日本ナレッジイノベーション学会
実践ナレッジイノベーション研究部会

国際廃炉研究開発機構
事業概況
2017年6月30日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
開発計画部 部長
奥住 直明
この成果は、経済産業省/廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです。
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自己紹介• 生年月日 1956年6月29日• 1979年4月 東京芝浦電気(株) 入社• 1979年
原子力事業本部
BWR原子炉一次系システム機器設計業務
新規プラント計画業務• 2000年(株)東芝
技術企画室• 2002年
原子力事業部• 2004年
電力・社会システム社技術管理部長• 2006年
イノベーション推進本部 icubeプロジェクト推進室• 2007年
イノベーション推進本部 イノベーション推進部長• 2010年
社会・産業部長• 2010年
産業政策渉外部長（組織改正による）• 2013年
コーポレートコミュニケーション部長• 2016年6月 (株)東芝
定年退職• 2016年7月 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 開発計画部 部長

IRIDの概要
将来の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【理 念】
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。
名 称
設 立技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 （略称：IRID「アイリッド」）（International Research Institute for Nuclear Decommissioning）
2013年8月1日（認可） 組合員 構成員：859名（2016年10月1日現在、役員を除く）• 独立行政法人：２法人（独）日本原子力研究開発機構（JAEA）、（独）産業技術総合研究所（AIST）• メーカー等：４社㈱東芝、日立GE ニュークリア・エナジー㈱、三菱重工業㈱、 ㈱アトックス• 電力会社等：12社
北海道電力㈱、東北電力㈱、東京電力㈱、中部電力㈱、北陸電力㈱、関西電力㈱、中国電力㈱、四国電力㈱、九州電力㈱、日本原子力発電㈱、電源開発㈱、日本原燃㈱オールジャパン体制
 事業費年度

2013年度（8月～）

2014年度2015年度

2016年度
（推定）

事業費

約45億円

約120億円

約150億円

約155億円3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの事業内容▶IRID事業の３本柱

1. 廃止措置に関する研究開発

格納容器内部調査ロボットの開発を行います。

国際顧問との会議

2. 廃止措置に関する

3. 研究開発に関する国際、国内関係機関との協力を推人材育成に取組みます。

進します。

4

「IRIDシンポジウム2016」
でのロボットのデモ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning中長期ロードマップの概要
2011年12月【ステップ2＊完了】
プラントの状態を安定化する取り組み＊ステップ２•放射性物質放出管理、放射線量大幅低減の達成•冷温停止状態の達成

2021年12月

2013年11月

第1期

第2期

第3期

初号機の使用済燃料プール内の燃料取り出し開始まで（2年以内）

初号機の燃料デブリ取り出し開始まで（10年以内）

廃止措置終了まで（30～40年後）( )内はステップ２完了からの期間

2013年11月18日に4号機使用済燃料プールから燃料取り出し開始○中長期ロードマップは、2015年6月12日に改訂された。
○目標工程(マイルストーン)の明確化【燃料デブリ取り出し】
・号機毎の燃料デブリ取り出し方針の決定 ２０１７年夏頃
・初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定 ２０１８年度上半期
・初号機の燃料デブリ取り出しの開始
２０２１年内5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの研究開発スコープ
廃炉事業●原子炉の冷温停止状態の継続●滞留水処理（汚染水対策）●発電所全体の放射線量低減・汚染拡大防止●使用済燃料プールからの燃料取り出し●燃料デブリ取り出し●固体廃棄物の保管・管理と処理・処分に向けた計画●原子炉施設の廃止措置計画

IRIDはこの分野のR&Dを担当
研究開発の全体像

出所：NDF 技術戦略プラン2016

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

ＩＲＩＤの役割
廃炉技術の基盤強化を視野に、当面の緊急課題にある福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取り組みに注力
東京電力(廃炉カンパニー)

進捗管理

政府

報告

大方針の策定・進捗管理（中長期ロードマップの策定）

廃炉の着実な実施
開発成果の提供
規制・認
可報
告・申請

研究開発
ニーズ提示

IRID

報告

進捗状況・課題の共有

研究開発の実施

原子力規制委員会
安全規制の実施

重要課題の提示

原子力損害賠償・廃炉等支援機構(NDF)
戦略策定と技術的支援交付

技術開発のための基金（事務局：三菱総研）

7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子力発電所の構造
原子炉圧力容器（RPV）

蒸気乾燥器

オペレーションフロア(5F)

蒸気出口
ノズル

圧力容器(RPV)

再循環系
出口

DSピット

5.5m
11m

34m

使用済
み燃料
4F プール
(SFP)
3F

21m

制御棒

46m

気水分離機

燃料集合体

燃料集合体

原子炉建屋 46m

ドライウェル

2F

ペデスタル

20m
ベント管1F

格納容器(PCV)

トーラス室

38m

89m

サプレッション
チェンバ(S/C)（注）図中の寸法は２／３号機の例。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning「デブリ」って何？（TMI-2デブリの概要）
A（U,Zr)O
22700～3100K
冷却材出口

Fe-Ni-O

冷却材入口

燃料棒と制御棒が完全に融けた液溜まり部分

B

Zr-Fe-Ni-Cr
1400～2200K
燃料ペレット※

未溶融燃料棒C（U,Zr)O2
2800～3100K

溶融プールから下部ヘッドに回り込んで固化※ 溶融プール表面の殻状の層（緻密な組織で硬い）

9

U：ウラン、Zr：ジルコニウム、Fe：鉄、Ni：ニッケル、Cr：クロム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning「デブリ」って何？ （1Fデブリの推定）
ルーズデブリ層

溶融進展後に予想される燃料デブリの生成箇所および材料燃料片や溶融燃料が急冷され、粒子化・UO2・(U,Zr)O2 等

溶融・固化した炉心
上部/下部クラスト：
溶融燃料が比較的早く冷却されてできる塊
再溶融固化層：
溶融燃料がゆっくり冷却されてできる塊・(U,Zr)O2（Uリッチ相/Zrリッチ相）
・SUS-Zry合金 ・Zr/Feホウ化物 等

下部プレナム/制御棒ハウジング

格納容器床面制御棒案内管に溶融燃料等が付着
・SUS・(U,Zr)O2 等

MCCI生成物・(U,Zr)O2・ジルコン 等

10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1Fデブリ取り出しの難しさはどこか～TMIとの比較
TMI-2

1F-1,2,3

原子炉建屋

原子炉建屋
（格納容器)
放射性物質の

圧力容器

格納容器

閉じ込め機能が「健全」
圧力容器

放射性物質の遮へい壁

閉じ込め機能が「不十分」

汚染水

デブリ総量

約880トン（3基）

ほぼRPV内、一部が配管内

デブリの拡がりペデスタル底部に落下、底部コンクリートを浸食（オペフロ線量）
除染・遮蔽後※ :約1mSv/h

放射線量（オペフロ線量）
現在:数十～数百mSv/h

約133トン

※：事故直後は数十mSv/h

11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの研究開発プロジェクトとその目的
１.建屋内の線量を下げる

2 .デブリの状態を知る◎間接的に知る
 解析による炉内状況把握
 宇宙線ミュオンを利用した透視◎直接的に知る
 PCV内部調査、RPV内部調査

 遠隔除染装置の開発
6.デブリを収納・移送・保管する

3 ,4.PCVの漏えいを止める、水を張る

5.デブリを取り出す

 PCV補修・止水技術の開発
 PCV補修・止水実規模試験

1.建屋内の線量を下げる

4.PCVに水を張る

5 .デブリを取り出す
 デブリ取り出し基盤技術の開発
 デブリ取り出し工法・システムの開発
 臨界管理技術の開発

3.PCVからの漏えいを止める

6 .デブリを運びだし、保管する

2.デブリの状態を知る

 デブリ収納・移送・保管技術の開発

12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning遠隔除染技術

除染

デブリ取出

収納・移送・保管

低所(床,下部壁面)用※
高所用
原子炉建屋内の放射線量（１号機１階）

開発のニーズ※：2013.3.22時点

R/B内の線量が高く容易に人が近づけない。作業場所の環境改善（線量低減）が必要。

1.2

1.9
3.0
2.5

4.5

原子炉建屋（R/B）

3.5 3.5

上部

50

3.5

7.0
4.0

X49表面

上部

X40B表面
MAX 23

回転アーム

高圧水噴射
5.0
3.5

4.0

6.0

100
230
5.0
5.0
6.0
ドライアイ
4.5
7.0 20
7.5 15
6.5 7.0
スブラスト
6.5 7.0 8.0作業、移動エリアの除染
RPV

PCV

上部階用
100m

床近傍
2100

90

5.0

4095
54120

138

26600
除染ユニット台車

127

3mSv/h ～10mSv/h

20mSv/h ～50mSv/h

床貫通部
4700

247 300 220 1100 1280

20m48

40m

13

ファンネル直上
2200

290 800 1820

15コンプレッサー台車
60

3mSv/h 以下

上部100
9.0
1200
1700

MAX800

4.5

1.５

22.0
7.0

3.5

20 11.4

3.0
伸張

8.0

2.0
4.5
X100B

吸引／ブラスト
3.5

使用済
燃料
プール

PCV補修

デブリ調査

290

作業台車

10mSv/h ～20mSv/h

50mSv/h 以上©International Research Institute for Nuclear Decommissioning遠隔除染技術

除染

デブリ調査

PCV補修

デブリ取出

収納・移送・保管現場への適用（３号機）2016年1月～2月に３号機

R/B１階で吸引除染及びドライアイスブラスト除染を実施。

コンテナから搬出する場面：ドライアイス：吸引

電源盤

高所除染装置
低所除染台車ケーブルトレイ

低所支援台車西側壁面
進入ルート

エレベータ上部壁面

３号機R/B内への進入風景

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）１号機ミュオン調査結果
地点２（北側）測定装置と現場での設置場所【測定期間】2015.2.19～9.7
地点３（北側中央）

地点１（北西側）

10cm厚の鉄遮蔽体（約2.5mX2.0mX高さ2.1m）

１号機原子炉建屋１階

透過率の測定結果と分析結果

測定値と予測値との比較（炉心部透過率）

96日間測定（地点１）

●

測定データ
燃料も水も無い場合の予測値
水のみがある場合の予測値
燃料のみがある場合の予測値
燃料と水がある場合の予測値

水平線

水平線近くは不鮮明

１号機では炉心部に燃料がないと評価

炉心部は燃料も水もな
い透過率に最も近い

15©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）２号機ミュオン調査結果(1/2)

H28.7.28東京電力HD公表資料から引用

16©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCV内部調査技術

除染ペデスタル外側の調査（１号機）

PCV補修

デブリ取出

収納・移送・保管

ペデスタル内側の調査（２号機）○クローラ型遠隔調査ロボット（A2調査）○形状変化型ロボット（B1調査)
狭あい部走行時

デブリ調査

狭あい部走行時

X-100B
ペネトレーション(φ115mm)

X-6
ペネトレーション

変形

調査時

CRD レール

ペデスタル内
燃料デブリ（イメージ）

変形

調査時

ペデスタル外燃料デブリ（イメージ）

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning記号の意味▶ 「B2」、「A2」の意味⇒ペデスタル外調査を「Ｂ」⇒ペデスタル内調査を「Ａ］⇒数字は、調査のフェーズ18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）B２調査ロボット「PMORPH（ﾋﾟｰﾓﾙﾌ）」
本 体 寸 法
センサユニット寸法
重量
ス ペ ッ ク
耐放射線性

ガイドパイプ走行時： 長さ699mm× 幅72mm× 高さ93mm
グレーチング走行時： 長さ316mm× 幅286mm× 高さ93mm
幅20mm×高さ40mm
ケーブル：長さ3.5m
約10kg
カメラ×5、放射線線量計×1
約1000Sv以上
走行用カメラ

クローラ部

ウインチ部

センサユニット
計測用カメラｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ通過用ｶﾒﾗ

Ｉ型(ガイドパイプ通過時)

ウインチ確認用カメラ(内部)

コ型(平面走行時)

放射線線量計(内部)LED

計測用カメラ19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

B２調査概要

No.20

複数の点の線量率から、燃料デブリの拡散状態を推定
線量率測定イメージ
B1装置
B1調査時計回りﾙｰﾄ 到達地点
B2装置
到達目標

作業員
ｱｸｾｽ口

水面線量計B1装置
到達地点

B2装置
到達目標

作業員アクセス口周辺の調査イメージ

地下階
床面

１階グレーチング部分平面図
拡散状態推定イメージ

ﾃﾞﾌﾞﾘ拡がり

燃料デブリ

地下階における二次元的な燃料デブリ拡散状態

・ロボットの平面位置
・センサの降下長さ
・線量測定結果

許可なく開示・複製を禁止します ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

B２調査実績 ～D0ポイント～
調査日

実施内容

3月18日

• バルブがあり床面から約１ｍで停止。
• センサー巻き上げ時に乱巻。調査を中断

No.21
線量情報
グレーチング上

PCV床面から上方

7.8Gy/h

1.5Gy/h@約1.0m

開口部
CRDレール

ペデスタル
D3
D2

グレーチング上（3月18日撮影）

D1

PCV

D0
BG

X-100Bペネ
1階PCV断面図
18日のアクセスルート

PCV床面上方約1.0m（3月18日撮影）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

B２調査実績 ～D2ポイント～
調査日

実施内容

3月20日

• センサー降下先に障害物があり、床面から約1m上で降下を停止

No.22
調査結果（線量情報）
グレーチング上

PCV床面から上方

12Gy/h6.3Gy/h@約1m

開口部
CRDレール

ペデスタル
D3
D2
D1

グレーチング上（3月20日撮影）

PCV

D0
BG

X-100Bペネ
1階PCV断面図
20日のアクセスルート

PCV床面上方約1m（3月20日撮影）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※ 写真は東電公表資料より引用

（補足）２号機ペデスタル内上部調査（A2調査）【調査方法】
 カメラによる撮影【実施時期】
 2017年1～２月
１.事前確認装置
ガイドパイプペネ内事前確認

調査手順

１.ペデスタル内事前確認

２.レール上堆積物除去

３.A2調査2017年1月30日実施

2月9日実施2月16日実施

２.堆積物除去装置

３.A2調査装置
後方カメラ＆照明カメラパンチルトカメラ
・照明

洗浄ノズル
前方カメラ＆照明

パンチルトカメラ
テレスコピック機構

スクレーパ板クローラ

CRDハウジング

X-6ペネ

CRDレールペデスタル

23

CRDプラットホーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）CRDレール調査結果

調査日：2017年1月30日
レール

PCV中心310mm
30mm

CRDプラットホーム②

アクセスルート

吊具

8mm
ガイド

ガイド

堆積物あり

レール

CRDレール断面イメージ② 吊具手前のCRDレール：• 大きな障害物はない。
• ガイドが確認される。
• 吊具に近づくにつれて堆積物が増加。
• CRDレール右端部に堆積物がたまっている。

ガイドパイプスロープ
着座位置

①

足場

① ガイドパイプ着座位置の確認：
X-6ペネ• CRDレール上に足場はあるが、調査装置のガイドパイプスロープの着座位置に干渉物／堆積物は無い。

レール幅：620mm

水平断面

24

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）ペデスタル内調査結果

調査日：2017年1月30日

ペデスタル壁面

CRD交換機C部

スロット開口ペデスタル開口内部右側壁面
CRD交換機３DCADイメージ

C部
B部
グレーチング脱落部

CRDプラット
ホームA部

ペデスタル開口内部
左側壁面

スロット開口

B部

ペデスタル開口内部
側壁面

CRDレール

A部
CRDレール▶ CRDプラットホームのグレーチングが脱落しているが、フレームは残存している。
※上記画像は、東電HDにて鮮明化した画像をもとに画質改善したものを全天球化

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）ペデスタル内調査結果（プラットフォーム 左側）

No.26

 グレーチングが欠損した開口部からは湯気が上昇している 相当の水滴が落下し続けている グレーチング上に広範に堆積物が認められる
湯気水滴が落下TIP案内管サポート

水滴が落下©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）ペデスタル内調査結果

調査日：2017年1月30日

ペデスタル開口内部
左側壁面

【略語】
• LPRM（局部出力領域モニター）
炉心内の中性子束レベルを測定するためのもの• TIP（移動式炉心内計装装置）
LPRMを校正するためのもの• PIP（制御棒位置指示プローブ）
制御棒の位置を検出するためのもの

CRDハウジング
サポート
PIPｹｰﾌﾞﾙ

ペデスタル開口内部右側壁面
LPRMガードスリーブ

CRD交換機３DCADイメージ

C部

C部

CRD交換機

TIP案内管▶ 大規模な損傷は確認されなかった。

A部

B部※上記画像は、東電HDにて鮮明化した画像をもとに画質改善したものを全天球化

27©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）３号機ペデスタル内調査【調査方法】カメラによる撮影【実施時期】2017年7月（目標）
CRD
ペデスタル
開口部
小型水中ROV

X-53ペネ
CRDレールCRDスロット
プラットホーム

X-6ペネ

PCV

作業員アクセス口① 配管貫通部（X-53ペネ）からアクセスしペデスタル内に侵入。プラット
フォーム、CRD下部の損傷状況を確認する。
② ペデスタル地下階へのアクセスルートを確認する。
③ 地下階への進入が可能であれば、ペデスタル底部デブリの堆積状況や作業員アクセス口からペデスタル外へのデブリの流出状況を確認する。
28©International Research Institute for Nuclear Decommissioning（補足）３号機水中遊泳ロボット（イメージ）

No.29

Ｘ－５３ペネ内に挿入可能な小型ＲＯＶ（イメージ図）

昇降用スラスタ寸法

外径φ125mm、全長300mm以下

中性浮力
ケーブル

推進用スラスタ

カメラ

ＬＥＤライト（2.5W×12灯）

前方鳥瞰図

推進用スラスタ後方鳥瞰図
29©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCV補修・止水技術
ベント管止水試験

除染

デブリ調査

：補修・止水範囲

PCV補修

デブリ取出

収納・移送・保管

実規模試験体を用いた試験
楢葉遠隔技術センターでの実規模試験
実規模試験体（1/8セクター）
ベント管

ベント管

ダウンカマ
クエンチャ

１／２スケール試験体で止水性能を確認（工場）閉止補助材止水試験

トーラス室壁面

楢葉遠隔技術開発センター内に建設

ベント管止水

作業フロア

遠隔マニュピレータ

約13m

閉止補助材

サプレッション
チェンバ（S/C）

ベント管
閉止補助材
試験体

１／１スケール試験体で閉止補助材の止水性能を確認（屋外）30©International Research Institute for Nuclear Decommissioningデブリ取り出し技術
技術的課題

除染

デブリ調査

冠水-上アクセス工法（概念）放射性ダストの閉じ作業セル
込め機能の確保遠隔操作技術の確立
被ばく低減・汚染拡大防止技術の確立

PCV補修

デブリ取出

気中-上アクセス工法（概念）
天井クレーン

上部テーブル
上部プラットホーム

カバー吊具

収納・移送・保管作業セル

基盤技術の開発
遠隔作業用柔構造
アーム

シールドプラグ

使用済燃料プール
使用済燃料ﾌﾟｰﾙ

下部テーブル
下部プラットホーム

ドライヤ/セパ
レータプール

気中-横アクセス工法（概念）
X6ペネ

使用済
燃料プール
RPV内
アクセス装置ロボットアーム
アクセスレール
ロボットアーム

31©International ResearchInstitute forNuclear Decommissioning©InternationalResearchInstitute for Nuclear
Decommissioning収納・移送・保管技術 除染
収納缶の設計

デブリ調査

PCV補修

デブリ取出

収納・移送・保管⇒1F固有の課題に対処

 燃焼度と濃縮度が高い→反応度高 コンクリートとの溶融生成物→コンクリート中の水分の放射線分解による水素発生
 海水注入、計装ケーブル他との溶融→塩分の影響、不純物の混入移送方法（気中-横アクセス工法の場合）
原子炉建屋

保守セル
燃料デブリ
取出し収納セル

搬出入口(増設)

燃料デブリ搬出建屋
搬出セル

収納缶取扱セル

保管施設

ユニット
キャン

デブリ取出し収納缶

収納缶に収納搬送台車収納缶の洗浄等

32

移送容器

収納缶を移送容器に収納

トレーラー

移送容器搬出©International Research Institute for Nuclear Decommissioningマネジメント改善に向けた取り組み
1. IRIDデザインレビュー（IDR）の導入（H27.10.23～）【目的】プロジェクト全体をマネジメントするための内部レビュー・ステアリ
ング機能を強化し（「ステージゲート方式」によるデザインレビューの導入）、研究開発の手戻りや失敗のリスクを低減させること。

2. 安全レビューWGの設置（H28.2.5～）【目的】研究開発成果の実機適用を見据え、各々のプロジェクトに対して原子力安全の観点からレビュー・助言を行い、設計段階から原子力安全を確保すること。

3. 共通基盤技術レビューWGの設置（H28.9.2～）【目的】共通性を有する要素技術（共通基盤技術）について、専門的かつユーザー視点に立ち効率的かつ効果的なレビューを行い、IRID共通基盤技術の品質の維持・向上を図ること。
33©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

国際関係機関との協力の推進
国内外の叡智を結集するため、IRIDは「開かれた体制」の運営方針のもと、海外関係機関、専門家との関係を強化し活動
海外研究機関/原子力機関との国際顧問会議(年間1～2回開催しアドバイスを受け 共同研究/技術協力ている)

ウランを用いた大規模な模擬デブリの作製・分析
・・・・カザフ、仏

損傷燃料の取出し・保管について議論・・・・ハンガリー

海外への情報発信
34©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

学生他を対象としたセミナー、講演セミナー・講演等
 セミナー・講演を通じ、学生他の廃炉分野への興味喚起
 H29.1.20 東工大廃止措置・人材育成フォーラム／スモー
ルワークショップにて３件の講演
 H29.1.28 福島高専「文科省人材育成プログラム」講演 H29.2.3 長岡技科大の１／２Ｆ見学及び講演
 H29.2.9 いわきものづくり塾「廃炉コース」で講演
 H28.3.1 特許庁で廃炉ロボット関係講演 H29.3.7 次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(NDEC2)にて1件の講演及びポスター展示
 H29.3.7 化学工学会シンポジウムで講演 H29.3.7 いわきものづくり塾「廃炉コース」で講演
 H29.3.14 KASTセミナー「廃炉から始めよう 新たな一歩」で講演
 H29.5.26 芝浦工大 ロボットコンソ－シアム例会 講演

H29.1.20東工大

H29.1.28福島高専

H29.3.14KASTセミナ35©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

学生他を対象としたワークショップ、見学等
スモールワークショップ
 スモールワークショップで学生との意見交換（ニーズ・シーズ他）
 H29.1.20 東工大 約100名の参加

見学支援等
 原子力人材育成ネットワークを通じ、学生の廃炉分野への興味喚起
 H29.2.17 関東地区(楢葉、日立ＧＥ日立工場）
工場見学支援
17名参加
 H29.2.24 関西地区（Ｓｐｒｉｎｇ８、ＭＨＩ 神戸製作所）工場見学支援 24名参加

H29.1.20東工大

その他後援
 ロボット関係での後援
 H28.12.3 福島高専廃炉創造ロボコン
36

H28.12.3廃炉ロボコン©International Research Institute for Nuclear Decommissioning抱えている課題
1.福島事故以降原子力産業を志望する学生は激減
3～40年かかる廃炉事業に携わる人材をどう確保していくか
2.IRIDは時限立法組織(設立後10年で見直し)
このような組織におけるナレッジマネジメントはどうすればいいか

3.電力会社+3メーカー体制
競争と協調をどう両立させるか

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