IRID

燃料デブリ取り出し工法の検討状況
2017年9月13日
日本原子力学会
水化学部会企画セッション@北海道大学
技術研究組合 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

1©International Research Institute for Nuclear Decommissioningご紹介の内容
1. 燃料デブリ取出し工法
2. 安全要求と安全システム

2

燃料デブリ分布の推定
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）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

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）

３号機

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)

3

東京電力HD公表資料から引用

燃料デブリ取り出し工法
取り出し工法（３工法）における前提条件（仮定）■残存する構造物は極力活用する
気中－上アクセス工法

冠水－上アクセス工法

D/W水位

トーラス室天井面レベル以下

TAF以上

PCV上部補修なし（現状程度の開口）あり

項目

気中－横アクセス工法

RPVヘッドの開放有無

開放なし

開放

取出しセルの設置フロア

１階

オペフロ

気中－横アクセス工法
TAF：Top of Active Fuel（有効燃料頂部）

気中－上アクセス工法

4

冠水－上アクセス工法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【PLAN-A】アクセスレール方式～取り出しイメージ～
デブリ搬出方法

 ペデスタル「内」デブリ⇒X-6ペネからアクセスレールをペデスタル内に挿入させ、ロボットアームを使って回収。
 ペデスタル「外」デブリ⇒機器ハッチからロボットアームを使って回収。
CRD交換用ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開口セルアダプタ

2/3号機のイメージ※PCVRPV
X-6ペネ

ロボットアーム(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外ﾃﾞﾌﾞﾘ)
気密用セル

気密用セル
機器ハッチ
マニプレータアクセスレール ペデスタル

注）赤字は新設機器

ロボットアーム(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内ﾃﾞﾌﾞﾘ)

5

燃料デブリ
※ １号機はX-6ペネ位置が２/３号機とは異なる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【PLAN-A】アクセスレール方式～取り出しイメージ～(動画)6©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【PLAN-A´】アクセストンネル方式～コンセプト～
 アクセストンネル方式のコンセプト①作業員の接近は新設建屋までとする（1階フロアでの作業を最小化）②１階床への荷重負担を軽減

 １号機R/B１階の制約条件• 周囲線量率：全エリア高い• 床耐荷重 ：作業セル（遮へい重量物）設置は厳しい
機器ハッチ前線量率：<2mSv/hデブリ処理セル

１号機

アクセストンネル

作業セル
機器ハッチ

搬入セル

メインセル

廃棄物処理
セル

作業セル
(新設建屋)

機器ハッチ
機器ハッチ

床耐荷重
＜4.88
ton/m2

直射直射

X-6ペネ

X-6ペネ

作業セル

床耐荷重
＜6.55 ton/m2
X-6前 線量率：
約250mSv/h

床耐荷重＜1.22 ton/m2
X-6ぺネ前遮へいセル
床荷重：約13.7ton/m2

7©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【PLAN-A´】アクセストンネル方式～デブリ搬出～
デブリの搬出（イメージ）

ペデスタル内外デブリの回収（イメージ）
ペデスタル内機器を搬入、組立、設定
ペデスタル外搬出

ジェットデフ

機器搬入

先端ツールの例
グレーチング切断治具
クレーン支柱グレーチング切断状況
切断片の把持チゼル

クレーン支柱設置

8バスケットポンプ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【PLAN-A´】アクセストンネル方式～デブリ搬出～(動画)9©International Research Institute for Nuclear Decommissioningご紹介の内容
1. 燃料デブリ取出し工法
2. 安全要求と安全システム

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1.2 デブリ取り出し時の安全要求（原子力安全→安全要求）
放射性物質の閉じ込め

原子力安全安全原則

基本安全機能 安全要求(達成されるべきもの)(防護されるべきもの)(維持されるべきもの)

人と環境を放射線リ
スクから防護する

放射性物 放射性物質
質の大規 の閉じ込め
模な放出防止（一般公衆被ばくの防止）

バウンダリによる閉じ込め（動的閉じ込め）C:気体漏えい防止

C:気体漏えい防止

D:液体漏えい防止（動的閉じ込め）D:液体漏えい防止（静的閉じ込め）

放射性物質の生成・追加放出防止(動的閉じ込め)(静的閉じ込め)E:バウンダリ破損防止
放射性物質の生成・追加放出防止

E:バウンダリ破損防止（生成防止）

臨界管理

B:未臨界維持（追加放出防止）冷却管理A:崩壊熱除去

廃炉作業に伴う環境放射 放射線管理
線からの防護（作業員被ばくの防止）

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F:環境線量低減

B:未臨界維持

A:崩壊熱除去
作業中の環境放射線からの防護
F:環境線量低減©International Research Institute for NuclearDecommissioning1.2 デブリ取り出し時の安全要求 安全機能の目的
安全機能
冷却機能

漏えい防止
（気体）

安全機能の目的
放射性物質の追加放出につながる高温状態、燃料デブリ形状が変化する溶融を防止し、有意な放射性物質の放出につながる事象への発展を防止する。
燃料デブリ取り出しに伴い、気中飛散する放射性物質の漏えいを防止して、気中の放射性物質を低減して管理放出する。

燃料デブリ取り出しに伴い水中に移行する放射性物質の漏えいを防止して、液体の環境への放出を防止する。液体から気体に移行した放射性物質を低減して管理放出する。
燃料デブリ取り出しに伴う臨界による有意な放射性物質の新たな生臨界防止
成を防止する。
火災・爆発防止 放射線水分解により発生する水素の火災・爆発、及び燃料デブリ取り出しに伴う粉塵火災を防止し、有意な放射性物質の放出につながる事象への発展を防止する。
漏えい防止
（液体）

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©International Research Institute for Nuclear Decommissioningデブリ取り出し時の安全要求（安全要求→機能要求）必要とされる機能（必要なシステム【仮称】）一般公衆被ばく防止
安全原則

安全要求

冷却（循環冷却システム）

放射性物質の生
A:崩壊熱除去成・追加放出防止 B:未臨界維持
安全原則

臨界防止／緩和（臨界管理システム）

安全要求

負圧維持／浄化（ガス管理システム）

放射性物質の閉じ C:気体漏えい防止
込め
D:液体漏えい防止
E:バウンダリ破損防止作業員被ばく防止※
安全原則

水位監視／浄化／移送（循環冷却システム）
火災・爆発防止（窒素供給システム）

安全要求

環境放射線からの防護 F:環境線量低減

除染、遮へい等※デブリ取出し・廃炉作業。事故時の作業員（敷地内）被ばくは一般公衆に準じ評価してゆく。

13©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning気中－横アクセス工法の概念設計状況 安全系システム
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）又は掃気
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安全要求と機能要求（臨界：未臨界維持）
安全要求
機能要求
B：燃料デブリの未臨界 通常時 B-1 形状管理等による未臨界維持、又は中性子吸収を維持し、臨界を防止で材による臨界防止※
きること
異常時 B-2 中性子吸収材投入による臨界の停止(未臨界維持)監視機能 B-3 中性子束の監視
B-4 D/Wガス中のKr/Xe濃度の監視
B-5 D/W水位監視※形状等で未臨界のクレジットが取れない場合

臨界管理システム概念

異常時、ホウ酸水注水により臨界を停止する

Ｂ

ホウ酸水
注入ポンプ

希ガスモニタ（Kr/Xe）

ホウ酸水タンク

循環ループからの損失分※を補給※トーラス室への漏えい、壁面吸着など

排気口

ホウ酸水ホウ酸水タンク
補給ポンプ

Ｂ

排気ファン
監視計器略号ｎ：中性子モニター
Ｂ：ホウ酸濃度計
Ｌ：水位計

Ｌ

Ｌ

循環ポンプ

ｎ

バッファタンク

D/W取水ポンプ S/C取水ポンプ

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ホウ酸調整装置

トーラス室で希釈されるホウ酸濃度を調整©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning安全要求と機能要求 （冷却：崩壊熱除去）
安全要求
A：燃料デブリの崩壊熱 通常時を除去できること(崩壊熱除去)異常時

機能要求
A-1 注水(かけ流し)による冷却
A-2 D/W水位の維持(水位制御機能)
A-3 注水(かけ流し)による冷却
A-4 D/W水位の維持(水位維持機能)
監視機能 A-5 注水流量の監視
A-6 D/W水位・水温・気温の監視
異常時、注水によりD/W水位

循環冷却システム概念（冷却機能）

を維持する
注水ポンプ

注水水源

循環ループからの損失分※を補給※蒸発、トーラス室への漏えいなど

RPVに注水(CS系、FDW系※)

補給ポンプ※現在、冷却効果が確認されている箇所

Ｆ Ｆ

D/W, S/Cより取水し、冷却した水をRPVに注水する循環ループを構築

Ｔ

監視計器略号
Ｆ：流量計
Ｌ：水位計
Ｔ：温度計

ＴＬ

補給水源

冷却器
循環ポンプ

Ｌ

バッファタンク

冷却器

循環ループからの熱除去

D/W取水ポンプ S/C取水ポンプ

16©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning安全要求と機能要求 （トーラス室からの漏えい抑制）
安全要求
Ｄ ： 液 体 系 の 放 通常時射性物質の漏えい防止できること(放射性物質の放異常時出抑制)

機能要求
D-1 トーラス室と地下水の水位差の管理
D-2 PCV下部止水による、D/W→トーラス室への漏えい量の抑制(トーラス室放射能濃度低減)
D-3 D/W水位の制限(水位逆転防止)
D-4 トーラス室と地下水の水位差の管理
D-5 トーラス室滞留水を移送・貯留する機能
監視機能 D-6 トーラス室水位
D-7 地下水水位

循環冷却システム概念（水位監視／浄化機能）

異常時用の移送先を確保

保有水量が許容量を超過することを防止するため、D/W, S/C水位を監視
バッファタンク
測定後海洋放出 サブドレンタンク リチャージポンプ

Ｌ

水処理設備へ
水処理設備へＬ Ｌ Ｌ

サブドレン水位を建屋水位異常に維持

サブドレン

PCVからの漏えい分および地下水等の流入分を排水し、建屋水位を地下水水位以下に維持

トーラス室取水ポンプ トーラス室取水ポンプ

17©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning安全要求と機能要求 （放射性ダスト放出抑制）
安全要求
Ｃ：気体系の 放射性物 通常時
質の漏えい防止できること(放射性物質の放出抑制)
異常時

機能要求
C-1 1次バウンダリ内(PCV)の負圧維持
C-2 2次バウンダリ内(R/B等)の負圧維持
C-3 放射性物質の放出抑制（浄化）C-4 1次バウンダリ内(PCV)の負圧維持
C-5 放射性物質の放出抑制（浄化）監視機能 C-6 1次バウンダリ圧力の監視
C-7 2次バウンダリ圧力の監視
C-8 放出放射能の監視

ガス管理システム概念（負圧維持／浄化機能）

排気口

放射性物質の放出を抑制
Ｐ

排気ファン

Ｐ

粒子除去
フィルタ

放射線モニタ

通常時に１次／２次バウンダリの負圧を維持

排気ファン

排気口

異常時、１次バウンダリの負圧を維持

排気ファン

粒子除去
フィルタ

粒子除去フィルタ放射線モニタ18©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning

移送・保管システムへの要求事項の検討例

No.19

収納缶を移送・保管時に必要となる移送容器及び保管施設への要求機能（案）
不活性ガス供給

建屋
建屋
排ガス処理装置

プール
燃料デブリ
収納缶

半乾式（水分残留）(例)
主要要目

排ガス処理装置
保管容器（金属キャスク等）
燃料デブリ
収納缶

乾式方式 (例)

要求機能

課題

未臨界

移送容器内で収納缶の配置を規定すること

収納缶内のデブリの放出による影響設定（収納缶設計で検討）

除熱

燃料デブリを冷却できることなし （デブリは使用済燃料と同等以下の発熱量であり、自然冷却可能）

遮蔽必要な遮蔽板厚を有することなし （移送キャスクに適切な板厚設定をすれば問題なし）

放射性物質が密封可能であることなしの見込み （2重蓋構造で対応可能な見込み）

水素発生の対策

移送時の時間制限／移送容器内の触媒設置等（収納缶設計で検討）

取扱時に構造健全性が維持されること

取扱時に想定される発生荷重に対する構造健全性評価手法の開発、移送時の腐食対策検討（収納缶設計で検討）

未臨界

通常時/事故時に未臨界性を維持すること（湿式のみ）プール水喪失事故時の未臨界性維持可能な保管施設の検討

除熱

燃料デブリを冷却できることなし （建屋換気またはプール水、貯蔵容器内での自然冷却は可能）

遮蔽

必要な遮蔽板厚を有することなし （プール内保管または移送キャスクに適切な板厚設定をすれば問題なし）

放射性物質が密封可能であることなしの見込み （建屋のシステム構成は既存プラントで実績あり。
貯蔵キャスクは2重蓋構造で対応可能な見込み）

水素発生の対策

なしの見込み （建屋側に排ガス処理装置を設けることで対応可能 なお、乾燥処置が課題なる可能性がある。（デブリ性状PJによる要素試験結果で判断する。））

貯蔵時に構造健全性が維持されること。

なしの見込み （建屋（プール）側に水処理装置を設けることで対応可能）

移送容器
閉じ込め構造/材料

保管施設（湿式/乾式）

湿式保管方式 (例)

不活性ガス供給

閉じ込め構造/材料

19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

収納缶の仕様要目の検討例

No.20

材料毎の腐食条件の整理
炭素鋼、ステンレス鋼、Ni基合金、Ti合金のすきま腐食への耐性を評価
表 塩化物イオン及び過酸化水素の発生環境における腐食評価例

ニッケル基合金

湿式環境
半乾式環境
乾式環境
水質が中性近傍では腐食量管理ができ 塩化物イオンの局所濃縮により局部腐 腐 食 発 生 のるが腐食による膨れ等の評価要。
食発生のリスクは湿式よりも高くなる。
可能性は低五ホウ酸ナトリウム添加のような環境ではい。
不動態皮膜が形成されてすきま腐食等の局部腐食発生のリスク高。
50℃環境において過酸化水素3.4ppmの環境では，塩化物イオン10ppm程度で隙間腐食は生じない。⇒アルカリ環境では局部腐食への耐性が向上する知見もあり。
内面に炭素鋼を設置することで水分の局所化に伴い犠牲防食有効範
SUS316Lに対する防食効果が期待で 囲が限定されるため，リスクあり。
きる。炭素鋼の減肉の知見の蓄積が必要だが内面を不活性雰囲気にするので進行は遅いと推定。
SUS329J4Lは65℃環境において過酸化水素0.4ppmで塩化物イオン10ppm程度まで耐食性が期待できる。
過酸化水素85ppmで塩化物イオン100ppm程度まで耐食性が期待できる。

（不動態皮膜）(Alloy22：外挿による類推)

炭素鋼（全面腐食の腐食量管理または五ホウ酸ナトリウムによる不動態皮膜）

オーステナイト系ステンレス（不動態皮膜）
炭素鋼+オーステナ
イト系ステンレス（炭素鋼の設置は一部分）（犠牲防食）

二相ステンレス（不動態皮膜）チ タ ン 及 び チ タ ン 合 100ppm程度の低塩化物イオン濃度条件での，Ti-Gr.12の 耐すきま腐食性は金（不動態皮膜）
Ni基合金より高く，すき間腐食発生の可能性は低い。
(チタンは水素脆化に対する感受性が高い材料だが，50年の使用期間では影響はないと推察。(評価要)20©International Research Institute for Nuclear Decommissioningまとめ 水化学に期待する事項（現在の課題から）
 安全システムの第1層、第2層を構成する設備
 健全性維持，とりわけ液相・気相の腐食抑制（水質・環境管理）

 冷却水循環システムにおける燃料デブリ等汚染水の浄化 中性子吸収剤濃度管理（5ホウ酸ナトリウムを適用する場合）

 燃料デブリ収納・移送・保管プロセス
 水素発生管理、抑制
 収納管の腐食抑制（乾式保管でない場合）

21©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

End of presentation

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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