して撤去する。

ディスクカッター、
AWJ

ディスクカッター、
セーバーソー、
AWJ

注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度① RPVノズルを切断し、開口する。
② ノズル開口部を起点にRPV上蓋を細断して撤去する。

① 上部のドライヤユニットから順次加工装置により細断して撤去する。
② ドライヤ撤去後にスカート部を細断して撤去する。

備考

低

中

中

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.107

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物(炉内構造物含む)について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

7

セパレータ

8

9

炉心部

炉底部

概略仕様
① 主要材質SUS① 主要材質SUS① 主要材質低合金鋼／SUS

加工方法の候補撤去方法の例

ディスクカッター、
セーバソー、
AWJ① 上部のセパレータから順次加工装置により細断して撤去する。
② セパレータ撤去後に、シュラウド
ヘッドを細断し撤去する。

：要素試験計画中
注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度

ディスクカッター、
フライス加工、AWJ、レーザ① 溶融・損傷状態に応じて、残存した構造物を上部から順次細断して撤去する。

ディスクカッター、
研削加工（フライス）、AWJ、レーザ①落下した構造物および燃料デブリ
は、上部から順次細断、破砕して撤去する。
②CRDハウジング等はペデスタル側
からとの組み合わせにおいて順次細断して撤去する。

備考

中・溶融による変形の可
能性あり。

高

高

・溶融による変形の可能性あり。
・CRDハウジングの落下防止対策が困難。
・CRDハウジングは、横アクセス工法との関連性が高い。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.108

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法
取り出し方針決定を考慮し、横アクセス工法においても関連性が高く、撤去時に落下防止対策が必要となり難易度が高い炉底部について要素試験を計画する。

 開発の目的 狭隘部における加工性の実現性確認。
 落下防止措置を考慮した加工法の実現性確認。
 上アクセス工法および横アクセス工法またはその組み合わせによる加工性の実現性確認。
 解決すべき課題
 遠隔操作による作業性。
 狭隘部の加工方法。
 CRDハウジングの落下防止を考慮した撤去方法。
 得られる成果
 狭隘部に対する加工方法の実現性。
 落下防止措置を考慮した加工方法の実現性。
 上アクセス工法および横アクセス工法またはその組み合わせによる加工性の実現性。
 スループットの具体化。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.109

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法
炉底部干渉物撤去要素試験イメージを以下に示す。

：要素試験模擬範囲

CRDハウジングフランジ

破損部

CRDハウジング

3号機内部調査写真
３号機PCV内部調査結果を参考に、CRDハウジングの脱落や破損部を模擬可能か検討中。
狭隘部の作業性を確認するため、９本の模擬体による干渉物撤去試験を計画中。

試験設備(既存設備を流用)
炉底部干渉物イメージ

炉底部干渉物撤去要素試験イメージ
模擬体イメージ（試験設備は2016年度製作品を一部改造）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.110

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法
炉底部干渉物撤去作業について概念検討を実施し、要素試験計画を実施中。
作業アーム

加工ツール(上部撤去の場合)(把持と切断機能あり)
回収アーム
回収アーム
(加工した干渉物を把持して回収する)UC(φ400、φ200)

付着燃料デブリ
燃料デブリ

下部作業用開口(下部撤去前に開口が必要)

加工ツール(AWJやレーザなど)

CRDハウジング

スタブチューブ
CRDハウジング
加工ツール(下部撤去の場合)(把持と切断機能あり)

炉底部干渉物撤去作業イメージ

スタブチューブ撤去作業イメージ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.111

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
a. 上アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法
燃料デブリおよび干渉物を上アクセス工法で撤去し、横アクセス工法の搬出ルートを活用
して搬出する上横組み合わせ工法について検討中。
回収アーム(加工した干渉物を把持して回収する)
回収アーム
UC(φ400、φ200)

加工ツール(上部撤去の場合)(把持と切断機能あり)

燃料デブリ
UC(φ400、φ200)

CRDハウジング

加工ツール(把持と切断機能あり)

燃料デブリ搬出用開口(搬出前に開口が必要)

ガイドレール

燃料デブリ

UC(φ400、φ200)

上アクセス工法のみの搬出イメージ

上横組み合わせ工法の搬出イメージ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.112

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容：要素試験計画中
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、PCV内部詳細調査、PCV内デブリサンプリングから燃料デブリ取り出しまでのステップを考慮して、撤去手順を想定した。
干渉物撤去の手順（案）
燃料デブリの流れ
切断片など(非燃料デブリ）の流れ

PCV内燃料デブ
リサンプリング*1

機器ハッチ開放
HVH撤去

燃料デブリ・廃棄物等搬送

階段・ステージ撤去
垂直梯子・手すり
撤去
配管・サポート類
撤去

燃料デブリ取り出し時のペデスタル内までのアクセス手順は右のフローを想定。
ペデスタル内へ到達後、確認されているアクセスルートを利用してPCV底部の燃料デブリを小規模に回収することを優先するか、ペデスタル内の干渉物を撤去して燃料デブリを大規模に回収するかは、今後の判断による。
*1：PCV内燃料デブリサンプリングではペデスタル外の構造物は撤去しないと想定

CRD/CRDハウ
ジング撤去
CRDプラットフ
ォーム撤去

PCV底部燃料
デブリ取り出し©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.113

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容：要素試験計画中
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、PCV内部詳細調査、PCV内燃料デブリサンプリングから燃料デブリ取り出しまでのステップを考慮して、撤去手順を想定した。
干渉物撤去の手順（案）X-6ペネ内部構
造物撤去

生体遮へい壁 PCV壁

CRD/CRDハウジング等
CRDレール撤去

X-6ペネ

CRDレールPCV内部詳細調査*1

CRD交換機
PCV内燃料デブ
リサンプリング*1

CRDプラットフォーム（グレーチング）
CRDプラットフォーム（グレーチング支持構造物）

生体遮へい壁撤去
PCV壁穴開けX-6ペネ撤去
燃料デブリ取り出し時のペデスタル内までのアクセス手順は右のフローを想定。
ペデスタル内へ到達後、確認されているアクセスルートを利用してPCV底部の燃料デブリを小規模に回収することを優先するか、ペデスタル内の干渉物を撤去して燃料デブリを大規模に回収するかは、今後の判断による。
*1：PCV内部詳細調査、PCV内燃料デブリサンプリングは、アーム方式による作業を想定

CRD/CRDハウ
ジング撤去
CRDプラットフ
ォーム撤去

PCV底部燃料
デブリ取り出し©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.114

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

概略仕様

加工方法の
候補

撤去方法の例1

生体遮へい壁

① 主要材質鉄筋コンクリート

コアボーリング
ワイヤーソー

① X-6ペネ周辺のコンクリートを切除・撤去。
② 遮へい扉を設置。
③ コアボーリングでBSWを連孔穴開け。
④ コアはスリーブ搬出。

：要素試験計画中
注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度

備考

中

X-6ペネ

2

3

X-6ペネ

PCV壁

① 主要材質SA516 Gr. 70① 主要材質SA515 Gr. 70

コアボーリング① BSW外面にX-6を囲う気密・遮へいセル
熱切断（レーザ、を設置。
ガス）② X-6周辺コンクリートをコアリングで除去。
③ 露出したコンクリートスリーブを長手方向に切断・除去。
④ 露出したX-6スリーブを外側からトリミン
グ切断。
⑤ X-6周辺のPCV壁を切断する。

低熱切断（レーザ、 ① BSW内面とPCV間にインフレートシール
ガス）
設置。
② 切断位置をマーキング。
③ 切断線に沿って、レーザ切断。
④ 切断片は容器に収納して搬出。

低X-6ペネを撤去する工法の場合、PCV壁とともに切断して撤去。
X-6ペネの開口をそのまま使う工法の場合、X-6ペネ内の干渉物はPCV内部
詳細調査時に撤去されていると仮定。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.115

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、整理した。
Ｎｏ.
4

5

干渉物
CRDレール

グレーチング

概略仕様① 主要材質SUS+SS① 主要材質SS

加工方法の候補撤去方法の例

ディスクカッター、
セーバーソー、熱切断（レーザ、ガス）① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度

備考
PCV内部詳細調査時に撤去されていると仮定。

中

低

6

グレーチング支持
構造物① 主要材質SS

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

低©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.116

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

7

機器ハッチ+
遮へいプラグ89HVH

エアロック前階段・
ステージ

概略仕様
① 主要材質・遮へいプラグ：
鉄筋コンクリート・ハッチ：SS① 主要材質SS① 主要材質SS

加工方法の候補撤去方法の例

遮へいプラグ：
ワイヤーソー① 遮へいプラグはワイヤーソー
等で押し切り切断。
② ハッチはディスクカッター等で切断。
③ 切断片は容器に収納して搬出。

ハッチ：
ディスクカッター

注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度

ディスクカッター、
セーバーソー、
油圧カッター① 外装パネルはディスクカッター
で切断。
② 内装装置は要検討（適したものを選定する）。
③ 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

備考

中

高

・高所のダクトの切断
・狭隘部作業・複合・複雑形状の切断
等（前年度試験実施）

低©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.117

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

10

垂直梯子・手すり

概略仕様① 主要材質SS

加工方法の候補撤去方法の例

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

：要素試験計画中
注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度

備考

低

11

配管・サポート類① 主要材質SS

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

中～高

配管単体の切断は比較的容易であるが、設置位
置や配管類が集中している部分へのアクセス性および作業手順が高難度である。

PLR配管裏(地下)サンプピット周辺(地下)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.118

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b.横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(1) ペデスタル外干渉物撤去方法と手段
ペデスタル外機器は、工法によらない共通的な撤去範囲であり、撤去難易度などから、作業員アクセス口近傍の配管や配管サポートについて要素試験を計画する。
 開発の目的 狭隘部における加工性の実現性確認。
 落下防止措置を考慮した加工法の実現性確認。
 解決すべき課題
 狭隘部の加工方法。
 遠隔操作による作業性。
 得られる成果
 狭隘部に対する加工方法の実現性。
 落下防止措置を考慮した加工方法の実現性。
 スループットの具体化。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.119

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
(1) ペデスタル外干渉物撤去方法と手段
ペデスタル外配管サポート類撤去要素試験イメージを以下に示す。
グレーチング開口
補助ロボット

干渉物撤去装置(筋肉ロボット)

回収容器

作業員アクセス口

ペデスタル外配管
サポート類

ペデスタル外干渉物のイメージ
燃料デブリ(拡散範囲はイメージ)：要素試験模擬範囲

ペデスタル外配管サポート類撤去
要素試験のイメージ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.120

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
(1) ペデスタル外干渉物撤去方法と手段
狭隘部模擬に関する模擬体、ペデスタル地下階へのアクセス方法および干渉物や燃料デブリを撤去するために必要となる装置について検討中。
補助ロボット
地下階への吊り降ろし装置

地下階への吊り降ろし装置

模擬範囲

作業員アクセス口位置

模擬体

模擬体

左図矢視

右図矢視

柔構造アームベース(ジェットデフプラットホーム)
狭隘部作業を模擬
干渉物、燃料デブリ撤去用
柔構造アーム(双腕)柔構造アームベース(ジェットデフプラットホーム)

狭隘部作業を模擬

干渉物、燃料デブリ撤去用
柔構造アーム(双腕)©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.121

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段

 開発の目的 PCVの穴開けの方法と手段を確立する。
 いずれの工法も、X-6ペネを拡大または周辺に開口を追加するコンセプトであり、生体遮へい壁（BSW）とPCV壁は共通の干渉物。
 BSW穴開けの方法として、コアボーリングを計画• 遠隔操作ではあるが、既存技術であり、通常時は大きな課題なし
 解決すべき課題
 異常時も含めた、遠隔操作によるBSW穴開け（コアボーリング）の実現性を確認する必要がある。
 加工時のダスト、廃液の拡散抑制の実現性を確認する必要がある。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.122

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 開発の進め方
 実現性の見極めと、柔軟な計画立案のためフェーズを分けて開発
 フェーズ1：机上検討による適用性評価と試験
計画立案
 フェーズ2：要素試験による適用性評価
 フェーズ3：M/U体を用いたプロトタイプ切削試験
 次フェーズに移る前に、有識者によるレビュー等を受審 得られる成果
 開口技術の選定・評価結果
 保守・救援手順（案） 異常状態から救援手順
 仮設セル内でのコアスリーブの交換手順©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.123

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 開発目標 穴開け装置・位置決め装置が円滑に組み合わせ動作すること。
 実規模サイズの動作範囲で、装置が円滑に動作し穴開けできること。
 実規模サイズの動作範囲で救援手順を実施し、異常状態から復旧できること。
 仮設セル内クレーンを使用して、コアスリーブの交換作業ができること。
 切削屑回収・廃水処理機器が正常に機能すること。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.124

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 試験条件・判定条件(例) コアスリーブ：200mm または 250mm(救援用)
 試験体寸法：
項目

値

高さ

0.8m

幅

1.2m

奥行

1.8m

※0.8m×1.2mの片面表面(PCV側に相当)には3.2mmの鋼板を模擬する。
 目標時間： 穴開け・引き抜き 併せて3時間/本
 スタック復旧 0.5時間※具体的数値は、検討中に定める。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.125

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 ＢＳＷ開口フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.126

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 試験概要と確認事項
以下２段階の試験で成立性の確認を進めていく。試験条件は横アクセス工法PlanB2をもとに設定するが，他工法との共通技術として試験を実施する。
①要素試験（単体試験）
BSWの厚み(1.8m)・硬さ・配筋を模した試験体を作成。
開口装置により開口(コアボーリング)を実施⇒コンクリートコアの回収ができることを確認
連孔ができることを確認
スタック時の救援作業ができることを確認②要素試験（組合せ試験）
BSWの厚み・硬さ・配筋およびPCV壁を模した試験体を作成
作業セルを模した仮設ハウスを設置⇒(要素試験と同内容を確認)
位置決め精度を確認
ハウス内での作業性を確認©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.127

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 要求条件 作業セル設置のために必要な開口を確保できること。
 既存のPCVを損傷しないこと。

 BSW穴開けは既存の1次バウンダリの外で行う作業であり、BSW穴開けに伴い既存の1次バウンダリが崩れないことが求められる。

 切削屑・廃水による放射性物質の拡散を低減すること。
 作業に伴う作業員被ばくを低減すること。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.128

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 環境要求条件
 原子炉建屋1階 X-6ペネ近傍を想定
 線量率（原子炉建屋1階）：5～10mSv/h
 床面耐荷重：4.9ton/m2
 高さ制限：3m（RHR配管に干渉しない）

 BSWの仕様：
 材質：強度500～600kg/cm2の鉄筋コンクリート、設計時の鉄筋配置を考慮

 厚さ：1.8m、BSW背面には型枠鋼板（3.2mm）を想定
 D38-SD345の鉄筋が2層2段（幅方向ピッチ：約180～200mm，高さ方向ピッ
チ：約200～400mm）で配置
 温度：0～40℃
 湿度：外気と同程度
 設計寿命：最大1年程度（穴開け作業期間のみ）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.129

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 ＢＳＷ開口装置の基本構成©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.130

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 ＢＳＷ開口作業手順 （1/2）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.131

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 ＢＳＷ開口作業手順 （2/2）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.132

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 スタック時の救援作業手順©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.133

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 試験での評価項目©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.134

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 試験装置の基本構成©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.135

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 試験手順及び判定基準©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.136

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 単体試験での確認項目
No. 目的・影響(単体試験)確認項目①

・必要な開口確保（開口寸法の精度）
・インフレートシール据付性

開口位置による真直度の変化
適切な開口位置範囲②

・必要な開口確保（開口寸法の精度）
・インフレートシール据付性
ラップ代

ラップ代の変化による真直度の変化
適切なラップ代範囲

・必要な開口確保③ ・既存のPCVを損傷しないこと（1次バウンダリが崩れないこと）

型枠の開口性
開口完了時の行き過ぎ量(位置・ラップ代の影響)④ ・削屑、排水の回収

排水に必要な勾配⑤

・ユーティリティおよび廃水回収設備の仕作業時に必要な水量
様決定⑥ ・全体工程期間

作業時間⑦ ・必要な開口確保

実機想定条件での連孔性⑧

・救援・全体工程期間

救援可否（ワイヤーソーでのスリーブ切断）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.137

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段＜開口条件詳細一覧＞
 試験での評価項目
穴位置（座標）*1

No.

ラップ代

勾配

角度
[°]

X

Y

1

0

0

－

0

0

2

-400

200

－

0

0

3

400

200

－

0

0

4

-350

200

横150mm

0

0

5

-250

200

横100mm

0

0

6

-100

200

横50mm

0

0

7

170

0

横30mm

0

0

8

-400

-200

－

⊿1/50

0

9

-150

-200

－

⊿3/200*3

0

10

170

-200

－

⊿1/100*3

0
4

主な
確認項目

補助的な
確認項目

①*2真直度

①真直度
②ラップ代
③型枠開口

⑥作業時間

④廃水勾配
⑤水量
③型枠開口

11

-400

65

上65mm

⊿3/200*3

12

-265

65

上65mm，横65mm⊿3/200*34⑦*4
実機想定の連孔

13

-130

65

上65mm，横65mm⊿3/200*3

4⑧救援*1：試験体の中心を原点（X，Y＝0，0）とする。
確認項目の番号と対応*2：開口No.1との違いをNo.2，3で確認する。
*3：No.8の⊿1/50で排水が困難な場合は，勾配を強める方向に見直す。
*4：No.11～12は，実規模を意識した総合的な確認を行う。総合的な確認とは，実規模と同等の開口勾配・角度にした場合の開口可否（型枠含む），作業水量，作業時間を指す。
*5：今後の設計進捗に応じて，見直す可能性がある。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.138

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
b. 横アクセス工法の燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2) PCVの開口を拡大してアームなどをアクセスする工法における穴開け方法と手段
 実機と試験体の比較
形状
コンクリート種類
コンクリート強度
鉄筋種類
配筋
1層目

実機
外径R11700×内面SR10074
JIS A 5308 普通コンクリート（フライアッシュセメントB種）
呼び：普通 225-15-25FB
設計基準強度：225kg/cm2 (22N/mm2) ＊試験体
幅1240×高さ800×奥行1800
JIS A 5308 普通コンクリート（普通セメント）
呼び：普通 51-21-20N
設計基準強度：51N/mm2＊：但し，高経年調査による実測値で50～60N/mm2の箇所有。 （実測値で50～60N/mmを目標）

変更箇所の理由
合理的な切出しとする。

鉄筋コンクリート用棒鋼
D38×SD35（JIS G3112）
1段：縦筋200mmピッチ，横筋200mmピッチ
2段：縦筋200mmピッチ，横筋400mmピッチ

SI単位系への変更による呼称変更（同等）

鉄筋コンクリート用棒鋼
D38×SD345（JIS G3112）
同左

実測値と同等とするため。

－※床からの立上がり筋は120mmピッチ

2層目

1段：縦筋200mmピッチ，横筋200mmピッチ
2段：縦筋200mmピッチ，横筋400mmピッチ

同左

－

同左

－

取付け角度を同じとする。

－※床からの立上がり筋は120mmピッチ

型枠

3.2mm鋼製型枠
・接合部はジョイントボルトφ10
・L40×40×3の形鋼で補強
100枚割り付け（取付け角度176.4°）

コンクリート呼びの説明（普通 ○○-××-△△◆◆）
普通：普通コンクリート，○○：設計基準強度（225kg/cm2(22N/mm2)，51N/mm2），××：スランプまたはスランプフロー（cm），△△：粗骨材の最大寸法，◆◆：セメント種類（FB：フライアッシュセメントB種，N：普通セメント）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.139

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

概略仕様

加工方法の候補撤去方法の例1

グレーチング① 主要材質
SS+燃料デブリ

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

：要素試験計画中
注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度

備考
・燃料デブリが付着。
・変形・溶損により不定形な形状が予測される。

中2

グレーチング支持
構造物① 主要材質
SS＋燃料デブリ

ディスクカッター、
セーバーソー

・燃料デブリが付着。
・変形・溶損により不定形な形状が予測される① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。
高3

ＣＲＤ等(落下物)① 主要材質SUS+燃料デブリ

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

高・燃料デブリが付着。
・炉内構造物などの落下が予測される。
・変形・溶損により不定形な形状が予測される。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.140

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
撤去が必要となる干渉物について、整理した。
Ｎｏ.

干渉物

4

CRD交換装置

概略仕様

加工方法の候補撤去方法の例① 主要材質SS+アルミ＋SUS+燃料
デブリ

ディスクカッター、
セーバーソー① ディスクカッター等で切断。
② 切断片は容器に収納して搬出（機器ハッチへ）。

：要素試験計画中
注：撤去難易度は、相対的評価

撤去
難易度
高

備考
・燃料デブリが付着
・変形・溶損により不定形な形状が予測される。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.141

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(1) ペデスタル内干渉物撤去方法と手段
上アクセス工法および横アクセス工法共通かつ工法によらない共通の干渉物としてペデスタル内への落下物やペデスタル内構造物について要素試験を計画する。
 開発の目的 狭隘部における加工性の実現性確認。
 落下防止措置を考慮した加工法の実現性確認。

 解決すべき課題
 遠隔操作による作業性。
 狭隘部の加工方法。
 落下防止を考慮した撤去方法。
 得られる成果
 狭隘部に対する加工方法の実現性。
 落下防止措置を考慮した加工方法の実現性。
 スループットの具体化。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.142

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
(1) ペデスタル内干渉物撤去方法と手段
ペデスタル内落下物撤去要素試験イメージを以下に示す。
ペデスタル開口

ペデスタル開口

ペデスタル内落下物
干渉物模擬体干渉物撤去装置(筋肉ロボット)

ペデスタル開口

ペデスタル内におけるペデスタル開口近傍を模擬

干渉物の落下イメージ

干渉物撤去要素試験イメージ：要素試験模擬範囲©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.143

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
(1) ペデスタル内干渉物撤去方法と手段
ペデスタル内模擬については、落下物を模擬するとともに、水中作業を考慮したものとして計画中。

グレーチング支持構造物
水槽(水中作業を模擬)

落下物(配管)：水中作業確認口
ペデスタル開口

ペデスタル内模擬体案©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.144

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法。
(1) ペデスタル内干渉物撤去方法と手段
ペデスタル内干渉物撤去について撤去手順を具体化し、要素試験に必要な設備を検討中。
作業
ステップ

ス
テ
ッ
プ
図
作業
ステップ

干渉物撤去準備

干渉物撤去装置組立て

アーム

落下物撤去状況
把持加工

干渉物

支柱

ペデスタル内

干渉物撤去装置

ペデスタル開口加工後干渉物把持/回収容器準備

干渉物回収

支柱追加

支柱延長/撤去作業（繰り返し）

加工後干渉物把持

ス
テ
ッ
プ
図

支柱延長

干渉物回収
回収容器準備©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.145

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 開発の目的 ロボットアームとアクセスレールの組み合わせによる動作を模擬し、干渉物/燃料デブリの撤去に係る基本的な動作の成立性及び各装置の遠隔操作性を確認する。
 開発の進め方
 干渉物、燃料デブリ撤去方法の概念検討
 必要となるアーム（干渉物撤去装置）の検討
 各種アームのペデスタル内搬入方法検討
 要素試験計画
 試験方法、試験項目の検討
 既製作品（昨年度製作）流用、新規製作品の検討
 試験準備、要素試験
 試験装置製作
 試験設備製作
 要素試験

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.146

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c. 各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 課題
 昨年度の要素試験で、ロボットアームとアクセスレールの単体機能については確認したが、各装置を組み合わせた一連動作の確認は行っていない。
これら装置のセルからペデスタル内への搬入、ペデスタル内
でのデブリ掘削動作の成立性は工法の成立のキーであり、セル等他設備への影響も大きいため、組み合せ試験による成立性確認、課題抽出を実施しておく必要がある。
 昨年度の試験成果
 装置を製作し、単体で以下の試験を実施。
装置単体での必要機能の成立性、設計の妥当性を確認。
＜ロボットアーム試験＞①非常脱出性確認②位置決め精度確認③強度確認＜アクセスレール試験＞①遠隔敷設性確認②強度確認©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.147

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認

 概念検討 昨年度の概念検討において、ペデスタル底に溜まった燃料デブリへのアクセス方法として加工反力
2tonの液圧式ロボットアームとアクセスレールを検討した。
 一方、グレーチング等の干渉物に対しては、負荷の軽い加工方法で撤去可能であることが想定されることから液圧式に比べ可動範囲の広い電動アームによるアクセス方法を検討した。
 何れのアームにおいてもアクセスレールによるペデスタル内への案内は必要であるため、アームとレールを組み合わせたアクセス性確認、一連の動作性確認試験を計画する。

燃料デブリ取り出し
干渉物撤去©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.148

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認【干渉物撤去イメージ】
1. X-6 ペネ切断
（CRD レール接続部は残す）

2. PCV 壁切断

3. PCV 壁切断（CRD レール接続部は残す）

4. PCV 内の X-6 ペネ上方グレーチング切断

5. CRD レールを奥側から切断

6. CRD レール手前側を切断

7. 残った X-6 ペネを切断

8. アクセスレール敷設の妨げとなるグレーチングを切断

9. CRD 交換機を切断

10. CRD を切断

11. ペデスタル奥側の干渉物を撤去

12. ペデスタル手前側の干渉物を撤去©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.149

６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 要素試験の進め方
 概念検討において、干渉物撤去は電動アーム、燃料デブリ取り出しは液圧アーム方式を検討。
 何れのアーム方式においても、アクセスレールによるペデスタル内への案内は必要。
 干渉物撤去と燃料デブリ取り出しではアームの駆動方式は異なるものの、一連の作業ス
テップはほぼ同じ。
 寸法、質量ともに大きな液圧アームでアクセス性を確認すれば、電動アームはそれに含まれる。
昨年度製作したロボットアームとアクセスレールを組み合わせたアクセス性確認試験を計画
 検証項目の抽出 干渉物撤去と燃料デブリ取り出しでは一連の作業ステップはほぼ同じであることから、燃料デブリ取り出しの作業ステップにて検証項目を抽出
 抽出した検証項目に対し、以下の観点で、本事業の検証/将来の検証、概念検討/要素試験に仕分け 工法の実現性を早期に見極めるため、優先して検証試験を実施する項目を抽出（成否が工法・方式変更に影響する項目を確認）
 複数の課題に対し、段階的に実現性を確認©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.150

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 作業ステップと検証項目
作業ステップ1. ロボットアームをセル内に搬入

2. ロボットアームをアクセスレールへ挿入

3. ロボットアームをアクセスレールに設置(1) アーム台車のアクセスレールへの乗り移り(2) アーム台車と搬送台車の連結① 連結位置検出② 搬送台車による位置合わせ③ 駆動源断時の連結保持

同左

ステップ図

検証項目

(1) セル間の装置移動・走行① レール間の段差、位置ずれ対応② 停止位置精度③ 台車浮き上がり防止(2) セル間移動時のユーティリティ供給① シャッター通過② ケーブル処理©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.151

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 作業ステップと検証項目
作業ステップ4. アクセスレールをＣＲＤ交換用開口に向けて傾ける

5. アクセスレールを伸長

6. ロボットアームを前進し、展開(1) アクセスレール伸縮① 速度② 可動範囲③ ケーブル処理④ 停止精度⑤ 振動有無(2) アクセスレール遠隔敷設（カメラによる位置決め可否）(1) 台車移動① 速度② 可動範囲③ ケーブル処理④ 停止精度⑤ 振動有無⑥ レール接続段差部の台車走行性(2) ロボットアーム遠隔案内(3) アーム台車のレールへの固定① 保持力② 駆動源断時の固定保持

ステップ図

検証項目

(1) アクセスレール傾斜① 速度② 可動範囲③ ケーブル処理④ 停止精度⑤ 振動有無⇒ 昨年度、要素試験実施済み⇒ 昨年度、要素試験実施済み（暗闇でのカメラによる位置決め
可否は未確認）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.152

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認

 作業ステップと検証項目
作業ステップ7． ロボットアームを燃料デブリへアクセス

8. ロボットアームの先端ツールにより
燃料デブリを掘削

9. ユニット缶をレール上にある台車により燃料デブリ回収位置に移動(1) カメラによる干渉物、燃料デブリへの位置決め(2) ロボットアーム先端の位置決め精度(1) 干渉物撤去手順(2) 干渉物撤去方法(3) 燃料デブリ掘削方法(4) 干渉物、燃料デブリ掘削時の切粉
回収(5) 燃料デブリ掘削反力支持(1) 搬送台車移動① 自重による下降② 速度③ 可動範囲④ 停止精度⑤ 振動有無⑥ レール接続段差部の台車走行性

ステップ図

検証項目

⇒ 昨年度、要素試験実施済み©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.153

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 作業ステップと検証項目
作業ステップ

10. 掘削した燃料デブリをアクセスレー
ルの台車に載ったユニット缶に回収

11. ユニット缶をレール上にある台車によりセル内に移送(1) 干渉物、燃料デブリ把持方法(2) ユニット缶に収納可能な寸法の見極
め方法(1) 搬送台車移動① 自重による下降② 速度③ 可動範囲④ 停止精度⑤ 振動有無⑥ レール接続段差部の台車走行性

ステップ図

検証項目

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.154

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 作業ステップと検証項目
作業ステップ

その他

ステップ図
━

検証項目

(1) 非常脱出① ロボットアームの搬出姿勢への変更 ⇒ 昨年度、要素試験実施済み② ロボットアームのセル内回収（台車移動）③ アクセスレール収縮④ アクセスレール水平⑤ アクセスレールのセル内回収(2) 耐環境性（放射線、温度、湿度、粉塵、異物）(3) メンテナンス性（カメラ交換）(4) 先端ツール交換(5) 一連作業の成立性(6) スループット©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.155

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認 検証項目と検証方法

№

1

2

主要課題

検証項目

検証方法
概念検討

要素試験

セル間の装置移動(1) セル間の装置移動・走行① レール間の段差、位置ずれ対応② 停止位置精度③ 台車浮き上がり防止(2) セル間移動時のユーティリティ供給① シャッター通過② ケーブル処理

○
（移動・走
行クレーン
で実績あ
り）

━

アクセスレールへのロ
ボットアーム設置（ロボットアームの重心が台車の車輪の外）(1) アーム台車のアクセスレールへの乗り移り(2) アーム台車と搬送台車の連結① 連結位置検出② 搬送台車による位置合わせ③ 駆動源断時の連結保持

━

○

備考

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.156

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認 検証項目と検証方法

№

主要課題

3

アクセスレールの遠隔
敷設
・ 傾斜
・ 伸縮
・ ペデスタルへの固定・ カメラによる位置決め

4

ロボットアームのペデス
タル内搬入（台車のレール接続部の段差乗り越え）

検証項目(1) アクセスレールの遠隔敷設① 速度② 可動範囲③ ケーブル処理④ 停止精度⑤ 振動有無(2) カメラによる位置決め可否(1) 台車のアクセスレール内走行① 速度② 可動範囲③ ケーブル処理（ロボットアーム）④ 停止精度⑤ 振動有無⑥ レール接続段差部の台車走行性(2) ロボットアームの遠隔案内（カメラによるロボットアーム先端位置把握可否）(3) アーム台車のレールへの固定① 保持力② 駆動源断時の固定保持

検証方法
概念検討

要素試験

━

○
・ 昨年度実施済み・ 今年度は
暗闇で実
施

○
（ケーブル
処理：ベア、
リール等で
実績あり）

○
（ケーブル
処理除く）

備考

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.157

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認 検証項目と検証方法

№

主要課題

検証項目

概念検討

要素試験

━

○
・ 昨年度実施済み・ 今年度は
暗闇で実
施━━
・ 昨年度実施済み(3) 干渉物、燃料デブリの加工（掘削）

○

━
（別要素試
験で実施）

(4) 干渉物、燃料デブリの加工（掘削）時の切粉回収○━(5) 干渉物、燃料デブリの加工（掘削）時の反力支持━○(1) カメラによる燃料デブリ、干渉物へのロボットアーム
位置決め

5

干渉物、燃料デブリの加工（掘削）

検証方法(2) ロボットアーム先端の位置決め精度

備考©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.158

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認 検証項目と検証方法

№

主要課題

6

加工した燃料デブリのユニット缶回収ユニット缶のセル内移送（台車のレール接続部の段差乗り越え）7

8

ユニット缶を収納缶に
収納

検証項目

検証方法
概念検討

要素試験

(1) 干渉物、燃料デブリ把持方法(2) ユニット缶に収納可能な寸法の見極め方法○━(1) 搬送台車のアクセスレール内走行① 自重による下降② 速度③ 可動範囲④ 停止精度⑤ 振動有無⑥ レール接続段差部の台車走行性━○(1) ユニット缶把持方法（ユニット缶形状）(2) 収納缶へのユニット缶収納方法○━(3) 収納缶の構造
① 蓋締め
② 乾燥
③ ガス抜き

収納缶PJにて検討

備考©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.159

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認 検証項目と検証方法

№

9

主要課題

検証項目

検証方法
概念検討

要素試験

(1) ロボットアームの搬出姿勢への変更━━
・ 昨年度実施済み(2) ロボットアームのセル内回収（台車移動）(3) アクセスレール収縮(4) アクセスレール水平

━

○

○
（別台車に
よる牽引を
想定。牽引
台車は多
数実績あ
り。）

━

非常脱出

(5) アクセスレールのセル内回収

10

耐環境性

(1) 耐環境性（放射線、温度、湿度、粉塵、異物）

○

━

11

メンテナンス性(1) メンテナンス項目検討(2) メンテナンス方法検討

○

━

備考

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.160

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認 検証項目と検証方法

№

主要課題

12

先端ツール交換

13
14

検証項目

検証方法

概念検討

要素試験

(1) 遠隔ツール交換方法検討(2) ツール搬入出方法検討○━

一連作業の成立性(1) 一連作業実施し、課題の抽出━○

スループット(1) スループット確認

━

○

備考

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.161

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 試験装置概要①ロボットアーム（製作済み）： 液圧6軸マニピュレータ
加工反力2ton（径60mm程度のコアボーリングﾞを想定）
アーム長7.1ｍ（RPV底部からペデスタル底面下1.5mまでのアクセスを想定）②アクセスレール： 3段伸縮式レール（台車部を追加製作） セル床面、ペデスタルCRD開口に固定③試験設備： セル床面部、および、ペデスタル下部を模擬（新規製作）
アクセスレール

ロボットアーム

ペデスタル模擬部

台車部 追加試作

試験設備全体計画©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.162

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 試験装置概要
昨年度試作したアクセスレールに、ロボットアームと取合う台車部を追加製作し、組み合せ試験実施。

アーム台車
・搬送台車との連結機構を具備（移動時は搬送台車と連結）
・レールとの固定機構を具備（連結解除時はレールに固定）

ユニット缶追加試作範囲搬送台車
・ワイヤ操作でレール上を移動©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.163

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認

 試験内容アクセスレールの台車部の試作を行い、実機配置を模擬した試験設備により、アクセスレール敷設からの一連の作業に関する動作試験を実施し、その成立性を確認する。
①ロボットアームのペデスタル内への搬入出模擬動作（レール接続段差部の台車走行性確認）②ペデスタル内での燃料デブリ掘削模擬動作③加工した燃料デブリのユニット缶収納動作④ユニット缶のアクセスレール上移動動作（レール接続段差部の台車走行性確認）

 得られる成果 ペデスタル内への装置搬入から燃料デブリ掘削、回収の一連作業の成立性
 ペデスタル内への装置搬入から燃料デブリ回収までの各作業時間（燃料デブリ掘削時間除く）
 詳細な課題の抽出及び対応策©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.164

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 試験項目と判定基準

№

試験項目

判定基準

1

アクセスレールへのロボットアーム設置• アーム台車のアクセスレール乗り移りが可能なこと。
• アーム台車と搬送台車が固定可能なこと。
• 台車固定が駆動源断時も保持されること。

2

アクセスレールの遠隔敷設• 装置に設置したカメラ、照明で、暗闇で遠隔敷設可能なこと。

3

ロボットアームのペデスタル内搬入• アクセスレール段差部をスムーズに通過できること。
• 搬入時のペデスタル内でのロボットアーム姿勢変更が
カメラ画像にて可能なこと。
• アーム台車のレール固定保持力○○以上（具体的判定
値は検討中）。
• アーム台車のレールへの固定が駆動源断時も保持されること。

4

干渉物、燃料デブリ加工（掘削）時のロボットアーム位置
決め• 装置に設置したカメラ、照明で、暗闇で位置決め可能なこと。

5

干渉物、燃料デブリ加工（掘削）時の反力支持• 2tonで床面を押し、ロボットアーム、アクセスレールの挙動に問題ないこと。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.165

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(2)ロボットアームとアクセスレールを組み合わせた動作性確認
 試験項目と判定基準

№

試験項目

判定基準

ユニット缶のセル内移送（搬送台車のアクセスレール内走行）• 搬送台車が自重で下降可能なこと。
• アクセスレール段差部をスムーズに通過できること。

非常脱出• ロボットアームのセル内回収（台車移動）が可能なこと。
• アクセスレールの収縮が可能なこと。
• アクセスレールの水平への姿勢変更が可能なこと。

8

一連作業の成立性• ロボットアームのアクセスレール搬入～ロボットアームのセル内回収までの一連作業が遠隔で行えること（遠隔で行えない作業については、課題として抽出、対応策
を検討）。

9

スループット確認• 一連の作業時間を計測し、10年以内であること（10年を超える場合は、対応策を検討）。

6

7©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.166

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(3)ロボットアーム作動油の耐放性確認

 開発目的 ロボットアームのメンテナンス性、成立性を確認するため、作動油の耐放性試験を実施し、耐放性に関するデータを取得する。
（樹脂等の材料、電子部品等の耐放性に関するデータはある程度存在するが、作動油に関するデータはほとんどないため、耐放性試験が必要）。
 解決するべき課題
 ロボットアームは高出力、高い位置決め精度が必要なため、水圧ではなく油圧（難燃性作動油）を想定しているが、作動油に関する耐放性データがないため、メンテナンス要否・頻度が不明。
 開発の進め方
 作動油選定
 試験・評価方法検討
 耐放性試験 試験条件 線量率：試験設備側と今後調整
 集積線量：今後調整、例）100，300，500，750，1,000〔kGy〕©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.167

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(3)ロボットアーム作動油の耐放性確認

 得られる成果
 ロボットアーム作動油の耐放性データ
 開発状況
 作動油選定
これまで使用してきた作動油に加え、耐放性を期待できる作動油を選定中。
 試験・評価方法検討
耐放性試験の評価項目を抽出中。動粘度・酸化・汚染度・引火点の変化、ガス発生量をリストアップ。
 耐放性試験
試験管等の容器に入れた作動油にて実施計画中。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.168

６．本事業の実施内容

大阪大学との共同研究

６．２ 実施内容

２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(4)液圧マニピュレータの力制御手法の開発
 開発目標 シリンダに掛かる力推定、および、推定した力に基づく力制御手法の開発
 位置制御と力制御の両立
 課題
 ロボットアームによる燃料デブリ取り出し(例えば、ロボット
アーム先端部の位置を保持した状態で、加工反力が変動するケース)では、ロボットアーム先端部の位置および押付力を制御する必要がある。位置制御については昨年度検討済みであるが、力制御については未検討。

 開発の進め方 力推定方法の検討
 力制御方法の検討
 液圧マニピュレータ、シリンダによる力推定、力制御の適用試験

液圧マニピュレータ

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.169

６．本事業の実施内容

大阪大学との共同研究

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(4)液圧マニピュレータの力制御手法の開発
 開発状況
 制御則の有効性を確認する試験装置の製作
制御則の検証が容易な、1軸油圧シリンダから構成される試験機を製作。

 シリンダに掛かる力推定の開発
圧力，差圧を用いた力推定やフィルタ設定による精度向上など、力推定方法を検討中。
力推定方法の有効性は、1軸油圧シリンダによる力をロードセルで計測して実際の力と比較し評価する。
 力制御の開発
1軸油圧シリンダで、PI制御による作動確認を実施した。
それらの結果をベースに力制御の制御則を検討中。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.170

６．本事業の実施内容

大阪大学との共同研究

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(4)液圧マニピュレータの力制御手法の開発

1軸油圧シリンダ試験機©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.171

６．本事業の実施内容

神戸大学との共同研究

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(5)多自由度ロボットの環境との干渉回避を考慮した動作計画手法の開発

 開発目標 狭隘環境における作業軌道において、肘の干渉回避を考慮した最適な一連の動作点を生成する手法の開発 課題
 複数ロボットの組み合わせ（例えば、アクセスレール＋
ロボットアーム、または電動マニピュレータ＋溶接ヘッド等）により、狭隘部での可動範囲を拡大させることは可能となったが、作業進捗に応じて変化する狭隘部へのア
クセス操作は、オペレータにとって非常に困難となることが予想される。
そこで、多自由度ロボットの干渉回避などの拘束条件に基づく動作計画手法の開発が必要である。
 開発の進め方 目的軌道と拘束条件の記述方法の検討
 周囲環境の汎用的記述方法の検討
 動作計画手法で生成された軌道の確認試験©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.172

６．本事業の実施内容

神戸大学との共同研究

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(5)多自由度ロボットの環境との干渉回避を考慮した動作計画手法の開発

 開発状況
 目的軌道と拘束条件の記述方法の検討
神戸大 田崎グループの先行研究（2013）である「マルチボディシステムの拘束ベース多目的軌道計画法」を適用する。
・マルチボディとして表現された作業環境上の軌道計画手法を提案
・低優先度タスクが高優先度タスクに干渉しないことが保証
・物体を目的の位置に持っていく上で無駄の少ない動きで到達可能
起動計画法を直接適用する場合、◆手先軌道と溶接経路の一致◆各リンクと溶接対象との干渉回避
以上の拘束条件を充足する軌道を勾配法にもとづく最適化計算により生成する。
 周囲環境の汎用的記述方法の検討
周囲環境もマルチボディとして表現する。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.173

６．本事業の実施内容

神戸大学との共同研究

６．２ 実施内容
２）取り出し装置設置のための要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
c.各アクセス共通での燃料デブリ取り出し装置による干渉物撤去方法(5)多自由度ロボットの環境との干渉回避を考慮した動作計画手法の開発
 課題と解決法
解決法＜成功例＞
課題 ＜失敗例＞
作業対象の形状が複雑（非凸）であるため、不適
当な初期値を与えると解が得られない恐れがある。

（手先到達点）

事前におおまかな経由点（仮想目標点）
を指示し、以下の①②二段階を踏む
計画法を提案。

（手先到達点）（手先位置）（肘の位置）①暫定軌道生成
手先と肘の位置を
仮想目標点に一致させる。
干渉回避は考慮しない。
②本軌道生成①の暫定軌道を初期軌道とし、手先を溶接経路に一致させる。
干渉回避を考慮する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.174

６．２ 実施内容

１）燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発②燃料デブリの切削・集塵システムの開発③燃料デブリの拡散防止工法の開発

２）取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.175

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容

３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発
燃料デブリ取り出し機器・装置（燃料デブリ切削・集塵システム、コンテナや作業テーブル、監視装置やそれを取り扱うロボットアーム等）は高線量エリアに設置されることから、原則、遠隔で保守を行う必要がある。そのため、燃料デブリを取扱うことに配慮した機器・装置に関する保守方法の考え方の整理、及びそれに沿った保守方法の検討、実現性の評価及び課題の抽出並びに実機での合理的な対応方針について検討を行う。
主な開発検討項目として以下を含むものとし、必要に応じて要素試験を実施することにより課題を抽出し整理する。
a. 上アクセス工法及び横アクセス工法共通の遠隔保守に関する対応方針の検討• 横アクセス工法については、保守作業に関する基本条件を検討・調整中。
• 今後、作業員のアクセス及び作業中の作業員の被ばくを考慮し、遠隔保守に関する基本方針を纏める。
b. 上アクセス工法及び横アクセス工法における主な機器の配置及び動線• 横アクセス工法については、セル・工法の検討の設計条件を検討・調整中。
• 横アクセス3工法に関する専門家レビューを一次実施。
• 今後、取り出し設備の運用性を考慮し、主要な機器の配置及び動線に関する基本方針をまとめる。

c. 技術開発計画の立案• 検討結果を纏め、燃料デブリ取り出し設備に関する開発課題を抽出し、燃料デブリ取り出し作業の実現に向けた開発計画を策定する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.176

６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発

燃料デブリ取り出し機器・装置（燃料デブリ切削・集塵システム、コンテナや作業テーブル、監視装置やそれを取り扱うロボットアーム等）は高線量エリアに設置されることから、原則、遠隔で保守を行う必要がある。そのため、燃料デブリを取扱うことに配慮した機器・装置に関する保守方法の考え方の整理、及びそれに沿った保守方法の検討、実現性の評価及び課題の抽出並びに実機での合理的な対応方針について検討を行う。
 開発の目的 保守の考え方を統一し、保守“システム”としての成立性を示す。
 解決すべき課題
 機器・装置によっては保守が考えられているものもあるが、機器・装置によって保守の考え方（遠隔／直接、保守の実施場所、保守機器等）がバラバラであり、システムとしての保守の成立性が不明。
 上記を考慮した場合、現状の機器・装置の構成・配置の成立性が不明。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.177

６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発

 開発の進め方 保守の考え方（遠隔／直接、保守の実施場所等）を、1Fの遠隔保守の基本方針として定める。
• 作業員が立ち入るエリアを定義する。
• 遠隔保守でできること／できないことを明確にする。
 保守を考慮したセル内の機器配置・動線を検討する。
 不足している技術を開発する（本事業では、開発計画を立案するまで）。
 得られる成果
 セル内機器の保守基本方針（案）• 作業員立ち入り区分• 保守区分、等
 セル内機器配置図
 技術開発計画©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.178
６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発
 検討方法
燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術に関して、以下の方針で検討を進める
 既存の遠隔保守技術をベースに検討する
 検討の対象は、1次バウンダリ内（作業セル内）の機器とする
 検討するうえでのインプット
 作業員被ばくの管理値
 環境条件：原子炉建屋内、増設建屋内の雰囲気線量率、放射能濃度等
 原子炉建屋内のセルの制限：高さ、重量等

 検討フロー
遠隔保守の実績調査
1Fにおける作業員の立ち入り条
件の設定

保守の基本方針（案）の検討

セル内機器の保守計画の検討

セル内作業のプ
ロセス検討

1Fにおける機器の使用環境条件の設定
遠隔保守設備・装置の概念検討セル内の配置・レ
イダウン検討開発計画の立案©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発

No.179

 検討状況
①遠隔保守の実績調査【保守方法と保守方式】• 遠隔保守 遠隔操作
 移動式遠隔操作
 運転操作• 直接保守• 遠隔＋直接保守【保守区分】• 通常保守• 非常保守

六ケ所再処理工場における定型的保守作業事例集より引用
http://www.jnfl.co.jp/cycle-recycle/re_siken-tandt/pdf/re_siken-tandt3.pdf©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.180

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発②1Fにおける作業員の立ち入り条件の設定【汚染区分】• 前年度までは、汚染区分に応じて1次バウンダリ内をエリア分け
汚染区分

エリアの定義高汚染エリア（赤）中汚染エリア（黄）低汚染エリア（緑）セル外放射性物質を解放状態で取り扱うエリア

放射性物質を密閉して取り扱うエリア

放射性物質を密封（気密シール）して取り扱うエリア

放射性物質を密封（気密シール）して取り扱うエリア

通常時、高いレベルの汚染がある

高汚染エリアの放射性物質により高いレベルの汚染の可能性がある

高いレベルの汚染の可能性が非常に低い

高いレベルの汚染の可能
性がない

管理目標値

今後設定

【線量区分（案）】• 保守時の作業員立ち入りエリアを設定するために、汚染区分に加えて線量区分を定義
線量区分

エリアの定義管理目標値

高線量エリア

中線量エリア

低線量エリア

セル外

放射性物質を遮へいせずに取り扱うエリア

放射性物質（汚染は除く）を遮へいして取り扱うエリア

放射性物質（汚染は除く）を遮へいして取り扱うエリア

放射性物質（汚染は除く）を遮へいして取り扱うエリア

放射性物質により極めて高い線量率にある

放射性物質は遮へいされているが、汚染により高い線量率にある

放射性物質は遮へいされており、汚染による線量率も低い

バックグラウンドの線量率以外は無視しうる程度に低い

今後設定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.181

６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発②1Fにおける作業員の立ち入り条件の設定【作業員立ち入り区分（案）】• 1次バウンダリ内の各部位を汚染区分、線量区分に応じて分類（上段）• 各エリアの作業員立ち入り区分を設定（下段）
線量区分
高線量エリア

中線量エリア

低線量エリアセル外

汚染区分
高汚染エリア（赤） PCV内 セル（赤）内（運転時）－
 セル（赤）内（保守時*1）

D*2

D
中汚染エリア（黄） セル（黄）内（運転時）

 セル（黄）内（保守時*1）

 セル（赤）内（保守時*1）

D*2
 セル（黄）内（保守時*1）－DC

低汚染エリア
（緑）

－*3

－*3

D

C

B

－

セル外

－

－

－

A

【作業員立ち入り区分の凡例】
D :非常時も含めて作業員の立ち入りは想定しない
C :非常時に短時間作業員の立ち入りを想定する
B :通常時に短時間作業員の立ち入りを想定する
A :通常時に作業員の立ち入りを想定する

*1:
*2:
*3:

C

－

 セル（緑）内－－

保守時には、エリア内に汚染を除く放射性物質が存在しないか、遮へいされていることが前提。
万一の場合には作業員が立ち入ることができる対策を講じておく。ただし、作業員が立ち入ることを前提とした保守の設計はしない。
現状は、低汚染エリアでは遮へいされた放射性物質のみを取り扱う計画であり、該当するエリアは存在しない。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.182

６．本事業の実施内容
６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発③1Fにおける機器の使用環境条件の設定【作業員立ち入り区分（案）と機器の使用環境】
⑬

⑫

⑪

⑤
⑦

③

⑩

⑨
⑥

⑧
④

②
①

B：通常時に短時間作業員の立ち入りを想定する
C：非常時に短時間作業員の立ち入りを想定する

D：非常時も含めて作業員の立ち入りは想定しないが、万一の場合には作業員が立ち入ることができる対策を講じておく。
D：非常時も含めて作業員の立ち入りは想定しない
保守対象機器（右参照）

保守対象機器の例：① PCV内で使用する機器② セル（赤）内の常設機器③ セル（赤）/セル（黄）間のマテハン機器④ セル（黄）内の常設機器⑤ セル（黄）/セル（緑）間のマテハン機器⑥ セル（緑）内の常設機器⑦ セル（緑）/セル外のマテハン機器⑧ セル（赤）/セル（黄）間の扉⑨ セル（黄）/セル（緑）間の扉⑩ セル（緑）/セル外の扉⑪ セル（赤）/セル（黄）間の貫通部⑫ セル（黄）/セル（緑）間の貫通部⑬ セル（緑）/セル外の貫通部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．本事業の実施内容

No.183

６．２ 実施内容
３）燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発
a. 上アクセス工法及び横アクセス工法共通の遠隔保守に関する対応方針の検討
b. 上アクセス工法及び横アクセス工法における主な機器の配置及び動線
燃料デブリ取り出しセルの想定機能
以下の様な燃料デブリ取り出しセルの想定機能を果たすための機器の配置及び効率的な機器の輸送動線を検討する。
• 空のユニット缶を，ミニキャスク内の収納缶から取り出す。
• 空のユニット缶（4個）を保管し，アクセスレールに供給する。
• 燃料デブリを収納したユニット缶を，アクセスレールから受け取り，ミニ
キャスク内の収納缶に収納する。
• 回収された燃料デブリを含むユニット缶を計量（重量，放射線量等）する。
• ロボットアーム／アクセスレールに所要のユーティリティを供給する。
• 交換用のロボットアーム用先端ツール：4個を保管する。
• ロボットアームに交換用先端ツールを供給し，交換作業をサポートする。
• PCV内から回収された廃棄物（燃料デブリ以外）をアクセスレールより受け取り，保守セルに搬出する。
• 保守セルとの間でロボットアーム／アクセスレールの搬出入を行う。

c. 技術開発計画の立案• 検討結果を纏め、燃料デブリ取り出し設備に関する開発課題を抽出し、燃料デブリ取り出し作業の実現に向けた開発計画を策定する。
セル内の機器配置と動線のイメージ図（検討項目）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.184

７．まとめ(1)燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発

燃料デブリ性状把握PJと協力し、燃料デブリの分布と性状について検討した。
上記検討結果から、回収システムについて検討中。
②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
燃料デブリの分布と性状から優先すべき加工技術開発について整理した。

加工、集塵に関する要素試験を検討中。
③燃料デブリの拡散防止工法の開発
燃料デブリ取り出し時の拡散防止手段に関する概念検討を実施中。
燃料デブリ拡散防止に関する要素試験を検討中。
(2)取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発
燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化事業の検討結果に基づき、作業セルを検討するうえで必要となる設計条件について仮定した。
インフレートシールに関する要素試験について検討中。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.185

７．まとめ(2)取り出し装置設置のための要素技術開発(続き)②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の開発
干渉物撤去に関するスループットについて概念検討を実施中。
燃料デブリを取り出すために撤去が必要となる干渉物について整理した。
干渉物撤去にあたり開発要素が高いものに対し要素試験を検討中。
(3)燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化事業の検討結果に基づき、エリア区分などの遠隔保守技術に関する設計条件を仮定した。
上記仮定条件のもと遠隔保守技術に関する概念検討を実施中。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．実施目的を達成するための具体的目標

No.186(1)燃料デブリの拡散防止に係る技術開発①燃料デブリの回収システムの開発

燃料デブリの状態(破片状、汚泥状、微細(粉)デブリ等)の回収方法とシステム及び回収した燃料デブリを収納缶等に送るための移送保管システ
ムについて検討及び要素試験を行い、燃料デブリの状態に応じて有効な回収・移送方法及びその作業ステップが特定できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）②燃料デブリの切削・集塵システムの開発
・切削／研削要素試験

切削技術に関し、要素試験により基本的な加工性が確認されていること。
また、前年度の基盤技術開発事業から継続するものについては、抽出した課題が改善されていること。
加工に関する集塵試験が実施され、集塵技術について性能が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）

・チゼル破砕要素試験

主にＰＣＶ底部の燃料デブリを対象とする加工試験を実施し、基本的な加工性が確認されていること。また、集塵試験が実施され、集塵技術について性能が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）

・超音波コアボーリング

超音波コアボーリングの燃料デブリ取り出しへの適用性について評価されていること。適用性があると判断される場合は、燃料デブリ模擬試験体の加工試験を実施し、加工性、発生するダストの量、粒径分布のデータが取得されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）③燃料デブリの拡散防止工法の開発
・ジェットデフからの拡散防止要素試験

要素試験によりジェットデフでの拡散防止技術について基本的な実現性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．実施目的を達成するための具体的目標

No.187(2)取り出し装置設置のための要素技術開発①作業セルに関する要素技術開発
・構造検討／設置方法検討

作業セルの設置性、取り扱い性に関する概念検討がなされており、有効なセルの遠隔設置工法が特定され、その開発課題と対応方針が整理されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）

・インフレートシール要素試験

インフレートシールのバウンダリとしての適用性が評価されていること。
適用性があると判断される場合は、インフレートシールによるシール性の要素試験が実施され、シール性能が評価されていること。また、インフレートシールの遠隔交換に係わる要素試験が実施され、遠隔交換の実現性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）

燃料デブリへのアクセスルートを確保するために必要な干渉物の遠②燃料デブリ取り出し時の干渉物撤去技術の隔撤去工法について検討及び要素試験を行い、有効な干渉物の撤去
開発
手順、工法及び必要な設備・装置が特定され、その開発課題と対応方
針が整理されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）
・上アクセス時での干渉物（ドライヤ、セパ
フルスケールの模擬干渉物を製作し、干渉物の基本的な撤去手順及レータなど）
び方法などについて実現性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）

・横アクセス時での干渉物（ペデスタル外機器）

フルスケールの模擬干渉物を製作し、干渉物の基本的な撤去手順及び方法などについて実現性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

８．実施目的を達成するための具体的目標

No.188(2)取り出し装置設置のための要素技術開発

・原子炉建屋内構造物（ＰＣＶ穴あけ）

フルスケールの模擬干渉物を製作し、干渉物の基本的な撤去手順及び方法などについて実現性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）

・各アクセス共通での干渉物（炉底部、ペデスタル内機器）

フルスケールの模擬干渉物を製作し、干渉物の基本的な撤去手順及び方法などについて実現性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）

・ロボットアームとアクセスレールを組 ロボットアームとアクセスレールの組み合わせによる動作を模擬し、燃料デブ
み合わせた動作性確認
リ/干渉物の撤去に係る基本的な動作の成立性が確認できていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）(3)燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術の開発
・保守方法の検討

燃料デブリ取り出し作業に関する主な機器及び装置の配置案と動線について概念的な検討がなされていること。
燃料デブリを取り扱う機器・装置に関する保守方法について基本的な実現性の評価、課題の抽出及び対応方針が示されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル3）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.189

用語説明(1/2)
No.

用語

説明

1

1F

福島第一原子力発電所

2

PCV

原子炉格納容器3

RPV

原子炉圧力容器4

CRD

制御棒駆動機構

5

オペフロ

オペレーティングフロア

6DSP

機器貯蔵プール

7

SFP

使用済燃料プール

8

X-6ペネ

PCV配管貫通部の一つ

9S/C

サプレッションチェンバー

10

ジェットデフジェットデフレクター

11

インフレートシール

膨張性のシール材

12

セルアダプタ

PCVとセルを繋ぐピースのこと

13

M/U体

モックアップ体

14

BSW

生体遮へい壁

15

インプリネイティッドビット

ダイヤモンドパウダーを使用したビット

16

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

17

ノンコアビット

コアが残らないビット

18

UC

ユニット缶(燃料デブリを入れる容器)

19

AWJ

アブレイシブウォータージェット

20

HVH

空調ユニット21

マテハン

マテリアル・ハンドリング

備考©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.190

用語説明(2/2)
No.

用語

説明

備考

1

TRL7

実用化が完了している段階。

2

TRL6

現場での実証を行う段階。

3

TRL5

実機ベースのプロト機を製作し、工場等で模擬環境下での実証を行う段階。

4

TRL4

開発、エンジニアリングのプロセスとして、試作レベルの機能試験を実施す
る段階。

5

TRL3

従来の経験を応用、組合せによる開発、エンジニアリングを進めている段階。
または、従来経験のほとんど無い領域で基礎データに基づき開発、エンジニ
アリングを進めている段階。

6

TRL2

従来経験として適用できるものがほとんど無い領域の開発、エンジニアリングを実施し、要求仕様を設定する作業をしている段階。

7

TRL1

開発、エンジニアリングの対象について、基本的内容を明確化している段階。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning