国際廃炉研究開発機構における研究開発の状況について
2017年10月20日
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(IRID)
石橋英雄
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

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1. IRIDの事業概要
2. 研究開発の進捗状況（燃料デブリ取出しに係る主な研究開発）
2-1.総合的な炉内状況把握
2-2.燃料デブリ検知（ミュオン調査）
2-3.原子炉格納容器（PCV）内部調査
2-4.原子炉圧力容器（RPV）内部調査
2-5.PCV補修・止水技術
2-6.燃料デブリ取り出し技術
2-7.燃料デブリ収納・移送・保管技術

3. まとめ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2

1. IRIDの事業概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

国際廃炉研究開発機構(IRID)の概要
１．名称

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構(IRIDアイリッド: International Research Institute for Nuclear Decommissioning)２．設立
2013年8月1日（経済産業大臣認可）
３．目的）廃止措置に関する試験研究、その他組合員の技術水準の向上及び実用化を図る事業を行う
４．組合本部〒105-0003 東京都港区西新橋２－２３－１ ３東洋海事ビル５Ｆ（電話番号）03-6435-8601（代表）（ホームページアドレス）http://www.irid.or.jp

５．組合員（18法人）
国立研究開発法人：日本原子力研究開発機構、産業技術総合研究所
プラント・メーカー等：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（株）、三菱重工業（株）、（株）アトックス
電力会社等： 北海道電力（株）、東北電力（株）、東京電力ホールディングス（株）、中部電力（株）、北陸電力（株）、関西電力（株）、中国電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）、日本原子力発電（株）、電源開発（株）、日本原燃（株）

4©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

IRIDの事業内容▶IRID事業の３本柱

1. 廃止措置に関する研究開発

格納容器内部調査ロボットの開発を行います。

国際顧問との会議

2. 廃止措置に関する

3. 研究開発に関する国際、国内関係機関との協力を推人材育成に取組みます。

進します。

IRIDシンポ2017「燃料デブリ取出しに挑む」での大学によるパネル発表©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

IRIDの役割▶ ４者（政府、NDF、東京電力、IRID）が連携して1F廃炉を推進。
▶ IRIDは技術開発の実施者（R&D組織）として貢献。
重要課題を提示

政府（経済産業省）

報告

原子力損害賠償・廃炉等支援機構（NDF)

中長期ロードマップの決定
技術戦略
技術判断

1. 重要課題に対する戦略立案
2. 研究開発企画
3. 重要課題の進捗管理の支援

COE 組織として（COE：Center of Excellence、司令塔）

廃炉実施 組織として

技術開発

現場オペ
レーション

R&D 組織として

国際廃炉研究開発機構（IRID）

東京電力ホールディングス(1F廃炉推進カンパニー)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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中長期ロードマップの概要

2011年12月【ステップ2＊完了】
プラントの状態を安定化する取り組み＊ステップ２•放射性物質放出管理、放射線量大幅低減の達成•冷温停止状態の達成

2021年12月

2013年11月

第1期

第2期

第3期

初号機の使用済燃料プール内の燃料取り出し開始まで（2年以内）

初号機の燃料デブリ取り出し開始まで（10年以内）

廃止措置終了まで（30～40年後）( )内はステップ２完了からの期間

2013年11月18日に4号機使用済燃料プールから燃料取り出し開始○中長期ロードマップは、2017年9月26日に改訂された。
○目標工程(マイルストーン)の明確化【燃料デブリ取り出し】
・号機毎の燃料デブリ取り出し方針の決定 ２０１７年
・初号機の燃料デブリ取り出し方法の確定 ２０１９年度
・初号機の燃料デブリ取り出しの開始
２０２１年内©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7

IRIDの研究開発スコープ
廃炉事業●原子炉の冷温停止状態の継続●滞留水処理（汚染水対策）●発電所全体の放射線量低減・汚染拡大防止●使用済燃料プールからの燃料取り出し

IRIDはこの分野のR&Dを担当●燃料デブリ取り出し●固体廃棄物の保管・管理と処理・処分に向けた計画●原子炉施設の廃止措置計画

研究開発の全体像

１F廃炉
IRID等の研究開発機関

東京電力
ホールディングス

開発実用化
応用研究

大学等・基礎研究機関

日本原子力研究開発機構
廃炉国際共同研究センター

基礎研究

基盤研究（共通基盤技術の開発・基盤施設の整備・基礎データ整備）
出所：NDF 技術戦略プラン2017©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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各研究開発プロジェクトの目的
１.建屋内の線量を下げる

2 .デブリの状態を知る◎間接的に知る
 解析による炉内状況把握
 宇宙線ミュオンを利用した透視◎直接的に知る
 PCV内部調査、RPV内部調査

 遠隔除染装置の開発
6.デブリを収納・移送・保管する

3 ,4.PCVの漏えいを止める、水を張る

5.デブリを取り出す

 PCV補修・止水技術の開発
 PCV補修・止水実規模試験

1.建屋内の線量を下げる

4.PCVに水を張る

5 .デブリを取り出す
 デブリ取り出し基盤技術の開発
 デブリ取り出し工法・システムの開発
 臨界管理技術の開発

3.PCVからの漏えいを止める

6 .デブリを運びだし、保管する

2.デブリの状態を知る

 デブリ収納・移送・保管技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning92. 研究開発の進捗状況（燃料デブリ取出しに係る主な研究開発）
2-1.総合的な炉内状況把握
2-2.燃料デブリ検知（ミュオン調査）
2-3.原子炉格納容器（PCV）内部調査
2-4.原子炉圧力容器（RPV）内部調査
2-5.PCV補修・止水技術
2-6.燃料デブリ取り出し技術
2-7.燃料デブリ収納・移送・保管技術©International Research Institute for Nuclear Decommissioning102-1.総合的な炉内状況把握：RPV内

原子炉建屋（R/B）

圧力容器（RPV）
格納容器（PCV）

ペデスタル：RPV外（単位：トン）

１号機

２号機

３号機

場所

代表値※

代表値※

代表値※

炉心部

000

RPV底部

154221

ペデスタル内側157

146213

ペデスタル外側

107

49130

合計値

279237364「代表値」：現時点において最も確からしい値。
「推定重量」：燃料＋溶融・凝固した構造材（コンクリート成分を含む）▶ 解析結果及び実機調査データ（温度データ、ミュオン測定、PCV内部調査等）を総合的に分析・評価。

ペデスタル底部のデブリが多い（80%以上）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning112-2.燃料デブリ検知 ～１号機ミュオン調査～
測定装置
ﾐｭｵﾝ
ﾐｭｵﾝ
ミュオン検出器

10cm厚の鉄遮蔽体（約2.5mX2.0mX高さ2.1m）

透過率の測定結果と分析結果

測定値と予測値との比較（炉心部透過率）

96日間測定（地点１）

●

測定データ
燃料も水も無い場合の予測値
水のみがある場合の予測値
燃料のみがある場合の予測値
燃料と水がある場合の予測値

水平線

水平線近くは不鮮明

１号機では炉心部に燃料がないと評価

炉心部は燃料も水もな
い透過率に最も近い©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

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～2号機及び3号機ミュオン調査結果（透過法）～
 2号機では原子炉底部付近に高密度物質の存在が推定されている。
 3号機の原子炉圧力容器内部には，２号機の原子炉圧力容器底部で確認されたよ
うな大きな高密度物質の存在は確認できていない。
２号機
３号機（2017年7月20日時点）

炉心域

炉心域

高さ（OP）[m]

原子炉圧力容器

高さ（OP）[m]

原子炉圧力容器

速報

北

水平[m]

南

南

水平[m]

北

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

H28.7.28東京電力HD公表資料から引用

2-3.原子炉格納容器(PCV)内部調査
PCV内部調査の目的●燃料デブリ取り出しに向けて、原子炉格納容器内の燃料デブリの位置、状況を調査する●圧力容器を支持するペデスタル等の状況を確認する調査および調査装置の開発方針

1号機

2号機

3号機

・溶融燃料は、ほぼ全量がRPV下部プレナムへ落下、炉心部には殆ど燃料が存在せず・溶融した燃料のうち、一部は下部プレナムまたはPCVペデスタルへ落下、燃料の一部は炉心部に残存と推測

・燃料デブリのペデスタル外側までの拡散の可能性から、ペデスタル外側の調査を優先

・ペデスタル外側までの拡散の可能性低く、ペデスタル内側の調査を優先
・3号機はPCV内の水位高く、1・2号機で使用予定のペネが水没の可能性あり、別方式の検討要

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

～PCV内部のロボットによる調査～
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)

狭隘部
走行時

狭隘部走行時変形

CRD レール調査時

変形

調査時

ペデスタル内側の調査（3号機）
昇降用スラスター（注）上の写真はB1調査時のロボットです。

推進用スラスター
照明

前方カメラ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning○水中遊泳型ロボット

15

～１号機ペデスタル外調査（B2調査）～【調査目的】① 燃料デブリの広がり状況の確認② 燃料デブリのPCVシェルへの到達有無の確認【調査工法】
Ｂ２調査装置が１階グレーチング上を走行。
線量計・カメラを降下させる。

作業員
ｱｸｾｽ口

Ｂ２調査装置RPVﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ

時計回りルート

PCVｼｪﾙ
燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ

PCV底部断面【実施時期】

作業員
アクセス口

2017年3月

線量計・カメラ（計測ユニット）【取得情報】• 降下ポイントの高さ方向の線量率分布• 地下階床面の近接映像
組合せ評価

燃料デブリの広がり（イメージ）①、②を判定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning16

～B2調査 各調査ポイントの放射線量と画像～
3/18（土）調査
地（平点面と図調）査の狙い

Ｄ３3/19（日）

開口部

Ｄ２

Ｄ２

Ｄ１

排水溝

排水溝からの拡がりの確認ロボットが通る配管

Ｄ０

7.8Sv/h

Ｄ３

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ０

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

燃料デブリがないと考えられる地点の線量を測定
BG

3.8Sv/h

3/22（水）

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

Ｄ０

Ｄ３

Ｄ２

Ｄ１

ＢＧ

開口部からの拡がりの確認

Ｄ３

Ｄ３3/21（火）3/20（月）Ｄ2

12Sv/hＤ３ 10Sv/h

Ｄ1①8.4Sv/h②8.2Sv/h③9.2Sv/h

Ｄ２

Ｄ１

開口部からの拡がりの確認
ＢＧ

Ｄ０

Ｄ２ 9.3Sv/h

Ｄ０①6.7Sv/h②3.6Sv/h

１階↑
地下階↓約１ｍ

調査
結果（断面図）①6.3Sv/h②5.9Sv/h③7.4Sv/h（底面より約0.9m）

水面

1.5Sv/h（底面より約1m）

約2.5ｍ

11Sv/h（底面より約0.3m）

6.3Sv/h（底面より約1m）

9.4Sv/h（底面より約0.9m）（底面より約1.6m）

格納容器
底部

調査ポイント

3.0Sv/h①1.6Sv/h（底面より約0.6m）②5.4Sv/h（底面より約0.3m）

①

調査経路

燃料デブリの拡がりイメージ（シミュレーションの一例）②①③②※調査中の敷地境界における線量は、約0.5～2µSv/hで変化なく、周辺環境への影響は生じていない。
※放射線量・底面からの距離は、今後評価予定。
※１階部分の放射線量は前回（２０１５年４月）の測定値（4.1～9.7Sv/h）と同程度

17©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

～２号機ペデスタル内上部調査（A2調査）～【調査方法】
 カメラによる撮影【実施時期】
 2017年1～２月
１.事前確認装置
ガイドパイプペネ内事前確認

調査手順

１.ペデスタル内事前確認

２.レール上堆積物除去

３.A2調査2017年1月30日実施

2月9日実施2月16日実施

２.堆積物除去装置

３.A2調査装置
後方カメラ＆照明

カメラ

パンチルトカメラ
・照明

洗浄ノズル
前方カメラ＆照明

パンチルト
カメラ
テレスコピック機構

スクレーパ板クローラ

CRDハウジング

X-6ペネ

CRDレールペデスタル

CRDプラットホーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

～２号機ペデスタル内調査結果～

調査日：2017年1月30日

ペデスタル壁面

CRD交換機C部

スロット開口ペデスタル開口内部右側壁面
CRD交換機３DCADイメージ

C部
B部
グレーチング
脱落部

CRDプラットホーム

A部

ペデスタル開口内部
左側壁面

スロット開口

B部

ペデスタル開口内部
側壁面

CRDレール

A部
CRDレール▶ CRDプラットホームのグレーチングが脱落しているが、フレームは残存している。
※上記画像は、東電HDにて鮮明化した画像をもとに画質改善したものを全天球化

19©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

～３号機ペデスタル内調査～【調査方法】カメラによる撮影【実施時期】2017年7月
CRD
ペデスタル開口部
小型水中ROV

X-53ペネ
CRDレールCRDスロット
プラットホーム

X-6ペネ

PCV

作業員アクセス口① 配管貫通部（X-53ペネ）からアクセスしペデスタル内に侵入。プラット
フォーム、CRD下部の損傷状況を確認する。
② ペデスタル地下階へのアクセスルートを確認する。
③ 地下階への進入が可能であれば、ペデスタル底部デブリの堆積状況や作業員アクセス口からペデスタル外へのデブリの流出状況を確認する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning20

～画像取得結果（ペデスタル内）～

No.16

No.17

No.18

No.19

・ペデスタル下部や，ペデスタル内構造物上に溶融物が固化したと思われるものを確認した。
※ 東京電力HD web より引用

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning21

～今後の展開を考える～
 PCV内調査の拡充：燃料デブリの所在（分布・量） 得られた情報の活用
 獲得したノウハウ（例） バウンダリの確保、ケーブルマネジメント、確実な回収、耐放射線を考慮した機器、PCV外準備作業
遠隔操作、モックアップ訓練の効果 etc
 教訓・課題（例） 走破性、干渉物（損傷機器）への対応、堆積物
 自己位置確認
 ロボットサイズ、機能拡張、貫通部口径の拡大 etc
 RPV内の調査
 燃料デブリのサンプリング©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2222

2-4.原子炉圧力容器(RPV)内部調査；上部穴あけによるRPV内部調査（開発中）
作業セル（換気空調設備含む）

上部からの穴開け加工
セル内の換
気空調

穴開け位置

オペレーティングフロア

汚染拡大防止システム

蒸気乾燥器
蒸気乾燥器

上部からの穴開け加工
穴開け位置

アクセスルート構築（穴開け技術）

PCV

RPV

炉内調査装置（カメラ、センサー類）

気水分離器
上部からの穴開け加工
穴開け位置

燃料デブリ
（推定）

23

上部格子板
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

～燃料デブリサンプリング（アクセス装置）の検討例～
アーム型

前後移動

遊泳ROV型

台車２

走行ROV型
台車１

移動時

テレスコアーム

首振り軸
チルト軸
旋回軸

サンプリング時
チルト軸

ペデスタル外側グレーチング間の乗り降りが難しい

テレスコ伸長ペデスタル内グレーチング

遊泳ROV移送用 走行ROV
気密セル収容状態

吸着機構

横転するリスクあり

燃料デブリ
アーム展開状態

燃料デブリ

24©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2-5.PCV補修・止水技術
重点的に検討を進める燃料デブリ取り出し工法

出所：NDF 技術戦略プラン2016

25©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2-5.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

ベント管止水遠隔マニュピレータ

作業フロア
約13m

閉止補助材

サプレッション
チェンバ（S/C）

ベント管
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）閉止補助材試験体©International Research Institute for Nuclear Decommissioning26

2-6.燃料デブリ取り出し技術
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

基盤技術の開発
遠隔作業用柔構造
アーム

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
アクセス装置ロボットアーム
アクセスレール
ロボットアーム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

27©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

上アクセス工法～デブリ取り出し装置概念～
 現状はRPV内部の損傷状況が分らないので、以下の２ケースについて検討。
【装置A】

【装置B】

 装置を小型化
 RPV内に吊り下ろす部分を小型化し、構造物の撤去範囲を縮小。
 性状が不明な燃料デブリの加工を想定し、大きな反力も支持できる機構を設置。

 高汚染エリアを最小化
放射性ダストをデブリ近傍で閉じ込めるために、RPV内面でシール。
個別装置はシールを維持したまま交換可能なよう設計 (シールを維持したまま加工ツールを交換する)。

個別装置28©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

上アクセス工法～デブリ取り出し方イメージ～
セルカバー

シールドプラグ
PCVヘッド
RPVヘッド開閉式遮へいポート

蒸気乾燥器

ダスト飛散防止用フィルム

RPV内アクセス装置（イメージ）

気水分離器

上下開口部

アクセス装置

RPV内面
シール

旋回装置
装置下部
シール

燃料デブリ

加工装置・
作業用アーム
燃料デブリ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning29

横アクセス工法；アクセスレール方式～取り出しイメージ～
デブリ搬出方法

 ペデスタル「内」デブリ⇒X-6ペネからアクセスレールをペデスタル内に挿入させ、ロボットアームを使って回収。
 ペデスタル「外」デブリ⇒機器ハッチからロボットアームを使って回収。
CRD交換用ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ開口

セルアダプタ

2/3号機のイメージ※
PCV
RPV

ロボットアーム(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外ﾃﾞﾌﾞﾘ)

X-6ペネ

気密用セル

気密用セル
機器ハッチ
マニプレータアクセスレール ペデスタル注）赤字は新設機器

ロボットアーム(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内ﾃﾞﾌﾞﾘ)

燃料デブリ※ １号機はX-6ペネ位置が２/３号機とは異なる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning30

基盤技術開発
反力支持装置上アクセス工法作業ステップ確認

開発目的
 取り出し工法の基盤となる技術を要素試験（縮尺モデル、実汚機サイズモデル）に 染より成立性を確認する。 拡
コアボーリング加工

切削技術（ レーザガウジング加工
水レーザ
光学系
例水(レンズ等)）

大防止・
遮へい技
術
（例）

遮へいプラットフォーム

RPV内面シール

ア
ク
セス
技術
（例）

ペデスタル内アクセスレール

柔構造アーム

飛散物

溶融部

材料

31

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

安全系システム
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

地下水

P

セル

：２次バウンダリ（気体）P

トーラス室排水系
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）③建屋・セル換気設備
建屋・セル排気系

P
建屋間止水

デブリ冷却・放射能濃度の低減（負圧管理・ 管理放出）

P：２次バウンダリ（液体）

32

建屋給気系

補助建屋内

（作業環境維持）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

2-7.燃料デブリ収納・移送・保管技術
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

デブリ取出し収納缶

収納缶に収納搬送台車収納缶の洗浄等

移送容器

収納缶を移送容器に収納

トレーラー

移送容器搬出©International Research Institute for Nuclear Decommissioning33

ま と め▶ 全ては現場のため。「現場を良く知る」ことが開発の第一歩。
▶ しかし、放射線量の高い1F現場では調査をするにも被ばくを伴う。「現場の情報が限られた」
なかで研究開発を進めないといけない。
▶ よって、現場の状況変化に柔軟に対応できる「ロバスト」な研究開発をしておくことが重要。
最初から最適化を求め過ぎない。
「ロバスト」：多少の不確定要素があってもうまくいくこと。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning34

ご清聴ありがとうございました35©International Research Institute for Nuclear Decommissioning