平成２７年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金

原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の実規模試験
平成２９年度成果報告（最終報告）
平成30年３月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目 次

No.2

１．研究の背景・目的………………………………………………
3
２．目標………………………………………………………………
4
３．実施項目とその関連、他研究との関連……………………… 12
４．実施スケジュール……………………………………………… 19
５．実施体制図……………………………………………………… 21
６．実施内容（１）S／C脚部補強……………………………………………… 23（２）ベント管止水……………………………………………… 56（３）S／C内充填止水…………………………………………… 80（４）予備シミュレーション試験用のＶＲデータの整備…… 101※ 目次及び本文中の略語については以下の通りとします。
ＪＡＥＡ：国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
ＰＲＶ ：原子炉圧力容器
ＰＣＶ ：原子炉格納容器
Ｓ／Ｃ ：サプレションチェンバ
Ｒ／Ｂ ：原子炉建屋
ＴＲＬ ：技術熟成度
ＶＲ：バーチャルリアリティ
ＦＲＭ ：遠隔操作装置（Fukushima Repair Machineの頭文字）
Ｔ.Ｐ. ：日本水準原点（東京湾平均海面（Tokyo Peil：T.P.））©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

１．研究の背景・目的（１）本研究が必要な理由

No.3

福島第一原子力発電所は、高線量、狭隘等の過酷な環境を有しており、人が近づいて廃炉作業を行うことが極めて難しい部分が多数存在している。
このため、除染や各部位の調査又は補修等を行う遠隔操作機器・装置を開発し、福島第一原発の廃炉を着実に進める必要がある。
本研究において、「PCV漏えい箇所の補修技術の開発(Ｈ28-Ｈ29)」の研究開発で開発される技術の実規模試験を実施し、遠隔操作による施工性の確認も含め、その成立性を確認する必要がある。また、実施工を念頭とした手順書を作成し、その手順の妥当性と補修・止水性能の確認を行う。

（２）本研究の成果の反映先
福島第一原子力発電所の廃炉・汚染水対策事業（３）成果の反映先への寄与「東京電力HD株式会社福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」に基づく、号機ごとの燃料デブリ取り出し方針の決定なら
びに初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定に寄与する。
また、実工事計画実施時の有効な検討情報となる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（1/8）

No.4

下表、TRLの定義に基づき、実規模試験での達成時の想定レベルを設定し、IRID内部レビュー等にて試験条件や開発仕様を明確にし、研究開発を実施する。
レベル

本事業に対応した定義

フェーズ

7

実用化が達成している段階。

実運用

6

現場での実証を行う段階。

ﾌｨｰﾙﾄﾞ実証

5

4
3

2
1

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模擬実証実証を行う段階。
開発、エンジニアリングのプロセスとして、試作レベルの実用化研究
機能試験を実施する段階。
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応用研究
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。
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応用研究している段階。
開発、エンジニアリングの対象について、基本的内容を基礎研究明確化している段階。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（2/8）No.5（１）ＰＣＶ下部補修技術の実規模試験

①
Ｓ
／
Ｃ
脚
部
補
強

達成の結果

１）S／C脚部補強の施工性確認試験
以下の内容を検討・実施。
・実機適用に向けた手順書案の作成
・施工性確認試験の実施
・遠隔施工性の成立性についての評価
・施工手順の成立性についての評価
・実機適用に向けた課題抽出（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）
２）S／C脚部補強材の打設試験
以下の内容を検討・実施。
・打設試験の実施
・施工手順の成立性についての評価
・施工方法（監視方法、打設高さのコントロール等を含む）の成立性についての評価
・実機適用に向けた課題抽出（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

平成28年度達成

レベル５達成平成29年度達成

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（3/8）No.6（１）ＰＣＶ下部補修技術の実規模試験
②
ベ
ン
ト
管
止
水

達成の結果

１）ベント管止水の施工性確認試験
以下の内容を検討・実施。
・実機適用に向けた手順書案の作成
・施工性確認試験の実施
・遠隔施工性の成立性についての評価
・施工手順の成立性についての評価
・実機適用に向けた課題抽出（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

H28年度達成
H29年度達成

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（4/8）No.7（１）ＰＣＶ下部補修技術の実規模試験

③
Ｓ
／
Ｃ
内
充
填
止
水

達成の結果

１）S／Ｃ内充填止水の施工性確認試験
以下の内容を検討・実施。
・実機適用に向けた手順書案の作成
・施工性確認試験の実施
・遠隔施工性の成立性についての評価
・施工手順の成立性についての評価
・実機適用に向けた課題抽出（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）
２）S／C内充填止水の打設試験
以下の内容を検討・実施。
・打設試験の実施
・施工手順の成立性についての評価
・施工方法（監視方法、打設高さのコントロール等を含む）の成立性についての評価
・実機適用に向けた課題抽出（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

平成29年度達成

レベル５達成平成29年度達成

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（5/8）No.8（１）ＰＣＶ下部補修技術の実規模試験
④

試
験
準
備
等

達成の結果

以下の内容を実施。
・JAEA楢葉遠隔技術開発センターを使用した今後の施設利用計画等に反映できるよう実規模試験利用

平成29年度 達成

時の手続き、課題等を取りまとめて報告。
（終了時目標ＴＲＬ：なし）－©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（6/8）No.9（２）試験後の補強材・止水材の健全性確認

達成の結果

１）材料性能等の分析評価
以下の内容を検討・実施。

①
Ｓ
／
Ｃ
脚
部
補
強

・補強材の材料性能の分析の実施
・材料性能分析結果より施工状態での健全性を評価（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

平成29年度達成
レベル５達成２）充填状況の評価

以下の内容を検討・実施。
・充填部位の充填状況観察
・充填状況観察結果より施工状態での健全性を評価（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

平成29年度達成

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（7/8）No.10（２）試験後の補強材・止水材の健全性確認

達成の結果

１）材料性能等の分析評価
以下の内容を検討・実施。

②
Ｓ
／
Ｃ
内
充
填
止
水

・止水材の材料性能の分析の実施
・材料性能分析結果より施工状態での健全性を評価（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

平成29年度達成
レベル５達成２）充填状況の評価

以下の内容を検討・実施。
・充填部位の充填状況観察
・充填状況観察結果より施工状態での健全性を評価（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

平成29年度達成

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２．目標
 目標に照らした達成度（8/8）No.11（３）予備シミュレーション試験用のVRﾃﾞｰﾀの整備
①
遠デ
隔ー
操タ
作精
機度
器ア
等ッ
のプ

達成の結果

以下内容を検討・実施。
平成29年度達成

・遠隔装置等と枢要な作業手順の精度アップ（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

レベル５達成以下内容を検討・実施。

・② 効 ・①の成果を利用したVRデータと実機操作の動作
Ｖ率
検証（実規模試験の動作検証）
Ｒ的
デなー 使 ・動作検証結果のVRデータ等への反映
平成29年度達成
タ用の 方 ・動作検証結果に基づく利用課題の抽出
効 法 ・使用方法別のVRシステムデータ整備費の費用対効果
果の
まとめ
的確
立

（終了時目標ＴＲＬ：レベル５達成）

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 本研究の実施項目（1/5）No.12（１）原子炉格納容器下部補修技術の実規模試験① Ｓ／Ｃ脚部補強• 施工性確認試験、打設試験。
② ベント管止水• 施工性確認試験。
③ Ｓ／Ｃ内充填止水• 施工性確認試験、打設試験。
④ 試験準備等• 給排水設備等の維持管理及び運転訓練、濁水処理設備等の適合性検討
及び改善、JAEA楢葉遠隔技術開発センターの利用。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 本研究の実施項目（2/5）No.13（２）試験後の補強材・止水材の健全性確認① Ｓ／Ｃ脚部補強材の健全性確認• 材料性能等の分析評価、充填状況の評価。
② Ｓ／Ｃ内充填止水材の健全性確認• 材料性能等の分析評価、充填状況の評価。
（３）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備① 遠隔操作機器等のデータ精度アップ。
② VRデータの効果的・効率的な使用方法の確立。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 本研究の実施項目（3/5）

No.14（１）Ｓ／Ｃ脚部補強の概要
Ｓ／Ｃ内充填止水により止水材の充填による重量増加が見込まれるため、
Ｓ／Ｃを支える脚部の耐震補強する技術開発。
補強材充填

補強材充填

Ｓ／Ｃ
Ｓ／Ｃ

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 本研究の実施項目（4/5）No.15（２）ベント管止水の概要
PCVからの漏えいの主経路となるベント管を止水し、水張りが出来る状態にする技術開発。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 本研究の実施項目（5/5）

No.16（３）Ｓ／Ｃ内充填止水の概要
Ｓ／Ｃ内外の流路となる配管端部（クエンチャ、ストレーナ）及びＳ／Ｃの損傷部（φ50㎜以下を想定）を止水する。また、ダウンカマ、真空破壊弁までを埋設することでベント管止水のバックアップとなる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 実施項目とその関連
原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発

No.17

圧力容器/格納容器の耐震性・影響評価の開発

補修・止水技術の開発成果

ベント管止水Ｓ／Ｃの耐震評価結果

Ｓ／Ｃ内充填止水Ｓ／Ｃ脚部補強

VRデータの整備

原子炉格納容器漏えい箇所の実規模試験

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．実施項目とその関連、他研究との関連
 他の研究との関連
原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発

補修・止水技術の開発成果

No.18

圧力容器/格納容器の耐震性・影響評価の開発

Ｓ／Ｃの耐震評価結果

施工性確認試験結果等

原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の実規模試験：研究開発プロジェクト：インプット：アウトプット©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．実施スケジュ－ル（1/2）
項 目

4月

No.19

5月

6月

7月

8月

平成28年度
9月
10月

11月

12月

1月

2月

3月

試験準備等
試験体の準備
運転訓練完了 ▽給排水設備等の維持管理及び運転訓練

運転計画・設備運転・維持管理

濁水処理設備等の適合性検討及び改善
利用実績の取り纏め ▽JAEA楢葉遠隔技術開発センターの利用
Ｓ／Ｃ脚部補強
試験準備

施工性確認試験

試験

試験準備

打設試験
材料性能等の分析評価
充填状況の評価
ベント管止水施工性確認試験
Ｓ／Ｃ内充填止水
施工性確認試験
打設試験
材料性能等の分析評価
充填状況の評価
予備シミュレーション試験用VRデータの整備
遠隔操作機器等のデータ精度アップ

データ収集

VRデータの効果的・効率的な使用方法の確立
主要なマイルストーン

IRIDシンポジウム（8/4） ▲▲中間報告会（10/3）

は、平成26年度補正予算で実施した範囲を示す。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．実施スケジュ－ル（2/2）
項 目

4月

No.20

5月

6月

7月

8月

平成29年度
9月
10月

11月

12月

1月

2月

3月

試験準備等
試験体の準備
給排水設備等の維持管理及び運転訓練
濁水処理設備等の適合性検討及び改善

昇温・給水、濁水排水処理設備点検工事

運転計画・設備運転・維持管理
排水分析

排水分析
利用実績取り纏め ▽JAEA楢葉遠隔技術開発センターの利用
Ｓ／Ｃ脚部補強
施工性確認試験試験（7/31打設）

打設試験

サンプリング・分析

材料性能等の分析評価
観察

充填状況の評価
ベント管止水施工性確認試験（平成29年1月から継続）

Ｓ／Ｃ内充填止水
施工性確認試験
打設試験

試験（6/24打設）
サンプリング・分析

材料性能等の分析評価
充填状況の評価
予備シミュレーション試験用VRデータの整備
遠隔操作機器等のデータ精度アップ
VRデータの効果的・効率的な使用方法の確立
主要なマイルストーン

データ収集（平成29年2月から継続）▲中間報告会（4/19）

実機解析・検証▲IRIDシンポジウム（8/4）

最終報告会（3/22）▲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５．実施体制図

No.21

技術研究組合国際廃炉研究開発機構（本部）○全体計画の策定と技術統括のとりまとめ○技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ○PCV下部補修技術の実規模試験等
・試験計画、楢葉遠隔技術開発センター施設利用○予備シミュレーション試験用のVRデータの整備○研究開発の運営
東芝エネルギーシステムズ
株式会社
実規模試験
○ベント管埋設による止水技術○Ｓ／Ｃ内充填による止水技術○試験後の止水材の健全性確認○予備ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ試験用のVRﾃﾞｰﾀの整備株式会社IHI○試験体の模試験準備○ベント管埋設による止水技術○Ｓ／Ｃ内充填による止水技術○VRシステム動作検証
株式会社安藤・間○Ｓ／Ｃ内充填による止水技術○Ｓ／Ｃ内充填による止水技術の評価

日立GEニュークリア・エナジー
株式会社
実規模試験
○Ｓ／Ｃ脚部補強技術○試験後の補強材の健全性確認

株式会社木田商事○実規模試験安全対策
日揮株式会社／オルガノ株式会社○給排水設備の点検工事
コクヨ株式会社○資料・データ整理

株式会社アトックス

国立研究開発法人
日本原子力研究開発機構

実規模試験等○試験設備の維持管理･運転保守

予備シミュレーション試験用のVRデータの整備○VRデータの精度アップ○VRデータの効果的･効率的な使用方法の確立

清水建設株式会社○Ｓ／Ｃ脚部の補強技術○Ｓ／Ｃ脚部の補強技術の評価

茨城グローブシップ株式会社○給排水設備の運転管理○給排水設備の保守

伊藤忠テクノソリューションズ
株式会社○VRデータの精度アップ

株式会社日立プラント
コンストラクション○試験用機材オルガノ株式会社/カメイ株式会
社○試験用機材(ボイラー燃料等)

株式会社クレッセント○実機データ計測

日揮株式会社/オルガノ株式会社○給排水設備の技術支援

伊藤忠テクノソリューションズ
株式会社○VRシステム検証©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強

No.22① 施工性確認試験② 打設試験
③ 材料性能等の分析評価④ 充填状況の評価（２）ベント管止水① 施工性確認試験（３）Ｓ／Ｃ内充填止水① 施工性確認試験② 打設試験
③ 材料性能等の分析評価④ 充填状況の評価（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備① 遠隔操作機器等のデータ精度アップ② VRデータの効果的・効率的な使用方法の確立©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強

No.23（１）Ｓ／Ｃ脚部補強©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 目的、目標
 実施スケジュール、実施事項、成果
1 ）実施スケジュール
2 ）実施事項
2-1）打設試験計画
3 ）成果
3-1）施工性確認試験からの改善結果
3-2）Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果
3-3）材料性能等の分析評価（途中経過含む）
3-4）充填状況の評価
3-5) Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果
3-6) Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験まとめ
 成果の反映先への寄与
 現場への適用性の観点における分析 目標に照らした達成度
 今後の予定

No.24©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 目的、目標

No.25「PCV漏えい箇所の補修・止水技術の開発(H26-H27)」で開発した補強材を「PCV漏えい箇所の補修技術の実規模試験(H26-H27)」で製作した試験体に打設し、施工状態の確認・評価を実施する。
Ｓ／Ｃ脚部補強の課題である次の項目について、「PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)」等関連プロジェクトと連携して試験計画を策定する。
・補強材打設中にトーラス室内の滞留水を建屋外へ漏出させないための操作・号機毎の打設高さの設定・滞留物等の実機環境の模擬
また、以下の試験・評価を実施する。
１）Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験
・打設試験の実施
・施工手順の成立性の評価
・施工方法（監視方法、打設高さコントロール等を含む）の成立性の評価
・実機適用に向けた課題の抽出
２）補強材の性能等の分析評価
・補強材の材料性能の分析
・材料性能の分析結果による補強材の健全性の評価
３）充填状況の評価
・充填部の観察・充填部の観察結果による施工状態の健全性の評価（終了時目標ＴＲＬ：レベル５完了）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強 1) 実施スケジュール

No.26

2017年度（H29年度）
4月

5月

6月

7月

8月

9月

10月
▼

主要工程

11月

中間報告

12月

1月

2月

3月
▼

最終報告

1)S／C脚部補強
打設試験
試験準備・
片付け
打設試験

7/31 打設試験

2)材料性能等の分析評価
補強材コア抜き、強度試験・評価
流動解析評価（楢葉/実機モデル）

3)充填状況の
評価
充填状況の
観察・評価

観察

評価

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 2)実施事項 2-1)打設試験計画 (1)要求事項と制約事項
充 填

口

1号機：6箇所
2号機：8箇所
3号機：検討中No.27

Ｓ／Ｃ脚部補強工事に於ける、目的を達成するための要求事項と、主に現場環境の要因により対応が必要な制約事項（間接的な要求事項）を図に示す。
RPV/PCVの耐震性・影響評価手法の開発PJ※
からの要求値
要求事項

圧縮強度

打設高さ

(N/mm2)

1号機

2.4

T.P.

704

2･3号機

8.4

T.P. -2386
凡例

補強材充填

補強材充填

現場環境要因
Ｓ／Ｃ

要求事項
制約事項

Ｓ／Ｃ

放射線
滞留水
滞留水(水質)
打設高さ

打設高さ(T.P. 704)

圧縮強度
打上り性

(T.P.-2386)

堆積物

圧縮強度
打上り性
床面形状

※以下本項内では「耐震影響評価PJ」と記す©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 2)実施事項 2-1)打設試験計画 (2)開発状況と課題の整理

No.28○：確認項目 △：一部確認 ●：確認済 ▲：一部確認済 －：対象外
検証方法
性能

補強材
性能

施工
成立性

確認項目
工場試験

実規模
試験

解析
評価

備考

圧縮強度

要求値8.4N/mm２（T.P.-2386まで補強した場合）を満足することを確認する。

●

(●)

―

実規模試験は工場試験と同等の結果であることを確認した。

合流部の圧縮強度

合流状況を確認し、強度低下の影響を確認する。

▲

―

●

合流部の強度低下は，実規模試験でも確認できないため、合流状況を流動解析で確認し、強度評価を行い要求圧縮強度を満足することを確認した。

流動性

補強材練り混ぜ後、長時間にわたり流動性が保持できることを確認する。

●

(●)

―

実規模試験は工場試験と同等の結果であることを確認した。

長距離流動性

各打設箇所から補強材をトーラス室に流動させ、充填できることを確認する。

▲

▲

●

長距離流動は楢葉でも確認できないため、流動解析で評価した。

温度ひび割れの影響

Ｓ／Ｃ脚部補強はマスコンクリートとなるため、温度ひび割れに対する検討として補強材の温度特性を取得し温度解析で評価する。

●

●

●

実規模試験では、Ｓ／Ｃ底部と耐震ピット間に熱電対を設置し、温度データを採取・確認した。

補強材の打ち上がり性

補強材をＳ／Ｃ型側から打設し、反対側へ打ち上がることを確認する。

●

(●)

▲

実規模試験は工場試験と同等の結果であることを確認した。

補強材の充填性

実機では補強材の充填状況を確認することができないため、試験で充填性に問題ないことを
確認する。

●

(●)

―

実規模試験において充填性を確認するとともに、流動解析においても充填性に支障ないことを確認した。

水質の影響

臨界管理のためにＰＣＶ内に注入するホウ酸について、補強材の硬化への影響を確認する。

●

―

―

実規模試験では模擬しない。工場要素試験で確認した。

放射線の影響トーラス室の放射線環境下において、補強材の硬化への影響を確認する。

●

―

―

実規模試験では模擬しない。工場要素試験で確認した。

堆積物の影響トーラス室に沈殿している堆積物が補強材の流動を阻害する、もしくは補強材に巻き込まれて強度が低下する可能性について確認する。

●

―

―

実規模試験では模擬しない。工場要素試験で確認した。

長期健全性

補強材に割れが生じるモードを検討し、S／C支持能力を評価する。

●

―

●

補強材にひび割れが生じても、Ｓ／Ｃ支持能力に支障ないことを解析により評価した。

補強材受入時の品質確認

補強材への要求性能（仕様）を満足することを確認する。

●

●

―

フロー値、ブリーディング等について試験成績表により品質を確認した。

補強材打設前の品質確認

練り混ぜ時のサンプルを採取してフローチェックを確認する。

●

●

―

実規模試験では、打設開始前,一定時間毎（１時間毎）の測定を実施し、規定値内であることを確認済。

遠隔施工

被ばく低減の観点から遠隔操作により打設する必要がある。

●

●

―

実規模試験は工場試験と同等の結果であることを確認した。

打設ホース挿入性

打設ホースをトーラス室床面まで障害物を回避しながら挿入できることを確認する。

●

●

―

２号機干渉物を模擬して施工性確認試験で確認済。

モニタリング

補強材打ち上がり高さの監視と滞留水水位の監視ができることを確認する。

●

●

―

打設試験で補強高さの監視ができることを確認した。

材料供給設備

補強材を練混ぜするミキサ，圧送ポンプの成立性を確認する。

●

●

―

実規模試験は工場試験と同等の結果であることを確認した。

長距離圧送バッチャプラントから打設位置まで長距離圧送が必要となるため、その成立性を確認する。

●

●

―

工場試験及び実規模の打設試験で長距離圧送による成立性を確認した。

施工中断のリスク

ホース閉塞や材料供給設備のトラブルが発生した場合、想定以上の流動距離となる可能性が
ある。

―

―

―

実機施工時のリスク評価を実施し、予備品などの対応で回避する方針とした。

全体手順の確認

実機施工を想定した一連の手順が妥当であることを確認する。

―

●

―

実規模試験で手順を確認し、標準施工要領書にまとめた。

滞留水

打設中の滞留水水位が地下水位と逆転しないT.P.-1736以下で管理できることを確認する。

―

●

―

排水ポンプ操作により、T.P.-1736以下で管理できることを確認した。

打設中の滞留水水質

補強材打設中の滞留水の処理方法について検討する。

●

(●)

―

実規模試験では、濁水処理設備へ移送し、環境基準を満足していることを確認後、
排水した。

打設時間

打ち上がり性が維持できる時間試験にて確認し，制限時間内に打設が完了できるか確認する。

●

(●)

―

２号機を模擬した試験体で、打設時間は５時間５２分であり、制限時間（目標１０時間）
内に施工した。

温度条件

実機で想定される環境温度で施工可能なことを確認する。

●

(●)

―

水和熱による温度上昇データを採取し、温度上昇抑制策を検討した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 2)実施事項 2-1)打設試験計画 (3)試験装置概要（打設装置）

No.29

作業フロア
（原子炉建屋1階を想定）

打設装置
模擬干渉物（グレーチング２段）
打設ホース

模擬サプレッションチェンバ

模擬トーラス室
試験体概要（1/1スケール×1/8周）（2号機模擬）（試験場所：JAEA楢葉遠隔技術開発センター）

打設装置仕様・ホース口径：４B（100A相当）
・ホース送り/巻取り速度：0.1～5m/min（インバータによる可変速）・ホース先端に照明付カメラ装備
・装置質量：約1,000ｋｇ
・運転操作：現場操作及び遠隔操作が可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 2)実施事項 2-1)打設試験計画 (3)試験装置概要（モニタリングセンサ）
PC

LANケーブル
100m

HDD

No.30

専用ケーブル

PC

50m

モニタリングセンサ設置位置

センサ

センサ

センサ固定ホルダ（高さ調整機構付）

R/B 1階床面
プロダクトフロート

水面高さ監視用

インターフェースフロート

水

補強材高さ監視用

補強材

フレキシブルホース 12m

ステンレス
フレキシブルホース

モニタリングセンサ仕様

フロートストッパー
超音波ｿﾅｰ錘
トーラス床面・検出方式：磁歪式・着座検知：錘に超音波ソナーを設置（錘底面から10mmの位置に設置）
・温度計：錘に熱電対を設置
・センサ質量：約７ｋｇ（＋錘５ｋｇ）
・実規模試験はＳ／Ｃの内周側に1セット＋外周側に2セットを設置
・測定精度：±３０mm

図 モニタリングセンサ概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 2)実施事項 2-1)打設試験計画 (4)打設試験フロー
0.2
（
作事
業前
エ工
リ事
ア
環
境
整
備
）

2.1
（
ト 1
ー階
ラ床
ス面
室穿
内孔
干
渉
物
調
査
）

0.1
置仮（
整事
等設地前
）排・工
水敷事
タ鉄
ン板
ク養
設生

2.2
干ト
渉ー
物ラ
撤ス
去室
内

2.3
干ト
渉ー
物ラ
確ス
認室
底
部

1.1
搬バ
入ッ
設チ
ャ
置プ
ラ
ン
ト

3.4
練
混
ぜ
水
給
水

2.4
（
既モ
ニ
設タ
水リ
位ン
計グ
取装
外置
し搬
）入
設
置

3.7
補
強
材
練
混
ぜ

3.1
機圧打
器送設
動ホ装
作ー置
確ス搬
認搬入
入設
・
敷置
設

3.7
補
強
材
品
質
確
認

4.3
補
強
材
圧
送

1.1

3.3

4.2

4.5

5.3

中
継
所
設
置

補
強
材
輸
送
・
搬
入

補
強
材
サ
イ
ロ
充
填

補
強
材
サ
イ
ロ
移
送

洗バ
浄ッ
チ
・
分ャ
解プ
ラ
・
保ン
管ト

3.2
ホ仮
ー設
ス排
敷水
設ポ
ン
プ
設
置

No.31
・2016/11 施工性確認試験
・2017/07 実規模打設試験

3.5
系
統
通
水
確
認

3.6
（
ト打
ー設
ラ装
ス置
室ホ
挿ー
入ス
）投
入
・
設
定

4.3
補
強
材
打
設
開
始

4.6～4.7
滞トモ
留レニ
水ミタ
排ーリ
ン
水操グ
作
（
仮 （
水
設 位
タ 、
ン 打
ク 設
へ 高
）
さ
）

＋

4.8
補
強
材
打
設
終
了

Ｒ／Ｂ内
4.9
打
設
ホ
ー
ス
内
補
強
材
排
出
・
洗
浄

4.10
ホ打
ー設
スホ
外ー
散ス
水巻
除取
染り

4.11
（
打打
設設
高後
さ検
測査
定
）

5.1 5.2
片圧
付送
けホ
・
搬ー
出ス
・
打
設
装
置

6
滞仮本
留設設
水排水
ポ水位
ンポ計
プン設
復プ置
旧撤
去

ヤード
は実機工事範囲なので実規模打設試験の対象外©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-1)施工性確認試験からの改善結果 (1/3)

No.32

例１：打設装置改善結果
改善後

項目

改善前

転倒防止対策・単管パイプによる固定方法

・可動式アウトリガーを本体に追設先端カメラケーブ
ルの損傷防止及び照度向上・カメラケーブ
ル単独

・カメラケーブルを
フレキチューブ
で補強
・電池式のLED
照明２個を追加（計3灯）

打設ホース回収時の被ばく対策-

・カメラ一体型
照明（1灯）

改善内容

・遮へい体（鉛毛マット）を引掛けるフックを追加

結果・装置単独で転倒防止が行えるため、単管パイプ
取付／取り外し作業が不要となり、作業工数を削減することができた。

ｶﾒﾗ映像

・カメラケーブルの保護により ホース挿入作業の損傷防止が図れたこと、滞留水着水時のカメラの視認性が向上したことを確認した。
・遮へい体設置を可能としたことで汚染ホースからの被ばく低減が期待できる。
(想定対策として実施）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-1)施工性確認試験からの改善結果 (2/3)

No.33

例２：打設装置改善結果
項目

改善前

改善後

改善内容

結

果

打設ホース
先端操作
ロープ
要否判断

全ての箇所
でロープを
使用

キャットウオークのグレーチング穿孔部ではロープを使用しないホース設定手順とした。

ロープを使用しない場合、作業員を4名から3名に削減可能なことを確認した。

ホースガイドと
カメラケーブルの引っ掛かり改善-

ガイド形状を円筒に変え、ローラの配置を見直した。

打設ホース挿入確認時、パンチルトカメラケーブルの引っ掛かりがなく作業できることを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-1)施工性確認試験からの改善結果 (3/3)

No.34

例３：モニタリングセンサ改善結果
項目

改善後

改善前

改善内容

結

穿孔穴部へガイドを挿入する構造とし、ボルト固定治具固定を省略。

装置固定治具の穿孔穴部への設置方法の改善・ボルトによる
固定果

アンカーボルトの施工手順が省
略でき、据付作業性が向上したことを確認した。

延長ボックス
センサケーブル端子箱
開口部専用蓋（スライド式）

固定治具，
延長ボックスの
軽量化

・鋼製

アルミ製

装置軽量化により据付作業性が向上したことを確認した。

MTSセンサ
固定ネジ止め方法の改善

・ボルトねじ込み式

パッチン錠
タイプ

重り部のセンサ取付構造

・UTセンサ
外付式

UTセンサ埋め込み一体型

開閉

ボルト締付作業がなくなり、据付作業性が向上したことを確認した。
据付作業時にセンサの損傷や引っ掛かりがないことを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
No.35
 3)成果 3-2)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果 (1)実機施工手順確認結果（１/2）○：確認項目●：確認済▲：一部確認済

－：対象外

実規模試験

No.

実機施工手順

高線量
下作業

工場
試験

打設試験

施工性
確認試験

打設試験での判定基準

確認結果

0

事前工事

-

-

-

-

-

-

1

ヤード準備作業

1.1 バッチャプラント搬入設置

-

●

●

搬入設置できること

●
搬入設置可

2

R/B内準備作業

2.3 Ｓ／Ｃ下部干渉物調査-●作業に支障ないこと

●
支障なし

3

打設準備作業

2.4 モニタリング装置搬入設置、既設水位計取外し○●●設置できること（既設水位計取外しは含まず）●
設置可

2.5 排水ポンプ設置、ホース敷設

○

-

●

設置できること●
設置可

3.1 3.2 打設装置、圧送ホース設置・接続、装置動作確認○-●

単体で動作すること●動作良好

3.3 補強材搬入・保管（中継所）

-

-

-

雨水の影響がないこと●
影響なし

3.4 練混ぜ水給水

-

●

●

必要水量が供給できること●
供給可

3.5 系統通水漏えい確認

○

-

●

継手部から漏えいしないこと

●
漏えいなし

3.6 打設装置ホース投入、設定

-

●

●

滞留水水面基準に，水中へ100mm送り出し設定。
（水面レベルはモニタリング測定値）●
設定可

3.7 補強材練混ぜ（材料投入、練混ぜ水注入）

-

●

▲
(通水)

練混ぜが連続してできること●
連続練混ぜ可3.8 補強材品質確認（フロー試験等）

-

●

-

フロー値：270±30mm●
規定値を満足©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
No.36
 3)成果 3-2)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果 (1)実機施工手順確認結果（２/2）○：確認項目●：確認済▲：一部確認済

－：対象外

実規模試験

No.

4

5

実機施工手順

補強材打設

片付け

高線量
下作業

工場
試験

施工性
確認試験

打設試験
打設試験での判定基準

確認結果

4.1 補強材圧送、打設開始

-

●

▲
(通水)

打設流量：15～30m3/h●
規定値を満足4.6 4.7 打設状況モニタリング、
トレミー操作、滞留水排水

-

●

▲
(通水)

打設高さに応じてトレミー操作できること。
打設中の水位：T.P.-1736以下●
トレミー操作可
滞留水排水可4.2 4.5 補強材補給（材料充填、移送）---補強材が連続供給できること●
供給可

4.8 規定高さ到達打設完了

-

-

▲
(通水)

打設高さ：T.P.-2036以下
T.P.-2386以上●
規定値を満足4.9 圧送ホース内補強材排出、洗浄

-

●

-

補強材排出・洗浄ができること●
排出・洗浄可4.10 打設ホース巻取り、散水除染

○

●

●

巻取り、散水ができること●
巻取り・散水可4.11 打設後検査（打設高さ測定）

○

●

-

打設高さ：T.P.-2036以下
T.P.-2386以上●
規定値を満足5.1 5.2 圧送ホース解体、打設装置搬出

○

●

●

ホース解体、装置搬出できること●
解体・搬出可実機を想定した手順に従って打設できることを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-2)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果 (2)試験実施体制
1 試験責任者

遠隔監視室（免震棟）

補強材供給・品質確認指揮者

1

3

指
示
者

作
業
者

1

1

ク
レ
ー
ン
運
転
手

3

指
示
者

作
業
者

1

1

屋
外
ヤ
ー
ド
（

補
強
材
品
質
管
理
者

外
）
1

3

指
示
者

2
作
業
者

指紛
示体
者供
給

作
業
者
4
4

計29名

モニタリング
技術員

作
業
フ
ロ
ア
上
（

R/B

1

排
水
水
質
確
認
指
揮
者

打設装置技術員 1

R/B

移排
送水
指ポ
揮ン
者プ
ホ
ー
1 ス

人数
通信（携帯電話）
通信（マイク・スピーカー）
通信（トランシーバー）

試験安全指導員 1

計6名

1

No.37

1

計モ
測ニ
者タ
リ
ン
グ
シ
ス
テ
ム

打設装置
1 トレミー操作者

現場監視作業エリア（エンクロ）
1 現場とりまとめ指揮者
・打設ホース設定
・排水ポンプ操作
1

内
）

排
水
ポ
ン
プ
操
作
者

設
計
担
当
者
1

打設装置

計7名
ク
レ
ー
ン
運
転
手
2

操バ
作ッ
者チ
ャ
ー
プ
ラ
ン
ト

1

中
継
ポ
ン
プ
操
作
者

1

介ホ
助ー
者ス
先
端
カ
メ
ラ

ホ
ー
ス
昇
降
操
作
者
1

1

操監
作視
ポカ
ーメ
ルラ
操操
作作
者者

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-2)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果 (3)打設試験状況

No.38
打設ホース設定作業

フレコン投入作業

西側ヤード紛体供給状況
クレーン
A-②

クレーン

クレーン

A-①

B-①

B-②

クレーン

干渉物回避作業

バッチャープラントA
補強材

バッチャープラントB

マイク・スピーカー
補強材
中継ポンプ

現場指令室

総合指令室

トランシーバー
携帯電話©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
No.39
 3)成果 3-2)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果 (4)モニタリングセンサによる打設高さ計測結果
モニタリング設置位置

打設終了から24時間後の補強材高さ※トーラス室床面（T.P.-3496）を高さ［ゼロmm］とする。

モニタリングにより、打設高さ（打設量）をコントロールし目標高さまで打設できることを確認した。

ホース内
残材排出時
（7/31 17時）

24時間後
(8/1 17時)

モニタリング1
（内側）

1,192

1,179 (-13)

モニタリング2
（外側）

1,160

1,167 (+7)

モニタリング3
（外側）

1,176

1,185 (+9)
単位：mm©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
No.40
 3)成果 3-2)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験結果 (5)排水ポンプによる滞留水排水結果

排水ポンプ設置位置

初期水位トーラス床＋300(T.P.-3196)【排水ポンプ仕様】
容 量：30m3/h
揚 程：15m以上※トーラス室床面（ T.P.-3496 ）を高さ［ゼロmm］とする。

S／C内外に各1台設置した排水ポンプを操作し、トーラス室の水位コントロールが可能なことを確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-3)材料性能等の分析評価 (1)補強材の品質確認結果

No.41

品質確認項目であるテーブルフロー試験（基準値270±30mm）を行い、打設前、打設中の全てにおいて基準値を満足していることを確認した。
測定時期

（参考）
練混ぜ水温
（℃）

（参考）
外気温
（℃）

作液装置A

06:20

284×284

30.0

25.0

24.1

作液装置B

06:28

292×292

30.0

25.0

24.1

打設開始
1時間後

作液装置A

08:39

277×280

32.0

26.0

26.0

作液装置B

08:50

286×286

31.0

26.0

25.7

打設開始
2時間後

作液装置A

09:39

277×277

33.0

27.0

27.4

作液装置B

09:49

287×287

33.0

27.0

27.0

打設開始
3時間後

作液装置A

10:39

283×278

34.0

27.0

28.1

作液装置B

10:49

285×288

33.0

27.0

28.2

打設開始
4時間後

作液装置A

11:37

286×286

33.0

27.0

28.1

作液装置B

11:48

286×284

34.0

26.0

28.7

打設開始
5時間後

作液装置A

12:37

283×283

34.0

28.0

29.5

作液装置B

12:47

285×284

35.0

28.0

29.7

打設前

打
設
中

測定時刻

（参考）
テーブルフロー
補強材の基準値 270±30
練り上がり温度（mm）（℃）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
No.42
 3)成果 3-3)材料性能等の分析評価 (2)熱電対による補強材打設後の温度測定結果
・打設から1～2日経過時点で補強材の温度が最も高くなることを確認した。
→熱解析結果と同等であることを確認した。
・IRID内レビューワーキングから高温履歴を受けるとDEF(ｴﾄﾘﾝｶﾞｲﾄ遅延生成)による膨張ひび割れのリスクが高まるとの指摘を受け、水和熱低減対策の検討を行うこととした*。【 PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)で実施】（*材料開発当初は圧縮強度の増強が最優先とされたため、水和熱に対しては対策が十分でなかった。）※右図の○とグラフの線の色は対応する

1
2

ピーク温度（経過時間）① 93.3℃（40h後）② 92.7℃（40h後） 床面 +630mm③ 94.9℃（41h後）④ 73.4℃（45h後） 溝底面+400mm⑤ 60.7℃（57h後）⑥ 水温 24℃ (打設前)～35.7℃ (51h後)⑦ 室温 21.6～29.9℃（作業台上）
打 打設位置

5

4

⑦室温
打設装置

打

3

トーラス室内キャットウォーク（打設ホース干渉物）

排水

作業床レベル
模擬トーラス室

⑥水温

打設ホース
（4B）
補強材

⑦室温

模擬
Ｓ／Ｃ
P

③補強材温度（側部）（床面から630mm）⑥水温（床面から1400mm）①②補強材温度（床面から630mm）④⑤補強材温度（床面から400mm）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-3)材料性能等の分析評価 (3)コア採取マップと圧縮強度試験結果

参考データ（工場試験）

材齢28,103※,182日のコアに対して圧縮強度試験を行い、「耐震影響評価PJ」の要求強度8.4N/mm2を満足していることを確認した。

② 28d：21.9
103d：21.3
182d：25.6③ 28d：20.5
103d：22.0
182d：22.3④ 28d：21.6
103d：21.2
182d：23.4

91d圧縮強度
平均値

試験名※圧縮強度は91日で評価するが、28日コアと同時採取したことで養生状態の違いによる影響があったため、103日目に追加コア採取を実施し、91日相当として評価した。

① 28d：21.3
103d：22.6
182d：23.0

No.43

40m水路試験23.1 N/mm2

1/1打上り試験

24.1 N/mm2

1/1平面流動試験

24.5 N/mm2⑤ 28d：20.3
103d：21.2
182d：22.3

Ｓ／Ｃ⑥ 28d：21.2 ⑦ 28d：21.9 ⑧ 28d：21.2
103d：22.7
103d：22.1
103d：20.8
182d：24.8
182d：29.8
182d：25.8

単位：N/mm²（dは材齢）

圧縮強度まとめ

単位：N/mm²

材齢

最低値

最高値

平均値

28日

20.5

21.9

Ave. 21.2

103日

20.8

22.7

Ave. 21.7

182日

22.3

29.8

Ave. 24.6

要求強度
8.4

打設口
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-3)材料性能等の分析評価 (4)ひび割れ観察結果

No.44

最大幅1.5mmの温度ひび割れの発生を確認した。
温度ひび割れの方向・ピッチを、「PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)」で実施するＳ／Ｃ支持の有効性確認の評価条件とした。（なお、ひび割れによる止水への影響は無い）

最大ひび割れ幅：1.5ｍｍ

ひび割れ幅計測不能※

ひび割れ幅計測不能※

最大ひび割れ幅：0.3ｍｍ

最大ひび割れ幅：1.2ｍｍ

S／C※ 隙間ゲージの測定限界以下©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-4)充填状況の評価 (1)打ち上がり高さ

No.45
1,115mm

1,115mm

B

A

C

Ｓ／Ｃ
参考データ（工場での確認結果）
試験名

1,115mm

打設位置からの最大偏差：35mm

24h後の
打上り偏差

40m水路試験

10 mm

1/1打上り試験

40 mm

1/1平面流動試験

10 mm

¼立方試験

65 mm

打設位置
D

D

1,150mmE

E

F

1,150mmF

1,160mm

補強材硬化後、打上り実測ですべての計測点で目標値1,110mmを超えていることを確認した。また打設点との最大偏差は35mmであった。
打上り高さの偏差は、実工事計画時に考慮するよう施工要領に反映した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-4)充填状況の評価 (2)肌隙観察結果

No.46

：調査箇所

Ｓ／Ｃ

使用した隙間ゲージ(0.03mm)

Ｓ／Ｃと補強材の境界面

隙間ゲージによりＳ／Ｃシェルと補強材の境界面の肌隙きを測定した結果、0.03mm未満であり有意な空隙が生じていないことを確認した。

調査状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-5)Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果（１/６）

No.47① 流動解析の目的
Ｓ／Ｃ脚部補強の各プロジェクトで実施してきた要素試験や実規模試験においては、実機大の全周モデルで且つ複数箇所からの同時打設を模擬することができなかったため、実機における補強材の流動経路や流動距離、合流の様子を確認するために流動解析を実施した。

② 解析ケース・条件【解析ケース】
・実規模試験モデル（2号機モデル、1/1スケール×1/8周×1箇所打設）
打設試験の実績データを条件として使用した（打設時間：5時間55分）
・実機モデル（2号機モデル、1/1スケール×全周×8箇所打設）
2号機を代表ケースとし、8箇所打設とした（打設時間：5時間30分）【解析条件】
・粒子径：10cm（単相流近似）
・補強材の材料定数：密度1860㎏/m3、降伏値10Pa、塑性密度29Pa･m・解析コード：Particleworks Ver.6.1(プロメテック・ソフトウェア㈱) 粒子法（MPS法）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-5)Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果（２/６）

No.48

短い←打設からの時間→長い【実規模試験モデルの解析結果】（粒子数：約25万）

耐震サポート

試験体サポート

耐震ピット

耐震ピット
打設口

実規模試験モデル 打設開始後60min

打設口

実規模試験モデル 打設開始後120min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-5)Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果（３/６）

No.49

短い←打設からの時間→長い【実規模試験モデルの解析結果】（粒子数：約25万）実規模試験モデル解析結果のまとめ・打設した補強材は耐震ピットを埋めるように流動し、その後S／Cの内周部と耐震ピット
外周部に打ち上がる。

耐震ピット

打設口

・耐震サポート、試験体サポートの障害物付近では粒子が対流する傾向が
ある。

打設口

・打設口からの流動距離 ＊は、最長のもので13m程度であり、想定流動距離（20m）以内であることを確認した。

＊流動距離は、打設口からの直線距離を指す
実規模試験モデル 打設開始後200min

実規模試験モデル 打設開始後355min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-5)Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果（４/６）

No.50

短い←打設からの時間→長い【実機モデルの解析結果】（粒子数：約200万）

耐震サポート（8ヵ所）

打設口
(8ヵ所）

実機モデル 打設開始後60min

耐震サポート（8ヵ所）

打設口
(8ヵ所）

実機モデル 打設開始後120min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-5)Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果（５/６）

No.51

短い←打設からの時間→長い【実機モデルの解析結果】（粒子数：約200万）

耐震サポート（8ヵ所）

打設口
(8ヵ所）

実機モデル 打設開始後200min

耐震サポート（8ヵ所）

打設口
(8ヵ所）

実機モデル 打設開始後330min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-5)Ｓ／Ｃ脚部補強材の流動解析結果（６/６）

No.52【実機モデルの解析結果】（粒子数：約200万）
実機モデル解析結果のまとめ
・実規模試験モデル結果と同様に、打設した補強
材は耐震ピットを埋めるように流動し、その後
Ｓ／Ｃの内周部と外周部に立ち上がる。
・耐震サポートの付近では粒子が対流する傾向があり、合流部の境界となっている。
・打設口からの流動距離＊は、最長のもので14m程度であり、想定流動距離 (20m）以内であることを確認した。
耐震サポート（8ヵ所）

打設口
(8ヵ所）

＊流動距離は、打設口からの直線距離を指す

合流分布(打設開始後330min)（各色の境界が合流部）

流動解析で得た合流部の分布を、 「PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)」で実施する補強材の強度算定のインプットとした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 3)成果 3-6)Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験まとめ

No.53

 施工手順の成立性• 実機を想定した手順に従って施工できることを確認した。

 施工方法（監視方法、打設高さコントロール等を含む）の成立性• 打設高さ及び水位監視用のモニタリングセンサを用いて、補強材打設高さ
及び滞留水位の監視ができることを確認した。

 補強材の品質・性能• 打設前～打設中（1時間毎）のテーブルフロー試験で、全て基準値（270±30mm）を満足していることを確認した。
• 材齢28日、103日、182日の補強材のコア強度を測定し、全て2号機の要求強度（8.4N/mm2）を満足していることを確認した。
• 硬化後の補強材を観察した結果、Ｓ／Ｃシェルと補強材との間に肌隙等は確認されなかった。
• Ｓ／Ｃ内周側及び外周側の複数箇所に径方向の温度ひび割れを確認した。
• 温度ひび割れの発生状況を「PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)」のＳ／Ｃ支持の有効性確認の評価にフィードバックした。

 補強材の流動解析• 実規模試験結果に基づいて実機モデルの流動解析を実施し、流動経路や流動距離、合流の様子を確認した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 成果の反映先への寄与

No.54

Ｓ／Ｃ脚部補強の実規模試験の実施により、実機工事を想定した施工手順で施工できる見通しが得られ、標準施工要領書としてまとめた。
本補強工事は、燃料デブリ取り出し時にPCV水位を確定する際の、Ｓ／Ｃ支持部の耐震性向上に資するものである。

 現場への適用性の観点における分析
Ｓ／Ｃ脚部補強工事においては、Ｒ／Ｂ１階全域へのアクセスやＲ／Ｂ外のヤードに補強材供給設備を設置する必要があり、現場調査や線量低減作業に
より実機適用性を判断する必要がある。

 目標に照らした達成度• Ｓ／Ｃ脚部補強材の打設試験を実施し、施工手順や監視方法について成立性を確認した。【達成】• 補強材打設後にコアを採取し、圧縮強度試験により要求強度を満足することを確認した。【達成】• 補強材の打設結果を観察するとともに、流動解析により充填状況や流動距離が想定通りであることを確認した。【達成】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（１）Ｓ／Ｃ脚部補強
 今後の課題

No.55

実規模試験の成果を実機適用する際の主な課題は以下の通り。
• 補強材の水和熱低減対策に伴う施工成立性の詳細検討
長期健全性の観点から、DEF（エトリンガイトの遅延生成）による膨張
ひび割れ発生リスク低減のための水和熱低減対策として、プレクーリングや分割打設の詳細検討を行い、設備構成や作業手順に反映する。

• 補強材打設/供給システム成立性の詳細検討
打設箇所数と打設装置・ホース・バッチャープラントレイアウトの決定が必要。
補強材供給所の設置場所と構内輸送ルートを確保する。

• Ｓ／Ｃ内充填止水への影響確認（補強範囲に損傷がある場合）
Ｓ／Ｃ内充填止水工事に先行して脚部補強工事を実施する場合、Ｓ／Ｃ
シェル損傷部から補強材が流入する可能性があるため、S／C内充填止水への影響確認が必要。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水

No.56（２）ベント管止水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 目的、目標
 詳細実施スケジュール
 施工性確認試験• 試験概要• 確認項目と達成状況• 実機適用に向けた課題の抽出
 打設試験及び健全性評価について
 手順の検証状況
 ベント管止水の実機適用に向けて確認するべき項目
 ベント管止水の主な技術課題
 成果のまとめ 目標に照らした達成度

No.57©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 目的、目標

No.58

・201８年３月までに、ベント管止水の施工性確認試験を実施し、成立性の評価、課題抽出を実施。

ベント管止水の施工性確認試験の目的・目標は以下の通り。

「PCV漏えい箇所の補修・止水技術の開発(H26-H27)」で開発した補修装置を用いて、施工性の確認として施工部位へのアクセス性の確認を行い、その手順の妥当性の検証と施工状態の確認・評価を実施する。
また、以下内容が検討実施されることを目標とする。
・実機適用に向けた手順書案の作成
・施工性確認試験の実施
・遠隔施工性の成立性についての評価
・施工手順の成立性についての評価
・実機適用に向けた課題抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 詳細実施スケジュール
項目

4月 5月 6月 7月 8月 9月

No.59

10月

11月

12月

1月 2月 3月

ベント管止水施工性確認試験①
Ｓ／Ｃへの穿孔
ベント管への穿孔
Ｓ／Ｃ内充填止水
実規模試験
Ｓ／Ｃ脚部補強
実規模試験
ベント管止水施工性確認試験②
試験準備
閉止補助材
ツール取付
副閉止補助材
ツール取付
止水材
ツール取付

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 試験概要（１/２）

No.60

地上階

地下階

Ｓ／Ｃ

Ｓ／Ｃ内

ベント管

有人作業が1作業単位が20分以内で終わること、一連手順が完了できることを確認した。
これにより、以下を達成した。
 実機適用に向けた手順書案を作成
 施工性確認試験の実施を完了
 遠隔施工性の成立を確認
 施工手順の成立を確認
 実機適用に向けた課題を抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 試験概要（２/２）
実規模試験体

No.61

俯瞰カメラ
（FRMとは別穴より投入）

ＦＲＭ付属カメラ
施工対象（Ｓ／Ｃ、ベント管、干渉配管）を１／１で模擬模擬操作本部

重要免震棟に設置予定の操作本部を模擬監視装置（カメラ）の配置・視野を実機条件で模擬
高線量作業模擬状況

高線量作業時の装備を模擬©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（１/９）

No.62

俯瞰カメラ

FRM通過用φ500穿孔（ウォータージェット）

カメラ通過用φ350穿孔（ウォータージェット）Ｓ／Ｃへの穿孔試験状況
クライテリア１

Ｓ／Ｃへの穿孔（２箇所）

・FRMに切断ツール取付（高線量有人作業）
・切断ツール（ウォータジェット）にてＳ／Ｃ上面を穿孔（補修装置用：φ500㎜、俯瞰カメラ用：φ350mm）
・FRMに切断ツール取付（高線量有人作業）
・切断ツール（ウォータジェット）にてＳ／Ｃ上面を穿孔（補修装置用：φ500㎜、俯瞰カメラ用：φ350mm）

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了すること

成立を確認
3名、合計約90分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

ウォータージェットに水・ガーネットを供給可能であること成立を確認（0.37kg/min、累計320分間）

位置誤差100mm以内
穿孔径誤差+10mm、-0mm以内
切断片を撤去できること

成立を確認（位置誤差：最大30mm
穿孔誤差：最大+5mm）

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（２/９）

No.63

保護リングの設置試験
クライテリア２

保護リング設置

・保護リングをトーラス室内に投下（高線量有人作業）
・FRMに把持ツール取付（高線量有人作業）
・把持ツールにて保護リングを把持・Ｓ／Ｃ穴に保護リングを設置する

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了すること

成立を確認
3名、合計約40分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

保護リングを設置・固定できること

成立を確認

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（３/９）

No.64

俯瞰カメラ
スプレイ管撤去（ウォータージェット）

Ｓ／Ｃ内干渉物撤去試験

クライテリア３

Ｓ／Ｃ干渉物撤去

・FRMに切断ツール取付（高線量有人作業）
・切断ツール（ウォータージェット）にて、干渉物であるＳ／Ｃスプレイ管を撤去

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了すること

成立を確認
3名、合計約5分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

ウォータージェットに水・ガーネットを供給可能であること成立を確認（0.37kg/min、累計267分間）

干渉物をウォータージェットで切断できること。（切断幅1600mm以上）成立を確認（切断幅：1640mm）

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（４/９）

No.65

Ｓ／Ｃ内視認用
カメラ設置
俯瞰カメラ

ベント管への穿孔試験

閉止補助材用φ350穿孔（ウォータージェット）

止水材用φ150穿孔（ウォータージェット） 副閉止補助材用φ150穿孔（ウォータージェット）

４

ベント管への穿孔（３箇所）

・FRMに把持ツール取付（高線量有人作業）
・把持ツールにて、Ｓ／Ｃ内視認用カメラをＳ／Ｃ内天井に設置（永久磁石により接着）
・FRMに切断ツール取付（高線量有人作業）
・切断ツールにてベント管上面を穿孔・FRMに切断ツール取付（高線量有人作業）
・アームを上流側へ移動しベント管上面を穿孔・アームをさらに上流側へ移動しベント管上面を穿孔

クライテリア

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了すること

成立を確認
3名、合計約75分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

ウォータージェットに水・ガーネットを供給可能であること成立を確認（0.37kg/min、累計164分間）

位置誤差100mm以内
穿孔径誤差±10mm以内
切断片を撤去できること

成立を確認（位置誤差：最大70mm
孔径誤差：最大-1.1mm）

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（５/９）

No.66

ベント管内視認カメラ

ウォータージェット（ＷＪ）の噴射範囲

干渉物撤去（ウォータージェット）

ベント管内干渉物撤去試験

クライテリア５

ベント管内干渉物撤去

・FRMに把持ツール取付（高線量有人作業）・止水材用穴へベント管内視認用カメラを設置
・FRMに切断ツール取付（高線量有人作業）
・切断ツールによりベント管内干渉物を撤去
・ベント管内部調査（撤去後、落下した干渉物片の状況調査）

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了すること

成立を確認
3名、合計約50分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

ウォータージェットに水・ガーネットを供給可能であること成立を確認（0.37kg/min、累計103分間）

干渉物をウォータージェットで切断できること

成立を確認

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（６/９）

No.67

圧送管

インフレイタブルシール

６

閉止補助材展開

・FRMに閉止補助材ツールを取付（高線量有人作業）
・アームを投下しベント管穴位置（閉止補助材用穴）までアクセス・閉止補助材ツールをベント管内に挿入
・ベント管内視認用カメラにて規定の設置状況に達したことを確認
・閉止補助材の折り畳み固縛を解除
・閉止補助材のエア展開
・ベント管内視認用カメラにて規定の展開状況に達したことを確認
・閉止補助材ツールの切り離し
・圧送管及び補修装置アームの1階に引き上げ

閉止補助材展開試験
クライテリア（以下が可能なこと）

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了する

成立を確認
3名、合計約30分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

閉止補助材を所定の形状にエア展開できること
張り出し量：1100mm以上
左右ずれ量：200mm以内

成立を確認（張り出し量：1120mm
左右ずれ量：200mm）

閉止補助材展開後、ツールを分離
できること

成立を確認

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（７/９）

No.68

副閉止補助材

副閉止補助材ツール設置試験

７

副閉止補助材ツール設置

・FRMに副閉止補助材用ツールを取付（高線量有人作業）
・アームを投下しベント管穴位置（副閉止補助材用穴）まで
アクセス
・副閉止補助材ツールをベント管内に挿入・圧送管の弁を閉止・副閉止補助材ツールの切り離し
・圧送管及び補修装置アームの1階に引き上げ

クライテリア（以下が可能なこと）

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了する

成立を確認
3名、合計約30分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

ツールを分離できること

成立を確認

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（８/９）

No.69

止水材

止水材用ツール設置試験

８

止水材用ツール設置

・FRMに把持ツール取付（高線量有人作業）
・把持ツールにてベント管内視認用カメラを撤去
・ベント管内視認用カメラの回収（高線量有人作業）
・FRMに止水材用ツール（グラウト用）取付（高線量有人作業）
・アームを投下しベント管穴位置（止水材用穴）までアクセス
・止水材用ツールをベント管止水材用穴に挿入して固定・ホースを規定長さ送りだしたことを確認
・止水材用ツールの切り離し・圧送管、アームの引き上げ

クライテリア（以下が可能なこと）

達成状況

防護服を着た状態で1作業単位が20分以内に完了する

成立を確認
3名、合計約30分の作業

遠隔で操作可能であること

成立を確認

ツールを分離できること

成立を確認

遠隔で作業完了を確認できること

成立を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（９/９）
試験ステップ

項目

目標

No.70

達成度評価

有人作業

高線量作業性20分以内○：防護装備着用状態で１作業単位20分以内を達成

Ｓ／Ｃの穿孔遠隔施工性

中心位置の誤差100㎜以内○：最大でも30㎜程度の誤差に抑えられることを確認Φ510（±10）㎜○：最大でも5㎜程度の誤差に抑えられることを確認解除するまで落下させず保持○：穿孔片の保持～トーラス室回廊への解除を達成

保護リング
設置

遠隔施工性

保護リング設置及びレバーロック操作○：WJ Type1の把持機構により保護リングを遠隔把持し、所定位置への設置・固定を達成

Ｓ／Ｃ内
干渉物撤去

遠隔施工性

1600㎜以上の範囲をアクセス○：800㎜程度の分割切断（2分割）を行う位置へアクセスできることを確認

1600㎜以上の範囲を切断○：800㎜程度の分割切断（2分割）で、スプレイヘッダ管の切断を達成。

解除するまで落下させず保持○：切断片の保持～移動～Ｓ／Ｃ内への解除を達成

中心位置の誤差±100㎜以内○：最大でも70㎜程度の誤差に抑えられることを確認Φ150（+10-0），Φ350（±10）㎜○：目標穿孔サイズを達成

解除するまで落下させず保持○：穿孔片の保持～移動～Ｓ／Ｃ内への解除を達成

干渉物をウォータージェットで切断○：段階的なウォータージェット切断により、止水材用、副閉止補助材用及び閉止補助材用穴下の干渉物切断を達成

ベント管穿孔

ベント管内
干渉物撤去

遠隔施工性

遠隔施工性

今回の確認範囲については当初目標を概ね達成し、現場への適用の見込みを得た。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 実機適用に向けた課題の抽出（１/２）

No.71

施工性確認試験にて、工場試験では抽出されなかった新たな改善項目を
抽出した。
確認項目
高線量作業性課 題

件数①人間系作業の削減（機器の電動制御化）

18件②人間系作業の簡易化（ウォータージェットツール接続部の改良）

5件

運搬性

③FRMによるカメラ装置等の運搬性の改善

3件

視認性

④カメラ映像へのワイヤ・ケーブル映り込みによる視界不良
の改善

2件

材料供給性

⑤ウォータージェットへのガーネット供給の安定化

1件⑥ウォータージェット継手からの高圧水リーク対策

2件⑦閉止補助材開口部へのアクセス性向上

2件⑧新たに判明した干渉物の撤去

1件⑨ウォータージェット切断の完了判断性向上

1件

施工性
作業完了確認性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
 施工性確認試験 実機適用に向けた課題の抽出（２/２）
【代表例の紹介】
分類
有
人
作
業

遠
隔
作
業

No.72

代表的な抽出課題内容

高線量作業性

人間系作業の削減（機器の電動制御化）

各単位作業時間は目標以内となる見通しを得たが 、
ツール交換作業のワンタッチ接続化、ケーブルマネージ
メントの電動制御化を行うことで、より被ばくを低減できる
見込み。

運搬性

FRMによるカメラ装置等の運搬時のケーブル絡まり

カメラのハンドリング時、ケーブル等の絡まることがあり、結線・引回しの改善によりリスク低減の見込み。

視認性

Ｓ／Ｃ内干渉物切断時の視認性不良

ベント管内干渉物切断時のカメラ視認性が悪化する場合があり、アーム先端へのカメラ追設が有効であることを確認。

ガーネット供給の不安定

必要量の供給は完了したが、詰まり等により供給不安定の事象が発生。実機適用時には改善が必要。

ウォータージェット継手からの高圧水リークホース捩じれによるウォータージェット継手の緩みが発生することがあった。継手部緩み防止やスイベル構造による捩じ
れ解消により改善できる見込み。

施工性

貫通ペネトレーションの干渉

閉止補助材用穴位置アクセス時、ベント管外面の貫通ペ ネ の 干 渉 を 新 た に 確 認 し た 。 ペ ネ を切 除 す る こ と でアクセスが可能であることを確認。

作業完了確認性

ベント管内干渉物切断時の視認性不良

カメラによる干渉物切断状況が把握できない場合があった。
音による判断が有効であることを確認。

材料供給性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 打設試験及び健全性評価について

No.73

・「ベント管止水の打設試験」及び「ベント管止水の健全性確認」については、
原子炉格納容器の補修・止水のための機器・装置を用いて止水材をベント管に打設する実規模試験を実施し、その有効性を確認することを目的としている。
・ベント管止水技術は、1/1スケール試験及び施工性確認試験にて、補修装置のプロト機を用いた一連手順及び止水性の検証はその大半を確認し、実機施工に繋がる課題抽出ができたと考える。
・止水材については「PCV漏えい箇所の補修・止水技術の開発(H26-H27)」にて本事業と並行して開発が行われていたが、ベント管止水の工場試験結果等から、当初計画の止水材では止水の達成に対し課題が多いことが判明し、途中での止水材料再選定の検討を余儀なくされた。また、止水材料変更及び要素試験の進捗に伴い、開発済みの補修・止水のための機器・装置等に対してもいくつかのフィードバック項目が抽出され、またベント管内の底部流水量等、一部施工条件を絞る必要があるパラメータが新たに生じた。
・これらを鑑みると現在の試験準備状況にて打設試験を実施して得られる知見は、「ベント管止水の施工性確認試験」と同等であるとの結論に至り、実規模試験体を用いたベント管止水打設試験及び健全性評価は実施しないこととした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 手順の検証状況（１/３）

No.74

・打設試験にて予定していた、ベント管内干渉物撤去以降の手順検証状況を以下に示す。

：施工性確認試験にて実施【閉止補助材設置】：机上にて検討済

ベント管内
干渉物撤去
（FRMによる施工）

閉止補助材設置（FRMによる運搬）：１/１スケール試験にて実施

閉止補助材設置（エア充填）

閉止補助材設置（グラウト充填）

閉止補助材設置（FRM回収作業）①FRMによる
ベント管内の干渉物撤去①FRMによる
副閉止補助材開口への排水ポンプ設置⑤FRMによる
閉止補助材の固縛解除⑧作業員による
グラウトの練り混ぜ供給（屋外ヤード）⑪FRMによる
閉止補助材ツールの切り離し・開口閉止②FRMによる
ベント管内底部の干渉物切断片の処置②作業員による
FRMへの閉止補助材ツール取付⑥FRMによる
閉止補助材へのエア充填⑨FRMによる
閉止補助材へのエア・グラウト同時充填⑫FRMによる
Ｓ／Ｃ内へのホース内残コン排出③FRMによる
閉止補助材開口への閉止補助材ツール搬送⑦ベント管内カメラによる閉止補助材の展開形状確認⑩ベント管内カメラによる閉止補助材の展開形状確認⑬FRMによる
作業フロアへの閉止補助材ツール搬送④FRMによる
閉止補助材開口への閉止補助材ツール取付⑭FRMによる
アーム及びホースの洗浄©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 手順の検証状況（２/３）

No.75：施工性確認試験にて実施：１/１スケール試験にて実施【副閉止補助材設置】：机上にて検討済

副閉止補助材設置（FRMによる運搬）

副閉止補助材設置（重量骨材充填）

副閉止補助材設置（FRM回収）①作業員による
FRMへの副閉止補助材ツール取付④作業員による
副閉止補助材の供給（屋外ヤード・Ｒ/Ｂ内）⑦FRMによる
副閉止補助材ツールの切り離し・開口閉止②FRMによる
副閉止補助材開口への副閉止補助材ツール搬送⑤FRMによる
副閉止補助材への充填⑧FRMによる
作業フロアへの閉止補助材ツール搬送③FRMによる
副閉止補助材開口への副閉止補助材ツール取付⑥ベント管内カメラによる副閉止補助材の充填状況確認⑨FRMによる
アーム及びホースの洗浄©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 手順の検証状況（３/３）

No.76：施工性確認試験にて実施：１/１スケール試験にて実施【止水材設置】：机上にて検討済

止水材設置（FRMによる運搬）

止水材設置（FRMによる運搬）

止水材設置（コンクリート充填）

止水材設置（FRM回収）①作業員による
FRMへの把持ツール取付③作業員による
FRMへの止水材ツール取付⑥作業員による
止水材の練り混ぜ供給（止水材プラント）⑨FRMによる
止水材ツールの切り離し・開口閉止②FRＭによる
止水材用開口のベント管内視認カメラ撤去④FRMによる
止水材開口への止水材ツール搬送⑦作業員（車両）による止水材の搬送（止水材プラント～
屋外ヤード）⑩FRMによる
Ｓ／Ｃ内へのホース内残コン排出⑤FRMによる
止水材開口への止水材ツール取付⑧ポンプによるFRM・ベント管内への止水材充填（屋外ヤード）⑪FRMによる
作業フロアへの止水材ツール搬送⑫FRMによる
アーム及びホースの洗浄©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水
No.77
 ベント管止水の実機適用に向けて確認するべき項目【PCV漏えい箇所の補修技術の開発(Ｈ28-Ｈ29)にて抽出されたフィードバック改造】
主に閉止補助材展開失敗のリスク低減のため、FRM先端ツールに対して
以下の機能追加が必要。
・閉止補助材ツールへのエアグラウト同時供給ライン追加
・閉止補助材ツールへの閉止補助材入口圧力計の追加
・各ツールのラッチ解除機能の追加
・FRM先端ツールへの切断片処置機能の追加
・閉止補助材上流溜まり水の排水ポンプ設置機能の追加【実機適用に向けて確認するべき項目】
フィードバック改造の対象であるFRM先端ツール・供給ラインと関係が深い以下の手順は、フィードバック改造後に作業員の訓練を兼ねた要素試験等による動作検証が必要。
・機能追加するFRM先端ツールの動作検証
・ホース内グラウト／コンクリート残材有りの状態でのFRM動作検証©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 ベント管止水の主な技術課題

No.78【PCV漏えい箇所の補修技術の開発(Ｈ28-Ｈ29)にて抽出された技術課題①
閉止補助材のロバスト性向上】• 「PCV漏えい箇所の補修技術の開発(Ｈ28-Ｈ29)」にて閉止補助材の成立条件を確認したが、実機において現在の設備では測定・管理が困難な条件が含まれている。
• これらについてFRM先端ツールへの機能追加等による解決方針を示したが、実機適用に向けてはさらなるロバスト性向上が必要と考える。
• 現状実機環境条件が不明であるため、比較的厳しい環境条件下における成立を検討していること、1/1スケールでの試行回数が少なく、閉止補助材成否に関わる主要因を絞り切れていないことが研究開発を困難にしている要因と考える。
• 実機適用に向けては要素試験による主要因の特定とその監視・管理方法の確立が必要であり、試験ケースを削減するため、環境条件は実機調査等により絞り込みを行うことが望ましい。また、失敗時のリカバリー方法についても確立が必要である。
【PCV漏えい箇所の補修技術の開発(Ｈ28-Ｈ29)にて抽出された技術課題②
止水材の流動性向上】
FRMは可塑性グラウトの使用を前提とした装置であり、グラウトに対する圧送機能、隔離機能の成立のみが確認されている。可塑性グラウトによる止水が困難と判断し、自己充填コンク
リートを新たに止水材候補として検討してきたが、ホース内径に比して大きい骨材を含む自己充填コンクリートを圧送した場合、現状ホースリール・ホース・先端ツール隔離機構のいずれかで閉塞するリスクが高いことが確認された。実機適用にあたっては、閉塞リスク低減のため、止水材の流動性向上又はFRMのホースリール・ホース・先端ツール隔離機構の再設計が必要。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（２）ベント管止水 成果のまとめNo.79■実機適用に向けた手順書案の作成
・施工手順書を作成し、高線量作業及び遠隔作業手順が成立することを確認し、標準施工要領書のひな型をまとめた。
■遠隔施工、施工手順、施工方法の成立性
・遠隔装置による一連手順の成立を確認した。
・実規模試験により実機適用に向けた課題を抽出した。

 目標に照らした達成度（１）ＰＣＶ下部補修技術の
実規模試験

達成度

1) ベント管止水の施工性確認試験
・実機適用に向けた手順書案の作成【達成】手順書案の作成を完了し、施工性確認試験で実践した。

・施工性確認試験の実施【達成】施工性確認試験を完了した。

・遠隔施工性の成立性についての評価【達成】遠隔施工性の成立性を評価し、成立の見込みを得た。

・施工手順の成立性についての評価【達成】施工手順の成立性を評価し、成立の見込みを得た。

・実機適用に向けた課題抽出【達成】実機適用に向けた課題を抽出した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水

No.80（３）Ｓ／Ｃ内充填止水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 目的、目標
 詳細実施スケジュール
 施工性確認試験

No.81• 試験概要• 確認項目と達成状況• 実機適用に向けた課題の抽出

 打設試験
• 試験概要• 健全性確認概要• 止水材流動解析• 打設試験及び健全性確認の確認項目と達成状況• ひび割れに関する分析• 実規模試験打設手順での温度応力解析結果• 打設手順変更時の温度応力解析結果• 実機モデルによる温度応力解析結果• クエンチャ周辺温度応力解析結果• 温度応力解析結果のまとめ• 実機適用に向けた課題の抽出

 成果のまとめ 目標に照らした達成度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 目的、目標

No.82

・2018年3月までに、Ｓ／Ｃ内充填止水の施工性確認試験、打設試験、健全性確認を実施した。
Ｓ／Ｃ内充填止水の施工性確認試験の目的・目標は以下の通り。

Ｓ／Ｃ内充填止水の打設試験の目的・目標は
以下の通り。

「PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)」で開発した打設装置を用いて、施工性の確認として施工部位へのアクセス性の確認を行い 、その手順の妥当性の検証と施工状態の確認・評価を実施する。

「PCV漏えい箇所の補修・止水技術の開発(H26H27)」で開発した止水材を「PCV漏えい箇所の補修技術の実規模試験(H26-H27)」で準備した試験体に施工する試験を実施し、試験状態での止水性能の確認並びに施工状態の確認・評価を実施する。

また、以下内容が検討実施されることを目標とする。 また、以下内容が検討実施されることを目標とする。
• 実機適用に向けた手順書案の作成• 打設試験の実施• 施工性確認試験の実施• 施工手順の成立性についての評価• 遠隔施工性の成立性についての評価• 施工方法（監視方法、打設高さのコントロール• 施工手順の成立性についての評価等を含む）の成立性についての評価• 実機適用に向けた課題抽出• 実機適用に向けた課題抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 詳細実施スケジュール
5月

月・日・曜日
作業内容

No.83

6月

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

21

22

23

24

25

26

27

28

29

30

31

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

21

22

23

24

25

26

27

28

29

30

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

土

日

月

火

水

木

金

遠隔施工性試験準備
Ｓ／Ｃ内充填止水
施工性確認試験

試験体水張り遠隔施工性試験

配合試験（2017年2月～
試験体への計測器取付

打設装置準備打設試験用材料手配
試験練り

Ｓ／Ｃ内充填止水
打設試験

配管組立
打設試験
片づけ

施工性確認試験及び打設試験を2017年6月に実施した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水
 施工性確認試験 試験概要
ホース送り装置

監視装置

No.84

操作本部

ユーティリティ
施工性確認試験を実施し、遠隔施工性を検証

高線量用装備を着用し施工手順を検証

有人作業が1作業単位が20分以内で終わること、一連手順が完了できることを確認した。
これにより、以下を達成した。
 実機適用に向けた手順書案を作成
 施工性確認試験の実施を完了
 遠隔施工性の成立を確認
 施工手順の成立を確認
 実機適用に向けた課題を抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（１/２）【有人作業】
試験項目

試験手順

判定基準（要求項目）

No.85

達成状況※

1

ホース送り機構
搬送／設置

ホース送り機構を作業フロア上で搬送・設置する。
作業員は高線量用装備を着用する。

作業単位が20分以内に完了できること

2

ホースローラーサポート
搬送／設置

ホースローラーサポートを作業フロア上で搬送・設置する。
作業員は高線量用装備を着用する。

作業単位が20分以内に完了できること

ホース搬送／設置

ホースを作業フロア上で搬送・設置する。 作業単位が20分以内に完了できること
作業員は高線量用装備を着用する。

ターンテーブル機構
搬送／組立／設置

ターンテーブル機構を作業フロア上で搬送・設置する。
作業員は高線量用装備を着用する。

作業単位が20分以内に完了できること

成立を確認
体
制：5名
合計時間：約0.5h

圧送管搬送／設置

圧送配管を設置する。
作業員は高線量用装備を着用する。

作業単位が20分以内に完了できること

成立を確認。
体
制：5名
合計時間：約5.0h

ターンテーブル機構
解体

ターンテーブル機構を作業フロア上で解体搬送する。
作業員は高線量用装備を着用する。

作業単位が20分以内に完了できること

ホース送り機構解体

ホース送り機構を作業フロア上で解体搬送する。
作業員は高線量用装備を着用する。

作業単位が20分以内に完了できること

3
4
5
6
7

成立を確認
体
制：5名
合計時間：約0.5h

成立を確認
体
制：5名
合計時間：約0.5h※作業時間はいずれも本試験で実施した1方位当たりの時間。
実機作業は8方位で行うため、8倍の作業時間がかかる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水
 施工性確認試験 確認項目と達成状況（２/２）【遠隔作業】
試験項目

試験手順

判定基準（要求項目）

達成状況

ホース送出し操作の状況確認

遠隔操作によりホースを送り出す。
また、送出し速度を調整する。
送出し速度はスケールとストップウォッチ
にて確認する。

ホース送出し速度を設定の範囲で調整できること（目標速度500mm/min）

成立を確認

人間系による補助なしでホース送出しができ
ること

成立を確認

作動により装置に異常振動・異音発生・構造上の優位な変形が認められないこと

成立を確認

1

ホース最大送りの遠隔操作によりホースを送り出し、Ｓ／
Ｃ底部まで到達することを確認する。

ホース下端がＳ／Ｃ底部まで到達すること成立を確認

ホース引上げ操作の
状況確認

遠隔操作によりホースを引き上げる。
また、引上げ速度を調整する。
送出し速度はスケールとストップウォッチ
にて確認する。

ホース引上げ速度を設定の範囲で調整できること（目標速度500mm/min）

成立を確認

人間系による補助なしでホース引上げができ
ること

成立を確認

作動により装置に異常振動・異音発生・構造上の優位な変形が認められないこと

成立を確認

2 確認

3

4
5

No.86

トレミー工法によるホース引上げ

遠隔操作によりホースを引き上げる。
WEBカメラにてマーキングの移動距離を遠隔で確認する。
（総引上げ距離1900mm）

ホース下端を約100mmピッチで段階的に引き上げられること（目標±20mm以下）

成立を確認

ホース全回収の確認

遠隔操作によりホースをガイドパイプ
上端まで引き上げる。

ホースを作業フロアに完全に引上げ回収でき
ること

成立を確認

ホース回収中に遠隔洗浄操作を行う。

ホースを洗浄しながら引上げ回収できること

成立を確認

6 ホース回収時の洗浄©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水
 施工性確認試験 実機適用に向けた課題の抽出
分類
有
人
作
業
遠
隔
作
業

No.87

課題

内容

高線量作業性

人間系作業の負荷低減（作業簡易化）

各単位作業時間は目標以内の見通しを得たが、被ばく低減のために、設置・解体作業の簡易化（ワンタッチ接続化等）が必要

施工性

ホースとＳ／Ｃシェル
開口部の干渉ホースの曲り癖が発生する可能性があり、その場合、ホースとＳ／Ｃシェル開口部との干渉リスク低減策を
検討が必要

操作性

操作盤エラー表示の改善

より速やかな異常事象の確認及び復旧のため、
エラー事象の内容を操作盤表示で一目で確認可能とすることが望ましい

模式図: ホース曲り癖によるＳ／Ｃシェル開口部との干渉

操作盤©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 試験概要

現地プラントからの止水材輸送の実施

模擬操作本部にて施工手順を検証

No.88

自動レッドによる遠隔打設高さ計測にて施工方法を検証
現地プラントを使用した止水材の製造、遠隔による既定量の止水材の打設を行い、一連手順が完了できることを確認した。
これにより、以下を達成した。
 打設試験の実施を完了
 施工手順の成立を確認
 施工方法（監視含む）の成立を確認
 実機適用に向けた課題を抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 健全性確認概要

No.89

ひび割れ
ひび割れ

Ｓ／Ｃ脚部補強材打設後、止水材を横断・貫通するひび割れを確認

ひび割れ及びコア採取箇所分布

打込み面からの距離(mm)

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

0
200
400
600
800
1000
1200
1400
1600
1800
2000
2200
2400
2600

50
B1

B13
B2
B23
B3
B33
B4
B43
B5
B53
B6
圧縮強度(N/mm2)

採取したコアの強度分布

打設後の止水材の表面観察、クエンチャ加圧試
験、コア抜きによる打設状況確認を実施し、止水材打設直後の充填状況に問題はないこと。脚部
補強材打設後にひび割れが生じたことを確認した。
 コア採取及び加圧試験を実施
 材料性能分析による健全性を確認
 充填部位及びコアの表面観察を実施
 表面観察による健全性を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 止水材流動解析

解析モデル（右：初期水位モデル）

No.90

コンクリート全体打設高さ計算結果（色は高さを表示）
止水材流動解析を行い、360°Ｓ／Ｃモデルに対して止水材同時打設を行う解析を実施した。
いずれも表面はほぼ平坦となり、規定量（200m3）の止水材打設によりクエンチャ・ストレーナを埋設可能であることを確認した。

コンクリート表面形状（色は高さを表示）

ケース１：８箇所同時打設
ケース２：７箇所同時打設（トラブル想定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験及び健全性確認の確認項目と達成状況
試験項目
1 止水材供給手順確認

No.91

試験手順

判定基準（要求項目）

現地生コンプラントにて製造したコンクリートを、アジテータ車及びポンプ車にて打設装置へ供給する。

現地プラントを用いて止水材を製造供給できる
こと

達成状況
成立を確認

止水材プラントより止水材合計200m3を継続的に供給できること

成立を確認

130m相当距離を圧送できること（ポンプ入口圧力：5Mpa）

成立を確認

車両運行管理ができること。

成立を確認

2 トレミー工法による打設

打設を行いながら、遠隔操作によりホースを引き上げる。
打設量及び打設高さが規定値に達した時点で作業を完了する。

ホース下端を約100mmピッチで段階的に引き上げられること

成立を確認

3 コンクリート高さ計測

打設を行いながら、自動レッド及び打設量測定により遠隔で打設高さを計測する。

打設位置付近の打ちあがり高さを遠隔で確認できること（＝ホース先端が止水材に300mm程度埋設していることを確認できること）

成立を確認

4 ホース回収時の洗浄ホース回収中に遠隔洗浄操作を行う。 ホースを洗浄しながら引上げ回収できること

成立を確認

スポンジ・ゴムボールの加圧送出しによりホース内止水材を排除できること

成立を確認

5 ホース全回収の確認

遠隔操作によりホースをガイドパイプ
上端まで引き上げる。

ホースを作業フロアに完全に引上げ回収できる
こと

成立を確認

6 クエンチャへの加圧

クエンチャ加圧ラインを加圧し、漏えいの有無を確認する。

0.12MPaの加圧時:漏えい量：1000mL/min以下

漏えい量：
1.0mL/min©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 ひび割れに関する分析

No.92
100

土木学会示方書平成12年度版

70
60

温度（℃）

50
脚部1.9[kJ/kg・℃]、 止
水材1.05[kJ/kg・℃]

40

実測・C-T9(1250㎜)

30

ひび割れ発生確率(%)

90
80
70
60

ひび割れ指数50

ひび割れ許容40

ひび割れ制限30

ひび割れ防止

20
10
0
0

20

脚部補強材打込み

10

0.5

1

1.5

ひび割れ指数の考え方
ひび割れ発生確率(%)

ひび割れ指数

ひび割れを防止したい場合

5

1.85以上

ひび割れの発生を出きる限り制限したい場合

15

1.40以上

ひび割れの発生を許容するが，ひび割れ幅を過大とならないように制限したい場合

50

1.00以上

対策レベル

0
0

20

40

60

2

ひび割れ指数80

時間（日）解析による温度計算結果と実測値の比較

 ひび割れはその観察状況から温度応力によるものと推測し、また脚部補強材
打設後に生じたと考え、温度応力解析によるひび割れ指数評価を実施した。
 温度応力算出のため、温度の整合を優先し、文献に記載のある範囲で止水材
及びＳ／Ｃ脚部補強材の比熱等のパラメータサーベイを実施。
 解析による温度計算結果と実測値は良い整合を示した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 実規模試験打設手順での温度応力解析結果

表面のひび割れ指数は低下しているが、内部のひび割れ指数が十分に高く、漏えいに繋がる貫通ひび割れは生じないと評価

脚部補強材打設前
最小ひび割れ指数発生断面No.93

全体的にひび割れ指数が低下し、貫通ひび割れが生じる可能性がある

脚部補強材打設後
最小ひび割れ指数発生断面

 脚部補強前の最小ひび割れ指数（内部）は3.0以上あることを確認。
 脚部補強後の最小ひび割れ指数は0.58であった。
 配合の違いによるひび割れ指数への影響は小さいことを確認。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 打設手順変更時の温度応力解析結果

No.94

全体的にひび割れ指数が改善
4.5
内部

4

ひび割れ指数

3.5
内部回帰

3
2.5

表面

2

ひび割れ指数1.4

1.5

31.2℃

表面回帰

1

ひび割れ指数1.4

0.5
0
0

10

20

30

40

ひび割れ1.4の打込み
温度

止水材の打込み温度（℃）

止水材の打込み温度とひび割れ指数の関係
止水材の打込み温度とひび割れ指数の関係

Ａ：止水材⇒脚部補強材

Ｂ：脚部補強材⇒止水材（最小ひび割れ指数が存在する断面を表示）

 Ａ：止水材⇒脚部補強材の順での最小ひび割れ指数：0.58
 Ｂ：脚部補強材⇒止水材の順での最小ひび割れ指数：1.12※
 脚部補強材⇒止水材の順、かつプレクーリング等により、止水材打込み温度を26.3℃以下にすることで、ひび割れ防止可能となるひび割れ指数1.85を超えることを確認※Ｂ手順成立には、Ｓ／Ｃ損傷箇所の事前調査と、Ｓ／Ｃ底部に損傷がある場合は影響評価が必要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 実機モデルによる温度応力解析結果

No.95

6

ひび割れ指数

5
4

1Fモデル

1/8モデル3

回帰-1Fモデル

26.3℃
31.2℃

17.1℃

2

回帰-1/8モデル
ひび割れ指数1.4

21.9℃

1

ひび割れ指数1.85

0
0

10

20

30

40

止水材の打込み温度（℃）

ひび割れ指数と止水材打込み温度の関係（実機モデル）
 材齢107日後で止水材
内部にてひび指割れ数が最小となった。
 ひび割れ指数1.85を確保するためには止水材打込み温度を17.1℃以下にする必要がある

最小ひび割れ指数時 温度応力分布図
r方向
軸方向XY

点および区間

θ方向

r方向

Z方向

A

固定

固定

固定

B

固定

自由

自由

C

固定

自由

自由

D

固定

自由

自由

E

固定

自由

自由

F

固定

自由

自由

A-B

固定

自由

自由

C-D

固定

自由

自由

B

r方向

E

D

A

解析モデル

F θ方向
C

平面図

基準点

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 クエンチャ周辺温度応力解析結果

No.96

クエンチャ周辺で確認されたひび割れ

クエンチャ下端：0.53

クエンチャサポート下端：0.64

最小ひび割れ指数履歴

 材齢39.3日後（脚部補強打設後2日）でクエンチャ下部にてひび割れ指数が最小となった。
 ひび割れ方向は実規模試験で確認された方向と整合した。

最小ひび割れ指数時 温度応力分布図
引張応力方向
クエンチャ

クエンチャ
サポート

クエンチャ据付サポート

解析モデル

応力ベクトル図©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 温度応力解析結果のまとめ

No.97

 ①と②の比較により、打設手順を変えるとひび割れ指数が改善することを確認した。
 ③により、プレクーリングを行うことによりひび割れリスクを低減できることを確認した。
 ④により、境界条件を実機相当に変えても、プレクーリングを行うことによりひび割れ
リスクを低減できることを確認した。
 ⑤により、クエンチャ周辺のひび割れについても温度応力が原因となり発生していることを確認し、打設手順変更やプレクーリング等の対策が有効であると評価した。
解析モデル

打設手順

打込み温度

解析結果

①実規模試験打設手順
での温度応力解析

実規模試験体モデル①止水材打設②脚部補強材打設

打込み温度:32.5℃

最小ひび割れ指数:0.58
発生日時：39.5日②打設手順変更時の温度応力解析Ａ

実規模試験体モデル①脚部補強材打設②止水材打設

打込み温度:32.5℃

最小ひび割れ指数:1.12
発生日時：67日③打設手順変更時の温度応力解析Ｂ

実規模試験体モデル①脚部補強材打設②止水材打設

プレクーリング有り
打込み温度:26.3℃

最小ひび割れ指数:1.85
発生日時：79日④実機モデルによる温度
応力解析

実機
境界条件

①脚部補強材打設②止水材打設

プレクーリング有り
打込み温度:17.1℃

最小ひび割れ指数:1.85
発生日時：107日⑤クエンチャ周辺温度
応力解析

クエンチャ
周辺のみ

①止水材打設②脚部補強材打設

打込み温度:32.5℃

最小ひび割れ指数:0.53
発生日時：39.3日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 打設試験 実機適用に向けた課題の抽出

No.98

課題

内容

止水材及び脚部補強材の硬化時の発熱によるひび割れ対策・止水材を先に充填する場合は、後から打設する脚部補強材の断熱温度上昇量
を14℃以下に抑制する必要がある。（解析にて得られた値）
・脚部補強材を先に充填する場合は、止水材打込み温度を17.1℃以下にする。
そのためには、作業季節を気温が低い時期に設定するか、プレクーリング
した上で止水材を供給するなどの対応が考えられ、実施時期のＳ／Ｃ内水温を用いた評価が必要。
・止水材単体の打設ではひび割れ発生は防止されることを、「PCV漏えい箇所
補修技術の開発(H28-H29)」にて確認済み。

止水材の大量供給

・実機施工時には、今回の８倍の止水材の供給と設備が必要になり、複数の生コンプラント・アジテータ車が必要となる。
・プラント毎で練混ぜミキサーの性能が異なるため、プラント毎に材料品質を調整し、統一することが必要となる。止水材性能のばらつきを抑えるためには、材料供給設備を備えた専用プラントを設置することが有力な選択肢となる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 成果のまとめNo.99■実機適用に向けた手順書案の作成
・施工手順書を作成し、高線量作業及び遠隔作業手順が成立することを確認し、標準施工要領書のひな型をまとめた。
■遠隔施工、施工手順、施工方法の成立性
・遠隔装置により打設高さを計測し、トレミー工法の成立を確認した。

・実規模試験により実機適用に向けた課題を抽出した。
■止水材の材料性能、充填状況
・止水材のコア抜き試験を実施し、充填状況に問題がないことを確認した。
・止水材表面観察の結果、脚部補強材打設後にひび割れが生じたことを確認した。

・ひび割れ対策については「PCV漏えい箇所補修技術の開発(H28-H29)」へ
フィードバックした。
■止水材の流動解析シミュレーション
・実規模試験結果に基づく、実機モデルの流動解析を実施し、８箇所同時打設時の充填高さに偏りが生じないこと 、トラブル等により１方位からの充填が不可能になっても問題がないことを確認した。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（３）Ｓ／Ｃ内充填止水 目標に照らした達成度（１）ＰＣＶ下部補修技術の実規模試験

No.100達成度

1) Ｓ／Ｃ内充填止水の施工性確認試験
・実機適用に向けた手順書案の作成【達成】手順書案の作成を完了し、施工性確認試験で実践した。

・施工性確認試験の実施【達成】施工性確認試験を完了した。

・遠隔施工性の成立性についての評価【達成】遠隔施工性の成立性を評価し、成立の見込みを得た。

・施工手順の成立性についての評価【達成】施工手順の成立性を評価し、成立の見込みを得た。

・実機適用に向けた課題抽出【達成】実機適用に向けた課題を抽出した。

2) Ｓ／Ｃ内充填止水の打設試験

・打設試験の実施【達成】打設試験を完了した。

・施工手順の成立性についての評価【達成】施工手順を評価し、成立の見込みを得た。

・施工方法の成立性についての評価【達成】施工方法を評価し、成立の見込みを得た。

・実機適用に向けた課題抽出【達成】実機適用に向けた課題を抽出した。

（２）試験後の補強材・止水材の
健全性確認

達

成

度

1) 材料性能等の分析評価【達成】材料性能の分析を行い、健全性を評価した。

2) 充填状況の評価【達成】充填状況の評価を行い、健全性を評価した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備

No.101（４）予備シミュレーション試験用のＶＲデータの整備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 目的、目標
 実施体制 詳細実施スケジュール
 実施内容• 検証・評価の作業フロー• 実機計測• 動作検証• 評価 成果の反映先への寄与
 現場への適用性の観点における分析 目標に照らした達成度

No.102©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 目的、目標

No.103

JAEA楢葉遠隔技術開発センターに整備された VRシステムを活用し 、
平成28年度までの事業において、「PCV漏えい箇所の補修技術の実規模試験(H28-H29) 」 に 用 い ら れ る FRM の 操 作 機 能 等 の 整 備 及 び そ の 機 能 の精度アップを実施し、作業検討及び操作訓練を可能とした。平成29年度は平成28年度までの成果と実機の比較検証を行い、有効性や課題を評価するとともにその結果 からVRシステムの効果的 ・効率的な使用方法の提案 を
目指す。
H25補正

H27補正

IRIDとJAEAとの共同提案

IRID組合員としてIRID-JAEAが実施

H27年度

H28年度

基本機能の構築

精度アップ

・FRM設計段階の情報を用いてVRデータを整備
・枢要な作業手順を模擬⇒ 基礎訓練の実施が可能となった。

H29年度

検証・評価

・詳細設計情報と操作経験者からのヒヤリングをもとに精度アップ
・操作卓を実機と同等に模擬・FRM操作機能の追加等精度アップ

・モーションキャプチャ等を用いて実機の実測データを測定
・VRシステムと実機の比較検証を実施
・VRシステムの有効性評価を実施⇒ 幅広い訓練の実施が可能となった。

⇒ 操作訓練の活用範囲を明らかにするとともに、訓練上重要なパラメータについて明らかにする。

実機の実測データを反映
ヒヤリング
結果

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施体制産総研等

IRID本部

IRID/JAEA
技術的なアドバイス

No.104

FRM、VRデータの検証・評価を担当

支援

実規模試験の担当組合員（東芝ESS、日立GE）

IRID本部並びに実規模試験の担当組合員は、VRに関する技術的な知見を多くは有していないことから、シーズ指向の開発とならないよう第三者の技術的なアドバイザーとして、IRID本部が委嘱した産総研の有識者等
から、技術的なアドバイスを受けながら、本事業を進める。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備 詳細実施スケジュール
項目

10月

11月

12月

1月

2月

No.1053月① 計画・準備
実機操作
教育受講②実機データ
計測

実計測
データ加工
事前準備

③VRシステム
検証

実機データ

パラメータ
調整
実機との
比較検証

調整結果

定性評価

④評価
課題抽出

VRと実機
の差異
操作感等の比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 検証・評価の作業フロー
計画・準備

動作検証項目の抽出

No.106

熟練者（実機操作経験者）

実機データ計測
モーションキャプチャ
カメラ

実機計測

実機測定データ

動作検証

初心者（教育を含む）
実機操作感

VRシステムVRパラメータ調整
VR測定データ

比
較

VR操作感

評価
VRと実機の差異

比較

習熟度別操作感の差異

課題の抽出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 実機計測（1/6）FRMの動作計測項目

FRM動作範囲

基本動作計測項目
動作部位

No.107

計測動作

先端ツール

マスト回転
リスト回転

90°回転（往復）リスト搖動

WJ Type1

エルボ2回転±に15°回転（往復）

マスト伸縮

最大伸長の25%～75%の範囲で上下

エルボ１,２同時回転±に15°回転（往復）条件ごとの動作への影響調査項目
動作部位

マスト回転

エルボ1回転

計測動作

30°回転

15°回転

先端ツール

WJ Type1+
WJ Type2

動作速度

100%
+
40%

リストの状態
搖動

回転

0°

0°

90°

0°

90°

90°

0°

0°

90°

0°

90°

90°
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備 No.108
 実施内容 実機計測（2/6）FRMの動作計測トラッキングカメラ配置図
モーションキャプチャ用トラッキングカメラを19台使用

トラッキングカメラ（手摺上部）
トラッキングカメラ（手摺下部）

FRM©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 実機計測（3/6）FRMの動作計測
モーションキャプチャを使用して計測 基本動作計測 条件ごとの動作への影響調査
動作スピードを変更（100%→40%）
して計測
重量の異なるツール（WJ Type1,
WJ Type2 ）をつけて計測マスト

No.109

基本動作
マスト回転
マスト伸縮
エルボ1回転(ピッチ)エルボ2回転(ピッチ)フォアアーム伸縮
リスト回転
リスト搖動

WJ Type2

WJ Type1

4

マスト

3.5

角速度 [deg/s]

3
2.5
2
1.5
1
0.5
0

カメラ

-0.5

マーカー

計測時の様子FRM動作解析モデル

0

10

20

30

40

50

時間 [s]

マスト回転動作©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 実機計測（4/6）カメラ映像の計測

No.110

試験体の壁面に張り付けたキャリブレーションボード、メジャーを各カメラで撮影し、視野角、パン・チルト速度、ズームイン・アウト速度、上昇・下降
速度、歪みを推定
計測対象カメラ
俯瞰カメラ
FRMエルボカメラA1
FRMエルボカメラA2
FRMリストカメラB
Ｓ／Ｃ内視認カメラ
ベント管内視認カメラ

計測時の様子

各動作中のカメラ映像をフレーム分割し、基準点の移動量を壁面に張り付けたメジャーをもとに算出し速度を推定
基準点

基準点
移動量

基準点
移動量

俯瞰カメラパン速度計測©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 実機計測（5/6）カメラ照明の計測

No.111

試験体の壁面に張り付けた白紙にカメラの照明を当てた様子を各カメラで撮影し、照度分布を推定
計測対象カメラ
俯瞰カメラ
FRMエルボカメラA1
FRMエルボカメラA2
FRMリストカメラB
Ｓ／Ｃ内視認カメラ
ベント管内視認カメラ

照明計測時の様子

俯瞰カメラ映像

カメラ映像を解析し、各カメラの照度分布を推定
100

Relative Illuminance

80
60
40

照度分布の推定2000

俯瞰カメラ照明解析結果

5

10

15

20

Direction Radiation [deg]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 実機計測（6/6）操作感確認

No.112

操作訓練の想定利用者である、以下の３グループの被験者を対象に課題を行い、操作感の確認を実施
対象者：実機操作熟練者 1名 / ＶＲ経験者 ２名 / 初心者 ２名
課題は実機設計者及び操作者への事前ヒヤリングによって決定実機操作の未経験者は事前に操作教育を実施
実施課題

手摺上部に設置した干渉物を迂回
Ｓ／Ｃ内でスプレイ管等干渉物の回避動作を想定

手摺上部に設置された模擬穴へ把持した棒を挿入
穿孔穴への先端ツール挿入動作を想定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 動作検証（1/3）VRパラメータ調整

No.113

FRM動作、カメラ映像・照明について、実機計測結果をもとにパラメータ調整を実施。
FRM動作の同一動作において、姿勢等の影響により計測データにばらつきがあるものについては、実機計測結果以外に実機操作者へのヒヤリングを行い、複数の条件でパラメータ調整を実施。
実機 UP

実機 DOWN
VR調整後 DOWN
1

0.8

0.8

0.6

0.6

角速度 [deg/s]

角速度 [deg/s]

VR調整後 UP
1

0.4

0.2

0

0.2

0
10

-0.2

0.4

20

30

40

50

60

時間 [s]

パラメータ調整結果(エルボ１回転UP時)

10
-0.2

20

30

40

50

60

時間 [s]

パラメータ調整結果(エルボ１回転DOWN時)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 動作検証（2/3）

No.114

VR計測データ（カメラ映像）
パン・チルト速度等はVRシステムのログ出力から計測
直接計測できない視野角と歪みはメジャー等をVRのカメラで撮影して推定
VR計測データ（カメラ照明）
実機計測と同様に、試験体の壁面に貼り付けた
白紙にカメラの照明を当てた様子を各カメラで撮影し、照度分布を推定
VR俯瞰カメラ映像
100

Relative Illuminance80

VR俯瞰カメラ照明解析結果

60
40
20
0
0

5

10

15

Direction Radiation [deg]20照度分布の推定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 動作検証（3/3）VR操作感確認

No.115実機と同様に、以下の３グループの被験者を対象に課題を行い、操作感の確認を実施
対象者：実機操作熟練者 ２名 / ＶＲ経験者 ２名 / 初心者 ２名
課題は実機と同様のものを実施

実施課題

手摺上部に設置した干渉物を迂回
Ｓ／Ｃ内でスプレイ管等干渉物の回避動作を想定

手摺上部に設置された模擬穴へ把持した棒を挿入
穿孔穴への先端ツール挿入動作を想定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 評価（1/6）実機とVRの計測データの比較

No.116

VRのパラメータ調整において採用した実機計測データとパラメータ調整後のVR計測データを比較• FRM計測時の振動等の影響、カメラや試験体の傷や汚れの照明の反射への影響により、実機とVRの計測データに差異が見られるものの、同様の傾向
であることが確認できた。
• FRMの動作において、加速度に差異が見られた。これは、実機とVRの動作の制御方法に違いがあるためと考える。
（マスト回転 加速時間：実機 0.8 秒、VR 0.1 秒）
4

100
実機

3.5

2.5
2
1.5
1

実機

80

Relative Illuminance

角速度 [deg/s]

3

70

VR調整後

60
50
40
30
20

0.5

10

0
-0.5

90

VR調整後

0

10

20

30

40

時間 [s]

50

0
0

5

10

15

20

Direction Radiation [deg]パラメータ調整結果例(マスト回転動作)

照度分布の推定例(俯瞰カメラ)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 評価（2/6）実機とVRの計測データの比較
実機

マスト回転

30

3.5

25

3

速度 [mm/s]

角速度 [deg/s]

VR調整後

35

4

2.5
2
1.5
1

20
15
10
5

0.5

0

0
-0.5 0

10

20

30

40

50

-5

時間 [s]

10

20

30

40

50

0.7

0.6

0.6

0.5

0.5

角速度 [deg]

0.7

0.4
0.3
0.2

70

実機

エルボ２回転0.8

60

時間 [s]

VR調整後

0.8

VR調整後

0.4
0.3
0.2
0.1

0.1

0

0
-0.1

0

実機

エルボ１回転角速度 [deg/s]

実機

マスト伸縮

VR調整後

No.117

10

15

20

25

30

時間 [s]

35

40

45

50

55

-0.1

10

20

30

40

50

時間 [s]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 評価（3/6）実機とVRの計測データの比較

No.118

実機

フォアアーム伸縮

VR調整後

35
30

速度 [mm/s]

25
20
15
10
5
0
-5

0

10

20

30

40

50

60

時間 [s]
実機

リスト回転

実機

リストピッチ

VR調整後

VR調整後

4

6

3.5

5

角速度 [deg/s]

角速度 [deg/s]

3
4
3
2
1

2.5
2
1.5

1
0.5

0
0

5

10

15

20

-1

時間 [s]

25

30

35

0
-0.5

0

20

40

60

80

時間 [s]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 評価（4/6）実機とVRのカメラ映像比較

No.119

FRMエルボカメラA2映像（実機）FRMエルボカメラA2映像（VR）

FRMエルボカメラA1映像（実機）FRMエルボカメラA1映像（VR）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 評価（5/6）実機とVRの操作感の比較

No.120

実機とVRで操作感の確認を実施した結果、動作や挙動に大きな差異はなく、操作訓練等に十分活用可能であることが確認された。
確認項目

評価

内容

マスト伸縮

○

操作の違和感なし

マスト回転△

おおむね一緒だが、FRMをまっすぐ下におろした姿勢の時は、回転速度が速く感じる。

エルボ1回転△エルボ2回転△実機ではエルボ上昇時は下降時より遅くなるが、VRでは同速度で動作しているため、上昇動作が速く感じる。ただし上昇・下降
それぞれの速度にVRを調整した結果、違和感はなくなった。

フォアアーム伸縮○

操作の違和感なし

リスト回転○

操作の違和感なし

リスト搖動

△

姿勢によっては違和感を感じたが、エルボ同様、姿勢によってVRを調整すれば違和感ない。

俯瞰カメラ

○

実機とほぼ同じ見え方・動き方と感じた。ただし、実機はカメラが吊るされているため動作時に映像が揺れるが、VRではこの現象は起こらないため、実機より見えやすく感じた。

Ｓ／Ｃ視認カメラ○

ベント管内視認カメラ○

実機とほぼ同じ見え方・動き方と感じた。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 実施内容 評価（6/6）課題の抽出

No.121

動作検証の結果、VRデータが操作訓練や作業検討に活用するために十分な精度を有していることを確認した。しかしながら、動作や挙動について、一部実機とVRにて差が認められた。位置決め動作等のより高度な訓練や検討を実施するにあたっては以下の課題について、対応する必要があると考える。
・ VR に お い て は FRM が 干 渉 物 と 接 触 し た 場 合 そ の 場 で 停 止 す る。 実 機 に お い て は接触したまま動作することが可能。そのため、実機で穿孔穴にツールを設置する際に穴に擦るよう、位置決めを実施しているが、現在のVRでは同様の動作ができない。
しかし穿孔穴挿入を想定した疑似的な反力・摩擦力等を付加することで対応可能と考えられる。
・実機ではエルボ回転動作等において重力の影響を受けて回転方向で速度が異なるが、VRではどちらも同じ速度で動作するため、操作感に差が生じる。操作感を正確に再現するには動作方向毎にパラメータ調整等をできるよう設計する必要がある。
・VRでは操作信号入力終了後の慣性等による振動等を考慮していないため、操作感に差異が生じるが、疑似的な振動等の機能を追加することで対応可能と考えられる。
・FRMの動作は操作卓のジョイスティック（№103精度アップ写真参照）にて操作されるが、実機ではジョイスティックの傾け具合によりFRMの動作速度が変動するが、VRではオンとオフのみの設計となっているため、わずかに操作性が異なる。機能としては改修を行うことで対応可能であるが、VRシステム整備後に実機関係者へのヒヤリングを実施した結果の設定であるにもかかわらず実態は異なっていたことから、今後はヒヤリングのみに頼らず、より正確な制御方法等の資料を確認する必要がある。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 成果の反映先への寄与（1/6）

No.122「PCV漏えい箇所の補修技術の実規模試験(H28-H29)」に用いられるFRMの操作訓練等に寄与する。

ＶＲデータの活用範囲①干渉位置の確認②アクセスルートの検討③カメラ配置の検討④作業工程(手順）の確認・訓練⑤先端ツールの穿孔穴への装着活用可能
工夫により活用可

各関節部のバックラッシュやアーム部分の重力によるたわみの再現を行っていないため、先端ツールの穿孔穴への装着のような操作においては操作感に一部差異を感じるが、FRMの一連の作業手順における操作訓練が可能であることに加え、アクセスルートやカメラ配置等の検討へも活用可能である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 成果の反映先への寄与（2/6）

No.123

VR活用における費用対効果
今後の実機適用検討や操作者の訓練を考慮すると、実機でそれらを実施した場合、以下のとおり総額で数億円規模の費用が発生することが見込まれる。
これはVRの開発コスト以上の金額となるため、これら検討・訓練にVRを活用する
ことは工数を削減できるだけではなく、費用的にもメリットがあると考える。
【実機モックアップ実施コスト(８ヶ所分)】
・バリエーション試験の実施コスト：約2.2億円
・カメラ配置等の検討の実施コスト：約2.4憶円

約4.6億円【VRモックアップ併用実施コスト】
・VRの操作訓練機能の開発コスト ：約1.7億円
・バリエーション試験の実施コスト：約0.4億円（1回）
・カメラ配置等の検討の実施コスト：約0.3憶円（1回）

約2.4億円※金額は概算値【参考：操作感確認時のコメント】
FRMの立ち上げ準備や監視人の配置、ユーティリティの運転費用、場所代等を考えるとFRMの簡単な操作に慣れるだけでもかなりの手間とコストがかかるため、VRで訓練を行うことで操作に慣れた状態から実機操作をできるのであれば非常に効果がある。

PCV補修作業に限っては上記の通りであるが、今後この成果をデブリ取り出し等、他の作業へも適用していくことで、開発コストの低減が見込め、さらなるコストメリットが期待できる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備 現場への適用性の観点における分析

No.124

今後の現場への適用性の検討案
操作訓練はもとより、以下のような活用を行うことで、より効果的・効率的な活用になると考える。
（１）ベント管止水のバリエーション試験
2号機のベント管止水の施工時において、遠隔装置の設置位置が施工部位ごとに異なるため、アクセス性の確認をVRデータで確認する遠隔装置のアクセスルートのバリエーション試験（２）FRM搭載カメラの設置箇所の改善
実規模試験の結果より、実機適用時により作業性の高いFRM搭載カメラの設置箇所を実機と同等の環境で検討（３）手順書や説明資料の作成支援
実機操作と同様な操作のみで手順書等に記載する素材を実寸大且つ立体的に確認しながら手軽に取得し、実機適用時に必要となる手順書等の資料作成に活用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．実施内容（４）予備シミュレーション試験用のVRデータの整備
 目標に照らした達成度（３）予備シミュレーション試験用のＶＲデータの整備
①
遠デ
隔ー
操タ
作精
機度
器ア
等ッ
のプ
・
②効
Ｖ率
Ｒ的
デな
ー使
タ用
の方
効法
果の
的確
立

No.125達成の結果

以下の内容を検討・実施。
・遠隔装置等と枢要な作業手順の精度アップ

平成29年度達成（終了時目標ＴＲＬ：レベル５完了）

レベル５達成以下の内容を検討・実施。
・「①遠隔操作機器等のデータ精度アップ」の成果を利用したＶＲデータと実機操作の動作検証（実模擬試験の動作検証）
・動作検証結果のＶＲデータ等への反映

平成29年度達成

・動作検証結果に基づく用課題の抽出・使用方法別のＶＲシステムデータ整備費の費用対効果まとめ（終了時目標ＴＲＬ：レベル５完了）

レベル５達成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning