平成26年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金
燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術開発事業
平成27年度成果報告
2016年4月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）

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 Decommissioning0１．本事業の実施内容

No.1

【目的】
中長期ロードマップでは平成３３年頃に燃料デブリの取り出しが計画されており、具体的な開発を推進する必要がある。そのため、平成２７～２８年度は取り出し方針の決定に向けて、必要となる工法詳細ステップやシステム概要の実現性を検討し、開発計画の策定を行う。
なお、本国プロの開発項目は、平成２６年度に実施した国プロの抽出した開発案件であるとともに、平成２６年度の要素試験より得られた成果に基づき代表３工法(冠水-上アクセ
ス工法、気中-上アクセス工法、気中-横アクセス工法)からの初号機の燃料デブリ取り出しに向けて、実機向け装置の開発に着手できるよう選定されたものである。
【平成２７年度の主な実施内容】①各要素試験の総合調整及び要素試験の結果分析
中長期ロードマップや戦略プラン、各号機の最新の状況や技術開発ニーズ、部分提案事業者による要素試験を含めた各要素試験の計画を整理する。
②工法実現性の見極めに必要な要素試験
燃料デブリ取り出し工法として、冠水-上アクセス工法、気中-上アクセス工法、気中横アクセス工法の３工法を対象とし、工法の実現性を評価するために必要なデータ・情報を取得するため要素試験を実施する。
③研究開発の運営
廃炉作業や他の研究開発と連携しながら、研究開発を推進する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.2

２．実施スケジュール
大分類

小分類

１. 各要素試験の総合調整及び要素試験の結果分析a. 要 素 試 験 計 画 案 策 定 /成 果 の 整 理

平成２７年度
平成２８年度7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月

備考(最新状況)

要素試験計画案整理
中間成果の整理／要素試験計画案の整理

まとめ

b. まとめ２. 工法実現性の見極めに必要な要素試験i) 大型構造物の取り出しにおける汚染拡大防止技術① 汚染拡大防止技術を確認するための作業ステップ単位のスケー
ルモデル試験

試験計画
a. 試験計画
b. 1/4モデル試作/試験装置試作
c. 要素試験

1/4モデル試作/試験装置試作
要素試験
まとめ

d. まとめii) RPV内燃料デブリの取り出しにおける汚染拡大防止技術① 気中－上アクセス工法におけるRPV内アクセス装置のRPV内面
シール及び装置下部シールに関
する試験

試験計画
a. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験

試験装置試作
要素試験
まとめ

d. まとめiii) 燃料デブリへのアクセス技術① 液圧マニュピュレータに関する試験② 冠水工法におけるRPV内アクセス装置に関する試験③ 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に関
する試験

試験計画
試験装置試作a. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験

要素試験

d. まとめa. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験まとめ

試験計画

d. まとめa. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験

試験装置試作
要素試験
まとめ

試験計画
試験装置試作
要素試験

まとめ
d. まとめiv) 燃料デブリ取り出しにおける遠隔作業技術① 遠隔作業用柔構造アームに関す
る試験

試験計画
a. 試験計画b. 試作/機器手配
c. 要素試験

試作/機器手配▲交付決定(9/15)

要素試験
まとめ

d. まとめ主要なマイルストン

開発条件･開発 要素試験計画案の総合調整
目標の設定(関係機関による評価・確認)

年度報告

中間成果の整理(関係機関による評価・確認)

最終報告書提出
工法ごとのとりまとめ含む全体成果の整理(関係機関による評価・確認)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.3

２．実施スケジュール
大分類

小分類

iv) 燃料デブリ取り出しにおける遠隔作業技術② 燃料デブリ収納缶の取扱い装置に関する試験

平成２７年度
平成２８年度7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月 4月 5月 6月 7月 8月 9月 10月 11月 12月 1月 2月 3月

備考(最新状況)

試験計画
a. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験

試験装置試作
要素試験
まとめ

d. まとめv) 燃料デブリ取り出しにおける汚染拡大防止技術① 冠水工法のプラットフォーム／
セルに関する試験② 気中－横アクセス工法のセルに係る遠隔シール溶接のためのPCV溶接装置に関する試験

試験計画
a. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験

試験装置試作
要素試験
まとめ

試験計画

d. まとめa. 試験計画
b. 試験装置試作
c. 要素試験

試験装置試作
要素試験
まとめ

d. まとめvi) 燃料デブリ取り出しにおける作業員の被ばく低減技術① 上アクセス工法に適用する形状
追従、軽量遮蔽体に関する試験

試験計画
a. 試験計画
b. 軽量化遮蔽体試作c. 要素試験

軽量化遮蔽体試作
要素試験
まとめ

d. まとめvii) 燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術① 燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験

試験計画
a. 試験計画
b. 試験体試作c. 要素試験

試験体試作
要素試験
まとめ

d. まとめ▲交付決定(9/15)

主要なマイルストン

開発条件･開発
目標の設定

要素試験計画案の総合調整(関係機関による評価・確認)

年度報告

中間成果の整理(関係機関による評価・確認)

最終報告書提出
工法ごとのとりまとめ含む全体成果の整理(関係機関による評価・確認)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.4

２．実施スケジュール・体制表

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構○ 全体計画の策定と技術統括のとりまとめ○ 技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

連携する開発プロジェクトチーム
日立ＧＥニュークリア・
エナジー株式会社【要素試験・技術開発】①汚染拡大防止技術を確認するための作業ステップ単位のスケールモデル試験②気中－上アクセス工法における RPV 内
アクセス装置の RPV 内面シール及び装置下部シールに関する試験③遠隔作業用柔構造アームに関する試験④上アクセス工法に適用する形状追従、軽量遮蔽体に関する試験
量遮へい体に関する試験⑤燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験

燃料デブリ性状把握

株式会社東芝三菱重工業株式会社【要素試験・技術開発】①冠水-上アクセス工法における RPV 内
アクセス装置に関する試験②燃料デブリ収納缶の取扱い装置に関する試験③冠水工法のプラットフォーム／セルに関する試験④燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験

【要素試験・技術開発】①液圧マニピュレータに関する試験②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に関する試験③気中－横アクセス工法のセルに係る遠隔シール溶接のための PCV 溶接装置に関する試験

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
燃料デブリ臨界管理技術の開発
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発
格納容器内部調査技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.5

３．本事業の実施状況
３．１ 各要素試験の総合調整及び要素試験の結果分析①中長期ロードマップや戦略プラン、各号機の最新の状況や技術開発ニーズ、部分提案事業者
による要素試験を含めた各要素試験の計画を整理した。
②以下に示す部分提案事業者も含め、開発目標、技術仕様、年度末報告内容、中間成果内容について全体提案者としてとりまとめた。

Ｎｏ.

部分提案事業者※

実施内容

１ 大成建設(株)燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験。

２ 浜松ホトニクス(株)視覚・計測技術の性能に関する試験。

３ COMEX NUCLEAIRE

燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験。
※補助事業の一部を実施する事業者。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の実施状況

No.6

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅰ）大型構造物の取り出しにおける汚染拡大防止技術①汚染拡大防止技術を確認するための作業ステップ単位のスケールモデル試験【目的：開発目標】
１／４程度のスケールモデルを使用した要素試験において、課題の抽出・整理が実施され、対応方針が検討されていること。検討の中には、エリア区分・汚染拡大防止用シートに関する検討が含まれていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）【平成２７年度検討内容】
 スケール試験、設備・装置の設計、製作断面図状況報告
 エリア区分用のフィルムシートの選定状況報告
工法選定のために円筒シートの気密試験を実施
 作業ステップごとに必要となるエリア区分用のフィルム、シート等設置装置、遮蔽およびエリアごとの気密性を保持する装置の検討に関する状況報告
エリア区分用の隔離シートを用いた気密試験を実施【スケールモデル試験設備 計画図検討状況】
約１１ｍ
左図の１／４スケールモデ
ル計画図を基にモックアッ
約３．５ｍ プ設備を製作し、各ステッ
プの汚染拡大防止方法などについて検討を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の実施状況

No.7

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅱ）ＲＰＶ内燃料デブリの取り出しにおける汚染拡大防止技術①気中-上アクセス工法におけるＲＰＶ内アクセス装置のＲＰＶ内面シール及び装置下部シールに関する試験【目的：開発目標】
RPV内面シール性能及び装置下部構造部のシール性能に関する、基本的な成立性及び検討課題が確認されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）【平成２７年度検討内容】
 炉内装置のRPVシールの部分的な要素試験の計画と試験の実施
板バネ方式、円弧板方式およびブロック方式などによるシール性能を確認する。
 炉内装置の装置形状、動作軸仕様、装置外径、ケーブル敷設および遠隔接続箇所に関する検討状
況報告 旋回駆動部の部分要素試験の実施
Ｏリングシール方式、ラビリンスシール方式およびラビリンス＋水シール方式などによるシール性能を確認する。
 開閉ポートの要素試験の実施
面シール方式、ブラシシール方式、テーパーシール方式およびラビリンスシール方式などによるシール性能を確認する。
＜ＲＰＶシールの部分要素試験条件＞①シール種類：板バネ方式、円弧板方式、ブロック方式②シール性能確認方法：圧力計による差圧維持の確認③模擬条件：RPV内面60度 １／１スケール©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.8

３．本事業の実施状況

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅱ）ＲＰＶ内燃料デブリの取り出しにおける汚染拡大防止技術①気中-上アクセス工法におけるＲＰＶ内アクセス装置のＲＰＶ内面シール及び装置下部シールに関する試験【ＲＰＶ内面シール要素試験状況】【炉内装置検討状況】
円弧板
炉内装置
ＲＰＶ内面(60度)模擬

RPV内面
RPV内面

個別装置

円弧板によるシール

RPV内面シール
旋回テーブル

装置下部シール（旋回駆動部）
開閉ポート
装置下部シール（開閉ポート）

旋回駆動部

反力受け
(6ヶ所)

ＲＰＶ内面シール要素試験の例
ＲＰＶ内面模擬
炉底部の燃料デブリを個別装置で加工する際に汚染拡大を防止する
板バネ
ため、RPV内面と炉内装置間のシー(炉内装置側)ルについて確認する。

板バネによるシール－今後の実施(報告)内容－
フルスケールモデルによる部分模擬試験(旋回、開2015年度課題からのシール方式改良案の提示
スケールモデルを使用した要素試験の準備状況報告 閉ポートの開閉含む)においてシール性能および遮蔽性能を確認し課題を抽出、整理する©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

No.9

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅴ）燃料デブリ取り出しにおける汚染拡大防止技術①冠水工法のプラットフォーム／セルに関する試験【目的：開発目標】
プラットフォーム／セルの基本設計が完了し、部分試作、またはスケールモデル試験で成立性を検証する方式が選定されていること。部分試作、またはスケールモ
デル試験が行われ、装置を成立させるための課題とリスクの抽出・整理がされ、対応方針が検討されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル4）【本年度実施内容】
 固定式および移動式のセルの概念について、安全要求から展開した機能要求、建屋／コンテナへの影響、および作業性の観点から比較・評価

カバー吊具
カバー

スライド式遮へい体
遮蔽体

レール
レール

移動式セルの例
遮蔽ポート（床扉）セル 放射性物質の放出抑制のバウンダリ維持、汚染拡大防止に有利な固定式を選択
 セルの主要な機能である遮蔽と飛散防止（気密性）に関して、セルの遮蔽ポート（床扉）の基本設計を行い、試作・試験計画を立案（実施中）

固定式セルの例©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.10３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅴ）燃料デブリ取り出しにおける汚染拡大防止技術①冠水工法のプラットフォーム／セルに関する試験＜基本仕様（暫定）＞①要求機能：遮蔽、気密②遮蔽厚さ：340mm③設計差圧：-300Pa④開口：φ5500mm＜遮蔽ポートの試験項目＞
 遮蔽ポートの1/1スケール要素試作
 開閉扉の動作確認
 シール部の気密確認
 今後の実施(報告)内容
プラットフォーム／セルの試作状況
要素試験計画書
プラットフォーム／セルの部分試作、またはスケールモデル試験により、遮蔽・放出抑制機能を満足できることを確認する。
試験結果に基づく課題の抽出と改良提案。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.11

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅴ）燃料デブリ取り出しにおける汚染拡大防止技術②気中－横アクセス工法のセルに係る遠隔シール溶接のためのＰＣＶ溶接装置に関する試験【目的：開発目標】
PCVとセルのバウンダリ構築に必要な設計（溶接装置、溶接要領、溶接部の強度）に資する基本的な成立性及び検討課題が確認されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル3）【試験内容】
X-6ペネの狭隘部で溶接可能な溶接ヘッドを試作し、溶接試験を実施する。
＜試験項目＞①実機狭隘部を模擬した溶接試験
・溶接要領の妥当性確認②溶接部断面の確認
・溶接品質の確認③溶接部サンプルの引張強度確認
・設計参考用データの取得＜溶接部性能＞①30m水頭圧（0.3MPa）
試験イメージ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.12

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅴ）燃料デブリ取り出しにおける汚染拡大防止技術②気中－横アクセス工法のセルに係る遠隔シール溶接のためのＰＣＶ溶接装置に関する試験【実施状況】
PCVと溶接するセルアダプタの構造および溶接仕様に基づく、溶接試験装置と供試体の仕様検討中。

セルアダプタ構造

 今後の実施(報告)内容
 溶接試験装置の試作状況
 溶接試験計画

溶接試験装置 溶接試験結果
 試験結果からの成立性確認、課題の抽出および整理©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.13

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅵ）燃料デブリ取り出しにおける作業員の被ばく低減技術①上アクセス工法に適用する形状追従、軽量遮蔽体に関する試験【目的：開発目標】
水充填式遮蔽体の試作・試験を実施し、基本的な成立性及び検討課題が確認されていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）【平成２７年度検討内容】
 PCVヘッド取り出し時およびRPVヘッド取り出し時において使用する水充填式遮蔽体の設計検討状況報告
PCVヘッドに水充填式遮蔽体を適用した場合のひずみをシミュレーションにおいて確認する。
また、設定した水充填式遮蔽体の回収試験により回収状況を確認する。
 水充填および水抜き試験の実施
排水ノズル３種類を使用し、排水圧力(大気圧/負圧)の違いにより排水状況に変化があるか確認する。
 試験結果からの課題の抽出
 スケール試験計画立案＜ＰＣＶヘッド水充填式遮蔽体検討＞①PCVヘッド上に一体型の水充填式遮蔽体を設置することで検討する＜水充填および水抜き試験条件＞①給水前の水袋内の状態が、空気あり、なしで水充填状況の変化を確認する②排水ノズル：スリットタイプ、メッシュタイプ、ホース穴あきタイプ③排水圧力：大気圧、負圧(-80kPa)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅵ）燃料デブリ取り出しにおける作業員の被ばく低減技術①上アクセス工法に適用する形状追従、軽量遮蔽体に関する試験【設計検討状況】【回収要素試験状況】
応力が比較的高い部分

No.14【水充填/水抜き要素試験状況】

２．水充填式遮蔽体の回収に１．ＰＣＶヘッドに水充填式遮蔽体を適用
３．水充填および水抜き試験
関する要素試験した場合のひずみシミュレーションの例
１．シミュレーション結果から実機への適用性を検討中。
２．水充填式遮蔽体設定後の回収方法について検討中。
３．水充填および水抜き要素試験結果から、ノズル形状および水抜き圧力条件などについて検討中。
－今後の実施(報告)内容－
組合せ試験を実施し、各作業ステップにおける課題
水充填式遮蔽体設置装置に関する検討状況報告
遠隔操作による水充填および水抜き試験の実施(継続) を抽出するとともに、検討した水充填式遮蔽体の運用について、検討している工法への適用性を確認
スケールモデルによる部分要素試験の実施する
試験結果報告
組合せ試験結果報告©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.15

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術①液圧マニピュレータに関する試験【目的：開発目標】
燃料デブリ取り出し用マニピュレータの設計に資する位置制御性に関する基本的な成立性及び検討課題が確認されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル3）【試験内容】
市販の液圧マニピュレータを用いて、下方向（直進）と横方向（平面）の2パターンの動作試験を実施し、位置決め精度、軌跡精度を確認する。
＜試験条件＞①ホース長10m、100m②先端負荷15kg③先端移動速度2mm/秒程度＜位置制御性＞①目標位置決め精度：±2mm

先端ツールの例

液圧制御装置～マニピュレータ間のホース長をパラメータに試験を実施。
⇒10m 、100 m

コアボーリング

油圧源

レーザ

液圧制御装置※燃料デブリ加工を想定した動作
市販の液圧マニピュレータ
・コアボーリング等の機械的加工を想定した直進動作（H26年度購入）・レーザ等の非接触加工を想定した平面動作©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.16

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術①液圧マニピュレータに関する試験【実施状況】
圧力フィードバックシステムを追加中。
油圧源

油圧源
圧力・角度→

圧力センサ

圧力

液圧マニピュレータ
速度→流量
変換

電磁弁

関節角速度指令

先端位置
姿勢軌道
指令

関節角
座標変換

液圧マニピュレータ

電磁弁

関節
角度
関節角度→
位置姿勢
座標変換

角度センサ
Ｉ／Ｆ

液圧制御装置試験装置

 今後の実施(報告)内容
 制御特性確認試験
 試験結果からの成立性確認、課題の抽出および整理©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.17

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術②冠水-上アクセス工法におけるＲＰＶ内アクセス装置に関する試験【目的：開発目標】
RPV内アクセス装置の基本設計が完了し、部分試作、またはスケールモデル試験で成立性を検証する方式が選定されていること。部分試作、またはスケールモデル試験が行われ、装置を成立させるための課題とリスクの抽出・整理がされ、対応方針が検討されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル4）

上部テーブル【本年度実施内容】
 RPV内アクセス装置の水平方向反力の支持方式について、 RPV壁に支持機構を張り出す方式と、ワイヤの張力の水平方向成分で支持する方式を比較・評価

下部テーブル より大きな反力を支持できる張出し方式について、装置の設置・操作・メンテナンス・非常時の回収の観点で基本設計を実施
 RPV内アクセス装置の要素試験項目を抽出（整理中）RPV内アクセス装置（案）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.18

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術②冠水-上アクセス工法におけるＲＰＶ内アクセス装置に関する試験＜基本仕様（暫定）＞①支持方式：シリンダ張出し式②揚程：47m③上部テーブル定格荷重：148kN④下部テーブル水平方向支持反力：15kN

上部テーブルマニホールド水圧シリンダ＜試験項目（案）＞ RPV内作業の共通プラットフォームとなる下部テーブルの1/1ス
ケール要素試作
 支持機構の基本動作確認、（単一）故障時の復旧・回収性確認
 適切な支持方法の確認（接触支持／押付け支持） 上部テーブルは、セルとの取合い等の設計条件を反映して2017年度以降に試作・試験を計画
 今後の実施(報告)内容
RPV内アクセス装置の試作状況
要素試験計画書

直動ガイド

下部テーブル

下部テーブル

RPV内アクセス装置の部分試作、またはスケールモデル試験により、 RPV内部で要求される作業が可能であることを確認する。
試験結果に基づく課題の抽出と改良提案。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.19３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術③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に関する試験【目的：開発目標】
実機ベースのプロト機の設計に資するペデスタル内アクセス装置に関する基本的な成立性及び検討課題が確認されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル4）【試験内容】
ロボットアーム及びペデスタル内アクセスレールの試設計・試作を行い、実機配置を模擬した試験設備により、アクセスレール敷設からの一連の作業に関する動作試験を実施し、その成立性を確認する。
レール＜試験項目＞①ロボットアームの位置決め精度確認②レールの遠隔敷設性確認③ペデスタル内へのアクセス性確認④ペデスタル内での掘削模擬動作確認

ロボットアーム＜ロボットアーム仕様＞①先端負荷：２ton （径60mm程度のコアボーリングﾞを想定）②アーム長：６.５m （RPV底部からペデスタル底面下1.5mまでのアクセスを想定）
ペデスタル模擬試験設備＜参考＞
液圧マニピュレータに関する試験を含め、制御システムのチューニングに関して大阪大学との共同実施を計画中。

試験イメージ©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.20３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術③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に関する試験【実施状況】
・ロボットアーム、レール、試験設備を設計中。
レール

ペデスタル模擬部
約8m

ロボットアーム(搬入時）
ロボットアーム/レール計画

 今後の実施(報告)内容
 試作状況
 動作試験計画

試験設備全体計画

 動作試験結果
 試験結果からの成立性確認、課題の抽出および整理©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.21

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅲ）燃料デブリへのアクセス技術③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に関する試験【参考】 燃料デブリ取り出しのイメージ(2号機、X-6ペネアクセス)
1. ロボットアームをセル内に搬入

2. ロボットアームをアクセスレールへ挿入

3. ロボットアームをアクセスレールに設置

4. アクセスレールを CRD 交換用開口にむけて傾ける

5. アクセスレールを伸長

6. ロボットアームを前進し、展開

7. ロボットアームを燃料デブリへアクセス

8. ロボットアームの先端ツールにより燃料デブリを掘削

9. 掘削した燃料デブリをアクセスレール上の台車に載ったユニット缶に回収

10. ユニット缶をレール上にある台車によりセル内に移送

11. セル内のマニピュレータでユニット缶にア
クセス

12. セル内のマニピュレータで燃料デブリをユ
ニット缶ごと収納缶に収納©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．本事業の実施状況

No.22

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅳ）燃料デブリ取り出しにおける遠隔作業技術①遠隔作業用柔構造アームに関する試験【目的：開発目標】
気中－横アクセス工法を念頭に、遠隔作業用柔構造アームを応用した装置のアクセス性、遠隔作業の操作性およびハンドリングといった作業性が確認されており、基本的な成立性及び検討課題が確認されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル４）【平成２７年度検討内容】
 柔構造アーム１次試作機の製作状況報告
 柔構造アーム実機仕様イメージ提示＜試作機仕様＞①アーム数：４本②駆動源：水圧シリンダ、バネ③想定作業• PCV内の機器を撤去する• PCV内に機器を設置する• 監視、物品の移動などの補助作業

柔構造アーム１次試作機製作状況写真©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.23

３．本事業の実施状況

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅳ）燃料デブリ取り出しにおける遠隔作業技術①遠隔作業用柔構造アームに関する試験
前年度に要素試験を実施した柔構造アームに基づき、燃料デブリ取り出し、ＰＣＶ内での機器撤去および作業補助を主目的とした試作機を製作した。また、試作機において以下に示す動作を確認した。
 移動(自走可能)
 ２つのアームを使用し、鋼材をつかみながらグラインダーによる鋼材の切断
 切断した鋼材の把持 アーム間の機材の受け渡し

柔構造アーム１次試作機製作状況写真

鋼材をつかみながらグライン
ダーによる鋼材の切断状況

アーム間の機材の受け渡し状況－今後の実施(報告)内容－
気中－横取り出しを想定した要素試験を実施し、燃１次試作機の課題整理と実機向け仕様の検討
柔構造アーム実機仕様機を使用した要素試験計画提示 料デブリ取り出しおよび機器撤去について検討している工法への適用性を確認する©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.24

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅳ）燃料デブリ取り出しにおける遠隔作業技術②燃料デブリ収納缶の取扱い装置に関する試験【目的：開発目標】
収納缶炉内取扱い装置の基本設計が完了し、部
分試作、またはスケールモデル試験で成立性を検証する機構が選定されていること。部分試作、またはス
ケールモデル試験が行われ、装置を成立させるための課題とリスクの抽出・整理がされ、対応方針が検討されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル4）

収納缶蓋閉め装置

気密容器蓋閉め装置【本年度実施内容】
 収納缶の搬出プロセスに沿った収納缶取扱い装置の基本設計を実施
 収納缶蓋閉め装置の要素試験項目を抽出（整理中）
気密容器台車移送容器

収納缶取扱い装置（案）©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.25

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅳ）燃料デブリ取り出しにおける遠隔作業技術②燃料デブリ収納缶の取扱い装置に関する試験

・ボルト締め機構

・固定機構
・回転機構

・検査機構

＜基本仕様（暫定）＞①基本機能：収納缶蓋閉め、蓋閉め後の確認②蓋閉め仕様：ボルト締め、密閉（固体の流出なし）以上③収納缶寸法：円筒部外径240mm＜試験項目（案）＞ 収納缶蓋閉め装置の1/1スケール要素試作
 ボルト締め機構の基本動作確認
 適切な締付け方法、手順の確認
 遠隔メンテナンスのための分離・搬出性の確認

・移動機構

収納缶蓋閉め装置（案） 今後の実施(報告)内容
収納缶蓋閉め装置の試作状況
要素試験計画書
収納缶蓋閉め装置の部分試作、またはスケールモデル試験により、 炉内で要求される作業が可能であることを確認する。
試験結果に基づく課題の抽出と改良提案。

©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.26

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅶ）燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術①燃料デブリの切削に関する試験
ボーリング加工試験【目的：開発目標】
選定された加工技術について、加工試験が実施され、関係機関による評価・確認がされていること。
（終了時目標ＴＲＬ：レベル３）【平成２７年度検討内容】
 前年度課題からのビット改良案の提示
 ノンコアビットによる試験計画の立案
 共通試験体の仕様検討結果報告※１
 インプリビットおよびストラタビット※２試作品による金属試験体の切削要素試験※１：共通試験体については、ＩＲＩＤより部分提案事業者に仕様を提案し、現在詳細を調整中。
※２：ストラタビットは、刃単体の金属切削試験を実施し、現在ビットとして製作中。

＜新型試作品ビットによる金属加工試験条件＞①切りくず排出および切削初期段階の安定性を向上させたφ66のインプリネイティッドビットを使用する。
②試験体：SUS304のブロックを使用する。
③ビット回転数：150 ～ 250min-1④給圧：15 kN©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.27

３．本事業の実施状況

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅶ）燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術①燃料デブリの切削に関する試験
ボーリング加工試験【ビット改良案の提示/ノンコアビットによる試験計画の立案】
前年度実施したコアボーリング試験より、切りくずの排出および切削初期の安定性に課題があることがわかったため、それらを改善するために新型試作品のビットを検討した。
－新型試作品ビットの検討－
 刃の角度を鋭角にして切削初期の安定性について改善を試みる。(No.1,2)
 刃にRを設けるおよび切りくず排出用の溝に角度をつけることによって切りくず排出改善を試みる。 (No.3,4)

ノンコアビット試作品イメージ
ノンコアビットの試験計画立案中

改良ビットの製作

従来のΦ６６ インプリ
ネイティッドビット

No.1：外高テーパー１

No.2：外高テーパー２

No.3：角R ストレート

No.4：角R 斜め加工

改良ビットにおいて金属切削試験を実施©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.28

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅶ）燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術①燃料デブリの切削に関する試験(ボーリング加工試験)
改良ビットにおける金属切削試験結果
No.

ビット形状

ビット写真

給圧
(kN)

金属加工結果(材質：SUS)

切削初期の
安定性

切りくずの
排出性

1 外高テーパー１

15

良好

良好

2 外高テーパー２

15

良好

良好

3 角R ストレート

15

可

良好

4 角R 斜め加工

15

可

良好

備考

刃に欠けあり(刃に対し引っ張り方向に欠けた)©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.29３．本事業の実施状況

３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅶ）燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術①燃料デブリの切削に関する試験(ボーリング加工試験)
外高テーパーのビットは、従来のものより切削初期の安定性が向上した。また、切りくずの排出性についても良好であった。刃の形状をひし形状に変更したNo.4においては、欠けが確認された。形状を変更したため強度が低下したと推定する。
刃の欠けた部分回転方向
No.4：角R 斜め加工(試験前)

No.4：角R 斜め加工時の切りくずの例

No.4：角R 斜め加工(試験後)－今後の実施(報告)内容－
ビット試作品による要素試験の実施(継続)共通試験体の製作および部分提案者への供給

改良ビットによる要素試験により口切および切りくず排出状況を確認し、模擬燃料デブリ試験体の加工性を確認する
ノンコアビットにより模擬燃料デブリ試験体の加工性を確認する©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.30３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅶ）燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術①燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験(レーザ加工試験)【目的：開発目標】

選定された加工技術について、加工試験が実施され、関係機関による評価・確認がされていること。
上記の評価・確認の結果を受けて、集塵試験が実施され、試験を実施した集塵技術について性能が示されていること。（終了時目標ＴＲＬ：レベル3）【本年度実施内容】
 燃料デブリの加工にレーザを適用するための課題を抽出・整理。
 課題解決に向けた試験計画を立案
 特に、小粒径の二次生成物の発生と除去に係わるデータを取得、評価（予定）・移送過程における臨界防止
・移送過程における閉塞防止・バウンダリ内の汚染拡大防止→物理的なシール（隔離フィルム、RPV内シール）→流線管理によるヒューム拡散の抑制

・加工片、ヒュームの回収→カバーによる加工片の回収→水流によるヒュームの回収（水へのトラップ）水
レーザ

ガウジングヘッド内でレーザと水流を同軸化

気中・バウンダリから漏えいするヒューム
による被ばく対策→セルによる漏えい防止→漏えい量（線量率）監視→漏えい時のバックアップ設備

ガウジング
ヘッド

水中

ガウジング
ヘッド

・大型の加工片の回収→マニピュレータ等

レーザ

飛散物

溶融部

・加工の安全性
・加工効率の向上→加工速度の向上→加工装置の長寿命化

材料
気中施工

水中施工

・フィルタ等の保守→遠隔交換→交換頻度の低減・捕集した燃料デブリの臨界防止

・ガス処理システムの構築

・フィルタ等の保守→遠隔交換→交換頻度の低減・捕集した燃料デブリの臨界防止

・水処理システムの構築
・移送過程における臨界防止
・移送過程における閉塞防止

レーザガウジング施工概念©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.31

３．本事業の実施状況
３．２ 工法実現性の見極めに必要な要素試験ⅶ）燃料デブリ取り出しにおける切削・集塵、視覚・計測技術①燃料デブリの切削・集塵技術の性能に関する試験(レーザ加工試験)＜試験・評価項目＞
 施工パラメータを変化させて，加工効率，水中／気中に移行する二次生成物の重量，粒径分布を測定
 気中に移行する二次生成物（ヒューム）の拡散防止方法選定のための試解析評価（計画中） ガス中のヒューム除去効果の確認試験（計画中）＜試験片仕様＞
 UO2の溶融、蒸発を保守的に模擬するために、UO2より融点、沸点の低いAl2O3を使用
 金属構造物はオーステナイト系ステンレス鋼で模擬
 データ取得・拡充を目的とし，性状が均一なAl2O3単体、ステンレス鋼単体、および組合せ試験
片を使用
ステンレス鋼
Al2O3→共通試験片化 今後の実施(報告)内容
レーザ加工関連要素試験の実施状況
試験結果からの課題の抽出と改良案の提示
共通試験片の制作および部分提案者への提供

組合せ試験片の例

レーザ加工の実機適用性（加工効率，加工片・二次生成物の回収性，耐放射線性）を確認・評価
試験結果からの課題の抽出および整理©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.32

用語説明(1/2)
No.

用語

説明

1

PCV

原子炉格納容器2

RPV

原子炉圧力容器

3

X-6ペネ

PCV配管貫通部の一つ

4セルアダプタ

PCVとセルを繋ぐピースのこと

5

インプリネイティッドビット

ダイヤモンドパウダーを使用したビット

6

ストラタビット

ダイヤモンド焼結体を使用したビット

7

ノンコアビット

コアが残らないビット

8

給圧

ボーリングビットに供給する圧力

備考©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.33

用語説明(2/2)
No.

用語

説明

備考

1

TRL7

実用化が完了している段階。

2

TRL6

現場での実証を行う段階。

3

TRL5

実機ベースのプロト機を製作し、工場等で模擬環境下での実証を行う段階。

4

TRL4

開発、エンジニアリングのプロセスとして、試作レベルの機能試験を実施す
る段階。

5

TRL3

従来の経験を応用、組合せによる開発、エンジニアリングを進めている段階。
または、従来経験のほとんど無い領域で基礎データに基づき開発、エンジニ
アリングを進めている段階。

6

TRL2

従来経験として適用できるものがほとんど無い領域の開発、エンジニアリングを実施し、要求仕様を設定する作業をしている段階。

7

TRL1

開発、エンジニアリングの対象について、基本的内容を明確化している段階。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning