東京工業大学 廃止措置技術・人材育成フォーラム

IRIDにおける1F廃炉の技術開発の状況
平成30年12月26日

国際廃炉研究開発機構（IRID）
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

1©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

2

目

次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

3

IRIDの研究開発プロジェクト

3.廃棄物対策に係る研究開発

1.プール燃料取り出しに係る研究開発
2016.3終了

使用済燃料プールから取出した燃料集合体の長期健全性評価

固体廃棄物の処理・処分

先行的処理手法

技術

技術

2.燃料デブリ取り出しに係る研究開発
除染・線量低減技術
R/B内の遠隔除染＜安定状態の確保＞
RPV/PCVのRPV/PCVの技術
2017.3終了

手法
2018.3終了

腐食抑制 耐震性評価

技術2016.3終了

PCV
漏えい箇所の補修・止水技術
2018.3終了
PCV
漏えい箇所の補修技術の実規模試験
2018.3終了

燃料デブリ取り出し技術 ＜デブリ取り出し＞
燃料デブリ・
炉内構造物取出

PCV内水循環技術

PCV
内部調査

RPV内

燃料デブリ検知技術
2018.3終了

技術

PCV
詳細調査

2016.7終了
PCV内水循環技術

実規模試験

総合的な炉内状況把握

RPV
内部調査
技術

技術
燃料デブリ性状

PCV詳細調査

PCV詳細調査

実証

実証

X-6ﾍﾟﾈ4

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ技術の高度化
2018.3終了

工法・システム技術＜直接的調査＞＜間接的調査＞

燃料デブリ・
炉内構造物取出

臨界管理

内部調査・分析技術

環境整備技術固体廃棄物の堆積物把握・分析

燃料デブリ・
炉内構造物取出

基盤技術

燃料デブリ・
炉内構造物取出基盤技術

小型中性子検出器
燃料デブリ収納・移送・保管技術

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

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PCV内部のロボット等による調査
ペデスタル外側の調査（１号機）

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（B2調査)

調査時

狭隘部走行時変形

CRD レール

調査時○釣りざお型調査装置（A2’調査）ペデスタル内側の調査（3号機）
昇降用スラスター（注）上の写真はB1調査時のロボットです。

推進用スラスター
照明

前方カメラ○水中遊泳型ロボット
6

1号機 B２調査ロボット「PMORPH（ピーモルフ）」
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7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機 各調査ポイントの放射線量と画像3/18（土）調査
地（平点面と図調）査の狙い

Ｄ３

3/19（日）

開口部

Ｄ２

Ｄ２

Ｄ１

排水溝

排水溝からの拡がりの確認ロボットが通る配管

Ｄ０

7.8Sv/h

Ｄ３

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ０

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

燃料デブリがないと考えられる地点の線量を測定
BG

3.8Sv/h

3/22（水）

Ｄ２

Ｄ１ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１ＢＧ開口部からの拡がりの確認

Ｄ３

Ｄ３3/21（火）3/20（月）Ｄ212Sv/h

Ｄ３ 10Sv/h

Ｄ1①8.4Sv/h②8.2Sv/h③9.2Sv/h

Ｄ２

Ｄ１

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

Ｄ２ 9.3Sv/h

Ｄ０①6.7Sv/h②3.6Sv/h

１階↑
地下階↓約１ｍ

調査
結果（断面図）①6.3Sv/h②5.9Sv/h③7.4Sv/h（底面より約0.9m）

水面

1.5Sv/h（底面より約1m）

約2.5ｍ

11Sv/h（底面より約0.3m）

6.3Sv/h（底面より約1m）

9.4Sv/h（底面より約0.9m）（底面より約1.6m）

格納容器
底部

調査ポイント

3.0Sv/h①1.6Sv/h（底面より約0.6m）②5.4Sv/h（底面より約0.3m）

①

調査経路

燃料デブリの拡がりイメージ（シミュレーションの一例）②①③②※調査中の敷地境界における線量は、約0.5～2µSv/hで変化なく、周辺環境への影響は生じていない。
※放射線量・底面からの距離は、今後評価予定。
※１階部分の放射線量は前回（２０１５年４月）の測定値（4.1～9.7Sv/h）と同程度

8©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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

9CRDプラットホーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２号機ペデスタル内上部調査（A2調査）

ペデスタル内 上部 (画像処理後)

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２号機ペデスタル内下部調査（A2’調査）■調査内容
プラットホーム下の状況確認■調査手順①ガイドパイプ挿入 ⇒ ②伸縮式パイプ伸展⇒ ③パンチルトカメラ吊降し ⇒ ④調査
PCV
先端部折り曲げ操作部

ガイドパイプ（Φ110mm）

隔離弁

ペデスタル

①

伸縮式パイプ②

格納容器貫通部(X-6ペネ)

プラットホーム
制御棒駆動機構

ケーブルドラム
代替遮へい体
ケーブル
ケーブル
送り機構
俯瞰カメ
ラ
線量計・温度計③

先端カメラ搭載部概要図

パンチルトカメラ・外部照明©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内下部調査結果
画像：2号機格納容器内底部，ペデスタル内 内壁付近

写真の視野

2号機格納容器内底部（鳥瞰イメージ）

12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機格納容器内調査 水中ROV
推進用スラスター

昇降用スラスター

前方カメラ

照明

中性浮力ケーブル
項目

仕様

外形寸法

外径：φ125mm
全長：約300mm

重量約2000g（気中）

耐放射線性

200Gy

後方カメラ

照明

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機 格納容器内調査結果「3号機原子炉格納容器内部調査について（2017年11月30日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第48回）報告資料）」より抜粋
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目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

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ボート型アクセス装置
格納容器内の水の上を航行して、広範囲に移動可能なボート型アクセス装置を製作中

ガイドリング取付用の例• 直径：φ25cm• 長さ：約1.1ｍ• 推力：25N以上

ボート型アクセス装置外観
ボート型アクセス装置の動線©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアーム型アクセス装置
制御棒駆動機構メンテナンス用の格納容器貫通部（X6ペネ）を通じて広範囲にアクセス可能なアーム型アクセス装置を製作中
 アーム全長約22 m
 10 kgまでの調査装置を搭載可能
トロリ

テレスコアーム

ブーム
チルト機構

2軸関節

ワンド※

アーム先端にセンサを搭載※代わりにツールの搭載も可能

アーム型アクセス装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器貫通部ハッチ開放
 格納容器貫通部（X-6ペネ）の開放
アーム型アクセス装置を投入するX-6ペネの開放技術を開発中
 ハッチ開放時の閉じ込め機能
 遠隔でのハッチ開放
隔離部屋-搬入/組立/搬出性確認

ハッチ開放装置- 開放作業性確認

etc

隔離部屋組立状態

隔離部屋搬入イメージ

隔離部屋

ハッチ開放装置
X-6ペネ

ハッチ開放装置- 走行性確認 etc

X-6ペネ

X-6ペネ

ハッチ開放装置：カメラ撮影方向
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救援用
ワイヤーツール

救援用
ワイヤーツールハッチ開放装置■ ハッチ開放装置の外観
先端ツール

マニピュレータ

自走台車■

ハッチ開放装置

X-6ペネ開放前後の外観

X-6ペネ

先端ツール

マニピュレータ

X-6ペネ閉時

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ハッチ開放装置19

X-6ペネ開時アーム型のアクセスルート
 格納容器への接続構造体
以下の機能等を有する接続構造体を開発中
 遠隔で既存のペネフランジに接近・取りつく機能
 把持機構の耐震性
 閉じ込め機能
 アーム通過性の維持
隔離弁

非金属
ベローズ

把持機構

接続管本体

把持機構「閉」状態

駆動機構

アーム洗浄・乾燥機構

X-6ペネ接続構造

接続構造体外観
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把持機構「開」状態

圧力容器内部調査技術
 上部から圧力容器にアクセスし内部調査するための要素技術は、今後の装置試作に向け、あらかた検証済
 加えて側面から圧力容器にアクセスするための要素技術を開発中

側面穴開け調査工法のイメージ
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目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器内部調査技術開発(1)既に終了した調査(2)今後計画している調査
3. 燃料デブリ取り出し技術開発

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デブリ取り出し工法
技術的課題

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

作業セル

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

開発目的

2015.9～2017.3

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 主要３工法について、概念検討および工法詳
細ステップ図を作成し、基盤技術開発の成果と合わせ、工法実現性の評価を行う。
開発期間

気中-上アクセス工法（概念）

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

アクセスレール
ロボットアーム

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【横アクセス工法】デブリ取り出しに係る技術
 デブリ取り出しの工法を実現するための要素技術を開発中
新開口遮へい壁（BSW）－格納容器（PCV）間シール

横アクセス工法の一例 イメージ
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穴開け～シール設置 取り出し工法への適用イメージ

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【横アクセス工法】トンネル施工技術
 アクセストンネル工法では、重量物のトンネル（約800トン）を原子炉建屋外から精密な位置制御で送り出し、格納容器へ接続させる必要有
 橋梁等の工事で実績がある重量物送り出し工法を応用し、狭隘部に曲がった形状の重量物トンネルを送り出す技術を開発中
廃棄物
搬出セル

搬入セル
燃料デブリ
取り出しセル

燃料デブリ
搬出セル

保守セル

PCV
アクセストンネル
アクセストンネル工法の配置イメージ
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トンネル施工技術の要素試験

送り出し工法の例
送り出し装置

位置決め装置

位置決め装置
要素試験イメージ
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干渉物撤去技術 これまでの内部調査でペデスタル内に大量のがれきが散乱している状況が明らかになりつつある これら干渉物の撤去技術を開発中

画質アップ予定

干渉物撤去の要素試験イメージ
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ペデスタル内干渉物撤去 要素試験の様子

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収納・移送・保管技術
収納缶の設計⇒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：例）
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

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

End of presentation

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