Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation(株)福島
廃炉のための技術2015 中 期 ーのリ取りと発の2015に向技術への期待

2015 9月5日
損害賠償・廃炉等支援機構©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation勛

プランの初版の発内 容

1. はじめに – NDFとは?
2.につ

3.の基本的考え方

4.

リ取り分野の

5. 廃棄物対策分野の約 200 ページ

6. 研究開発への取組と全体計画
7. 今後の進め方

以下のNDFのwebページにのpdfを入手できます。
http://www.dd.ndf.go.jp/ddwp/wpcontent/themes/theme1501/pdf/SP2015_20150623.pdf
http://www.dd.ndf.go.jp/ddwp/wpcontent/themes/theme1501/pdf/SP2015_20150624_en.pdf
2©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

原子2011 12月

措县・廃炉等支援機構(ＮＤＦ)の設、、政府（2011 12月策定、2013

定
廃炉着実の定月

定

廃炉作業の着実な実施

出：勤匰

が前卥に って、より着実に廃炉を進めるよう支援体制を強化

原子 措县・廃炉等支援機構 を設（2014 8月18日）（原子 措县支援機構を改組）
3©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation厹勹匌一原子発匰勰廃炉プロジ クトに係る関係機関の役割分担

政府

東京電力（廃炉推進カンパニー）

大方針の策定・進捗管理

廃炉の着実な実施
進捗管理• 中長期ロードマップの決定• 汚染水対策等の現下の課題の進捗管理

報告
重要課題の提示• 使用済燃料プールからの燃料取り出し• 汚染水対策（タンク増設、汚染水浄化、雨水対策等）• ガレキ・廃棄物等の保管・管理• 安全品質確保 ・労働環境の改善 等

報告

報告

助言
指導

原子力損害賠償・廃炉等支援機構

戦略策定と技術的支援
事業予算の交付

1. 中長期戦略の策定
2. 重要課題の進捗管理への技術的支援
3. 研究開発の企画と進捗管理
4. 国際連携の強化

報告
申請

監視審査

進捗状況・課題の共有
主に 国際廃炉研究開発機構（IRID））
国際廃炉研究開発機構（日本原子力研究開発機構（JAEA）等）等
日本原子力研究開発機構（

原子力規制委員会

研究開発の実施

安全規制の実施

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「勛プラン」の目的と中期ロー政府が提示する目標、政策政府が決定する勛 、方針、計画の重要要素

勛
目標の実現に向けた取り組みや判断の考え方、優先順位等
勛 実 のための具体的な方針
取り組みや判断を進めていくための具体的な方針・要件

ップとの関係政府が決定する「中 期ロー ップ」

NDFが策定する（正式名称：勤匰 （卯）厹勹匌一原子 発匰勰の廃炉のための技術勛 プラン2015）③勛 実 のための統合的な計画
現場作業、研究開発等の取り組みに関する統合的な計画

勤匰 、研究機関等による具体的計画（現場作業、エンジニアリング、研究開発）・ 勤匰 による廃炉の・メーカー、研究機関等による研究開発

5©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation勛

プランにおける基本的考え方

 基本方針 厹勹匌一原子 発匰勰の「廃炉」は、過酷事採により 在化した放射性物質によるリスクから、人と環境を守るための継続的なリスク低減活動
中期の時間軸にったリスク低減勛

を設計

リスク低減のための５つの基本的考え方
 基本的考え方1：安全

放射性物質によるリスクの低減*及び労働安全の確保（*環境への影響及び作業員の被ばく） 基本的考え方2：確実信頼性が高く、柔軟性のある技術
 基本的考え方3：的リソース（ヒト、モノ、カネ、スペース等）の有効活用 基本的考え方4：迅速時間軸の勪掟 基本的考え方5：現場指向 徹底した三現主義（現場、現物、現実）

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リスク低減の考え方① 放射性物質によるリスク②

福島

潜在的影響 と③閉じ込め機能喪失の起こりやすさで決まる。

発的 放射能 と 性状（固体・液体・気体）で決まる。

③ 閉じ込め機能喪失の起こりやすさ 要因発生の可能性と施設の脆弱性で決まる。

厄
デブリ

プール内
厄

可及的速やかに対処すべきリスク
周到な準備と技術によって安全・確実・慎重に対処し、より水処 設備
安定な状態に持ち込むべきリスク
廃吸着塔
期的な 置をすべきリスク
放射性固体
廃棄物

建屋内
汚染水
タンク内

汚染水
トレンチ内
汚染水

水処 設備
廃スラッジ

閉じ込め機能喪失の起こりやすさ④ リスク低減の進め方
 放射能の減衰や性状の変化のリスクのイメージ
リスク低減

潜在的影響

→ 潜在的影響を低減

 より安全・安定な施設への移動 → 閉じ込め機能喪失の起こりやすさを低減
7©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

リスク低減に関するロジック・ツリー
放射性物質によるリスクの低減

周到な準備と技術によって安全・確実・慎重に対処すべきリスク

可及的速やかに対処すべきリスク

汚染水

プール内

厄厄デブリ

厄デブリのリスク低減

期的な 置をすべきリスク

水処 設備
二次廃棄物*

放射性固体廃棄物廃棄物のリスク低減*水処 設備廃吸着塔及び廃スラッジをいう

リ取り分野
 号機毎の状況を踏まえ、いくつかの工法（冠水工法、気中工法）とその組み合せによる実現可能性のあるシナリオを検討
廃棄物対策分野
 処分の安全確保や処 のあり方の基本的考え方を踏まえ、保管管 、処 ・処分の方策等について、中 期的掺点から方針を策定
8©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

プラント調査状況と厄デブリ掙定位置

【１号機】
号機】
現状の燃料デブリ位置の推定 ：現状の燃料デブリ位置の推定事故時に溶融した燃料は、ほぼ全量RPV下部プレナムへ落下、炉心部にほとんど燃料の残存無
下部プレナムに落下した燃料デブリは大部分がD/W底部に落下
・D/W内水位 D/W床から約3m
・S/C内ほぼ満水
・サンドクッションドレン管からの漏えい有・真空破壊ラインの伸縮継手カバーからの漏えい有

【２号機】
号機】
現状の燃料デブリ位置の推定 ：事故時に溶融した燃料の一部はRPV下部プレナムへ落下、
また、一部はD/W底部に落下、一部は炉心部に残存
・PCV水位状況、破損状況
・D/W内水位 D/W床から約30cm
・S/C内水位 トーラス中央部付近
・ トーラス室上部に漏えい痕跡無

【３号機】
３号機】
現状の燃料デブリ位置の推定 ：事故時に溶融した燃料の一部はRPV下部プレナムへ落下、
また、一部はD/W底部に落下、一部は炉心部に残存・PCV水位状況、破損状況
・D/W内水位 D/W床から約6.5m・主蒸気配管Dの伸縮継手周辺からの漏えい有

9©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

PCV内水位ごとの工法の種類

完全冠水工法

冠水工法

気中工法

完全気中工法

原子炉ウエル上部までの水張りを行う工法

燃料デブリ分布位置より上部までの水張りを行う工法

燃料デブリ分布位置最上部より低いレベルまで水張りを行う工法

燃料デブリ分布全範囲を気中とし、水冷、散水を全く行わない工法

10©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation重点的に取り組む3つの厄デブリ取り出し工法（ メージ）

冠水冠水-上アクセス工法

気中気中-上アクセス工法

燃料デブリ上方の炉内構造物取り出しが完了していることを前提としたイメージ

燃料デブリ上方の炉内構造物取り出しが完了していることを前提としたイメージ

気中-横アクセス工法
気中 横アクセス工法
PCV内RPVペデスタル外側の機器、干渉物撤去が完了していることを前提としたイメージ

11©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

厄デブリ取り出し工法の技術的課題
技術要件
1. PCV・建屋の構造健全性の確保
2.
3.

化管機能の維持

4. 閉じ込め機能の構築

冠水工法☆ 冠水時等の化等☆ 水位上の維持

気中工法

重及び時等の〇
化性〇
☆

〇

可能性

及び水位管

☆ 放射性ダストの飛散◎ 原子炉建屋内の除染☆ 高放射線の遮へい◎原子炉建屋内の除染〇〇◎ 装置の保守☆ 耐放射線性◎ 装置の保守◎◎

9. 系統設備、エリア構築〇〇

10. 収納・移送・保管◎◎

5. 作業時の被ばく低減
6. 労働安全の確保
7.

厄デブリ取り出し機器・装置の開発

8.

厄デブリへのアクセスルートの構築☆ PCV拙

厄デブリの参☆ : 工法実現のために特に重要な課題, ◎ : 工法実現のために共通な課題〇 : 確認すべき事項

12©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

厄デブリ取り出しにむけての匠
取り出し開始高工法シナリオの選定

技術
＊１
成

厄デブリ
取り出し工事

工法確定

装置
システム
性能保証

準備工事
モックアップ＆訓練

実用化・確証試験
基本・詳細設計

クリティカル技術
重要性能要求要素試験

FS・ 挡設計
挡検討
スクリーニング

低優先順位付け安全リソース現場*1 縦軸は、個別技術ではなく、工法システム全体の技術の成を メージ的に示したものである

挡調査

時間

プラント、炉内状況把握等
前提条件

安全要求（規制要求）
アクセス性確保（除染等）

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廃炉に関連する研究開発事業の全体像
１F廃炉に向けた特定の目的・課題に係る研究の実施

TRL

実用IRID等の研究機関

応用開発

JAEA

半掟・研究 の一体化

大学・研究機関 基盤的研究
基礎研究オープンな取組による に広い可能性の追求・参入の拡大

時間○廃炉勛 の実効性向上・高 化のためには、 なる捼半の医厦や、このための多種多様なチャレンジが重要。
○これには大学・研究機関、様々な学会をはじめとした外部機関との連携が必要。

14©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

廃炉に関連する研究開発事業への取り組みについて
今、実施予定の勗匽件 「遠隔技術に関するもの」

 厄デブリ・炉内構造物取出し工法に関する検討
 厄デブリ・炉内構造物取出し基盤技術開発事業
・ 厄デブリへのアクセス技術として液ニプレータ試験
・冠水工法におけるRPVアクセス装置
・気中－横アクセス工法におけるペデスタル内アクセス装置試験
・遠隔作業用柔構造アームに関する試験・ 厄デブリ取出しにおける卲 ・厦 、拹 、計 技術に関する試験等を実施予定である。
これら検討には耐放射線性、遠隔保守性が必須
15©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation遠隔技術分野のさらなる研究ニーズについて
 今後、開発が期待される研究分野・機器・装置の共通基盤化について
捁 ：各装置間での、モーター、拹 装置の共通化
捁 ： 一機能での共通化、作業卤区など
捁③： 用技術の適用、叄線I/Fなど
・ 掑技術の開発厖 した機器・装置のデータ ース化の掙進・過酷な作業環境における人間と聞きの役割分担の明確化

 機器・装置の最適な技術実証方法について
・各種 研究開発 点の匏用を検討中
16©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

「勛プラン」検討への取り組み

１

１

１
△

■

○「勛 プラン」策定、フォローアップ・改訂

プラン（初版）

１

匆

取り纏め

■
卟し■

卟し匆

も適時卟しシナリオ実現の要件
・技術成 性・現場・作業性・安全確保
・リスク評価現場作業・調査の実績

研究開発の成果（データ取得、評価手法等）（捁）卺納卣器厙水工法・健全性、デブリ取り出し工法、

厄デブリ検半、廃棄物関連17©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation

ご清聴ありがとうございました18©Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation18