日本原子力学会 2024年春の大会
廃炉委企画セッション

損傷を受けた構造物のリスク対応

2024/3/26
東京大学 鈴木俊一（強度基準検討分科会 主査）

1F事故前から設置されていた構造物の特徴⚫ 事故の影響を受けて損傷した構造物が存在• 例：1号機のペデスタル（下図）

ペデスタル開口部（右側基礎部）の状況
Ref. 東京電力ホールディングスホームページ

廃炉作業中に必要な機能の確保が必要

2

強度基準検討分科会

3

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⚫ 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

分科会の検討事項

4

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

強度評価

機動的対応の有効性

検査

損傷･･･
損傷を受けた構造物

機能確保を確認するための手段

本日の話題

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

機能確保の確認に関する考え方の検討事項
1. 基本的な考え方の策定• 機能確保の確認に関する基本的な考え方の策定

2. フローチャート• 基本的な考え方を具体化

3. フローチャートのケーススタディ• ペデスタル5

1F強度評価の特徴⚫事故の影響を受けて損傷した構造物• 補修や詳細な検査は困難→強度評価結果に大きな不確かさが存在⚫通常炉の「設計想定を超える事象（BDBE）」• BDBEでは想定を超える地震等を対象→荷重想定に不確かさが大きい

1FとBDBEの共通点
強度評価結果の不確かさが大きいこと

6

7

Design Basis Events
設計想定事象Beyond Design Basis Events
設計基準を超える事象

Requirements
要求性能Serviceability and Safety
供用性と安全性Safety and Resilience
安全性とレジリエンス

Approach andcountermeasure
取り組みと対策

Prevention of failure
occurrence against assumed
events (high probability andlow impact)
想定事象に対する故障発生の防止(高確率・低影響)
Safety Ⅰ (Design)

Mitigation of consequence after
beyond design basis events (lowprobability and high impact)
設計基準を超えた事象発生後の影響の軽減(低確率・高影響)
Safety Ⅱ(Design + Management)

Countermeasurefrom system safety
システム安全対策

Multiplication and Diversity of Portable devices. Accident
systemsmanagement, Passive safety
システムの多重性と多様性 ポータブル装置、事故マネジメン
ト受動的安全性Countermeasurefrom structure
構造からの対策

Strengthen to preventassumed failure
想定故障を防ぐための強化Necessary
必要

Ref: N.Kasahara et al.,”DEVELOPMENT OF FAILURE MITIGATION TECHNOLOGIES FOR IMPROVING RESILIENCE OF
NUCLEAR STRUCTURES”, SMiRT 27, Yokohama Japan, March3-8, 2024 –Division Ⅶ

1Fに適したリスク対応（１／２）⚫ リスク対応として、機能確保の状態を確認する必要有⚫ 従来、強度評価により確認しているが、1Fではその結果に大きな不確かさが存在⚫ 強度評価がOKの場合でも、残余のリスクに対する対策が曖昧であり、強度評価のみで機能確保の状態を判断することは不適（1Fでは特に）⚫ 限られたリソースを有効に活用するためには、強度評価以外の方法も組合わせ、様々な情報から、機能確保の状態を確認することが有効な手段⚫ 特に、機能を持つ構造物への対策（補修等）の難易度が高いため、システム全体で機能確保することが非常に重要

8

1Fに適したリスク対応（２／２）

1Fの領域

Ref. 笠原「破壊制御技術導入による大規模バウンダリ破壊防止策に関する研究」(令和2年度 原子力システム研究開発事業成果報告会)に追記⚫ リスク低減のため、影響緩和も有効9基本的な考え方の策定

10⚫ 「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③機能確保できない場合④廃炉作業と共に変化するの対策の検討が必要

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• 困難な場合の対応の検討が必要• 機能確保の判断方法について検討が必要• 継続的（荷重の変化等）に評価し、対策を見直す必要がある

「機能確保の確認に関する考え方」のフロー

11⚫ 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

判断「環境又は人身災害への影響」について

12⚫ 構造物の損傷による原子力安全への影響有無を判断• 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

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• 具体的には、別のフロー（次スライド）で評価• 要求機能は、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

13要求機能を確保できているかの判断について

14⚫ 「保全の3本柱である検査・評価・是正（補修等）」と「想定を超える事象への対策」の4点で判断「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
実施

検査

検査

困難
OK

NG

結果

YES

可能

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

想定を超える事象への対策

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

B

A

BB

判断「想定を超える事象への対策」について⚫ 想定を超える事象への対応には、影響緩和が有効

Ref. 笠原「破壊制御技術導入による大規模バウンダリ破壊防止策に関する研究」(令和2年度 原子力システム研究開発事業成果報告会)

15

破損の拡大防止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

16

判断「異常検知が可能」について

17⚫ 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、機動的対応が有効な手段となる
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
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

ケーススタディ：1号機ペデスタルの状況

18

Ref. K. Ono, “Current status of the decommissioning in Fukushima Diichi Nuclear Power Station”

ケーススタディ結果（１／２）
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

19

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
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

ケーススタディ結果（２／２）

検査実施

OK

強度評価
結果

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

可能

20

困難

検査

OK

NG

IRID及び東電強度評価では機能確保発生防止
を確認
対策を実施
YES
NO
(補修等)
→「OK」と判定

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

A
B
B
B
この後に示す損傷イベントツリー
から、対策が準備されていることを確認→「YES」と判定

強度評価例（1／2）

21

出典：第100回特定原子力施設監視・評価検討会 資料3

強度評価例（2／2）

22

Ref. K. Ono, “Current status of the decommissioning in Fukushima Diichi Nuclear Power Station”

損傷ET作成のため、ペデスタルの要求機能を整理

23⚫ 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、臨界防止機能、閉じ込めバウンダリ機能（液相、気相）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

臨界防止機能RPV支持機能を持つ設備[1]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

閉じ込めバウンダリ機能（液相）• 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）

閉じ込めバウンダリ機能（気相）• D/W圧力計• PCVガス管理設備

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

マスターロジックダイヤグラムの検討

24◼ 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。
◼ レベル5は、ペデスタル関連の内容のみ記載。
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

省略

閉じ込め機能への影響

リスク源への影響
OR

閉じ込め機能の低下

浮遊デブリの増加

FPの増加

PCVシェル(気相部)損傷

粉状デブリ舞上り

再臨界OR

OR

ペデスタル損傷によるRPV支持機能喪失・移動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

ペデスタルのコンクリート片又はデブリ落下

臨界検知
失敗

ホウ酸水注入失敗

損傷イベントツリー（一部）25⚫ PCV閉じ込めバウンダリ（気相）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
起因事象
地震

RPV支持機能
PCV閉じ込め機能（気相）
大口径配管等
コンクリ等のペデスタル
周辺の線量 最終状態
PCVシェルペデスタル以外の RPV移動
落下によるによる支持（気相部）
上昇検知
支持構造物による支持ダスト飛散
成功
成功

対策

外部放出なし失敗

移動なし

外部放出なし移動あり 損傷なし
損傷あり

外部放出なし落下なし

落下あり

外部放出なし成功

外部放出（気体）

・必要に応じて設置中の原子炉建屋大型カバー（換気設備有）、均圧・負圧化による外部放出抑制・フィルタ設置

失敗

外部放出（気体）・事前に各階に仮設のダスト放射線モニタを設置
し、線量上昇を検知
・加えて、上記対策

線量評価例

26

Ref. K. Ono, “Current status of the decommissioning in Fukushima Diichi Nuclear Power Station”

破損の拡大抑制対策
検知27

拡大防止・制御・影響緩和対策

通常時：微正圧

N2 gasMonitor

FilterFan

PCVRef. 東電HD「1号機燃料取り出し用カバーのうち大型カバーの設置について」

ダストモニタリングシステム
モニタリングポスト

N2ガス封入停止

建屋大型カバー⚫ その他にも機動的対応を準備

燃料デブリ取り出し気中工法

通常と異なり、満水（一部号機）

コンクリート消失（1号機）

S/C・ペデスタル

28

出典：第7 回福島第一廃炉国際フォーラム講演資料

燃料デブリ取出し関連

燃料デブリ取り出し工法（充填固化工法）
NDF案

29

東大案

NDF HP: 令和5年度第7回福島第一廃炉
国際フォーラム

セメント系材料等の充填固化により、①被曝低減、②放射性物質の飛散防止を図れる

耐震クラス分類と地震動の適用の考え方( 規制 庁)30

東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所における耐震クラス分類と地震動の適用の考え方
平成4年11月21日原子力規制庁

31

BDBE概念を適用した耐震クラスの考え方（提案）〇構造物の壊れ方
大規模 or
局所的圧力が低ければ破損しにくく、破損に時間がかかる〇評価に不確実性がある

１Ｆの特徴

異常の検知、影響緩和が重要〇破壊の防止（既存の概念）ではなく、破損拡大の防止（影響緩和）
BDBE概念の適用
・PCVは既に耐圧部ではなく、損傷時の被曝レベルが許容され、異常検知並びに破損拡大防止策等の柔軟な対応が可能であれば、必ずしも耐震クラスＳ（Ss900）の評価は必要ではない。
・燃料デブリを取り出すためには、安全性を確保しつつ、迅速化を図れる実現可能な工法を選択する必要がある。

ご静聴有難うございました。