平成26年6月17日
電力中央研究所狛江地区
日本原子力学会「水化学部会」第22回定例研究会

格納容器／圧力容器
内部観察技術の開発
日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門
福島廃止措置技術開発センター 基盤技術開発Gr
福島廃止措置技術開発センタ
伊藤 主税

報告内容
1. 格納容器/圧力容器内部調査技術の開発の国プロ工程
2. 原子力機構が実施してきた技術開発(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術
炉内レ ザ モニタリング・内部観察技術
・ 観察技術・ 元素分析技術
・ 放射線計測技術(2) 宇宙線ミューオンを用いた非破壊検査技術(3) 自己出力型ガンマ線検出器
3 まとめ
3.
2

格納容器内部調査技術の開発計画
目的 燃料デブリの取出しに向けた原子炉格納容器内のデブリの位置及び状況の調査、 デスタル等の状況
デブリの位置及び状況の調査、ペデスタル等の状況確認等
目標 原子炉格納容器内部の調査方法の確定（2016年）

出典：東京電力(株)福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ、原子力災害対策本部
東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議、平成25年6月27日
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130627/130627_01d.pdf

3圧力容器内部調査技術の開発計画
目的 燃料デブリの取出しに先立つ原子炉圧力容器内の状況把握
目標 原子炉圧力容器内部の調査方法の確定（2018年）

出典：東京電力(株)福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ、原子力災害対策本部
東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議、平成25年6月27日
http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130627/130627_01d.pdf

4

1F2号機の格納容器内部調査（予備調査）結果

東京電力株式会社 http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima‐np/images/handouts_120121_02‐j.pdf
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima‐np/images/handouts_120327_02‐j.pdf

5

(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発
複合型光ファイバスコープ

レーザー誘起ブレークダウン分光（LIBS）

照明光機能付ウラン混合酸化物試料の分光データ例

レーザー溶接試験

目標
・システム共通遠隔（ファイバ長15m以上）、耐水性、耐放射線性（104Gy/hで1日以上、～106Gy）
・防水スコープによる観察（空間分解能1mm：イメージファイバ3万画素目標）
・LIBS分光による水中での元素分析（核燃料物質、Fe, Zr等の識別）・放射線計測機能（100Gy/h～104Gy/h）
耐放射線性
光ファイバ

防水型プローブ

文部科学省原子力システム研究開発事業「次世代燃料の遠隔開発とMOX燃料による実証的研究」より

CCD カメラパルスYAGレーザー

電源

分光器
パルス発生器PC

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(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

焦点距離調整防水スコープと無線結合による画像伝送
照明ファイバ固定穴（180度反対側同様）

バネ

最大外径32mm
平凹レンズ

照明ファイバガイド穴
レンズ固定筒（180度反対側同様）
レンズホルダ
すべり軸受
す軸受
又はOリング 平凸レンズSAMレセプタクル

フード
ヘッド

Oリングスペース操作ワイヤ
ッドプレ トヘッドプレート操作ワイヤ
ブ
ベース アウターケーブル固定穴
ベースプレート
先端タイコ固定穴（180度反対側同様）（180度反対側同様）

・10mmから無限遠まで観察可能な
防水広角スコープ及び映像伝送システムを開発・試作
・耐放射線性イメージファイバを組み込み、観察実験により観察性能を実証
仮組み立て中の試作機
7

(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

冠水燃料模擬デブリの観察
模擬デブリ接近の様子
電動ウィンチ

CCD
カメラ

ベビー
コンプレッサーダウンコンバータパソコン

映像ファイバ
空気電源

水中ライ
ト

防水型
ファイバスコープ

水槽上から2m

1m

0.5m

10mm

10mm

圧空用パイプ
高輝度LED
スコープ先端LEDライト

３ｍ水槽

水中観測時
測定対象物

模擬燃料デブリ
レーザ切断SUS鋼板(100mm幅、50mm厚)

圧空による排水8高速実験炉｢常陽｣における原子炉容器内観察実績
炉心上部機構下面（狭隘部）等の観察
炉心上部機構下面観察装置
UCS下面の観察画像

観察装置（検査孔より炉内に挿入）

回転プラグ
プ グ

炉心上部機構
(UCS)

画像を合成し、UCS下面の全体状況を把握（右図は35 000枚の画像を合成）（右図は35,000枚の画像を合成）

ガンマ線量率～ 300 Gy/h

撮影画像例

UCS側面の観察画像

炉容器

UCS下端側面

燃料集合体

集合体 部
集合体頂部

炉容器内観察画像（例）・｢常陽｣における原子炉容器内観察・測定技術｢常陽｣における原子炉容器内観察 測定技術

上下駆動

炉心上部機構（UCS）

回転

ファイバスコ プ
ファイバスコープ

70mm
折り曲げ

前方監視用
ﾌｧｲﾊﾞｽｺｰﾌﾟ

上方監視用
ﾌｧｲﾊﾞｽｺｰﾌﾟ
集合体頂部

観察装置先端部の構造

密閉性の確保（装置の装脱荷、観察・測定時）限定された原子炉容器内へのアクセスルート
高温・高耐放射線環境下で使用可能な装置
装置の遠隔操作・画像拡張処理技術と組合わせた全体状況の把握

今後、｢常陽｣の燃料交換機能の復旧作業を通じて観察技術を検証・確立1F廃止措置作業へ反映
9

(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

光ファイバの耐放射線性向上
OH基を1000ppm含有させて耐放射線性を向上させたイメージファイバ10mを100万Gyまでガンマ線照射し、伝送性能を確認

可視光画像
Co-60
線源

照射室

赤外線画像

未照射

未照射

1.1×106 Gy照射

1.1×106 Gy照射

ﾌｧｲﾊﾞ(照射長10m)

スペクトル
アナライザ

白色光源

CCD増感

イメージファイバの照射体系（高崎研・60Co照射室）

クラッド領域を広げ、隣接するコアへの光漏れを抑制することにより、赤外線映像をより鮮明に改善
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(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

放射線環境下での水中LIBS分光技術の開発
水中遠隔LIBS（レーザー誘起ブレークダウン分光）による元素分析法
集光レンズ 穴付き反射鏡
ファイバ

パルスレーザーガス

パルスレーザー
生

遅延発回路

発光検出
光学系

プ ズ
プラズマ
発光

分光システムPC

バンドルファイバ

Emission intensity (couunts)

2.5x10サンプル

可搬型LIBS装置

42x10

4

1.5x1041x10

ファイバカップ
リング部

プローブ

水5mJ_10shots_in water_airflow

ZrO2
Fe2O3
CeO2

▼

・ 1.6 MGyまで照射した光ファイバにより、赤外線を用いてLIBS分光が可能なことを確認。

▼▼

4・ 模擬デブリの赤外線領域でのLIBS分析により、模擬デブ
赤外線領域分析りU, Zrの発光ピークを測定。

5000
0
830

・ 可搬型の遠隔・水中LIBS装置を開発し、U/Zrの分別観測が可能なことを確認の分別観測が可能なことを確認。

832

834

836

838

840

Wavelength (nm)

γ線照射済光ファイバを用いた水中LIBS分光予備実験により、水中で候補スペクトルピークが観測できることを確認

11

(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

LIBS分光スペクトルによる元素識別技術の開発
既知の単体の分光デ タから 混合物の発光 ペクト を評価既知の単体の分光データから、混合物の発光スペクトルを評価
混合酸化物のスペクトル評価と測定値の比較

単体酸化物からのスペクトル

スペクトル強度度

混合酸化物からのスペクトル

380381382383

波長 （nm)

単体のスペクトルを加算して評価したスペクトルは実測値と比較的良く一致
単体のスペクトルを加算して評価したスペクトルは実測値と比較的良く
致
今後は、Puを含む核燃料物質や主要構造物質の識別性を評価
本資料には、特別会計に関する法律（エネルギー対策特別会計）に基づく文部科学省からの受託事業として、日本原子力研究開発機構が実施した「次世代燃料の遠隔分析技術開発とMOX燃料による実証的研究」の成果が含まれます。

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(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

放射線計測機能の追加
機

照明光機能付機

シンチレータ

耐放射線性光ファイバ

γ線
γ線

 シンチレータ：ルビー– 組成：Al2O3にCr2O3を僅かに含む– 発光波長：693nm (Cr3+)– 耐放射線性 光ファイバ– フッ素ドープ石英– 耐放射線性 光検出器：分光器、光電子増倍管
光検出器

シンチレーション光システムの性能目標• 測定範囲：1Gy/h～10kGy/h• 耐放射線性：10kGy/h以上の環境下で1日以上使用（積算線量 〜1MGy）伝送損失が不変で光検出可能PC
13

(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

ルビーシンチレータ及び光ファイバによる放射線計測試験
分光器の出力[任意単位]

1.E‐02γ線源

8.E‐03
6.E‐03
4.E‐03

光ファイバの発光

2.E‐030.E+00

照射室

300

ルビ
ルビー
光ファイバ

（JAEA高崎研・60Co照射室）

分
分光器の出力[任意単位位]

0.06

室外

10.9kGy/h
3.4kGy/h
0 45kGy/h
0.45kGy/h

ルビーの発光500700
波長（nm）

900

1100

y = 6E‐06x + 0.004
R² = 0.9822

0 05
0.05
0.04
0.030.020.010.000246

線量率[kGy/h]8101214

(1) 炉内レーザーモニタリング・内部観察技術の開発

プロトタイプ試作と実用化への課題
プ
トタイプ試作と実用化 の課題
原子炉圧力容器

1Fへの適用イメージ（1Fへ試験的に適用可能なプロトタイプを製作）

1. プロトタイプ製作
各技術のプロトタイプ製作、 原子炉格納容器
性能実証
・ 観察プロトタイプ

分光スペクトルデ タ
分光スペクトルデータ30⇒ 国プロへ提案
2. 赤外線領域のU/Pu分光スペクトルデータ採取
赤外線領域の / 分光スペクトルデ タ採取
・ 長波長帯用高分解能分光器を導入

20ペデスタル
Intensity (arb. unitt)・ 放射線計測プロトタイプ

解析領域

U

10064

短波長用分光器測定領域

・ U, Pu識別方法を整備⇒ 今後、多元系での識別方法構築へ

長波長用分光器測定領域

Pu

20350400

450500550600650700

Wavelength (nm)uの存在比を変えて・ U, Puの存在比を変えて分光スペクトル測定

レーザー照射回数：100ショット
観測遅延時間：5μs
観測時間幅：10μs
雰囲気：Arガス、２ｋPa

近赤外線領域へ拡充

・ 元素分析プロトタイプ

観察（立体視用）

複合化システムの開発・実用化

光源

プロタイプ開発までの成果に基づく国プロへの採用により、ニーズに合致させた複合化R&Dを実施
LIBS
複合型プローブのイメージ （レーザー・分光）

γ線計測

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(2) 宇宙線ミューオンを用いた非破壊検査技術の開発
ミューオン

宇宙線ミューオンを利用して、原子炉建屋外から燃料デブリの位置、状況を把握する革新的な非破壊検査技術

検出器

検出器



高温工学試験研究炉HTTRに既存のマルチ受光システムを設置して、内部構造の可視化予備試験を実施。
マルチ受光システムで得られるデータの解析モデルを作
ルチ受光システムで得られるデ タの解析モデルを作成し、可視化予備試験結果を解析し、本非破壊検査手法の適用性を評価

計測時間短縮策及び空間分解能向上策を策定。
今後の技術開発により圧力容器内部の非破壊検査に適用可能な技術が達成できるかどうかを検証。



計測時間の短縮化（3ヶ月程度→1週間程度まで短縮）
分解能の向上（1m単位→20cm単位へ）の技術開発を行い 3次元・マルチ受光システム技術を確立する
い、3次元・マルチ受光システム技術を確立する。
現地にて活用できるオンライン・モニタリングシステムを完成させる。



カウントしない

カウントする2つの検出器を同時に通過したミューオンを測定
たミュ
オンを測定
→同時計数法

主検出器

5個の副検出器により、5方向同時測定が可能

副検出器

ミューオンラジオグラフィ用受光システム（上：シングル、下：マルチ）
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(2) 宇宙線ミューオンを用いた非破壊検査技術の開発

ＨＴＴＲ内部構造可視化試験
生体遮蔽• 3台（シングル×2、マルチ×1）の装置をHTTR格納容器外周に設置し、HTTR（高温工学試験研究炉）内部構造の可視化予備試験を実施。

格納容器

0°

E

15°

30°

A-15°

• HTTRの解析モデル（密度データ）を作成し 可視化シミュレ ションを実施
成し、可視化シミュレーションを実施。

原子炉B

-30°

D・ HTTRの炉心部と遮蔽コンクリート等を判別できること
HTTRの炉心部と遮蔽コンクリ ト等を判別できること
を確認

C

原子炉容器

炉心

炉心・ 測定時間を1週間へ短縮し、空間分解能を20～50cm
測定時間を1週間へ短縮し 空間分解能を20～50cmへ向上させる高度化改良計画を立案
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(3) 自己出力型ガンマ線検出器（SPGD）の開発【開発項目】

コアワイヤー(Ni)

エミッター

φ3.5

135

S
SPGD出力値値(A)(1)γ線を検出するためのエミッタ材の選定(2)SPGDの製作性に関する検討(3)γ線源等を用いた系統的な照射試験

10-91010-10

絶縁材(Al2O3)

γ線
感度向上

2mm


: 2x100mm(base data)

102

103
104
γ線強度(Gy/h)

105

MI ケーブルケ ブル
5mm

エミッタ材とMIケーブルの芯線であるNiとの接合技術開発
溶接部の健全性
絶縁抵抗

3mm直径依存性10-1110-12コレクタ

5mm

γ線
感度向上

45mm

長さ依存性: 良: > 1x101 109 : 3x45mm(base data)

102【達成目標】
福島原発の要求⇒10～102Gy/h(測定感度を1桁以上向上)

100mm

103
104
γ線強度(Gy/h)105

エミッタ形状及び装荷量の決定
18(3) SPGDの開発

改良型ＳＰＧＤの製作・校正試験
改良型ＳＰＧＤの製作
校正試験【SPGDの製作】-12

SPGD出力 [×10 A]【Co-60を用いた校正試験】

検出器部分(φ2×100mm)
SPGDの外観

102
101
100
10-110-2

101102103γ線強度 [Gy/h]104○エミッタ材の選定（Pbを選定）、信号ケーブル（MIケーブル）と芯線の接合性最適化等を行い、長期間精度よく測定できるよう信頼性を向上。
○エミッタの長さ・直径等を変更して高感度化させ、測定範囲を従来の10○エミッタの長さ・直径等を変更して高感度化させ測定範囲を従来の102Gy/h以上から10Gy/h以上（上限は106Gy/h）へ拡大。10Gy/h以上で良好な線形性を確認○ 1F炉内線量率計測への試用等を検討

19

まとめ
燃料デブリの取り出しに向けて、原子炉格納容器・圧力容器内の燃料デブリの位置等の状況調査に資するため、これまで機構が進めてきた基盤的な技術開発の成果を展開することによる研究開発を推進。
各技術とも、要素技術開発と1Fへの適用（可能）性の把握は各技術とも要素技術開発との適用（可能）性の把握は概ね完了。各々の結果に応じて、今後、次のステップへ進む。
今後、国プロが実施する格納容器・圧力容器内部調査技術開発等において 本研究開発の成果に基づく提案を行い 技術発等において、本研究開発の成果に基づく提案を行い、技術の適用を目指す。

20