第7回福島第一廃炉国際フォーラム

IRIDの研究開発成果と今後の課題/期待
令和5年8月28日
国際廃炉研究開発機構（IRID）
理事長 山内豊明

この成果は、経済産業省/廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです。
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning福島第一廃炉の取組体制

資源エネルギー庁『廃炉の大切な話2021』から引用©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの概要
【理 念】
◼名 称
◼設 立

将来の廃炉技術の基盤強化を視野に、当面の緊急課題である福島第一原子力発電所の廃炉に向けた技術の研究開発に全力を尽くす。
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 （略称：IRID「アイリッド」）（International Research Institute for Nuclear Decommissioning）
2013年8月1日（認可）◼ 組合員 構成員：766名（2023年3月31日現在、役員を除く）• 国立研究開発法人：２法人日本原子力研究開発機構（JAEA）、産業技術総合研究所（AIST）• メーカー等：5社
東芝エネルギーシステムズ㈱、日立GE ニュークリア・エナジー㈱、三菱重工業㈱、㈱アトックス、東双みらいテクノロジー㈱• 電力会社等：12社
北海道電力㈱、東北電力㈱、東京電力HD㈱、中部電力㈱、北陸電力㈱、関西電力㈱、中国電力㈱、四国電力㈱、九州電力㈱、日本原子力発電㈱、電源開発㈱、日本原燃㈱◼ 総事業費

単位：億円

年度

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

2021

2022

事業費

46

122

147

143

148

140

142

145

170

155

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRID研究プロジェクトの概要

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

3 .廃棄物対策に係る研究開発

1 .プール燃料取り出しに係る研究開発
使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価

固体廃棄物の固体廃棄物の先行的処理手法処理・処分技術

技術

2 .燃料デブリ取り出しに係る研究開発
燃料デブリ取り出し技術

除染・線量低減技術

燃料デブリ・炉内構造物取り出し 臨界管理・基盤技術小型中性子検出器

R/B内の遠隔除染技術

燃料デブリ・
炉内構造物

燃料デブリ・
炉内構造物取り出し

取り出し技術・工法
開発
環境整備技術＜安定状態の確保＞

RPV/PCVの腐食抑制・耐震性評価
PCV漏えい箇所のダスト集塵システム

燃料デブリ収納・移送・保管技術

燃料デブリ取り出し安全システムの開発

内部調査・分析技術＜間接的調査＞＜直接的調査＞

RPV内燃料デブリ検知技術・評価
総合的な炉内状況把握の高度化

PCV詳細調査技術

補修・止水及び実規模試験
PCV内水循環技術 実規模試験

RPV
内部調査
技術

PCV詳細調査

X-6ﾍﾟﾈ実証（自主）4

PCV詳細調査

堆積物実証（自主）

燃料デブリ性状把握・分析

燃料デブリ

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ・規模拡大技術

IRIDの研究開発工程
研究開発項目
1.使用済燃料プールからの取り出しに係る研究開発
除染・線量低減技術2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

～

安全ｼｽﾃﾑの開発＊

使用済燃料ﾌﾟｰﾙから取り出した燃料集合体の長期健全性評価
R/B内の遠隔除染技術
臨界管理・基盤技術小型中性子検出器＊

取り出し技術・工法開発

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ取り出し技術
2.燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ取り出しに係る研究開発

2022

2021

ﾀﾞｽﾄ集塵ｼｽﾃﾑ＊

収納・移送・保管
RPV内燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ検知
炉内性状把握PCV詳細調査 X-6ﾍﾟﾈ

PCV詳細調査

内部調査・分析技術

PCV詳細調査 堆積物ﾃﾞﾌﾞﾘ性状＊RPV内部調査＊

ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ・規模拡大

環境整備技術腐食陽性・耐震性評価
補修・止水及び実規模試験

3.廃棄物に係る研究開発＊

PCV内水循環 実規模試験

固体廃棄物の処理・処分技術
固体廃棄物の先行的処理手法技術＊：別体制で継続©International Research Institute for Nuclear Decommissioning除染・線量低減技術＆環境整備技術(PCV補修・止水技術)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7遠隔除染技術
低所(床,下部壁面)用※
高所用
原子炉建屋内の放射線量（１号機１階）開発のニーズ※：2013.3.22時点

R/B内の線量が高く容易に人が近づけない。作業場所の環境改善（線量低減）が必要。

3.0
2.5

4.5
2.0
4.5
X100B

原子炉建屋（R/B）

3.5 3.5

上部50

3.5X49表面

上部X40B表面
MAX 23

回転アーム

高圧水噴射
5.0
3.5

4.0

6.0

100
230
5.0
5.0
6.0
ドライアイ
4.5
7.0 20
7.5 15
6.5 7.0
スブラスト
6.5 7.0 8.0

作業、移動エリアの除染
RPV

PCV

上部階用
100m

床近傍
2100

90

5.0

409554120

ファンネル直上
2200

247 300 220 1100 1280
138

26600
除染ユニット台車

20m48

40m

127

3mSv/h ～10mSv/h

20mSv/h ～50mSv/h

床貫通部
4700

290 800 1820

15コンプレッサー台車
60

3mSv/h 以下

上部

1009.01200
1700

MAX800

4.5

1.５

22.0

7.0
4.0

20 11.4

3.0
伸張

8.0

7.0

3.5

吸引／ブラスト
3.5

使用済
燃料プール

1.2

1.9

290

作業台車

10mSv/h ～20mSv/h

50mSv/h 以上
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原子炉格納容器(PCV)補修・止水技術
ベント管止水試験：補修・止水範囲

実規模試験体を用いた試験
楢葉遠隔技術センターでの実規模試験
実規模試験体（1/8セクター）
ベント管

ベント管

ダウンカマ
クエンチャ

１／２スケール試験体で止水性能を確認（工場）閉止補助材止水試験

トーラス室
壁面

楢葉遠隔技術開発センター内に建設

ベント管止水

作業フロア

遠隔マニュピレータ

約13m

閉止補助材

サプレッション
チェンバ（S/C）

ベント管
閉止補助材
試験体

１／１スケール試験体で閉止補助材の止水性能を確認（屋外）8

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実規模試験体を使った手順確認 (JAEA楢葉遠隔技術開発センター)目的⚫ 実規模試験体を使って実工事を念頭とした手順書を作成し、実機適用性を判断する。

主な取り組み⚫ 次の３つの止水工法について、施工性確認試
験及び打設試験を行い手順を確認する。
① ベント管止水② S/C内充填止水③ S/C脚部補強

試験体外観７m

10.5m

試験期間
2016.11～2018.3

試験体内部（S/C内部）

3.8m

S/C脚部補強施工性確認試験

9

遠隔マニュピレータ

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PCV内部調査技術と成果©International Research Institute for Nuclear Decommissioningミュオン透過法による燃料デブリ位置測定◼ ミュオンは，宇宙から飛来する放射線が大気と衝突する過程で発生する二次的な宇宙線。
エネルギーが高く，物質を透過しやすい。

◼ 原子炉建屋を透過するミュオン数を測定し，その透過率から原子炉圧力容器内の燃料デブリ分布をレントゲン写真のように撮影。（高密度の物質ほど透過しにくく，暗い影になる）
原子炉建屋

南

炉心
概略位置

西

使用済
燃料プール
（SFP）

タービン建屋

測定装置

東
原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（東西断面図）北測定装置

原子炉建屋を透過するミュオンの測定イメージ（南北断面図）＜ミュオン透過法測定装置の計測原理（イメージ）＞
上空から飛来するミュオンを装置内部に配置した2枚のパネル検出器（プラスチックシンチレータ）で検知し，通過したパネルの座標からミュオンの軌跡を算出。

パネル②
X軸
X軸

パネル①
ミュオン
Y軸

Y軸
パネル間隔 約50cm「3号機ミュオン測定による炉内デブリ位置把握について測定状況（2017年7月27日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第44回）報告資料）」より抜粋

11©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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ミュオン透過法測定結果(2014～2017)
1～3号機、いずれも炉心域に密度の高い物質は確認されなかった。

1F 3号機の測定画像（2017年9月8日時点）

密度長（g/cc・m）

高さ（OP）[m]

建屋壁（主蒸気隔離弁室）
原子炉圧力容器
炉心域

使用済
燃料プール

格納容器外周コンクリート

山側高台

水平[m]

南

北

「3号機ミュオン測定による炉内デブリ位置把握について測定状況（2017年7月27日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第44回）報告資料）」より抜粋
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12©International Research Institute for Nuclear Decommissioning原子炉格納容器内部調査用に開発したロボット
ペデスタル外側の調査（１号機）

ペデスタル内側の調査（２号機）○クローラ型遠隔調査ロボット（A2調査）○形状変化型ロボット（B2調査)

調査時

狭隘部走行時変形

CRD レール

調査時

ペデスタル内側の調査（3号機）
ペデスタル内側の調査（1号機）○釣りざお型調査装置（A2’調査）昇降用スラスタカメラ
推進用スラスター
照明○水中遊泳型ロボット○水中遊泳型ロボット

13

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2号機 ペデスタル内下部調査結果(A2’調査 2018.1)
画像：2号機格納容器内底部，ペデスタル内 内壁付近
(燃料集合体ハンドルが見える)

写真の視野

2号機格納容器内底部（鳥瞰イメージ）「2号機原子炉格納容器内部調査について（2018年2月1日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第50回）報告資料）」より抜粋

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 ペデスタル内上部調査結果(A2調査 2017.1～2)
ペデスタル内 上部 (画像処理後)「2号機原子炉格納容器内部調査について（2018年4月26日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第53回）報告資料）」より抜粋

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

15

2号機 ペデスタル内下部調査結果(2019.2)
ペデスタル開口部
テレスコピック式
調査装置

CRDハウジング
プラットホーム

ペデスタル
中心方向

CRD交換機
CRD交換用レール
プラットホーム上面

作業員アクセス
開口部
中間作業架台ペデスタル底部

ケーブルトレイ※調査位置は暫定調査エリア(2018年1月撮影)

堆積物接触前ペデスタル底面

堆積物接触中
無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

堆積物接触後「2号機原子炉格納容器内部調査について（2019年3月28日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第64回）報告資料）」より抜粋
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163号機 格納容器内調査結果(2017.7)(2019.2)「3号機原子炉格納容器内部調査について（2017年11月30日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第48回）報告資料）」より抜粋
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1号機 ペデスタル内部調査結果(2022.3)

ペデスタル内 パノラマ (画像処理後)
画像処理：東京電力ホールディングス(株)⑦⑧⑨⑩⑪⑫⑬

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料より抜粋

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18

1号機 ペデスタル壁調査結果(2022.3)
インナースカート◼ 2022/3の前半調査で観測されたペデスタル開口部のペデスタル壁の損傷について、2023/3の後半調査にて、ペデスタル壁内部でも全周に亘って損傷していることを確認した◼ ペデスタルの内壁におけるコンクリートの消失(鉄筋のみ残存)範囲は高さ1m、奥行き50cm程度限と考えられる◼ ペデスタルの外壁開口部におけるコンクリートの消失範囲は限定的と考えられる

写真1

写真2

開口部

ROVフレームの映り込み

画像処理：東京電力ホールディングス(株)コンクリート壁の残存部か？

写真1. ペデスタル開口部内から見えているコンクリート残存部
無断複製・転載禁止東京電力ホールディングス株式会社
写真2.ペデスタル外部から見えているコンクリート残存部「2023年4月14日_特定原子力施設監視・評価検討会（第１０7回） 」資料より抜粋

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

19圧力容器内部調査技術の開発◼ 上部から圧力容器にアクセスし内部調査するための要素技術を、今後の装置試作に向けて検証済◼ 加えて側面から圧力容器にアクセスするための要素技術を開発

側面穴開け調査工法のイメージ
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

20

燃料デブリ取り出し技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 燃料デブリ取り出しの概念

・22m/4.6tonの片持ち長尺アームを、狭隘な格納容器X 6貫通孔（内径 55cm, 内部に堆積物等有り）等を通過させる・貫通孔の先10mかつ5m下のペデスタル床の燃料デブリをプログラム制御によって専用ツールで取り出す・回収した燃料デブリをエンクロージャ内で遠隔操作により専用容器に収納
22
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

ロボットアームの開発と実証◼ 制御棒駆動機構メンテナンス用の格納容器貫通孔（X-6ペネとレーションを通じて広範囲にアクセス可能なアーム型アクセス装置を製作⚫ アーム全長約22 m
テレスコアーム⚫ 10 kgまでの調査装置を搭載可能 2軸関節

JAEA楢葉遠隔技術開発センターでの実証試験

アーム先端にセンサを搭載

トロリ

ブーム
チルト機構

※代わりにツールの搭載も可能「2号機PCV内部調査・試験的取り出し作業の準備状況（2023年6月29日 廃炉・汚染水処理水対策チーム会合／事務局会議（第115回）報告資料）」より抜粋
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2号機 格納容器貫通部ハッチ開放◼ 格納容器貫通孔（X-6ペネトレーション）の開放
アーム型アクセス装置を投入するX-6貫通孔の開放技術を開発✓ ハッチ開放時の閉じ込め機能✓ 遠隔でのハッチ開放
隔離部屋-搬入/組立/搬出性確認

ハッチ開放装置- 開放作業性確認

etc

隔離部屋組立状態

隔離部屋搬入イメージ

隔離部屋

ハッチ開放装置
X-6ペネ

ハッチ開放装置- 走行性確認 etc

X-6ペネ

X-6ペネ

ハッチ開放装置：カメラ撮影方向
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24

救援用ワイヤーツール

救援用ワイヤーツール

今後のデブリ取り出し工法の開発
技術的課題

冠水-上アクセス工法（概念）⚫放射性ダストの閉じ 作業セル
込め機能の確保⚫遠隔操作技術の確立⚫被ばく低減・汚染拡大防止技術の確立

気中-上アクセス工法（概念）
天井クレーン

上部テーブル
上部プラットホーム

カバー吊具

作業セル

シールドプラグ

使用済燃料プール
使用済燃料ﾌﾟｰﾙ

下部テーブル
下部プラットホーム

ドライヤ/セパ
レータプール

気中-横アクセス工法（概念）
X6ペネ

使用済
燃料プール
RPV内
アクセス装置

アクセスレール
ロボットアーム

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

収納・移送・保管技術の開発
収納缶の設計⇒1F固有の課題に対処⚫ 燃焼度と濃縮度が高い→反応度高⚫ コンクリートとの溶融生成物→コンクリート中の水分の放射線分解による水素発生⚫ 海水注入、計装ケーブル他との溶融→塩分の影響、不純物の混入移送方法（気中-横アクセス工法の場合：例）
原子炉建屋

保守
セル
燃料デブリ取り出し収納セル

搬出入口
(増設)

燃料デブリ搬出建屋

搬出セル

収納缶取扱セル

保管施設

ユニット
キャン

デブリ取り出し収納缶

収納缶に収納移送容器

搬送台車

収納缶の洗浄等

収納缶を移送容器に収納

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トレーラー

移送容器搬出©International Research Institute for Nuclear
Decommissioningデブリ取り出し時の安全確保の考え方と設備設計
必要な安全機能
1. 冷却
2. 閉じ込め（負圧，トーラス室水位制御）
3. 不活性化（火災・爆発防護）
4. 未臨界②窒素供給・排ガス処理設備
窒素供給系（RPV不活性化）

PCVガス管理系

洗浄塔

負圧管理、水素掃気、
管理放出

原子炉建屋ｶﾞｽ管理系
平常時放出放射能緩和
管理放出：１次バウンダリ①循環冷却・臨界管理設備
循環冷却系

水処理設備
ホウ酸濃度調整設備

P

地下水セル

地下水位との逆転防止・放射能濃度の低減・臨界防止（ホウ酸濃度）（負圧管理・ 管理放出）：２次バウンダリ（液体）無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

トーラス室排水系

建屋・セル排気系

P：２次バウンダリ（気体）P③建屋・セル換気設備

P
建屋間止水

デブリ冷却・放射能濃度の低減

27

建屋給気系

補助建屋内

（作業環境維持）©International Research Institute for Nuclear
Decommissioning廃棄物対策技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning廃棄物の性状把握＜分析とデータベースの構築＞
試料

γ線分析
Ge半導体
54Mn, 60Co, 94Nb,

加熱乾燥

<80℃

熱分解

270℃ 180分

106Ru, 125Sb, 134, 137Cs,

4M硝酸

152, 154Eu

加熱

累計 300分

ろ過

メンブレンフィルタ

FRAnDLi（Fukushima Daiichi Radwaste Analytical Data Library）
https://frandli-db.jaea.go.jp/FRAnDLi/
Debris-Wiki＊を参考に構築
廃棄物と分析項目の分類から絞り込む簡単なインターフェースであり、初見で使用できる。 ウィキペディア方式にJAEAで構築中

溶解残渣

γ線分析
Ge半導体

化学処理

化学処理

β線分析

α線分析

ガスフロー

Si半導体

90Sr

238 ,239+240Pu,
241Am, 244Cm

FRAnDLiのトップページと検索性＊： Debris-Wiki

試料採取装置FRAnDLiの構成と機能無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

燃料デブリの関連情報の整理を目的として、国内外の知見を体系的に整理し、その情報が広く使われることを目的に構築されたウィキペディア方式のデータベース©International Research Institute for Nuclear Decommissioning高線量廃棄物の保管・管理技術
αカメラによる汚染測定

作業ハウス(防じんエリア)
HIC等運搬用クレーン

保管までのプロセスフロー（一部抜粋）

メンテ用クレーン
保管容器（200Lドラム缶）（乾式/ベント有り）（乾式/ベント無し）

フィルタベント
抜出移送設備・ポンプ・攪拌機
・高圧洗浄機水素ダスト（α含）歩廊充填設備（粉砕機構付）点検架台

タンクエリア(ピット構造)

フィルタープレス機（飛散防止カバー付）

加圧圧搾ろ過工法システムイメージ図
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廃棄物
保管容器

水素抑制

ダスト（α含）乾燥した廃棄物

保管容器

高線量廃棄物の国内保管事例（保管方法のイメージ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioningこれまでの調査結果のまとめ(1号機)・1号機は電源喪失後8時間程度で炉心損傷
・RPV内に殆ど燃料はなく、ペデスタル内外に1m程度の堆積物が拡がっている。
ペデスタル内壁も損傷。

1号機 ペデスタル床部全体の合成画像 (東電HPより)

1号機 ペデスタル外の棚状堆積物 (東電HPより)

1号機 RPV/PCV損傷状態推定図(東電HPより)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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これまでの調査結果のまとめ(2号機)・2号機は電源喪失後3日程度で炉心損傷・多くの燃料がRPV内に残存。
ペデスタル床に約1mの堆積物があるが、RPV下部構造物は原形を維持。

2号機 ペデスタル床エリアの広角写真(東電HPより)
2号機 RPV/PCV損傷状態推定図(東電HPより)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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これまでの調査結果のまとめ(3号機)・3号機は電源喪失後1日半程度で炉心損傷・一部の燃料がRPV内に残存。
ペデスタル床に2-3mの堆積物がある。

3号機 ペデスタル内調査映像(東電HPより)3号機 RPV/PCV損傷状態推定図(東電HPより)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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今後の課題/期待・これまでの研究開発成果で福島第一事故炉のPCV内部のカメラ撮影ができ、内部状況が判ってきた。
・福島第一廃炉計画やエンジニアリングを進めるためには、今後も更なる調査や事故現象の解明が必要。
・事故現象の解明は、福島第一の廃炉だけでなく、運転炉の事故対応操作や新設炉の安全対策設備設計にも有用と考えられる。
これらの情報を世界に発信していくことで将来の原子力発電の安全に貢献できる。
・今後も国内外の関係者の叡智と力を結集して、廃炉に係る技術開発、研究を進めていくことが期待される。

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioningご清聴ありがとうございました
IRID研究成果は下記HPで公開
https://irid.or.jp/research/「廃炉研究開発10年の軌跡」を2023年7月に発行©International Research Institute for Nuclear Decommissioning