デコミッショニング技報
第61号（2020年 3 月）

－目

次－

巻頭言
原子力最多立地・福井県における原子力人材育成と地域振興…………………………………………
安濃田

１

良成

技術報告
人形峠環境技術センターの廃止措置の現状について……………………………………………………
八木

新型転換炉原型炉ふげんにおける炉内試料採取技術実証
岩井

直人、美田

豊、菅田

信博

………………………………………………… 12

紘基、副島

吾郎、瀧谷

啓晃、粟谷

悠人

荒谷

健太、宮本

勇太、手塚

将志

東芝エネルギーシステムズの原子力施設廃止措置に向けた技術開発と人材育成への取り組み ………
林

弘忠、相坂

貴司、小畑

政道、西久保

秀徳、小野
金澤

― i ―

20

勝

ホットラボの廃止措置と将来計画（Ⅲ） … …………………………………………………………………
椎名

2

勝人、西

雅裕、宇野

希生

浩之、大井

龍一、二瓶

康夫

29

Journal of RANDEC
No. 61 Mar. 2020

CONTENTS

Technical Report
Current Status of JAEA Ningyo-toge Decommissioning Project… …………………………………………

2

Naoto YAGI, Yutaka MITA and Nobuhiro KANDA
Technology Demonstration of Sampling from Reactor Core Structurein FUGEN Decommissioning Engineering Center ……………………………………………………………… 12
Hiroki IWAI, Goro SOEJIMA, Hiroaki TAKIYA, Yuto AWATANI
Kenta ARATANI, Yuta MIYAMOTO and Masashi TEZUKA
Activities of Toshiba Energy Systems and Solutions Corporation
to Develop Technology and Human Resources for Decommissioning of Nuclear Facilities  ……………… 20
Hirotada HAYASHI, Takashi AISAKA, Masamichi OBATA and Masaru NISHIKUBO
Decommissioning Program and Future Plan for Research Hot Laboratory (III)………………………… 29

Hidenori SHIINA, Katsuto ONO, Masahiro NISHI, Kiryu UNO
Hiroyuki KANAZAWA,  Ryuuichi OHI and Yasuo NIHEI― ii ―

SUMMARIES
Current Status of JAEA Ningyo-toge Decommissioning Project
Naoto YAGI, Yutaka MITA and Nobuhiro KANDA
J. RANDEC, No. 61 (Mar. 2020), page 2～11, 16 Figures, 6 Tables.
Ningyo-toge Environmental Engineering Center inJapan Atomic Energy Agency (JAEA) had been conducting research and development on uranium exploration, uranium mining, uranium refining/conversion,and uranium enrichment. The Center has completed
its initial mission and is currently conducting decommissioning of the facilities and R & D for decommissioning.

Activities of Toshiba Energy Systems and Solutions Corporation to Develop Technology and Human Resources for Decommissioning of Nuclear
Facilities
Hirotada HAYASHI, Takashi AISAKA
Masamichi OBATA and Masaru NISHIKUBO
J. RANDEC, No. 61 (Mar. 2020), page 20～28, 10
Figures, 1 Table.
Toshiba Energy Systems and Solutions Corporation
has been contributing to nuclear power plant construction, reprocessing plant construction, plant maintenance, operation support, fabrication of high precision large component, treatment of various types ofOf the three main facilities of the Center, the refining conversion and the enrichment engineering facilities have already begun dismantling of equipment. The
uranium enrichment demonstration plant is in the process of applying for a decommissioning plan. This report provides an overview of the current status of thewaste, licensing support including analysis and estimation. We have also cooperated with highly capable

Center’s decommissioning project.

at least in Japan.
This paper describes our activities to develop technology and human resources for decommissioning ofTechnology Demonstration of Sampling from Reactor Core Structure in FUGEN Decommissioning
Engineering Centertechnology suppliers for these contributions. We havebeen contributing to decommissioning of nuclear facilities based on our experience, and we understand decommissioning works will continue for several decades

nuclear facilities.

Hiroki IWAI, Goro SOEJIMA, Hiroaki TAKIYA
Yuto AWATANI,  Kenta ARATANI
Yuta MIYAMOTO and Masashi TEZUKA
J. RANDEC, No. 61 (Mar. 2020), page 12～19, 13
Figures, 1 Table.
FUGEN Decommissioning Engineering Center received the approval of the decommissioning plan in

Decommissioning Program and Future Plan for
Research Hot Laboratory (III)2008, and we have been progressing the decommissioning of FUGEN. The first phase of decommissioning (Heavy Water and Other System Decontamination

Research Hot Laboratory (RHL) in Japan Atomic
Energy Agency (JAEA) was constructed in 1961, as
the first one in Japan, to perform the examinations of

Period) finished in March 2018, and FUGEN has entered into the second phase of decommissioning (Reactor Periphery Facilities Dismantling Period). This

irradiated fuels and materials. RHL consists of 10

report describes the technology demonstration of sampling from reactor core structure of FUGEN to prepare for reactor dismantlement in the third phase.

Hidenori SHIINA, Katsuto ONO, Masahiro NISHI
Kiryu UNO, Hiroyuki KANAZAWA
Ryuuichi OHI and Yasuo NIHEI
J. RANDEC, No. 61 (Mar. 2020), page 29～38, 4 Figures, 4 Tables, 9 Photos.

heavy concrete cells and 38 lead cells. RHL had
contributed to research and development program inor out of JAEA for the investigation of irradiation
behavior for fuels and nuclear materials. RHL,
however, is one of targets as the rationalization
program for obsolete facilities in former Tokai
Research Institute. And the decommissioning works of
RHL started on April 2003.
The dismantling of 12 lead cells has been progressing since 2010. The dismantling procedure oflead cells was performed in the following order. The― iii ―

peripheral equipment in lead cells was removed andcontamination level was surveyed on the inner surfaceof the cells. Then, the backside shield doors were extracted. The lifting frame for the isolation tent wasset on the cells. After that, the ceiling plates, isolation walls and lead blocks were removed. Strippable
paint was used to remove permeable contamination on
the inner surface of structural steel of the cells. The
dismantling works will be continued to mention theefficiency of decommissioning works and reduction ofradioactive waste with safety.

― iv ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）

原子力最多立地・福井県における原子力人材育成と地域振興

国立大学法人 福井大学 附属国際原子力工学研究所
特任教授

安濃田

良成

福井県嶺南（敦賀、若狭）地域は、日本原電の敦賀 1 , ２ 号機、関西電力の美浜 １ ～ ３ 号機、高浜 １ ～、「もんじゅ」といった合計15基が立地する世界有４ 号機、大飯 １ ～ ４ 号機、及び原子力機構の「ふげん」
数の原子力立地地域である。2005年 ３ 月、
福井県は「エネルギー研究開発拠点化計画（以下、拠点化計画）」「もんじゅ」を中核とする研究・人材育成の拠点化を進め、原子力関連技術を地域産業の活性を策定し、化に繋げることを目指した。
しかし、2011年 ３ 月の東京電力福島第一原子力発電所の事故により状況が一変した。この事故が原子力の社会的受容性を著しく低下させたことに加え、新たに設置された原子力規制委員会により規制基準の厳格化や追加的防護措置が求められたため、長期間の運転停止や廃止措置に移行するプラントが増加した。
さらに、2016年12月、原子力関係閣僚会議において「もんじゅ」を廃止措置に移行する旨の政府方針が決定された。同時に、国は、「もんじゅ」サイトを活用して新たな試験研究炉を設置し、今後の原子力研究や人材育成を支える基盤となる中核的拠点に位置付けることを決定した。
こうした原子力を取り巻く環境の変化に対応するため、福井県は、国・大学・事業者・産業界・自治体等の参画を得て、拠点化計画に代わる新計画「嶺南Ｅコースト計画」の策定に向けて、2018年から検討を進めてきた。本計画は、 ４ つの基本戦略「Ⅰ．原子力関連研究の推進及び人材の育成、Ⅱ．デコミッショ
ニングビジネスの育成、Ⅲ．様々なエネルギーを活用した地域振興、Ⅳ．多様な地域産業の育成」のもとに、それぞれ ２ つのプロジェクトを設定している。計画の全貌は、福井県のホームページをご覧いただくことにして、本誌と関係が深い基本戦略Ⅱについて、以下に概要を紹介する。
福井県内の15基の原子力プラントのうち、既に廃止措置中の「ふげん」を含め、およそ半数に相当する
７ 基が順次廃止措置に移行する。すなわち、福井県における廃止措置工事は、全国的にも先行的かつ大規模に進められることになる。新計画では、これを好機と捉え、基本戦略Ⅱのプロジェクト １ として、「廃止措置工事等への地元企業の参入促進、製品・技術の供給拡大」を掲げており、具体的には（1）県内企業による元請や一次下請業務の受注拡大に向けて、企業連合体の結成を支援、（2）原子力関連業務従事者に対する技術研修を充実、（3）廃止措置関連技術の高度化に繋がる研究開発を促進、等の施策を例示している。ここで、企業連合体とは、複数の地元企業等が連携・相互補完することによって、元請に必要な工程管理能力や多様な専門技術を総合的に発揮できる仕組みを構築するものである。実現には課題も多いと思うが、電力事業者・企業・行政が協力して、全国的なモデルケースとなるべく努力して欲しい。
また、基本戦略Ⅱのプロジェクト ２ として、「解体廃棄物の再利用を進めてビジネス化を推進」を掲げ、（1）クリアランス制度の社会への定着に向けた理解促進活動を推進、（2）県内の原子力発電所から発生する解体廃棄物の再利用、（3）クリアランスレベル以下の廃棄物を再利用する企業の県内進出への支援、を主な施策として例示している。すなわち、クリアランス制度の社会定着を進めることも本計画の重要な目標の一つである。
本計画の目標を達成するためには、高い志を抱く若い力が必須となる。大学の責任は重大である。

― 1 ―デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

人形峠環境技術センターの廃止措置の現状について八木

直人＊、美田豊＊、菅田信博＊

Current Status of JAEA Ningyo-toge Decommissioning Project
Naoto Yagi＊, Yutaka Mita＊, Nobuhiro Kanda＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

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日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、ウラン探鉱、ウラン採鉱、ウラン製錬・転換及びウラン濃縮に係る研究開発を実施してきたが、当初の使命を終え、現在は研究開発に使用した施設の廃止措置及び廃止措置に係る研究開発を実施している。
当センターの主要な 3 施設のうち、製錬転換施設・濃縮工学施設の 2 施設は、施設内の設備解体を実施中であり、ウラン濃縮原型プラントは、廃止措置計画認可申請手続きを行っているところである。本報告
では、当センターの廃止措置の現状について概要を紹介する。
Ningyo-toge Environmental Engineering Center in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) had been conducting research and development on uranium exploration, uranium mining, uranium refining/conversion,and uranium enrichment. The Center has completed its initial mission and is currently conducting decommissioning of the facilities and R & D for decommissioning.
Of the three main facilities of the Center, the refining conversion and the enrichment engineering facilities have already begun dismantling of equipment. The uranium enrichment demonstration plant is in theprocess of applying for a decommissioning plan. This report provides an overview of the current status of
the Center's decommissioning project.

減を図ることが可能となる。

１ ．はじめに原子力施設においては、役割を終え、運転を停止した施設であっても、放射性物質の閉じ込め機
能等の原子力施設としての維続管理が必要である。また、万一の事故発生時には運転中の施設と同等な対応が必要となる。
一方、廃止措置を進めることで、管理区域を解除できれば、放射性物質の漏えいのリスクや放射線リスクが回避でき、事故等の発生（施設リスク）が減少するとともに、換気運転方法の合理化や点検負担が軽減できることにより維持費の大幅な削

２ ．人形峠環境技術センターの施設
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構人形
峠環境技術センター（以下、「センター」という）は、1955（昭和30）年のウラン鉱床発見から、核燃料サイクルのフロントエンドであるウラン探
鉱、ウラン採鉱、ウラン製錬・転換及びウラン濃縮に係る研究開発を実施した。核燃料サイクル及びセンターが実施した研究開発の範囲をFig. 1に示す。

＊：国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構 核燃料・バックエンド研究開発部門 人形峠環境技術センター（Ningyo-toge Environmental Engineering Center, Sector of Nuclear Fuel, Decommissioning and Waste Management Technology Development, Japan Atomic Energy Agency）― 2 ―Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
処理施設が、さらに非該当の施設として開発試験棟、解体物管理施設がある。なお、開発試験棟は、核原料物質使用施設にも該当する。
各施設の位置をFig. 2に示す。
センターにおけるフロントエンドに係る研究開センターには、核燃料物質加工施設としてウラン濃縮原型プラントがあり、また、核燃料物質使用施設のうち、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律施行令第41条に該当する施設として濃縮工学施設、製錬転換施設、廃棄物

Fig.1 Nuclear fuel cycle and the scope of
research and development of Ningyo-toge

人形峠環境技術センターのＲ＆Ｄ担当事業

イエローケーキ
ウラン鉱石

製錬施設

ウラン採鉱

 ウランの採鉱、製錬、転換、濃縮の核燃料サイクルのフロントエンドに係る技術
開発を実施

UF6

転換施設

UO3
回収ウラン
プルトニウム

濃縮施設

MOX燃料処理施設

再処理施設

UF6
UO2
(劣化ウラン)

MOX 燃料 平成13年のウラン濃縮原型プラントの運転終了に伴い、現在は施設の廃止措
置、廃棄物処理技術開発
などを実施

再転換施設

原子力発電所
(軽水炉)

UO2

ウラン燃料

ウラン燃料加工施設

Fig. 1 Nuclear fuel cycle and the scope of research and development of Ningyo-toge

Fig.2 Location of each facility
ウラン濃縮原型プラント
開発試験棟（加工施設）

廃棄物処理施設（使用施設）(使用施設 非該当施設）

廃棄物処理施設（使用施設及び加工施設）
製錬転換施設（使用施設）

濃縮工学施設（使用施設）

解体物管理施設（使用施設 非該当施設）

Fig. 2 Location of each facility― 3 ―人形峠環境技術センター

デコミッショニング技報
発は、民間への技術移転等により、2001（平成13）年のウラン濃縮原型プラントの運転終了を最後に当初の使命を終えた。現在は、研究開発に使用した施設の廃止措置及び廃止措置に係る研究開発を実施している。

３ ．使用施設の廃止措置の概要
核燃料物質使用許可（以下、「使用許可」という）はセンターで一つの許可であり、廃止措置に伴う設備等の解体撤去は、当該施設ごとに解体方法等を記載した使用変更許可申請を原子力規制委員会に提出し、許可取得後に開始する。なお、センターの使用施設の廃止措置の計画概要は、2018（平成30）年12月26日に公開した廃止置実施方針にとりまとめている。
センターの使用施設のうち、2008（平成20）年から主要な設備を解体撤去した製錬転換施設及び2014（平成26）年から解体撤去した濃縮工学施設の廃止措置の概要について述べる。

第61号（2020年 3 月）
3.1 製錬転換施設の廃止措置状況1）, 2）（1）製錬転換施設の概要
製錬転換施設は、ウラン鉱石からのイエローケーキ（MgU2O7、U3O8、（NH4）
2U2O7）等又は回収ウランの三酸化ウラン（UO3）を六フッ化ウラン（UF6）に転換する施設であり、その施設概要
をTable 1に示す。
Table 1 Outline of Ningyo-toge conversion facility

目

ウラン濃縮工場に向けた原料の生産や天然ウラン及び回収ウランの転換の安全性等の工学評価、経済性評価等を行い、商業用転換プラントの設計・建設・運転のためのデータ取得

的

ウラン転換能力200 tU/年

運転開始

1982（昭和57）年 3 月

ウラン転換終了

1999（平成11）年 3 月

製錬転換施設におけるUF6製造工程は、湿式転換設備、乾式転換設備、湿式・乾式共通設備、排ガス・廃液処理設備（排風機及び塔槽類等）及びユーティリティ設備（冷凍機、塔槽類及びコンプレッサー等）で構成される（Fig. 3）。

湿式転換工程
原料
イエローケーク

溶解

溶媒
抽出

電解
還元

フッ化
沈殿

脱水
湿式・乾式共通設備
Ｆ2
フッ化

ＵＦ 6
捕集

乾式転換工程原料
UO3

水和

排ガス・廃液処理

脱水
還元

ＨＦ
フッ化

Fig. 3 Process flow of refinement conversion plant

― 4 ―

ＵＦ 6
充填

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）の解体を行う（Fig. 4）。建屋については、今後、再活用やウラン系廃棄物の処分制度の動向等を考慮し、取扱いを検討していく計画である。

（2）廃止措置の工程
製錬転換施設の廃止措置工程は、乾式転換設備
及び湿式・乾式共通設備の主要プロセスを解体し、解体物の一時保管、払出、排ガス・廃液処理設備
年
H20

H21

H22

H23

H24

H25

H26

内 容
主要プロセス解体

廃液処理・給排気設備解体

解体物一時保管

解体物払出

Fig. 4 Decommissioning schedule for conversion facility（3）廃止措置の実施状況
製錬転換施設の廃止措置は、2004（平成16）年10月から解体・撤去作業手順の設定等の準備作業を行い、管理区域内に設置している排ガス・廃液処理設備を除いた設備・機器について、2008（平成20）年 4 月から2011（平成23）年 9 月までにすべての解体・撤去の作業を終えた。主要な部屋の解体・撤去の実施状況を以下に述べる。
（a）コールドトラップ室
コールドトラップ室には、UF6を捕集する設備
である大型、小型のコールドトラップ槽（以下、「CT」という）が設置されていた。
CT内には、中間フッ化物やUF6が残留しており空気中の水分との反応によってフッ化水素ガス（以下、「HF」という）が発生することが予想されたため、解体前に設備内のエアーパージや水洗浄を実施し、解体時のHF発生量を抑制した。
CT構造材の肉厚が厚く機械式の切断機では切断が難しいことから主要な切断工具としては、容易に切断可能なエアープラズマカッターを用いた。解体・撤去に 5 か月を要した。
（b）水和転換室
水 和 転 換 室 に は、 原 料 のUO3か らUO2を 経 てUF4まで転換する設備である水和機、脱水還元塔、フッ化塔が設置されていた。
解体・撤去にあたっては、「グリーンハウス」（汚染の拡大防止のため作業エリアに仮設される囲いのことであり、以下「GH」という）の構成部材であるビニールシート等の二次廃棄物発生量を低減する等のため、解体対象の設備等の全体をGHで覆う方法から、設備から機器を事前に切り離し、解体用に設置した解体物を覆うGH内で細断を行うことで、GHの面積を小さくするなどの工夫をした。
（c）脱水転換室
脱水転換室には、UF4からUF6までフッ化するために用いたHFフッ化炉（ 6 m）
、第 1 フッ化炉（ 5 m）、第 2 フッ化炉（ 4 m）の 3 基の長尺な反応炉が設置されていた（Fig. 5）
。

― 5 ―

Fig. 5 Equipment such as fluoridation furnaceデコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

解 体・ 撤 去 に あ た っ て は、 設 備・ 機 器 の3D-CADモデル（Fig. 6)を活用して、事前に限られた空間において長尺な反応炉の他機器への干渉等を評価した。

Fig. 7 Inside observation in underground storage（4）製錬転換施設の廃止措置における各諸量及び特徴
製錬転換施設の解体・撤去作業では、約480
tonの物量を解体した。これらにより発生した二次廃棄物発生量、人工数、保管容器等の発生量をTable 2に示す。メッシュコンテナはNR対象物＊1
及びCL対象物＊2の保管容器、ドラム缶は放射性廃棄物の保管容器、カートンボックスは可燃性の放射性廃棄物の収納容器である。
Table 2 Secondary waste generation and dismantling works
in refining conversion facility

Fig. 6 Arrangement plan conversion equipment by 3D-CAD
model（d）使用済み流動媒体地下貯槽内部観察等
使用済み流動媒体地下貯槽は4槽あり、体積が2.5 m3/槽で、それぞれ、回収ウランを含む使用済み流動媒体であるγアルミナ約3 ton/槽を保管していた。
使用済み流動媒体は、回収する方法を検討するためにファイバースコープを用いて貯槽内部を観察し、流動媒体が乾燥した状態であることを確認した後、サイクロン装置による気流移送により全量である約12 tonを回収した。Fig. 7に内部観察の状況を示す。
使用済み流動媒体を回収した後の貯槽の平均表
面汚染密度は15 Bq/cm2であり、解体にあたっては、汚染の拡大を防止するために拭き取り及び焼却可能な剥離塗膜の一種であるジェルによる除染を行い、表面汚染密度を放射能測定器の検出限界
値未満まで低減した。

二次廃棄物発生量（kg）
人工数（人･日）
保管容器等発生量

可燃物（紙、布、木片）：約 3,500
難燃物 1 （ゴム類） ：約 1,050
難燃物 2 （ビニール） ：約14,180
約12,000
メッシュコンテナ（基）：約290
ドラム缶（本）：約 2,040
カートンボックス（個）：約 7,180

製錬転換施設の解体・撤去で発生した解体物の種類は、金属が約74％、コンクリートが約13％を占めた。
また、配管のような中空構造物は、保管容器に収納するための切断時間が設備のサポート類と比べ時間を要したことから、今後の解体計画の策定
＊1

NR対象物：放射性物質との接触が無く，放射性物質
によって汚染されていない廃棄物として一般産業廃棄物と同様に処分ができる対象物。
＊2
CL対象物：放射能濃度が極めて低く，人の健康への影響が無視でき，「放射性物質として扱う必要がない物」の対象物で，放射能濃度が基準値（クリアラン
スレベル）以下であることを確認したものは一般資材として再利用又は処分することができる。

― 6 ―Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
において、十分考慮する必要があることがわかった。
3.2 濃縮工学施設の廃止措置状況（1）濃縮工学施設の概要
濃縮工学施設は、1979（昭和54）年からウラン濃縮パイロットプラントとして、遠心分離法により天然ウラン等の濃縮度を高めるための試験を実施した施設である。
ウラン濃縮パイロットプラントは、Fig. 8及びFig. 9に示すように単機型遠心分離機を配列した
第1運転単位（以下、「OP-1」という）と第2運転単位（以下、「OP-2」という）で構成された。施設概要をTable 3に示す。

Table 3 Outline of OP-1 and OP-2
項3 ), 4 )

目

OP-1

OP-2

目的

ウラン濃縮の原型プラントの実証化に向けての遠心分離機の量産技術の確
立、運転技術、経済性データ等の取得

分離作業能力約50 tSWU/年以上

運転開始
ウラン濃縮終了

1979(昭和54)年
7月

1982(昭和57)年
3月

1990(平成 2 )年 3 月

また、ウラン濃縮施設における濃縮ウラン製造
工程は、カスケード設備（遠心分離機及び配管等）、
UF6処理設備、ブレンディング設備、排ガス・廃液処理設備（排風機及び塔槽類等）及びユーティ
リティ設備（冷凍機、塔槽類及びコンプレッサー等）で構成された（Fig. 10）。
（2）廃止措置の工程
濃縮工学施設の廃止措置工程は、カスケード設
備及びUF6 操作設備の主要プロセスを解体し、解体物の一時保管、払出、排ガス・廃液処理設備の解体を行う（Fig. 11）。
建屋については、製錬転換施設と同様に再活用等について今後検討していく計画である。

Fig. 8 Centrifuge of the first operation unit (OP-1)（3）廃止措置の実施状況（a）OP-1UF6 操作室
OP-1UF6 操作室には、カスケードへの原料の供給、カスケードからの製品及び廃品を回収するための設備として、シリンダー槽、CT、配管及び各種ポンプが設置されていた（Fig. 12）。

Fig. 9 Centrifuge of the second operation unit (OP-2)― 7 ―デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

カスケード設備

UF6処理設備

排ガス・廃液処理設備

製品回収

微量六ふっ化ウ
ラン捕集装置製品ｼﾘﾝﾀﾞ

ガス発生槽

排気ダクト

カスケード
真空排気装置UF6処理設備

廃品回収
運搬移動
微量六ふっ化ウラン
捕集装置

廃品ｼﾘﾝﾀﾞ

排気ダクト

ウラン回収
回収

製品ｼﾘﾝﾀﾞ
ｼﾘﾝﾀﾞ
濃度調整

製品搬出

調整ｼﾘﾝﾀﾞｼﾘﾝﾀﾞ

真空排気装置ブレンディング設備

Fig. 10 Process flow of enrichment plant
年
内 容

H26

H27

H28

H29

H30

R1

R2

主要プロセス解体

廃液処理・給排気設備解体

解体物一時保管

解体物払出

Fig. 11 Decommissioning schedule for enrichment facility

Fig. 12 Cold trap

OP-1UF6 操作室の解体・撤去は、2014（平成26）年から2015（平成27）年に行い、資源の再活用及び放射性廃棄物発生量の低減を図るため汚染履歴調査を行い、NR対象物にマーキングするな
どし、解体物を分類した。
CTは、製錬転換施設と同様にエアーパージ後及びエアープラズマカッターにより解体・撤去した。
（b）ブレンティング室
ブレンディング室には、製品ウランの濃縮度を調整するための設備として、シリンダー槽、CT、配 管 及 び 各 種 ポ ン プ が 設 置 さ れ て い た（Fig.
13）
。
ブレンディング室の解体・撤去は、2014（平成26） 年 か ら2016（ 平 成28） 年 に お い て、OP1UF6 操作室と同様な方法で実施した。

― 8 ―Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
ど、より基本動作等を徹底に注視することで、安全に作業を進めることができている。

4 ． 加工施設の廃止措置の概要

Fig. 13 Cylinder tank（4）濃縮工学施設の廃止措置における各諸量及び特徴
濃縮工学施設の解体・撤去の作業では、現在までに物量として約340 tonを解体した。これらにより発生した二次廃棄物、人工数、保管容器をTable 4に示す。

4.1 ウラン濃縮原型プラントの概要
ウラン濃縮原型プラントは、Fig. 14及びFig.
15に示すように単機型遠心分離機を配列した第1運転単位（以下、「DOP-1」という）と集合型遠心分離機を配列した第2運転単位（以下、「DOP-2」という）で構成される。
ウラン濃縮原型プラントの概要をTable 5に示す。
ウラン濃縮原型プラントは、施設中長期計画で廃止措置対象施設と位置付けられたことから、2018（平成30）年 9 月28日付けで原子力規制委員会にウラン濃縮原型プラントの「加工の事業に係る廃止措置計画」の認可を申請し、核燃料施設等の廃止措置計画に係る審査会合、現地調査及び面Table 4 Secondary waste generation and dismantling works
in enrichmernt engineering facility
可燃物（紙、布、木片）：約1,570
二次廃棄物
難燃物 1 （ゴム類） ：約 430
発生量（kg）
難燃物 2 （ビニール） ：約5,150
人工数
（人･日）
保管容器
発生量

約12,000
メッシュコンテナ（基）：約 150
ドラム缶（本）：約1,150
カートンボックス（個）：約2,540

濃縮工学施設の解体・撤去作業では、設備とそのサポート類が重量構成比率で約93％と解体撤去
した物量のほとんどを占めていた。また、配管のような中空構造物は、保管容器に収納するための切断時間がサポート等と比べ製錬転換施設の解体と同様、時間を要したことから、今後の解体計画の策定において、十分考慮する必要のあることが再確認できた。濃縮工学施設の解体・撤去作業では、解体物の種類として、金属が約95％、コンク
リートが約 5 ％を占めた。
なお、濃縮工学施設の解体・撤去の作業では、製錬転換施設における解体・撤去作業の経験等を踏まえ、新たに作業前のホワイトボードを使用したツールボックスミーティング等に工夫を施すな― 9 ―Fig. 14 Centrifuge of the first operation unit (DOP-1)

Fig. 15 Centrifuge of the second operation unit (DOP-2)

デコミッショニング技報
Table 5 Outline of DOP-1 and DOP-2
項

目

目

的

DOP-1

維持する設備を除く運転を終了した設備の解体期
間）、第 2 段階（機能を維持する設備の解体期間）の 2 段階に分け、段階的に廃止措置を行う計画である。
なお、建物については、廃止措置終了後も活用する計画である。
（1）機能を維持する設備を除く運転を終了した設備の解体（第 1 段階）
第 1 段階においては、供用を終了した設備のう
ち、施設の安全を確保するために必要な設備（放射性廃棄物の廃棄設備、放射線管理設備、核燃料物質の貯蔵施設等）を除くウラン濃縮及び滞留ウ
ラン回収に用いたすべての設備解体、解体物の保管及び解体終了後の管理区域に汚染がないことの確認を行う。
（2）機能を維持する設備の解体期間（第 2 段階）
第 2 段階では、機能を維持する設備の解体核燃
料物質の譲渡し、放射性廃棄物の処理・廃棄及び解体終了後の管理区域内に汚染がないことの確認を行い、管理区域を解除し、廃止措置を終了する。

DOP-2

ウラン濃縮の商業化に向けての遠心分離機の量産技術の確立、運転技術、経済性データ等の取得

分離作業能力100 tSWU/年

100 tSWU/年

運転開始

1988(昭和63)年
4月

1989(平成元)年
5月

ウラン濃縮終了

2001(平成13)年
3月

1999(平成11)年
11月

滞留ウラン回収終了

2017(平成29)年
3月

2007(平成19)年
11月

廃止措置計画認可

申請中談において廃止措置計画の審査が行われている状況である。
4.2 廃止措置の工程
ウラン濃縮原型プラントの廃止措置工程は、約20年とし、Fig. 16に示すように第 1 段階（機能を年度

R2(2020)

R3(2021)

R4(2022)

R5(2023)

R6(2024)

R7(2025)

R8(2026)

R9(2027)

R10(2028)

R11(2029)

第61号（2020年 3 月）

R12(2030)

R13(2031)

R14(2032)

R15(2033)

R16(2034)

R17(2035)

R18(2036)

第1段階（機能を維持する設備を除く運転を終了した設備の解体期間）

R19(2037)

R20(2038)

R21(2039)

R22(2040)

第2段階（機能を維持する設備の解体期間）

管理区域の解除

機能を維持する設備を除く運転を終了した設備の解体
DOP-1高周波電源設備の解体

機能を維持する設備の解体

DOP-1UF6処理設備の解体
均質設備の解体
滞留ウラン除去設備の解体
分析設備等、機能を維持する設備を除く設備・機器の解体
DOP-1・DOP-2カスケード設備の解体

核燃料物質の譲渡し先の決定

核燃料物質の貯蔵
核燃料物質の譲渡し放射性物質の放射能濃度の測定及び評価方法の認可申請

放射能濃度の確認申請

放射性廃棄物の保管
放射性廃棄物の処理・廃棄・設備の解体には汚染状況調査を含む。
・廃止措置工程の終了時期以外の年度展開については、厳密なものではなく、本図に記載した工事の順序を遵守して工事を実施していく。

Fig. 16 Decommissioning schedule for uranium enrichment demonstration plant― 10 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
4.3 放射性廃棄物等の推定発生量
ウラン濃縮原型プラントの廃止措置で発生する
主な放射性廃棄物の推定発生量はTable 6に示すとおりである。
Table 6 Estimated amount of radioactive waste generated
during decommissioning process
廃棄物の種類

推定発生量（ton）

放射性液体廃棄物

約

放射性固体廃棄物

約1,2402

CL対象物

約5,720

NR対象物

約1,1004.4 廃止措置期間中に機能を維持すべき設備
廃止措置期間中に機能を維持管理すべき設備等としては、公衆及び放射線業務従事者の被ばくの低減を図るとともに、核燃料物質の貯蔵、解体撤去工事、核燃料物質によって汚染された物の廃棄等、各種作業の実施に対する保安の確保に必要な機能（性能）を維持すべき設備となる。

５ ．おわりに製錬転換施設及び濃縮工学施設は、廃止措置段
階にあり、今後も各施設設備の解体を継続していく。
製錬転換施設等の解体・撤去作業を通して現在までに培ってきた技術を生かし、安全を最優先に、廃止措置を着実かつ確実に進めていく。
ウラン濃縮原型プラントは、廃止措置計画認可
後、廃止措置計画に沿って、今後、設備の解体、
核燃料物質の貯蔵、核燃料物質の譲渡し、放射性廃棄物の処理・廃棄を安全かつ着実に進めていくことになる。特に、核燃料物質の譲渡しについては、他の核燃料取扱施設に先駆けて行うことにもなり、検討を開始したところである。

参考文献
1 ）天本一平，“ウラン転換技術開発，”サイクル
技報，No. 9, 2000.
2 ）杉杖典岳，森本靖之，徳安隆志，田中祥雄，“製錬転換施設廃止措置プロジェクトの進捗状況，”― 11 ―

日 本 原 子 力 学 会 和 文 論 文 誌，Vol. 12, No. 3,
2013.
3 ）松本ほか，“濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況 －平成26年度上半期－，”JAEA Technology 2015-036, 2015.
4 ）松本ほか，“濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況 －平成26年度下半期－，”JAEA Technology 2016-020, 2016.

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

新型転換炉原型炉ふげんにおける炉内試料採取技術実証岩井紘基＊、副島 吾郎＊、瀧谷
荒谷 健太＊、宮本啓晃＊、粟谷 悠人＊
勇太＊、手塚 将志＊

Technology Demonstration of Sampling from Reactor Core Structurein FUGEN Decommissioning Engineering Center
Hiroki IWAI＊, Goro SOEJIMA＊, Hiroaki TAKIYA＊, Yuto AWATANI＊
Kenta ARATANI＊, Yuta MIYAMOTO＊and Masashi TEZUKA＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

新型転換炉原型炉ふげんは、2008年 2 月に廃止措置計画の認可を受け、廃止措置に取り組んでいる。
2018年 3 月に廃止措置の第 1 段階（重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間）を終了し、現在第 2 段階
（原子炉周辺設備解体撤去期間）に移行している。本報告では、第 3 段階における原子炉本体解体撤去に向けて実施した原子炉内部の構造材からの遠隔試料採取に係る技術実証について紹介する。
FUGEN Decommissioning Engineering Center received the approval of the decommissioning plan in
2008, and we have been progressing the decommissioning of FUGEN. The first phase of decommissioning(Heavy Water and Other System Decontamination Period) finished in March 2018, and FUGEN has entered into the second phase of decommissioning (Reactor Periphery Facilities Dismantling Period). This
report describes the technology demonstration of sampling from reactor core structure of FUGEN to prepare for reactor dismantlement in the third phase.

1 ．新型転換炉原型炉ふげんの概要1)
新型転換炉原型炉ふげんは、熱出力557 MW、
電気出力165 MWの重水減速沸騰軽水冷却圧力管型 炉（ATR） で、1979年 3 月 に 運 転 を 開 始 し、
2003年 3 月に運転を終了した。この間の設備利用率は約62％であり、1988年 6 月には「ふげん」の使用済燃料より回収したプルトニウムを用いた
MOX燃料を装荷して運転を行い、核燃料サイクルの輪を完結させている。運転終了後、廃止措置の準備として、炉心燃料（全224体）の取出し、
系統化学除染の実施、原子炉冷却材の抜出し等を行った。
原子炉等規制法の改正を受けて2006年11月 7 日に廃止措置計画認可申請を行い、国の審査を経て2008年 2 月12日に認可された。現在、施設内には
使用済燃料466体を貯蔵していることから、使用済燃料の安全な貯蔵に係る設備機能の維持管理を行いながら、施設の解体撤去工事及び原子炉本体の解体に向けた技術実証を精力的に進めている。

2 ． 廃止措置の工程 1 )「ふげん」の廃止措置の基本スケジュールは、
Fig. 1に示すとおり、重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間、原子炉周辺設備解体撤去期間、原子炉本体解体撤去期間、建屋解体期間の 4 工程に区分し、①安全の確保、②既存技術の徹底利用に＊：国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 敦賀廃止措置実証部門 新型転換炉原型炉ふげん(FUGEN Decommissioning Engineering Center, Sector of Tsuruga Decommissioning Demonstration, Japan Atomic Energy Agency)― 12 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）

Overallprogram
program ofof FUGENFUGEN decommissioning
Fig. 1Fig. 1
Overalldecommissioning

よる合理的な廃止措置、③発生廃棄物の低減など
3.「ふげん」原子炉本体の構造・特徴
環境への負荷軽減、④情報公開の推進、⑤地域社「ふげん」原子炉本体の概略図及び CAD モ会の理解と支援が得られる事業の推進を基本方針「ふげん」の原子炉本体
デルを Fig. 2 に示す。
は、縦型円筒状のステンレス鋼製のカランドリとし、2033年度までに完了する予定である。
「 ふ げアタンク及び炉心タンクの二重構造のタンクん 」 の 廃 止 措 置 は 第 1 段 階 を 終 了 し、に、その上下を貫通するジルカロイ-2 製のカラ2018年度に第 2 段階に入っている。
第 1 段階では、
ンドリア管が 240 mm ピッチで正方格子状に
主にタービン系設備の解体撤去工事と原子炉本体
224 本配列されており、カランドリアタンク内を含めた重水系・ヘリウム系等のトリチウム除去部及びカランドリア管の外側に減速材である工事を実施した。現在、第3 段階の原子炉本体の重水が満たされる構造となっている。それぞれのカランドリア管の内部には、燃料集合体を装解体撤去に向けて、原子炉周辺設備の解体に着手
荷し軽水を循環するジルコニウム-ニオブ合金している。

をFig. 2に示す。
「ふげん」の原子炉本体は、縦ド 2)、中性子輸送計算コード及び放射化計算コ型円筒状のステンレス鋼製のカランドリアタンクードにより評価しており、低レベル放射性廃棄及び炉心タンクの二重構造のタンクに、その上下物のうち、放射能レベルの比較的高いもの（以
圧力管(224体) 上部延長管部(224体)(Zr-2.5wt%Nb)
下、「L1 対象物」という）に区分される。
を貫通するジルカロイ(SUS) 2 製のカランドリア管が上部鉄水遮へい体
カランドリア管(224体)(炭素鋼)(Zry-2)
コンクリートΦ９ｍ
4.「ふげん」解体計画及び試料採取計画

240 mmピッチで正方格子状に224本配列されており、カランドリアタンク内部及びカランドリア管側部鉄水(1)「ふげん」原子炉本体の解体計画
遮へい体の外側に減速材である重水が満たされる構造とな「ふげん」の炉心領域を構成する構造物は L1
(炭素鋼)
っている。
それぞれのカランドリア管の内部には、対象物であり、構造物の一部に酸化性の強いジ燃料集合体を装荷し軽水を循環するジルコニウ
ルコニウム合金が使用されている。このため、７ｍ
解体時の被ばくの低減及び火災防止を考慮し、
ム-ニオブ合金製の圧力管が同心円状に配置され3 に示すとおり原子炉本体上部に解体用プ
Fig.
ており、圧力管とカランドリア管は二重管構造とールを設け、遠隔解体装置を設置して水中で解防振板なっている。
(アルミニウム)
体撤去を行う計画としており、今後、水中かつまた、カランドリアタンクの内部には、アルミ
高線量下において解体作業が可能な遠隔解体
カランドリアタンク
ニウム合金製の防振板やジルカロイ-2
下部鉄水遮へい体 製の制御装置の設計を実施していく予定である。
(SUS)
(炭素鋼)
棒案内管が49本配置されており、炉心部は多種の
炉心タンク
下部延長管部(224体)
また、
原子炉の解体に当たっては、
L1 対象物

製の圧力管が同心円状に配置されており、圧力管とカランドリア管は二重管構造となっている。
3 ．「ふげん」原子炉本体の構造・特徴
また、カランドリアタンクの内部には、アル「ふげん」原子炉本体の概略断面図及び鳥瞰図
ミニウム合金製の防振板やジルカロイ-2 製の
(SUS)
(SUS)
の処理・処分費用の低減のために原子炉内にお制御棒案内管が 49 本配置されており、炉心部
圧力管(224体) 上部延長管部(224体)
ける放射能レベル区分の境界をあらかじめ明は多種の材質からなる複雑かつ狭隘な構造と(Zr-2.5wt%Nb)(SUS)
上部鉄水遮へい体
確にし、原子炉本体の解体計画に反映していくなっている。
カランドリア管(224体)(炭素鋼)(Zry-2)
コンクリートことが重要である。
さらに、カランドリアタンクの上下及び側部
Φ９ｍ
このため、遠隔解体装置の設計及び廃棄物のは、炭素鋼製の積層鋼板、コンクリートブロッ
側部鉄水
遮へい体
処理・処分の検討に資するとともに、計算コー
ク及び循環水による中性子遮へいを目的とし(炭素鋼)
ドによる原子炉内部の放射能インベントリ評
た鉄水遮へい体によって囲まれている。
価の妥当性の確認、原子炉内の放射能濃度分布
これらの原子炉本体の構造物は、約 25 年間
７ｍ
計算の精度向上を目的として、実機構造材からの運転による中性子照射を受けて放射化しての試料採取を実施することとした。
おり、原子炉解体で発生する炉心領域の廃棄物の放射能レベルは、「ふげん」の炉心管理コー
防振板(アルミニウム)

カランドリアタンク
(SUS)
炉心タンク
(SUS)

下部鉄水遮へい体(炭素鋼)
下部延長管部(224体)(SUS)

Fig. 2

Schematic diagram and 3D-CAD model of reactor of FUGE

Fig. 2 Schematic diagram and bird’s eye view by CAD model of reactor of FUGEN

解体用プール― 13 ―

遠隔解体装置原子炉

Fig. 2

Fig. 3

デコミッショニング技報
材質からなる複雑かつ狭隘な構造となっている。
さらに、カランドリアタンクの上下及び側部は、炭素鋼製の積層鋼板、コンクリートブロック及び循環水による中性子遮へいを目的とした鉄水遮へ圧力管(224体) 上部延長管部(224体)
い体によって囲まれている。
(Zr-2.5wt%Nb)(SUS)
上部鉄水遮へい体
これらの原子炉本体の構造物は、約25年間の運
カランドリア管(224体)(炭素鋼)(Zry-2)
コンクリート転による中性子照射を受けて放射化しており、原Φ９ｍ
側部鉄水子炉解体で発生する炉心領域の廃棄物の放射能レ
遮へい体(炭素鋼) 「ふげん」の炉心管理コード 2 )、中性子
ベルは、
輸送計算コード及び放射化計算コードにより評価７ｍ
しており、低レベル放射性廃棄物のうち、放射能レベルの比較的高いもの（以下、「L1対象物」という）に区分される。
防振板(アルミニウム)

下部鉄水遮へい体
4 ．「ふげん」解体計画及び試料採取計画

カランドリアタンク
(SUS)
炉心タンク
(SUS)

(炭素鋼)
下部延長管部(224体)
(SUS)

（1）
「ふげん」原子炉本体の解体計画「ふげん」の炉心領域を構成する構造物はL1対象物であり、構造物の一部に酸化性の強いジルコ
ニウム合金が使用されている。このため、解体時の被ばくの低減及び火災防止を考慮し、Fig. 3に示すとおり原子炉本体上部に解体用プールを設け、遠隔解体装置を設置して水中で解体撤去を行う計画としており、今後、水中かつ高線量下において解体作業が可能な遠隔解体装置の設計を実施していく予定である。
また、原子炉の解体に当たっては、L1対象物の処理・処分費用の低減のために原子炉内における放射能レベル区分の境界をあらかじめ明確にし、原子炉本体の解体計画に反映していくことが第61号（2020年 3 月）

重要である。
このため、遠隔解体装置の設計及び廃棄物の処
理・処分の検討に資するとともに、計算コードによる原子炉内部の放射能インベントリ評価の妥当性の確認、原子炉内の放射能濃度分布計算の精度向上を目的として、実機構造材からの試料採取を実施することとした。
（2）試料採取計画
試料採取に当たり、「ふげん」は一般の軽水炉のように圧力容器を開放することで炉内構造物の取出し等が可能な構造とはなっておらず、炉内が複雑、狭隘な構造でアクセス箇所が限定され、かつ高線量となっていることから、遠隔で内部にアクセスし、炉内の高線量の構造物から試料を採取する装置を開発する方針とした。
また、試料の採取箇所は、「ふげん」の原子
の外側の構
また、
「ふげん」の原子炉は前述のとおり国内
また、試料の採取箇所は、「ふげん」の原子の外側の構
炉は前述のとおり国内の他の原子炉と異なるは除外した。
の他の原子炉と異なる材料が使用されていること
炉は前述のとおり国内の他の原子炉と異なるは除外した。
材料が使用されていることから、「ふげん」特
分析要求条
材料が使用されていることから、「ふげん」特分析要求条から、試料の採取箇所は、「ふげん」特有材の圧
有材の圧力管をはじめ、炉心タンク、防振板、 表面汚染の両
有材の圧力管をはじめ、炉心タンク、防振板、表面汚染の両力管をはじめ、炉心タンク、防振板、カランドリ
カランドリア管、制御棒案内管といった主要な板状の切出しカランドリア管、制御棒案内管といった主要な板状の切出しア管、制御棒案内管といった主要な炉内構造物を
炉内構造物を網羅することとし、計算コードに
ンドリング
炉内構造物を網羅することとし、計算コードにンドリング網羅することとし、計算コードによる評価の妥当よる評価の妥当性検証及び計算精度向上の観約 1～2 cc（よる評価の妥当性検証及び計算精度向上の観約 1～2 cc（性検証及び計算精度向上の観点で、Fig.
4に示す
点で、Fig. 4 に示す中性子照射量等のデータをで切り出すこ点で、Fig. 4 に示す中性子照射量等のデータをで切り出すこ中性子照射量等のデータを考慮してそれぞれ複数考慮してそれぞれ複数の採取箇所を選定した。 (2) 試料採取考慮してそれぞれ複数の採取箇所を選定した。 (2) 試料採取の採取箇所を選定した。
採取する工

採取する工
影響の有無、
影響の有無、最大ch
模、二次廃棄
最大ch
最小ch
模、二次廃棄最小ch
熱影響が少な
12
熱影響が少な
12
10
限定でき簡
108
限定でき簡
86
を採用した。
中性子量 64を採用した。
中性子量（×1021 nvt）42
33
21
ホールソー
2
0
（×10 nvt）
29 33
ホールソー
0 85
25 29
81
21
25
85
には対象部
Schematic diagram and 3D-CAD model of reactor of FUGE
77
17 21
81
73
には対象部
77
13 17
炉心位置
炉心位置 73 69 65
9 13から、試料採
69
炉心位置
炉心位置
5 9
（X方向）
65 61
（Y方向）
から、試料採
57
61
5
（X方向）
（Y方向）
の剛性が必要57
累積中性子量（軸方向平均）
解体用プールの剛性が必要累積中性子量（軸方向平均）
狭隘なスペ
狭隘なスペ
にアクセス
平均
にアクセス
最小ch
最大ch
平均
最小ch
最大ch
の回転・屈曲遠隔解体装置の回転・屈曲させるためにさせるために
軸
軸
立しない。
方
立しない。
方
防振板
向
原子炉
防振板
このため、ホ向位位置
このため、ホ位
位置
置
解体物収容容器分において相置
分において相
一次切断
物への固定
物への固定
二次切断
よる反力保持よる反力保持(3) 装置の設
原子炉建屋
21
累積中性子量（×1021 nvt）
(3) 装置の設
累積中性子量（×10 nvt）
上記の前
Fig. 3 Schematic diagram of the underwater dismantling of reactor
Fig. 4 Neutron fluence of reactor core region calculated by 上記の前Schematic diagram of the underwater dismantling of reactor
Fig.
4
Neutronfluenceofreactorcore
regionセス方法を検core
codefluencein FUGEN
Fig. design
4 Neutronof reactor core region
セス方法を検calculated by core design code in
管及びカラン
calculated by core design code in
管及びカラン
FUGEN
尺装置の挿入FUGEN
尺装置の挿入117.8 mm）を117.8 mm）を
5. 遠隔試料採取装置の開発する方法とし― 14 ―
5. 遠隔試料採取装置の開発する方法とし遠隔試料採取装置の開発として、試料採取の防振板につい
遠隔試料採取装置の開発として、試料採取の防振板につい前提条件を整理し、試料採取工法の選定、装置
よいヘリウム
前提条件を整理し、試料採取工法の選定、装置
よいヘリウム
18
18
16
16
14
14
12
12
10
10

8
8
6
6
4
4
2
2
0
0

0

5

10

15

0

5

10

15

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）

5 ． 遠隔試料採取装置の開発
遠隔試料採取装置の開発として、試料採取の前提条件を整理し、試料採取工法の選定、装置の設計・製作を行った。
（1）前提条件の整理
原子炉内部へのアクセス条件として、原子炉の上部、下部及び側部の既設接続配管を利用することとし、原子炉本体の水中解体時のバウンダリとする予定のカランドリアタンク及びその外側の構
造物を穿孔してアクセスする方法は除外した。
分析要求条件として、放射化した母材試料と表面汚染の両方を分析するため、切粉ではなく板状の切出し片で採取し、分析施設におけるハンドリ
ング性や試料自体の線量低減を考慮し、約 1 ～2 cm3（ステンレス構造材で約10 g程度）で切り出すこととした。
（2）試料採取工法の選定
採取する工法は、この前提条件を基に切断性、熱影響の有無、工具耐久性、採取量管理、設備規
模、二次廃棄物発生量、コストの観点で評価し、熱影響が少ない機械的な方法であり、採取量を限定でき、簡素な駆動機構とできるホールソーを採用した。
ホールソーの採用に当たり、試料採取する際に挿入できるだけの開口を設けるための穿孔工は対象部位に所定の圧力でホールソーを押し付けることから、試料採取装置はその反力を保持するだけの剛性が必要となる。
狭隘なスペースを通過させ、かつ任意の部位にアクセスするために試料採取装置アーム部の回転・屈曲機構が求められるが、ホールソーの押付反力を保持させるために大型化、太径化を行うと装置が成立しない。
このため、ホールソーの反力は装置のヘッド部分において相殺し、試料採取部位近傍の構造物への固定ピンの張出しや吸盤での吸付きによる反力保持機構とすることとした。
（3）装置の設計・製作
上記の前提条件及び工法選定を踏まえアクセス
方法を検討した結果、Fig. 5のとおり圧力管及びカランドリア管の二重管構造部には、長尺装置の挿入が容易な圧力管下部延長管（内径117.8 mm）
を利用して原子炉下部からアクセスする方法とし、炉心タンク、制御棒案内管及び防振板については、任意箇所へのアクセス性がよいヘリウム系
配管（内径約150 mm）を利用して原子炉側部からアクセスする方法を採用した。
また、原子炉側部からアクセスする方法においては、採取対象の構造物である炉心タンクがその内部の制御棒案内管や防振板へのアクセス時に干レーザ切断を用いることとした。

回転
下部挿入型

伸縮
原子炉下部

採取対象
・圧力管
・カランドリア管

試料採取装置

側部挿入型
原子炉側部

採取対象
・ 炉心タンク
・ 制御棒案内管・ 防振板

屈曲

試料採取装置Fig. 5 Fig.
Accessof sampling
deviceinto
formthethebottom
bottomandside
piping5 Accessof sampling
deviceintothethereactor
reactor core
core fromandside
piping以上の結果を踏まえ、Fig. 6 に示す全体構成

この遠隔試料採取装置は、長尺の多関節試料

で伸縮、回転、屈曲等の機構を備えつつ、装置

採取装置に加え、採取した試料を遠隔で回収すの費用低減等の合理化のため、下部挿入型と側る試料回収器、空水圧による装置各部の駆動ユ―15―部挿入型の装置に対して共用化を図った多関
ニット、制御装置等で構成されている。
節の遠隔試料採取装置の設計・製作を行った。

伸縮

デコミッショニング技報
原子炉下部第61号（2020年 3 月）

採取対象
・圧力管
・カランドリア管

試料採取装置渉することから、炉心タンクに装置を挿入できる
6 ． 原子炉下部からの試料採取 3 ） ，4 )側部挿入型だけの開口を設けることとし、そのための穿孔工
原子炉側部法にレーザ切断を用いることとした。
開発した遠隔試料採取装置は、モックアップ試
以上の結果を踏まえ、Fig. 6に示す全体構成で
験により事前検証を行い、実機に適用した。試料
伸縮、回転、屈曲等の機構を備えつつ、装置の費採取は、高線量区域において、自ら開発した専用用低減等の合理化のため、下部挿入型と側部挿入装置を用いた作業になることから、継続的な習熟
採取対象
屈曲・ 炉心タンク
試料採取装置型の装置に対して共用化を図った多関節の遠隔試訓練による作業員の技術向上を目指し、職員によ・ 制御棒案内管
・ 防振板
料採取装置の設計・製作を行った。
る直営作業で行うこととした。
Fig.
5
Accessofsampling
deviceintothereactorcore form the bottom and side piping
この遠隔試料採取装置は、長尺の多関節試料採（1）モックアップ試験
取装置に加え、採取した試料を遠隔で回収する試圧力管等を採取するための下部挿入型試料採取
6に示す全体構成
以上の結果を踏まえ、Fig.
この遠隔試料採取装置は、長尺の多関節試料料回収器、空水圧による装置各部の駆動ユニット、装置のモックアップ試験は、実機の圧力管予備材
で伸縮、回転、屈曲等の機構を備えつつ、装置
採取装置に加え、採取した試料を遠隔で回収す制御装置等で構成されている。
及び長尺の試料採取装置を設置するため、Fig.
7の費用低減等の合理化のため、下部挿入型と側る試料回収器、空水圧による装置各部の駆動ユに示すとおり、「ふげん」の既設建屋のハッチ等部挿入型の装置に対して共用化を図った多関

ニット、制御装置等で構成されている。

節の遠隔試料採取装置の設計・製作を行った。
下部挿入型

圧力管・カランドリア管用
約9m

共通1

共通3

側部挿入型試料採取装置全体概略図
防振板用

約5.5m

6. 原子炉下部からの試料採取 3), 4)

共通4圧力管等を採取するための下部挿入型試料

制御棒案内管用開発した遠隔試料採取装置は、モックアップ

採取装置のモックアップ試験は、実機の圧力管試験により事前検証を行い、実機に適用した。

予備材及び長尺の試料採取装置を設置するた
共通3

炉心タンク用約4m

試料採取は、高線量区域における専用装置を用め、Fig. 7 に示すとおり、「ふげん」の既設建いた作業になることから、継続的な習熟訓練に共通2屋のハッチ等の開口部を利用して仮設足場等

レーザ穿孔用

共通1

よる作業員の技術向上を目指し、職員による直で高さ 15 m 以上を確保した実機作業環境を模

営作業で行うこととした。

擬し、Fig. 8 に示す想定した一連の作業を模擬

Fig. 6 Concept figure of sampling device
from reactor structure of FUGENした試験を実施した。
(1) モックアップ試験

Fig. 6

Concept figure of sampling device from reactor structure of FUGEN

アクセス配管模擬材
試料回収部

Fig. 7

下部挿入型
試料採取装置

炉内採取位置想定部

Fig. 7 Sampling test and training by using mock-up for inserting from bottom of reactor

Sampling test and training by using mock-up for inserting from bottom of reactor
1.装置設置、組立、養生
閉止栓の取外し2. 試料採取
3. 試料回収から、実機からの試料採取作業に着手した。
(2) 試料採取準備― 16 ― 実機材の試料採取に当たり、Fig. 9 に示すような炉下部における環境整備状況を行った。炉下部には、原子炉下部にある床面から約 18 m

開発した遠隔試料採取装置は、モックアップ

採取装置のモックアップ試験は、実機の圧力管試験により事前検証を行い、実機に適用した。

予備材及び長尺の試料採取装置を設置するた試料採取は、高線量区域における専用装置を用め、Fig. 7 に示すとおり、「ふげん」の既設建原子炉下いた作業になることから、継続的な習熟訓練にJournal of RANDEC 屋のハッチ等の開口部を利用して仮設足場等№ 61（Mar. 2020）
で高さ 15 m 以上を確保した実機作業環境を模
よる作業員の技術向上を目指し、職員による直圧力管下部延長管
擬し、Fig. 8 に示す想定した一連の作業を模擬
営作業で行うこととした。
の開口部を利用して仮設足場等で高さ15 m以上開放することから、10階層目及び試料採取装置の（アクセス配管）した試験を実施した。
(1) モックアップ試験を確保した実機作業環境を模擬し、Fig. 8に示す
全引抜き時に装置が到達する
4 階層目までの装置
8階層目
操作及び作業指揮所
想定した一連の作業を模擬した試験を実施した。
周囲の足場部分にグリーンハウスを設置し、作業・駆動ユニット
この間、実試料採取における汚染拡大防止のた時にはグリーンハウス全体を局所排風機で換気した。
・制御装置
めの養生や装置運転条件設定及び各工程における
また、試料採取装置の制御装置や空水圧による・作業時間等のデータ取得の観点で試行を繰り返装置の駆動ユニットは 8 階層目に設置し、料採取約18m
し、作業員の習熟度向上を図るとともに、装置の作業の操作、指揮を実施することで、作業員の被保守や一部改良も実施し、安全かつ確実な作業がばく低減を図った。圧力管からの試料採取計画箇可能となる見通しを確認できたことから、実機か所は、中性子束の分布を考慮し、Fig. 10に示す原らの試料採取作業に着手した。
子炉の中心部及び外周部の圧力管 2 本について、（2）試料採取準備
それぞれ上端部、中央部、下端部の 3 箇所を設定
足場の設
実機材の試料採取に当たり、Fig. 9に示すようした。
な炉下部における環境整備状況を行った。炉下部（3）試料採取作業
下部挿入型
アクセス配管模擬材
試料採取装置には、原子炉下部にある床面から約18mの空間に圧力管の系内に残留した炉水を回収しつつ、圧試料回収部
炉内採取位置想定部
Fig. 9 Access ofsampling device form
10階層の仮設足場を設置した。試料採取時には圧力管下部に設置された閉止栓をFig.
11に示すよFig. 9 Access ofsampling device form
Fig.
7
Sampling
test
andtrainingbyusingmock-upfor
insertingfrombottomofreactor
力管下部延長管端部の閉止栓を取り外して系統をうに取り外した後、圧力管下部延長管に試料回収
すように
すように
外周側
から、実機からの試料採取作業に着手した。
料回収器
1.装置設置、組立、養生料回収器
閉止栓の取外しの装置を(2) 試料採取準備
の装置を
入した。
実機材の試料採取に当たり、Fig. 9 に示すよ2. 試料採取
入した。
炉心側
試料採
うな炉下部における環境整備状況を行った。炉試料採3. 試料回収
び引抜き
下部には、原子炉下部にある床面から約
18
m
び引抜き
原子炉建屋 地下2階 平面図を実施し4. 回収部等除染の空間に 10 階層の仮設足場を設置した。試料
を実施し
採取箇所
養生取替え
固定を行
炉心配置図
採取時には圧力管下部延長管端部の閉止栓を
炉心配置図
固定を行
（ホール
5. 試料回収部取外し
取り外して系統を開放することから、10 階層目（ホール
閉止栓取付け料採取状
及び試料採取装置の全引抜き時に装置が到達
料採取状
ラ及び操
Fig. 8 Procedure of sampling from reactor core structure
上端部
ラ及び操する 4 階層目までの装置周囲の足場部分にグリ12 のとお12 のとおT
旧した後、装置を移動して再度、試料採取準備
Fig. 8 Procedure of sampling from reactor
ーンハウスを設置し、作業時にはグリーンハウ
中央部
原子炉下部
圧力管
圧力管
からの作業を繰り返し、予定した 6 試料の採取
core structure
ス全体を局所排風機で換気した。
下端部
板形試料
を安全かつ確実に完了することができた。採取 板形試料
また、試料採取装置の制御装置や空水圧によ引抜きと後の各試料の表面線量率測定結果をTable 1 に 引抜きとこの間、実試料採取における汚染拡大防止のる装置の駆動ユニットは
8 階層目に設置し、料示すとお圧力管下部延長管
試料
示すとお
示す。
（アクセス配管）
回収器
ための養生や装置運転条件設定及び各工程に採取作業の操作、指揮を実施した。圧力管からFig. 10 Core layout and sampling point
料回収器
料回収器
8階層目
おける作業時間等のデータ取得の観点で試行の試料採取計画箇所は、中性子束の分布を考慮
Fig. 10 Core layout and sampling point
上記の操作及び作業指揮所
Fig. 10 Core layout and sampling point
上記の・駆動ユニット10に示す原子炉の中心部及び外周部を繰り返し、作業員の習熟度向上を図るとともし、Fig.
端部、中
・制御装置
端部、中
・
閉止プラグ
の圧力管
2
本について、それぞれ上端部、中央に、装置の保守や一部改良も実施し、安全かつ(3) 試料採取作業
た。 ※
約18m
(3) 試料採取作業
た。
部、下端部の3 箇所を設定した。
確実な作業が可能な見通しを確認できたこと
圧力管の系内に残留した炉水を回収しつつその後圧力管の系内に残留した炉水を回収しつつ
その後
(4)
今後
試料採取装置
圧力管下部に設置された閉止栓を Fig. 11 に示め、装置
圧力管下部に設置された閉止栓を Fig. 11 に示
め、装置
今後
Y

P.N

85
83
81
79
77
75
73
71
69
67
65
63
61
59
57
55

採取箇所

05

07

09

11

13

15

17

19

21

23

25

27

29

31

33

35

X

着脱治具
足場の設置
グリーンハウスFig.
Pictureof removalof pressure
Fig.11
11 Pictureof removal
work ofworkpressuretube plug
tube plug

Fig. 9 Access of sampling device from bottom of reactor
Fig. 9P.N

Access of sampling device form bottom of reactor

すように取り外した後、圧力管下部延長管に試

Y
85
83

外周側

81
79
77
75
73

料回収器を取付け、あらかじめ組み立てた長尺カメラ設置場所の装置を吊り上げ、試料回収器の待機位置に挿
入した。

71

― 17 ―

69
67
65
63
61

原子炉建屋 地下2階 平面図

59
57
55

取を実
放射性
試料の
を実施

炉心側

試料採取作業では、装置動作確認、採取時及び引抜き・回収時の汚染拡大防止のための養生を実施した後、採取目標位置まで装置の挿入・採取後の貫通孔、バリ

圧力管
内面

7. おわ
「ふ
周辺設
段階に

デコミッショニング技報 第61号（2020年 3 月）
Table 1 Dose rate of each samples
旧した後、装置を移動して再度、試料採取準備からの作業を繰り返し、予定した 6 試料の採取
表面線量率※
圧力管採取位置
上記の試料採取作業を繰り返し、圧力管の上端器を取付け、あらかじめ組み立てた長尺の装置をを安全かつ確実に完了することができた。採取mSv/h
炉心側上端部
1.3
部、中央部及び下端部から試料採取を実施した。
吊り上げ、試料回収器の待機位置に挿入した。
後の各試料の表面線量率測定結果を Table 1 に
炉心側中央部
12.5
その後、次の対象圧力管からの試料採取のため、試料採取作業では、装置動作確認、採取時及び示す。
炉心側下端部
0.95
装置を一旦取り外して圧力管の閉止栓を復旧した
引抜き・回収時の汚染拡大防止のための養生を実外周側上端部
0.5
後、装置を移動して再度、試料採取準備からの作施した後、採取目標位置まで装置の挿入・固定を
外周側中央部
5.0
業を繰り返し、予定した6
試料の採取を安全かつ行い、加工水を注水しながら採取用刃物（ホール
外周側下端部
0.4
閉止プラグ
確実に完了することができた。採取後の各試料のソー）による試料採取を実施した。試料採取状況※ポリ 容器封入状態で電離箱ダイレクト測定時
表面線量率測定結果をTable 1に示す。
は、試料採取装置ヘッド内蔵のカメラ及び操作盤(4)（4）今後の計画
今後の計画のパラメータにより監視し、Fig. 12のとおり採取
今後、計画している原子炉側部からの試料採今後、計画している原子炉側部からの試料採取完了を確認することができた。
着脱治具
取を実施するとともに、原子炉の遠隔解体及びを実施するとともに、原子炉の遠隔解体及び放射圧力管から切り抜かれた直径約22 mmの円板形
放射性廃棄物の処理・処分に向けて、採取した性廃棄物の処理・処分に向けて、採取した試料の試料は、採取用刃物に収まった状態で装置引抜き
試料の放射化学分析等による詳細な核種分析
Fig. 11 Picture of removal work13に示すとおり
of pressure
放射化学分析等による詳細な核種分析を実施するとともに炉内から取り出し、Fig.
計画である。
圧力管下部延長管部に設置した試料回収器内でポを実施する計画である。
tube plug
リ容器に回収した。
カメラ設置場所

採取後の貫通孔、バリ

カメラ視野

圧力管
内面

刃物
刃物に収まった試料

採取ヘッド

試料採取ヘッドカメラ映像

Fig. 12 Image of sampling head camera
Fig. 12 Imageimmediatelyof sampling headafter
camerasampling
immediately after sampling

採取した実機圧力管試料

回収器内写真ポリ容器に封入した
実機圧力管試料

ホールソー及びモックアップ時圧力管試料（コールド試料）

Fig. 13
ofofsample
collection
Fig.Picture
13 Picturesample collection
workwork

7. おわりにTable 1 Dose rate of each of samples
圧力管採取位置
表面線量率※mSv/h「ふげん」は、廃止措置の第2 段階の原子炉
炉心側上端部
1.3
周辺設備の解体撤去工事に着手しており、第 3
炉心側中央部
12.5
段階におけるより放射能レベルの高い原子炉
炉心側下端部
0.95
本体の解体撤去工事に向けて、既存の技術の改外周側上端部
0.5
良・高度化や固有技術の開発を行いながら、施5.0
外周側中央部
外周側下端部
0.4
設解体等に係る経験・知見を蓄積してきている。
※ポリ容器封入状態で電離箱ダイレクト測定時
今後も、安全かつ合理的に「ふげん」の廃止措置を進めていくとともに、軽水炉の廃止措置においてもこれらの経験・知見や成果が活用で
7 ． おわりにきるよう国内外の学会や会議等での成果の発信・普及に引き続き努めていく。
「ふげん」は、廃止措置の第 2 段階の原子炉周辺設備の解体撤去工事に着手しており、第 3 段階
におけるより放射能レベルの高い原子炉本体の解参考文献
体撤去工事に向けて、既存の技術の改良・高度化
1) 瀧谷他，“新型転換炉原型炉ふげんの廃止措や固有技術の開発を行いながら、施設解体等に係置状況，”デコミッショニング技報, No. 59,
る経験・知見を蓄積してきている。
2019.
今後も、安全かつ合理的に「ふげん」の廃止措
2) T. Ohtani, et al., “Operating experience with
置を進めていくとともに、軽水炉の廃止措置におMOX fuel loaded heavy water reactor,” J. Nucl.
いてもこれらの経験・知見や成果が活用できるよ
Sci. Technol., 40[11], 959 (2003).
う国内外の学会や会議等での成果の発信・普及に
3) 副島他，“「ふげん」原子炉構造材からの試料
引き続き努めていく。
採取技術実証 （1）炉内試料採取装置を用いた試料採取状況,”日本原子力学会，2019 年
参考文献
秋の年会.
4) 岩井他，“「ふげん」原子炉構造材からの試料
1 ） 瀧谷他，“新型転換炉原型炉ふげんの廃止措
置状況，”デコミッショニング技報,
No. 59,採取技術実証（2）炉内試料採取装置を用いた試料採取状況,”日本原子力学会，2019 年
秋の年会.
― 18 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）2019.
2 ） T. Ohtani, et al.,“Operating experience with
MOX fuel loaded heavy water reactor,” J.
Nucl. Sci. Technol., 40[11], 959 (2003).
3 ） 副島他，“「ふげん」原子炉構造材からの試料採取技術実証（1）炉内試料採取装置を用いた試料採取状況,”日本原子力学会，2019年秋の年会.
4 ） 岩井他，“「ふげん」原子炉構造材からの試料採取技術実証（2）炉内試料採取装置を用いた試料採取状況,”日本原子力学会，2019年秋の年会.

― 19 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

東芝エネルギーシステムズの原子力施設廃止措置に向けた技術開発と人材育成への取り組み
林

弘忠＊、相坂貴司＊、小畑

政道＊、西久保勝＊

Activities of Toshiba Energy Systems and Solutions Corporation
to Develop Technology and Human Resources
for Decommissioning of Nuclear Facilities
Hirotada HAYASHI＊, Takashi AISAKA＊, Masamichi OBATA＊，Masaru NISHIKUBO＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚
東芝エネルギーシステムズ（以下、東芝という）は、原子力発電プラント及び再処理施設の建設・メン
テナンス・運転支援、大型・高精度の機器製作、様々な種類の放射性廃棄物の処理、さらに、これらを支える解析・評価、許認可申請支援に取り組み、また、国内外の優れた技術サプライヤと協力してきた。東芝は、これらの経験を活かして、原子力施設の廃止措置に取り組んでいる。また、これらの活動は国内だ
けでも今後数十年以上継続していくことから、技術開発と人材育成は欠かせないものと考えている。
本稿では、原子力施設の廃止措置に向けた作業環境整備と廃棄物処理技術への取り組みを紹介し、人材育成への取り組みに触れる。

Toshiba Energy Systems and Solutions Corporation has been contributing to nuclear power plant
construction, reprocessing plant construction, plant maintenance, operation support, fabrication of highprecision large component, treatment of various types of waste, licensing support including analysis andestimation. We have also cooperated with highly capable technology suppliers for these contributions. We
have been contributing to decommissioning of nuclear facilities based on our experience, and weunderstand decommissioning works will continue for several decades at least in Japan.
This paper describes our activities to develop technology and human resources for decommissioning of
nuclear facilities.

１．はじめに
我が国の商業用原子力発電所は1960年代から建設・運転されたが、2001年12月に日本原子力発電株式会社の東海発電所、2009年11月に中部電力株
式会社の浜岡原子力発電所 1 , 2 号機に始まり、現在は東京電力福島第一原子力発電所の 6 基を含めて24基が廃止されている。

研究炉では、東芝教育訓練炉、武蔵工大炉、立教炉などが廃止された。
原子炉以外にも、日本原子力研究開発機構の人形峠ではウラン濃縮に関わる技術開発施設・機器の処理に関する技術開発が進められるなどしている。
東芝では、1980年代から旧日本原子力研究所のJPDR、大学の研究炉、東芝教育訓練炉の廃止措＊：東芝エネルギーシステムズ株式会社 原子力化学システム設計部（Nuclear Chemical System Design & Engineering Department, Toshiba Energy Systems & Solutions Corporation）― 20 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
置に取り組んできた。実績の一部をTable 1に示す。
Table 1 Examples of D&D works of Toshiba Group
工事対象（事例）

工事内容

旧原研 JPDR

RPV解体

東芝 TTR

廃止措置計画、実施

武蔵工大炉

廃止措置計画、実施

立教炉

廃止措置計画、実施

国内商用炉

解体前除染工事、炉内サンプリング、他

また、東芝は福島第一原子力発電所の事故対応
及びその後の復旧に取り組んできた。
東芝は、原子力利用の一環として施設の廃止措
置に今後数十年にわたって取り組んでいくために、廃止措置に関わる技術開発と人材育成を持続していくことが必要と考えている。
本稿では、原子力施設の廃止措置に向けた作業
環境整備と廃棄物処理技術への取り組みを紹介
し、人材育成への取り組みに触れる。

2 ． 技術開発
2.1 東芝の廃止措置関連技術開発の考え方
東芝は、廃止措置は概ね以下のステップを踏んで、時にステップ間でフィードバックし合いながら進めていく。
① 施設の安全を確保する② 廃止措置後の施設の姿を描く③ 廃止措置後の姿に至る道程を描く④ 道程を達成する手順を明確にする⑤ 手順を成立させる工法を明確にする⑥ 工法に必要な技術を明確にする（できるだけ既存の技術を応用する）⑦ 技術を応用して、工法が成立するよう現場と設計とのフィードバックを繰り返しながら工事を完遂する。
廃止措置はエネルギーや製品を生産する設備を構築するものではないため、
これらのステップを、安全を確保しながら、できるだけ費用を掛けずに完遂するべきである。
したがって、見通せないリスクはできるだけ負
わず、自信を持って措置を進められるようにすること、例えば、実績のある工法や装置、類似の工法や装置があれば、できるだけそれを踏襲する、あるいは応用することが望まれると考える。
ただし、原子力施設は、施設そのものの仕様、その施設が経てきた履歴、及び施設が置かれた環境は各々に異なっている。
そこで、東芝は、個々の施設に合わせて、既往の技術をできる限り活用するよう、廃止措置の工事・設備・資機材を計画し、必要に応じて技術を開発してきた。
以下に、技術開発の事例を述べる。
2.2 開発の事例（1）福島第一原子力発電所 3 号機使用済み燃料取り出しカバー設置に先立つ環境整備
使用済み燃料取り出しカバー設置予定場所は、
大小のがれきが積み重なり、カバーを設置するオ
ペレーションフロア上の放射能汚染密度を直接計測できる状況になく、当時得られていた計測デー
タは、がれきを含む様々な場所に分布した程度の異なる線源の影響が混じり合ったものと推定された。
そのような状況の下、使用済み燃料取り出しカ
バー設置予定場所の環境整備工事を計画するために、オペレーションフロア上の線量率を測定し、測定結果を反映した放射能汚染の分布状況を、速やかに評価する必要があった。
そこで、計測対象を限定できるようにコリメートを工夫し、かつクレーンを用いてより多くの線量率データを取得できる測定装置を開発し、現地に適用した。
開発した測定装置をFig. 1に示す。
また、計測データから汚染分布を推定し、次に、遮へい後に目標とする環境を達成できる汚染分布を推定して、現状と目標とのギャップを解消するために必要な対応を策定する一連の手順を開発した。
その結果、オペレーションフロア上のどの位置でどの程度の線量率となるように線源を除去・回収すればカバーが設置できる環境とできるのか、計画を立てることができた。また、環境整備の進
捗状況を、使用済み燃料取り出し作業時の作業員
被ばくの推定値として確認できるようになった。

― 21 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

Fig. 1 Equipment developed to measure dose rate on Unit 3 operation floor 1)

これらによって、環境整備の進捗状況を数値で確認しながら、オペレーションフロア上の位置に応じて必要な処置を、過不足なく計画し実施できるようになった。
立案した環境整備を実行するには、表面が平滑・
水平でなく、様々な大きさと形状の汚染物が堆積した床のコンクリート表面、また、さびが生じた
金属表面などから汚染を回収する必要があり、通常の健全なコンクリート床、金属表面に適した汚染分離技術だけでは対処できなかった。
そこで、様々な性状の汚染に応じて、汚染を分離して回収する装置を開発し、現地に適用した。
例として、開発した吸引装置をFig. 2に示す。

これらの取り組みの結果、目標とする環境に整備することができた。
環境整備前後のオペレーションフロア上0.5 mでの線量率測定値をFig. 3（原図はカラー表示）に示す。
（2）福島第一原子力発電所 2 号機オペレーション
フロアの汚染分布調査
3 号機では環境を整備する場所に屋根や壁がな
く、汚染は概ねオペレーションフロア上に分布していた。これと異なり、 2 号機のオペレーション
フロアには壁及び天井があり、線源が 3 次元に分布している。このため、 3 号機オペレーションフ
ロア環境整備向けに開発し適用した機材と手法の機能を 3 次元化できるよう、線量率測定装置及び汚染分布評価方法を開発した。
線量率測定装置は、クローラーに搭載可能な形
状と大きさ及び重量に収める制約の中で、必要な性能を満足するよう、特にコリメータを入念に設計した。
2 号機オペレーションフロアの調査用に開発したコリメータ付き線量率測定装置をFig. 4に示す。
また、測定機器を搬送できる範囲の制約、測定可能な距離、距離に応じた測定メッシュの大きさ

Fig. 2 Example of decontamination equipment (Vacuum equipment)― 22 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）CDC0-2020-900001 rev.0
PSNN-2020-0089

Start of Decontamination 1)

End of Decontamination 2)
Fig. 3 Dore rate at 0.5 m height from operation floor of Unit 3

Fig. 3 Dore rate at 0.5 m height from operation floor of Unit 3 1), 2)などの様々な要因を踏まえて、目的を達成するよ
うに測定装置と測定作業との組み合わせを計画
し、Fig. 5（原図はカラー表示）に示すオペレー

8

ションフロア上の汚染密度分布など、 2 号機使用済み燃料の取り出し計画検討に反映できる情報の整備に成功した。

― 23 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

Fig. 4 Measurement equipment of collimated dose rate for Unit 2 operation floor survey 3)

Fig. 5 Result of contamination density estimation on Unit 2 operation floor 3)（3）高線量廃棄物の廃棄体製作技術
通常の原子炉の廃止措置では、燃料を原子炉建屋から搬出して安全に保管し、炉心の高線量部分を撤去して安全に保管すれば、運転時に比べて安全性が格段に高まる。また、原子炉本体が解体されれば、プラント系統水の管理を軽減できる。
そこで、東芝は、燃料を取り出した後、高線量部分を早期に解体し、解体した高線量物等を廃棄― 24 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
体化する際にできるだけ手戻りがないように手当てして保管することが望ましいと考える。
特にBWRの場合は、サイトバンカープールなどに保管されたチャンネルボックスや制御棒などの高線量物を、解体した高線量物と同様に保管す
れば、サイトバンカープールの容量に余裕が生まれ、サイト全体での廃棄物対策の自由度が増すものと考える。

上記の考えにもとづき、東芝では、高線量物（L1廃棄物）を廃棄体化する技術を開発している。
L1廃棄物の廃棄体製作では、特に水素対策として自由水を乾燥させる必要がある。そこで、東芝は乾燥方法をモックアップ試験で確立し、必要な乾燥条件を検討済みである。
当該技術開発に用いた実規模試験装置の外観図
をFig. 6に示す。

Fig. 6 Real size mock-up test equipment for L1 metal waste drying

２.3 今後の開発について（1）α核種検出デバイス（アルファカメラ）
α核種の汚染は、作業環境の整備や作業員装備などの放射線管理において重要であるにもかかわらず、スミヤやサーベイなどの直接測定によってしか測定・確認することができない。
そこで、α核種をスミヤ及びサーベイメータを使わずに検出可能とすることで、人手作業や遠隔ロボット作業が難しい場所の汚染状況を取得可能とし、そのような場所や機器の解体及び廃棄物管理を合理的に計画できるようにする開発に取り組んでいる。
まずは、福島第一原子力発電所の廃棄物管理や解体作業への適用を想定しているとともに、国内
外の核燃料取扱施設への適用を想定している。
試作したアルファカメラをFig. 7に示す。

Fig. 7 Proto type alpha camera（2）AIによる汚染分布評価システム
東芝は、先に紹介した福島第一原子力発電所 3号機及び 2 号機の評価対象箇所の汚染分布を、デ― 25 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

得た者にしかできない同様の作業を、機械学習をータを用いて放射能評価に熟練した技術者が計算用いて、短時間に精度よく実施する方法の確立にし評価した。この計算と評価には、計算インプッ
取り組んでいる。
トと計算結果とのフィードバックを繰り返す手順
開発においては、数日以上を要した線源分布評が含まれることもあり、数日以上の時間を要した。
価を数分で完了して、測定値と良く一致する結果
同様の作業や評価が必要となる場面は、頻繁にはも得ている。
なくとも、今後も国内外で現れるものと考えてい
Fig.
7
Proto
type
alpha
camera線源分布の測定値と評価値との比較例をFig.
8
る。
に示す。
そこで、熟練者、あるいは熟練者のサポートを

4)

8 Accuracy
systemas
astesttest estimation
estimation (100%:same
as measured
value)value) 4)
Fig. 8Fig.Accuracy
of of
AIAIsystem(100%:
same
as measured

このシステムは、前述したα核種検出デバイス
も含めた、放射線検出機器及び機器の遠隔搬送装置と組み合わせて、施設の汚染分布迅速評価ソリューションとしての提供を目指している。
（3）クリアランスによる減容システム
東芝は、解体廃棄物の減容又は減容の効果を大きくするためには、クリアランス物を確実に検認すること、また、検認をできるだけ省力化して検認に掛かる費用を減らすことが有効と考える。
そこで、東芝では、主にβγ核種で汚染された廃棄物、及び主にα核種で汚染された廃棄物の双方の廃棄物に向けて、クリアランスレベルまでの計測機器を開発し実機化済みである。
また、測定機器単体を供給するだけでなく、評価の不確かさを含めて評価し検認するシナリオ構
築にも対応している。

11

クリアランスは、ハードとシナリオとの双方について、最新の規制方針に基づいて対応するように、個々のニーズと条件に合わせて、丁寧に取り組んでいく。
東芝のクリアランス測定装置をFig. 9に示す。

３ . 人材育成
東芝は、若手技術者を中心に、廃止措置で先行する海外の実績を取り込みながら国内向けの提案
活動を推進している。
特に、海外で原子炉解体などの工事に取り組んでいる企業と協力して、解体中の軽水炉の視察や解体装置のモックアップ試験への参加を交えた提案活動を展開することで、若手技術者が経験ある
海外の技術者と共同で提案活動に取り組む機会を― 26 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）(a) Basket type for beta and gamma rays(b) Tray type for beta and gamma rays(c) Mobile/large surface for beta and gamma rays(d) Ionized air measurement for alpha ray(Cylinder: simulated waste)

Fig. 9 Measurement equipment for clearance

Fig. 9 Measurement equipment for clearance

設けている。
また、若手技術者を国内の商用炉の廃炉で東芝と協力関係にあるAmentum社（旧AECOM社）の海外サイトに派遣して実務経験を積む場を設けるなどして、継続的に人材を育成できるように取り組んでいる。
国内でも、デコミッショニング研究会を始めとする教育・研究の場に参加する機会を継続して、若手技術者の知識レベルの維持に取り組んでい 12る。
また、社内での人材育成にとどまらず、大学のカリキュラムへの講師派遣・教材提供など、今後の原子力施設廃止措置に担う人材の育成にも協力している。
大学でのカリキュラムへの協力の例として、東京工業大学での講義の様子をFig. 10に示す。

Fig.10 Lecture on course of D&D in Tokyo Institute of Technology

４．まとめ
東芝は、個々の施設に合わせた適切な廃止措置
ソリューションを可能な限り既往技術の組み合わせで実現するよう、社内外の力を結集できる体制― 27 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

づくりにも留意しながら、工夫していく。また、既往技術と組み合わせることで費用低減につながる可能性がある新しい技術の開発にも取り組んでいく。
廃止措置は国内だけでも今後数十年間にわたって取り組むことになると考えている。国内の今後の廃止措置を担う人材の育成にも、引き続き取り組んでいく。

参考文献
１）東京電力株式会社，“福島第一原子力発電所 3号機原子炉建屋オペレーティングフロアの線量低減状況について,”2016年 3 月31日，https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2016/
pdf/0331_3_2d.pdf
2 ）東京電力ホールディングス株式会社，“福島第― 28 ―

一原子力発電所 3 号機原子炉建屋オペレーティングフロア除染・遮へい工事の進捗状況,”2016 年 7 月 28 日，https://www.meti.go.jp/
earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2016/07/3-02-03.pdf
3 ）東京電力ホールディングス株式会社，“ 2 号機
原子炉建屋オペフロ内残置物移動・片付後調査の 結 果 に つ い て，
”2019年 2 月28日，https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissi o n i n g / c o m m i t t e e / o se n su i t a i sa k u t eam /2019/02/3-2-4.pdf
4 ）Genki Tanaka et al.,“Estimation of theRadioactive Contamination Density from theSpatial Dose with Machine Learning,”2018
International Congress on Advances in Nuclear
Power Plants (ICAPP18), April 8-11, 2018,Charlotte, NC, USA.

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）

ホットラボの廃止措置と将来計画（Ⅲ）
椎名

秀徳＊、小野 勝人＊、西金澤 浩之＊＊、大井雅裕＊、宇野 希生＊
龍一＊、二瓶 康夫＊

Decommissioning Program and Future Plan
for Research Hot Laboratory (III)
Hidenori SHIINA＊, Katsuto ONO＊, Masahiro NISHI＊, Kiryu UNO＊
Hiroyuki KANAZAWA＊＊, Ryuuichi OHI＊and Yasuo NIHEI＊

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚

日本原子力研究開発機構（以下、機構という）原子力科学研究部門原子力科学研究所のホットラボは、
日本初の照射後試験施設として、1961年に建設された。施設は、コンクリートケーブ10基、鉛セル38基を備え、機構内外における核燃料物質及び原子炉材料の照射挙動の研究・開発に貢献してきたが、2003
年 4 月から廃止措置を開始した。
2010年からはウランマグノックス用鉛セル12基の解体・撤去作業を実施中である。解体撤去工事は、
セル周辺機器の解体撤去、セル内汚染レベル調査に続き、背面扉引抜き、グリーンハウス及び揚重架台の設置、天井・側面板の解体撤去、セル前面部遮蔽体である鉛ブロックの解体の順で実施した。セル内面の放射性汚染部の剥離には、ストリッパブルペイント等を用いた固着汚染除去方法を用いた。今後も、安全を確保しつつ解体工事の効率化や廃棄物の減容化に向けた取り組みを確実に進める。
Research Hot Laboratory (RHL) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in 1961, as
the first one in Japan, to perform the examinations of irradiated fuels and materials. RHL consists of 10
heavy concrete cells and 38 lead cells. RHL had contributed to research and development program in orout of JAEA for the investigation of irradiation behavior for fuels and nuclear materials. RHL, however,is one of targets as the rationalization program for obsolete facilities in former Tokai Research Institute.
And the decommissioning works of RHL started on April 2003.
The dismantling of 12 lead cells has been progressing since 2010. The dismantling procedure of leadcells was performed in the following order. The peripheral equipment in lead cells was removed and contamination level was surveyed on the inner surface of the cells. Then, the backside shield doors were extracted. The lifting frame for the isolation tent was set on the cells. After that, the ceiling plates, isolation walls and lead blocks were removed. Strippable paint was used to remove permeable contamination on
the inner surface of structural steel of the cells. The dismantling works will be continued to mention theefficiency of decommissioning works and reduction of radioactive waste with safety.

＊：国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構 原子力科学研究部門 原子力科学研究所 臨界ホット試験技術部 未照射燃料管理課（Nuclear Fuel Control Section, Department of Criticality and Hot Examination Technology, Sector of Nuclear Science Research, Nuclear
Science Research Institute, Japan Atomic Energy Agency）＊＊：同機構 同部 ホット使用施設管理課（Hot Facilities Management Section, Department of Criticality and Hot Examination Technology, Sector of Nuclear Science Research,
Nuclear Science Research Institute, Japan Atomic Energy Agency）― 29 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）
施設である。ホットラボの廃止措置は、機構の施設中長期計画に基づき、建家の廃止措置を実施中
構の施設中長期計画に基づき、建家の廃止措置をである。鉛セル撤去後の管理区域スペースの一部実施中である。鉛セル撤去後の管理区域スペース
は、所内の使用の目的を終了した未照射核燃料物の一部は、所内の使用の目的を終了した未照射核質の一括管理設備（以下、核燃料保管部という）燃料物質の一括管理設備（以下、核燃料保管部ととして有効利用が図られている。
いう）として有効利用が図られている。
廃止措置の実績としては、これまでに鉛セル解廃止措置の実績としては、これまでに鉛セル解体撤去（全26基：セミホットセル
4 基、ジュニア
体撤去（全26 基：セミホットセル 4 基、ジュニ
セル14基、ウランマグノックス用鉛セル（以下、
アセル
14 基、ウランマグノックス用鉛セル（以UMセルという）
基）を行った。Fig.
1 に1にホッ下、UM セルという）88 基）を行った。Fig.
トラボ廃止措置の実績を示す。
ホットラボ廃止措置の実績を示す。

１．はじめに1. はじめにホットラボは、研究炉の燃料・材料の照射後試
ホットラボは、研究炉の燃料・材料の照射後試験を実施するために、日本で初めての照射後試験
験を実施するために、日本で初めての照射後試験施設として1961年に建設され、共同利用施設とし施設として 1961 年に建設され、共同利用施設とて所内外の利用に対応した各種の燃料・材料に関して所内外の利用に対応した各種の燃料・材料にする照射後試験を実施し、原子炉燃料・材料の研関する照射後試験を実施し、原子炉燃料・材料の究開発に資する有用な照射後試験データを提供し研究開発に資する有用な照射後試験データを提てきた。施設は地上
2 階、地下1 階の鉄筋コンク供してきた。施設は地上
2 階、地下1 階の鉄筋コ
リート造りであり、主要設備としてコンクリート
ンクリート造りであり、主要設備としてコンクリ
ケーブ10基、鉛セル38基を有する大型照射後試験
ートケーブ 10 基、鉛セル 38 基を有する大型照射後試験施設である。ホットラボの廃止措置は、機Fig. 1 Achievement of dismantlement in Research Hot Laboratory

Fig. 1

Achievement of dismantlement in Research Hot Laboratory

本施設は、約40年間にわたり各種の照射済燃料・材料の照射後試験に供されてきたため、特にコン
核燃料保管部以外の管理区域の解除を行う。そのクリートケーブの内部は、空間線量当量率及び表後、未照射核燃料物質の一括管理設備としての使面密度が著しく高いレベルであることから、汚染命を終えた段階で、核燃料保管部の内装設備等撤除去作業を安全に実施するために、作業者の被ば去及び除染作業を行い、管理区域の解除を行う計
く量の低減、汚染の拡大防止、放射性廃棄物の低画である。Fig.
2 に核燃料保管部を除くホットラ
減が課題である。ホットラボは核燃料物質の使用ボ廃止措置の今後の計画を示す。
施設であり原子炉や加速器とは異なり、構造物の放射化による放射性廃棄物の発生はない。
しかし、建家の管理区域は広く、ケーブ・セル設備に関連した多くの構造物で成り立っており、解体廃棄物の処分方法について、現在検討を進めている。

また、今後の計画として、残りの鉛セル解体撤去（全12基：UMセル 4 基、スチール用鉛セル 6 基、また、今後の計画として、残りの鉛セル解体撤SEセル
1 基、ガンマスキャニングセル
1 基）
、コ
去（全
12 基： UM セル 4 基、スチール用鉛セル
ンクリートケーブ、サービスルーム、操作室等の6 基、SE セル 1 基、ガンマスキャニングセル 1
汚染除去、不用な廃棄設備の解体･撤去、放射性基）、コンクリートケーブ、サービスルーム、操
廃棄物の処理・搬出等を段階的に実施し、核燃料
作室等の汚染除去、不用な廃棄設備の解体･撤去、保管部以外の管理区域の解除を行う。その後、未放射性廃棄物の処理･搬出等を段階的に実施し、照射核燃料物質の一括管理設備としての使命を終えた段階で、核燃料保管部の内装設備等撤去及び除染作業を行い、管理区域の解除を行う計画である。Fig. 2に核燃料保管部を除くホットラボ廃止
措置の今後の計画を示す。
2― 30 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）

Fig. 2Fig.
2 Futuredismantlement in in
Research
Hot Laboratory
Futureplanplanof ofdismantlement
Research
Hot Laboratory

鉛セルの解体・撤去については、内装機器の解体・撤去、鉛セル内の汚染除去等の作業後、汚染
本施設は、約 40 年間にわたり各種の照射済燃状況及び構造調査の結果に基づいて、鉛セル本体
料・材料の照射後試験に供されてきたため、特にの解体工事、廃棄設備の撤去を行う。一方、コン
コンクリートケーブの内部は、空間線量当量率及クリートケーブについては、ケーブ内の排気・排び表面密度が著しく高いレベルであることから、水管の撤去及び管理区域解除のための最終的な汚汚染除去作業を安全に実施するために、作業者の染除去を行う。全ての工事を完了させ使用済核燃
被ばく量の低減、汚染の拡大防止、放射性廃棄物
料物質等を使用していたケーブ
・鉛セル、操作室、の低減が課題である。ホットラボは核燃料物質のサービスルーム等の使用施設の管理区域解除を行使用施設であり原子炉や加速器とは異なり、構造う計画である。ただし、未照射核燃料の一括管理
物の放射化による放射性廃棄物の発生はない。し設備が設置された管理区域については、利用を継続する計画である。これら一連の作業を完遂し、かし、建家の管理区域は広く、ケーブ・セル設備廃止措置を完了させる。
に関連した多くの構造物で成り立っており、解体
これまでの 2 回の報告1）, 2 ） では、小型で比較的廃棄物の処分方法について、現在検討を進めてい汚染レベルの低い鉛セル（セミホットセル及びジる。
ュニアセル）の解体・撤去作業及び管理区域解除
鉛セルの解体・撤去については、内装機器の解のための基本シナリオについて紹介した。本報で体・撤去、鉛セル内の汚染除去等の作業後、汚染は、2010年度から2020年度に実施しているUMセ
状況及び構造調査の結果に基づいて、鉛セル本体
ルの解体・撤去について、解体技術、廃棄物発生の解体工事、廃棄設備の撤去を行う。一方、コン量、必要人工数及び被ばく線量等を報告する。
クリートケーブについては、ケーブ内の排気・排

2 . UMセル解体撤去工事を行う計画である。ただし、未照射核燃料の一括
2.1 解体撤去工事概要
管理設備が設置された管理区域については、利用
UMセルは、日本原子力発電株式会社東海第 1を継続する計画である。これら一連の作業を完遂
発電所の発電用燃料として用いられたウランマグ
し、廃止措置を完了させる。
ノックス燃料（UをMg-Beの合金で被覆）の照射
これまでの 2 回の報告 1), 2)では、小型で比較的後試験用セルとして設置されたものであり、同セ汚染レベルの低い鉛セル（セミホットセル及びジルは横一列に12基連結して設置されており、各基ュニアセル）の解体・撤去作業及び管理区域解除の内寸法は、幅約1.5 m×奥行き約1.1 m×高さ約のための基本シナリオについて紹介した。本報で1.5 mである（基毎に多少の寸法差異あり）。UMは、2010 年度から 2020年度に実施している UM
セルの構造をPhoto1に示す。
セルの解体・撤去について、解体技術、廃棄物発
生量、必要人工数及び被ばく線量等を報告する。
2. ＵＭセル解体撤去工事
2.1 解体撤去工事概要
UM セルは、日本原子力発電株式会社東海第 1発電所の発電用燃料として用いられたウランマ
グノックス燃料（U を Mg-Be の合金で被覆）の照射後試験用セルとして設置されたものであり、水管の撤去及び管理区域解除のための最終的な同セルは横一列に12 基連結して設置されており、汚染除去を行う。全ての工事を完了させ使用済核燃料物質等を使用していたケーブ・鉛セル、操作各基の内寸法は、幅約m×奥行き約
1.1cell)m×高1 Structural1.5
fabricof lead cell (UMPhoto Photo
1 Structural
fabricof lead cell (UMcell)
さ約 1.5 m である（基毎に多少の寸法差異あり）。

室、サービスルーム等の使用施設の管理区域解除

UM セルの構造を Photo 1 に示す。
3

― 31 ―

UM セ

ク（約 3

強プレー

ボールソ

には鉄製

されてい

部が設け

り、下部

ている。

相試験等

セルと比

量率が若

UM セル

Table 1 Results of contamination survey in le強プレートによって固定する構造で、遮蔽窓及びボールソケット等が付属している。UM セル上部
デコミッショニング技報には鉄製天井遮蔽板、背面側は鉄製背面扉が設置
第61号（2020年 3 月）

されている。側面側はセル間の試料移動用に開口部が設けられた鉄製側面遮蔽板が設置されておUMセル前面側遮蔽体は、くさび状の鉛ブロッ
ク（約30 kg～50 kg）を積み上げ、その周囲を補強プレートによって固定する構造で、遮蔽窓及びボールソケット等が付属している。UMセル上部
Photo 1 Structural fabric of lead cell (UM cell)には鉄製天井遮蔽板、背面側は鉄製背面扉が設置されている。側面側はセル間の試料移動用に開口部が設けられた鉄製側面遮蔽板が設置されており、下部側（基礎部）は重コンクリートが敷設さり、下部側(基礎部)は重コンクリートが敷設されれている。これらのセルは、使用済燃料や材料のている。これらのセルは、使用済燃料や材料の金金相試験等に使用されていたため、当施設の他の鉛セルと比較し、セル内部の汚染レベル及び線量セルと比較し、セル内部の汚染レベル及び線量当当量率が若干高い状態である。解体前に実施した量率が若干高い状態である。解体前に実施したUMセル内部汚染調査結果をTable 1に示す。

相試験等に使用されていたため、当施設の他の鉛UM セル内部汚染調査結果を Table 1 に示す。

Table 1 Resultsof contamination survey
in leadcell (before
dismantling)
Table 1 Resultsof contamination
surveyin leadcell (before
dismantling)

UMセル本体の解体撤去を円滑に進めるため、立入除染により汚染レベルの低減化を図るととも立入除染により汚染レベルの低減化を図るととに、UMセル本体の解体で障害となる鉛セル操作
もに、UM
セル本体の解体で障害となる鉛セル操室と冶金サービスルームを区画している仕切り
作室と冶金サービスルームを区画している仕切板、 3 tクレーン、試料搬出入装置、既設グリーンハウス、電気配線、給水及び圧空配管等の鉛セり板、3t クレーン、試料搬出入装置、既設グリルに付帯する設備を解体撤去した。付帯設備解体
ーンハウス、電気配線、給水及び圧空配管等の鉛後のUMセルの外観をPhoto 2に示す。
セルに付帯する設備を解体撤去した。付帯設備解
その後、解体作業における汚染拡大防止策とし(操作室側からの UM セル)
体後の UM セルの外観を Photo 2 に示す。て、難燃性材質によるグリーンハウスをセル周辺（操作室側からのUMセル）に設置し、局所排気装置を設けた。また、重量物である天板・側板及び鉛ブロックを解体・移動するための専用揚重架台の設置、高所作業における転落防止対策の足場設置、解体撤去物等の荷下ろしを行うためのチェーンブロックの設置及び溶接機、グラインダー使用時の防火対策としてスパッタシート、金属薄板等による作業場所の養生、可燃物の隔離等の措置を実施することにより、現在(サービスルーム側からの UM セル)
も順調に作業を継続中であり、2020年度中にUM
Photo 2 External appearance of lead cells after
セル全体の撤去工事が完了する予定である。UM
セルの作業の日程、作業人工数及び今後の計画をremovalwork of peripheral device（サービスルーム側からのUMセル）
Table 2 に示す。解体撤去工事詳細を以下に示す。 4

UM セル本体の解体撤去を円滑に進めるため、

Photo 2 External appearance of lead cells after removal workof peripheral device― 32 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）

Table 2 Time span and man-month of decommissioning work
作業フェーズ
（作業内容）

作 業 日 程

作業人工数
（人・日）

その 1
（関連機器の解体撤去）

2010年10月28日～
2011年 2 月28日

147

その 2
2012年12月 3 日～
（UM セ ル 2 基 No.11,12、2013年 2 月21日
背面扉12枚の撤去）

535

その 3
2016年 1 月 5 日～
（UMセル 4 基No.7 ～ 10）2016年 3 月 2 日

535

その 4
（UMセル 2 基No.5, 6 ）229

2016年12月21日～
2017年 2 月 8 日

その 5
2018年12月21日～ （現在実施中の（UMセ ル 4 基No.1 ～ 4 、2021年 2 月26日 ため集計なし）
廃棄設備の解体撤去）（切断時）

2.2 関連機器の解体撤去
UMセル本体の解体撤去作業に備え、鉛セル周囲の不用機器の解体撤去及び鉛セルの除染作業、セルに付属するマニピュレータ及びセル用コンベ
ア装置の解体撤去を実施するとともに、鉛セル周辺の汚染状況調査を実施した。これら付帯設備解体撤去は、機械的切断を基本として行い、各部材を運搬可能な大きさである約 2 m以下に切断した。作業は、高所作業用足場を設置して行い、解体した重量物の荷下ろしは既設のクレーン、チェ
ーンブロックを使用した。最終的には、UMセル
本体（背面扉を含む）を残し、付帯設備を全て安全に解体撤去した。付帯設備の機械的切断の一例
として、パイプソーによる背面扉支柱切断作業写
真をPhoto 3 に示す。
2.3 UMセル内の除染
解体前のUMセル内除染は、拭き取り及び汚染固着部のはつり等により行った。鉛セル本体の解体撤去作業における汚染拡大防止のために、有意な汚染箇所、はつり箇所及び隙間等については、
ペイント材塗布による固着処理を行い、汚染の確
実な封じ込めを行った。また、排水配管（排水口）
や試料移送管（気送管）等の埋設配管類について
は、金属フランジ、プラグ及びコーキング等により閉止措置を行った。除染前後の床、壁及び天井の主な表面密度（気送管、貯蔵ピット及び排水口の内部を除く）は以下のとおりである。
除染前：最大値1.6×102 Bq/cm2（切断後）Photo 3 Cutting pillar with pipe saw（No. 6 セルの床）
除染後：＜0.4 Bq/cm2（全セルの内表面）
空間線量当量率は、除染前最大値で、No. 6 セルの22 μSv/hであったが、表面のモルタルをはつり等によって除去したため、埋設されていた高線量当量率の排水口（配水管）等が露出し、その影響で、一時的に空間線量当量率が33 μSv/hに増加したが、排水口（配水管）等への鉛板での遮蔽対策により、空間線量当量率は10 μSv/hとなった。他のセルもほぼ同様な状態となった。
2.4 UMセル本体の解体
UMセルの解体は、背面扉引抜き、グリーンハ
ウス及び揚重架台の設置、天井・側面板の解体撤
去、セル前面部遮蔽体である鉛ブロックの解体の順で実施した。詳細な解体手順を以下に示す。

― 33 ―

デコミッショニング技報

第61号（2020年 3 月）

（１） 背面扉引抜き
背面扉の引抜きは門型の16体の主要パーツから構成される揚重架台(約3000 W×4000 L×5000 H：mm)と吊り上げ位置を移動可能な、ギャードトロ
リ付チェーンブロックを使用した。揚重架台は背面扉を引抜いた後に解体し、セル毎に再度組み立てを行う。背面扉 1 枚毎の引き抜き作業（揚重架台の設置、背面扉の引抜、揚重架台の解体）に約5 日間（人工数： 6 ～10人/日）を要した。背面
扉撤去部分には、セル負圧維持及び汚染拡大防止対策として鋼製補強板を取付け、補強板の周囲にコーキング剤を施した。また、地震等による揚重
架台転倒対策として、架台脚部を床にボルトで固定するとともに必要に応じ、既存の梁に固定した。
さらに足場単管にて上部アウトリガー（張出し）を取付けた。揚重架台外観写真をPhoto 4に示す。
ま た、UMセ ル 各 基 の 背 面 扉 寸 法 及 び 重 量 をTable 3に示す。
（2）グリーンハウス及びグリーンハウス揚重架台の設置
天井・側面壁及び鉛ブロック解体撤去前に同作
業時における汚染拡大防止措置として、作業エリ
ア全体を覆うグリーンハウスを設置した。UMセル 2 基（No. 11、12）の解体撤去時のグリーンハ
ウスの設置図をFig. 3に示す。
他のセルも、解体作業の進捗に従って随時グリーンハウスを移動・設置した。グリーンハウスは2 体に分割されており、どちらも難燃性の透明なシートを使用している。 1 体は解体用グリーンハ
ウ ス(約4500 W×5600 L×4000 H：mm)で あ り 解
体撤去するセル全体を覆うもので、他方は、作業用グリーンハウス(約2000 W×3000 L×4000 H：mm)であり解体用グリーンハウスに隣接して、脱装エリア及び汚染検査エリアとして設置する。グリーンハウス用揚重架台は背面扉を引き抜き用とは 異 な る 規 格（ 約3300 W×4000 L× ×4000 H：mm)である。また、解体用グリーンハウスには局所排気装置を設置し、解体撤去時は既存のセル排
気設備の排気管を閉止し、局所排気装置を運転する。局所排気装置によりグリーンハウス内の負圧が大きくなるとハウス内作業エリア側にグリーン
ハウスシートが引き込まれ、作業エリアが狭隘となることを防止するため、給気口を設けプレ・（操作室からの揚重架台）（背面扉引抜き時）
Photo 4 Lifting frame with chain block
Table 3 Dimensions and weights of backside shield door
UMセルNo.

重量(kg)

寸法(mm)

№1～4

3,400

898 W×1,400 L×350 H№ 5,7,82,950

1,127 W×1,350 L×250 H

№6

3,840

1,470 W×1,350 L×250 H

№9

2,350

898 W×1,350 L×250 H

№ 10

2,650

1,013 W×1,350 L×250 H

№ 11

3,250

1,241 W×1,350 L×250 H※№ 12は背面扉が無い。

― 34 ―

天井・側面壁及び鉛ブロック解体撤去前に同作
業時における汚染拡大防止措置として、作業エリ
ア全体を覆うグリーンハウスを設置した。UM セ
Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
ル 2 基（No. 11、12）の解体撤去時のグリーンハ
ウスの設置図を Fig. 3 に示す。
（3）天井・側面板の解体撤去（a）吊りピースの取り付け
セル天井及び側面板には、解体撤去用吊りピー
スを溶接した（天井・側面板毎に 5 箇所）
。また、
Photo
5 Isolation tent for2contamination
control
振り止め用のピースも箇所ずつ溶接した。溶接

Fig. 3 Schematic diagram of isolation tent for dismantlingFig. 3 Schematic diagram of isolation tent fordismantling
HEPAフィルタを取り付けることで、閉じ込め機能を確保しつつ、十分な作業スペースを確保した。
他のセルも、解体作業の進捗に従って随時グリ
また、汚染拡大防止のため、グリーンハウス入域
時には風向及び酸素濃度の確認を徹底した。グリーンハウスを移動・設置した。グリーンハウスはーンハウス及び揚重架台の外観をPhoto5及び2 体に分割されており、どちらも難燃性の透明な
Photo
6に示す。
シートを使用している。1
体は解体用グリーンハ

ウス(約 4500 W×5600 L×4000 H：mm)であり解体撤去するセル全体を覆うもので、他方は、作業用グリーンハウス(約 2000 W×3000 L×4000 H：mm)であり解体用グリーンハウスに隣接して、脱装エリア及び汚染検査エリアとして設置する。グリーンハウス用揚重架台は背面扉を引き抜き用
7
Photo 5 Isolation tent for contamination control

Photo 6 Lifting frame for isolation tent

時にはスパッタによる火災対策として、スパッタが作業エリア外に飛散しないように 2 mm以上の鋼板を使用し周囲を覆うとともに、溶接近傍を作業補助者が亜鉛鉄板又はスパッタシートを持ちス
パッタの飛散を防止した。スパッタシートは 2 重とし、噴霧器による水散布も併せて行った。火気
作業終了後は30分の連続監視による防火対策を行った。
（b）UMセル内部溶接部剥離
UMセル内部の天井・側面板の接合部は、溶接接合であるため、グラインダー及びドリル等を用いて接合箇所を分離した。この作業ではUMセル
内部に作業者が入る必要があるため、作業者は汚染を考慮した保護具として特殊作業衣、タイベッ
クスーツ、全面マスク等を着用し、さらにタイベックスーツなどに延焼しないための防護具として、タイベックスーツの上に難燃性作業衣、革エ
プロン、革腕カバー、革手袋、頭巾、綿キャハン
Photo 6 Lifting frame for isolation tent
等を着用した。
（c）天井・側面板の解体
天井・側面板に取り付けた吊りピースにスリン
グ等を玉掛けし、チェーンブロックで仮吊りし、セルを固定している天井・側面板押さえボルト、
補強プレートボルト等を外した。天井・側面板が吊れることを確認した後、吊り上げ、解体用グリーンハウス内に移動し拭取除染を行い、汚染検査を行った。なお、UMセル内部にグラインダー等で除去できない溶接接合部が残っており吊れない
場合は天井・側面板を吊り上げ、張った状態でク
サビ、
大型バール等で対象物を剥がし吊り上げた。
また、天井板を撤去後は側面板が倒壊する可能性があるため、側面板の吊りピースにスリング等を玉掛けしチェーンブロックで仮吊りを行った。
人員の配置として、解体用グリーンハウス内に
2 ～ 4 人、作業用グリーンハウス内に 1 ～ 2 人、
グリーンハウス外に 3 ～ 5 人を配置し作業を行った。天井・側面板の重量及び寸法を下記に示す。
天井板：約1,700 kg（約1,000 W×約1,100 L×約200 H：mm）― 35 ―

デコミッショニング技報
側面板：約3,300 kg（約1,300 W×約1,9000 L×約200 H：mm）※基毎に若干差異あり。
（4）鉛ブロックの解体
鉛ブロックは一つのUMセルに横約11個×縦約8 個（基毎に若干差異あり）で積み上げられ、その周囲を補強プレートによって固定する構造である。補強プレートを撤去すると倒壊の可能性がる
ため、UMセルの内側と外側の鉛ブロック両面に単管材及びベニヤ板で事前に衝立を設置し、倒壊防止の措置を講じた。 1 個あたりの重量30～50kgの鉛ブロック約100個を撤去する際、指先を挟めるリスク対策として、鉛ブロック専用吊り具を製作し、上方から順に解体を行った。鉛ブロック
解体時の写真をPhoto 7に、鉛ブロック専用吊り具の写真をPhoto 8に示す。

Photo 7 Removal of lead block第61号（2020年 3 月）
鉛ブロック専用吊り具は、鉛を両側から挟み込
み、吊り具上面のアイボルトにチェーンブロックの吊り具を掛けて吊り上げる構造である。鉛ブロ
ックの挟み込みが確実にできるよう、鉛ブロック
側面 2 方向から先鋭化処理を施したボルトを締め込む機構を採用した。また鉛ブロックの移動の際は、小型台車を活用した。
2.5 被ばく管理
2010年度から現在までの作業期間において、セル内の空間線量当量率が最大であった作業フェーズその 4 （Fig. 1及びTable 2）の被ばく管理は
以下のとおりである。
作業者は19人の身体汚染や内部被ばくの発生はなく、集団における実効線量の累計は290 μSvであり、計画被ばく線量の1,600 μSvを大きく下回
る結果となった。この管理として、UMセル内の空間線量当量率が高い（10 μSv/h）ことに加え、排水管近傍等の線量当量率が高い(最大44 Sv/h)
場所では、放射線を鉛板等で事前に遮蔽するとともに、作業者に高線量箇所を周知し、作業の効率化を図り作業時間を短縮したことによるものである。
2.6 解体撤去物の管理
直接法による汚染検査及び汚染除去が困難と判断したものは放射性廃棄物とし、汚染部位の分離・除去が容易に行えると判断した物は、放射性廃棄物の低減化を図るためクリアランス制度を取り入れることを検討しているため、下記のとおり処置・
管理している。各作業工程における廃棄物発生量をTable 4に示す。
①遊離性の汚染除去②固着性の汚染レベルを測定、汚染箇所の明確化③酢酸ビニルで養生④重量、寸法測定⑤上記のデータを記録⑥金属容器（ 1 m3）での保管⑦月例点検の実施（養生の上から汚染検査、目視点検）

Photo 8 Special hanging tool for lead block― 36 ―

Journal of RANDEC № 61（Mar. 2020）
確実に実施することが特に重要である。

Table 4 Amount of waste generated
作業フェーズ
(作業内容)

廃棄物
総重量(t)

放射性廃棄物重量(t)その１（関連機器の解体撤去）

約 8.1

約0.5

その２
(UMセル2基No.11,12、背面扉12枚の撤去)

約45.0

約1.0

その３
(UMセル4基No.7 ～ 10)

約15.4

約0.4

その４
(UMセル2基No.5,6)

約 8.4

約0.7

2.7 UMセル基礎部（重コンクリート製）管理
これまでUMセル 8 基（No. 5 ～12）の上部（鉛ブロック、背面扉、側面板及び天井板等）の解体撤去を行った。これらのセル基礎部については
UMセル全ての解体後に、一括で解体撤去する予定である。基礎部の表面については遊離性の汚染を除去し、固着性の汚染箇所については線量当量率を測定し、汚染箇所が外的衝撃等により汚染が飛散しないよう閉じ込めを図るため不燃塗料等を施した。また、排水・排気管等は基礎部にて閉止措置を行った。撤去までの管理方法として、基礎部表面及び排気管、排水管等の閉止措置部の外観に異常がないこと及び基礎部表面及び閉止措置部に汚染がないことを月に １ 回の巡視で確認している。
2.8 今後の課題
UMセル 2 基（No. 11, 12）の解体作業完了時の外観写真をPhoto 9に示す。これまでの解体作業においては、鉛ブロックを含めた鉛セル上部構造部の解体撤去を進めている。今後、UMセル基礎部（重コンクリート製）及び基礎に埋設されている排水（排水口）管、排気管等の撤去を計画している。排水管（排水口）等の高線量当量率・高汚染（配管内部）の環境下での解体作業となるう
え、基礎の配筋に関する情報（図面）が乏しく、また、重コンクリートであることから、破砕撤去作業が難航することが予測される。このため、作業者の外部被ばくを低く抑えるための、排水管（排水口）への遮蔽材の設置及び遊離性汚染の確実な封じ込め及び破砕材1）を併用した解体等の対策を

Photo 9 External appearance after No. 11 and No. 12
lead cells removal

3 ． 廃止措置関連技術（固着汚染除去）
鉛セル構造材の一部である鋼材（SS400）のうち、セル内面側には、放射性汚染物が固着しており、放射性廃棄物の減量化をするためには、固着
汚染部を剥離する必要がある。このため、ストリ
ッパブルペイント等を用いた固着汚染除去方法を用いた。セル構造材表面は二重塗装が施されており、放射性汚染はこの塗装内に浸透する形で存在している。スミヤ測定では汚染は検出されないものの、直接サーベイでは約3.4 Bq/cm2 ～＞3.7×
103 Bq/cm2の汚染が確認された。
固着汚染除去は、汚染部上に剥離剤を塗布後、乾燥を防ぐためラップで覆い、24時間後に塗装をはがし、表面にパーツクリーナを散布、紙ウエス
等でふき取り、最後に中性洗剤とナイロンたわし
で表面を磨く方法で行った。この方法により、固着汚染物を剥離できることが確認できた。さらに、鋼材に施された穴加工部等については、電動工具を用いて切削することで、固着汚染全てを除去することができた。固着汚染除去手順をFig. 4に示す。剥離剤を用いた除染方法は、従来のサンダー
等の削り取り除染と比較し、汚染の飛散が少ない、鋼材に剥離剤を塗布しはがす作業が主なため人工数が少ない、電動工具を使用しないため負傷のリ
スクが少ない等の長所がある。一方、穴加工部等の隙間や腐食部分の汚染を取り除くことが困難、― 37 ―

布した場合、下方へ垂れてしまうという問題もあ3. 廃止措置関連技術（固着汚染除去）

ることが分かった。今後は、今回の結果に基づき、鉛セル構造材の一部である鋼材（SS400）のう剥離剤と従来の機械的汚染除去法を汚染箇所のデコミッショニング技報 状態に合わせて随時使い分けることで、有効かつ第61号（2020年 3 月）
ち、セル内面側には、放射性汚染物が固着しており、放射性廃棄物の減量化をするためには、固着

確実な汚染除去作業を実施する。

Fig. 4 Fig.
Removalprocedurefor
fixed
contamination
4 Removal
procedure for
fixed
contamination
剥離するまでに 1 日程度の硬化時間が必要、剥離剤自体が放射性廃棄物となるため放射性廃棄物の量が増加する等の短所もある。さらに、垂直面へ塗布した場合、下方へ垂れてしまうという問題もあることが分かった。今後は、今回の結果に基づき、剥離剤と従来の機械的汚染除去法を汚染箇所の状態に合わせて随時使い分けることで、有効かつ確実な汚染除去作業を実施する。

10

くの工程が必要であり、解体完了まで多くの時間と費用が必要である。また、解体廃棄物の管理、分別・保管、処理についても廃止措置を困難としている要因となっている。
今後も、安全を確保しつつ解体工事の効率化や廃棄物の減容化に向けた取り組みを確実に進め
る。

参考文献

4 . まとめ
UMセルを含めた鉛セルの解体撤去は、安全を確保しつつ計画的に進められている。今後はこれまで培った経験や解体技術を基本とし、更なる技
術蓄積や改善を行う予定である。課題となるのは廃止措置費用と廃棄物管理である。
解体撤去には、セル内汚染レベルやセル構造の事前調査結果に基づく解体計画の策定、予算措置、廃棄物管理等多― 38 ―

1 ）海野明, 斎藤光男, 金澤浩之, 高野利夫, 岡本久人, 関野甫, 西野泰治,“ホットラボの廃止措
置と将来計画,”デコミッショニング技報, No.
32 (2005).
2 ）高野利夫, 野沢幸男, 花田也寸志, 小野勝人,
金澤浩之, 二瓶康夫, 大和田功,“ホットラボの廃止措置と将来計画（Ⅱ）,”デコミッショニン
グ技報, No. 42 (2010).

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୭୆॔७५ওথॺ/েણ୭୆୶஭৹ਪ/பႝৌੁ/ଅယළഉৌੁ

‫ٷ‬૥ୡ‫؞‬ଢ଼஢ଣೝચपঢ়घॊਭ౏૥ୡ‫ق‬ਭ౏ৰౚ੗ਯँॉ‫ك‬/ঞ॔ওॱঝীෲ/౮੟ীෲଣೝચறரীෲ‫ق‬Cs, Sr90, I131‫ك‬/MOVING LAB‫॔ق‬५ঋ५ॺ‫ؚ‬PM2.5‫ؚ‬ଣೝચ‫ك‬ٌॺআॵॡٍ
‫୕ٷ‬ળ঴दଣೝચীෲ৫઩खऽखञ‫آ‬ऴऎखऽଘৢॉॖঀঋ‫ش‬३ঙথ७থॱ‫قش‬FHIC)‫ٷ‬ঋॺॼ঒पುਡ॑ਝয়खऽखञ‫آ‬

KES(Kankyo Environment Solutions)

FHIC ਗ௴

Ⓔ୭୆ଵ৶७থॱ‫قش‬ISO/IEC 17025 ੳ৒হ঵ਚ ‫ك‬‫پ‬ম঺‫ٿ؟‬193-0832 ূ਎੃ழ௝৕৘ങি঴ 3-7-23
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