Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

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東京電力(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2015～2015年中長期ロードマップの改訂に向けて～
燃料デブリ取り出し戦略プランの概要
2015年6月30日
原子力損害賠償・廃炉等支援機構©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

戦略プランの初版の発行
内 容
1. はじめに – NDFとは?
2. 戦略プランについて

3. 戦略プランの基本的考え方
4. 燃料デブリ取り出し分野の戦略プラン
5. 廃棄物対策分野の戦略プラン

約 200 ページ

6. 研究開発への取組と全体計画
7. 今後の進め方
以下のNDFのwebページにて、戦略プランのpdfを入手できます。
http://www.dd.ndf.go.jp/ddwp/wpcontent/themes/theme1501/pdf/SP2015_20150623.pdf
http://www.dd.ndf.go.jp/ddwp/wpcontent/themes/theme1501/pdf/SP2015_20150624_en.pdf
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原子力損害賠償・廃炉等支援機構(ＮＤＦ)の設立
2011年12月以降、政府が決定する「中長期ロードマップ」に示される大方針に基づき、東京電力が廃炉に着実に取り組む体制を構築。

政府「中長期ロードマップ」の決定（2011年12月策定、2013年６月改定）

東京電力
廃炉作業の着実な実施

出典：東京電力ＨＰ

国が前面に立って、より着実に廃炉を進めるよう支援体制を強化“原子力損害賠償・廃炉等支援機構”を設立（2014年8月18日）（原子力損害賠償支援機構を改組）
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福島第一原子力発電所廃炉プロジェクトに係る関係機関の役割分担
政府

東京電力（廃炉推進カンパニー）

大方針の策定・進捗管理

廃炉の着実な実施
進捗管理• 中長期ロードマップの決定• 汚染水対策等の現下の課題の進捗管理

報告
重要課題の提示• 使用済燃料プールからの燃料取り出し• 汚染水対策（タンク増設、汚染水浄化、雨水対策等）• ガレキ・廃棄物等の保管・管理• 安全品質確保 ・労働環境の改善 等

報告

報告

助言
指導

原子力損害賠償・廃炉等支援機構

戦略策定と技術的支援
事業予算の交付

1. 中長期戦略の策定
2. 重要課題の進捗管理への技術的支援
3. 研究開発の企画と進捗管理
4. 国際連携の強化

報告
申請

監視
審査

進捗状況・課題の共有
主に 国際廃炉研究開発機構（IRID）
日本原子力研究開発機構（JAEA）等

原子力規制委員会

研究開発の実施

安全規制の実施

4©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation中長期戦略の策定
様々な技術分野の専門家組織として、外部有識者の協力も得つつ、中長期的な戦略について検討を推進●NDF廃炉部門の技術専門家（30名程度）‐‐‐‐‐<廃炉等技術委員会>

プラント・エンジニア分野
ロボティクス分野土木・建築分野
材料・分析・モニタリング分野
燃料・原子炉工学分野●外部機関(大学、JAEA等研究機関)の有識者

第１回
8／21（木）
第６回 1／28（水）第２回
9／30（火）第７回 2／23（月）※第３回 10／28（火）※ 第８回 3／26（木）第４回 12／ 4（木）第９回 4／16（木）第５回
1／ 6（火）第10回 5／28（木）※海外特別委員（４名）も参加<専門委員会>・燃料デブリ取り出し専門委員会
第１回 10／20（月）第２回 11／26（水）第３回 12／22（月）第４回 1／19（月）第５回 2／13（金）第６回 3／18（水）・廃棄物対策専門委員会
第１回 11／26（水）第２回 12／25（木）第３回
1／26（月）

第４回 2／25（水）第５回 3／30（月）第６回 6／4 （木）5©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

「戦略プラン」の目的と中長期ロードマップとの関係
政府が提示する目標、政策政府が決定する戦略、方針、計画の重要要素①戦略
目標の実現に向けた取り組みや判断の考え方、優先順位等②戦略実行のための具体的な方針
取り組みや判断を進めていくための具体的な方針・要件

政府が決定する「中長期ロードマップ」

NDFが策定する「戦略プラン」（正式名称：東京電力（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2015）③戦略実行のための統合的な計画
現場作業、研究開発等の取り組みに関する統合的な計画

東京電力、研究機関等による具体的計画（現場作業、エンジニアリング、研究開発）

・東京電力による廃炉の遂行
・メーカー、研究機関等による研究開発

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戦略プラン策定の背景
今、戦略プランの策定が求められる理由

 状況の変化 不確実性への対処
 厳しい現場状況への対応
 時間軸上の考え方
 戦略の共有
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戦略プランにおける基本的考え方
 基本方針 福島第一原子力発電所の「廃炉」は、過酷事故により顕在化した放射性物質によるリスクから、人と環境を守るための継続的なリスク低減活動
 中長期の時間軸に沿ったリスク低減戦略を設計

リスク低減のための５つの基本的考え方
 基本的考え方1：安全 基本的考え方2：確実
 基本的考え方3：合理的
 基本的考え方4：迅速 基本的考え方5：現場指向放射性物質によるリスクの低減*及び労働安全の確保（*環境への影響及び作業員の被ばく）
信頼性が高く、柔軟性のある技術リソース（ヒト、モノ、カネ、スペース等）の有効活用
時間軸の意識徹底した三現主義（現場、現物、現実）

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リスク低減の考え方① 放射性物質によるリスク

福島第一原子力発電所のリスクのイメージ

 ②潜在的影響度 と③閉じ込め機能喪失の起こりやすさで決まる。

リスク低減② 潜在的影響度③ 閉じ込め機能喪失の起こりやすさ 要因発生の可能性と施設の脆弱性で決まる。

潜在的影響度 放射能 と 性状（固体・液体・気体）で決まる。

燃料
デブリ

プール内
燃料

周到な準備と技術によって安全・確実・慎重に対処し、より水処理設備安定な状態に持ち込むべきリスク
廃吸着塔

可及的速やかに対処すべきリスク

長期的な措置をすべきリスク
放射性固体
廃棄物

建屋内
汚染水
タンク内
汚染水
トレンチ内
汚染水

水処理設備
廃スラッジ

閉じ込め機能喪失の起こりやすさ④ リスク低減の進め方

 放射能の減衰や性状の変化→ 潜在的影響度を低減

 より安全・安定な施設への移動 → 閉じ込め機能喪失の起こりやすさを低減
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リスク低減に関するロジック・ツリー
放射性物質によるリスクの低減

周到な準備と技術によって安全・確実・慎重に対処すべきリスク

可及的速やかに対処すべきリスク

汚染水

プール内燃料

燃料デブリ

長期的な措置をすべき
リスク

水処理設備
二次廃棄物*放射性固体廃棄物

3章
燃料デブリのリスク低減

4章

廃棄物のリスク低減

5章*水処理設備廃吸着塔及び廃スラッジをいう

燃料デブリ取り出し分野
 号機毎の状況を踏まえ、いくつかの工法（冠水工法、気中工法）とその組み合せによる実現可能性のあるシナリオを検討
廃棄物対策分野
 処分の安全確保や処理のあり方の基本的考え方を踏まえ、保管管理、処理・処分の方策等について、中長期的観点から方針を策定

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燃料デブリ取り出し分野における戦略プランの構成
4章

燃料デブリのリスク低減

燃料デブリを周到な準備と技術によって速やかに取り出し、安定保管する（将来）
取り出しまでの間の燃料デブリの安定状態の維持・管理

臨界管理

冷却

閉じ込め

取り出した燃料デブリを収納・移送した後、安定的に保管する

燃料デブリを安全に取り出す

安全設備の維持・信頼性向上

収納缶の設計移送システムの構築取り出した燃料デブリを処理・処分する保管システムの構築

計量管理システムの構築

燃料デブリ取り出し工法に係る技術要件

燃料デブリの量、位置、性状、FP分布の把握

実機調査 解析による 知見及び実験による推定
推定
による推定

燃料デブリ取り出し作業時の安全確保

PCV・建屋の構造健全性の確保

臨界管理

冷却機能の維持閉じ込め機能の構築

燃料デブリ取り出し方法

作業時の被ばく低減

労働安全 燃料デブリ取り出し
燃料デブリへのの確保 機器・装置の開発 アクセスルートの構築

系統設備、エリアの構築

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プラント調査状況と燃料デブリ推定位置
号機

プラント調査状況

燃料デブリ位置の推定

1号機

 D/W内水位は底部から約3m程度
 燃料デブリはほぼ全量下部プレナムへ落下、炉 S/C内水位はほぼ満水
心部にほとんど燃料残存無し
 サンドクッションドレン管からの漏えいを確認
 下部プレナムに落下した燃料デブリは大部分が
 S/C真空破壊ラインの伸縮継手カバーからの漏えいを確
D/W底部に落下
認 RPVペデスタル外側にも存在範囲が拡大（シェ 原子炉建屋1階南東エリアに線量率高い（数Sv/h）ルアタックの可能性有り）
箇所有り

2号機

 D/W内水位は底部から約30cm程度
 燃料デブリの一部は下部プレナムへ落下、また、
 S/C内水位は中央部付近であり、トーラス室水位とほぼ一部はD/W底部に落下、一部は炉心部に残同等存（RPVペデスタル外側には無い可能性有 トーラス室上部に漏えい痕跡無しり） RPVペデスタル開口部から内部を撮影した写真によりRPV下部の構造物が確認できたため、RPV底部の破損は大規模ではない可能性有り

3号機

 D/W内水位は底部から約6.5m程度（D/WとS/Cの差圧より推定）
 S/Cはほぼ満水
 主蒸気配管Dの伸縮継手周辺からの漏えいを確認

 燃料デブリの一部は下部プレナムへ落下、また、一部はD/W底部に落下、一部は炉心部に残存（RPVペデスタル外側には無い可能性有り）

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PCV内水位ごとの工法の種類

完全冠水工法

冠水工法

気中工法

完全気中工法

原子炉ウエル上部までの水張りを行う工法

燃料デブリ分布位置より上部までの水張りを行う工法

燃料デブリ分布位置最上部より低いレベルまで水張りを行う工法

燃料デブリ分布全範囲を気中とし、水冷、散水を全く行わない工法

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燃料デブリ取り出し工法オプションの絞り込み
アクセス方向
上横下
完全冠水
水

冠水位気中

：アクセス口から水が流出する可能性

a.
b.

c.

：新たにアクセスルートを構築する困難さ：冷却性能評価の困難さ

完全気中重点的に取り組む工法
a. 冠水-上アクセス工法注2
b. 気中-上アクセス工法
c. 気中-横アクセス工法

水位による特徴、アクセス方向による特徴、工事に関連する課題の重さを勘案し、重点的に検討する工法を選んだ。注1

注1：水位はアクセス口より低いことを前提とする。
注2：冠水には完全冠水を含む。

14©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation重点的に取り組む3つの燃料デブリ取り出し工法（イメージ）

冠水-上アクセス工法

気中-上アクセス工法

燃料デブリ上方の炉内構造物取り出しが完了していることを前提としたイメージ

燃料デブリ上方の炉内構造物取り出しが完了していることを前提としたイメージ

気中-横アクセス工法
PCV内RPVペデスタル外側の機器、干渉物撤去が完了していることを前提としたイメージ

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燃料デブリ取り出し工法シナリオと対処可能な燃料デブリの位置
工法

各シナリオが対処可能な燃料デブリの位置

シナリオ

冠水
上アクセス

気中
上アクセス気中
横アクセス

RPV内RPV
ペデスタル内RPV
ペデスタル外（1）○――OKOKNG

（2）

―○―

OKOKNG

（3）

――○NG

OKOK

（4）

①―

②OKOKOK（5）②―①OKOKOK（6）―①②OKOKOK（7）―②①OKOKOK※○内の数字は施工順を示す。

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燃料デブリ取り出し工法の技術的課題
技術要件

冠水工法

気中工法

1. PCV・建屋の構造健全性の確保☆ 冠水時等の荷重及び経年劣化等〇

2. 臨界管理☆ 水位上昇時等の未臨界性の維持〇

3. 冷却機能の維持〇☆ 燃料デブリの空冷可能性

4. 閉じ込め機能の構築☆ PCV補修及び水位管理☆ 放射性ダストの飛散◎ 原子炉建屋内の除染☆ 高放射線の遮へい◎原子炉建屋内の除染〇〇◎ 装置の保守☆ 耐放射線性◎ 装置の保守

8. 燃料デブリへのアクセスルートの構築◎◎

9. 系統設備、エリア構築〇〇

10. 収納・移送・保管◎◎

5. 作業時の被ばく低減
6. 労働安全の確保
7. 燃料デブリ取り出し機器・装置の開発☆ : 工法実現のために特に重要な課題, ◎ : 工法実現のために共通な課題〇 : 確認すべき事項

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燃料デブリ取り出しシナリオ選定フロー
PCV内部調査

ミュオン法
による調査

プラント・データからの工学的推定

模擬デブリによる実験

過去の事故、研究の知見

調査

建屋汚染状況の調査

過酷事故解析
コードによる推定

燃料デブリ、FPの状況
総合的な評価

状況把握

PCV/RPV内の線量評価

プラント状態の把握
冠水工法

工法の実現性評価

PCV・建屋の構造健全性

線量低減の必要エリアの評価

気中工法

未臨界性の維持

PCV補修及び水位管理システムの構築

冠水工法の実現性

視覚・計測装置等の耐放射線性

建屋外へのダスト飛散による影響

高放射線の遮へい取り出し作業への影響評価

作業員、環境への影響評価

燃料デブリの位置

保守/トラブル時の 燃料デブリへ 線量低減対策による装置へのアクセス性 のアクセス R/Bアクセス性の確保

燃料デブリ取り出し
機器・装置の開発

燃料デブリの収納・移送・保管システム

気中工法の実現性

適用可能シナリオの絞り込み（アクセス性考慮）

シナリオ
評価

5つの基本的考え方
による優先シナリオ評価

リスク低減の考え方

各号機毎の優先シナリオ

18©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation燃料デブリ取り出しにむけての道筋
高工法シナリオの選定

技術
成熟度＊１

工法確定

取り出し開始燃料デブリ
取り出し工事準備工事
装置システム
性能保証

モックアップ＆訓練

実用化・確証試験
基本・詳細設計

クリティカル技術
重要性能要求要素試験

FS・概念設計
概念検討
スクリーニング

低優先順位付け安全リソース現場*1 縦軸は、個別技術ではなく、工法システム全体の技術の成熟度をイメージ的に示したものである

概念調査

時間

プラント、炉内状況把握等
前提条件

安全要求（規制要求）
アクセス性確保（除染等）

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廃炉に関連する研究開発事業の全体像
 東京電力による取り組みに加え、IRID（国際廃炉研究開発機構）、JAEA（日本原子力研究開発機構）等の研究機関や大学等が実施する研究開発等を一元的に把握・レビューし、各実施主体の特性や期待される成果を踏まえた上で、役割分担の明確化と関係機関の密接な連携により全体を最適化。

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研究開発プロジェクト次期計画に関する検討ステップ① 現行の研究開発プロジェクトについて、現場の最新状況等を踏まえた妥当性等の確認・検討を行うことにより、課題を抽出・特定。
② 「戦略プラン」等の検討を通じ、優先的に取り組むべき研究開発課
題を特定・整理。
③ 上記を踏まえ、新たな課題への対応を含め、個別の研究開発プロジェクトの次期計画を提案。
（ステップ①）（ステップ③）

現行の研究開発プロジェクトの検討・評価－ 現場の最新状況等を踏まえた妥当性等の確認・検討

課題の特定

研究開発ＰＪの次期計画を提案（ステップ②）
戦略プラン等の検討を通じた研究開発課題の特定（必要な技術等の重要度、難易度を含む）
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研究開発プロジェクトの次期計画
 燃料デブリ取り出し分野
 除染・線量低減

 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発

 原子炉格納容器の補修

 原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の開発
 原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の実規模試験

 炉内状況の把握

 原子炉格納容器内部調査技術の開発
 原子炉圧力容器内部調査技術の開発
 事故進展解析及び実機データ等による炉内状況把握の高度化
 原子炉内燃料デブリ検知技術の開発（ミュオン活用）

 燃料デブリ取り出し工法

 燃料デブリ・炉内構造物取り出し技術の開発
 燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
 原子炉圧力容器/原子炉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

 燃料デブリ分析

 燃料デブリ性状把握（模擬デブリを用いた性状把握、実デブリ分析）

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「戦略プラン」検討への取り組み
２０１４年度

２０１５年度△■○「戦略プラン」策定、フォローアップ・改訂

プラン（初版）

２０１６年度

２０１７年度以降取り纏め

■
見直し

■
見直し

以降も適時
見直し

シナリオ実現の要件
・技術成立性・現場・作業性・安全確保
・リスク評価現場作業・調査の実績

研究開発の成果（データ取得、評価手法等）（例）格納容器止水工法・健全性、デブリ取り出し工法、燃料デブリ検知、廃棄物関連

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