RADIEX 2015 フォーラム
平成27年7月16日

国際廃炉研究開発機構における廃炉関連技術の研究開発状況
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
剱田 裕史※本発表内容は、経済産業省「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業」「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術開発費補助金」「平成25年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金」の成果を含む。
※プラント情報等の一部内容は、東電ホームページより引用。

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

国際廃炉研究開発機構の概要
１．名称

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(IRIDアイリッド: International Research Institute for Nuclear Decommissioning)
２．組合本部〒105-0003 東京都港区西新橋２－２３－１ ３東洋海事ビル５Ｆ（電話番号）03-6435-8601（代表）（ホームページアドレス）http://www.irid.or.jp

３．組合員（18法人）
独立行政法人：日本原子力研究開発機構、産業技術総合研究所
プラント・メーカー：（株）東芝、日立GEニュークリア・エナジー（株）、三菱重工業（株）
電力会社等： 北海道電力（株）、東北電力（株）、東京電力（株）、中部電力（株）、北陸電力（株）、関西電力（株）、中国電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）、日本原子力発電（株）、電源開発（株）、日本原燃（株）、（株）アトックス
４．理事会
理事長：剱田 裕史
副理事長：新井 民夫
専務理事：菅沼 希一
理 事：及川 清志、 魚住 弘人、 門上 英、 岸本 邦和、 瀬戸 政宏、
畠澤 守、
松本 純、
森山 善範
監 事：中谷 哲©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2

ＩＲＩＤの事業内容©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５

国際廃炉研究開発機構の役割

将来の廃炉計画への反映

R&D実施機関

東京電力

現場ニー
ズの抽出
開発成果
の実用化

協働・協力
の主導

計画・戦略
の提案

開発成果の
共有

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

研究開発プロジェクトの評価体制
技術委員会（外部有識者）
役割：研究開発における全体戦略やＩＲＩＤ事業活動全体に関する評価・助言
委員長：
委員 :

岡本
淺間
渡邉
山中
杤山

孝司 （東京大学大学院 工学研究系研究科 教授）
一 （東京大学大学院 工学研究系研究科 教授）
豊 （東北大学大学院 工学研究科 教授）
伸介 （大阪大学大学院 工学研究科 教授）
修 （原子力安全研究協会 処分システム安全研究所所長）

国際顧問会議諸外国の知見・経験に基づくアドバイスの取込みとして

国際顧問によるＩＲＩＤ運営全体に対する助言
レイク・バレット氏（アメリカ）：独立コンサルタント(TMI事故時NRC現地対策ディレクター)• エイドリアン・シンパー氏（英国）：英国ＮＤＡ理事• ルイス・エチャバリ氏（スペイン）：元OECD/NEA事務局長－ 平成26年1月9日～10日
第１回会合開催－ 平成26年11月17日～19日
第2回会合開催•©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

国際協力
未曾有の原子力事故→経験／教訓／英知の活用（１）海外知見の収集活用① 技術カタログの活用② RFI／RFPの公募③ 海外情報の収集：
DOE、Chuck Negin氏講演、日英廃炉WSへの参加
個別企業来訪：AMEK、EDF、Halden、FORTUM④ 各国訪問：IAEA、仏、英、米、ロシア、OECD/NEA（２）プロジェクトでの共同作業① ミューオン計測：DOE／ Los Alamos② 燃料デブリ性状：
MCCI：仏CEA、大規模模擬デブリ：カザフスタン③ 炉内状況の確認
EPRI：MAARP、KAERI：炉底部模擬試験、OECD/NEA：BSAF（３）実プロジェクトへの活用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

廃止措置等基盤研究・人材育成プログラム
東電福島事故への対応を通じ、中長期に亘る廃止措置等の新たな知見の創出、人材の育成・確保が必要⇒廃炉・汚染水対策会議において設定する、人材育成に関する重点分野に関し国際廃炉研究開発機構（IRID）との連携のもと、大学等の研究機関において多様な分野の叡智を結集して、廃炉措置等の現場に貢献できる成果の創出
及び人材の育成を目標とする。

福島1Fの
廃止措置

①現場のニーズ

福島１F廃炉・汚染水対策会議
福島１Fの廃止措置における重要事項を審議、決定②-3技術提供②既存の技術で開発可能

⑦
る廃
成止
果措
の置
創等
出の
及現
び場
人に
材貢
の献
育で
成き

IRID
②-1提示
国内外の叡智を結集し、福島１Fの廃止措置のための研究開発を一元的にマネジメント②-2報告③中長期的な人材が必要な基盤研究
④検討

技術課題
・格納容器・建屋等の健全性・信頼性確保
課題①：○○○○
・遠隔機器・装置等の開発・実証、運用
課題②：△△△△
等⑤廃炉会議メンバーの文科省が公募

廃止措置等基盤研究・人材育成プログラム委託費
中核拠点：☆☆大学

中核拠点：□□大学
共同研
究機関

共同研
究機関

共同研
究機関

共同研
究機関

共同研
究機関

学生の参加
福島１Fの廃止措置に必要とされる人材の育成
例）・遠隔操作技術（ロボット）
・放射性廃棄物核種分析技術
・中長期ロードマップの把握

等

共同研
究機関

⑥
廃
炉
基
盤
・
人
材
育
成
事
業
の
成
果
を
廃
炉
・
汚
染
水
会
議
に
提
供

（文部科学省資料より）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

研究開発に関する人材育成・学協会との連携
文科省、原子力安全研究協会等との連携
平成２５年度ワークショップ開催
１
２
３
４
５
６
７
８
９

９月２５日
１０月 ８日
１１月 １日
１１月２０日
１１月２６日
１２月２０日
１２月２５日
１月 ８日
１月２２日

関東①
福島
関西・西日本①
東北・北海道関東②
関西・西日本②
北陸中部
関東③

平成２６年度ワークショップ開催
１
２
３
４
５

１１月25日
１月15日
１月22日
３月6日
３月12日

実績

関東
東北
北陸
関東
関東・東北

東京大学
コラッセ福島
大阪大学
東北大学
東京大学
神戸国際会議場
福井大学
名古屋大学
茨城大学

実績
東京工業大学
東北大学
福井大学
地盤工学会
東京大学

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの研究開発の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9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、平成27(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 ２年後目処
・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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10

福島第一原子力発電所各号機の状況
1～3号機の炉心・PCVの状況推定(*1)より、開発方針を以下に設定【 1号機 】

・溶融した燃料は、ほぼ全量がRPV下部プレナムへ落下しており、元々の炉心部にはほとんど燃料が存在していない【 2号機 】

・溶融した燃料のうち、一部はRPV下部プレナムまたはPCVペデスタルへ落下し、燃料の一部は元々の炉心部に残存していると考えられる
・尚、3号機では従来の予測よりも多くの燃料がPCV内に落下していると推定。

開発方針
・燃料デブリがペデスタル外側まで広がっている可能性があり、ペデスタル外側の調査を優先して開発を推進する【 3号機】

開発方針
・1号機と比べると、燃料デブリがペデスタル外側まで広がっている可能性は低く、ペデスタル内側の調査を優先して開発を推進する
・尚、3号機はPCV内の水位が高く、1･2号機で使用予定のペネが水没している可能性があり、別方式を検討する必要がある。

*1：【出典】東京電力殿ﾎｰﾑﾍﾟｰｼﾞ(平成25年12月13日) ｢福島第一原子力発電所1～3号機の炉心・格納容器の状態の推定と未解明問題に関する検討第1回進捗報告｣より抜粋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11燃料デブリ取出しの作業イメージ
 燃料デブリを冠水させた状態で取り出す方法が、作業者被ばく低減の観点から最も有望 格納容器の水張りに向けた調査・補修技術を研究中
 更に、燃料デブリ取り出し・収納・保管に必要な研究開発を推進中
 燃料デブリ取り出し工法は、候補となる工法（冠水工法、冠水させずに上部または横から取り出す気中取り出し工法など）の中から2018年中に決定する予定。
燃料デブリ取り出し

格納容器下部の補修
止水 → 水張り©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

IRIDの廃炉研究開発プロジェクト
格納容器止水・補修

使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

除染・線量低減

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価

格納容器
止水技術
（～2017年度）（～2016年度）

同実規模
試験

遠隔除染
装置開発

（～2016年度）（～2015年度）

デブリ収納・
移送・保管

原子炉内燃料
デブリ検知技術

事故進展解析
による炉内把握（～2016年度）（～2017年度）

格納容器内部
調査技術（～2016年度）（～2019年度）（～2019年度）（～2019年度）

炉内調査・分析

圧力容器
調査 内部調査技術

デブリ
臨界管理

燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術

性状把握
燃料デブリ
性状把握
（～2019年度）（～2019年度）

廃棄物処理・処分
固体廃棄物処理・処分技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

研究開発プロジェクト件名
燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発
原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発

燃料デブリの臨界管理技術の開発

原子炉格納容器内部調査技術の開発

燃料デブリ性状把握・処置技術の開発

S/C等に堆積した放射性物質の非破壊検知技術の開発

原子炉内燃料デブリ検知技術の開発

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し技術の開発

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発

原子炉圧力容器内部調査技術の開発

原子炉格納容器漏えい個所の補修・止水技術の開発

圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発

格納容器漏えい個所の補修・止水技術の実規模試験

過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握

放射性廃棄物処理・処分に係る研究開発
事故廃棄物処理・処分技術の開発

使用済燃料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り出した燃料集合体他の長期健全性評価
使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning14原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

除染・線量低減
格納容器止水・補修
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器
止水技術
（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

圧力容器

調査 内部調査技術

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

性状把握（～2019年度）
燃料デブリ
格納容器内部
性状把握
調査技術（～2019年度）（～2016年度）

廃棄物処理・
処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15

除染装置の目標線量率
 除染装置の開発目標(原子炉格納容器漏えい箇所調査・補修と総合的線量低減シナリオの必要性)
作業エリア：3 mSv/h

アクセスルート： 5 mSv/h

1号機

2号機

3号機

線量は全体的に低い： 約1～10mSv/h
線量は南側が高く、最南端の数ヶ所の線量は5,000mSv/h

以前の線量： 2～60mSv/h(2014年10月下部/中部とシールディングの除染により線量は約5~10mSv/h)

線量低減
の必要性
と線量率

建屋の
状況

線量率は全体的に高い：約20～
100mSv/h＊原子炉格納容器の調査・補修プロジェクトにおいて計画された作業エリアにおける線量マッピングの数値 ( 線量低減の必要性）：3mSv/h ～10mSv/h：20mSv/h ～ 50mSv/h：10mSv/h ～ 20mSv/h：50mSv/h 以上：データ不足により調査不可©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16

全体計画

【開発除染装置と開発状況】
高所用除染装置

上部階用除染装置
・平成25年度：設計・平成26～27年度：製作、実証試験、実機適用性評価
「機器ハッチ開口部からのアクセス」を想定し、上部階運用を考慮した各除染技術（吸引・ドライアイ

・平成25年度：設計、製作
・平成26～27年度：改良、実証試験、実機適用性評価

ス・高圧水・ブラスト）の開発を行うとともに、各除染技術の取扱いが可能な共通システムの開発（設計）を実施した。
コンプレッサ
除染ユニット＜中継台車＞：共用台車＜支援台車＞＜搬送台車＞＜作業台車＞

ドライアイスブラスト

上部階用除染装置の概念図（ブラスト装置を搭載した例）

上部階へのアクセスシナリオに基づき、各除染装置及び共用台車の設計を実施した。
作業台車

搬送/支援台車

高圧水ジェット

中継台車

概念図
除染イメージ

高圧水ジェット洗浄時構成
寸法・質量Ｌ1200×Ｗ740×Ｈ1700 [mm]、550
[kg]

地下階装置
・平成26年度：
技術課題検討、
開発立案

Ｌ2200×Ｗ700×Ｈ300[mm]、600[kg]

ブラスト除染時搭載機器構成
Ｌ2000×Ｗ1100、Ｈ500 [mm]、500 [kg]

低所用除染装置

吸引ブラスト

＜開発完了＞

・平成23～24年度：設計、製作、2F検証
・平成25年度：改良、実証試験、1F実証試験

吸引･ブラスト除染装置

高圧水ジェット除染装置

ドライアイスブラスト除染装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17

格納容器水張りに向けた調査・補修（止水）技術の開発
格納容器止水・補修
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

除染・線量低減

格納容器
止水技術（～2017年度）

デブリ取出

同実規模
試験
（～2016年度）

遠隔除染
装置開発
（～2015年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

圧力容器

調査 内部調査技術

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

性状把握（～2019年度）
燃料デブリ
格納容器内部
性状把握
調査技術（～2019年度）（～2016年度）

廃棄物処理・
処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

18

PCV止水技術開発対象箇所⑤貫通部の止水工法（小部屋内）
PCVを貫通している貫通部のうち、小部屋内に設置されている貫通部については、小部屋内をセメント系材料で埋設することで止水を行う。

④シール部、⑤配管ベローズ
PCVを貫通している貫通部のうち、開放部に設置されている貫通部については、非セメント系材料で仮止水し、セメント系材料で本止水を実施する。

⑧D/Wシェルの補修
調査結果等を踏まえてシェル損傷状態を想定し、補修（止水）方法の検討を行う。

③-1 ベント管止水技術、③-2 真空破壊ライン止水技術
PCV下部の真空破壊ライン、ベント管、ダウンカマ、Tク
エンチャは、セメント系材料で止水を行う。

①S/C脚部補強、⑦トーラス室壁面貫通部止水
ベント管、ダウンカマをセメント系材料で止水するためには、S/Cを補強する必要があり、セメント系材料でトーラス室を埋設して補強する。

ＰＣＶ
真空破壊ライン

トーラス室

ベント管
S/C

ベント管
ヘッダー部
ダウンカマ

トーラス室
Tクエンチャ

⑥PCV接続配管バウンダリ構築
D/W接続配管のうち、トーラス室に設置されているものはセメント系材料で止水を行う。

トーラス室壁面
貫通部止水

コラムサポート
耐震サポート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19格納容器内部調査技術の開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減

格納容器
止水技術（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

遠隔除染
装置開発
（～2015年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

調査

圧力容器
内部調査技術（～2019年度）

格納容器内部
調査技術（～2016年度）

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

性状把握

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

燃料デブリ
性状把握
（～2019年度）
廃棄物処理・
処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20格納容器内部調査(1号機)【調査対象部位】：ペデスタル（外）地下階 作業員アクセス口近傍【調査及び装置開発ステップ】(1) X-100Bペネからの調査（～2015年度）
X-6ペネが高線量であり、現状接近可能なX-100B(Φ100mm)を使用して、優先度が高い以下のペデスタル外からの調査を計画。
① PCV内の1階グレーチング上の情報（CRDレール使用可否の調査等）を取得。：B1② 2013年11月の水上ボートによるトーラス室調査結果を受け、ペデスタル（外）地下階(作業員アクセス口及び近傍ベント管)の映像取得に特化した調査を計画。：B2(2) X-6からの調査(2016～2017年度)①ペデスタル（外）地下階に対して、デブリ形状計測装置を搭載し更なる状況把握を行う。：B3
B１．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上調査（2015年4月完了）：X-100Bﾍﾟﾈ使用追加を検討中Ｂ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外地下階状況調査（2015年度計画中）：X-100Bﾍﾟﾈ
X-100Bﾍﾟﾈ

１階ｸﾞﾚｰﾁﾝ
ｸﾞ開口部

B2調査の結果を踏まえ実施要否の検討

Ｂ３．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外地下階及び作業員ｱｸｾｽ口調査(2016～17年度予定)：X-6ﾍﾟﾈ使用

X-6ﾍﾟﾈﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部の調査については、2号機の調査終了後の実施を検討。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

作業員ｱｸｾｽ口

21

ペデスタル外 １階グレーチング上調査装置
2015年４月完了Ｂ１調査(１) 装置概要
狭隘なアクセス口(X-100Bペネ貫通口：内径φ100mm)からＰＣＶ内へ進入し、グレーチング上を安定走行可能な、形状変形機構を有するクローラ型装置(２) 調査ルート及び装置のイメージ
CRD※4レール

PCV内部へのﾍﾟﾈ通過時
進行方向

HVH※

MS ※1配管2

ﾎﾞｰﾄﾞｶﾒﾗ※ｶﾞｲﾄﾞ
ﾊﾟｲﾌﾟ内
進行時に
使用。

B17,
B16,

B18,

ペデスタル開口部

B15,

複合ｹｰﾌﾞﾙ
ｸﾛｰﾗ
（2個）

C11,
C10,

B14,
B13,

C9,

B12,

変形
ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ走行時
温度計※ｶﾊﾞｰ内に
設置

C8,
B11,

PLR※3ポンプ

C7,

B9,

C6,

PLR※3配管
C5,

HVH※
2

時計周りアクセスルート（４／１５，１６実施）

C4,
C3,

B10,

B8,

B3,
C2,
B1,
C1,
C0, B0,

B4,

B5,
B6,

B2,

X-100B

B7,

地下階アク
セス開口部

調査用
ｶﾒﾗ

装置の外観写真

反時計周りアクセスルート（４／１０，18実施）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

22B1調査の成果
調査部位

調査結果

地下階アクセス開口部

・次回Ｂ２調査（ペデスタル外地下階調査）で地下階にアクセス可能な開口があり，周囲に干渉物がないことを確認。

ＣＲＤ
レール

・ＣＲＤレール未到達。
・最終到達地点からＣＲＤレール方向のカメラ
撮影を実施し画像処理にて評価したが，ＣRD
レールの視認はできなかった。

アクセス
ルート上

・既設設備（ＨＶＨ, ＰＬＲ配管, ペデスタル壁面など）の大きな損傷は確認されなかった。
・各調査ポイントで温度，線量情報を取得。

<PLRポンプ><地下階アクセス開口部><CRDレール>

サポート
電線管(モックアップ施設での映像)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

23格納容器内部調査(2号機)【調査対象部位】：プラットホーム上(ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ上面，CRDﾊｳｼﾞﾝｸﾞ下部)及び下(地下階)【調査及び装置開発ステップ】(1) X-6ペネ（Φ115mm）からの調査（～2015年度）
・X-6より、ペデスタル内部プラットホームの状況調査を2015年度/上に計画：A2(2) X-6（穴径拡大、またはペネ開放）からの調査（2016～2017年度）：A3～A4
・デブリ可視化装置を投入し、ペデスタル内部の調査を行う
Ａ１．CRDﾚｰﾙ状況調
査(2013/8実施済)

Ａ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査（2015年度/上予定）

X-6ペネ使用までのステップ
・ペネ前_遮蔽の撤去
・ペネハッチへの穴あけ
・ペネの内包物撤去

Ａ３．CRD下部及びﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査（2016年度予定）

Ａ４．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ地下階の状況調査(2017年度/下予定)

ＲＰＶ

ＣＲＤ
ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ
CRDﾚｰﾙX-6ﾍﾟﾈ

開口部
プラットホーム

ＰＣＶ

１階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ
上移動

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外部の調査については、A2～A4の内部調査結果を踏まえて実施要否を検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24圧力容器内部調査技術の開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器
止水技術
（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

格納容器内部
調査技術（～2016年度）

調査
圧力容器
内部調査技術（～2019年度）

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

性状把握

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

燃料デブリ
性状把握
（～2019年度）
廃棄物処理・
処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning25

原子炉圧力容器内部へのアクセスルートの検討

配管アクセス

上部穴あけアクセス

原子炉開放後アクセス

【課題】

【課題】

【課題】

• バウンダリの維持• 弁部の通過• 炉内構造物の穴あけ• バウンダリの維持• 炉内構造物の穴あけ• 調査開始可能時期©International Research Institute for Nuclear Decommissioning26

原子炉内燃料デブリ検知技術の開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器
止水技術
（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）
圧力容器
内部調査技術（～2019年度）
格納容器内部
調査技術（～2016年度）

調査

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

性状把握

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

燃料デブリ
性状把握
（～2019年度）
廃棄物
処理・処分

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

ミュオン観測技術による炉内状況把握

透過法

散乱法
ミュオン検出器

ミュオン

ミュオン

入射角

ミュオン
検出器

測定対象
透過割合を測定

出射角

測定対象：検出エレメント

散乱角を測定飛来方向の物質有無（２次元）

散乱位置の物質有無（３次元）

識別能力（燃料デブリ）：１ｍ程度

識別能力（燃料デブリ）：３０ｃｍ程度

１組の小型ミュオン検出器（早期適用可）

２組の大型ミュオン検出器
ウラン等の重元素を識別可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning28

透過法による測定
ミュオン

 検出器は1号機原子炉建屋の北側及び北西コーナに設置（1月下旬） タービン建屋N 測定は2月から5月まで実施

検出器

 建屋前検出器は10cm厚鉄板で遮蔽

地面設置予定位置
原子炉建屋

検出器

3層のＸＹ検出器ユニット（１m×1m×1cm）

ネットワークスイッチ

鉄板遮蔽体

無停電電源

カバー建屋
Ｙ位置検出器

Ｘ位置検出器©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

設計図面画像と測定値比較によるデブリの位置推定（測定器１）

格納容器の境界
原子炉の境界炉心の境界 鮮明ではないが、測定データでは、図面から予想される、見えるべき
位置に機器等が確認できている また、格納容器･原子炉の境界も一致
 しかしながら、もともとの炉心位置には高密度物質（燃料）を確認することができない©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

散乱法による測定
 検出器設置位置：2号機建屋前とタービン建屋2F

検出システム2
検出システム1（オペフロ）
 遮蔽体とアルゴリズムによるバックグランド除去

 建屋前検出器は8cm厚鉄板で遮蔽
 タービン建屋2Fは線量が低いため、遮蔽体なし
上部検出器

下部検出器

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning模擬デブリ性状把握・処置技術の開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

除染・線量低減
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器止水・補修
格納容器
止水技術（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度） 圧力容器
内部調査技術調査（～2019年度）
格納容器内部
調査技術（～2016年度）

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

性状把握
燃料デブリ
性状把握
（～2019年度）

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

廃棄物処理・
処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

32

想定される１Ｆ燃料デブリとTMI-2デブリとの比較
燃料デブリの収納・移送・保管の観点から、1F燃料デブリとTMI-2デブリの比較をすると下表のとおりとなる。大きく異なる点は以下のとおり。
・１Ｆ燃料デブリのほうが燃焼度と濃縮度が高い⇒放射線、崩壊熱大及び反応度高・１F燃料デブリはコンクリートとの溶融生成物が存在すると推定
1F固有の課題として⇒コンクリート中の水分の放射線分解による水素発生の懸念
対応が必要
・1F炉内への海水注入、計装ケーブル他との溶融⇒燃料デブリ中の塩分の影響、多様な不純物の混入
１F燃料デブリ

TMI-2デブリ

約25.8GWd/t注1)

約3.2GWd/t注2)

3.7 wt%注1)

2.96 wt%注2)

冷却期間（最短）

約9年（2020年6月時点）

約6年注3)

デブリ存在位置

圧力容器内及び格納容器内（推定）⇒燃料構造材・炉内構造物に加え、コンク
リートや計装ケーブル等との溶融生成物が存在すると推定

燃焼度（炉心平均）
濃縮度（バンドル平均（最大））

収納物量

その他

デブリ重量

圧力容器内
⇒燃料構造材・炉内構造物との溶融生成物－

134.4t注3)（燃料集合体重量）

３基合計で約450t以上注4)約122t注2）（ウラン重量）（未照
射）３基合計で約260t以上注5)

約82t注2）

炉内に海水を注入－

注１）「JAEA-Data/Code 2012-018 福島第一原子力発電所の燃料組成評価、2012.9、JAEA」より1F-1の値
注２）「DOE/SNF/REP-084 TMI Fuel Characteristics for Disposal Criticality Analysis、2003.9、U.S. Department of Energy」より
注３）「G. Lassahn, Uranium and Plutonium Content of TMI-2 Defueling Canisters, EG&G internal technical report, September 1993」より
注４）炉心装荷体数×300kgで算出
注５）福島第一原子力発電所 原子炉設置変更許可申請書（１号、２号、３号、４号、５号及び６号原子炉施設の変更） 本文及び添付書類、平成9年12月、東京電力株式会社©International Research Institute for Nuclear Decommissioning模擬デブリを用いた特性の把握（平成25年度成果）
Fe-Cr-Ni

ZrB2（箔状又は平板状結晶）(Fe,Cr,Ni)2(Zr,U)(Fe2Zr型立方晶)(Fe,Cr,Ni)2B

アーク溶解

酸化雰囲気で焼鈍(Ar-0.1% O2, 1500℃)

Fe-Cr-Ni(Zr, U) O2(Zr-rich)（合金及びZrB2酸化）制御材（B4C+SUS）との反応（溶融固化物断面観察像の例）（制御棒と燃料が溶融した場合にできる固化物の組織等に係る知見を取得）

生成した各相のビッカース硬さ

ホウ化物
酸化物
金属

ホウ化物は燃料デブリの構成物
質の中で最も硬い; 機械の耐久性における懸念の一つである（デブリの化学系（ホウ化物、酸化物、金属）毎に硬度の分布を推定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning34

燃料デブリ臨界管理技術の開発
デブリ取出

使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器
止水技術
（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

圧力容器

調査 内部調査技術

格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）
燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術（～2019年度）

デブリ
臨界管理（～2019年度）

デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

性状把握（～2019年度）
燃料デブリ
格納容器内部
性状把握
調査技術（～2019年度）（～2016年度）

廃棄物
処理・処分

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning35未臨界監視および再臨界検知の概要
ガス処理系ＦＰガンマによる
炉内再臨界検知システム
Xe, Kr

中性子による炉内再臨界検知システム

R/B

未臨界監視
•

PCVガス
処理シス
テム

再臨界検知

吸引ファン

プロセス建屋
T/B

検出器
臨界

•

検出器

•

滞留水
将来

現状

中性子による炉内
未臨界監視システム

U, Pu

作業員の臨界による被ばくリスクを未然に防ぐ必要がある。

PCV/RPV内部において臨界になった場合でも被ばくリスクは極めて小さい。
それでもやはり比較的広い範囲の状況を監視することが重要である。

格
本設水処理
本設水処理
臨界

設備
設備

廃液処理、冷却設備の未臨界監視システム

PCV内臨界時の中性子線分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning36

燃料デブリ・炉内構造物の取出技術の開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減

格納容器
止水技術（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

遠隔除染
装置開発
（～2015年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

圧力容器
内部調査技術（～2019年度）
燃料デブリ
格納容器内部
性状把握
調査技術（～2019年度）（～2016年度）

調査

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）

デブリ
臨界管理（～2019年度）

燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術（～2019年度）

デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

性状把握

廃棄物
処理・処分

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

37

研究方針
1. 燃料デブリ取出工法
燃料デブリ取出し工法は各プラント（１～３号機）の状態を考慮する必要があるが、プラントごとに状態が異なり、各プラントに適した取出し工法が定まっていない。
⇒ＰＣＶを冠水させて取り出す工法（完全冠水）に加えて、冠水できない場合の代替工法として、部分冠水（ＰＣＶ上部まで水を張らない）または気中で取り出す工法（部分気中、完全気中）を比較し評価する。現状の１～３号機の状態及び推定情報を整理した上で、各プラントに対する各工法の適用性を評価する。

2. 燃料デブリ取出し技術
性状が不明確な燃料デブリや、溶融した炉内構造物を加工して取り出す技術が必要となるが、１Ｆに適用可能な確立された技術がない。
⇒前例として、ＴＭＩ－２で実施した燃料デブリ取出しや、国内プラントにおける
大型改造工事が挙げられる。これらの実績のある技術を中心に、燃料デブリを模擬した試験体の加工試験を実施し、適用可能な技術を選定する。炉内構造物の取出しに関しては、炉内構造物が設計通りの状態ではない可能性があることから、
このような状況を想定した上で適用可能な技術の開発を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ・炉内構造物取出技術開発の概要◎工法検討
プラント状態情報、関連技術開発、現地調査結果等を考慮してシナリオを検討する必要がある。
⇒多くの情報を総合的に評価し、不明点は想定することも必要。
⇒既存技術調査も含め、本ｐｊで検討

セル等◎燃料デブリ取出し作業の開発課題

作業台車

工法によらず、燃料デブリ取出し作業共通の課題で主なものは下記。
①燃料デブリ切断②遠隔作業③汚染拡大防止④遮へい⑤臨界防止

デブリ収納缶

DSP
長尺アーム

◎要素試験
上記課題のうち、燃料デブリ切断、遠隔作業、汚染拡大防止の要素試験を実施。
(1)燃料デブリ切断①セラミック試験体の切断試験②試験体製作(2)遠隔作業①長尺アーム制御技術②遠隔作業アーム試作（セル内含む）(3)汚染拡大防止①隔離フィルム・シートの選定

遮へい

遠隔作業アーム

SFP

隔離フィルム

切断装置、カメラ
ハンドリング装置（

取出し工法のイメージ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning39

燃料デブリ取り出し
搬送装置(遮蔽プラグ)

100t級天井クレーン
バリア
換気設備

主な課題
・バウンダリの確保
・遮蔽プラグの設置精度
・作業時の反力の制御

コンテナ

オペフロ
搬送装置
(伸縮管等)

SFP

DSP

搬送装置
切削装置
視覚装置 他

伸縮

RPV

換気設備

PCV
約
35m
ﾄｰﾗｽ室

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図 気中でオペフロに遮蔽プラグを設置し取り出す工法

40

燃料デブリ取り出し
100t級天井クレーン

搬送装置(門型クレーン等)
換気設備

主な課題
・バウンダリの確保
・作業時の遮蔽

コンテナ
オペフロ
SFP

遮蔽機能付きバリア

DSP

切削装置
搬送装置
視覚装置 他

解体に従い降下

RPV

換気設備

PCV
ﾄｰﾗｽ室

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図 気中でオペフロから装置本体を降ろしながら取り出す工法
41

燃料デブリ取り出し
100t級天井ク
レーン
コンテナ

主な課題
・バウンダリの確保
・作業時の遮蔽・進入開口の位置

オペフロ
DSP

SFP

機器ハッチ/新規開口

切削装置
視覚装置 他

遮蔽機能付きバリア

RPV
換気設備

PCV

ﾄｰﾗｽ室

換気設備
搬送装置
搬送装置

アクセスルート

図 気中で側面から取り出す工法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning42次のステップへのキーポイント
1. 安全性：放射線遮蔽、放射性物質の飛散防止
 これらの機能は、デブリ切削から移送まで一貫して全ての作業行程を通じて、一般にどの取出工法でも必要
 実現可能性、リスクと改善点を模擬試験によって把握すべき

2. 実用性： 遠隔操作、自動操作、保守性
 超高線量下での極めて厳しい挑戦
 実現可能性は要素/模擬試験によって把握すべき3. 検証と訓練

遠隔作業用アーム（筋肉ロボット）のハンドリング試験

 モックアップ試験は、将来確実に必要になる

4. 安全設計と安全評価


安全のための設計方針を確立すべきであり、安全性評価をすべき
隔離用シート©International Research Institute for Nuclear Decommissioning43

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発

デブリ取出
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器
止水技術
（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

圧力容器

調査 内部調査技術

格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）

デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

性状把握（～2019年度）
燃料デブリ
格納容器内部
性状把握
調査技術（～2019年度）（～2016年度）

廃棄物
処理・処分

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning44

【参考】燃料デブリの収納・移送・保管の概要（TMI-2の例）
収納缶取扱いクレーン（遮蔽体）

収納缶取扱い
クレーン
（遮蔽体）

デブリ装荷
蓋締め
閉止プラグ取付

収納缶取扱いクレーン（遮蔽体）

ボロン水をス
プレイして収納缶の表面除染

輸送キャスク

水抜き
不活性ガス注入
閉止プラグ取付

ドレン/ベント孔

INL作業

TMI-2作業

緩衝体

収納缶

ベント管取付
脱塩水注入

Ｏリング
作業台
(排水が可能なレベル)
収納缶

回収
タンク

遮蔽蓋

収納缶

輸送キャスク

ベント管

収納缶

収納缶

輸送キャスク
二重容器(収納缶のシールは期待せず、二重化の要求)

デブリ

収納缶

収納缶
（100Ｗ/体）

原子炉容器

燃料プール
燃料キャナル
デブリの装荷（水中、遠隔）収納缶の収納缶の取り出し
1979年：事故発生
収納缶の移動 収納缶の仕立て 収納缶の移動 キャスクへの装荷
1985-1989年：燃料取り出し （気中、遠隔）（水中、遠隔） （水中、遠隔） （気中・遠隔） （気中・遠隔）

構外輸送（鉄道・車両）

TMI-2からの燃料取り出し時には、乾式貯蔵はまだ新しい技術で、ＩＮＬのプールが唯1Fでは収納缶の作業場所へのアクセス自体が制約され遠隔操作の範囲が広くなる。
そのため、遠隔操作に適した収納缶形状や収納缶の取扱装置を開発する。

一の貯蔵能力があった。その後にＩＮＬのプールは老朽化もあり、廃止されるため、乾式貯蔵に移行した。
加熱真空乾燥
用容器

真空乾燥
装置

カバー

キャニスタ
本体

加熱真空乾燥
用容器

収納缶の取り出し（気中、遠隔）・湿式貯蔵
1985-2001年：湿式貯蔵

フィルタ

横型サイロ

キャニスタ蓋キャニスタ本体

キャニスタ蓋

輸送
ベント管

収納缶
（70Ｗ/体）サンプリング孔

加熱真空乾燥
用容器
収納缶
キャニスタ
本体

収納缶
収納缶

収納缶の取り出し（気中、遠隔）1999-2001年：取り出し

収納缶

収納缶
収納缶

加熱真空乾燥

収納缶のキャニスタ
への装荷（気中、遠隔）

一次蓋、二次蓋溶接

乾式貯蔵（横型サイロ）
1999年～：乾式貯蔵開始©International Research Institute for Nuclear Decommissioning放射性廃棄物処理処分の研究開発
使用済燃料の長期健全性評価（～2017年度）

格納容器止水・補修

除染・線量低減
遠隔除染装置開発（～2015年度）

格納容器
止水技術
（～2017年度）

同実規模
試験（～2016年度）

炉内調査・分析
原子炉内燃料
デブリ検知技術（～2016年度）

圧力容器

調査 内部調査技術

事故進展解析
による炉内把握（～2017年度）

デブリ取出
格納容器／
圧力容器
健全性評価
（～2016年度）燃料デブリ・
炉内構造物
取出技術
デブリ （～2019年度）
臨界管理（～2019年度）
デブリ収納・
移送・保管（～2019年度）

性状把握（～2019年度）
燃料デブリ
格納容器内部
性状把握
調査技術（～2019年度）（～2016年度）

廃棄物処理・処分©International Research Institute for Nuclear Decommissioning46

福島第一事故廃棄物と操業廃棄物の比較対策の度合い不確実性の項目
操業廃棄物

事故廃棄物

廃棄物発生【量、種類、時期】◎△

ハンドリング（取り出し・区分）【困難性】◎△

性状把握【情報の充分性、サンプルの困難性、サンプルの代表性】○△

処理・廃棄体化技術○？～△

埋設・処分方法及び安全評価△～○？

規制・技術基準、ガイドライン、サイティング△～○？

◎：把握している、あるいは充分見通しがある。○：概ね見通しがある。△：限定的である。
？：論じられる段階ではない。

 操業廃棄物は、課題があるものの比較的管理された状態にある。
•••

現時点の発生量はもとより今後の推移、個別の廃棄物中の含有放射能量や化学物質等の基本的な廃棄物性状に係わる情報は把握されている。
未処理・処理済の双方とも現行の規制に基づく保管管理等が適切に行われている。
処分方法や安全評価方法に加え対応する規制･基準についても整備されてきている。

 福島第一事故廃棄物は、多数の不確実性が技術的に重要な課題となる。それら不確実性を解消
し、管理された状況に置くことが対策並びに技術開発の大きな目標となる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

47

処理・処分に係る技術/研究開発項目
廃棄物ストリームに関する検討
廃棄物ストリーム：事故廃棄物の発生・保管から処理・処分までの一連の廃棄物の取り扱い
処理・処分等に関する技術情報（前提条件を含む）、
政策・制度等に係る情報個別の研究成果の総合的な判断と調整、安全かつ合理的な処理・処分の実現に向けて必要な検討課題等の提示

個別研究開発項目（廃棄物ストリームの構築に必要な知見を与える基盤研究開発）
インベントリ、有害物質の性状等不足した廃棄物の情報項目等廃棄物の処理に関する検討【目標】水処理二次廃棄物に係る長期保管・安定化方策の提示

重要核種、不足
したデータ等【目標】処理・処分の安全評価および廃棄物管理に必要な情報の整備/分
析施設で適用する難測定核種の分析法の開発・整備【目標】処理・技術ｶﾀﾛｸﾞの整備と適用
可能な廃棄体化技術候補の絞込
み、提示

長期保管方策の検討

インベントリ、混在物質性状等

性状把握

廃棄体の要件等

廃棄物の処分に関する検討【目標】廃棄物ごとに適用可能な処分概
念候補とその評価手法を提示

廃棄体の性状等
廃棄物の性状情報

処理・廃棄体化に係る技術情報データベース整備処分技術の情報【目標】廃棄物の性状、処理・処分方法等に関するデータベースの整備（第三者機関との情報共有）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4廃棄物の発生現時点での廃棄物貯蔵量– ガレキ・伐採木 –• 事故後に収集された屋外のガレキや燃料集合体/燃料デブリ回収作業で発生したガレキ、並びにタンクや施設を設置する場所を作る作業で発生した伐採木を含む廃棄物は、1F原子力発電所サイト内の数か所に貯蔵されている。
廃棄物量（2015年1月31日現在）*
廃棄物の種類
ガレキ

伐採木

ガレキ保管エリア
伐採木保管エリア
ガレキ保管エリア(予定地)
伐採木保管エリア(予定地)
セシウム吸着塔保管エリア
スラッジ保管エリア
スラッジ保管エリア(運用前)

廃棄物保管場所 *保管方法
固体廃棄物貯蔵庫

保管量
5,100 m3
17,400m3

覆土式一時保管施設、仮設保管設備、容器 (1–30 mSv/h)
シート養生 (0.1–1 mSv/h)

27,400 m3

屋外集積 (<0.1mSv/h)

88,600 m3

屋外集積（幹・根・枝・葉）62,400 m3

一時保管槽（枝・葉）17,400 m3* “ガレキ・伐採木の管理状況,” 東京電力, 26 Feb 2015 .

49

今後の重要検討事項
 個別研究開発項目の検討に基づく廃棄物ストリームに関する総合的な検討の実施が重要
 現段階における重要検討事項
 廃棄物中のインベントリや共存物質に関する情報•

分析値と文献値、解析的手法を併用し、様々な不確実性を考慮して、廃棄物中の核種インベントリを設定する。

 汚染水処理廃棄物の処理・長期保管対策•

セシウムを吸着したフェロシアン化物を含んだ廃棄物の安定固化にはジオポリマーが有効。
基礎試験を継続し、データ蓄積、評価精度向上を図る。

 個々の廃棄物の処分区分の見通しと選定論拠の整備•

インベントリ情報と事故廃棄物の特徴を考慮した情報（処理に関する情報も含む）に基づく
廃棄物の処分区分の提示とその論拠の整備。

•

安全評価結果等を活用した、優先的に取得すべきデータや、処分の安全性に有意な影響を与える条件等の明示。

•

最新の知見を反映した検討を繰り返すことによる精度の向上。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

50

最後に

－燃料デブリ取り出しに向けて－

 福島第一における燃料デブリ取出し作業は，TMI-2と比較して一層の困難が予想される。作業の全体戦略、取出し工法、デブ
リ取出しツールの開発については，国内外の叡智を結集する必要がある。
 燃料デブリ取り出し達成のためには、関連する各プロジェクトの目的・ゴールを明確にした上で、部分最適ではなく、全体最適となるように計画し、柔軟に技術開発を行う必要がある。
 戦略の策定にあたっては、End-State（最終的にどうしたいか）を考え、実現可能な様々なオプションを検討し、その結果、第一案だけでなく必ず代替案を準備しておくことが重要である。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning51

ご清聴ありがとうございました。

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

Copy right; International Research Institutefor Nuclear Decommissioning (IRID )52