福島第一原子力発電所廃止措置における IRID の研究開発の現状
Current Status of R&D Conducted by International ResearchInstitute for Nuclear Decommissioning (IRID)

今技術研究組合

村

国際廃炉研究開発機構

功（いまむら いさお）
開発計画部

国際・アカデミア連携グループ長

. は じ め に
技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRIDInter-national Research Institute for Nuclear Decommissioning）は，「廃炉技術の基盤強化を視野に，当面の緊急課題である福島第一原子力発電所の廃炉に向けた技術の研究開発に全力を尽くす」ことを理念として， 2013 年 8
月 1 日の設立以来，福島第一原子力発電所の廃炉作業に必要な技術の研究開発に取り組んできた。そして，廃炉の中長期ロードマップの決定等を通じ，大方針の策定・全体の進捗管理を行う政府（経済産業省），2014年
8 月に原子力損害賠償支援機構から改組され，廃炉戦略
図―の立案・研究開発プランを策定することとなった原子力
損害賠償・廃炉等支援機構（ NDF  Nuclear

沸騰水型原子力発電所の概要

DamageCompensation and Decommissioning Facilitation Corpo-部から，「応用開発」及び「実用化」段階の一部までを株，ration ），現場作業を担う東京電力ホールディングス

担っている。

廃炉に必要な技術の開発を実施する IRID，という役割

福島第一原子力発電所のタイプの沸騰水型原子力発電分担が明確化され，国を含む 4 者が密接に連携しなが所の構造概要を図―に，現在の IRID 研究開発プロジら福島第一原子力発電所の廃炉に取り組んでいる。
本稿では， IRID が取り組んでいる研究開発の概要として，特に燃料デブリ取り出し技術の研究開発の現況を中心に紹介する。

.

IRID の概要

ェクトを図―に示す。これらの研究開発プロジェクト
は，経済産業省「廃炉・汚染水対策事業費補助金」の一部として実施されている。
事故との違い. TMI
1979 年 3 月 28 日に発生した米国スリーマイルアイラ

ンド原子力発電所 2 号炉（ TMI 2 ）の事故は，福島第. IRID の構成

一原子力発電所の事故と同様に「冷却材喪失による燃料IRID の組合としての構成は，現在下記の通りで，所冷却不全」に分類される事故であるが，両者には，大き謂「オールジャパン体制」が構築されている。
◯◯◯

な違いが存在する。 TMI2 事故では，燃料が冷却不全

国立研究開発法人2 法人（日本原子力研究開発により溶融したものの，圧力容器（ RPV ）内に留まり，機構JAEA，産業技術総合研究所AIST），RPV 及び格納容器（PCV ）は健全であった。一方，福株，メーカー等4 社（東芝エネルギーシステムズ

島第一原子力発電所事故では，燃料溶融後，燃料デブリ

株 ，三菱重工業
日立 GE ニュークリア・エナジーとなって，RPV を破損し，PCV 内に落下した。また，

株 ，
株 アトックス），
PCV も破損にまで至り，TMI2 以上の難しさが存在す

株 ，東北電力株，電力会社等 12 社（北海道電力

る。

株 ，中部電力
株 ，北陸東京電力ホールディングス株 ，関西電力
株 ，中国電力株 ，四国電力
株，電力
株 ，日本原子力発電
株 ，電源開発
株 ，日九州電力
株）
本原燃

.

研究の進捗と展望

. プール燃料取り出しに係る研究開発
使用済燃料プールにおいて，海水注入や瓦礫落下履歴

. IRID の研究開発プロジェクトのある燃料集合体の「共用プール（湿式）」から「キャ 基盤研究」
 基礎「◯
研究開発の段階は，一般的に「◯スク貯蔵（乾式）」に至る長期保管過程での健全性につ 応用開発」
 実用化」の各段階がある。この研究」「◯「◯いて評価をした。

中で， IRID の研究開発スコープは，「基礎研究」の一
4

地盤工学会誌，―（)

論

図―

図―

説

IRID の研究開発プロジェクト図―

補修材（超重泥水）の検討と試験状況

図―

ミュオンを用いた炉内状況測定結果

燃料デブリ取り出しに必要な技術開発

. 燃料デブリ取り出しに係る研究開発
燃料デブリ取り出しに必要となる技術開発は図―に位置付けられる。


除染・線量低減技術

PCV ・ RPV 内部調査や燃料デブリ取り出し作業等の現場作業実施前には可能な限り除染を行い，作業環境の改善（線量低減）を行っていく必要がある。これらの課題に対して，遠隔操作による除染技術の開発を実施してている。また，1/2 スケールベント管を用いた止水・耐きた。

圧試験においても良好な結果を得ている。今後，事業者



環境整備技術燃料デブリ取り出し作業の前準備として， PCV からの漏えいの止水等を実施し環境整備をしていくことが必のエンジニアリングを通じたこれら成果のデブリ取り出し実機工事への活用が期待される。


内部調査・分析技術要となる。これらの研究開発として行ってきた漏えい個宇宙線ミュオンを活用したラジオグラフィを， 1 ～ 3所の補修・止水技術開発については，サプレッションチ号機に適用し，各号機の PCV 内の状態を調査した。ミェンバからの漏水を止める技術やサプレッションチェン

ュオンによる測定技術の概要と 3 号機の状況を図―

バ脚部の耐震補強技術などに，実機施工への実現性の見に示す。また，各号機の炉内状況の推定・調査の結果通しを得ることができた。ここでは地盤工学会の関係者（解析コードによる評価結果，実測データ・実験等によの協力もいただき，経年劣化，地震等により止水部で漏る分析結果，現場調査の結果）を，一元的に RPV ・洩が発生した場合に備え，止水材上部の補修材として超PCV 内状態推定図として取り纏めた。

重泥水を選定した（図―）。そして要素試験によってPCV 内部調査の技術開発として，燃料デブリの広が止水材に発生するひび割れ等に対する止水効果も確認しりや格納容器内の損傷状況を調査するために，各号機のOctober, 20195

論説

調査内容に則した調査用ロボットを開発し，調査を実施してきた。各号機の PCV 内部調査用に開発されたロボ



燃料デブリ取り出し技術

 放射性ダストの閉じ込
燃料デブリ取り出し技術は，◯
 遠隔操作技術の確立，◯
 被ばく低減・め機能の確保，◯ットを図―に示す。
開発された各ロボットによる調査により，多くのPCV 内部の情報を得ることができている。特に， 2018

汚染拡大防止技術の確立を目指して研究が進められている（図―）。

年 1 月に 2 号機を対象として実施した調査装置の現地

現在までに IRID が提案した燃料デブリ取り出し工法

実 証 試 験 で は ， PCV 内 部 で RPV 本 体 を 支 え る 基 礎を実現するための課題について，順次，技術開発を進め（RPV ペデスタル）の内側の画像情報の取得に成功したているところである。例えば，燃料デブリ取り出し装置（図―）。 RPV ペデスタル内側下部にアクセスし，を PCV 内に投入するために必要な遮蔽壁への大開口施

RPV ペデスタル底部に堆積物が広がっている様子を捉工技術や PCV への大開口施工の際に必要となるシールえた画像を得ることができている。現在，より多くの情技術， RPV ペデスタル内部の干渉物を遠隔で撤去し，報を得ることを目的に新たな調査装置の開発に取り組ん

燃料デブリを取り出す環境を構築する技術（図―），でいる（PCV 詳細調査技術開発）。

横アクセス工法で RPV へのアクセスを可能にする気密

一方， RPV 内部調査に向けた技術開発では，これまや遮へい機能を有する重量物となるアクセストンネルを，での上部アクセス工法に加え，原子炉建屋（R/B）外側建屋の負荷を減らすために建屋外から施工する土木のト面から RPV 内部へアクセスする横アクセス工法の技術

ンネル施工技術を活用した技術開発（図―，図―），開発に取り組み始めている。複数の選択肢により，現場燃料デブリ／干渉物の撤去に係るロボットアームとアク状況に応じた調査が可能となり早期調査実現に資するもセスレール組み合わせ要素試験による課題抽出（図―），のと考えている。

燃料デブリ・炉内構造物取出し時の臨界管理技術などに図―図―

内部調査用ロボット図―
6

検討が進められているデブリ取り出し工法

2 号機のペデスタル内調査結果1)
地盤工学会誌，―（)論図―

説図― トンネル施工技術を活用した要素試験

横アクセス工法のシール技術等要素技術開発

図― デブリ取り出しのためのアクセスレールとロボッ
トアームとの組み合わせ要素試験
図― 横アクセス工法トンネル施工技術開発状況

ついて，順次，技術検証を行っていく予定である。

.

今後の進め方

燃料デブリの収納・移送・保管に関する技術

IRID は，今後も地盤工学会をはじめ国内外の叡智を取り出した燃料デブリの収納・移送・保管に関する技結集し，廃炉に必要な研究開発を効率的・効果的に実施

術開発では，燃料デブリ収納の観点での「臨界管理」，するという設立目的に沿って，研究開発活動を通じ，福「水分の放射線分解による水素発生対策」等独自の技術

島第一原子力発電所の廃炉に係るリスク低減とそれに向開発を進めている。

けた安全確保，環境保全などに，着実に効果を上げるよ. 廃棄物対策に係る研究開発

う，積極的に取り組んでいく。

2021 年度頃までを目処に処理・処分方策とその安全性に関する技術的見通しを得ることを当面の目標に，処理・処分の全体像を検討し，研究開発の成果や課題とともに統合的に評価していく手法を構築した。放射能分析等を継続実施し，処理・処分方策検討の基礎データの取参考文献1 ) 「福島第一原子力発電所 2 号機原子炉格納容器内部調査結果について（ 2018 年 4 月 26 日廃炉・汚染水対策チー
ム会合／事務会議（第53回）報告資料）」より抜粋（原稿受理2019.6.28)

得を実施している。

October, 20197