燃料デブリ取り出し関連の研究開発の状況

2014年４月25日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（プラント情報等の一部内容は、東電ホームページより引用）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1～4号機の概要

2

 廃止措置の進捗状態は号機ごとに異なっている。
 4号機の使用済燃料プールからの使用済燃料の取り出しは11月18日に開始された。

1号機
原子炉建屋カバー
使用済燃料プール（SFP）
原子炉格納容器（PCV）
原子炉圧力容器
（RPV)

2号機

3号機

4号機
燃料取り出し用カバー

ブローアウトパネル（閉止済）

クローラクレーン

原子炉建屋

構台

建屋のガレキ撤去済
燃料取り出し開始

注水

注水

注水

燃料デブリ
ベント
汚染水

電気出力
商業運転開始日

460MW

784MW

784MW

784MW

1971年3月

1974年7月

1976年3月
1978年10月©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

3中長期ロードマップの概要
 中長期ロードマップは2013年6月に改訂された。
 段階的アプローチが確認された。
 4号機SFPからの燃料取り出しは2013年11月に開始された。
2011年12月（ステップ2完了）
プラントの状態を安定化する取り組み＜冷温停止達成＞•冷温停止の達成•放射線放出の大幅低減

第1期

2020年上半期（早ければ）

2013年11月

第2期

30～40年後

第3期

使用済燃料プール
燃料デブリの取り出しがからの燃料取り出開始されるまでの期間しが開始されるま（10年以内）での期間（2年以内）

廃止措置終了までの期間（30～40年後）2013年11月18日に4号機SFPから最初の燃料集合体の取り出し開始「福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた中長期ロードマップ」は、2013年6月27日に改訂された。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ取出しへ作業イメージ■燃料デブリを冠水させた状態で取り出す方法が、作業被ばく低減の観点から最も確実■格納容器の水張りに向けた調査・補修技術に加え、燃料デブリ取り出し・収納・保管に必要な研究開発を推進■汚染水対策及び燃料デブリ取出し代替工法について、国内外に技術情報提供依頼（ＲＦＩ）を実施
燃料デブリ取り出し（イメージ）
原子炉格納容器下部補修（止水）～下部水張り（イメージ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4現行の廃止措置手順における主たる課題
 最終目標は原子炉建屋（R/B）から燃料を取り出すことである。
 燃料取り出し手順は、以下のような相違のために、TMI-2の場合よりもはるかに複雑になるだろう。
TMI-2

福島第一

R/Bの損傷限定的

水素爆発による損傷（1、3、4号機）

水バウンダリ

RVは健全なままだった

RPV/PCVはいずれも損傷している（1～3号機）

燃料デブリ位置

RV内にとどまった

RPV外に落下したかもしれない

容器の底部

構造物なし

制御棒駆動機構を伴う複雑な構造

 TMI-2の経験は、廃止措置における燃料取り出し後の手順のためにより有効に活用しうる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5福島第一原発の廃炉・汚染水対策に係る研究開発等のフロー図 出典：平成26年3月27日
廃炉・汚染水対策チーム会合/事務局会議資料

使用済燃料プールからの燃料取出し・保管
使用済燃料等
使用済燃料等
使用済燃料等
取出し
保管
再処理（2013年度～）（2013年度～）
長期健全性評価
損傷燃料等処理（1-1）（～2017年度）【凡例】
エネ庁補助研究開発事業（1-2）（～2017年度）

原子炉建屋内の作業環境の確保（線量低減等）
遠隔除染装置開発
線量低減計画策定

２５年度補正予算から開始されるエネ庁補助研究開発事業現場の安定状態の確保（2-①1b）（2-①1a）（～2014年度）（～2015年度）

原子炉建屋内の線量低減完了（～2019年度）
電源、通信、水等の供給除染装置現場投入（2014年度～）

格納容器/圧力容器
健全性評価（2-①-8）（～2016年度）

腐食抑制策（2017年度～）

デブリ臨界管理
（2-①-9）（～2019年度）東電が実施(研究成果も活用)

臨界防止策（2019年度～）

プロジェクトの流れ

インプット情報（2-①-9）などの括弧内の数字は事業番号【冠水工法（燃料デブリを冠水させた状態での取出し）】①全部冠水（格納容器上部まで水張りできる場合）②部分冠水（格納容器上部まで水は張れないが、燃料デブリの取り扱いは水中で行う場合）
格納容器下部（ベント管, S/C，トーラス室等）
調査装置開発各箇所の調査（2-①-2）（2014年度～）（～2014年度）
補修工法開発炉内状況（デブリの位置、量等）の把握
格納容器内部調査
S/C等

燃料デブリの取出し※2018年度に取出方法を確定（2-①-4）

燃料デブリ・炉内構造物取出
放射性物質検知（～2016年度）（2-①-6）
補修工事（2014～2015年度）
炉内の調査（2-①-3）（2014～2019年度）
原子炉内燃料デブ（2016年度～）（2017年度～）（～2016年度）
リ検知（2014～2016年度） 圧力容器内部調査格納容器上部（ハッチ，配管貫通部，冷却系統等）（2-①-5）
事故進展解析の高
燃料デブリ取出し（～2019 年度）
調査装置開発度化（2-②-1）
各箇所の調査（2-①-2）（2020年度～）（～2016年度） デブリサンプリング（～2017年度）（2016年度～）
デブリ収
デブリ特性の把握 （圧力容器内部調査
納・移送・補修工法開発
事業の一部） （2-①-5）
模擬デブリによる補修工事
燃料デブリ搬出（2-①-3）（2-③-1）
特性把握（2019 年度） 保管（2-①-7）（2020年度～）（2018年度～）（～2017年度）（～2015 年度）（～2019年度）【冠水工法が難しい場合の代替工法（気中取出し）】
技術情報の募集

代替工法FS（2014年度）

凍土方式の陸側遮水壁（～2014年度）
高性能多核種除去装置

燃料デブリ処置（2-③-3）（～2019 年度）（2015～2020年度）
運転

燃料デブリ保管（2020年度～）

発生廃棄物の保管（2011年度～）
廃棄物処理・処分（3）（2011年度～）

実デブリ性状把握（2-③-2）（～2019 年度）※「Ｓ／Ｃ」は「サプレッションチェンバ－」の略称。
維持・管理

廃棄物処理・処分

技術情報の募集

計量管理（JAEAが運営費交付金で実施中）（～2019年度）

デブリ、廃棄物の安定的な保管汚染水対策ＦＳ・海水浄化 （2014年度）
・土壌中放射性物質捕集・汚染水貯蔵タンク除染・無人ボーリング©International Research Institute for Nuclear DecommissioningH25年度研究開発PJの進捗状況○PCV/RPV内部調査並びにPCV/RPVからの燃料デブリ取り出しに関連するプロジェクト（２－①－２，３）格納容器水張りに向けた調査・補修（止水）技術の開発（2－①－４）格納容器内部調査技術の開発（２－①－５）原子炉圧力容器内部調査技術の開発（２－①－７）燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発（２ｰ①ｰ９）燃料デブリの臨界管理技術の開発（２－②－１）事故進展解析技術の高度化による炉内状況把握（２－③－１、３）模擬デブリを用いた特性の把握、デブリ処置技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器水張りに向けた調査・補修（止水）技術の開発
・調査：下部用については、装置の設計，製作および工場モックアップ試験設備を製作し装置の性能試験及び実機適用性評価を完了予定。
上部用については、調査部位毎に装置設計・製作及び性能確認を完了予定。
・補修：下部用については、装置の設計・製作に向け、補修工法と止水材の詳細検討と要素試験を完了予定。
（止水） 上部用については、損傷の可能性が高い箇所に適用する補修装置の製作に向けて、試験等成果を止水材の詳細検討・設計に反映予定。

実施内容
1. 格納容器調査技術の開発
1.1 格納容器下部調査装置の開発
床面走行装置・格納容器下部調査装置・原子炉建屋から隣接建屋への漏水箇所の調査装置を製作。工場モックアップ試験設備を製作し装置性能確ﾓｯｸｱｯﾌﾟ設備認を完了予定。
・実機適用性評価（現場実証）の計画を策定し現場実証を完了予定。
水中遊泳装置
1.2 格納容器上部調査装置の開発
図3 D/W外側開放部調査装置と
図1
S/C下部外面調査装置と図2 水中用装置と工場・格納容器上部調査装置は、調査部位毎に装置設計・製作及び性能
工場モックアップ試験設備
工場モックアップ試験設備
モックアップ試験設備確認を実施。（ドライウェル（D/W）外側開放部調査装置の漏えい特定用デバイスについては、代表である基本タイプの小径ペネ向けを実施）
・実機適用性評価（現場実証）の計画を策定。平成２７年度に現場実証予定。
2. 格納容器補修(止水)技術の開発
2.1 格納容器下部補修装置の開発
・ベント管やサプレッションチェンバなどでバウンダリ構成するための補修装置の設計・製作に向けて、補修工法の詳細検討（止水試験等による止水材の詳細検討や閉止補助材の最適化検討等）を
図6 PCV上部止水用
図4 PCV下部止水用閉止図5 PCV上部止水用試験装置
止水試験状況
完了予定。
補助材試験状況
2.2 格納容器上部補修装置の開発・損傷の可能性が高い箇所（ハッチフランジ、貫通部ベローズ、電 課題及び次期計画方向性気ペネ）に適用する補修装置の製作に向けて、止水試験等による 水張り水位等を含めた補修の全体シナリオについて、他プロジェクト成果を止水材の詳細検討・設計に反映予定。と連携・協議を行い技術開発装置の設計に反映することが必要。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器水張りに向けた調査・補修（止水）技術の開発

床面走行装置ﾓｯｸｱｯﾌﾟ設備
水中遊泳装置

図1 S/C下部外面調査装置と工場モックアップ試験設備

図4 PCV下部止水用閉止補助材試験状況

図2 水中用装置と工場モックアップ試験設備

図5 PCV上部止水用試験装置

図3 D/W外側開放部調査装置と工場モックアップ試験設備

図6 PCV上部止水用止水試験状況©International Research Institute for Nuclear Decommissioning格納容器内部調査技術の開発••

ペデスタル外の事前調査(格納容器内の映像、線量、温度等を取得)について、１号機用の調査装置は製作・機能検証試験を完了。ペデスタル内の事前調査について、２号機は遮へいブロック取り外し装置と調査装置の製作・機能検証試験を完了予定。
デブリの存在が推定されるペデスタル内外の本格調査(燃料デブリの分布状態、形状の測定)に向けた更なるアクセス部位用の調査装置に関して、基礎検討及び要素試験を完了予定。

実施内容
1号機X100Bか
１.PCV内部事前調査装置の開発：右図に装置の開発例を示す。
2号機X-6から
X-100B
らの調査装置
下記装置について、来年度の実証試験に向けてた開発を実施中。の調査装置のの適用先
適用先(1) X-100Bからの調査装置(１号機)装置の製作を完了し、機能検証試験を完了した。今後、平成26年度までに機能検証で抽出した改善対応を行う。
(2) X-6遮蔽ブロック取外し装置(２号機)2号機X-6遮蔽装置の各構成品(マニピュレータ，エンドエフェクタ等)の製作
ﾌﾞﾛｯｸ取外装
形状変形
置の適用先
完了、装置の組立を実施中。現地調査の結果判明した、取扱い対象物の重量大について、対応を検討し開発計画へ反映中。
(3) X-6ペネからの調査装置(２号機)
前年度に実施したX-53からの調査で得られた成果及び課題について、移動機構の装置構成への変更を検討、開発へ反映。
開発例：
X-6
1号機X-100B
今後、平成26年度までに装置の製作・機能検証試験を行う予定。
からの調査装置
ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ
２.アクセス方法と装置の開発（ペデスタル内/外アクセス装置）
ペデスタル内／外のそれぞれに対するアクセス装置の構想検討
装置の適用先と装置の開発例：ｱｸｾｽﾙｰﾄを実施し、要素試作の仕様を策定中。また、アクセス装置のPCV内投入時に必要な放射性物質飛散防止装置の概念検討も実施。
課題及び次期計画の方向性
今後、平成28年度までに要素試作・試験を実施する予定。
・前年度の実証試験や現場調査結果で判明した新たな課題（想定外干渉物の存在
３.検査装置・技術の開発（デブリ計測装置）や対象の重量大等）や、検証試験での改善点への対応。
光切断方式による形状計測技術について、装置のシステム構成
・次期計画では、上記の対応を行い実証試験の実施と、更に次ステップに向けたを立案。また、計測に対するPCV内の外乱環境(霧状，雨状等)装置開発を推進する。
を模擬した要素試験を実施中。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

装置の適用先と装置の開発例
X-100B
1号機X100Bからの調査装置の適用先
2号機X-6からの調査装置の適用先

2号機X-6遮蔽ブロック取外装置の適用先

X-6：アクセスルート形状変形

グレーチング

開発例：1号機X-100Bからの調査装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

原子炉圧力容器内部調査技術の開発
原子炉圧力容器（RPV）内部の燃料デブリの位置、炉内構造物の損傷状態、RPV内の温度、線量等を取得するため、調査対象部位までのアクセス方法、調査方法、及びサンプリング方法を検討し、RPV内部の高線量下（暫定1,000Gy/h）での調査技術の整理を行い、RPV内部を調査する技術開発計画（ 2015年度・2017年度：系統配管経由調査技術、2018年度：RPV上部穴あけ調査技術、2019年度：原子炉開放後調査技術）を立案した。
実施内容
上部穴あけアクセス

配管アクセス

１．ＲＰＶ内部調査計画の立案原子炉開放後
アクセス

 主要調査項目・調査時期の検討
ＲＰＶ内部調査にて実施する調査項目を選定したうえで、調査項目、調査時期等を検討し、下記２．にて技術開発計画（2015年
度・2017年度：系統配管経由調査技術、2018年度：RPV上部穴あけ調査技術、2019年度：原子炉開放後調査技術）を立案した。
PCVマンホール～RPVヘッドスプレイノズ
ル～蒸気乾燥器底板ドレン受けを経由して炉心部にアクセスするルート等を候補選定

 アクセスルートの検討
ＲＰＶ内部を調査するルートとして、配管からアクセスする 方法、ＲＰＶ上部に穴を開けてアクセスする方法、原子炉開放後にアクセスする方法について、候補となるアクセスルートを抽出し、アクセス性を評価し、候補ルートを選定した。(図１)

図１ ＲＰＶ内部へのアクセスルートの検討（上部穴あけアクセスの例）

２．技術開発計画の立案
 アクセス技術
ＲＰＶ内部へのアクセスルートの検討結果に基づき、既存技術を調査したうえで、障害物の貫通技術等の開発課題を抽出した。
 調査技術（耐放カメラ、線量計等）
既存技術の調査したうえで適用性を検討し、耐放射線性等の対処に係る課題を抽出した。

 サンプリング技術
既存技術の調査を行い、サンプリング工法の概念検討を実施し、課題を整理し、開発計画を立案した。

表１ アクセス技術の開発計画（上部穴あけアクセスの例）
No

開発技術要素

課題

1

穿孔技術

蒸気乾燥器、気水分離器の穴あけ

2

拡管技術

蒸気乾燥器、気水分離器の穴径の拡管

3

遠隔操作技術曲がり、狭隘部の通過、作業状態の監視

4

バウンダリ形成技術

オペレーションフロア（シールドプラグ）上でのバウンダリ再形成

2014

2015

2016

2017

2018

課題及び次期計画の方向性
アクセス技術、調査技術、サンプリング技術について、今年度検討した技術開発計画を基に装置設計及び要素試作・試験を実施する必要あり。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningＲＰＶ内部へのアクセスルートの検討

配管アクセス

上部穴あけアクセス

原子炉開放後アクセス©International Research Institute for Nuclear Decommissioningシールドプラグ

配管アクセス

上部穴あけアクセス

原子炉開放後アクセス

蒸気乾燥器
底板ドレン配管口蒸気乾燥器
底板ドレン
受貫通穴
蒸気乾燥器
底板周縁部
貫通穴

蒸気乾燥器
側板貫通穴

気水分離機
入口管開口部（インレット）

気水分離機
入口管側面
貫通穴
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
燃料デブリを収納・移送・保管するための収納缶の形状等仕様決定につなげるため、米国スリーマイル島原子力発電所２号機での事故対応等海外の関連技術調査を実施した。収納缶開発における課題を抽出し、今後の開発計画を立案した。
実施内容
１．破損燃料移送・保管に係る調査
米TMI-2燃料デブリの移送・保管他、海外の破損燃料（漏えい燃料含む）の輸送・貯蔵に係る情報を調査し、燃料デブリを収納・移送・保管するための収納缶設計において参考となる情報を収集した。
２．保管システムに関する検討
コンクリートキャスク等、国内実績のない使用済燃料の保管システムを調査し、燃料デブリの保管システムの選定において参考となる情報を収集した。
３．課題の抽出と全体計画立案①他の研究開発との連携関係するプロジェクトと連携し、臨界、デブリ性状等の基本物性について、収納缶設計を行う上で必要となる情報を整理した。
また、燃料デブリの保管までの基本的な処理フロー案を策定し、課題、必要となる技術開発項目を抽出した。
②燃料デブリ保管方法の選定検討
収納缶による燃料デブリ保管に供する場合の技術的課題や問題点を抽出し、比較を行った。
③全体計画の策定
上記の調査及び検討を踏まえ、今後の研究開発計画を策定した。

※ ： DOE/SNF/REP-084 TMI Fuel Characteristics for Disposal
Criticality Analysis(2013)より

米TMI-2で使用された燃料デブリ用収納缶事例（参考）※

課題及び次期計画の方向性
平成２５年度の調査結果を踏まえ、追加の海外調査、収納缶のコンセプトを整理することが必要。平成２６年度は、これらを踏まえ設計に必要な安全解析手法を開発する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発

米TMI-2で使用された燃料デブリ用収納缶事例（参考）※©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリの臨界管理技術の開発
平成31年までに燃料デブリ取出し時の臨界管理手法を開発するため、平成25年度は要素技術として、燃料デブリ取出しまでの各工程における臨界シナリオ評価、臨界検知モニタ試作・検証、非溶解性吸収材候補材試作及び絞り込み、溶解性吸収材課題整理等を完了した(炉内再臨界検知モニタは継続中)。平成26年度はこれらの成果を統合して代表工程であるPCV水張りおよび燃料デブリ取出し時の臨界管理手法の策定を行う。
実施内容
表１ 燃料デブリ取出し時臨界シナリオ例
１．臨界評価・ＰＣＶ水張りから燃料デブリ取出しまでの各工程における臨界シナリオ作成完了、再臨界に至る可能性のある状態変化を整理(表１)。
代表ケースでコンクリートとの相互反応も含めた臨界評価完了。
・性状の異なる複数デブリ、冷却材沸騰取り扱い可能な燃料デブリ向け熱水力モデル、ＦＰ核種生成量評価モデル等の追加により臨界時挙動評価モデル改良を完了（次年度の臨界管理方法策定に活用）。
図１ 未臨界監視モニタ画面
２．廃液処理、冷却設備の未臨界管理技術
表２ 性能評価確認項目
・臨界近接モニタを試作(図1)、臨界集合体において臨界近接検知性確認を行い、システム成立性確認を完了。(本年度で開発完了予定)
３．炉内の再臨界検知技術
・中性子検出器システム仕様検討・設計、試作機器調達実施。
・再臨界早期検知のため、ガスサンプリング系ＦＰガンマ線検出器システムの改良検討、成立性確認試験のための機器調達実施。
図２ 非溶解性吸収材試作例(ガドリニア・スラリー）
・上記2件の成立性確認試験実施予定（平成26年4-5月)。
４．臨界防止技術
・非溶解性中性子吸収材候補材を試作(図2)、基礎物性データ(表2)
課題・次計画方向性を取得して、第一段階の候補絞り込み完了（次年度以降、耐放射線本年度までに開発した技術を統合し、燃料デブリ取出しなどの工法検討と連携し試験、核的特性確認で候補を最終的に絞り込み、デブリ取出しに適用）
・溶解性中性子吸収材適用時の課題整理し、腐食試験追加等の必要 て臨界管理手法の開発を進める。また、合理的な臨界管理のため、早期検知を目な検討項目抽出を完了（次年度課題検討後、吸収材適用方法決定）。 的に炉内臨界近接モニタ開発に着手する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning燃料デブリの臨界管理技術の開発
表１ 燃料デブリ取出し時臨界シナリオ例

図１ 未臨界監視モニタ画面
表２ 性能評価確認項目

図２ 非溶解性吸収材試作例 (ガドリニア・スラリー）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

事故進展解析技術の高度化による炉内状況把握
燃料デブリの位置等の炉内状況を推察するための事故進展解析技術の高度化（炉心損傷進展モデル改良、下部プレナム内デブリ挙動モデル改良等）を完了。高度化した事故進展解析技術の成果を活用し、現場オペレーションから得られる新たな情報も踏まえながら、炉内状況を把握するための検討を実施し、格納容器に落下したデブリ比率は、１号機が最大、２、３号機はそれより少なく同等であると評価した。
SRM破損

実施内容

SRVリーク

１．コード改良・モデルの追加の妥当性の確認
圧力容器内圧力 (Pa)平 成 ２ ４ 年 度 に 完 成 し た Ｐ Ｉ Ｒ Ｔ (Phenomena
Identification
and Ranking Table)に対し、その重要度ランクを改めて感度解析にて確認し、改定した。
２．解析コードの改良・高度化

ＰＩＲＴの結果、サイトのオペレーションから得られる情報、既存の模擬試験の結果、最新知見等に基づき解析コード（ＭＡＡＰ、ＳＡＭＳＯＮ）の改良（図１）し、解析精度を向上させた。
改良した最新版コードと構築したデータベースに基づき１～３号機の事故進展／炉内状況の把握に関する解析を実施し、モデル改良の影響を確認した。

RPV底部破損

スクラム後の時間 (h)図1 MAAPのモデル改良

図２ SAMPSONによる１号機炉内圧力の時間変化予測
濃度測定値評価値*
200 NaCl
0%(純水)

150

４．ＣＦＤによる個別事象解析

3.5%
7%
10%
15%
20%

100

鋳造シミュレーションコードを用いたデブリ拡がり試験解析を行い、実機体系でのデブリ拡がり挙動評価への適用性を確認した（図３）。
５．モックアップ試験
シビアアクシデント事象進展の詳細分析に資する模擬試験等（海水熱伝達試験、溶融燃料落下挙動試験）を実施し、海水注入時に対する、従来の熱伝達評価式の適用性などを確認した（図４）。

燃料棒バースト

壁面熱流束[kW/m2]

３．改良コードによる解析（ＭＡＡＰ、ＳＡＭＰＳＯＮ（図２））

測定値

500

図３ 模擬デブリの流動停止試験再現

0*Sieder-Tate 式

質量流束 = 550 kg/m2s, 入口温度= 60

10203040
DTw (=壁温－流体温度) [K]50

図４ 海水の熱伝達に関する実験値と評価値の比較

課題及び次期計画方向性
他プロジェクトと良く連携し情報共有を密にし、廃炉プロジェクトへのアウトプット及び当プロジェクトのインプットを有効なものとする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

事故進展解析技術の高度化による炉内状況把握
単一移行パス

注）
上段：改良前下段：改良後複数パス
シュラウド

圧力容器内圧力 (Pa)RPV壁SRM破損

SRVリーク

8.0E+06
炉心7.0E+06

溶融炉心6.0E+06

炉心支持板

ジェットポンプ
燃料支持金具粒子状デブリ
金属層

CRD配管

溶融プール
凝固クラスト

測定値

5.0E+06
4.0E+06

3.0E+06

燃料棒バースト

2.0E+06

RPV底部破損

1.0E+0600
格納容器床

均一なデブリ堆積

デブリ拡がり固定

非対称性考慮／構造物との相互作用詳細化

物性等に基づく拡がり
挙動のモデル化

123456
スクラム後の時間 (h)78

図２ SAMPSONによる１号機炉内圧力の時間変化予測

図1 MAAPのモデル改良©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

事故進展解析技術の高度化による炉内状況把握

濃度測定値評価値*
200 NaCl0%(純水)

壁面熱流束[kW/m2]

模擬デブリ

150

3.5%
7%
10%
15%
20%

100500

図３ 模擬デブリの流動停止試験再現

0*Sieder-Tate 式

質量流束 = 550 kg/m2s, 入口温度= 6010203040DTw (=壁温－流体温度) [K]

図４ 海水の熱伝達に関する実験値と評価値の比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

50模擬デブリを用いた特性の把握、デブリ処置技術の開発
燃料デブリ取出し技術の検討に向けて、実際のデブリの性状を推定するため、それを模擬した材料（模擬デブリ）を作製して硬さ等のデータを取得した。また、燃料デブリ取り出し後の処置シナリオを検討するため、既存の燃料処理技術の適用性や技術課題を抽出し、取りうる選択肢を比較して、得失を明らかにした。
実施内容
Fe-Cr-Ni
Fe-Cr-Ni(Fe,Cr,Ni)2 B
デブリ特性の把握 (2-③-1)① 燃料デブリの取出し技術開発に必要な物性値の検討
・種々の模擬材について、切削性への硬さ等の影響度を把握した。
・炉内の金属部材の混入を想定し、高Zr領域の(U,Zr)O2や、Fe含有模擬デブリの機械的特性の測定、測定値の化学系毎の物性分布推定への反映等を行った。
アー ク溶解酸化雰囲気で 焼鈍(Zr,U)O2 (Zr-rich)
ZrB2 （箔状又は (Fe,Cr,Ni)2 (Zr,U)（合金及びZrB2 酸化）（Ar-0.1%O
2,1500℃）(Fe 2 Zr型立方晶）② １Ｆ事故に特有な反応の把握
平板状結晶）
制御材（ B4 C+SUS）との反応 （溶融固化物断面観察像の例）
・制御材との反応で、合金相やホウ化物が生成する可能性を確認し（制御棒と燃料が溶融した場合にできる固化物の組織等に係る知見を取得）た。また、コンクリートとの反応（MCCI）で、酸化物（ガラス質）と合金層が分離する傾向を確認。最も硬い物質はホウ化物と推定された。
・一部の燃料に含まれていたGdについて、それが酸化物模擬デブ生成した各相のビッカース 硬さ
リ（(U,Zr)O2）の熱物性に与える影響とその範囲を確認した。
③ 実デブリ特性の推定
・上記の結果から、デブリの特性リスト（暫定版）を作成した。
デブリ処置技術の開発 (2-③-3)① 燃料デブリ処置シナリオ検討に向けた技術的要件の整理
・取出し後の燃料デブリの処置シナリオについて、各選択肢を比較し、得失を明らかにした。
・既存の使用済燃料輸送容器の適用性を評価した。また、保管に影響する燃料デブリの含水性等の重要度が高いと判断した。
（デブリの化学系（ホウ化物、酸化物、金属）毎に硬度の分布を推定）②デブリの分析に係る要素技術検討
・MCCI生成物を含む各種模擬デブリについて、分析の前処理技術次期計画の方向性である融解プロセスの基礎データを取得した。
模擬デブリを用いた硬さ等の物性把握、圧力容器内外の材料との反応性の評価、③ 既存燃料処理技術の適用性検討
MCCI生成物の特性評価等を実施する。2-③-3では、分析要素技術の開発を継・模擬デブリの、湿式及び乾式処理への適合性について、基礎データを取得した。
続するとともに、保管技術に影響する燃料デブリの含水率等の検討・評価を行う。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning模擬デブリを用いた特性の把握、デブリ処置技術の開発
Fe -Cr-Ni

ZrB 2 （ 箔状又は (Fe,Cr,Ni )2 (Zr,U )(Fe 2Zr型立方晶）
平板状結晶）(Fe,Cr,Ni )2 B

アーク溶解

酸化雰囲気で 焼鈍（ Ar- 0.1%O 2,1500 ℃ ）Fe -Cr -Ni(Zr,U )O2 (Zr-rich )（ 合金及び ZrB 2酸化）制御材（ B4C+SUS）との反応 （溶融固化物断面観察像の例）（制御棒と燃料が溶融した場合にできる固化物の組織等に係る知見を取得）

生成 した各相のビッカース硬さ（デブリの化学系（ホウ化物、酸化物、金属）毎に硬度の分布を推定）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning平成26年度新規研究
平成26年度からは関連する新規研究として、冠水工法を中心とする燃料デブリ・炉内構造物取出技術の開発、原子炉内燃料デブリ検知技術の開発などが計画されている。
（参考：3月27日廃炉・汚染水対策チーム会合より）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning