平成29年度補正予算
廃炉・汚染水対策事業費補助金
原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした
内部詳細調査技術の現場実証）
平成31年度・令和元年度実施分成果報告
令和2年8月技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
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

1

目次
１． 研究の背景・目的
1.1 本研究が必要な理由
1.2 本研究の成果の反映先と寄与
1.3 現場実証の概要
２. 実施項目と目標
2.1 事故報告後の本事業の実施項目
2.2 実施項目と目標達成指標
３．実施スケジュールと実施体制
４．実施内容（実施事項・成果(※1, ※2 ）)4.1 アクセスルート構築
4.1.1 追加対応 背景と目的
4.1.2 追加対応① 実機切断試験
4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析
4.1.4 追加対応③ ダスト低減対策
4.1.5 追加対応④ 除染作業・AWJ切断作業
4.2 PCV内部詳細調査
4.2.1 モックアップ試験(組み合わせ試験含む)
4.2.2 作業訓練
4.2.3 現場実証の計画※１ 調査計画・開発計画の策定
4.3 目標に照らした達成度※２ アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証
５． まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

2

1.1 本研究が必要な理由（1/2） -背景と本事業の目的【背景】
燃料デブリの取り出し方法の確定等に向けて，PCV 内のペデスタル内外における燃料デブリの分布・形態，PCV 内の構造物等の状況をより高い確度で把握するためにアクセス・調査装置の大型化とそれらに適用する調査技術の高度化が必要【本事業の目的】
1号機は多量の堆積物が存在し，CRDハウジングや炉内機器の脱落が想定されるため(図1.1-1参照)，燃料デブリ取り出し時（又は前）に堆積物回収と落下物撤去が必要となることから，より大きな直径（350mm 程度）の貫通部を設けてPCV内部に入り，堆積物の分布や堆積物内部の燃料
デブリの分布，炉内構造物の状況等，PCV内部の把握を目的とする
CRDハウジング等の脱落
炉内機器などの落下
堆積物

燃料デブリ
MCCI反応物
図1.1-1 推定される1号機のPCV内部状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

3

1.1 本研究が必要な理由（2/2） -１号機PCV内部詳細調査の概要１号機PCV内部詳細調査の現場実証においては，X-２ペネからPCV内地下階に水中遊泳型調査装
置を投入し，ペデスタル外の広範囲とペデスタル内の調査を行い，堆積物回収手段・設備の検討と堆積物回収，落下物解体・撤去などの工事計画に係る情報などの情報収集を目指す

A

B

A

取得したい情報

調査方法

ペデスタル外〜
作業員アクセス口（図中のA)

・堆積物回収手段・設備の検討に係る情報（堆積物の量，由来など）
・堆積物回収，落下物解体･撤去などの計画に係る情報（堆積物下の状況，燃料デブリ広がりなど）

・計測※
・堆積物サンプリング
・目視

ペデスタル内（図中のB)

・堆積物回収、落下物解体･撤去などの計画に係る情報（ペデスタル内部の作業スペースとCRDハウ
ジングの脱落状況に係る情報）・目視©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※：堆積物表面の３次元マッピング、堆積物の厚さ測定、堆積物内・下の燃料デブリ検知

１. 研究の背景・目的

4

1.2 本研究の成果の反映先と寄与

本事業

平成28〜29年度

原子炉格納容器内部調査技術の開発

平成29〜30年度

原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発

平成30〜令和元年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証）

調査計画・開発計画の策定

アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証

平成30〜令和元年度 原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（X-6ペネトレーションを用いた内部詳細調査技術の現場実証）

1号機
2号機

燃料デブリ取り出しの工法・装置等の詳細設計に係る各研究（燃料デブリ取
り出し，耐震，補修，臨界管理など）

燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術の開発「燃料デブリ取り出し工法確定」，「燃料デブリ取り出し装置の詳細設計」に向けた情報など

段階的に規模を拡大した取り出し計画に必要な情報など©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

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1.3 現場実証の概要（1/2）
「PCV内部詳細技術の開発」で開発したアクセスルート構築に係る装置類、PCV内部詳細調査に係る調査技術とアクセス・調査装置のプロトタイプ機を用いて現場実証を行う
アクセスルート構築
外扉穿孔機

完了

完了

実施中

詳細調査

図1.3-1 現場実証の作業ステップ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 研究の背景・目的

6

1.3 現場実証の概要（2/2）

図1.3-2 調査ステップ例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２. 実施項目と目標

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2.1 事故報告注）後の本事業の実施項目
 2020年1月、東電殿より「AWJ時、周囲環境に影響を与えないようダスト濃度を管理」との判断あり。
 上記を踏まえ、工程を精査した結果、実施内容の一部が完了しないことが判明⇒2月3日に事故報告提出。
 事故報告後の実施項目は下表の通り。(事故報告により、本事業で実施しない部分は別事業※で実施）
No
1．

当初計画
調査計画・開発計画の策定

計画変更による追加内容−

事故報告後の実施項目
当初計画と変更なし

2．アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証

2-1①アクセスルート構築の現場実証(a)モックアップ試験(b)作業訓練(c)現場実証≪2018年度≫(d)作業訓練等を追加≪2019年度≫(e)切断試験(f)ダスト挙動分析(g)ダスト低減対策(h)除染作業/AWJ切断
作業

・当初計画のうち、(c)現場実証の一部は未完了。本事業では、下記作業内
容のうち、内扉200A穿孔まで実施。
≪(c)現場実証の概略作業内容≫●新バウンダリ接続⇒●外扉穿孔⇒●
内扉穿孔（200A,250A,350A）⇒●干
渉物（手摺、グレーチング、架台等）
切断⇒●ガイドパイプ設置
・その他の(a),(b),(d)〜(h)について
は計画と変更なし。

②PCV内部詳細調査の現場実証
・(d)現場実証は未着手。本事業では(a)工場組合試験
実施しない。
2-2 (b)モックアップ試験−
・その他の(a)〜(c)については当初計(c)作業訓練画と変更なし。
(d)現場実証注）事故報告：補助事業が予定の期間内に完了することができないと見込まれることの報告©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※別事業：平成30年度補正予算原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証）

8２. 実施項目と目標
2.2 実施項目と目標達成指標
開発計画・
調査計画
の策定

アクセス・
調査装置及
び調査技術
の現場実証

実施項目
アクセスルート構築

目標達成指標（令和元年度）

朱記：追加

説明

（平成30年度報告済）
PCV内部詳細調査の作業訓練と現場実証の詳細計画
4.2.3
PCV内部詳細調査が立案されていること(終了時目標TRL:レベル5）
アクセスルート構築工法を現場に適用し，実環境下
別事業で
現場実証
で据付と施工ができること
継続実施（終了時目標TRL：レベル6）
PCV内ダスト濃度上昇の推定原因の検証，AWJ時の
4.1.1
切断試験
PCV内ダスト挙動の把握のためのダストデータを採
4.1.2
アクセス
取できていることルート
4.1.1
追加 ダスト挙動分析 AWJ時のPCV内ダスト挙動を把握できていること
構築
4.1.3
対応
4.1.1
ダスト低減対策 AWJの高圧水が当たる場所を除染できること
4.1.4
除染作業/AWJ PCV内の除染作業とAWJ切断作業の作業手順の見直4.1.1
しができていること
4.1.5
切断作業
アクセス・調査装置と調査技術を組み合わせた状態
4.2.1
で調査技術の適用性が確認されていること
モックアップ試験
現場状況を模擬したモックアップ試験設備を用いて(組み合わせ試験含）試験を行い，アクセス・調査装置の現場への適用性
4.2.1
PCV内部
が確認されていること
作業員が据付・操作等の作業を習熟していること
詳細調査
作業訓練
4.2.2
（終了時目標 ：レベル 5）
アクセス・調査装置を現場に適用し，実環境下で詳
別事業で©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
現場実証
細目視及び計測動作ができること
実施（終了時目標TRL：レベル6）

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３. 実施スケジュールと実施体制
3.1 実施スケジュール©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10

３. 実施スケジュールと実施体制
3.2 実施体制

技術研究組合○○国際廃炉研究開発機構（本部）2人

全体計画の策定と技術統括
技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

日立GEニュークリア・エナジー株式会社(1)調査計画・開発計画の策定(2)アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証①アクセスルートの構築②PCV内部詳細調査

連携する開発プロジェクトチーム
30人

連携

平成30年度補正予算原子炉格納容器内部
詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証））
原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（X-6ペネトレーションを用いた内部詳細調査技
術の現場実証）

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し規模の更なる拡大に向けた技術の開発
燃料デブリの段階的に規模を拡大した取り出し技術の開発
燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発原子炉圧力容器内部調査技術の開発
固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

４．実施内容4.1 アクセスルート構築①モックアップ試験（報告済(平成30年度中間報告)）
⻘記：本報告の内容
・モックアップ試験計画
・モックアップ試験設備
・モックアップ試験
・トラブル対処に係る試験内容
・モックアップ試験で抽出した新たな課題②追加モックアップ（報告済(令和元年度中間報告)）
モックアップ試験で抽出した新たな課題への対策の効果の確認③作業訓練（報告済(平成30年度中間報告)）④現場実証
・現場実証計画（報告済(平成30年度中間報告)）
・新バウンダリ接続と外扉貫通穿孔（報告済(令和元年度中間報告))
・200A内扉穿孔時のPCV内のダスト上昇（報告済(令和元年度中間報告)）
・200A内扉穿孔の完了
・250A内扉穿孔〜ガイドパイプ取付※⑤追加対応（一部報告済(令和元年度中間報告)）
・実機切断試験・ダスト挙動分析※ 別事業（平成30年度補正予算原子炉格納容
・ダスト低減対策器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提
・除染作業/AWJ切断作業とした内部詳細調査技術の現場実証））で実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

12

4.1.1 追加対応 背景と目的 –200A内扉AWJ穿孔時のダスト上昇••

200A内扉下部切断時に切断部の汚染だけでは説明できないPCV内ダスト濃度上昇を確認
ダスト上昇の推定原因：切断部以外の構造物へのAWJ吐出水の噴射によるダスト巻上げ

スパージャー
PCVガス管理設備
連続ダストモニタ

運用値

（仮設）

約3.8m
AWJ吐出水の噴射状況
架台上

架台下

切断部

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

13

4.1.1 追加対応 背景と目的 –追加対応の経緯計画変更日
令和元年
7月10日

令和元年
9月20日

令和2年
2月3日

計画変更に至る経緯

計画変更の概要

PCV内ダスト濃度上昇の推定原因
2019年6月4日に実施した約5分間のの検証とAWJ時のPCV内ダスト挙動の把200A内扉下部切断でPCV内部のダス握のために以下を追加
ト濃度が運用値を超えたため切断を中・実機での切断試験(☞4.1.2)
断した・PCV内ダスト挙動分析(☞4.1.3)
2019年8月上旬実施のStep1(切断範
切断再開に向けて以下を追加
囲：5°(3ヶ所)) のダスト挙動分析で，・オペフロのダスト監視強化
本格的なAWJ切断時のPCV内ダスト(東電殿実施)濃度が新たな運用目標値を超える可能・ダスト低減対策(☞4.1.4)
性があることがわかったため，切断を中断した
より慎重なAWJ切断作業に向けて以下を周辺環境に影響を与えない範囲で切断追加を進めるために，より慎重なAWJ切断
・PCV内除染作業とAWJ切断作業の作業作業が必要となった
手順の見直し(☞4.1.5)【成果の概要】AWJによる試切断(5°切断）でPCV内を除染できること，その影響範囲はAWJ吐出水が直接当たる範囲より広範囲であること，分割切断によりダスト上昇から次の切断開始時間を設定でき，ピークを抑えながら切断できること，洗浄治具よりAWJによる試切断でPCV内を除染した方が準備・作業の期間を大幅に短縮でき，洗浄不足のリスクを回避できることなどを確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

14

4.1.2 追加対応① 実機切断試験 –計画【目的】PCV内ダスト濃度上昇の推定原因の検証，AWJ
時のPCV内ダスト挙動の把握及びPCV内ダスト濃度運用
値の見直しのためのデータ採取

Step
1※

試切断
・切断角5°
・3箇所

架台上(範囲1)

PLR遮へい体(範囲2)異なるAWJ吐出水の噴射対象(ダスト発生源:範囲1〜3)の切断範囲を３箇所選定
架台下(範囲1)

Step
1A ※

試切断
・切断角5°
・4箇所

Step1に隣接する切断範囲を３箇所と隣接しない切断範囲を1箇所選定
約2.2m〜

試切断

Step
2A ※

AWJ吐出水の影響範囲の確認の・切断角〜10° ために４箇所選定
・4箇所

約0.5m〜切断範囲を拡大した時のダスト挙動の特徴確認のために4箇所・切断角〜30°
選定
・4範囲
切断

※ Step1：ダスト挙動把握のための切断試験
Step1A：Step1のデータ拡充のための切断試験
Step2A：切断範囲拡大時のダスト挙動把握のための切断試験
Step2B：切断時の運用検証と広範囲切断の実績構築のための切断試験(4.1.5参照)

約4.5m〜©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

15

4.1.2 追加対応① 実機切断試験 –Step1（試切断）【結果】• AWJ噴射対象(範囲1〜3)でピークダス
ト濃度が大きく異なる• 最も噴射面積が小さい範囲1のピーク
ダスト濃度が高い（架台下の影響も大きい）👉 切断部より構造物へのAWJ吐出水の噴射によるダストの巻上げの影響が大きい

範囲２（No. 1-1）
噴射位置：5⇄0°

範囲3（No. 1-3）
噴射位置：95⇄90°

PLR遮へい体(範囲2)
ペデスタル壁面(範囲3)
架台(範囲1)
範囲1（No. 1-2）
噴射位置：180 ⇄ 175°
範囲1
範囲2
範囲3

架台

架台下
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

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4.1.2 追加対応① 実機切断試験 –Step1A（試切断）【結果】• Step1と隣接するNo.1A-1〜3のピークダスト濃度が低い• No.1-1〜3から離れたNo.1A-4のピークダスト濃度はStep1の範囲３(No.1-3)と同程度
👉 構造物へのAWJ吐出水の噴射により，PCV内部が除染されたと推定

範囲2（No. 1A-1）
噴射位置：15⇄10°

範囲3（No. 1A-4）
噴射位置：35⇄30°

範囲1（No. 1A-2）
噴射位置：165 ⇄ 160°

範囲3（No. 1A-3）
噴射位置：85⇄80°

Step1のピークダスト濃度範囲

洗浄効果※
DF≒3〜5

Step1と隣接しない範囲3

範囲2（No. 1-1）
噴射位置：5⇄0°

Step1と隣接する
範囲1〜3

比較：Step1

範囲1（No. 1-2）
噴射位置： 180 ⇄ 175°

範囲3（No. 1-3）
噴射位置：95⇄90°©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※

DF＝ピークダスト濃度比(1-1/1A-1, 1-2/1A-2, 1-3/1A-3)

4.1 アクセスルート構築

17

4.1.2 追加対応① 実機切断試験 –Step2A（試切断・切断）(1/2)
Step１Aの実績に基づく予想値※1【試切断の結果】
1)右半周(範囲0〜180°)

Step1-1
Step1A-1

Step1A時のAWJ噴射の影響を受ける可能性が高い範囲

Step1A-4

・Step１Aの実績に基づくピークダスト濃度予想値の2/3〜1/2程度

Step2A-2(2)Step1A-3

2)左半周(範囲0〜-180°)
Step1と1A時のAWJ噴射の影響が小さい範囲•

Step1の実績に基づくピークダスト濃度予想値の1/5
以下

👉 AWJ吐出水噴射によるPCV内部の除染範囲は
Step1Aの実績に基づく予想よりも広範囲と推定

範囲0〜180°

範囲0〜180°

ﾋﾟｰｸﾀﾞｽﾄ濃度(Bq/cm3)
切断
切断範囲（°）
範囲
角
予想
実績
-3
2A-1 1 5° 145°⇒140°⇒145° 10.7×10 5.31×10-35° 115°⇒110°⇒115° 2.75×10-3
3.20×10-3
2A-2 35°
60°⇒55°⇒60°
2.05×10-3
2A-7 2 10° -10°⇒-20°⇒ -10° 13.3×10-3 1.52×10-3
2A-8 2 5° -40°⇒-45°⇒-40° 11.4×10-3 2.96×10-3
2A-9 2+3 5° -75°⇒-80°⇒-75° 17.4×10-3 1.17×10-3
範囲0〜-180°

Step1-3

Step2A-2(1)Step１の実績に基づく予想値※2
Step2A-7

Step2A-9
Step2A-8

範囲0〜-180°©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※1：噴射範囲のラップ量と洗浄効果を考慮した予想値※2：噴射面積と距離から求めた洗浄効果を考慮しない予想値

4.1 アクセスルート構築

18

4.1.2 追加対応① 実機切断試験 –Step2A（試切断・切断）(2/2)
【切断の結果】
・２分割切断のダスト曲線は切断１回目と2回目のダスト曲線の重ね合わせで表すことができる
👉切断1回目のPCV内ダスト挙動は切断２回目の影響を受けない
・切断2回目のピークダスト濃度は1回目の約1/4
👉切断1回目に2回目のAWJ噴射範囲の一部が除染されたと推定
・2回目の切断開始時間を伸ばすことでダスト曲線の重ね合わせのピークダスト濃度(実測されるピークダ
スト濃度)を抑制できる見通しを確認
範囲

切断角

2A-3

3

20°

2A-4

3

30°

2A-5

1

20°

2A-6

1

30°

ﾋﾟｰｸﾀﾞｽﾄ濃度(Bq/cm3)
予想
実績

切断範囲（°）
切断１回目
切断２回目
切断１回目
切断２回目
切断１回目
切断２回目
切断１回目
切断２回目

110°⇒90°⇒100°
休止(実績：40分)100°⇒110°95°⇒65°⇒80°
休止(実績：70分) 80°⇒95°180°⇒160°⇒170°
休止(実績:40分)170°⇒180°
165°⇒135°⇒150°
休止(実績:30分)150°⇒165°

Step１Aの実績に基づく予想値<6×10-3

5.01×10-3<9×10-3

8.29×10-3<6×10-3

2.15×10-3<9×10-3

4.12×10-3©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

19

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –計画【実施内容】切断試験時のダスト挙動分析
 仮設ダストモニタ応答評価によるダスト濃度予測
 AWJ作業時のAWJ吐出水による洗浄効果
ダストモニタ流量
33.1L/min
仮設ダストモニタ

スパージャー

排気ファン

内扉

ダスト
凝縮器

AWJ装置
構造物
(グレーチング，
PLR配管遮へい体)

HEPA
フィルタ

25.9ｍ3/h（ガス管理排気風量）

モニタ
(本設)

ガス管理システム排気による減少効果
重力沈着による減少効果

内扉と内扉穿孔部の先にある構造物の表面汚染（高圧水による飛散）

AWJ作業時のAWJ吐出水による洗浄効果©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

20

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –結果(1/6)(1) 仮設ダストモニタ応答評価によるダスト濃度予測 (1/3)
 6/4のAWJ作業時の仮設ダストモニタ実績に基づき，仮設ダストモニタ応答の予測・評価モデルを構築
1F-1の場合、スパージャーに吸い出されたダストがガス管理システムに移行する。
このとき、PCV内のダストの挙動に係わる仮設モニタ濃度及びスパージャーの関係として、以下の2通りのモデルを検討した。

③の時刻

②の時刻

①の時刻

パラメータ
Qpcv PCV内の体積Vの放射能量[Bq]Qm

仮設モニタの放射能量[Bq]A

浮遊ダスト発生率[Bq/min]

F1

ガス管理システム排気量[m3 /h]F3ダストサンプラ流入量[ｍ3 /h]

DFｃ 配管低減率[-]

パラメータの意味及び考え方の一部は変更する必要はあるが、上記のいずれのモデルにおいても、以下の基本評価式を用いることが可能である。

拡散体積[ｍ3 ]V(スパージャー近傍に着目した見かけの体 PCV内の体積Vの放射能量[Bq]積)λｄ

重力沈着による減少割合[1/min]

λpcv

ガス管理による減少割合[1/min]

=

−

+

×

×

 仮設モニタの放射能量[Bq]
=

×

×

×

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

21

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –結果(2/6)(1) 仮設ダストモニタ応答評価によるダスト濃度予測 (2/3)
 切断部の先にある構造物へのAWJ吐出水の噴射面積，ノズルからの距離とダスト発生量(仮設
モニタ積算放射能量 )との関係を推定• 6/4及びStep1-1からStep1-3の切断時の汚染構造材に対するAWJ吐出水の噴射面積及びノズルまでの距離と仮設モニタの積算放射能量（実績値）の関係を図4.1.3-1のとおり整理し、仮設モニタの積算放射能量と汚染構造材の噴射面積及び距離の相関式を得た。
• 前頁のモデル及び図4.1.3-1に示す仮設モニタの積算放射能量の相関関係を用い、図4.1.3-2のモニタ応答モデルによる評価値を得ることが出来た。

スパージャー効率(η)は、実績を鑑みて、切断開始後１７分から６０分間にかけて直線的に増加するものと仮定した。

図4.1.3-1 仮設モニタ積算放射能量とAWJ吐出水
噴射面積及びノズルからの距離の関係

図4.1.3-2 6/4のAWJ作業時の仮設ダストモニタ実績とモニタ応答予測モデルによる評価値（再現）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

22

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –結果(3/6)(1) 仮設ダストモニタ応答評価によるダスト濃度予測 (3/3)
前項までの基本評価モデル及び仮設モニタ積算放射能量の推定結果より，切断試験（Step1）時の仮設ダストモニタ応答評価を実施し， 図4.1.3-3に示すとおり， Step1までの仮設
モニタの応答について，概ね再現させることが出来た。

Step1-1

図4.1.3- 3

Step1-3

仮設ダストモニタ応答評価結果(Step1)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

23

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –結果(4/6)(2) AWJ作業時のAWJ吐出水による洗浄効果の評価結果
 前頁までの基本評価モデルは、Step1までの切断時の仮設モニタ応答の予測評価と実測が概ね一致したが、Step1A以降の切断時の仮設モニタ応答については、予測評価が過大評価となる傾向が示された。
 このように予測評価が過大となる要因として、 AWJ作業を重ねると汚染構造材がAWJ吐出水に洗浄されることによるものと考えられ、このAWJ吐出水による洗浄効果（DF）は、以下の式
によって表すものとした。
洗浄効果（DF）＝

仮設モニタピーク濃度（評価値）[Bq/cm3]
仮設モニタピーク濃度（実測）[Bq/cm3]

図4.1.3-4より、Step1A以降のダスト濃度予測評
価では、洗浄効果（DF）は3以上は期待できる。

DF=3

1日あたりの切断回数が複数の場合は、洗浄効
果（DF）がさらに大きくなる傾向がある。

図4.1.3- 4 AWJ吐出水による洗浄効果(DF)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

24

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –結果(5/6)(3) 仮設ダストモニタ応答評価によるダスト濃度予測＜洗浄効果あり・長時間切断＞
 Step2A及び2Bにおける複数回切断時の実測の仮設モニタ応答に対し、洗浄効果（DF）を考慮した予測結果を図4.1.3-5及び図4.1.3-6に示す。
 連続切断を行う場合、洗浄効果（DF）は１回目と比べて、２回目以降の方が大きい傾向があり、切断を繰り返すことで、より大きなDFが期待できる。

図4.1.3-5 仮設ダストモニタ応答評価結果(Step2A)

図4.1.3-6 仮設ダストモニタ応答評価結果(Step2B)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

25

4.1.3 追加対応② ダスト挙動分析 –結果(6/6)(4) 検討結果のまとめ 6/4の仮設ダストモニタ実績に基づき，1号機特有のスパージャーを経てガス管理システムにダストが移行することを想定した仮設ダストモニタのダスト濃度評価モデルを構築した。
 AWJによるダスト発生量は、構造物へのAWJ吐出水の噴射面積，ノズルからの距離に依存する。これらの関係からダスト発生量の予測モデルを構築した。
 PCV内のダストの挙動として、“濃度一定のダストが時間経過とともに移動する場合”及び“ダスト濃度が高さ方向に濃度分布を形成し時間経過とともに濃度分布が変化する場合”の2通りの検討行った。構築したダスト濃度及びダスト発生量のモデルは、基本的な評価式及び評価手法に変更することなく両方のモデルに適用可能。
 Step1A以降の切断時には、AWJ吐出水により汚染構造材が洗浄されることによる効果が確認された。
 仮設ダストモニタのダスト濃度評価において、この洗浄効果（DF）は、切断時に汚染構造材へのAWJ吐出水の噴射の履歴がある場合、3以上が期待できると推定される。
 1日あたりの切断回数が複数の場合は、この洗浄効果（DF）がさらに大きくなる傾向がある。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

26

4.1.4 追加対応③ ダスト低減対策 –計画(1/2)ダスト低減対策①：予めAWJ吐出水が当たる場所を洗浄し，表面に付着している放射性物質を除染
PLR遮蔽体(範囲2)

内扉PCV側AWJ吐出水架台/架台下
図4.1.4-1 AWJ吐出水の噴射範囲イメージ
図4.1.4-3 PCV内洗浄のイメージ【ポール型洗浄治具の特徴】①ポール操作(回転・押引)と洗浄･散水ヘッド部の操作(屈曲・旋回)による洗浄箇所の設定②洗浄水による構造物の洗浄および散水による放射性物質を含
む浮遊性ミストの飛散抑制

図4.1.4-2 ポール型洗浄治具の外観【実施項目】
・ポール型洗浄治具の製作および洗浄ノズルの選定
・構造物ごとの洗浄手順の策定および試験による確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

27

4.1.4 追加対応③ ダスト低減対策 –計画(2/2)ダスト低減対策②：AWJ切断時にPCV内へ散水し，放射性物質を含む浮遊性ミストの飛散を抑制
ダスト低減対策③：予めAWJ装置により切断箇所を高圧洗浄し，グレーチング，I 型綱及び電線管の表面に付着している放射性物質を除染

図4.1.4-4 AWJ装置による洗浄イメージ【AWJ装置による洗浄の特徴】
切断時と同じ設定状態での高圧水による洗浄【実施項目】
・AWJ装置の洗浄圧力による洗浄効果の確認

図4.1.4-5 AWJ切断時の散水イメージ【散水治具の特徴】①ポール操作(回転・押引)と散水ヘッド部の操作(屈曲)による散水範囲の設定②ドームカメラとLED照明による状況確認【実施項目】
・散水治具の製作および散水圧力の選定
・散水による浮遊性ミスト抑制効果の確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

28

4.1.4 追加対応③ ダスト低減対策 –ポール型洗浄治具による洗浄(1)洗浄ノズルの選定
以下により直進ノズル×１（直管有）を選定
・ノズル１ヶ当たりの流量が大きい
・模擬汚染を確実に除去できる・洗浄水が安定する(直管による整流効果)(2)試験による洗浄手順の確認策定した洗浄手順によりAWJ吐出水が当たる
場所を洗浄できることを確認した

選定した
ノズル

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

29

4.1.4 追加対応③ ダスト低減対策 –AWJ装置による洗浄AWJ装置による洗浄効果の確認• グレーチング切断時と同じ設定状態で高圧水による洗浄を行いながらノズルを1周走査• 洗浄時の水圧が高いほど洗浄効果が大きいことを確認，一方で浮遊性ミスト発生量も増加☞ 実機では10MPa,30MPa,100MPaなど段階的に水圧を上げて除染を行う
参考220MPa
洗浄100MPa
洗浄10MPa
洗浄30MPa(AWJ吐出圧)
グレーチング
AWJ装置

増

浮遊性ミスト模擬汚染(セメント)

除去箇所
(⻘)
洗浄効果

大
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

30

4.1.4 追加対応③ ダスト低減対策 –AWJ作業時の散水(2)試験による散水効果の確認• AWJ吐出水から発生した浮遊性ミストが散水に引き寄せられ，ミストの濃さが低下する状況を確認• 散水により浮遊性ミストの量は約1/2，温度は約2℃低下
👉 浮遊性ミスト量の増加を緩和できる可能性がある
ミスト吸引口散水治具

ﾐｽﾄｺﾚｸﾀｰ

図4.1.4-6 散水治具の外観

ミスト回収容器(1)散水時のポンプ圧の選定
温度計
散水なし

水圧≦1MPa

散水の勢いが強く，放射性物質を含む浮遊性ミストの飛散抑制効果が期待できるため，最も流量が多いポン
プ圧5MPaを選定

AWJ装置
散水あり

水圧≧3MPa選定

浮遊性ミスト回収量(mL)
到達温度
散水
ミスト
ミスト
(℃)
合計
回収容器 コレクター
無
28.4
100
50
150
有
26.3
20
50
70

相対比
1.0
0.5

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

31

4.1.5 追加対応④ 除染作業・ＡＷＪ切断作業 –実機切断試験(Step2B)（1/3)より慎重なＡＷＪ切断作業に向けてPCV内の除染作業とＡＷＪ切断作業の作業手順の見直しを実施【実機切断試験(Step2B)の目的】
・1日当たりの切断範囲拡大
・次の切断開始時間の判断の運用実績の構築
・200A内扉穿孔完了a) 20〜30分後のダスト濃度Aからピークダスト
濃度A’を求め，運用値内となる2回目の切断開始
時間を判断(1)1日当たりの切断範囲拡大
1領域を2分割し,途中に切断休止期間を設ける
分割切断を採用することで運用値内での1日当たりの切断範囲を45°から120°まで拡大
切断範囲（°）※2分割切断
5°(試切断) -135°⇔-140°
5°(試切断) -105°⇔-110°35°
135°⇔100°45°
75°⇔30°※55°40°⇔-15°※20°145°⇔125°55°-5°⇔-60°※40°-95°⇔-135°※55°-50°⇔-105°※65°-125°⇔-190°※

1日の切断実績
45°b) 2回目の切断開始20〜30分後のダスト曲線の傾きbからピークダスト濃度Bを求め，運用値内となる3回目の切断開始時間を判断

45°
75°
95°
120°

図4.1.5ｰ1 次の切断開始時間の判断概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

32

4.1.5 追加対応④ 除染作業・ＡＷＪ切断作業 –実機切断試験(Step2B)（2/3)(2)次の切断開始時間の判断の運用実績の構築•••

1日当たりの切断回数を2回から4回まで拡大し，この運用の実績を構築した
図4.1.5ｰ1の方法でピークダスト濃度を予想し，次の切断開始時間を判断する方法でダストのピークを抑制しながら切断できることを確認
切断中にろ紙交換によるダスト測定不可事例が発生。本格的な切断では２台のダストモニタで対応予定(a)2B-4(45°)(b)2B-5⇔2B-10(75°)(c)2Bｰ6⇒2Bｰ9(95°)
図4.1.5ｰ2 分割切断時のダスト曲線(d)2Bｰ7⇒2Bｰ8(120°)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning-2
3※ダスト曲線の勾配から1×10 Bq/cm に到達しないことを予想し，次の切断を開始

4.1 アクセスルート構築

33

4.1.5 追加対応④ 除染作業・AＷＪ切断作業 –実機切断試験(Step2B)（3/3)(3) 200A内扉穿孔完了••

1日最大120°切断時のダスト
データ等と分割切断の運用実績を構築しながら切断完了
現場実証を本格的に再開

開孔部

合計

合計

X-2ペネ内扉

200A内扉穿孔用
AWJ装置

図4.1.5ｰ3 200A内扉穿孔後の状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

34

4.1.5 追加対応④ 除染作業・AWJ切断作業 –作業手順の見直し(1/3)PCV内除染方法
訓練期間
250A内扉
穿孔＋散水

除染期間
切断期間
訓練期間

350A内扉穿孔+散水

除染期間

洗浄治具(4.1.4)

AWJ試切断(4.1.2)

検討結果

合計約2週間※1 ・AWJ試切断の方が約2週間 合計約5週間※1 約2日間(散水のみ）
範囲3を含む広範囲
約2週間
2〜4日間(試切断(図4.1.5ｰ5))の除染に適している
5〜7日(試切断追加)
3〜5日間(目安)
・作業期間が短く，
約1週間 合計約4週間※1 約2日間(散水のみ) 合計約2週間※1 作業員の被ばく低減にも有効である
約2週間
2〜4日間(試切断)👉 AWJ試切断に

切断期間

5〜7日(試切断追加)※2

課題

範囲3の除染が困難(図4.1.5ｰ4)−

よる除染と治具による散水を適用

AWJ試切断追加−※1訓練期間＋除染期間＋切断期間の合計※2ノズル交換期間除く

課題
対策

3〜5日間(目安)※2

試切断による
除染中心
250A内扉
穿孔予定箇所

範囲3の
除染が重要

範囲3
200A内扉
開孔部

図4.1.5ｰ4 ピークダスト濃度と切断範囲の関係

200A内扉穿孔時の想定影響範囲

図4.1.5ｰ5 250A内扉穿孔前試切断(除染)計画©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.1 アクセスルート構築

35

4.1.5 追加対応④ 除染作業・AＷＪ切断作業 –作業手順の見直し(2/3)以下を基本とし，今後のダストデータ等を確認しながら作業手順の具体化・見直しを行う【洗浄】AWJ試切断によるPCV内除染(12方位）
250A【散水】試切断・切断時に200A内扉開孔部から治具を挿入し，散水
内扉穿孔【切断】4領域の分割切断
👉 200A内扉穿孔時のPCV内除染範囲と散水効果を確認【洗浄】AWJ試切断によるPCV内除染
350A【散水】試切断・切断時に250A内扉開孔部から治具を挿入し，散水
内扉穿孔【切断】分割切断
手摺
切断※

【洗浄】ー
【散水】試切断・切断時に250A内扉開孔部から治具を挿入し，散水【切断】分割切断

グレーチング
切断【洗浄】AWJ装置によるグレーチング・グレーチング下の高圧水除染【散水】試切断・切断時に250A内扉開孔部から治具を挿入し，散水【切断】分割切断

グレーチング
下切断【洗浄】AWJ装置によるグレーチング下の高圧水除染【散水】試切断・切断時に250A内扉開孔部から治具を挿入し，散水【切断】分割切断

架台
切断※

【洗浄】ー
【散水】試切断・切断時に250A内扉開孔部から治具を挿入し，散水【切断】分割切断©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※

寸法測定結果をもとに実施可否を判断4.1 アクセスルート構築

36

4.1.5 追加対応④ 除染作業・AＷＪ切断作業 –作業手順の見直し(3/3)【見直し後の手順の課題】
1）試切断の回数，切断の分割数，散水治具の出入れ回数が多いほど作業員の被ばくが増加
・回数，分割数に比例し，エアロック室内作業の作業時間増加
・ノズル寿命(累積切断時間180分)を超えた場合，AWJノズル交換の作業時間(9日間)追加
・カメラ寿命(PCV内滞在3〜5日間)を超えた場合：内部カメラ交換の作業時間(9日間)追加
2) 作業員の被ばく低減のために運用値内の上限で試切断・切断を計画した場合，万が一，実績より高いダスト上昇が発生すると，運用値を超え作業中断が発生する【対策】
1) ノズル寿命※1内で効率よく分割切断する切断計画の採用・切断ラップ量の低減
2) カメラ寿命※2内でのAWJ装置のPCV内挿入から切断開始まで休日を挟まない作業工程の採用
3）上記で対応できない場合は・PCV内ダスト濃度の運用値の引上げ(東電HD殿実施)・作業員の更なる追加※3※1 ノズルの⻑寿命化は開発期間(試作・検証）１年以上，装置の改造と切断性能が異なる場合はモックアッ
プ試験と訓練のやり直しに約2年間の期間が必要と想定されるため，実施しないことにした※2 耐放射線性カメラへの変更は装置の改造に約半年間と視認性が異なる場合はモックアップ試験と訓練のやり直しに1年以上の期間が必要と想定され，しかもノズルの⻑寿命化とセットで対応しないと効果が薄れるため，実施しないことにした※3 作業員を追加した場合，作業訓練のための期間が追加される©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．実施内容

37

4.2 PCV内部詳細調査
アクセスルート構築現場実証の工程変更に伴い，現場実証を別事業※で実施することとし，以下の目的としたモックアップ試験を実施した• ペデスタル内へのアクセス可否条件の拡充（データ拡充）• ROV故障時のケーブル切断（データ拡充）• ケーブル送り装置の最適化（経時的な影響を考慮した予備的な改造）• 3Dマッピングセンサの漏水対策（不調事象対応の結果報告）①モックアップ試験(組み合わせ試験含む)
・モックアップ試験(組み合わせ試験含む)の計画（報告済(平成30年度中間報告)）・モックアップ試験設備（報告済(平成30年度中間報告）
・モックアップ試験(組み合わせ試験含む)の試験結果（報告済(令和元年度中間報告)）
・想定リスクへの対応の試験結果（報告済(令和元年度中間報告)）②モックアップ試験(データ拡充、経時的影響を考慮した予備的な改造他)③作業訓練
・作業訓練の計画（報告済(令和元年度中間報告)）
・作業訓練
④現場実証
⻘記：本報告の内容
・現場実証の計画※ 平成30年度補正予算原子炉格納容器内部詳・現場実証※
細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証）で実施©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

384.2.1 モックアップ試験（データ拡充） －ペデスタル内へのアクセス可否条件の拡充(1/4)－
１）試験内容下表の条件でROV-A2(詳細目視用)をモックアップ試験設備のペデスタル内部にアクセスさせ，
ペデスタル内部へのアクセスのために重要な北回りと南回りルートのガイドリング取付位置を検討④⑧

北回りルート(記号：○有，×無）

南回りルート(記号：○有，×無）ガイドリングNo.

パタ
ーン

①

②

③

1

〇

〇

2

〇

3

ガイドリングNo.

④

パタ
ーン

⑤

⑥

⑦

⑧

〇

〇

1

〇

〇

〇

〇

〇

〇

×

2

〇

〇

〇

×

〇

〇

×

×

3

〇

〇

×

×

4

〇

×

×

×

4

〇

×

×

×

5

×

×

×

×

5

×

×

×

×

③

⑦

②

⑥

①

⑤
①〜⑧：ガイドリング

表4.2.1-1 ガイドリング取付パターン©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

394.2.1 モックアップ試験（データ拡充） －ペデスタル内へのアクセス可否条件の拡充(2/4)－
2）試験結果1(北回りルート）• 試験設備では北回りルートの全てのパターンでペデスタル内部にアクセスできた• ガイドリングの取付位置でケーブルの干渉状況が大きく異なり，ガイドリング②の取付失敗の場合，ペデスタル内アクセスへの影響が最も大きいと推定
Case-2:ガイドリング②の取付が失敗した場合

Case-3:ガイドリング③の取付が失敗した場合

Case-4:ガイドリング④の取付が失敗した場合

④

④

④

④

干渉物

③

③

③

②

②

②

①

干渉物への引っかかりと摩擦抵抗増大のリスクはなく，ペデスタル内アクセスへの影響はない①

干渉物への引っかかりのリスクが大きく，ペデス
タル内アクセスへの影響が最も大きい①

インストール
位置

干渉物

インストール
位置

干渉物

インストール
位置干渉物

干渉物への引っかかりリ
スクがあるが，ペデスタ
ル内アクセスへの影響は
Case-2 より小さい①

インストール位置

Case-1:ガイドリング①の取付が失敗した場合

PLR配管との接触による摩擦抵抗増大のリスクはあるが，ペデスタル内ア
クセスへの影響は小さい©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

40

4.2.1 モックアップ試験（データ拡充） －ペデスタル内へのアクセス可否条件の拡充(3/4)－
3）試験結果2(南回りルート）• 試験設備では南回りルートの全てのパターンでペデスタル内部にアクセスできた• ガイドリング取付位置でケーブルの干渉状況が大きく異なり，ガイドリング➆の取付失敗の場
合，ペデスタル内アクセスへの影響が最も大きいと評価
Case-1:ガイドリング⑤の取付が失敗した場合

Case-2:ガイドリング⑥の取付が失敗した場合

Case-3:ガイドリング➆の取付が失敗した場合

Case-4:ガイドリング⑧の取付が失敗した場合

干渉物

干渉物

干渉物

干渉物

⑦

⑦

⑤

PLR配管
接触

PLR配管との接触による摩擦抵抗増大リスクと干渉物への引っかかりリスクがあるが，Case-3よりペデスタル内アクセスへの影響が小さい

⑥

⑤

PLR配管
接触

干渉物との引っかかりリ
スクが大きく，ペデスタ
ル内アクセスへの影響が最も大きい

インストール
位置

PLR配管との接触による摩擦抵抗増大のリスクはあるが，ペデスタル内ア
クセスへの影響は小さい⑥

インストール
位置

⑤

PLR配管
接触

インストール位置

インストール
位置

⑥

⑦

⑦

⑥

⑤

PLR配管
接触

干渉物との引っかかりリ
スクは小さく，ペデスタ
ル内アクセスへの影響は小さい©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

414.2.1 モックアップ試験（データ拡充） －ペデスタル内へのアクセス可否条件の拡充(4/4)－4）まとめ• 難度（評価点4点以上；「低」と「中」）は相対的に干渉リスクが小さく，ペデスタル内部にアクセスできる可能性が高い
難度(点数※)
パターン 北回り ① ② ③ ④• 現場実証ではガイドリングの全数 取付数
南回り ⑤ ⑥ ⑦ ⑧ 北回り 南回り
取付を目指す4個
4○ ○ ○ ○低(6)低(8)• 万が一、ガイドリングが何らかの
3-1
× ○ ○ ○低(6)低(7)理由で取付けられない場合、難度
3-2○ × ○ ○
低(5)
低(6)
3個
が4点以上（低、中）となるパ
3-3○ ○ × ○中(4)低(5)ターンを目指してガイドリングを
3-4○ ○ ○ ×
低(5)
低(6)
取り付ける
1点 ④

⑧ 2点

北回り

2個
③

⑦

2点

3点

②

⑥
2点

3点

1個

南回り
①

⑤ 1点

0点
（②ガイドリング取付失敗時は2点）①〜⑧：ガイドリング

０個

2-1

×

×

○

○

高(3)

低(5)

2-2

×

○

×

○

中(4)

中(4)

2-3

×

○

○

×

低(5)

低(5)

2-4

○

×

×

○

高(3)

高(3)

2-5

○

×

○

×

中(4)

中(4)

2-6

○

○

×

×

高(3)

高(3)

1-1

○

×

×

×

高(2)

高(1)

1-2

×

○

×

×

高(3)

高(2)

1-3

×

×

○

×

高(2)

高(3)

1-4

×

×

×

○

高(1)

高(2)

0

©International
Decommissioning
×× Research× Institute× for Nuclear
高(0)
高(0)

※取付の重要性に点数(1〜3点)を割当てペデスタル内アクセスの難度を評価

4.2 PCV内部詳細調査

424.2.1 モックアップ試験（データ拡充） －ROV故障時のケーブル切断試験－
ROVが帰還不可となった場合を想定し，ROVケーブルを陸上側で切断し，ケーブルをPCV内に残置した状態で後続調査への影響を確認（ケーブル切断のためモックアップ試験の最後に実施）
1）試験内容
⑤〜⑧：ガイドリング
ガイドリング4つ通過後のROVのケーブルを切断し，残置ケーブ
ル（ポリウレタン・ポリ塩化ビニル）の沈み具合を確認⑤
ROVケーブルドラム⑧⑥

ROVケーブル切断位置（グローブボックス）

ケーブルの挙動確認範囲ROV残置
ポイント2）試験結果約1週間（7日後）でガイドリ
ング⑤までのケーブルが水没
👉 後続調査のROVの地下階
搬入への影響はなく，残置ケ
ーブルのない半周と残置ケーブルのあるジェットデフ1つ目までの範囲の後続調査は可能⑦

水没⻑さ約1m

ポリウレタン(ＲＯＶ-Ａ）
切断直後

7日後

3日後
水没⻑さ約4m

ポリ塩化ビニル(ＲＯＶ-Ａ2）
切断直後

3日後

⑤まで水没
(水没⻑さ約9m)⑥付近まで水没(水没⻑さ約16m)

7日後©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

434.2.1 モックアップ試験（経時的な影響を考慮した予備的改造）－ｹｰﾌﾞﾙ送り装置の最適化－
ケーブル送り装置のローラはケーブルと同等以上の硬さがある。モックアップ試験では実機に比べ⻑時間にわ
たって試験を実施しており、ケーブルが扁平し，ローラとケーブル間の摩擦が低下して滑りが発生した（運用には大きな影響はなし）。そのためケーブルを扁平させないローラ構造，形状，材質を再検討し、念のため改造・確認を実施した。

1）ケーブル送り装置の送り機構の改善
ケーブル

ケーブル送り装置

ケーブル

従来のローラタイヤ構造

ケーブルはローラに押しつぶされながら送り出される(a) 改善前2）改善効果の確認••

タイヤ構造のケーブル送り力を測定し，従来のローラのケーブル送り力（平均10kgf（＝98N））と大きな差はないことを確認
試験後ケーブルにローラ適用時のような扁平が発生していないこと
を確認

種類

タイヤ構造

参考
ローラ構造

タイヤが変形しケーブルを包み込んで送り出す(b) 改善後ケーブル

平均ケーブル送り力（牽引力）

ＲＯＶ-Ａケーブル（ＰＵＲφ２３．８）

9.4kgf（＝92.1N）

ＲＯＶ-Ａ２ケーブル（ＰＶＣφ21.6）

9.9kgf（＝97.0N）

ＲＯＶ-Ｂケーブル（ＰＵＲφ23.8）

13.6kgf（＝133.2N）-

平均10kgf（＝98N）©International ResearchInstitute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

444.2.1 モックアップ試験（不具合事象対応の結果報告） －3Dマッピングセンサの漏水対策－
1）不具合事象

2）原因検討ROV-Bのモックアップ試験中に３Dマッピング用超音波センサのアルミと樹脂との接合部からUTケーブ
ルを通じてROV本体に漏水する事象が発生

製造メーカへのヒアリングにより，ハウジングとダンパの隙間が設計上1mmより小さい0.5mmで製作される場合があることが判明し，隙間に樹脂Aが充填されない可能性を想定
ハウジング（アルミ）とダンパとの隙間(漏水箇所）
信号線等
ダンパ剤

浸水の経路

チルト動作

樹脂A

超音波センサハウジング（アルミ）
アルミと樹脂との接合部(漏水箇所)
超音波センサ面（樹脂）3）対策
センサ製作時の隙間1mmの確保
👉 構造 (テーパ追加など）と樹脂注
入手順を見直し・改善

ハウジング
(アルミ)

振動子

隙間0.5/1.0mmの模擬ハウジング・ダンパ剤に樹脂Aを注入し，その挙動を再現。隙間1mmでは樹脂Aを完全に充填でき、0.5mmでは完全に充填できないことを確認
模擬
ハウジング

隙間

樹脂注入点
堰

模擬
ダンパ剤

隙間1mm

樹脂注入点
隙間0.5mm

樹脂先端©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

45

4.2.2 作業訓練
アクセスルート構築現場実証の工程変更に伴い，現場実証を別事業で実施することとしたが，作業訓練については計画通り実施した
１
2
ドレンサンプドレンサンプ(1) ROV-A：ガイドリング射出に係るトレーニング
・ROV-A本体にガイドリングを取り付ける作業
・ROV-Aのガイドリング取付に係る一連の作業
23(2) ROV-A2：詳細目視調査トレーニング
ROV-A2の姿勢変更は推進スラスタのみで行うた
め操作のトレーニングを実施した

ドレンサンプ
１

3

ROV-A2の詳細目視調査トレーニング映像(3) ROV-B〜E
測定装置の結線作業及び取り扱いトレーニングを実施した。
(4) 準備作業：門型クレーン組み立て
ROVケーブルドラムを楊重するための門型クレーンの各パーツは大型で重く、取り扱いに注意が必要であるため、組み立てトレーニングを実施した
門型クレーン組立トレーニングの様子©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

464.2.3 現場実証の計画 - 作業フロー 準備作業

作業エリアの
α汚染養生

調査作業

ROVケーブルドラム
搬入／据付

搬入用スロープ･門型吊架台搬入/据付

調査用機材搬入／設置／結線
動作確認／
リークチェック

ＲＯＶケーブルドラム
取外し／搬出

インストール
装置据付

200A･250Aカ
メラ搬入/据付

ＲＯＶ遊泳
調査

インストール

ＲＯＶ洗浄（α汚染対策）アンインストールＲＯＶ遊泳調査の詳細
ＲＯＶ-Ａ①ジェットデフへ移動④ガイドリング取付け

ＲＯＶ-Ａ2①調査ポイントへ移動④ペデスタル内部侵入

ＲＯＶ-Ｂ①調査ポイントへ移動
④測定

ＲＯＶ-Ｃ

①調査ポイントへ移動④次の調査ポイントへ移動

ＲＯＶ-Ｄ①調査ポイントへ移動

ＲＯＶ-Ｅ

片付け

②表面状態の確認③位置合わせ
⑤次のジェットデフへ移動②ペデスタル外周目視調査⑤ペデスタル内部目視調査②アンカー吊下ろし箇所の状況確認③アンカー吊下ろし⑤アンカー回収⑥次の調査ポイントへ移動③測定②測定ルートの事前確認②センサ吊下ろし箇所の状況確認④測定⑤センサ回収①調査ポイントへ移動②吊下ろし箇所の状況確認④サンプリング⑤サンプリング装置回収

インストール装置
取外し／搬出

③次の調査ポイントへ移動⑥インストール位置へ移動

350A、250A、200A
隔離弁フランジ閉止③センサ吊下ろし⑥次の調査ポイントへ移動③サンプリング装置吊下ろし⑥次の調査ポイントへ移動©International廃材処理
Research Institute for Nuclear Decommissioning47

4.2 PCV内部詳細調査
4.2.3 現場実証の計画 - 全体配置図 原子炉建屋内
現場作業指示室
免震棟へ
エアロック室エアロック室
Ｒ/Ｂ１階

免震棟

遠隔操作室

ＲＯＶの遠隔操作を行う。
ＲＯＶ操作器、モニター、計測用
ＰＣ録画機器を配置。大物搬入口
2階と光ケーブルで接続。
モニター

モニター

原子炉建屋内
現場作業指示室
インストール作業等の現場作業の監視、指示を行う。
作業用モニタ、録画機器、通信機器等を配置エアロック室
インストール装置、ＲＯＶケーブルドラム、
制御機器を配置し、インストール作業を行いＰＣＶ内にＲＯＶを挿入する。
インストール装置/
ＲＯＶケーブルドラム

作業用モニター

ＰＣＶ内
エアロック

操作器

録画機器
計測用ＰＣ

録画機器

録画機器

２００Ａカメラ
２５０Ａカメラ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning48

4.2 PCV内部詳細調査
4.2.3 現場実証の計画 －準備作業（1/3）－
作業エリアα汚染養生【主作業エリア(α汚染境界)】・床・壁・天井部をシートにて養生しハウス化
・ＨＥＰＡフィルタ付局所排風機設置【補助作業エリア・サーベイエリア】
・床面をシートにて養生

主作業エリア詳細
養生カーテン

主作業エリア連続ダストモニタ
吸引口

局所排風機

養生カーテンダクト

養生カーテン
靴カバー脱着補助作業エリア

α管理境界
粘着マット

サーベイエリア•••

養生カーテン

主作業エリア：ケーブルドラム取外し等の作業時にα汚染管理を適用し，作業中は強制換気を行う
補助作業エリア：シューズカバーの脱衣所として使用する
サーベイエリア：マスク表面，カバーオールなどを水拭きし，スミヤによるα汚染検査を行う©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

49

4.2 PCV内部詳細調査
4.2.3 現場実証の計画 -準備作業（2/3）調査用機材搬入/設置/結線

搬入用スロープ/
門型クレーン据付
通路にエアロック室への大物機材搬入用スロープ設置(1) 免震棟(遠隔操作室)への機材配置
モニター

モニター

ステージ部設置

ＲＯＶ操作器

補助操作器

エアロック室入口開口と西側通路床の約400㎜の段差を解消する

スロープ部設置

操作器

録画機器
計測用ＰＣ

ドラム操作器(2) 指示室への機材配置
ステージ部

作業用モニター

スロープ部

指示室の現状

機材据付解体用の門型クレーン設置
門型クレーン
録画機器

録画機器

門型クレーンの部材搬入、組立、ｷﾞﾔﾄﾛ/ﾁｪｰﾝﾌﾞﾛｯｸ取付を行う
門型クレーン(3) エアロック室(作業エリア)への機材配置
ＲＯＶ制御装置

モニター

ｷﾞﾔﾄﾛ/ﾁｪｰﾝﾌﾞﾛｯｸ
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

50

4.2 PCV内部詳細調査
4.2.3 現場実証の計画 -準備作業（3/3）インストール装置
搬入/据付

200Ａ、250Ａカメラ
搬入/据付
屈曲カメラ用チャンバの搬入・200A隔離弁への取付け

インストール装置をエアロック室への搬入搬入用台車で搬入

200A隔離弁フランジに取付

屈曲カメラ用チャンバ

350A隔離弁フランジにインストール装置を取り付け
装置吊上げ/台車取外し

350A隔離弁フランジに取付

200A隔離弁

照明カメラ/ドームカメラチャンバの搬入・250A隔離弁への取付け
250A隔離弁フランジに取付

吊上げ

台車取外し/搬出

屈曲カメラ使用状況

照明カメラ

インストール
装置

350A隔離弁
フランジ

屈曲カメラ･
ドームカメラ用チャンバ

250A隔離弁

ドームカメラ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

51

4.2 PCV内部詳細調査
4.2.3 現場実証の計画 -調査作業（1/2）ＲＯＶケーブルドラム
搬入ＲＯＶケーブルドラムをエアロック室に搬入する

動作確認

ＲＯＶケーブルドラム
取付/リークチェック

動作確認用台にケーブルドラムを設置し、カメラを配置して動作確認を行う

ＲＯＶケーブルドラムインストール装
置に取付け、リークチェックを行う

動作確認用台設置

ＲＯＶケーブルドラム取付

動作確認用台設置

ROV本体

インストール装置
リークチェック

動作確認用カメラ設置

250Aチャンバ
圧力ゲージユニット接続位置

350Aケーブルドラム
圧力ゲージユニット接続位置

カメラ配置

カメラ映像例

圧力ゲージ
ユニット

ケーブルドラム台車

200Aチャンバ
圧力ゲージユニット接続位置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

52

4.2.3 現場実証の計画 -調査作業（2/2）インストール
インストール装置に搭載したＲＯＶをガイドパイプ先端まで押し込み先端部を屈曲させて、グレーチング開口部からＲＯＶをＰＣＶ内地下階水面に投入する①インストール装置をPCV内部へ挿入②インストール装置先端部屈曲③ＲＯＶをＰＣＶ水面に吊り下し⇒遊泳調査

PCV内部
エアロック

遮へい体
ガイドパイプ

インストール装置

エアロック前ステージ

グレーチング

水面

ROV

開口

フル装備でのインストール作業状況

ROV吊り下ろし

グレーチング穴位置合わせ

先端屈曲作業屈曲

グレーチング穴
カメラで
水準器
確認

ROV

水面
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

53

4.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（1/12）－（1）ROV-A ケーブルの構造物との干渉回避用ケーブルガイド(ガイドリング)のジェットデフへの取付け
a) 操作手順①ジェットデフへ移動②表面状態の確認③位置合わせジェットデフジェットデフの端

ジェットデフジェットデフジェットデフROVサイドカメラ映像

ガイドリングを取付ける
ジェットデフまで遊泳する。

サイドカメラでジェットデフの表面状態を確認し、ガイドリング取付け位置を決める。

④ガイドリング取付け
ガイドリング⑤次のジェットデフへ移動
ガイドリングを切離し、次のジェットデフへ遊泳する。

前方水中カメラ映像

前方・後方水中カメラを ジェットデフの端用いてROVの位置合わせを実施する。
ROVケーブル

後方水中カメラ映像

ジェットデフジェットデフROVサイドカメラ映像

サイドカメラを見ながらジェットデフにガイドリン
グ取付け，取付状況を確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

544.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（2/12）－b) 計画(ROV-A)
•
•
•
•
•

図面上の干渉物が少ない北回りからガイドリングを取り付ける
ガイドリング取付はジェットデフ全数を基本とするが、ジェットデフの表面状況などによっては取付け可否を判断する（現場判断）
ROVは２台使用する（北回り用ROV-A：１日、南回り用ROV-A：１日）
ガイドリング取付作業に集中するため，積極的な目視調査は実施しない（線量率測定は実施）
北回り・南回りそれぞれにおいてROV-A2のペデスタル内へのアクセス可否検討に資するため、ペデスタル入口状況を観察する

北回り(CW)

インストール位置

ペデスタル入口状況確認

ガイドリング

インストール位置

南回り(CCW)
ペデスタル入口状況確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

55

4.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（3/12）－(2）ROV-A2 水中/気中カメラによるペデスタル外周および内部の既設構造物・堆積物の状況等の目視調査
a) 操作手順①調査ポイントへ移動②ペデスタル外周目視調査③次の調査ポイントへ移動④ペデスタル内部侵入⑤ペデスタル内部目視調査⑥インストール位置へ移動

気中目視範囲気中目視範囲望遠カメラ画像
水中目視範囲②-1 ペデスタル外周全体目視調査(パンチルトカメラ)②-2 既設構造物目視調査(パンチルトカメラ)

水中目視範囲
⑤-2 CRDハウジング目視調査(望遠カメラ)⑤-1 ペデスタル内部全体目視調査(パンチルトカメラ)
ペデスタル内部②-3 堆積物高さ確認(パンチルトカメラ)②-4 ベント管への堆積物
流出状況確認 (パンチルトカメラ)④ ペデスタル内部侵入©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

564.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（4/12）－b) 計画(ROV-A2)••••

南回り（ペデスタル内アクセス含む）→北回りの順番で調査を行うことを基本とする
各調査ポイントにて気中・水中全方位又は構造物等の近接撮影とγ線量率測定を行う
ペデスタル内部へのアクセスはケーブル干渉が少ない南回りを基本とする（ROV-Aの映像から1次判断を行う）
ペデスタル入口からのペデスタル開口状況とペデスタル開口付近からのペデスタル内部状況の確認を行い，ペデスタル内部へのアクセス可否を判断する

インストール
位置

調査日程

ROV累積集積被ばく※

1日目
(8時間)

161.5Gy（調査52+ｲﾝｽﾄｰﾙ、

2日目
(8時間)
3日目
(3時間)

仮定
・気中：12Gy/h （実績最大）・水面付近：6.5Gy/h（実績最大）・水中：11Gy/h（実績最大）・ペデスタル内：20Gy/h（推定）PCV内待機109.5）

詳細目視の調査ポイント（北回り）

317.5Gy（1日目+調査
52+PCV内待機104）

514Gy（2日目+調査
60+PCV内待機136.5）

4日目
(8時間)

670Gy（3日目+調査
52+PCV内待機104）

5日目
(8時間)

734Gy（4日目+調査52+ｱﾝｲ
ﾝｽﾄｰﾙ12）※本日程は南ルートからのペデスタル
内部侵入を想定したもの

詳細目視の調査ポイント（南回り）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

57

4.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（5/12）－(3）ROV-B

走査型超音波距離計によるペデスタル外周の堆積物高さ分布測定a) 操作手順①調査ポイントへ移動②アンカー吊下ろし箇所の状況確認③アンカー吊下ろし
アンカー

アンカー吊下ろし箇所

下方カメラ映像

アンカ吊下ろし箇所を下方カメラで目視確認

構造物に引っ掛からないことを下方カメラで確認しながらアンカー吊下ろし⑤アンカー回収④測定
超音波距離計

下方カメラ映像⑥次の調査ポイントへ移動
下方カメラ映像

メカ走査アンカー

アンカー着底後、超音波距離計を走査し、堆積物の三次元データ取得

測定完了後、構造物に引っ掛からないことを下方カメラで確認しながらアンカー吊上げ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

584.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（6/12）－b) 計画(ROV-B)••

北回り→南回りの順番で調査を行う
前段の調査結果により測定ポイントが変わる可能性がある

インストール
位置

調査日程

ROV累積集積被ばく※

1日目
(8時間)

161.5Gy（調査52+ｲﾝｽﾄｰﾙ、PCV内待機109.5）

2日目
(8時間)

317.5Gy（1日目+調査

3日目
(3時間)
4日目
(8時間)
仮定
・気中：12Gy/h （実績最大）・水面付近：6.5Gy/h（実績最大）・水中：11Gy/h（実績最大）・ペデスタル内：20Gy/h（推定）3D測定ポイント（北回り）

52+PCV内待機104）473.5Gy（2日目+調査
52+PCV内待機104）629.5Gy（3日目+調査
52+PCV内待機104）※ROVの遊泳に必要な耐放射線性カメラ以外のカメラの耐放射線性を1000Gyと仮定した場合，ROV 1台で調査可能
3D測定ポイント（南回り）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

594.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（7/12）－(4） ROV-C

高出力超音波センサによるペデスタル外周の堆積物厚さ測定とその下の状況確認

a) 操作手順①調査ポイントへ移動②測定ルートの事前確認

ラジアル
ビームA

ラジアル
ビームB

Ｉ

ラジアル
ビームC

Ｉ

ラジアルビームの確認(上部カメラ)

Ｉ

ラジアル
ビームD

ラジアルビームＩ

移動
ラジアルビーム確認状況(上部後方カメラ)③測定④次の調査ポイントへ移動

ラジアル
ビームB

Ｉ

ラジアル
ビームC

Ｉ

(i)

ラジアルビーム確認状況(上部前方カメラ)

測定ルートを事前に遊泳し、ルートの始点と終点において
位置特定用のラジアルビームが視認可能であることを確認
する。

堆積物

ラジアル
ビームA

ラジアルビーム

Ｉ

(ii)

(iii)

ラジアル
ビームD

Ｉ

超音波距離計(i)

位置特定用ラジアルビームにより自己位置を確認し、測定開始(ii) 超音波ビームを照射した状態でラジアルビーム 1スパン分を遊泳し、ルート上にある堆積物の厚さと堆積物下の状況を計測(iii) 位置特定用ラジアルビームにより自己位置を確認し、測定終了

堆積物©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

60

4.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（8/12）－b) 計画(ROV-C)•••

北回り→南回りの順番で調査を行う
原則，周方向の堆積物厚さ測定を行い，堆積物下に燃料デブリ等の床以外の反射源が確認された場合は径方向の調査を追加実施する
ROV-A2の調査結果によっては測定ルートを見直す場合がある
厚さ測定ライン（北回り）

インストール
位置

調査日程

ROV累積集積被ばく※

1日目
(8時間)

161.5Gy（調査52+ｲﾝｽﾄｰﾙ、

2日目
(8時間)

仮定
・気中：12Gy/h （実績最大）・水面付近：6.5Gy/h（実績最大）・水中：11Gy/h（実績最大）・ペデスタル内：20Gy/h（推定）PCV内待機109.5）

317.5Gy（1日目+調査
52+PCV内待機104）※ROVの遊泳に必要な耐放射線性カメラ以外のカメラの耐放射線性を1000Gyと仮定した場合，ROV 1台で調査可能
厚さ測定ライン（南回り）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

614.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（9/12）－(5）ROV-Da) 操作手順

燃料デブリ検知センサによるペデスタル外周の堆積物表面の核種分析と中性子束測定(燃料デブリ含有状況確認)①調査ポイントへ移動②センサ吊下ろし箇所の状況確認③センサ吊下ろし

構造物

センサ

センサ吊下ろし箇所

構造物

構造物

構造物
下方カメラ映像

下方カメラ映像

構造物に引っ掛からないことを下方カメラで確認しながらセンサ吊下ろし

センサ吊下ろし箇所を下方カメラで目視確認⑤センサ回収④測定⑥次の調査ポイントへ移動③ペデスタル開口部周辺（最大2箇所：20分）②燃料デブリ分布の開始地点（境界周辺で最大3箇所：3時間）

センサ着底後，核種分析と中性子束測定を実施

堆積物
燃料デブリ
①燃料デブリ成分が無いと評価される場所（最大3箇所：30分）

センサ
構造物
構造物
下方カメラ映像

測定完了後、構造物に引っ掛からないことを下方カ
メラで確認しながらセンサ吊上げ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

624.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（10/12）－b) 計画(ROV-D)•••

北回り→南回りの順番で調査を行う。
ROV-A2、ROV-Cの調査結果から、測定ポイント候補から8箇所（測定時間を1時間とした場合）を選んで測定を行う （ｾﾝｻを問題なく吊り降ろすことができるエリア且つ、デブリが無い/有ると評価される場所）
前段の調査結果により測定ポイントが変わる可能性がある
デブリ検知ポイント候補（北回り）

インストール
位置

調査日程

ROV累積集積被ばく※

1日目
(8時間)

161.5Gy（調査52+ｲﾝｽﾄｰﾙ、PCV内待機109.5）

2日目
(8時間)

317.5Gy（1日目+調査
52+PCV内待機104）※ROVのカメラの耐放射線性を1000Gyと評価した場合、ROV 1台で調査可能
仮定
・気中：12Gy/h （実績最大）・水面付近：6.5Gy/h（実績最大）・水中：11Gy/h（実績最大）・ペデスタル内：20Gy/h（推定）デブリ検知ポイント候補（南回り）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

634.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（11/12）－(6）ROV-E

ペデスタル外周の堆積物表面のサンプリングa) 操作手順①調査ポイントへ移動③サンプリング装置吊下ろし②吊下ろし箇所の状況確認
サンプリング装置
吊下ろし箇所

サンプリング装置

構造物

構造物
下方カメラ映像

下方カメラ映像

サンプリング装置吊下ろし箇所を下方カメラで目視確認④サンプリング

構造物に引っ掛からないことを下方カメラで確認しながらサンプリング装置を吊下ろす⑤サンプリング装置回収
サンプリング前⑥次の調査ポイントへ移動
下方カメラ映像
構造物
サンプリング装置

サンプリング後

サンプリング装置着底後、堆積物表面のサンプリングを実施する。

測定完了後、構造物に引っ掛からないことを下方カメラで確認しながらサンプリング装置を吊上げる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

644.2.3 現場実証の計画 －調査作業 遊泳調査（12/12）－b) 計画（ROV-E)••

北回り→南回りの順番で調査を行う。
ROV-A2、ROV-C/Dの調査結果をもとにサンプリングポイント候補から最大４箇所を選定する（センサを問題なく吊り降ろすことができるエリア且つ、堆積物内にデブリが無いと評価※される場所）※ ROV-Dによる計測で中性子又は燃料デブリ成分が検出されないこと，また堆積物サンプリング量（2箇所分）のγ線量率が100mSv/h以下であること

サンプリングポイント
候補（北回り）

インストール
位置

調査日程

ROV累積集積被ばく※

1日目
(8時間)

161.5Gy（調査52+ｲﾝｽﾄｰﾙ、PCV内待機109.5）

2日目
(8時間)

317.5Gy（1日目+調査
52+PCV内待機104）※ROVのカメラの耐放射線性を1000Gyと評価した場合、ROV 1台で調査可能
仮定
・気中：12Gy/h （実績最大）・水面付近：6.5Gy/h（実績最大）・水中：11Gy/h（実績最大）・ペデスタル内：20Gy/h（推定）サンプリングポイント
候補（南回り）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4.2 PCV内部詳細調査

654.2.3 現場実証の計画 －調査作業 α汚染対策－
1）ROV本体・ケーブルの洗浄

2）インストール装置内の洗浄(a) インストール装置先端部の洗浄装置でROV本体全体を洗浄

集中洗浄によるシールボックス
内部の汚染除去のために，
シールボックス内部を洗浄

ROV本体の全体洗浄（既設）3）α汚染拡散防止対策ハウス設置
ケーブルドラム取外しの際のα汚染飛散防止のために，エアロック
室内にハウスを追加設置

インストール装置
洗浄用フタ

シールボックス(b) シールボックス内でROVセンサ
部を集中洗浄洗浄ノズル（５箇所）

インストール装置内部の洗浄状況

α汚染飛散防止ハウス©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

66

4.3 目標に照らした達成度
開発計画・
調査計画
の策定

実施項目
アクセスルート構築
PCV内部詳細調査
現場実証
切断試験

目標達成指標（令和元年度）（平成30年度報告済）
PCV内部詳細調査の作業訓練と現場実証の詳細計達成
画が立案されていること(終了時目標TRL:レベル5）
アクセスルート構築工法を現場に適用し，実環境下 別事業でで据付と施工ができること(終了時目標TRL：レベル6) 継続実施
PCV内ダスト濃度上昇の推定原因の検証，AWJ時
達成のPCV内ダスト挙動の把握のためのダストデータ(試験完了)を採取できていること

アクセス
ダスト挙動分析 AWJ時のPCV内ダスト挙動を把握できていること
ルート
追加
構築
対応 ダスト低減対策 AWJの高圧水が当たる場所を除染できること

除染作業/AWJ PCV内の除染作業とAWJ切断作業の作業手順の見直しができていること
切断作業

アクセス・
調査装置及
び調査技術
の現場実証
PCV内部
詳細調査

達成

達成
達成
(除染できる
ことを確認)

概ね達成(課題への対応は継続実施)

アクセス・調査装置と調査技術を組み合わせた状態で調査技術の適用性が確認されていること
モックアップ試験
達成
現場状況を模擬したモックアップ試験設備を用いて (試験完了)(組み合わせ試験含）試験を行い，アクセス・調査装置の現場への適用性が確認されていること
作業員が据付・操作等の作業を習熟していること
達成
作業訓練(訓練実施)（終了時目標 ：レベル 5）
アクセス・調査装置を現場に適用し，実環境下で詳
別事業で
現場実証
細目視及び計測動作ができること©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
実施（終了時目標TRL：レベル6）

67

5. まとめ【まとめ】• 1号機PCV内部詳細調査用のアクセスルート構築の現場実証において，予想を超えるダスト上昇が発生し，PCV内のダスト濃度が運用値(1.7×10-2Bq/cm3)を超えたため，現場実証を一時中断し，追加対応を行った。
• 追加対応では，運用値内で1日の切断範囲を5°から120°まで段階的に拡大しながら，ダス
ト挙動の把握，PCV内の除染作業とAWJ切断作業の作業手順の見直しなどを行い，200A内扉の穿孔を完了した。また，PCV内洗浄とAWJ時の散水のための治具の開発を行い，モックアップ試験でAWJ高圧水が当たる場所の除染ができることを確認した。
• アクセスルート構築現場実証の工程変更に伴い，PCV内部詳細調査の現場実証は別事業で実施することとし，ペデスタル内へのアクセス可否条件の拡充などを目的としたモックアップ試験を追加実施した。また，作業訓練については計画通り実施した。
【今後の予定】別事業（平成30年度補正予算原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発（堆積物対策を前提とした内部詳細調査技術の現場実証））で以下を実施• アクセスルート構築の現場実証の継続実施• アクセスルート構築の完了時期に合わせてPCV内部詳細調査の本格的な作業訓練と現場実証を開始©International Research Institute for Nuclear Decommissioning