福島県環境創造センター「原子力発電所の廃炉に関する講演会」

福島第一原子力発電所廃炉にかかわる
技術開発の現状について
平成30年9月21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. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

2

目

次

1. はじめに2. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

3

IRID紹介ビデオ

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRID概要
【理 念】
名 称
設 立

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
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。
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：943名（2017年10月1日現在、役員を除く）• 国立研究開発法人：２法人
日本原子力研究開発機構（JAEA）、
産業技術総合研究所（AIST）• メーカー等：４社
東芝エネルギーシステムズ㈱、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㈱、東京電力ホールディングス㈱、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㈱5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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6

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

沸騰水型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

5.5
m
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

7

9m

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原子炉格納容器(PCV)の外観（建設写真）「ドライウェル（D/W）」：S/Cより
上部のPCV「PCV貫通部」：配管貫通部、
電気配線貫通部等
1号機 約150か所
2号機 約200か所
3号機 約190か所「機器ハッチ」：大型機器の搬出入口「ベント管」：D/WとS/Cの連絡配管「サプレッションチェンバ（S/C）」：
事故が起きた時に発生した蒸気を
S/C内の水で凝縮し、PCVの圧力の上昇を抑える。
「エアロック」：人の出入口｢Browns Ferry Unit 1 under construction 1966.Sep.｣
Tennessee Valley Authority – TVA’s 75th Anniversary webpage

88©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

9原子炉格納容器(PCV)補修・止水技術
ベント管止水試験：補修・止水範囲

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）10実規模試験体を使った手順確認 (JAEA楢葉遠隔技術開発センター)目的 実規模試験体を使って実工事を念頭とした手順書を作成し、実機適用性を判断する。

主な取り組み 次の３つの止水工法について、施工性確認試
験及び打設試験を行い手順を確認する。
① ベント管止水② S/C内充填止水③ S/C脚部補強

試験体外観

７m

10.5m

試験期間
2016.11～2018.3

試験体内部（S/C内部）

3.8m

S/C脚部補強施工性確認試験

11

遠隔マニュピレータ

ベント管止水技術
 D/WとS/Cを連結しているベント管を止水し、D/W内を水張りが出来る状態にすることを目的とした技術開発。

D/W

S/C

12

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

S/C内充填止水技術
 S/C内外の流路となる配管端部（クエンチャ、ストレーナ）を止水することを目的とした技術開発。また、ダウンカマまでを埋設してベント管止水のバックアップとしての役割も検討中。

13©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

S/C脚部の補強技術
 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を目的とした技術開発。
１号機

充填装置

２・３号機

充填装置

補強材充填

補強材充填

脚部（コラムサポート）
脚部（コラムサポート）

耐震サポート）【候補材】水中不分離性モルタル

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

15

ミュオン透過法による測定
 ミュオンは，宇宙から飛来する放射線が大気と衝突する過程で発生する二次的な宇宙線。
エネルギーが高く，物質を透過しやすい。
 原子炉建屋を透過するミュオン数を測定し，その透過率から原子炉圧力容器内の燃料デブリ分布をレントゲン写真のように撮影。（高密度の物質ほど透過しにくく，暗い影になる）
原子炉建屋

南

炉心
概略位置

西

使用済
燃料プール
（SFP）

タービン建屋

測定装置

東
原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（東西断面図）北測定装置＜ミュオン透過法測定装置の計測原理（イメージ）＞
上空から飛来するミュオンを装置内部に配置した2枚のパネル検出器（プラスチックシンチレータ）で検知し，通過したパネルの座標からミュオンの軌跡を算出。

原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（南北断面図）

パネル②
X軸
X軸

パネル①
ミュオン
Y軸

Y軸
パネル間隔 約50cm

東京電力HD公表資料から引用

16©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機ミュオン透過法測定結果（2017年9月8日時点）

密度長（g/cc・m）

高さ（OP）[m]

建屋壁（主蒸気隔離弁室）
原子炉圧力容器
炉心域
使用済
燃料プール

格納容器外周コンクリート

山側高台

水平[m]

南
東京電力HD公表資料から引用

北17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning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
18

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19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1号機 B２調査（動画）20©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

21

CRD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)

22

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（A2’調査）

24©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

25

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機格納容器内調査ルート
水中ROV投入口（X-53ペネ）

原子炉

水面

格納
容器

ペデスタル
CRDレール

調査範囲

原子炉建屋・・・ケーブル（水中ROV推進ルート）

26

作業員アクセス口©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCV(格納容器)内構造物
TIP案内管サポート
CRDハウジング
支持金具

ＣＲＤレール吊具
PIPケーブル
プラットホーム

プラットホーム
ＣＲＤ交換機

ＣＲＤ交換機※1F-2定検時写真
ＣＲＤレール

作業架台

ＣＲＤ交換機
回転フレームケーブルベアサポート

作業員アクセス口（２２５度方位）・・・障害物

27©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３号機水中ROV撮影映像(動画)28©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

29

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デブリ検知技術 これまでの調査で視認した堆積物中の燃料デブリを検知するための放射線計測技術を開発中
 Eu-154γ線検出器（ CdTe半導体検出器）と熱中性子検出器（ B10検出器）を併用し、確実なデブリ検知を目指す

全体＆システム構成イメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

31

デブリ検知技術(a) CdTe半導体検出器の単体試験結果例(b) B10検出器の単体試験結果例
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
32形状計測技術 形状計測の技術開発（走査型超音波距離計）

システム構成無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

33

走査型超音波距離計の要素試験例
 形状計測の技術開発（走査型超音波距離計）ⅰ）測定条件
Z=1820mmⅱ）模擬落下物（磁石）寸法：
φ18mm×H18mmⅲ）ケーブル長60m（実機品と同一仕様）
検証試験の例
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

34形状計測技術 形状計測の技術開発（レーザ光切断法）
検証試験の例（点群データの重ね合わせ性検証）
複数の位置姿勢で測定

測定対象

スキャナヘッド
カメラ

測定データ

複数データを重ね合わせ

点群データ重ね合わせ画像（高さ方向色分け）

センサー外観
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

35

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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

37

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

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

ハッチ開放装置38

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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

39

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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

40

目

次

1. はじめに2. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

41

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

42©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

上アクセス工法～デブリ搬出ルート～
 上アクセス工法は、閉じ込めと遮へいの要求を満足し、かつ建屋負荷を許容範囲内に収める工法として、搬出ルートを以下の２ルートについて検討。
【ルートB】【ルートA】
 オペフロ上のデブ
リ取り出しセルで遮へい シンプルな動線。
 非常時の対応が比較的容易。
 R/Bへの負荷が増大するため、
セル・設備の小型化が必要。

43

 オペフロのシールドプ
ラグを残して遮へいデブリからの直接線をシールドプラグで遮へい↓① 損傷したR/B
への負荷軽減が可能。
② デブリ取り出しセルの遮へい機能を軽減可（軽量化）。
DSPを作業スペー
ス（収納缶への収納など）として活用。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

上アクセス工法～デブリ取り出し方イメージ～
セル

カバー

シールドプラグ
PCVヘッド
RPVヘッド開閉式遮へいポート

蒸気乾燥器

ダスト飛散防止用フィルム

RPV内アクセス装置（イメージ）

気水分離器

上下

開口部

アクセス装置

RPV内面
シール

旋回装置
装置下部
シール

燃料デブリ

加工装置・
作業用アーム
燃料デブリ

44©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【横アクセス工法】アクセスレール方式～取り出しイメージ～(動画)45©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【横アクセス工法】アクセスレール方式～工場モックアップ～(動画)46©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

47

遮へい壁穴開け技術
 厚さ約２ｍの頑健な鉄筋コンクリート製の遮へい壁にコアボーリングを使って大きな開口を設ける技術を開発中

遠隔でのコアボーリン
グによる穴開け（コアボーリング）
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

48

実規模要素試験イメージ遮へい壁・格納容器間のシール技術
 遮へい壁に穴を空けたのち、格納容器に開口を設ける際、遮へい壁と格納容器間に閉じ込めのバウンダリを構築する必要有 遮へい壁・格納容器間の間隙をシールする技術を開発中

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

49

穴開け～シール設置 取り出し工法への適用イメージ

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構50

【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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
51

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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構*R/B：原子炉建屋52

【横アクセス工法】アクセストンネル方式～デブリ搬出～(動画)53©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

54ペデスタル内干渉物撤去 要素試験の様子

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

55

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

目次

1. はじめに2. 原子炉格納容器補修技術開発
3. 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

4. 燃料デブリ取り出し技術開発
5. 燃料デブリ取出しにおける安全設計の検討

57

気中－横アクセス工法の概念設計状況 安全系システム
必要な安全機能
1. 冷却
2. 閉じ込め（負圧，トーラス室水位制御）
3. 不活性化（火災・爆発防護）
4. 未臨界②窒素供給・排ガス処理設備
窒素供給系（RPV不活性化）

PCVガス管理系

洗浄塔

負圧管理、水素掃気、
管理放出

原子炉建屋ｶﾞｽ管理系
平常時放出放射能緩和
管理放出：１次バウンダリ①循環冷却・臨界管理設備
循環冷却系

水処理
設備
ホウ酸濃度
調整設備

地下水

P

セル

：２次バウンダリ（気体）P

トーラス室排水系
地下水位との逆転防止・
放射能濃度の低減・臨界防止（ホウ酸濃度）③建屋・セル換気設備
建屋・セル排気系

P
建屋間止水

デブリ冷却・
放射能濃度の低減（負圧管理・ 管理放出）

P：２次バウンダリ（液体）

58

建屋給気系

補助建屋内

（作業環境維持）©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

検討の進め方：背景
 中長期ロードマップ･戦略プランの実現を支援する技術開発
 初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定、ならびに燃料デブリ取り出し開始（2021）
 安全かつ速やかに（燃料デブリを）取り出す

 特定原子力施設全体のリスクの低減と最適化，廃炉に向けたプロセスの安全性の確保・・・溶融した燃料の取出し・保管を含む廃止措置をできるだけ早期に完了する（措置を講ずべき事項）

 工法・システムの開発
 概念設計がきわめて重要，・・・ロバストな概念設計
 既存のモデル、ガイドライン、具現化された要求事項・ビジョンが無い
 技術構成の基本は原子力発電システムではなく、不定型の燃料を取り扱う設備。（TMI-2の経験や再処理等設備構成が参照先）
 ０から設計するのではなく、事故後の現場がスタートであること。
（高放射線環境／燃料の形態・所在が不明確。現状のリスクの上に新たに構築・運用する設備。PCV・RPV内情報の不足と今後の随時の更新。）
 システム構成やスループットの検討にあたり、安全要求事項の設定が必須

 安全の上位概念の検討に基づく燃料デブリ取り出しシステムの概念検討
 主要システム（循環注水冷却システム、負圧管理システム、放射性ダスト処理システム、臨界管理システム）の成立性の検討と評価。
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

59©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

検討の進め方：手順 システムの設計可能性を検討する
 安全要求の設定（仮定）にスループットからの機能要求を加えてゆく 安全要求は基本的には不変であるが、現状内在するリスクや作業リスク（作業線量）の想定・評価によっては見直しがあり得る
見直し
安全要求

機能要求

システム・工法検討

見直し

詳細フロー

設備検討

成立性確認

：1F固有

他研究開発ＰＪからのアウトプット

システム・工法検討
インプット条件の設定

見直し

概略系統モデル設定

平常時被ばく評価

設備検討

系統構成・機器の検討

取出しステップ・装置の検討

設計基準事故の検討

事故時被ばく評価見直し：現在の進捗状況
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

60

システム・工法の成立性確認©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning深層防護の考え方（案）(1/2)
 軽水炉の5層の深層防護にこだわらず、燃料デブリ取り出し作業としての深層防護を新たに設定。
 具体的には、「異常・故障の発生防止」、「異常状態の把握と異常の収束」、「事故の影響緩和」の3層で深層防護を設定し、安全機能別に整理。
燃料デブリ取り出し作業における深層防護（案）

防護レベル
通常
運転

事象発生

異常時

事故時

第一層

第二層

第三層

第四層

「異常・故障の発生防止」：通常運転状態からの逸脱（異常状態への拡大）を防止「異常状態の把握と異常の収束」：異常状態を検知し、異常を収束させ、事故への拡大を防止「事故の影響緩和(一般公衆の保護)」：事故時の放射性物質放出への
影響を緩和

「防災」※

61

※ 住民避難等を含む防災については、サイト
全体の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning深層防護の考え方（案）(2/2)
 福島第一の廃炉が通常炉の廃炉とは異なり、「事故炉の廃炉（高線量下作業）を長期に亘って継続する」という特殊性と作業に内在するハザードの終局のレベルを勘案し、深層防護の構築にあたっては以下の事項についても考慮した。
【作業員被ばく】
 燃料デブリ取り出し作業時の作業員・一般公衆の被ばく低減効果に加えて、設置工事に伴う作業員被ばく影響も考え、トータルとして一般公衆・作業員被ばくの低減を目指す。
【事象の進展性】
 機能喪失時、進展の早い事象は恒設設備で対応。進展の遅い事
象については可搬設備の活用も考慮。
【恒設設備の頑健性】
 事故時にその機能を期待し、進展が早い事象については「頑健性」を要求。平常時のみ機能を期待し、機能喪失時の被ばく影響が復旧までの時間を考慮しても有意とならない場合は「頑健性」を要求しない。
62©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

End of presentation

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

63