IRIDの研究開発の概況
日本原子力学会 2019年春の年会
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会セッション
平成31年3月20日
茨城大学 水戸キャンパス
国際廃炉研究開発機構（IRID）
高守謙郎
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

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
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

2016.3終了

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2016.7終了
PCV内水循環技術

実規模試験

PCV
詳細調査

総合的な炉内状況把握の高度化
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

RPV
内部調査
技術
燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ技術

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2

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

IRIDの技術開発
設計可能な技術構成プランを提供し、エンジニアリングを支援
１．リスクの上昇を抑制する⚫ 環境影響リスクを下げる；安全システムの構築⚫ 作業線量を下げる；遠隔機器，線量率低減，作業構成２．30-40年間での廃炉を可能にする⚫ FACTの充実；燃料デブリ/廃棄物の特性・所在・量⚫ シナリオの構築；取り出し－収納－移送－保管⚫ さまざまな選択肢；工法のバラエティ， アクセス・切削・回収・搬出⚫ 設計可能性；レイアウト、作業速度⚫ エンジニアリングの展開； 現場への実装
3©International Research Institute for NuclearDecommissioning燃料デブリの取り出し技術の開発-バックグラウンド⚫ 概念設計がきわめて重要，・・・ロバストな概念設計であること➢ 事故後の現場がスタート : 高放射線環境
現場状況が不明確
現状のリスク➢ 不定型の燃料を取り扱う設備: 原子力発電システムでない➢ 前例がない：モデル、ビジョン、具現化された要求事項が無い⚫ キーポイント➢ 最初に安全要求事項の設定が必須 - 原子力安全➢ 現場調査（Factの充実） - 評価・推定・仮説・調査による検証 他➢ 安全のための技術：閉込め、浄化、高放射線下計測、未臨界維持 他➢ 作業に要求される技術：遠隔操作、耐放射線性 他⚫ 工法と設計成立性の評価- 作業線量、深層防護、リスクマネジメント
現場作業・維持、スループット、動線、レイアウト 等の成立性
4©International Research Institute for NuclearDecommissioning

設計プロセスフロー 概要
現場の情報取得（factの充実）
PCV内部調査 [燃料デブリ，線量率・・・]
RPV内部調査 [燃料デブリ，線量率・・・]
サンプリング等
サイト内現場状況
関連現場工事

環境制御システム

燃料デブリ搬出システム（工法）

燃料デブリ取り出し作業上の要求
燃料デブリ・廃棄物移送・保管システム
安全（安全設計）

原子力安全要求 [冷却・未臨界・閉込め・・・]
判断基準（管理基準）
機能要求
監視パラメータ（管理目標値）[モニタリング系]
5

線量・リスク評価
フィードバック©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリの調査，Factの充実◼ 燃料デブリ取出しの設計を支援する情報の収集
安全設計、アクセス・搬出経路、切削・回収・移送技術構成の検討を支援◼ 燃料デブリの所在、構造物の損傷状況、干渉物や作業空間・環境⚫ 格納容器内部調査✓ 映像、線量率✓ デブリの特定、分布・堆積状態

原子炉圧力容器(RPV)⚫ デブリサンプリング✓ 核燃料・吸収材濃度✓ 切削、飛散特性✓ 放射能濃度、線量率

原子炉格納容器(PCV)⚫ 原子炉圧力容器内部調査
格納容器内部調査と同じ

6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子炉格納容器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）
調査時

CRD レール○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
前方カメラ
推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
7©International Research Institute for Nuclear Decommissioningこれまでの調査結果：1号機
・クローラー型ロボットを格納容器内に投入。
・ペデスタル外部周回やペデスタル外底部を調査。
・底部に堆積物を確認。

Ｄ０

7.8Sv/hBG

Ｄ2

3.8Sv/h

12Sv/hＤ３ 10Sv/h

Ｄ1１階↑
地下階↓約１ｍ

調査
結果（断面図）水面

約2.5ｍ

1.5Sv/h（底面より約1m）

6.3Sv/h（底面より約1m）

11Sv/h（底面より約0.3m）

3.0Sv/h（底面より約1.6m）

格納容器
底部

①②

③

格納容器内ペデスタル外底部の様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8これまでの調査結果：2号機
パンチルトカメラ

テレスコピック機構

テレスコピック機構付きパンチルトカメラ

ペデスタル内 上部 (画像処理後)ペデスタル開口部
テレスコピック式
調査装置

CRDハウジング

プラット
ホーム
CRD交換機
作業員アクセス
開口部
中間作業架台ペデスタル底部

CRD交換用レール
プラットホーム上面

ペデスタル内 下部

ケーブルトレイ

ペデスタル底面

釣り下げ式カメラ，接触（つかみ）機構

・ペデスタル内部の損傷状況と堆積物を確認。
・ペデスタル下部での堆積物及びその可動性を調査。
※ 東京電力HD web より引用

堆積物接触中©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9これまでの調査結果：3号機

水中ROV

No.16

No.17

No.18

No.19

・水中ROVを格納容器内部に投入し、ペデスタル内部を調査。
・ペデスタル下部や，ペデスタル内構造物上に溶融物固化物を確認。
※ 東京電力HD web より引用

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10これまでの作業 格納容器内部のロボットによる調査◼調査⚫ 格納容器内部調査⚫ 線量率分布⚫ 燃料デブリの分布調査⚫ 格納容器内設備損傷状況◆ 1号機格納容器内 ペデスタル外➢ グレーチング上を移動し、カメラ付き線量計を水面下に投入して調査◆ 2号機格納容器内 ペデスタル内➢ CRDレールを経由して直接ペデスタル開口部へ侵入◆ 3号機格納容器内 ペデスタル内➢ 水位が高いため、遊泳ロボットを採用➢ 着水後、潜水によりペデスタル入口から内部へ
 遠隔機器類の耐放射線仕様等さまざまな要求事項への対応に成功
湿潤、暗闇、通信環境、予期せぬ障害物、自己位置、サイズ制約 etc
 獲得したノウハウ
既存のペネトレーションを利用したロボットの投入・回収、バウンダリ構築（放射性物質閉じ込め）etc
11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

設計からの調査ニーズの例と今後の調査
デブリ取り出し設計
アクセス・搬出設計、切削工法、回収工法
・燃料デブリの所在：拡散範囲、分布、量・硬さ、切削特性
・線量率分布、放射線強度
未臨界維持
未臨界維持設計
・燃料デブリの特性：核燃料濃度、分布、量・中性子吸収剤濃度：B，Gd濃度
・減速材分布：水位、デブリ中の水分量
放射性ダスト抑制・浄化
漏洩抑制設計・燃料デブリの特性：（加工切削）飛散性、溶解性、捕集特性、放射性物質濃度◼ これまでの調査は、画像取得が中心◼ より多くの情報を得るために、これまでより大型なアクセス装置を開発中✓ アーム型アクセス装置✓ ボート型アクセス装置
12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：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13©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置◼ 潜水機能付ボート型アクセス・調査装置については，機能毎に6種類準備する予定。
実施項目

作業の流れ（イメージ）

インストール装置
シールボックス設置

ｱｸｾｽ・調査装置

装置用ｹｰﾌﾞﾙ

水位

ガイドリング取付

ケーブル絡まり防止用に
PCV内に設置

ｶﾞｲﾄﾞﾘﾝｸﾞ

堆積物

詳細目視

パンチルトカメラによるPCV内の状況確認

静止用ｱﾝｶｰ

燃料デブリ

堆積物3次元形状測定※

走査型超音波距離計により堆積物の3次元形状を測定

走査型超音波距離計により，堆積物の3次元形状を測定

堆積物厚さ測定

高出力超音波センサにより堆積物厚さを測定

中性子束測定検出器を用いて堆積物表面の中性子束を測定

堆積物
少量サンプリング

インストール装置・
シールボックス撤去

高出力超音波
センサにより堆積物厚さを測定

堆積物採取装置により採取※：堆積物の厚さや燃料デブリの有無及び厚さは未知だが，説明のためイメージとして記載

14©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を通じて広範囲にアクセス可能なアクセス装置⚫
⚫

アーム全長約22 m
10 kgまでの調査装置を搭載可能
貫通部と隔離機構
トロリ

ブーム

テレスコアーム

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
15©International Research Institute for Nuclear Decommissioningデブリ取り出し工法の開発
技術的課題

冠水-上アクセス工法（概念）⚫放射性ダストの閉 作業セル
じ込め機能の確保

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⚫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

ドライヤ/セパ
レータプール

気中-横アクセス工法（概念）

使用済
燃料プール
RPV内
アクセス装置

X6ペネ

アクセスレール
ロボットアーム

16©International Research Institute for Nuclear Decommissioning安全設計とその実装の検討例
気体漏えい抑制
設備バウンダリ再構成

液体漏えい抑制放射性物質の閉込め

放射性物質の異常な追加生成・放出の防止

移送・保管時の閉込め

収納・移送容器
漏えい抑制

追加核分裂の防止

未臨界条件維持異常な加熱の防止

冷却維持施工による異常な拡散の防止

切削・回収方法

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning沸騰水型原子力発電所 原子炉建屋
原子炉建屋

原子炉圧力容器

使用済み燃料貯蔵プール

原子炉格納容器

圧力抑制室(S/C)
原子炉建屋
高さ×幅：46m×46m

原子炉格納容器
高さ×大径：34m×20m

原子炉建屋イメージ
18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

気相バウンダリ再構築（案）
動的バウンダリによる 発生した放射性ダストの閉じ込め⚫ PCV損傷部の補修を可能な範囲で実施⚫ 排気ファンによりPCV及びR/B内の圧力を負圧に維持⚫ 負圧維持（作業中常時）⚫ 多重化（１次/２次バウンダリ）の検討⚫ 排気の浄化

１次バウンダリ(格納容器、セル)

１次バウンダリ
1次バウンダリ内セル(上取出し)

２次バウンダリ
2次バウンダリ内（<2次バウンダリ圧） (＜大気圧)

外気大気圧

原子炉建屋
（R/B）

インリーク

インリーク

アウトリークアウトリーク

浄化・排気
排気ファン

２次バウンダリ(R/B、コンテナ)

浄化・排気セル(横取出し)

排気ファン

気相バウンダリのイメージ

負圧勾配システムの検討
19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning気体中の放射性物質の漏えい防止(例)（ポイントの整理）格納容器(PCV)内気体放射性物質抑制

PCV内気体放射性物質濃度低減

PCV開口部からの漏えい抑制
PCVからの気体放射性物質の漏えいを抑制

セル接合部からの漏えい抑制
排気ラインからの放射性物質放出の抑制

切削・加工作業管理
飛散量低減
PCV内気体の循環浄化

PCV開口部削減・シール
空調系による負圧維持
セル開口部の削減
排気ラインフィルターによる浄化

20©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

技術開発課題(例) 動的バウンダリの成立性①
空調系による負圧維持：
・差圧管理による拡散防止・既存開口の評価
・限界負圧度の把握

PCV開口部削減・シール：
・新規開口と漏えい抑制

新規開口／作業セルシール方法(インフレートシールの場合)

HEPA

前処
理
装
置

セル開口部の削減:
・多重セル構造・気密確保
・汚染拡大防止、作業区分

X-6貫通部接続構造

デブリ取出し／機器搬入・デブリ搬出経路

21©International Research Institute for NuclearDecommissioning

技術開発課題(例) 動的バウンダリの成立性②
切削・加工作業管理 飛散量低減：・ダスト発生の抑制，集塵，加工速度（スループット），PCV内再循環浄化

排気ラインフィルター浄化：
・浄化性能（DF）
前処理設備 最終処理設備

コア ビット

HEPA

前処
理
装
置

フィルタ交換により捕集粒子を搬出

チゼル加工予備試験

洗浄若しくは容器等にて捕集粒子を搬出
気相系粒子捕集・除去設備 構成（案）

超音波チゼルデブリ吸引ポンプ

粒径分布
プロセス条件（流量等）
ガス組成（湿度等）
逆洗・遠隔回収・遠隔交換 等

レーザーガウジング

デブリ分離機（サイクロンセパレータ）

HEPA （左：グラスファイバー，右：金属）

22©International Research Institute for NuclearDecommissioning

何を取り出さなければならないのか⚫ 燃料デブリ，MCCI (Molten Core Concrete Interaction, 溶融炉心コンクリート相互作用)⚫ 炉心燃料域以下（上部格子板含む）の構造物⚫ ペデスタル内構造物⚫ アクセス・搬出経路の干渉物 等

写真の視野

2号機格納容器内底部，ペデスタル内 内壁付近

3号機格納容器内
ペデスタル内23

23©International Research Institute for Nuclear Decommissioning切削・回収と保管容器の検討
燃料デブリ切削方法の例

燃料デブリ収集・保管の検討

Laser gouging
レーザーガウジング

コアボーリング

レーザーカッティング

チゼル

回収ツール例

ダイヤモンドディスクカッター
収納缶 イメージ

24

キャスク イメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアクセス工法 装置の投入とデブリ搬出の経路◼ これまで検討してきた取り出し工法（横アクセスの場合）• 移動セル工法• アクセストンネル工法• アクセスレール工法◼ 燃料デブリ取り出し作業を支える様々な要素技術を順次検証中

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning移動セル工法を実現するための技術◼ 新開口を設け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

移動セル工法のイメージ
26©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアクセストンネル工法を実現する技術◼ 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
搬入セル

廃棄物
搬出セル

燃料デブリ
取り出しセル
保守セル

燃料デブリ
搬出セル

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
27©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアクセストンネル工法を実現する技術

送り出し工法の例
位置決め装置送り出し装置

位置決め装置

要素試験イメージ*R/B：原子炉建屋

28©International Research Institute for Nuclear Decommissioningアクセスレール工法を実現する技術◼ それぞれ開発を進めてきた、アクセスレールとロボットアームを組み合わせた機能試験を計画中
X6ペネ

アクセスレール
ロボットアーム組合せ機能試験イメージ
29©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
30©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

ペデスタル内干渉物撤去 要素試験の様子

模擬ペデスタル内での構造物遠隔切断作業試験のようす
31©International Research Institute for Nuclear Decommissioningまとめ◼ 格納容器内部の詳細な状態把握に向けた技術開発に取組中であり、調査装置の試作機を製作している。
◼ 燃料デブリ取り出しにおける安全性をより高めるため、リスクと安全要求の検討を行い、リスク低減設備の技術開発を行っている。
◼ 燃料デブリ取り出し工法の実現に向け、各種要素技術を検証予定である。
◼ 燃料デブリ取り出し作業時に使用されうる技術を順次開発中である。

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