筑波大学

講義資料

燃料デブリ取り出しに向けた研究

令和2年7月7日（火）国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構
廃炉環境国際共同研究センター
講師：佐藤 一憲0

内 容

１．福島第一原子力発電所事故の特徴
２．BWR特有の炉心溶融挙動の大きな不確かさ
３．BWR特有の不確かさ低減のための実験
４．デブリ取り出しに向けた炉内状況の把握
５．廃止措置に向けた取り組み

1

2

１. 福島第一原子力発電所事故の特徴
ー 直流電源を含む全電源喪失と最終除熱源喪失－（厳密に正確な表現ではないが、端的に言い表すとすれば）

SBO: Station black out = 全交流電源喪失

SBO

福島第一*

福島第二交流電源

××〇

直流電源

〇×〇

最終除熱源

〇××

＊：1～3号機について

3

1-1. 「直流電源」の役割
用途の特徴

AC/DC
外部電源
交流電源

非常用DG
充電直流電源バッテリー

給水ポンプなどの動的機器の電力源に使用
計測①：プラント状態を知る手段
制御②：静的機器（弁など）の駆動や制御を行う

緊急時冷却系（ECC）は原子炉で発生する蒸気を活用して冷却水を炉心に送り込むことができる。
①圧力計などの計器からの信号（増幅）＋－②弁などの駆動・制御

外部電源（写真はイメージ）

非常用発電機中央制御室（写真は6号機）（写真は3号機）

1-2. 地震による電源への影響
 地震により1～6号機で全ての外部電源を喪失
 送電鉄塔の倒壊（写真参照）、遮断器やケーブル損傷により全ての外部電源が失われた（外部電源7回線のうちの1回線は工事中）
500kV 双葉線

 全号機において非常用ディーゼル発電機(DG)が正常に自動起動（定期検査で点検中の4号機を除く）。
用途の特徴

AC/DC
外部電源
交流電源

直流電源

６６kV 夜の森線

非常用DG
バッテリー

給水ポンプなどの動的機器の電力源に使用
計測①：プラント状態を知る手段
制御②：静的機器（弁など）の駆動や制御を行う

出典：日本国政府報告書、保安院資料から転載、または参照

出典：日本国政府報告書（参考文献(1)）

451-3. 津波による電源への影響
 津波到達（第1波:15:27頃、第2波:15:35頃） により、地震直後に自動起動していた非常用DGは6号機の１台（空冷）を除き全て停止。
 5, 6号機（ともに燃料交換のため停止中）は6号機の1台の非常用DGの電力により、原子炉は冷温停止に至り、それぞれの使用済燃料プールの冷却も維持できた。
 直流電源(125V) : 3号機のみ直流母線の被水を免れ、非常用冷却系の制御や計測（圧力、水位など）に限られた電力を供給。

地震時に運転中
AC/DC

1号機

2号機

3号機

4号機

運転中

交流電源
直流電源

5号機

6号機

用途の特徴

停止中

外部電源

外部電源

外部電源

外部電源

外部電源

外部電源

給水ポンプなどの動的機器の電力源に使用

非常用DG

非常用DG

非常用DG

非常用DG

非常用DG

非常用DG

バッテリー

バッテリー

バッテリー

バッテリー

バッテリー

バッテリー

計測①：プラント状態を知る手段
制御②：静的機器（弁など）の駆動や制御を行う建屋が離れている6

1-4. 津波による最終除熱源への影響

 1～6号機の全てにおいて津波により海水ポンプが機能を喪失⇒ 最終除熱源喪失
 1号機の非常用復水器（2基）は共に弁が閉じていた 2、3号機では圧力抑制室や復水貯蔵タンクの水を利用して2～3日間炉心の損傷を食い止めていたが、海水注入が遅れた
原子炉圧力容器

1号機

原子炉圧力容器

3号機

2号機

原子炉圧力容器

IC

復水貯蔵タンク

復水貯蔵タンク

復水貯蔵タンク

圧力抑制室

圧力抑制室

1-5. 福島第一原発各号機の事故進展状況
3月11日
全電源喪失
非常用冷却系働かず
炉心損傷進行

1号
機

12日

13日

14日

15日

水素爆発

20:50～
19:04～

海水注入

2号
機

3号
機

4

全電源喪失
非常用冷却系が制御電源なしで作動

地
震発
生

9:00ごろ12:30ごろ

機能低下 注水停止
20:30ごろ津波の際にトーラス室に進入していた海水が冷却を助けた可能性

全交流電源喪失
非常用冷却系が制御電源ありで作動
津
波
発
生

20:36～

注水量低下

20:00ごろ

炉心損傷進行

海水注入

手動停止
2:42～

11:01

炉心損傷進行

水素爆発

海水注入
13:12~

6:00ごろ水素爆発

7

1-6. 1号機のIC（非常用復水器）は弁が閉じていて機能せず
ICは自然循環のみ（ポンプ不要）で炉心を冷却できる
1号機では津波によって全電源喪失に至った時点で隔離弁が閉状態であった
津波到達時に隔離弁が開状態だったら・・・
1号機原子炉停止(14:48)
IC(A)
IC(B)

自動起動

11分

手動停止

14分
手動
起動＋停止

2分
2分

2分

5分
6分
3分

津波到達による全電源喪失(15:37)（東電作成公開資料より）

8

1-7. 2号機のRCICは全電源喪失状態で作動していた
蒸気量を制御する制御弁は電源が失われると全開になる設計（東電作成公開資料より作成）

9102. BWR特有の炉心溶融挙動の大きな不確かさ

2-1. TMI事故後PWRを主対象として研究が進展
TMIの場合1Fの場合

制御棒は上から挿入

22 m
12 m

5m

制御棒は下から挿入
6m

11

2-2. BWR用燃料と制御棒

B4C

BWRでは炉心下部から挿入される十字型の制御棒（主にステンレス鋼）とこれに隣接するチャネルボックス（ジルカロイ）が先行溶融落下し、TMI型とは異なる事故進展となる可能性がある。

12132-3. BWR特有の事故進展の可能性

TMI型

非TMI型（連続ドレン型）＊＊米国サンディア研究所のR. Gauntt氏らが1997年に可能性を指摘（NUREG/CR-6527）

2-4. MAAP-MELCOR Crosswalk研究
1号機解析における炉心温度の差
MAAP

TMI型

燃料溶融プール形成

MELCOR

非TMI型

燃料は固体のまま崩落
出典：R. Wachowiak, et al., “Modular Accident Analysis Program(MAAP) – MELCOR Crosswalk, Phase 1 Study”, Nov. 2014

14

15

3. BWR特有の不確かさ低減のための実験

3-1. 非移行型プラズマトーチを用いたJAEAの実験（1/2）
経済産業省／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」で実施

プラズマトーチ

約1m

燃料ペレットはUO2の代わりにZrO2を使用試験体上部の映像例
加熱中

観察窓
試験体
試験体例

JAEA廃炉国際共同研究センター富岡地区開所式（2017.4.23)公開パネルより作成

16

3-2. 非移行型プラズマトーチを用いたJAEAの実験（2/2） 17
経済産業省／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」で実施

実験からの知見 制御棒とチャネルボックスの先行溶融落下を確認（既存知見と一致） 酸化物燃料は溶融に至るまで柱状に残留し、崩壊しにくい。
 残留酸化物燃料は互いに密着せず、隙間ができやすい。

上から流下した溶融酸化物が固化したもの（部分閉塞）

MAAPのモデル（TMI型）の方が現実に近いと推定（新知見）18

4. デブリ取り出しに向けた炉内状況の把握

4-0. 炉内状況把握の全体像
整合性

19

圧力 (MPa)

0.80.60.4
0.2
0.0

3/13 0:00

3/14 0:00

3/15 0:00

圧力などのデータの分析
プラント内部調査の結果
専門家による議論

解析モデルによるシミュレーション
加熱

実験によるBWR特有の挙動の解明

プラント内で採取されたサンプルの分析

20

4-1 ミュオン測定の結果

21

4-1 ミュオンによる測定結果（1号機～3号機）

2号機の例

出典：東京電力ホールディングス
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2016/
images1/handouts_160317_06-j.pdf

これまでに1～3号機のミュオン測定（透過法）を実施
2号機の例

2号機については圧力容器下部に密度の大きな領域の存在を確認。1号機、3号機の結果ではこのような特徴は見られない。

出典：東京電力ホールディングス （http://photo.tepco.co.jp/library/160728_01/160728_01.pdf）

224-2 内部調査の結果
①1号機
②2号機
③3号機

4-2-①- 1号機ペデスタルの様子（１/3） -出典：東京電力ホールディングス
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2017/images1/handouts_170327_14-j.pdf

グレーチング

23

調査個所

4-2-①- 1号機ペデスタルの様子（2/3） -出典：東京電力ホールディングス
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2017/images1/handouts_170327_14-j.pdf

24

4-2-①- 1号機ペデスタルの様子（3/3） 開口部

開口部の近くでは約90㎝
遠くでは約30cmの堆積物が存在
出典：東京電力ホールディングス
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2017/images1/handouts_170327_14-j.pdf をもとに作成

25

26

4-2 内部調査の結果
①1号機
②2号機
③3号機

27

4-2-②
- 2号機ペデスタル内の様子(1/2) -炉心

出典：東京電力ホールディングス

http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2018/images1/handouts_180119_08-j.pdf

4-2-②- 2号機ペデスタル内の様子(2/2) 健全なCRD（制御棒駆動機構）の下部

この写真は5号機

出典：東京電力ホールディングス http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2018/images1/handouts_180119_08-j.pdf

28

29

4-2 内部調査の結果
①1号機
②2号機
③3号機

4-2-③- 3号機ペデスタル内の様子(1/3) -出典：東京電力ホールディングス http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/2017/images2/d171130_08-j.pdf

30

4-2-③- 3号機ペデスタル内の様子(2/3) -出典：東京電力ホールディングス

http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/2017/images2/d171130_08-j.pdf

31

4-2-③- 3号機ペデスタル内の様子(3/3) -出典：東京電力ホールディングス

http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/2018/images1/d180426_08-j.pdf

32

33

4-3 プラントデータの分析34

3号機における圧力データの分析例
繰り返し

圧力(MPa)

0.8
0.6

0.4
0.2
0.0

D/W pressure
S/C pressure
3/13 6:00

Pressure (MPa)3/13 0:00

3/13 12:00

3/14 0:00

3/14 6:00

3/14 12:00

3/14 18:00

3/15 0:00

0.50
0.40
0.30
0.20
3/13 18:00

真空破壊弁水没

蒸気発生低下3/13 18:00

圧力低下

3/13 21:00

燃料デブリ

3/14 0:00

S/Cの流入S/C水の流入3/14 3:00

3/14 6:00

盛んな蒸気発生 水位は低下

蒸気発生

圧力上昇

3/14 9:00

出典: I Sato, “An interpretationof Fukushima-Daiichi Unit 3
plant data covering the twoweek accident-progression
phase based on correction forpressure data”, J. of Nucl. Sci.
and Tech., Vol 56, Num.5,
pp.394-411, April, 2019.

液相水枯渇

圧力低下35

4-4 解析評価例

3号機の「炉心エネルギー増加」の評価結果(「プラズマ加熱試験[1]の知見活用)

出典： 佐藤他、日本原子力学会2018年秋の大会[1] T. Yamashita, et al., “The CMMR Program: BWR Core
Degradation in the CMMR-1 and CMMR-2 Tests,” Proc. of 12th
International Conference of the Croatian Nuclear Society, Croatia, 3-6June, 201836

2号機、3号機の「最確炉心エネルギー(増加)」200

3号機の主要なスランピング

2号機炉心エネルギー（最確予測）

180

160
140

炉心エネルギー増加 (GJ)

3号機炉心エネルギー（最確予測）

炉心損傷開始予測

120

3号機における炉心物質のペデスタル移
行予測時間

100
8060

40
20

2号機における炉心物質のペデスタル移行予測時間（不確かさ大）2号機の最初のスランピング

0012

3456789

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25

炉心の冷却材ボイド化後時間(hr)3号機で到達した炉心エネルギーは2号機よりも大きかった可能性を指摘
出典： 佐藤他、日本原子力学会2018年秋の大会

37

38

4-5 1F採取試料の分析

4-4. １F試料の分析(1/2)

出展： https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2019/05/3-3-2.pdf

39

40

4-4. １F試料の分析(2/2)

1号機のPCV(格納容器）底部堆積物に対するTEM（透過型電子顕微鏡）分析

TMIでも確認されている溶融燃料が冷却過程を経て生成したとみられる物質を検出

出展： https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2019/05/3-3-2.pdf

41

4-6 総合的な炉内状況の把握

42

https://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf

1号機のデブリ取り出しにかかわる課題例
RPV（圧力容器）内はどうなっているのか？

この堆積物は何なのか？

ペデスタルコンクリート
浸食の有無・程度は？
燃料デブリはどの範囲に存在するのか？

https://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf

43

44

https://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf

2号機のデブリ取り出しにかかわる課題例
RPV（圧力容器）内はどうなっているのか？
燃料デブリの性状は？

林立する制御棒駆動機構（CRD）の内部はどうのような状態か？

燃料デブリの性状は？
（取り出しやすさ、など）

https://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf

45

46

https://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf

3号機のデブリ取り出しにかかわる課題例
RPV（圧力容器）内はどうなっているのか？
燃料デブリの性状は？

林立する制御棒駆動機構（CRD）の内部はどうのような状態か？

燃料デブリの性状は？
深さ方向のデブリ性状の分布は？

コンクリート底部の浸食は？

https://irid.or.jp/_pdf/20170000_01.pdf

47

48

5. 廃止措置に向けた取り組み

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けたロードマップ

49

2019年12月27版

出展： https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/20191227.pdf

50

51

デブリ取り出し工法の候補(2017年の段階）①冠水ー上アクセス工法②気中ー上アクセス工法③気中ー横アクセス工法

重点的に検討を進める３つの工法
出典： 東京電力ホールディングス、「福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017」

2号機燃料デブリ取り出し方策の例

出典： https://www.enecho.meti.go.jp/about/special/shared/img/pq0h-2jz6bae8.png

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終わりに
JAEA/CLADS（廃炉環境国際共同研究センター）
では東京電力HD社などとの密接な協力のもと、燃料デブリ取り出しなど、廃炉に向けて1F各号機の「炉内状況把握」に今後とも全力を挙げて取り組みます。
このようなプロジェクトに若い研究者の皆様のご参加を期待しています。

ご清聴ありがとうございました

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