IRIDシンポジウム2017 in いわき「燃料デブリ取り出しに挑む」

燃料デブリに迫る～IRIDが取り組む研究開発の状況～
2017年8月3日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）
研究管理部長清浦 英明
無断複製・転載禁止 技術研究組合
国際廃炉研究開発機構
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。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

はじめに
 原子炉圧力容器(RPV)内の燃料は構造物とともに溶融し、一部は原子炉格納容器(PCV)の底部まで到達して固まっている、と推定されている。
 廃炉作業を進めてゆくために燃料デブリを取り出し、安全で安定した状態で保管する。
 燃料デブリの調査
 取り出し技術の開発のために、所在と量を明らかにする
 取り出し技術の開発のために、損傷状況を明らかにする
 取り出し作業の安全確保のために、性状を明らかにする

2©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

目 次
1. 燃料デブリの広がりを推定する

2. 調査の実施
・ラジオグラフィ（ミュオン）
・PCV内のロボットによる調査
3. 今後の展開を考える
・PCV内調査の拡充
・RPV内のロボットによる調査
・燃料デブリのサンプリング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

33

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

4

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「デブリ」って何？（TMI-2デブリの概要） U：ウラン、Zr：ジルコニウム、Fe：鉄、
Ni：ニッケル、Cr：クロム
ここでは、溶融した燃料及び溶融した構造材が混ざり合って凝固したもの

A（U,Zr)O
2

2700～3100K
Fe-Ni-O
冷却材出口

冷却材入口

燃料棒と制御棒が完全に融けた液溜まり部分

B

Zr-Fe-Ni-Cr
1400～2200K
燃料ペレット

溶融プール表面の殻状の層

未溶融燃料棒C（U,Zr)O2
2800～3100K

溶融プールから下部ヘッドに回り込んで固化

5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリの広がりを推定する


事故解析コードの改良・高度化
OECD/NEA BSAF プロジェクト©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

6

6

1Fデブリの推定
ルーズデブリ層

溶融進展後に予想される燃料デブリの生成箇所および材料
格納容器底部ではコンクリートとの相互作用(MCCI)の可能性

燃料片や溶融燃料が急冷され、粒子化・UO2・(U,Zr)O2 等

溶融・固化した炉心
上部/下部クラスト：
溶融燃料が比較的早く冷却されてできる塊
再溶融固化層：
溶融燃料がゆっくり冷却されてできる塊・(U,Zr)O2（Uリッチ相/Zrリッチ相）
・SUS-Zry合金 ・Zr/Feホウ化物 等

下部プレナム/制御棒ハウジング

格納容器床面制御棒案内管に溶融燃料等が付着・SUS・(U,Zr)O2 等

MCCI生成物・(U,Zr)O2・ジルコン 等

7

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1Fのデブリはどうなっているか？
解析による評価：RPV内

原子炉建屋（R/B）

圧力容器
（RPV）
格納容器
（PCV）

ペデスタル

：RPV外

（単位：トン）

１号機

２号機

３号機

場所

代表値※

代表値※

代表値※

炉心部

0

0

0

RPV底部

15

42

21

ペデスタル内側

157

146

213

ペデスタル外側

107

49

130

合計値

279

237

364

「代表値」：現時点（H27成果）において最も確からしい値。
「推定重量」：燃料＋溶融・凝固した構造材（コンクリート成分を含む）

8©International Research Institute for Nuclear Decommissioningラジオグラフィ（ミュオン） 宇宙線ミュオンを活用したラジオグラフィの適用

全天から1m2あたり毎分1万個の宇宙線ミュオン粒子
平均エネルギー3～4GeV, 高エネルギーのミュオンは大型構造物を透過
ミュオンの散乱角は原子番号に比例（散乱法）



透過法：物体の有無（ただし、相対的評価にとどまる）

 炉心部や格納容器内部の高密度な場所を推定

フラックスの変化を影として画像化 ■ 比較的小型の検出器で可能
内部構造の推測にはシミュレーションとの比較
原子炉建屋

炉心
概略位置

西

タービン建屋

10cm厚の鉄遮蔽体

東

透過法検出器（約2.5mX2.0mX高さ2.1m）

透過法検出器設置イメージ※

散乱法：おおまかな物質識別

分解能が透過法より高い ■対象を挟む大きな検出器
ガンマ線分別アルゴリズム他計算量©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9※東京電力HD webより

9

１号機ミュオン調査結果（透過法）
測定装置と現場での設置場所【測定期間】2015.2.19～9.7

設計情報によるシミュレーション（比較対象）

地点２（北側）地点３（北側中央）
地点１（北西側）

１号機原子炉建屋１階

測定値と予測値との比較（炉心部透過率）

透過率の測定結果と分析結果

●

測定データ
燃料も水も無い場合の予測値

96日間測定（地点１）

水のみがある場合の予測値
燃料のみがある場合の予測値
燃料と水がある場合の予測値

水平線

炉心部は燃料も水もな
い透過率に最も近い

10

１号機では
炉心部に燃料がほとんどないと推定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3号機ミュオン調査結果※ （透過法）
 原子炉建屋を透過するミュオンの測定により，格納容器外周の遮へいコンクリート，
使用済燃料プール，原子炉建屋の壁などの主要な構造物を確認した。
 原子炉建屋の構造図を元に，物質量分布をシミュレーションした結果と比較すると，
ミュオン測定により得られた物質量分布の影は，主要な構造物の配置と一致。
（2017年7月20日時点）
建屋壁（主蒸気隔離弁室）

建屋壁（主蒸気隔離弁室）

原子炉圧力容器速報

原子炉圧力容器
炉心域

使用済
燃料プール

使用済
燃料プール

炉心域

格納容器外周コンクリート南

格納容器外周コンクリート南

北

シミュレーションによる物質量分布（密度長）の評価（炉心域，および炉底部に燃料デブリありのケース）

北ミュオン測定による物質量分布（密度長）の評価※東京電力HD webより

11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２号機及び3号機ミュオン調査結果（透過法）
 2号機では原子炉底部付近に高密度物質の存在が推定されている。
 3号機の原子炉圧力容器内部には，２号機の原子炉圧力容器底部で確認されたよ
うな大きな高密度物質の存在は確認できていない。
２号機
３号機（2017年7月20日時点）

炉心域

炉心域

高さ（OP）[m]

原子炉圧力容器

高さ（OP）[m]

原子炉圧力容器

速報

北

水平[m]

南

南
12

水平[m]

北

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

H28.7.28東京電力HD公表資料から引用

（参考）１～３号機のミュオン測定結果と，燃料デブリ分布の推定との比較
ミ
ュ
オ
ン
測
定
結
果

１号機

２号機

•
炉心域に大きな燃料の塊はなし（原子炉圧力容器底部の測定はなし）•

原子炉圧力容器底部に燃料デブリと考えられる高密度の物質を確認
炉心域にも燃料が一部存在している可能性あり

結果を燃料デブリ分布の推定に反映

結果を燃料デブリ分布の推定に反映

１号機

２号機

燃料デブリ分布推定図

※

現
状
の
燃
料
デ
ブ
リ
分
布
の
推
定
（
）

•

３号機（速報）３号機
燃料デブリ分布推定図

RPV底部に一部の燃料デブリが存在

RPV底部に一部の燃料デブリが存在

炉心部にはほとんど燃料なし

炉心域に燃料が存在している可能性• 溶融した燃料がほぼ全量が格納容器に落下し，元々の炉心部にはほとんど燃料が存在しない

現時点での評価では，原子炉圧力容器
内部には一部燃料デブリが残存する可能性はあるものの，大きな高密度物質の存在は確認できていない。
（継続測定・詳細評価中）
今後、格納容器内部調査やミュオン測定などで得た知見を燃料デブリ分布の推定に反映予定

燃料デブリ分布推定図

大部分の燃料が溶融し，PCVに落下•

一部の燃料デブリはPCVに落下炉心域に燃料が存在している可能性

一部の燃料デブリはPCVに落下• 溶融した燃料のうち，一部は原子炉圧力容器下部プレナムおよび格納容器へ落下し，燃料の一部は元々の炉心部に残存• ３号機は２号機よりも多くの燃料デブリが格納容器に落下していると推定※ 「廃炉・汚染水対策事業費補助金（総合的な炉内状況把握の高度化）」(IRID，IAE)
第2回福島第一廃炉国際フォーラム講演資料より抜粋(http://ndf-forum.com/program/day2.html ，2017年7月3日)

13©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

東京電力HD公表資料から引用

PCV内部調査方針
1号機

2号機

3号機

CRDﾌﾟﾗｯﾄﾌｫｰﾑ
水位約3m

水位約6.5m

水位
約0.3m

漏水

核燃料：約69トン

核燃料：約94トン

核燃料：約94トン

デブリ量(ﾄﾝ)
炉内
15ﾄﾝ
炉外
264ﾄﾝ

炉外のデブリ量(ﾄﾝ)
解析等
195ﾄﾝ
ミュオン調査0～30ﾄﾝ

デブリ量(ﾄﾝ)
炉内
21ﾄﾝ
炉外
343ﾄﾝ

ペデスタル外側調査を優先(デブリのシェルへの到達状況)

作業員アクセス口

デブリのイメージ

ペデスタル内側調査を優先(プラットフォームの
損傷状態)
14

損傷なし

一部破損

大規模破損

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCV内部のロボットによる調査
 燃料デブリの広がりや格納容器内の損傷状況をさぐる
 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©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

15

PCV内部のロボットによる調査
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)

狭隘部
走行時

狭隘部走行時変形

変形

CRD レール

調査時

調査時

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
16©International Research Institute for Nuclear DecommissioningPCV内部のロボットによる調査 技術的課題の例
 高線量率環境への対応
 ～数十 Gy/h, 累積線量～数百 Gy
 耐放射線性の高い電子機器、測定器、カメラの採用
 照射試験による確証、測定誤差の検証
 PCVバウンダリの確保
 ロボットサイズ＜貫通口径（走破性、搭載機器制約）
 隔離弁の追設、シール機構、窒素加圧管理
 チャンバー内にユニット化されたケーブル送り機構、ロボット
 現地施工の取合い、PCV外装置設置エリア作業線量率の低減
 ケーブル，ケーブルマネジメント
 乱巻の抑制、干渉物の回避、ロボット放置時の処置
 ケーブル重量＜ロボットのけん引力（調査範囲を制約） ケーブルサイズ・特性 [動力、制御、通信]（搭載機器を制約 ） オペレーション
 （損傷）環境に応じた走破性
 自己位置の確認方法、俯瞰カメラ、後部カメラ、ランドマークの活用 徹底した訓練、実機モックアップ試験※ 東京電力HD web

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning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18©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

１号機ペデスタル外調査（B2調査）【調査目的】① 燃料デブリの広がり状況の確認② 燃料デブリのPCVシェルへの到達有無の確認【調査工法】
Ｂ２調査装置が１階グレーチング上を走行。
線量計・カメラを降下させる。

作業員
ｱｸｾｽ口

Ｂ２調査装置

RPVﾍﾟ
ﾃﾞｽﾀﾙ

時計回りルート

PCVｼｪﾙ
燃料
ﾃﾞﾌﾞﾘ

PCV底部断面【実施時期】

作業員
アクセス口

2017年3月

線量計・カメラ（計測ユニット）【取得情報】• 降下ポイントの高さ方向の線
量率分布• 地下階床面の近接映像
組合せ評価

燃料デブリの広がり（イメージ）①、②を判定19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

B2調査 調査ポイント【調査日】平成29年3月18日～22日【調査ポイント】５エリア（BG、DO、D1、D2、D3）
測定点

ＨＶＨ 12A

180°
（東側）

D3

MS配管

D1

D2

PCV内壁

推定する内容D0

ドレンサンプからの燃料デブリの拡散有無

BG

D0~D3の測定に対するバックグラウンドレベルの
把握

D1、D2

作業員アクセス開口からの燃料デブリの拡散有無

D3

PCVシェルに燃料デブリが到達している可能性

PLR配管

PLRﾎﾟﾝﾌﾟ
入口弁
作業員ﾛｯｸ

PLRﾎﾟﾝﾌﾟ
A系• 計測ユニットを底部まで下ろし、その後５㎝間隔で上昇させながら線量を測定。

PLRﾎﾟﾝﾌﾟ
出口弁
PLR配管

ＨＶＨ 12Ｄ

機器ハッチ用踏み台

D0

ＨＶＨ 12E

90°（北側）：走行ﾙｰﾄ：調査ﾎﾟｲﾝﾄ

BG
ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ

X-100Bﾍﾟﾈ

機器ﾊｯﾁ

20

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

B2調査 (動画)21

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

B2調査 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

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

開口部からの拡がりの確認Ｄ３

Ｄ３

3/21（火）3/20（月）Ｄ2

12Sv/hＤ３ 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）

②

①

③

②

※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

22©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

1号機B2調査 まとめ ※＜映像データの分析結果＞
 ドレンサンプから距離の近いD0ポイント付近の映像データの分析の結果，ドレンサンプ（X-100B側）周辺の視認される構造物（鋼材，バルブ）に大きな損傷や倒壊がないことが確認できた。
＜線量データの分析結果＞
 BGにおける堆積物表面の主線源の推定結果から，堆積物表面の主線源はCs-137であると推定できた。
 BG及びD0③においては，堆積物厚さが薄く，堆積物表面にCs-137を仮定した場合の解析で測定値と解析結果が良好な一致を示していることから，燃料デブリが存在していないか，又は存在しても少量であると推定できた。
 ペデスタル開口部から距離が近いD1，D2ポイントにおける線量率評価を実施したが，今回の条件における解析結果においては，堆積物表面高さが高く，堆積物
中に燃料デブリが存在するかどうかは推定出来なかった。
＜今後の検討方針＞
 今回の調査結果及びX-100Bペネの直下で採取した堆積物の特性等を踏まえ,次回
調査範囲と方法について検討を行う。
※ 東京電力HD web

23©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

24

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

２号機CRDレール調査結果

調査日：2017年1月30日
レール

PCV中心

310mm
30mm

CRDプラットホーム②

アクセスルート

吊具

8mm
ガイド

ガイド

堆積物あり

レール

CRDレール断面イメージ② 吊具手前のCRDレール：• 大きな障害物はない。
• ガイドが確認される。
• 吊具に近づくにつれて堆積物が増加。
• CRDレール右端部に堆積物がたまっている。

ガイドパイプスロープ
着座位置

①

足場

① ガイドパイプ着座位置の確認：
X-6ペネ• CRDレール上に足場はあるが、調査装置のガイドパイプスロープの着座位置に干渉物／堆積物は無い。

レール幅：620mm

水平断面

25

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２号機ペデスタル内調査結果

調査日：2017年1月30日
ペデスタル壁面

CRD交換機C部

スロット開口ペデスタル開口内部右側壁面
CRD交換機３DCADイメージ

C部
B部
グレーチング
脱落部

CRDプラットホーム

A部

ペデスタル開口内部
左側壁面

スロット開口

B部

ペデスタル開口内部
側壁面

CRDレール

A部
CRDレール▶ CRDプラットホームのグレーチングが脱落しているが、フレームは残存している。
※上記画像は、東電HDにて鮮明化した画像をもとに画質改善したものを全天球化

26©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

ペデスタル内（プラットフォーム 左側）
 グレーチングが欠損した開口部からは湯気が上昇している 相当の水滴が落下し続けている

湯気

水敵が落下

TIP案内管
サポート

水敵が落下©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

ペデスタル内（プラットホーム 左奥側）

グレーチング欠損

堆積物

フラットバー

開口部あり
またケーブル状の落下物が見られる※画像処理：東京電力HD©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

28

ペデスタル内（プラットホーム 右奥側）

TIP案内管らしき落下物

プラットホーム上に落下物がある
か，もしくはプラットホーム自体が損傷しているようにも見える
この辺りは、グレーチ
ングが健全にも見える

フラットバー

グレーチングCRDスロット開口部※画像処理：東京電力HD©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

29

２号機CRDレール堆積物除去

調査日：2017年2月9日

ガイドパイプ着座位置付近
隔離弁

隔離弁

自走式調査装置による調査概要
ガイドパイプ（堆積物除去用）（Φ110mm）

ペデスタル

堆積物除去装置
チャンバー
ユニット
代替遮へい体

格納容器貫通部(X-6ペネ)

プラットホーム

格納容器内部

約100㎜＜ガイドパイプカメラの画像＞

堆積物除去前制御棒駆動機構約2000㎜＜堆積物除去装置前方カメラの画像＞

堆積物除去前

堆積物除去後堆積物除去後
出典：2017.2.9東電HD公表資料

30©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

２号機堆積物除去装置(動画)31©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２号機A2調査装置(サソリロボ動画)

32©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機A2調査 まとめ（推定事項）① 燃料デブリの一部は圧力容器からペデスタル下部に移行した可能性がある。
- 量と広がりは不明。今後ペデスタル下部での燃料デブリ落下状況の詳細調査が必要。
② ペデスタルプラットフォームには事故前と同様の空間が残っていて大規模な機器の落下物はないことから、次フェーズペデスタル内部調査においてアクセス上の大きな障害はないものと推定される。
③ 今後のデブリサンプリングや横取出しのアクセスルートとしてX6ペネトレーションは1つの有力な候補となる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning33

３号機ペデスタル内調査【調査方法】カメラによる撮影【実施時期】2017年7月
CRD
ペデスタル
開口部
小型水中ROV

X-53ペネ
CRDレールCRDスロット
プラットホーム

X-6ペネ

PCV

作業員アクセス口① 配管貫通部（X-53ペネ）からアクセスしペデスタル内に侵入。プラット
フォーム、CRD下部の損傷状況を確認する。
② ペデスタル地下階へのアクセスルートを確認する。
③ 地下階への進入が可能であれば、ペデスタル底部デブリの堆積状況や作業員アクセス口からペデスタル外へのデブリの流出状況を確認する。
34©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３号機水中ROV外観（モックアップ機）
推進用スラスター
昇降用スラスター

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
前方カメラ

照明

照明

35

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３号機フルモックアップ試験
ペデスタル

ペデスタル内壁
ペデスタル入口

水中ROV
垂直配管群

俯瞰カメラ映像

ROV前方／後方カメラ映像

CRDレール←X-53ペネ

X-6ペネ

CRDレール
吊り具

ケーブル送り操作者

ROV操作者

ケーブル送り制御盤

36©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３号機フルモックアップ試験(動画)37©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３号機水中ROV撮影映像(動画)38©International Research Institute for Nuclear Decommissioning画像取得結果（CRDレール～ペデスタル開口部）（参考）5号機のペデスタル内
ペデスタル壁面

吊天秤

段差

CRDレール

No.1

CRDレール

CRDレール

吊天秤

No.2

No.3

No.4

・ペデスタル内において複数の構造物の損傷を確認した。

※ 東京電力HD web より引用

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning39画像取得結果（ペデスタル内）

No.16

No.17

No.18

No.19

・ペデスタル下部や，ペデスタル内構造物上に溶融物が固化したと思われるものを確認した。
※ 東京電力HD web より引用

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning40

3号機格納容器内調査 当座のまとめ
3号機ペデスタル内部の状況を初めて撮影。
ペデスタル内部において，溶融物が固化したと思われるものや，複数の構造物の損傷を確認することができた。

 CRDハウジング支持金具の複数箇所で損傷が確認され， CRDハウジング支持金具に溶融物が固化したと思われるものが付着していることを確認した。
 ペデスタル下部において溶融物が固化したと思われるものやグレーチ
ング等の複数の落下物，堆積物を確認した。
得られた画像データを元に，ペデスタル内部等の状況を継続確認する。
※ 東京電力HD web より引用

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning41

今後の展開を考える
 PCV内調査の拡充：燃料デブリの所在（分布・量） 得られた情報の活用
 獲得したノウハウ（例） バウンダリの確保、ケーブルマネジメント、確実な回収、耐放射線を考慮した機器、PCV外準備作業
遠隔操作、モックアップ訓練の効果 etc
 教訓・課題（例） 走破性、干渉物（損傷機器）への対応、堆積物
 自己位置確認
 ロボットサイズ、機能拡張、貫通部口径の拡大 etc
 RPV内の調査
 燃料デブリのサンプリング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

42

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RPV内部調査技術（開発中）
開発目的

RPVおよびRPV内の炉内構造物の損傷状況や燃料デブリの状態を調べる。
＜調査部位・項目＞
調査項目
調査部位

線量率

汚染
状況

原子炉ウェル○

PCVヘッド内側

損傷状況
RPV

燃料
集合体

水位

デブリ
状況

－

－

－

－

－

◎

○

◎

－

－

－

○

◎

○

◎

－

－

－

ドライヤ/
セパレータ

○

◎

○

－

－

－

－

炉心上部
上部格子板

◎

－

◎

－

◎

－

－

炉心中央

◎

－

◎

－

◎

－

◎

○

－

－

◎

◎

炉内
構造物

－

○

RPVヘッド内側

炉心下部～炉－－底部◎：直接的に測定したいデータ

43○ ： ◎のデータから間接的に推測可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning上部穴あけによるRPV内部調査
作業セル
（換気空調
設備含む）

上部からの穴開け加工
セル内の換
気空調

穴開け位置

オペレーティングフロア

汚染拡大防止
システム

蒸気乾燥器
蒸気乾燥器

上部からの穴開け加工
穴開け位置

アクセスルート構築（穴開け技術）

PCV

RPV

炉内調査装置（カメラ、センサー類）

気水分離器
上部からの穴開け加工
穴開け位置

燃料デブリ
（推定）

44

上部格子板
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリサンプリング（アクセス装置）の検討例
アーム型

前後移動

遊泳ROV型

台車２

走行ROV型
台車１

移動時

テレスコアーム

首振り軸
チルト軸
旋回軸

サンプリング時
チルト軸

ペデスタル外側グレーチング間の乗り降りが難しい

テレスコ伸長ペデスタル内グレーチング

遊泳ROV移送用 走行ROV
気密セル収容状態

吸着機構

横転するリスクあり

燃料デブリ
アーム展開状態

燃料デブリ

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ペデスタル内デブリサンプリング(動画)46©International Research Institute for Nuclear Decommissioningご清聴ありがとうございました。

47©International Research Institute for Nuclear Decommissioning