技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（ＩＲＩＤ）の概要および活動状況

平成２６年５月１４日
技術研究組合国際廃炉研究開発機構
専務理事 鈴木一弘
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際研究開発機構

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中長期ロードマップ改訂とＩＲＩＤ設立の背景
改訂版中長期ロードマップ (平成25年6月27日廃炉対策推進会議) のポイント
1.号機ごとの状況を踏まえたスケジュールの前倒しの検討


初号機の燃料デブリ取り出しを10年後と設定した目標について、号機毎に異なる状況を踏まえ、柔軟に対応できるよう複数のプランを設定

2.地元とのコミュニケーションの強化
「廃炉対策推進会議福島評議会（仮称）」の設置
廃炉に係る作業についての福島県内の企業とのマッチングの場の提供、機器・用品供給等を担う地元企業の育成等による地域経済の活性化

3.国際的な叡智を結集する体制の本格整備


研究開発運営組織の設立と海外有識者等から助言を得る体制の整備
IAEAレビュー・ミッションとの連携強化、国際共同研究の積極的推進

上記に加え、以下についてもロードマップに明確に位置付け取組む方向

「汚染水処理対策委員会」による地下水流入抑制のための対策に係る報告「特定原子力施設」としての安全確保と新たな基準の整備など規制上の対応（機器・設備の信頼性向上、作業者の作業安全・放射線安全等）
2

組織の設立と役割＜組織の設立＞•平成25年8月1日、茂木経済産業大臣による技術研究組合法に基づく認可。
•同年8月8日、臨時総会及び理事会を開催し、組織体制の整備を図るとともに、実質的な活動を開始。
＜組織の役割＞•「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」ことが基本的な役割。
<IRID>
International Research Institute for Nuclear Decommissioning
3

技術研究組合とは
技術研究組合は、産業活動において利用される技術に関して、組合員が自らのために共同研究を行う相互扶助組織（非営利共益法人）です。
【技術研究組合の特徴】
各組合員は、研究者、研究費、設備等を出しあって共同研究を行い、その成果を共同で管理し、組合員相互で活用します。
組合員から独立した法人格を有する共同研究組織です主務大臣への設立認可申請や届出、組合員総会・理事会の開催などを通じて、組織運営の透明性と信頼性が高まります。
共同研究の成果を直接または間接に利用する者（法人・個人、外国企業・外国人を含む）が組合員になることができます。
大学や試験研究独立行政法人、高専、地方公共団体、試験研究を主たる目的とする財団 等が組合員として参加できるため、産学官連携の器として活用できます。
（経産省ＨＰより抜粋）
4

ＩＲＩＤの概要
１．名称
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）
２．組合本部〒105-0004 東京都港区新橋５－２７－１ パークプレイス６Ｆ（電話番号）０３－６３４５－３８０１（代表）（ホームページアドレス）http://www.irid.or.jp

３．設立時組合員（17法人）
独立行政法人：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：（株）東芝、日立GEニュークリア・エナジー（株）、三菱重工業（株）
電力会社等： 北海道電力（株）、東北電力（株）、東京電力（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．理事会
理事長：山名理 事：及川福田
監 事：小梨元
副理事長：新井 民夫、剱田 裕史
清志、 森山 善範、 魚住 弘人、 畠澤俊彦、 正森 滋郎
朝倫

専務理事：鈴木 一弘
守、 瀬戸 政宏、5

ＩＲＩＤの事業内容

6

国際廃炉研究開発機構の役割のイメージ＜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発の廃炉に向けた取組みに注力＞
・福島第一廃炉の加速、安全確保、環境保全
・福島の早期復興と国民の安心

・将来の廃炉や安全高度化への対応
・関連技術の涵養、蓄積と高度化

東電福島第一原子力発電所
東電福島第一原子力発電所
廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議
廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議

電力会社各社
電力会社各社
プラント・メーカー
プラント・メーカー（議長：茂木経済産業大臣）[全体の司令塔機能]（議長：茂木経済産業大臣）[全体の司令塔機能]
中長期RMの提示・報告

研究開発計画の提示・報告

将来の廃炉計画への反映

技術研究組合技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
国際廃炉研究開発機構
R&D実施機関

組合事務局（R&Dマネジメント）

東京電力

廃炉技術に関する一元的マネジメント

プラント・メーカー
日本原子力研究開発機構

技術統括部門
１Ｆ廃炉現場

現場ニー
ズの抽出
開発成果
の実用化
計画・戦略
の提案

・廃炉全体戦略検討・最適化
・技術の現場ニーズ・シーズ分析と調整（最適化/整合）・個別技術開発の調整・指示
・国際・国内助言の取り込み
・ポテンシャル技術の開拓
・人材育成や大学等の連携強化

技術やマネジメント面の助言

国内・海外関係機関からの助言

合理的開発
の主導

産業技術総合研究所

協働・協力
の主導

電力会社各社

開発成果の共有

その他研究機関

共同研究、R&Dへの参画等

共同研究実施機関

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ＩＲＩＤの組織体制
総会
国内外から技術的助言を受ける体制（技術委員会、国際エキスパート・グループ等）

理事会

国際顧問

汚染水技術調査チーム

研究企画部
統括チーム
人材育成管理チーム
技術企画室

燃料デブリ取出し技術調査チーム

研究推進部

国際・連携協力部

研究開発管理チーム

事故・復旧関係情報
管理チーム

総務部

国際協力推進チーム

総務・労務チーム

国内外アカデミー連携
チーム

経理・資材チーム
広報チーム

燃料デブリ取出技術グループ

炉内・燃料デブリ評価技術グループ

廃棄物処理技術グループ

格納容器漏えい箇所特定技術の開発チーム

燃料デブリ性状分析技術の開発
チーム

汚染水処理に伴う二次廃棄物の処理・処分技術の開発チーム

格納容器補修技術の開発チーム

燃料デブリ臨界管理技術の開発
チーム

放射性廃棄物処理・処分の技術
開発チーム

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研究開発プロジェクトについて
燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発
格納容器漏えい箇所特定・補修技術の開発
原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発

燃料デブリ臨界管理技術の開発
過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握

格納容器内部調査技術の開発
燃料デブリ性状把握・処置技術の開発
圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発
圧力容器内部調査技術の開発

炉内燃料デブリ収納・移送・保管技術開発

放射性廃棄物処理・処分に係る研究開発
事故廃棄物処理・処分技術の開発

使用済燃料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他の長期健全性評価
使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理方法の検討
9国内外の叡智を結集する「開かれた体制」(イメージ)
国際顧問
国際顧問

理事会

組織・マネジメント面の助言

技術ﾊﾟｰﾄﾅｰ等との連携・共同研究

プロジェクトの一元管理
プロジェクトの一元管理
現場ﾆｰｽﾞ

技術ベンダーからの機器等の調達

機器提供

研究機関等との共
同研究

共同研究

国際共同プロジェクト

・廃炉研究全体戦略の企画立案
・現場ニーズとの調整・最適化

共同事業

OECD/NEA－ 事故解析 等

プロジェクト①
結果の共有

・
・
・

プロジェクト②

IAEA－ ﾚﾋﾞｭｰ･ﾐｯｼｮﾝ
－ その他

技術的助言
新たなプロジェクトの具体化

国際エキスパート・グループ
国際エキスパート・グループ
技術委員会・専門部会
技術委員会・専門部会

新たなアイデア・技術、プロジェクトに関する意見交換
新たなアイデア・技術提案

国内外の企業・研究機関等
10国際顧問と国際エキスパートグループ
諸外国の知見・経験に基づくアドバイスの取込みとして

国際顧問によるＩＲＩＤ運営全体に対する助言
レイク・バレット氏（アメリカ）：独立コンサルタント(TMI事故時NRC現地対策ディレクター)• エイドリアン・シンパー氏（英国）：英国ＮＤＡ理事• ルイス・エチャバリ氏（スペイン）：OECD/NEA事務局長－ 平成26年1月9日～10日 第１回会合開催•

国際エキスパート・グループによる技術的助言
ダグラス・チェイピン氏（アメリカ）：MPR社代表(TMI事故収束、施設クリーンア
ップの知見を有する）• ロサ・ヤング氏（アメリカ）：EPRI Senior Technical Executive• エイドリアン・シンパー氏（英国）：英国ＮＤＡ理事• ジョエル・ピッセルマン氏（フランス）：現ETC会長（元アレバ副社長）• ニコライ・スタインベルク氏（ウクライナ）：独立コンサルタント(チェルノブイ
リ原子力発電所廃止措置戦略に携わる)• アントン・レシュチェンコ氏（ロシア）：ソスニー社研究部副部長（パクシュ原発の損傷燃料取出作業に携わる）－ 平成25年9月23日～27日 第１回会合開催（東京・福島）－ 平成26年2月17日～21日 第２回会合開催（東京）•11ＩＡＥＡレビュー・ミッション 「東京電力（株）福島第一原子力発電所1～4号機の廃止措置に向けた中長期ロードマップ」に関するＩＡＥＡ国際ピアレビュー(平成25年11月25日～12月4日)
ＩＲＩＤは、経済産業省及び東京電力の関係者とともに、19人のIAEA調査団と議論し、以下のような評価を得る。
 福島第一原子力発電所の廃炉活動を、より安全かつ加速させるために、ＩＲＩＤを設立するなど、国内および国際的な専門知識と技術的能力を活用出来るよう総括的な構造を構築している。
 ＩＲＩＤを参加させることで、国際的な経験を取り込み、また国際的な協力を得ようとしている意図を、はっきりと確認した。
 ＰＣＶ内での冷却水漏えい箇所を同定するための遠隔操作技術開発、および、漏えい箇所を修復する技術開発へ、東京電力及びＩＲＩＤが努力していることをＩＡＥＡは確認した。漏えい箇所同定のための機器の採用は、ＰＣＶ隔離（漏えい箇所閉塞）に向けた大きなステップである。
 遠隔操作設備の開発を目的としたワーキング・グループ(WG)の設置は、具体的なニーズを特定してから個々の遠隔技術を用いた設備の引き渡しまでの時間を加速(短縮)させている。例えば、WGが設置された後、その後のドライウェル内漏
えい箇所特定装置に必要な期間は、7, 8ヶ月程度であった。プラント代表者がWGに参加していることは、開発の成功に寄与する良い方法である。
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国際共同プロジェクト
ＩＲＩＤは、国際共同プロジェクトを介して、世界中の原子力施設の安全性向上や廃止措置への貢献にコミット

OECD/NEA BSAF Phase I
 改良した過酷事故解析コードや他の解析方法を用いた福島事故の進展や炉心状況に関する共同ベンチマーク研究 共通のデータや情報データベースの共有次ステージのプロジェクト（案） スコープを拡大（水素、MCCI等）したBSAF Phase II 燃料デブリのサンプリング、分析及び性状把握 事故由来の放射性廃棄物管理に関連した課題（性状把握、分類、処理方法等）

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研究開発プロジェクトの評価体制
技術委員会（外部有識者）
役割 ：研究開発における全体戦略やＩＲＩＤ事業活動全体に関する評価・助言
委員長： 田中 知（東京大学大学院 工学研究系研究科 教授）
委員 : 淺間 一（東京大学大学院 工学研究系研究科 教授）
渡邉 豊（東北大学大学院 工学研究科 教授）
山中 伸介 （大阪大学大学院 工学研究科 教授）
杤山 修（原子力安全研究協会 処分システム安全研究所所長）
専門部会（研究開発プロジェク
トの評価）①燃料デブリ取出し機器開発・遠隔操作技術*②使用済み燃料・PCV/RPV健全性
評価技術③炉内・燃料デブ
リ性状把握評価技術④放射性廃棄物
処理・処分技術部会長：淺間 一

部会長：渡邉 豊

部会長：山中伸介

部会長：杤山 修*遠隔技術の知見・経験の集約とソリューション検討・提案
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汚染水問題への対応• 第１回廃炉・汚染水対策関係閣僚等会議（平成25年9月10日）を受け、汚染水問題への具体的な対応を図るため、ＩＲＩＤを中核として関連分野の専門家からなる検討チームを設置。
• 国内外技術の公募、情報収集、ならびに提案技術の分類・整理等を行い、政府の「汚染水処理対策委員会」に報告。
＜実績＞– 平成25年9月25日： 公募開始–
同年 10月2日： 技術提案募集に関する説明会開催（＠東京）–
同年 10月9日～17日： 海外関係機関等との意見交換–
同年 10月23日： 公募終了–
同年 10月25日： 汚染水処理対策委員会への報告–
同年 10月下旬～11月上旬： 技術提案についての分類・整理–
同年 11月15日： 汚染水処理対策委員会への報告–
同年 12月10日： 汚染水処理対策委員会において報告書とりまとめ15汚染水問題に係る国内外の叡智の結集（汚染水処理対策委員会資料より）■ 技術提案募集について◇国際廃炉研究開発機構（IRID）を中心に、専門家からなる国内外の叡智結集のためのチームを立ち上げ、技術提案を受付。（募集期間：９月２５日～１０月２３日）◇応募された案を、予防的かつ重層的な汚染水対策の全体像に反映すべく、「汚染水処理対策委員会」を中心に精査。
■ 応募状況
◇提案件数は、計７８０件。詳細は以下のとおり。
募集分野①汚染水貯留（貯留タンク、微小漏えい検出技術 等）

提案件
数

206

②汚染水処理（トリチウム分離技術、トリチウムの長期安定的貯蔵方
法 等）③港湾内の海水の浄化（海水中の放射性Ｃｓ、Ｓｒ除去技術 等）④建屋内の汚染水管理（建屋内止水技術、地盤改良施工技術 等）⑤地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁施工技術、フェーシング技術 等）⑥地下水等の挙動把握（地質・地下水データ計測システム、水質分析技術 等）

その他（①～⑥に該当しないもの）（注1）募集分野は提案者の申請によるもの。
（注2）1つの提案で複数の分野に関連するとされたものがある。

182
151
107
174

◇国内外からの技術提案により、汚染水対策技術の全体像を俯瞰することが可能となり、これら提案のすべてが貴重なデータ。
◇技術の成熟度、対応の緊急性、現場への適応性等を勘案し、以下の技術を特に抽出。
①現地での適用性を確認した上で早急に活用すべき技術
 二重鋼殻タンク等の信頼性の高い大型タンク等
 鉛を用いない軽量な遮蔽シート
 汚濁防止膜（シルトフェンス）
 止水技術（建屋内止水、建屋周辺止水）
 地質・地下水調査、観測網を整備
等②施工性や費用対効果等を踏まえ実施手法を選定した上で活用すべき技術 遮水対策技術（フェーシング、遮水等）③効果が期待されるが、活用するにあたって確認・検証が必要な技術
 微小漏えい検出技術（染料を含む）
 水を使わないタンク除染技術
 トリチウム水の貯蔵・分離技術
 港湾内の海水の浄化技術
 地中フィルター（土壌中のストロンチウムの捕集技術）
 無人ボーリング技術
等

115
34

④汚染水処理対策委員会などでの検討を踏まえて進めていくもの トリチウム水の取扱いについての総合評価を実施
 タンカー、地下貯蔵等に係る諸問題への対応の検討

基盤研究の推進と人材育成• 中長期的な人材育成・確保を図るため、大学・研究機関等と連携しつつ、基盤研究を推進• 「ワークショップ」の開催（文部科学省と連携）を通じ、研究開発計画に関する情報発信・共有を図るとともに、ニーズを踏まえた重点化すべき基盤研究の分野・課題を検討＜実績＞「研究開発計画と基盤研究に関するワークショップ」をシリーズ開催。
– 第１回（9/25、関東①）：放射性廃棄物、燃料デブリ関連– 第２回（10/8、福島）：遠隔機器・装置開発、情報可視化関連– 第３回（11/1、関西・西日本①）：放射性廃棄物、燃料デブリ関連– 第４回（11/20、東北・北海道）：格納容器等健全性、放射性廃棄物関連– 第５回（11/26、関東②）：遠隔機器・装置開発関連– 第６回（12/20、関西・西日本②）：遠隔機器・装置開発– 第７回（12/25、北陸）：格納容器等健全性、燃料デブリ、
遠隔機器・装置開発関連– 第８回（1/8、中部）：格納容器等健全性、遠隔機器・装置開発、
燃料デブリ・放射性廃棄物関連– 第９回（1/22、関東③）：燃料デブリ、材料、放射性廃棄物、分析関連
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廃止措置等基盤研究・人材育成プログラム（文部科学省資料より）
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研究開発について
中長期ロードマップ第1期が完了し、第2期を迎えた中で以下のように研究開発に取り組む
１．使用済燃料プールからの燃料取り出し開始を受けた長期的視点での研究推進
２．燃料デブリ取り出し準備の本格化に向けた多角的・重層的な工法・機器の開発（１）－ 冠水工法 －３．燃料デブリ取り出し準備の本格化に向けた多角的・重層的な工法・機器の開発（２）－ 代替工法 －４．放射性廃棄物処理・処分、廃炉の在り方を見据えた研究開発の着実な推進
2011年12月（ロードマップ策定）
安定化に
向けた取組
＜冷温停止達成＞・冷温停止状態・放出の大幅抑制

2013年11月

第１期
使用済燃料プール
内の燃料取り出し開始までの期間（２年以内）

30～40年
後

2020年～
第２期

燃料デブリ取り出しが開始されるまでの期間（１０年以内）

第３期
廃止措置終了までの期間（３０～４０年後）

現在
19ＩＲＩＤにおける研究開発■原子炉建屋内の過酷環境下において以下の研究開発を計画。

使用済燃料プール燃料取り出しに係る研究開発

高線量

高温

多湿

ガレキ

高所

水中

狭隘

注入海水

ＤＳピット

使用済燃料
プール
蒸気乾燥器
気水
分離器

機器ハッチ

圧力容器

デブリ

放射性廃棄物処理・処分に係る研究開発

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発

格納容器

ﾄｰﾗｽ室

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１．使用済燃料プールからの燃料取り出し開始を受けた長期的視点での研究推進
・平成２５年１１月１８日に４号機使用済燃料プールからの燃料取り出しが開始。
・これら燃料の移送や短期的な保管に際しての健全性は東京電力において評価済み。
・他方、共用プールで長期的に保管する際の健全性（耐腐食性等）は、ＩＲＩＤの研究課題の一つとして実機燃料による実証データ等を取得して評価手法を確立。その上で、得られた成果については、実際の評価に反映される。
＜主な取組み＞－ 模擬試験結果を踏まえ、平成２５年度中に長期健全性評価のための試験条件を策定。
－ また、燃料部材の腐食試験、強度試験を行い、水質影響評価技術を確立する。
・また、海水による塩分の付着や瓦礫片による物理的な損傷の可能性を踏まえ、取出した損傷燃料等の再処理可能性を判断するための指標整備に関する研究も実施中である。
＜主な取組み＞－ 平成２５年度中に実施する海外での事例調査を踏まえ、2020年度頃に予定されている
使用済み燃料の処理保管方法の決定にむけて、 2017年度を目処に研究の成果を得る。

21

使用済燃料プール燃料取り出しに係る研究開発と課題（１）
共用プール（湿式）保管時に懸念事象■使用済燃料プールから取り出した燃料集合体
他の長期健全性評価
・海水注入及びガレキ混入の特異性を考慮した、
長期にわたる燃料集合体の健全性を評価する手法の開発、長期保管方法の検討。

・炉内で使用中の照射履歴が材料特性に及ぼす影響
・ガレキ落下による新生面露出
・SFPから燃料ともに持ち込まれるガレキからの溶出・燃料破損部からのFP溶出Cl‐(ppm)

コンクリートガレキ

ナット
上部
端栓

時間

①未照射材による影響因子確認試験（H25～26 ）②SFP使用済み燃料を使用した加速試験（H27～）

浸漬試験
調査及び試験計画立案

被覆管密閉性•燃料被覆管

【構造健全性および被覆管密閉性の確保】

燃料集合体上部より採取

・海水成分・コンクリート成分

ガレキを用いた溶出試験

構造健全性•下部タイプレート

ガレキ

・環境因子

■ 課題
・SFPでの海水注入やガレキ落下等の影響を考慮した共用プールでの燃料部材腐食評価
・腐食等を考慮した燃料集合体強度評価手法開発
・環境履歴を考慮した乾式保管の評価項目検討、
技術評価
構造健全性
•ハンドル
•上部タイプレート•タイロッドボルト締結部

燃料棒状況

・共用プール内での腐食
・材料因子

・規制
・事例
・既存試験
データ

共用プール保管
燃料状態調査乾式保管の技術評価
・未照射材
・保管使用済み燃料
・１F輸送使用済み燃料

乾式保管の成立性確認

乾式保管に関する技術評価22使用済燃料プール燃料取り出しに係る研究開発と課題（２）■使用済燃料プールから取り出した損傷燃料等の処理
方法の検討
・不純物の付着や損傷の可能性のある使用済燃料プール内
燃料の再処理を想定した場合の課題の調査・検討と再処理可否判断に係る指標の検討【海水及びコンクリートの硝酸溶解液】■ 課題
・落下したがれき等による機械的損傷等の影響の考慮
・塩分や使用済燃料の隙間等に入り込んだがれき等が材料の腐食、化学工程、廃棄物の性状等に与える影響の考慮【不純物の溶媒への移行の確認（イメージ）】
不純物の工程内挙動（製品系/廃液系への移行）

燃料のハンドリング
受入・貯蔵

せん断・溶解

分

離

精 製

脱硝

製品貯蔵

せん断
ウラン精製
核分裂
生成物の
分離

キャスク

ウランと
プルトニウムの分離

ウラン酸化物製品

溶解

貯蔵
プール

ウラン脱硝

使用
料
損
傷済
燃燃料

【不純物を含む溶液での腐食試験（イメージ）】
不純物による製品へ
の影響

高レベル
放射性廃液

被覆管など
容器に入れて貯蔵庫で安全に保管

ウラン

プルトニウム

不純物による機器への腐食影響

ガラス固化して安全に保管

プルトニウム
精製

核分裂生成物（高レベル放射性廃棄物）

ウラン・
プルトニウム混合脱硝

ウラン・
プルトニウム混合酸化物製品

被覆管等

不純物による廃棄体への影響【不純物を加えたガラス固化体の試作（イメージ）】【不純物の付着や損傷等のある使用済燃料が再処理工程に与える可能性のある影響】
23２．燃料デブリ取り出し準備の本格化に向けた
多角的・重層的な工法・機器の開発(1) ‐冠水工法‐（１）格納容器下部周辺の流水事象を受けた調査・補修（止水）技術開発の加速化
・遠隔技術タスクフォースの検討を通じて開発した遠隔操作ボートによる調査の結果 （平成25年11月13～14日） 、１号機格納容器下部周辺で水が流出している状況を確認した。
・これを踏まえ、ＩＲＩＤにおいて推進する格納容器下部の調査・補修（止水）ための遠隔機器の開発について、他の号機も含め調査のための作業の加速化を目指す。
＜主な取組み＞－ 平成２５年度は、調査・補修（止水）機器の開発を継続し、次年度の実証試験の実施を目指しているところ、現地の状況を踏まえて開発計画（目標・工程）を随時見直す。
－ さらに、平成２７年度には、モックアップ施設やオンサイトでの実証を目指す。
－ また、ＩＲＩＤ技術委員会に遠隔技術専門部会（仮称）を設置し、研究プロジェクトの評価を行う他、開発計画や現場作業を含め助言を得る仕組みを構築。

24

燃料デブリ取出しへの作業ステップ（イメージ） 燃料デブリを冠水させた状態で取り出す方法が、作業被ばく低減の観点から最も確実
 格納容器の水張りに向けた調査・補修技術に加え、燃料デブリ取り出し・収納・保管に必要な研究開発を推進
天井クレーン

コンテナ

燃料デブリ収納缶

圧力容器上蓋
使用済燃
料プール

使用済燃
料プール

圧力容器

搬出

圧力容器

水張り
格納容器

止水
ﾄｰﾗｽ室

格納容器
ﾄｰﾗｽ室

原子炉格納容器下部補修（止水）～下部水張り（イメージ）

出典：H25.6.27東京電力福島第一原子力発電所
廃炉対策推進会議資料

格納容器
ﾄｰﾗｽ室

燃料デブリ取り出し（イメージ）
25

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（１）
ＤＳピット

使用済燃料
プール

蒸気乾燥器
気水
分離器

機器ハッチ

圧力容器

■ 課題
・実証試験による開発機器の性能検証
・高所・高層階を対象とした除染装置開発
・滞留水ﾄﾞﾗｲｱｯﾌﾟ後の環境改善方策の検討
・除染と遮蔽の組合せ等、作業員の被ばく線量を総合的に低減する作業計画立案

エアロック

デブリ

格納容器

タービン建屋■ 原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発
・燃料デブリ取出しに向け、格納容器漏えい箇所の調査、補修等の作業環境改善のため、現場の汚染状況に合った遠隔除染装置を開発

ｼｰﾄ18

ﾄｰﾗｽ室

ｼｰﾄ19
止水
漏えい

高圧水洗浄除染装置

ﾄﾞﾗｲｱｲｽﾌﾞﾗｽﾄ除染装置

ﾌﾞﾗｽﾄ・吸引回収 除染装置
26

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（２）■ 原子炉格納容器内部調査技術の開発
・原子炉格納容器内の状態及び燃料デブリの状
況把握のため遠隔による調査工法、装置を開発。
（原子炉圧力容器下（ペデスタル）の状況を確認する
ために、X-6（CRD搬出入口）などからアクセスする装置を開発中。）＜調査対象部位へのアクセスルート例＞
CRDハウジング
ペデスタル開口X-6ペネトレーション②■ 課題
・高線量環境中での調査装置，アクセス装
置の性能確保と小型化の両立
・他プロジェクト（燃料デブリ取出し等）に必要となる、調査エリア及び調査項目の整理
・実証試験による開発機器の性能検証①
ペデスタル
CRD交換用レール

プラットホーム

ＰＣＶ内部のイメージ＜アクセスルート＞① X-6ペネトレーション進入/CRD交換用ﾚｰﾙ上移動② ペデスタル開口からペデスタル内に進入
27

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（３）■格納容器漏えい箇所特定技術・補修技
術の開発
・格納容器等の漏えい箇所について、高所、
高線量、狭隘、 水中等の環境を考慮した調査・補修（止水）工法と装置の開発。
■ 課題
・実証試験による開発機器の性能検証
・補修要否判断のための計測技術の確立、判定基準の策定
・格納容器本体以外（系統側）も考慮したバ
ウンダリの策定（研究開発 例）
トーラス室壁面
トーラス室
壁面貫通部
S/C

滞留水

超音波でトレーサを検知し漏えいを確
認
水中を移動し、トーラス室壁面水中貫通部確認

ベント管-D/W接合部
1階床面穴からベント管に吸着して走行し、接合部を確認

ベント管
D/W接合部

間接目視にて水の漏えいの有無を確認

PCV

トーラス室壁面貫通部をカメラで観察し損
傷を確認

ベント管
ベローズ

28

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（４）■圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発
・海水注入に伴う腐食劣化等による構造強度低下を予測→ デブリ取出しに向け今後想定される様々なプラント状態
での機器・構造の健全性および余寿命を評価

原子炉圧力容器

原子炉格納容器（低合金鋼）（炭素鋼）

・腐食抑制等の寿命延伸方策を確立すること→ 上記評価で裕度の低い機器に対して必要に応じて適用■ 課題
・キーとなる実機パラメータの取得や，実機状態が必ずしも明らかでない中での合理的評価条件の設定・限られた評価時間内での材料劣化データに基づく長期健全性の予測

腐食試験状況と結果の一例（炭素鋼・低合金鋼）

ＰＲＶペデスタル（鉄筋コンクリート）

ＰＲＶペデスタル
耐震評価モデル29

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（５）■燃料デブリ性状把握・処置技術の開発
・燃料デブリ取出しに関する安全確保、取出し装置・保管容器開発等において必要となる、デブリの各種性状情報をあらかじめ推定
・取出し後のデブリの最終的な取扱い（End State）の選択の議論に向けた各取扱い方法の検討■ 課題
・1F事故に特有の条件の考慮（海水の影響等）
・1F実デブリサンプリングには時間が掛かる。
・TMI-2及びこれまでの過酷事故研究⇒・事故進展解析と化学平衡計算の組合せ
・模擬デブリの作製とその物性測定等の組合せによる性状推定が必要【TMI-2で採取された燃料デブリの例】① カッティングツールA④ 回収ツール例） エアチゼル例） スペードバケット

原理：打撃・衝撃
用途：塊状デブリの破砕等

原理：ピック＆プレイス
用途：小片デブリの回収② カッティングツールB⑤ 吸引システム例） ヘビーデューティシアーズ

例） エアリフト

原理：せん断用途：パイプ・薄板の切断等

原理：吸引
用途：微粉状デブリの回収③ カッティングツールC⑥ コアボーリング例） プラズマアークカッター例） ボーリングシステム

原理：溶断
用途：複雑な構造物の細分化等

原理：研削・圧縮
用途：ハードクラストの穴あけ等【取出しに用いられるツール類の分類】【個別技術開発は(2-①-6)/(2-①-7)】

破損燃料
（デブリ）

中間処理なし中間処理あり

短期貯蔵

長期貯蔵

貯蔵物
【個別技術開発は (2-③-3)】＜処置シナリオの検討＞
燃料デブリ取出し開始時(2020年頃）までに必要と想定される各種シナリオ比較評価の議論に備え、各シナリオの情報を整備【模擬デブリと海水塩との高温反応試験】

湿式処理

廃棄体
U/Pu

乾式処理

廃棄体
U/Pu
【個別技術開発は (3-2)】

処 理

廃棄体
廃棄体（直接処分）【処置（処理・処分）に関する選択肢（例）】30

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（６）
廃液処理･
冷却設備
の未臨界

燃料デブリ臨界管理技術開発■ 課題
・臨界管理検討に必要なデータ要求と、最新情報の適宜反映による評価の精緻化
・作業時のモニタリング方法や、臨界時に必要となるほう酸量等、現場に対する
臨界管理手法の提案
・シナリオに基づいた臨界可能性の評価、合理的な臨界評価のための判定基準策定
・燃料デブリ取り出し、収納等の工法・設計に応じた臨界管理手法の設定

滞留水本格処理又は循環ループ■燃料デブリの臨界管理技術の開発
燃料デブリの取り出し作業等の未臨界評価、ならびにモニタリング技術および再臨界防止技術(中性子吸収材等) 等の臨界管理技術を開発する。

炉内(格納容器内)の再臨界臨界検知技術の対象

中性子吸収材の検討例
溶解性

五ほう酸ナトリウム等吸収材：ほうケイ酸ガラス、B4C/SUS焼結体、ガドリニア等
バインダ：スラリー、ゲル、セメント、
水ガラス等

ゲル状吸収材非溶解性

右：バインダ例

燃料デブリ

バインダ：燃料デブリに吸収材を吸着させる媒体

31

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（７）■過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握•現行の過酷事故解析コードによる事故進展解析を行い、実機パラメータとの比較やＰＩＲＴに基づき、コード改良項目を抽出し、事故進展解析
コードの改良項目の高度化を行い、高度化した解析コードによる解析を活用し炉内状況を推定・把握する。

■課題
・モデル精度の向上•ＰＩＲＴ作成過程での原子力学会との連携における議論やＯＥＣＤ／ＮＥＡのワークショップ等において、国内外専門家との議論には若手も参加し、技術力向上に寄与した。このような機会を継続して行っていくことが今後の人材育成に必要である。
注)PIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)

32

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（８）■圧力容器内部調査技術の開発
・圧力容器（ＲＰＶ）内の燃料デブリ取り出しに先立ち、 ＲＰＶ内部の状況把握（圧力、温度、線量、
炉内機器の損傷状態、燃料デブリの位置等）及び燃料デブリのサンプリングを可能にする技術を開発。
■課題・調査目的、現場環境（線量、設備損傷等）を考慮したＲＰＶ内部へのアクセス技術の開発
・過酷環境（高線量、高湿度等）と想定されるＲＰＶ内部で使用可能な調査技術の開発＜アクセス方法の検討例＞

調査装置

配管を経由してアクセスする方法の例

穴を開けてアクセスする方法の例

原子炉開放後にアクセスする方法の例33

燃料デブリ取り出し準備に係る研究開発と課題（９）■燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発•破損燃料移送・保管に係る調査
破損燃料（漏えい燃料含む）の移送・保管実績調査（北米（TMI-2）、欧州（Paks））
・燃料デブリの保管システムの検討
使用済燃料の保管実績調査（コンクリートキャスク方式（横型サイロ含む）、ボールト方式）
・課題の抽出と全体計画立案■課題
・1F燃料デブリ固有の条件（高線量の作業環境、
炉内への海水導入）を踏まえ、移送・保管に適用できる収納缶仕様、収納缶取扱技術開発に必要となる、技術課題の抽出。
・開発に必要となるインターフェイス情報（デブリ
性状把握PJ、取出工法PJ等）と必要時期の整理。
・収納缶開発計画への反映。

蓋を開けて
燃料装荷

貫通孔か
貫通孔から
らデブリ流
デブリ流入
入

＜燃料キャニスタ※＞
・遠隔装置により燃料集合体の一部分やハンドリング冶具でつかめるような燃料デブリを充填＜ノックアウトキャニスタ※ ＞
・真空吸収システムにより140μｍ以上の粒子を捕集＜フィルタキャニスタ※ ＞
・真空吸収システムにより800μｍ以下の微粒を捕集※：TMIでは収納缶をキャニスタと呼称
燃料・燃料デブリの形状により複数の収納缶を使用しているが、その外寸は同じで、収納する輸送容器は共通

図

炉内デブリ用収納缶（ＴＭＩの例）

34３．燃料デブリ取り出し準備の本格化に向けた
多角的・重層的な工法・機器の開発(2) ‐代替工法‐（２）燃料デブリの状況把握と取出し準備の加速化に向けた代替工法・技術の情報
提供依頼
・中長期ロードマップにおいて冠水方式以外の代替工法について検討を行う
方針が明記されていることを踏まえ、燃料デブリの位置・状況を把握するための調査及びその取り出し作業に係る工法、必要となる技術のフィージビリ
ティ研究（Ｆ／Ｓ）の実施（２６年度以降）を念頭に置き、海外研究機関・企業など関係機関から広く事前の情報提供依頼（ＲＦＩ）を行う取り組みを開始。
・収集した情報は、今後行われる概念検討(Ｃ／Ｓ) や、技術的なフィージビ
リティ調査(Ｆ／Ｓ)に活用される。
・本ＲＦＩが世界各国の関係者との協働と連携の機会となることも期待。

35

ＲＦＩ要領の公開と募集活動の経緯
ＲＦＩ要領の公開・募集活動
11月

専用募集サイトの開設
海外ワークショップの開催

活動内容の概要

RFI要領の作成・公開

リマインダメールの送付
12月

RFI要領の公開
国内ワークショップの開催
応募用Webフォームの開設
福島第一原発基礎データ公開1月

技術課題・関連研究開発の状況公開
リマインダメールの送付

ワークショップ
の開催

技術関連
参考情報の
提供
RFIの
案内送付

 RFIの実施に当たり、応募者の利便のため、専用の募集サイトを開設し、要領を掲載すると共に、入力フォームを作成
 RFIの実施背景と目的の説明、参加呼びかけのため、国内外でワークショップを開催- 開催地：イギリス、フランス、アメリカ、カナダ、ドイツ、日- 各会とも関連企業、研究機関等から数十名程度参加- 日本での参加は約130名

 RFIへの情報提供にあたり参考となる技
術データをweb上に公開- 福島第一原発の基礎データ(構造・外寸、等)- 技術課題や国内研究開発の進捗

 RFIの実施や参考情報の公開について関連企業・学会・協会に連絡（メールにて）- 国内外の関連学会、業界団体- 過去のワークショップ参加企業

36

ＲＦＩの内容
トピックＡ:

PCV/RPV内部調査

トピックＢ:

燃料デブリ取り出しA-1:工法の概念検討

B-1:工法の概念検討(以下、例)① カメラ等の調査装置の内部への挿入方法(以下、例)①PCV上面から燃料デブリへ水中でアクセス②PCV上面から燃料デブリへ気中*1でアクセス③PCV側面から燃料デブリへ気中*1でアクセス④PCV下面から燃料デブリへ気中*1でアクセス

a. 配管/ペネトレーション等の既存の貫通孔の活用
b. 新たな貫通孔の穿孔
c. 作業員の被ばく低減の観点から考えた、貫通部の遮蔽方法及び機器操作方法② 外部からの測定による燃料デブリ位置の推定方法
等*1 部分的冠水を含む

B-2:必要とされる技術(以下、例)①燃料デブリ取り出しに関する技術 (切り出し、吸引)②長い距離でも制御能力に優れる遠隔操作型のA-2:必要とされる技術
マニピュレーター等の機器・装置(以下、例)③高線量の燃料デブリからの遮蔽技術④高放射線環境下で作動する装置・設備① 高度計測技術 (カメラ、線量計、温度計等)⑤横からまたは下部からのアクセスを実現するために
a. 高性能光学機器 (カメラ等)、その他の計測技術(超音波、建屋コンクリート、PCVの穴を開けるための機器・装置
レーザー等)⑥PCV/RPV中で取り出し前に燃料デブリを安定保管
b. 計測機の制御技術、情報伝送技術
する技術② 炉内にある物質が燃料デブリか否かを判別するための技術
37

例）燃料デブリ取出し作業（上部，横）

燃料デブリ収納缶

上部からの取り出し（イメージ）

搬出

横からの取り出し（イメージ）

格納容器
ﾄｰﾗｽ室
燃料デブリ取り出し（イメージ）

ＲＦＩの結果
およそ6割の情報が日本国内から、4割の情報が海外から寄せられた。
合計

日

米

英

国別内訳
独
仏

A-1：工法の概念
検討

33

20

7

3

-

A-2：必要とされる
技術

58

32

6

10

B-1：工法の概念
検討

43

23

8

B-2：必要とされる
技術

60

41

194

116

RFIの募集分野
トピック A
トピック B
内部調査 燃料デブリ取り出し
PCV/RPV

合計（情報件数）

ベルギー

加

露

2

-

1

-

6

2

2

-

-

3

2

5

-

1

1

7

3

4

2

2

-

1

28

19

12

11

4

2

2

39

参考：今後の想定スケジュール＊「廃炉・汚染水対策事業スキームとＲＦＰの予定」（廃炉・汚染水対策事務局の三菱総合研究所
作成資料より抜粋）

４．放射性廃棄物処理・処分、廃炉の在り方を見据えた研究開発の着実な推進• サイトでサンプリングしたガレキ、伐採木および汚染水等の試料の放射性核種分析を実施。これらの核種分析結果を基に廃棄物のインベントリ評価を実施中。
• 今後、さらなる分析データの拡充、評価を実施。また、汚染水処理に伴い発生する廃ゼオライト吸着塔は、保管状態での塩濃度においては、健全性を保つ見通しを確認済み。
＜主な取組み＞－ 固体廃棄物の処理・処分における安全性の見通しを得るために、保管管理、性状把握、廃棄体化処理技術、並びに処分技術等の必要な研究開発を継続する。
－ 平成２６年度より、廃止措置の安全確保の考え方について、広く国内外における情報を収集・整理し、廃止措置シナリオを検討・立案を実施する。
－ 廃止措置の進展を踏まえ、比較的リスクが高く速やかに対策を講じることが求められる対象については、適宜、中長期ロードマップに定めた研究開発計画との関連並びに優先度等を考慮の上、柔軟に研究開発を進める。
※ 例えば、汚染水対策が進むにつれて発生量の増加が見込まれるALPSの鉄共沈スラリー、炭酸塩沈殿スラ
リーなどの水分を多く含む廃棄物等については、早急に安定化に向けた取り組みを進める。

41

放射性廃棄物の処理・処分に係る研究開発と課題■放射性廃棄物の処理・処分技術の開発
放射性物質で汚染された物質に関して、性状把握、廃棄物処理に関する検討（長期保管を含む）、廃棄物処分に関する検討等を行い、処理・処分に関する安全性の見通しを得る。
■ 課題
・破損した燃料に由来した放射性核種の付着、海水成分の含有等、従来の原子力発電所で発生していた廃棄物と異なる特徴を持ち、事故により発生した放射性廃棄物には、 国内で処理・処分を行った実績がほとんどないものも含まれる。
ガレキ

廃棄体仕様の検討
性状把握（インベントリ、化学組成等）
二次廃棄物の反映/廃棄物分類見直し

廃棄物処理に関する検討（保管、前処理、廃棄体化含む）

廃棄物処分に関する検討
処分概念検討 （※）

安全性評価 （※）

＜現場での試料採取＞

伐採木

分析対象試料、
核種の優先
順位付け等

廃棄体性能の向上に向けた
目標設定等＜廃棄物の固化技術の開発＞
ジオポリマー
主にAlとSiで構成されるアモル
ファス状の無機系材料
特徴 ・金属イオンの閉じ込め性が高い
・耐熱性がある

まとめ
1. IRIDは、中長期ロードマップに従い、国内外の叡智を結集して研究開
2.

3.

4.

発に取り組むための一元的な運営組織として、平成25年8月に設立
研究開発については、以下の３つの分野で、複数の研究開発プロ
ジェクトを一層効果的・効率的に推進すべく一元的マネジメントを行うとともに、現場ニーズと技術シーズの最適化を図りながら廃炉に向けて必要となる技術の全体戦略も検討① 使用済燃料プールからの燃料取り出し② 燃料デブリ取り出し準備③ 放射性廃棄物の処理・処分
国内外の叡智結集のため、「国際顧問」「技術委員会」「国際エキスパートグループ」を通じて経験豊富な海外・国内の専門家の助言を得る体制の確立、IAEAレビューミッションへの対応、OECD/NEAを通じた共同研究プロジェクトへの参画検討等を推進。また、汚染水対策
及び燃料デブリ取出し代替工法について、国内外に技術情報提供依頼（ＲＦＩ）を実施
中長期的な人材育成を視野に入れて、研究機関・大学等と連携して基盤研究を進める体制を構築すべくワークショップを開催