栃木航空宇宙懇話会
月例研修会

国際廃炉研究開発機構(IRID)における
1F廃炉技術開発の状況
令和2年2月13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紹介ビデオ

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning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

5.5m

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

59m

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

66©International Research Institute for Nuclear Decommissioning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

固体廃棄物の先行的処理手法

処理・処分技術

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

手法

2017.3終了

2018.3終了

2016.3終了

補修・止水技術＜間接的調査＞
PCV内

水循環技術

2018.3終了

PCV
漏えい箇所の補修技術のRPV内

燃料デブリ検知技術
2016.7終了

PCV内水循環技術

実規模試験 実規模試験
2018.3終了

燃料デブリ取り出し技術
燃料デブリ・
炉内構造物取出

臨界管理

総合的な

炉内状況把握の高度化
2018.3終了

燃料デブリ・
炉内構造物取出基盤技術

技術
2019.3終了

2019.3終了＜直接的調査＞

PCV
内部調査

RPV
内部調査

小型中性子検出器

技術

燃料デブリ・
炉内構造物取出

PCV
詳細調査

燃料技術
2019.3終了

デブリ性状

ダスト集塵
システム

把握・分析

PCV詳細調査 PCV詳細調査

堆積物
実証

燃料デブリ・
炉内構造物

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ

実証

燃料デブリ・
炉内構造物取出
基盤技術

取出技術
開発

技術

技術
2018.3終了

X-6ﾍﾟﾈ＜デブリ取り出し＞2018.9終了

内部調査・分析技術

環境整備技術PCV
漏えい箇所の2019.3終了

腐食抑制 耐震性評価

技術

固体廃棄物の燃料デブリ収納・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

8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）○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
前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
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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10©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1号機 B２調査（動画）11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内上部調査(A2調査 2017.1～2)【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

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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 2017.1～2)
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）

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内下部調査(A2’’調査 2019.2)
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

ペデスタル
中心方向

CRD交換機
CRD交換用レール
プラットホーム上面

作業員アクセス
開口部
中間作業架台ペデスタル底部

ケーブルトレイ※調査位置は暫定調査エリア(2018年1月撮影)

堆積物接触前ペデスタル底面

堆積物接触中
無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

堆積物接触後

出典:東電HD HP

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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）○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
前方カメラ

推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット
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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号機水中ROV撮影映像(動画)18©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

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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１号機：ボート型アクセス装置(X-2ペネからのPCV内部調査)◼ 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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１号機：ボート型アクセス装置©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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

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把持機構「開」状態

アーム型アクセス装置～製作状況～
キャリッジ

リンク （No.1～No.6）

テレスコ

リスト

ワンド
ツールチェンジャ
テレスコ
キャリッジにリンク （No.1）を搭載

ワンド

アームの製作と組立ての様子

25©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningアーム型アクセス装置～製作状況～

矢視A

矢視B

矢視A

矢視B

エンクロジャーの製作と組立ての様子

26

矢視B©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningアーム型アクセス装置（イメージ・動画）

27©International Research Institute for Nuclear Decommissioning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

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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

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

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）
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

30©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

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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

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

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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
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

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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
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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

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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デブリ取り出し時の安全確保
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）

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建屋給気系

補助建屋内

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

End of presentation

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