日本原子力学会 ２０１４年秋の大会

除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発
平成２６年９月１０日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
湯口 康弘

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除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発

出典：福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置に向けた中長期ロードマップ
URL: http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/conference-j.html©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発

出典：福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置に向けた中長期ロードマップ
URL: http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/conference-j.html©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発
 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
 格納容器（PCV）調査・補修に関わる技術開発
１）PCV下部の漏えい箇所調査の実施
２）止水技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発の目的及びこれまでの成果①（１）雰囲気線量率低減の目的
燃料デブリの取り出しに向けた、ＰＣＶ
漏えい調査等の作業における被ばく低減＜状況 ： 原子炉建屋１階の線量率調査
結果（高さ150cmの例）＞
・１号機 ３～９ｍＳｖ／ｈ（南側通路を除く）

・２号機 ７～３０ｍＳｖ／ｈ
・３号機 １６～１２５ｍＳｖ／ｈ<目標線量率>作業エリア ： ３ｍＳｖ／ｈ 以下
アクセス通路 ： ５ｍＳｖ／ｈ 以下（２）雰囲気線量率低減の方法
プラント汚染状態により、除染、遮へい、線源撤去を適切に組み合わせ（３）原子炉建屋内の汚染調査状況（Ｈ２４年度プロジェクト成果）◆１、３号機は遊離性汚染、２号機は固着性汚染が主体◆エポキシ塗装面内部、コンクリート内部への浸透汚染無し◆ 主要核種（Ｈ２４年６月の分析結果）･Cs137：約６０％
・Cs134：約４０％
・Ag110m：極微量 床面以外
測定点
・Sb125：極微量
床面（α核種未検出）◆雰囲気線量率への寄与
線源率分布モデル
・床面：２０％程度
・壁、天井、ホットスポット：１０％程度
・高所エリアのダクト、ケーブルトレイ、配管、サポート等：７０％程度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発の目的及びこれまでの成果②（４）除染技術の選定

汚染状況の推定、調査

除染技術の分類、適用性検討

模擬汚染による除染試験
除染技術

除染対象

模擬汚染除染試験
結果

吸引回収除染法

遊離汚染

遊離汚染に対し、除去率ほぼ１００％

高圧水除染法

遊離汚染
固着汚染

遊離性汚染、固着性汚染に対し、除去率ほぼ１００％

ドライアイス
ブラスト除染法

固着汚染

エポキシ塗装表面の固着汚染に対し、除去率９７％以上

超高圧水除染法

浸透汚染

コンクリート表層の研削可能

ブラスト除染法

浸透汚染

固着汚染、浸透汚染に対し、除去率９６～９９％©International Research Institute for Nuclear Decommissioning6原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発の目的及びこれまでの成果③（５）低所用遠隔除染装置の開発◆技術カタログに含まれる除染技術の中から、実機の汚染状態を考慮し、床面、低所壁を対象とした３種類の遠隔除染装置を開発◆平成24年度 2Fサイトで遠隔操作実証試験実施

１）高圧水除染 原理：高圧水を噴射し、表面を機械的に除染 特長：圧力を高めれば、コンクリートのはつり可能

２）ドライアイスブラスト除染 原理：ドライアイスパウダーを噴射し、機械除染
 特長：ドライアイスは昇華するため、二次廃棄物が少なく、母材を保護（６）Ｈ２５年度の実施範囲と今後の展開
上部階用除染装置
基本設計
1階高所用除染装置
装置単体製作
低所用除染装置
2011-12年度に開発
2F実証試験まで完了
装置改良
1Fサイト実機実証試験
Ｈ２５年度の実施範囲

３）吸引／ブラスト除染 原理：研削材を噴射し、表面を研削
 特長：研削材を噴射後に回収し、汚染と分離した
後、再利用可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発（平成２５年度実施内容）
１．汚染状況の基礎データ取得
 １～３号機の原子炉建屋上部階及びフロア高所部を中心に線量率調査、汚染分布調査、表面汚染調査、内包線源調査、汚染浸透調査

２．遠隔除染装置設計製作、遠隔除染実証
 上部階に適用する遠隔除染装置の共用化のための仕様検討及び設計
 高所部除染に適用する遠隔除染装置の設計、製作
 平成２４年度に実証した装置の改造等を行い、１Ｆサイトで実機適用実証試験

３．除染技術整理及び除染概念検討
 上部階及びフロア高所部除染のための基本方針を検討

４．実機遮へい設置実証
 原子炉建屋１階のホットスポットに対して遮へい体を製作
 遮へい体を遠隔設置可否を確認する実証試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

8

汚染状況の基礎データ取得
基礎データの取得計画：H24年度基礎データを活用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9汚染状況の基礎データ取得（２号オペフロ調査結果）
 可視カメラにより機器の損傷状況を確認
 ガンマ線イメージャ(N-Visage）によるホットスポット確認、床面コアサンプルにより汚染状況を評価
 2号機オペフロの線量低減計画の立案にデータを活用＜コアサンプル採取と評価＞
・原子炉ウエル近傍の床面コンクリートサンプルを採取（左図の3か所で採取）
・JAEAにて詳細評価中・塗装面、コンクリート内への浸透汚染は生じていない
天井
クレーン

FHM

原子炉
ウェル2号オペフロの状況（可視カメラ撮影）（床面の状況、塗装面の剥離等を確認）

2号オペフロのホットスポットの状況（原子炉ウエル上に高い分布を確認）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning10遠隔除染装置設計製作、遠隔除染実証
H24年度に抽出した改良項目を改造
工場試験と実機実証で改良目的を満足することを確認
除染装置

高圧水除染装置

装置写真

改造内容、効果等

実機実証結果遠隔巻取り装置を導入し、作業被ばくを低減

・除染速度：2㎡/h以上
・除染効果DF：12以上（高圧水除染）・除染性能：高圧水はつり除染はエポキ
シ塗装の剥離）を満足することを確認

回収タンクを車載化し、作業時間短縮、被ばく低減
フレームの剛性・強度を強化し耐久性向上

ドライアイス
ブラスト除染装置

ソフト改造により、除染ヘッド可動範囲を拡大
装荷ブロックを３段に改造し、除染時間を３倍に延長
カメラ操作効率化、光ＬＡＮ採用により視認性（空間認識性）を向上

吸引・ブラスト除染装
置

回転ブラシを搭載し、かつ幅広な吸引除染専用ヘッドを製作し除染効率向上
周辺の視野拡大と状態表示画面の大型化で操縦性向上
ホース・ケーブル取回し治具を追加し引き回し性を向上

・除染速度：2㎡/h以上
・除染効果DF：5以上（散水＋ドライアイス）、2.6（除去率62%、散水後、ドライア
イス除染単独評価）、2.3（未除染部→ブラシによる再汚染の可能性）
・除染性能：固着性汚染の除去に有効・除染速度：約2㎡/h（吸引除染）約0.4～1㎡/h（ブラスト除染）・除染効果DF：2以上～17以上（吸引除染）、DF：2以上～6以上（吸引＋ブラスト除染）・除染性能：粉塵、1㎝以下の瓦礫の回収（吸引除染）、エポキシ塗装の剥離（約0.1㎜～0.4㎜研削と推定）（ブラスト）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning11

除染技術整理及び除染概念検討（高所用除染装置の開発）
高所の線源全てに対し、除染のみでの対応は困難なので、他の線量低減技術との補完性（撤去・遮へいとの組合せ）を考慮し、開発遂行
除染方式については、各種汚染に対応可能で、かつ低所技術のノウハウを活用できる高圧水、ドライアイ
スブラスト、吸引、ブラストの4技術（3装置）を選定
各装置の製作（要素部分）、機能試験を実施し実用化の見通しを確認
高圧水
ドライアイスブラスト
吸引ブラスト

アームに搭載した先端ツール

イメージ

ﾌﾞﾗｽﾄを高所へ案内するﾎｰｽﾘｰﾙ

6m高さ伸縮機構

除染方式

除染対象面から少し離れた位置から高圧水を噴射。汚染水はあら
かじめ閉止したドレンファンネル周
辺で回収

圧縮空気を用いてﾄﾞﾗｲｱｲｽを対象に吹き付け、研削/回収する。（昇降台車は一般産業界で実績のある昇降作業台を流用）

圧縮空気を用いてｽﾁｰﾙｸﾞﾘｯﾄﾞを対象に吹き付け、研削/回収する。
（昇降台車はＮＥＤＯ開発機を活用）

主な
適用先

構造物に付着した遊離性汚染（比較的広範囲の施工が可能）

構造物に付着した遊離・固着性汚染

天井・壁面の固着/浸透汚染（ﾓｰﾄﾞ切替で遊離性も対応）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

12

除染技術整理及び除染概念検討（上部階用除染装置の開発）
「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コンプレッサ
除染ユニット開発（設計）を実施＜中継台車＞：共用台車＜支援台車＞＜搬送台車＞＜作業台車＞

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
作業台車

概念図

寸法・質量

搬送/支援台車

中継台車

高圧水ジェット洗浄時構成

ブラスト除染時搭載機器構成

除染イメージ

L1200×Ｗ740×Ｈ1700 [mm]、 Ｌ2200×Ｗ700×Ｈ300[mm]、 Ｌ2000×Ｗ1100×Ｈ500 [mm]、550 [kg]
600[kg]500 [kg]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning13原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発（平成26年度計画）

出典：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第４回）平成２６年３月２７日資料３－４研究開発計画（Ｐ３抜粋）
URL: http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/20140327_02.html©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発
 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
 格納容器（PCV）調査・補修に関わる技術開発
１）PCV下部の漏えい箇所調査の実施
２）止水技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning15

格納容器（ＰＣＶ）水張りに向けた調査技術の開発
ＰＣＶ下部用：装置の設計，製作および工場モックアップ試験設備を製作し装置性能試
験、実機適用性評価を完了
ＰＣＶ上部用：調査部位毎に装置設計・製作及び性能確認を完了
実施内容
１） 格納容器下部調査装置の開発
 格納容器下部調査装置・原子炉建屋から隣接建屋への漏水箇所の調査装置を製作
 工場モックアップ試験設備を製作し、装置性能確認を完了。
 実機適用性評価（現場実証）の計画を策定
し、現場実証を完了。
２）格納容器上部調査装置の開発
 格納容器上部調査装置は、調査部位毎に装置設計・製作及び性能確認を実施
点検調査装置の利用場所
 ドライウェル外側開放部調査装置の漏えい
特定用デバイスについては、基本タイプの小径ペネ向けを実施
 実機適用性評価の計画を策定。平成２７年度に現場実証予定。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16点検調査装置の開発 （１） （各施工対象部位）
各施工対象部位の詳細

D/W外側開放部

７．

D/W外側狭隘部

D/W外側狭隘部
貫通部近傍まで上昇し、漏えいを確認

D/W外側開放部

・エアロック室

R/B 1階：穿孔位置

R/B 1階

穿孔穴より長尺アームを投入、カメラで貫通部を観察する。

S/C上部

ベント管-D/W接合部

操作架台

小部屋天井に穿孔し、穴から進入して対象貫通部を観察

X100C X100B X100A

X105B
X106

トーラス室壁面

及びS/C下部外面

三角コーナー

X54
X53

機器ハッチ

原子炉建屋断面図

X2

ベント管-D/W接合部
1階床面穴からベント管に吸着して走行し、接合部を確認
ベント管
D/W接合部

トーラス室壁面

間接目視にて水の漏えいの有無を確認

トーラス室
壁面貫通部

S/C

ベント管
ベローズ

S/C下部外面

水中を移動し、トーラス室壁面水中貫通部確認

滞留水

シェルに吸着して走行しS/C下部を確認
間接目視にて冠水不可能となる損傷の有無を確認

キャットウォーク上を走行し、S/C上部の漏えい確認

S/C上部
真空破壊装置

トーラス室壁面
貫通部をカメラで観察し損傷を確認

超音波でトレーサを検知し漏えいを確認

三角コーナー

三角コーナーの漏えい確認

キャットウォーク

S/C
S/Cマンホール

滞留水

鉛直方向に伸縮するマストの頂上のカメラ
でS/C上部の調査対象を観察

滞留水

穿孔穴より装置を投入、カメラで観察し損傷を確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning17点検調査装置の開発(２) （ﾍﾞﾝﾄ管－D/W接合部及びS/C下部）
ベント管及びS/C上部実規模試験体

S/C下部調査装置

マグネット車輪（4輪）

PCVシェル

前・後方カメラ
側方カメラ（左・右）S/Cシェル

ベント管

マーカー機構車輪リフト機構

ベント管-D/W接合部調査装置

模擬ｺﾝｸﾘｰﾄｽﾃｰｼﾞ
兼 水槽1

模擬生体遮へいｺﾝｸﾘｰﾄ
水槽2

地下ピット設置状態
S/Cシェルおよび水槽組立状態

マグネット車輪（4輪）
後方カメラ

ベント管およびコンクリートスリーブ部（縦置き）
車輪リフト機構
前方カメラ
・ベント管・S/Cに対して、オールポジションの吸着が可能。
・高さ5mm、幅15mm程度の段差乗り越えが可能。
・どんな位置、姿勢でも車輪が浮くことなく走行可能。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18点検調査装置の開発(３)（トーラス室壁面・S/C上部・D/W外側狭隘部）
伸張時

V1～V4、H1～H2
４ヶの垂直スラスタ
２ヶの水平スラスタ

温・湿度計、ﾏｲｸを装備

カメラ部は３ｍ以上の伸張が可能
調査カメラケーブルリール

昇降マスト

ﾊﾟﾝﾁﾙﾄ式ｽﾞｰﾑ
ｶﾒﾗ

収縮時

伸張時

収縮時

ｽﾄﾛｰｸ：7m

クローラ

S/C上部調査装置

昇降マ
スト

最大7m

パンチルト
ズームカメラ

昇降マスト

水中床面走行装置

水中床面走行装置

水中遊泳装置水中遊泳装置装置
S/C上部調査装置

D/W外側狭隘部調査装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning19点検調査装置の開発（4） （D/W外側開放部）
調査方法

高所のPCVペネにアクセスして漏えいを調査

代表的な調査対象ペネ先端の漏えい特定用デバイスをペネ付根へ挿入する

ペネ付根部での調査イメージ
ＰＣＶシェル

大気中で窒素ガス流れを検出する

ペネ内部拡大図
生体遮へい壁

漏えい特定用デバイスの挿入

生体遮へい壁

CRDMマカロニ配管装置の設計、製作状況

装置の全体図（赤字部：製作範囲）

漏えい特定用デバイス

実機模擬試験（準備中）
ヘッド部

漏えい検知性能試験

ヘッド部
駆動性能検証試験
荷揚モジュール（製作中）漏えい特定用デバイス（ヘッド部）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20格納容器調査技術の開発（これまでの成果と今後の計画)
技術開発項目

H24年度

H25年度

H26年度以降

S/C下部外面及びD/Wベン
ト管接合部調査点検装置の開発

装置設計を実施

製作及び試験を実施

機能試験及び実機実証を実施

トーラス室壁面調査点検装置の開発

装置設計を実施

製作及び試験を実施

機能試験及び実機実証を実施

D/W外側開放部調査点検装置の開発

装置設計を実施

装置製作
・荷揚げモジュール・漏えい特定用デバイス

機能試験及び実証試験

D/W外側狭隘部調査点検装置の開発

装置設計を実施

装置製作

機能試験及び実証試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning21

除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発
 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
 格納容器（PCV）調査・補修に関わる技術開発
１）PCV下部の漏えい箇所調査の実施
２）止水技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22格納容器（ＰＣＶ）水張りに向けた補修（止水）技術の開発
ＰＣＶ下部用：装置の設計・製作に向け、補修工法と止水材の詳細検討と要素試験を完了
ＰＣＶ上部用に：損傷可能性が高い箇所に適用する補修装置製作に向け、試験等成果を止水材の詳細設計に反映

実施内容
１）格納容器下部補修装置の開発
ベント管やサプレッションチェンバ等でバウンダリ構成するための補修装置の設計・製作に向け、補修工法の詳細検討（止水試験等による止水材の詳細検討や閉止補助材の最適化検討）を完了
２）格納容器上部補修装置の開発
損傷の可能性が高い箇所（ハッチフランジ、貫通部ベローズ、電気ペネ）に適用する補修装置の製作に向けて、止水試験等による成果を止水材の詳細検討・設計に反映予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

23格納容器補修技術の開発（１）(補修対象箇所)

電気配線貫通部

配管貫通部ベローズ

PCV上部の補修対象箇所
PCV下部の補修対象箇所

機器ハッチ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning24格納容器補修技術の開発（２）(格納容器下部)

Ｈ２４年度の成果（例）ＰＣＶ下部補修工法の概念

ベント管部止水工法
格納容器下部補修装置概念

クエンチャ部止水工法*1

ベント管部止水材要素試験

サプレッションチェンバの補強*1:H25年度は計画範囲外*2:1F-1特有

真空破壊ライン部止水工法*2

閉止補助材要素試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning25

格納容器補修技術の開発（３）(格納容器上部)
ＰＣＶ上部補修工法の概念

補修工法

止水材要素試験D/W外側開放部

D/W外側狭隘部©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

26

格納容器補修技術の開発（これまでの成果と今後の計画)
技術開発項目

H24年度

H25年度

H26年度以降

D/W外側補修装置

D/W外側の損傷の可能性が高い箇所について、補修対象箇所毎に補修装置の基本設計を実施

止水材試験結果を踏まえて設計の見直しを実施
補修装置の要素試作/試験を実施

原子炉建屋内の状況等を踏
まえて、補修工法の検討を継続実施①D/W外側貫通部補修装置要素試作②D/W外側狭隘部補修装置要素試作

PCV上部貫通部の局部補修に用いる非セメント系止水材の要素試験を実施
D/W外側狭隘部の貫通部の埋設補修に用いるセメント系止水材の要素試験を実施

 非セメント系材材料の止水材の調査と耐水圧試験による止水材の絞込みを実施
 実機での施工計画の検討、補修装置の要素試作を経て、る実機適用性試験を実施

 セメント系止水材の特性把握（ひび割れ管理，温度依存性の確認）
 モニタリング方法の具体化－

PCV調査の結果、漏えいが確認された箇所の補修工法検討・装置開発

D/W外側止水材

非セメント系止水材

損傷不明箇所の補修工法検討・装置開発－

セメント系止水材©International Research Institute for Nuclear Decommissioning27

格納容器補修技術の開発（これまでの成果と今後の計画)
技術開発項目

H24年度

ベント管止水止水材

1/2スケール試験体での止水試験

 1/2スケール試験体での止水試験(配合・打設位置の最適化)を実施
 ½スケール試験体での閉止補助材との組合せ試験を実施
 実規模試験体の製作完了

・１／２スケールによる試験データ
拡充・実規模試験
・施工監視技術の開発
・加振試験、照射試験

ベント管止水閉止補助材

1/4スケール試験体での成立性確認試験

1/2スケール試験体での展開性、モルタル充填による隙間寸法の確認試験を実施

・１／２スケールによる試験データ
拡充
・副閉止補助材の検討
・実規模試験
・施工監視技術の開発

ベント管止水補修装置

工法概念・装置概念の検討

工法検討・装置仕様の検討を実施

・干渉物撤去の検討
・補修装置の設計・製作・工場試
験・モックアップ

仮止水材（布パッカー）と本止水材（水中不分離モルタル）による止水工法の成立性確認試験を実施

・仮止水材設置方法の具体的検討（機械的補助治具の開発検討など）
・モニタリング方法の具体化

真空破壊ライン止水

H25年度

H26年度以降トーラス室埋設

流動性経時変化、水中不分離性確認試験

広大な空間に補強材（水中不分離モルタル）を打設した際の品質分布を見極める試験を実施

・材料供給設備や止水材打設条件などの施工計画の検討・モニタリング方法の具体化

クエンチャ止水

小規模試験体による止水試験－・クエンチャ、ストレーナ、ダウンカ
マ止水試験
・加振試験、照射試験。
・実規模試験(流動性、障害物による影響の確認)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning28

格納容器水張りに向けた調査・補修（止水）技術の開発（平成２６年度計画）

出典：廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第４回）平成２６年３月２７日資料３－４研究開発計画（Ｐ４抜粋）
URL: http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/20140327_02.html©International Research Institute for Nuclear Decommissioning29

除染、格納容器調査・補修に関わる技術開発まとめ 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
低所除染は１Ｆサイトでの実機実証を完了
建屋全域の遠隔除染装置の開発を継続予定
 格納容器（PCV）調査・補修に関わる技術開発
１）PCV下部の漏えい箇所調査の実施
１Ｆサイトでの実機実証を完了し、実機調査
２）止水技術ＰＣＶ下部等の止水技術確立に向け開発継続©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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