日本原子力学会 2023年春の大会
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会セッション
3I_PL

損傷を受けた構造物に対しての強度基準の在り方

2023/3/15
東京大学 鈴木 俊一

強度基準検討分科会について⚫ 廃炉委の分科会の一つとして、2019年に設置。
⚫ 損傷を受けた構造物に対する強度基準の在り方を検討。
⚫ 本講演では、分科会での検討内容を紹介。
強度基準検討分科会

損傷を受けた構造物に対する強度基準の在り方を検討

建屋の構造性能

地震時健全性評価方法

検討分科会の構築

廃炉検討

廃炉リスク評価委員会

分科会

現状のリスク評価の検討、経年劣化の影響の考慮について検討

廃棄物検討

事故炉の廃止措置と分科会

廃棄物の取扱い、環境修復

ロボット

廃炉に向けたロボット技術への支援

分科会

1

福島第一原子力発電所の構造物の特徴⚫ 1F事故前から設置されていた構造物➢ 事故の影響を受けて損傷した構造物も存在する• 例：1号機のペデスタル（下図）➢ 損傷を受けた構造物は、廃炉作業中にも必要な機能を確保する必要がある。

ペデスタル開口部（右側基礎部）の状況
出典：東京電力ホールディングス

1号機のペデスタルの状況

2

強度基準検討分科会の活動基本方針

強度評価は一つの手段であり、複数の手段を組合わせて確保必要な機能の確保が必要
損傷
損傷を受けた構造物

強度評価
補修

検査

機動的対応

機能確保を確認するための手段

分科会の検討事項
1. 機能確保の確認に関する考え方
2. 強度評価方法(含む経年劣化)
3

機能確保の確認に関する基本的な考え方⚫ 「機能確保の確認に関する考え方」の検討にあたり、基本的な考え方として、4点を設定した。
①事故炉にも原子力安全は求められる ②機能確保されているか確認が必要• 構造物が地震等により、損壊した場合に原子力安全に影響するか評価が必要• 事故後の構造物が持つ要求機能の整理が必要• 機能確保の判断方法について検討が必要③機能確保できない場合の対策の検討が必要④廃炉作業とともに変化する
構造物の状態は変化• 耐震強化等の発生防止対策が可能であれば、有効• 継続的（荷重の変化等）に評価し、対策を見直す必要がある• 困難な場合の対応の検討が必要

4

「機能確保の確認に関する考え方」のフロー図⚫ 基本的な考え方を基にフロー化。
➢ 構造物の管理状態を評価し、管理状態に応じた対策を実施➢ 一旦評価すると終わりではなく、継続的に評価を実施
各構造物
環境又は人身災害への影響

許容できない

許容可能

YES

要求機能を確保
NO

管理状態A

管理状態B

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

管理状態A：対象構造物の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象構造物の状況が望ましい姿に合致しない状態
NOYES
現状の対策を継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処
・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制5

判断「環境又は人身災害への影響」について⚫ 構造物の損傷による原子力安全への影響有無を判断する。
➢ 被ばく量、インベントリ量、、多重性・多様性、Form Factor等の様々な判断因子があり、今後具体化が必要
各構造物
環境又は人身災害への影響
許容可能

許容できない判断因子として、例えば、・環境への影響：5mSv以下、・作業員への影響：100mSv以下
YES

要求機能を確保
NO

管理状態A

管理状態B

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

管理状態A：対象構造物の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象構造物の状況が望ましい姿に合致しない状態
NOYES
現状の対策を継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制

6

判断「要求機能を確保」について⚫ 構造物の機能が確保されているかを確認する。
➢ 具体的には、別のフロー（次スライド）で評価➢ 要求機能は、廃炉リスク評価分科会報告書を参考に7機能を挙げた
管理状態A：対象構造物の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象構造物の状況が望ましい姿に合致しない状態

各構造物
環境又は人身災害への影響

許容できない

許容可能YES※：要求機能は以下の通り。なお、波及的影響も考慮する。
①閉じ込めﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ②負圧管理機能③支持機能④冷却機能⑤臨界防止機能（未臨界維持）⑥放射線遮へい機能⑦水素爆発・火災防止機能

要求機能を確保
NO

管理状態A

管理状態B

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

NO

YES
現状の対策を継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処
・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制
7

要求機能を確保できているかの判断について⚫ 要求機能を確保できているかは、検査・強度評価・補修・想定を超える事象への対策の4点で判断する。
（想定を超える事象への対応は、システム全体の影響緩和策が有効）「環境又は人身災害への影響」
が許容できない構造物

評価
OK 強度評価

検査

困難OK

NG

結果

YES

可能

検査
実施

検査

凡例
A：管理状態A
B：管理状態B

評価
NG
強度評価
結果

補修

発生防止
対策を実施
(補修等)

補修
YES 発生防止 NO
対策を実施
(補修等)

NO

想定を超える事象
想定を超える事象想定を超える事象の拡大防止等の拡大防止等
NONONOYES の拡大防止等
YES
YES
※
※
対策 を実施対策 を実施対策※を実施AAA

B※ 異常検知・拡大防止・制御・影響緩和対策

A

B

A

B

【赤枠内】システム全体として考える領域：事象発生後の破損シーケンスを想定して評価B
8

判断「異常検知が可能」について⚫ 事象の進展が遅い1Fの特徴を考慮すると、異常を検知できれば、機動的対応が可能と考えられる。
検知可能な場合、検知後の対応（機動的対応等）を要求。
⚫ 検知不可能な場合、様々な技術等を活用した改良／代替方策等を各構造物要求（検知機能を持つものを含む）。
環境又は人身災害への影響許容できない

許容可能

YES

要求機能を確保
NO

管理状態A

管理状態B

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

管理状態A：対象構造物の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象構造物の状況が望ましい姿に合致しない状態
NOYES
現状の対策を継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処
・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制
9

ケーススタディ①：1号機ペデスタル

1号機ペデスタル⚫ 開口部壁面に損傷を確認⚫ IRIDでは、2016年度にペデスタルの一部が劣化、損傷した状態において、機能を維持することを強度評価で確認
10

ケーススタディ結果（1号機ペデスタル）
現時点では判断基準が明確でないため、「許容できない」と仮定

ペデスタル
環境又は人身災害への影響許容できない「YES」と判定（判定理由は次スライドで説明）

許容可能

YES

要求機能を確保
NO

管理状態A

管理状態B

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

管理状態A：対象構造物の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象構造物の状況が望ましい姿に合致しない状態
NOYES
現状の対策を継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処
・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制

11

ケーススタディ結果（1号機ペデスタル）
カメラで部分的に状態を確認できている状態のため、「検査困難」と判定

ペデスタル

凡例
A：管理状態A
B：管理状態B
検査
実施

可能困難

検査

OK• 今回の調査で確認された鉄筋露出
NG
強度評価

結果
箇所は、IRIDで実施された強度評
発生防止
価での損傷想定範囲に包含
対策を実施
YES
NO
(補修等)
• IRID強度評価では機能確保を確認→「OK」と判定

OK

強度評価
結果

NG
YES

発生防止
対策を実施
(補修等)

NO

想定を超える事象
想定を超える事象
想定を超える事象の拡大防止等の拡大防止等
NO
NONO
YES の拡大防止等
YES
YES
※
※
対策 を実施対策 を実施対策※を実施A

A

A

B※ 異常検知・拡大防止・制御・影響緩和対策

A• 次スライドに示す損傷イベントツ
A
B
B
B
リーから、対策が準備されていることを確認→「YES」と判定
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出典：第100回特定原子力施設監視・評価検討会 資料313ペデスタルに関する要求機能⚫ ペデスタルが有する機能として、RPV支持機能が挙げられる（具体的な設備は下図参照）。
⚫ 波及的影響の観点からは、閉じ込めバウンダリ機能（液相、気相）、臨界防止機能が挙げられる。
➢ これら機能に関する設備を下表に示す。
• その他に、負圧管理機能、冷却機能等が挙げられるが、今回の検討では対象外とする。
機能
閉じ込めバウンダリ機能（液相）

閉じ込めバウンダリ機能（気相）
臨界防止機能RPV支持機能を持つ設備[1]設備• PCV水位計• PCV注水設備（ポンプ、消防車）• トーラス室水位計（可搬含む）• トーラス室取水設備（可搬含む）• D/W圧力計• PCVガス管理設備• 希ガスモニタ、MP（可搬型含む）、RPV底部温度計• ホウ酸水注入設備

各機能に関連する設備一覧[2][1] 第100回特定原子力施設監視・評価検討会 資料3、[2] 福島第一原子力発電所 特定原子力施設に係る実施計画他より作成

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マスターロジックダイヤグラム⚫ 起因事象を体系的に分析するため、マス
ターロジックダイヤグラムを用いた。
⚫ 結果を損傷イベントツリーのヘディングに反映。

意図しない放射性物質の放出
OR

気相の放出

液相の放出
OR

（記載省略）
閉じ込め機能への影響

内包放射性物質への影響
OR

閉じ込め機能の低下
PCVシェル(液相部)損傷
OR

ペデスタル損傷によるRPV支持機能喪失・移動PCV水位低下検知失敗

PCV注水設備
起動失敗

トーラス室水位上昇検知失敗

トーラス室水取水設備起動失敗

浮遊デブリの増加
粉状デブリ舞上り

再臨界OR

OR

ペデスタルのコンクリート片等落下

周辺の線量上昇検知
失敗

デブリ
温度上昇

ペデスタル
コンクリート片or デブリの落下

臨界検知
失敗

ホウ酸水
注入失敗
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損傷イベントツリーの一例⚫ PCV閉じ込めバウンダリ損傷による外部放出に関する損傷
イベントツリーを検討。
閉じ込めバウンダリ・冷却機能（液相）

RPV支持機能
地震

RPV支持 RPV移動

PCVシェル（液相部）

PCV水位低下検知

PCV注水設備起動

トーラス室水位上昇検知

トーラス室水取水設備起動成功
失敗最終状態対策

外部放出なし移動なし
移動あり

外部放出なし損傷なし
損傷あり

外部放出なし
成功

成功

成功

成功

失敗

失敗

失敗

失敗

外部放出なし外部放出（液体）

外部放出（液体）・可搬ポンプによるトーラス室水の取水・水位計の多重化 等

外部放出（デブリ温度上昇 ・代替注水・スプレイラインに伴う気相への放出）（ペネ等からの注水）による飛散防止
外部放出（デブリ温度上昇 ・代替ＰＣＶ水位計の設置に伴う気相への放出）⚫ 最終形態は汚染水の外部放出とダストの気相への放出。
⚫ 対策は、可搬型ポンプによる取水、代替注水・スプレイラインによる飛散防止等。
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改良／代替方策・技術（発生防止対策の一例）⚫ 今回は管理状態Aと評価されたが、管理状態Bかつ、異常検知ができない場合に考えられる策を検討。
➢ ペデスタルの損傷モードとして、座屈が挙げられる（左図）➢ 座屈補剛材の設置も考えられるが、その他にペデスタル下部にセメント系材料を注入する対策も考えられる（右図）

原子炉圧力容器

ペデスタル

座屈セメント系材料

ペデスタル

原子炉圧力容器

ベント管
原子炉格納容器(PCV)

原子炉格納容器(PCV)

ペデスタルの損傷モード

PCV内へのセメント系材料注入

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ケーススタディ②：3号機S/C

3号機サプレッション・チェンバ(S/C)⚫ 震災後、満水状態⚫ 東電HDでは、震災後の経年劣化を考慮した耐震性評価を実施→震災後20年まで機能維持⚫ 長期的なリスク低減の観点から、水位低下に向けた作業を実施中
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ケーススタディ結果（3号機S/C）
現時点では判断基準が明確でないため、「許容できない」と仮定

S/C
環境又は人身災害への影響

許容できない「YES」と判定（判定理由は次スライドで説明）

許容可能

YES

要求機能を確保
NO

管理状態A

管理状態B

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

管理状態A：対象構造物の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象構造物の状況が望ましい姿に合致しない状態
NOYES
現状の対策を継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処
・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制

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ケーススタディ結果（3号機S/C）
現状、全体を検査できていない→「検査困難」と判定

S/C

凡例
A：管理状態A
B：管理状態B
検査
実施

可能困難

検査

• S/Cに接続する配管の破断を想定した
OK
NG
強度評価
場合、トーラス室水位とサブドレン水
結果
位の逆転に3週間要する発生防止• サブドレン水位の調整等の常設設備に対策を実施
YESNO(補修等)よる対応が可能と想定• また、可搬型設備による対応も可能と想定→「YES」と判定

OK

NG

強度評価
結果

東電HD実施の耐震性評価
YES 発生防止 NO
対策を実施（強度評価）で震災後20年(補修等)まで機能維持を確認→「OK」と判定

想定を超える事象
想定を超える事象
想定を超える事象の拡大防止等の拡大防止等
NO
NONO
YES の拡大防止等
YES
YES
※
※
対策 を実施対策 を実施対策※を実施

AAA

B

A

B

A

B

B

※ 異常検知・拡大防止・制御・影響緩和対策
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破損の拡大抑制による安全性レジリエンス向上

Ref. 笠原他「原子炉構造レジリエンスを向上させる破損の拡大抑制技術の開発 (1)開発計画」日本原子力学会2021年春の大会

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破損の拡大抑制、改良・代替方策・技術の例◼ 破損の拡大抑制技術 (例)①砂利をいれる（レジリエンス対応：
a.緊急対応的に破損影響緩和、対応時間の延長
b.破壊制御、荷重点再配分）◼ 改良・代替方策/技術 (例)②S/C底部グラウト打ち③ベント管/ジェットデフ止水④S/C水抜きS/C
3号機の状況（推定）出典：東京電力HDのHP（一部加筆）①②③

出典：第75回特定原子力施設監視・評価検討会 資料1-1の図を使用して作成④22

今後の予定⚫1Fを対象とした新たな検知技術・補修技術や腐食等経年劣化評価並びに、設計想定を超える場合の強度評価についても検討を行う予定である。
⚫検討にあたっては、原子力学会廃炉検討委員会「建屋の構造性能検討分科会」や「廃炉リスク評価分科会」等と連携をとり、構造物・機器単体のみならず構成するシステム全体の機能維持に関して適切な基準の考え方を提言する。

23

ご静聴有難うございました。

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