平成27年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発）」
平成29年度実施分報告

平成30年6月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID）

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

No.1

目次
１．研究の背景・目的
２．研究の目標
３. 実施項目とその関連、他研究開発との関連
４. 実施スケジュール
５. 実施体制図
６. 実施内容
6.1.輸送・貯蔵に係る調査及び研究計画立案
6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証
6.4.燃料デブリの収納形式の検討
７. 全体まとめ【補足-1】アウトプットの位置づけ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

１．研究の背景・目的

No.2

1.1.背景福島第一原子力発電所（1F）の廃止措置に向けて取り出される燃料デブリを安全かつ合理的に収納・移送・保管する技術が求められている。
燃料デブリには核燃料物質が含まれているため、特に放射性物質の閉じ込め（汚染拡大防止）、未臨界等に配慮した取扱いを行う必要がある。
米国スリーマイルアイランド原子力発電所2号機（TMI-2）の廃止措置では回収した燃料デブリを専用の容器（収納缶）に収納して収納缶単位で取扱うことで、既存の使用済燃料の移送・保管技術や放射性廃棄物管理技術を活用して放射性物質の閉じ込め他の要求を合理的に達成した事例がある等、個々の実情に合った収納缶を開発することで従来技術を有効活用する手法は合理的と考えられる。1Fにおいても同様の考え方に基づき、収納缶を中心に開発することとした。
TMI-2と比較して1Fではプラントの型式が異なることに加えて、事故初期の海水注入や溶融した炉心が原子炉
圧力容器下部のペデスタルに到達している等、収納缶に要求される条件はより複雑/高度となるため、燃料デブリを安全かつ合理的に収納・移送・保管するには1F向けに専用の収納缶を開発する必要がある。
これまでの検討では要素技術の検討を進めて収納缶の基本設計を行ったが、事故後の1Fに関する情報が限られていることや、高線量廃棄物を含めた物量など1F廃炉工事の全体の最適化の観点から、収納缶設計条件を設定し、知見の更新を踏まえて都度反映することが重要である。
1.2.目的本事業は、IRIDの関連PJから本PJへ提供される情報や要求条件（インプット条件）、本PJから関連PJへ提供する情報や要求条件（アウトプット条件）を関連PJと連携して調整・設定することで１Ｆの実情に適合した燃料デブ
リ収納缶及び収納缶取扱い技術を開発する。

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１．研究の背景・目的

No.3（補足） 先行事例との比較
先行して炉心溶融事故で生じた燃料デブリの収納・移送・保管を成し遂げたTMI-2の経験は大きな参考となるが、1Fとは下記の相違がある。
• １Ｆ燃料デブリは原子炉圧力容器から格納容器内部のペデスタル部に分布している。
⇒ コンクリートとの反応（MCCI）生成物や回収時にコンクリートへの付着考慮が必要である。
 コンクリート中のアルカリ成分の考慮も必要である。
• 1F炉内へ海水注入がなされた。
 燃料デブリ中の塩分（塩素）が残留していることを考慮する必要がある。
• 建屋損壊に伴う作業環境の厳しさ、RPV、PCVの損傷の可能性がある。
⇒ 燃料デブリの気中－横アクセス工法等、冠水－上アクセス工法以外からの回収が検討されている。
 気中－横アクセス工法等、冠水－上アクセス工法以外の取扱い方法に対応した検討（燃料デブリ収納
缶設計、収納缶取扱い技術など）が必要である。
• 濃縮度が高い。
⇒ 未臨界維持のため収納缶内径が小さくなる。収納缶同士の密接配置が難しい。
 燃料デブリの回収/収納に適した作業性や保管面積を小さくする配慮が重要である。
⇒ 燃料デブリ取り出し時の再臨界リスクの考慮が必要である。
 燃料デブリ取り出し時に中性子吸収材が添加される可能性も考慮する必要がある。
• 燃焼度（線源強度）が高い。
 水分の放射線分解による水素発生量増加に対する対策が必要である。
• 燃料デブリの物量大 燃料デブリの回収・収納に適した作業性や保管面積を小さくする配慮が重要である。

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２．研究の目標

No.4

2.1. プロジェクト全体の目標
平成33年の燃料デブリ取り出しを想定し、燃料デブリの安全かつ合理的な収納・移送・保管方法を確立する。
2.2.平成30年度末の目標
本事業は、安全かつ合理的な燃料デブリの収納・移送・保管の目途付けを目的とし、平成27～28年度において
主に安全設計の観点から設定した収納缶仕様を、燃料デブリ取り出し工法や移送作業等の観点から評価、改良するとともに、試験等による検証を行うことで収納缶仕様（プロトタイプ）を設定する。
（残された課題）
これまでの検討の結果、以下の課題が残されており対応が必要である。
（1）安全かつ合理的に収納・移送・保管する観点からの最適化
従前の技術開発では、TMI-2等の事例を参考に、安全評価の観点から課題を抽出し、有識者の意見を踏まえて検討条件を仮定し収納缶仕様の暫定案、複数の保管方法の提案を行った。しかしながら、取り出された
燃料デブリを円滑に保管するため処理能力や設備の合理性の観点からの最適化が必要である。
また、燃料デブリの性状等、仮定を超える可能性に対して運営面/設備面等の観点から合理的な対応策の立案が必要である。 （⇒次ページの実施項目（1）、（2）にて検討する。）（2）安全性に対するシステムを考慮した検証
従前の技術開発では、収納缶や移送・保管システムの基本設計をまとめる観点から、要素試験を中心とした検証を行っているが、システムとしての検証が必要である。また、一部の試験では従前の知見に追加した検証が必要である。 （⇒次ページの実施項目（3）にて検討する。）（3）水処理や気体処理の過程で回収される燃料デブリに対する処置
従前の技術開発では、装置で回収される塊状、粒状、粉状燃料デブリを対象としてきたが、燃料デブリ取り出
し付帯設備の水処理や気体処理からも燃料デブリが回収されることからこれらを収納すべく対応が必要である。 （⇒次ページの実施項目（4）にて検討する。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実施項目とその関連、他研究開発との関連

No.5

3.1.実施項目
平成31年度からのモックアップ試験用収納缶プロトタイプの試作やモックアップ試験による安全性や取扱いの最終的な検証に向けて以下を行う。

（1）輸送・貯蔵に係る調査及び研究計画立案
関連PJや現場の最新状況・知見の収集、既入手情報に基づき海外の安全に関わる技術要件等の追加分
析・整理を行い、IRID内の有識者意見も交えて研究計画に反映する。なお、さらなる情報が必要となった場合には、海外の技術者とのワークショップ等の開催など、追加の調査を行う。

（2）燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討
収納缶による燃料デブリを安全かつ合理的に移送・保管する観点から前提となる移送容器、保管施設の安全上の技術要件を導出する。また、各作業の処理能力等を評価し取扱いフローや移送・保管システムに対する要求仕様に反映する。さらに、収納缶の取扱装置の仕様に反映する。

（3）安全評価手法の開発及び安全性検証（2）（4）の検討を踏まえて解析や収納缶の部分モデル等による安全検証を行い、収納缶や移送・保管システ
ムの成立性を確認する。

（4）燃料デブリの収納形式の検討（2）の検討を踏まえて安全かつ合理的に移送・保管する観点から関連する技術開発と連携して燃料デブリ取り出し工法・燃料デブリの性状に対応した収納方法を設定し収納缶各部位の仕様に反映する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実施項目とその関連、他研究開発との関連

No.6

本研究開発の位置づけ①収納・移送・保管フローの設定(暫定)・TMI-2他海外の破損燃料フロー事例
・1F条件を踏まえたフロー案の策定

必要に応じ
見直し
PCV内部調査結果
RPV内部調査結果
燃料デブリ分析結果②収納・移送・保管システム概念の導出(暫定)・海外のシステムの調査
・1F条件を踏まえた保管システム概念(湿式/乾式)の立案

燃料デブリ性状等の基本条件設定・１F情報、TMI-2文献
・デブリ性状把握PJの成果等③収納缶/システムに必要な安全機能分担/評価手法設定(暫定)・海外のシステムの安全機能分担/評価手法調査
・1Fへの適用性検討(課題抽出)/水素他評価手法開発・対策立案

収納缶基本仕様範囲の設定（内径・全高さ）④安全評価に基づく仕様の策定(暫定)・海外事例に基づく物性の設定・パラメータ解析に基づく要求の設定

各設計因子の相関性整理
収納缶基本仕様とその他設備・機器設計、作業効率、概略コストとの相関整理本補助事業のスタート

注1：関連PJ
工法PJ、基盤PJ、デブリ性状把握PJ、臨界管理PJ、廃棄物PJ

・関連PJ注1の検討結果
知見の収納缶仕様への反映
・安全性、処理能力等を考慮したシステム仕様最適化

最新知見、最適化の観点から従前の技術開発を検証し、更新する。

収納缶の部分モデル/解析による検証（機能成立性評価）
収納缶基本仕様の確定

平成31年度以降

収納缶設計の妥当性検証（全体検証）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実施項目とその関連、他研究開発との関連

No.7

3.2.実施項目の関連性（1/2）
平成33(2021)年中の初号機の燃料デブリの取り出しを想定し、以下の工程で開発する。
第１期

事項／年度

平成25
（2013）

第２期
平成26(2014)

平成27(2015)（平成29-30年度）
1.輸送・貯蔵に係る調査及び研究計
画立案
2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管シ
ステムの検討3.安全評価手法の開発及び安全性検証
4.燃料デブリの収納形式の検討

平成30(2018)

平成31(2019)

平成32(2020)

平成33(2021)（後）

燃料デブリの性状把握・分析技術の開発

燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システムの高度化／同 基盤技術の高度化
燃料デブリ臨界管理技術の開発
関連PJと調整
入力：燃料デブリの組成、化学物性、熱物性、取扱制限、未臨界の管理手法等
出力：収納缶概念(含、設計の考え方)等

1.破損燃料移送・保管に係る調査及び研究計画立案
2.燃料デブリの保管システムの検討
3.安全評価技術の開発
4.燃料デブリの収納技術の開発
5.収納缶の移送・保管技術の開発

平成29(2017)（中）（前）

模擬燃料デブリによる特性把握

関連PJ

平成28
(2016)

平成27-28年度：
収納缶の基本仕様、
モックアップ試験用収納缶の仕様、収納缶用取扱装置の仕様を設定した。

モックアップ試験＊1▼
燃料デブリ
取り出し（初号機）

平成29-30年度：
収納缶の基本仕様、収納缶用取扱装置の仕様を取扱い、運用の観点から最適化。
移送、保管システムの安全要件明確化。
安全性の検証。

収納缶保管システム検討
安全解析/材料選定
収納缶開発/設計 モックアップ用
検討
取扱装置開発/設計

関連PJの最新知見反映
安全要件明確化/取扱装置の収納缶の仕様最適化
検証▼モックアップ試験用
収納缶設計完了
従前開発での収納缶の課題対応方針立案 安全性検証
試作最終検証試験
関連PJ知見を踏まえた 収納缶の収納缶仕様最適化 取扱い性検証

試作モックアップ試験（＊1で実施）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

本事業の実施範囲３. 実施項目とその関連、他研究開発との関連

No.8

3.2.実施項目の関連性（2/2）
技術研究組合国際廃炉研究開発機構（IRID）
デブリ性状把握PJ【収納缶PJ向け情報提供】
燃料デブリ形態の知見
燃料デブリ性状の知見
燃料デブリ基本物性の知見
燃料デブリ熱物性の知見
燃料デブリ化学物性の知見

廃棄物PJ【収納缶ＰＪ向け情報提供】
廃棄物の仕分け等の知見

収納缶PJ【関連PJへの情報提供】(1)燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討
・安全評価の観点から必要となる検査等の内容(4)燃料デブリの収納形式の検討
・収納缶仕様・構造、重量、寸法等の条件
・収納缶の基本的な取扱方法
・収納缶取扱装置類*の仕様
・収納缶取扱装置類*の取扱方法*収納缶の蓋閉め装置、収納缶の吊上げ装置等

注記）
工法PJ
：燃料デブリ取り出し工法・システムPJ
基盤PJ：燃料デブリ取り出し基盤技術PJ
デブリ性状把握PJ ：燃料デブリ性状把握PJ
臨界管理PJ：燃料デブリ臨界管理PJ
廃棄物PJ：固体廃棄物の処理・処分PJ
収納缶PJ：燃料デブリの収納・移送・保管PJ

工法PJ/基盤PJ【収納缶PJ向け情報提供】
燃料デブリ取扱時の制約条件
・寸法条件、重量制限
燃料デブリ収納場所/収納要領
・収納缶設置場所
・収納缶吊上げ情報
燃料デブリ回収方法
・燃料デブリ切出、粒子径等の知見
・回収方法（ポンプ吸引等）
特殊工具類の取扱要領

臨界管理PJ【収納缶PJ向け情報提供】
未臨界維持のための制約条件
未臨界維持のために使用する
中性子吸収材IRID内の関連PJからの情報と本PＪが発信する情報を共有・連携して調整することで整合が取れた成果を得る。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning４. 実施スケジュール

No.9

燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発
平成29年度4月

１

輸送・貯蔵に係る調査及び研究計画立案

２

燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管に係る安全要件・
仕様の変更(1)移送・保管に係る安全要件・仕様の設定(2)保管システムの検討

5月

6月

7月

8月

9月

10月

11月

12月

1月

2月

3月

他の研究開発成果の分析/海外の安全要件の評価
計画の詳細化

安全要件検討工法他の検討結果反映

フロー他システム最適化
湿式／乾式保管手法の技術要件整理（平成30年度も継続）(3)保管方式の検討
条件検討

モデル作成

(4)乾燥システムの検討

工法他の検討結果反映(5)取扱装置の仕様の検討・見直し
水分量測定技術に関する調査

３

安全評価手法の開発及び安全性検証(1)未臨界の安全性検証(2)構造強度の安全性検証

乾燥要領検討

水分量制限の適用性検討

未臨界条件サーベイ
蓋部他の要求事項導出

蓋構造試験体の材料手配（平成30年度の試験に使用）
実機大収納缶による試験計画策定(3)経年劣化に関わる安全性検証(4)水素ガス対策の安全性検証
発生量の検証(5)水素対策の検証

SCC条件検討

SCCへの影響検討
運用を含めた腐食対策最適化（平成30年度も継続）

気相部反応に関する調査

γ線照射試験

α線の影響検討

使用済燃料を用いた水素評価試験（平成30年度も継続）

運用面からの対応策検討
収納缶内流動特性の検討

４

燃料デブリの収納形式の検討(1)燃料デブリ性状に合わせた収納缶仕様の検討

燃料デブリ性状に合わせた収納缶検討(2)収納缶設計の見直し
報告会/発表等収納缶仕様の見直し（平成30年度も継続）
学会発表 報告会

▼

▼

報告会

▼
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning５. 実施体制図 （平成30年3月末現在）
外部のステークホルダ

No.10

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（本部）東京電力ホールディングス株式会社○○

全体計画の策定と技術統括
技術開発の進捗など技術管理

東芝エネルギーシステムズ
株式会社

三菱重工業株式会社

日立ＧＥニュークリア・
エナジー株式会社(1)輸送・貯蔵に係る調査及び研究計画立案(2)燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(3)安全評価手法の開発及び安全性検証(4)燃料デブリの収納形式の検討

連携する関連プロジェクト
燃料デブリの性状把握・分析技術の開発
燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法・システムの高度化
燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術の高度化
燃料デブリ臨界管理技術の開発
固体廃棄物の処理・処分に関する
研究開発

NDC 社
・MCCI 生成物、燃料デブリ物性の設計パラメータへの展開
・燃料デブリの水素発生対策検討

富士電機株式会社
・燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る仕様の検討

MHI-NS 社
・収納缶基本仕様検討(解析等含む)、収納缶・取扱い装置の設計/
図面作成

MPR Associates, Inc.
・燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る仕様の検討

Soltec 社
・収納缶内伝熱/熱流動に関わる試験英和㈱、日本スウェージロック FST㈱・水素発生量評価に係る試験に使用
する消耗品
GNF 社
・保管システムに関する概念検討㈱日立パワーソリューションズ
・収納缶蓋構造の成立性確認
東鉱商事㈱・収納缶蓋取扱い方法の検討㈱日立パワーソリューションズ
・水素発生量評価に係る試験における試料分析

コクヨ（株）
・資料・データの整理
NDC：ニュークリア・デベロップメント㈱MHI-NS：MHI ニュークリアシステムズ・
ソリューションエンジニアリング㈱Soltec：MHI ソリューションテクノロジーズ㈱GNF：㈱グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン
GNF 社
・使用済燃料を用いた水素発生量評価に関する検討
Pacific Northwest National Laboratory
・水素発生量評価におけるα 線の影
響の検討©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.11

6.1.輸送・貯蔵に係る調査及び研究計画立案（1）他の技術開発の最新知見の収集（2）海外知見の分析（3）研究計画立案
6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(1）燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様の設定（2）保管システムの検討（3）保管方式の検討（4）乾燥システムの検討（5）取扱装置の仕様の検討・見直し
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（1）未臨界の安全性検証（2）構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（3）経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（4）水素ガス対策の安全性検証
a.発生量の検証
b.水素対策の検証
6.4.燃料デブリの収納形式の検討（1）燃料デブリ性状に合わせた収納缶仕様の検討（2）収納缶設計の見直し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.1.輸送・貯蔵に係る調査及び研究計画立案

No.12（1）関連する技術開発の最新知見の収集
6.2.「燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討」において取り出された
燃料デブリの保管までのフロー策定にあたり工法PJ、基盤PJ、廃棄物PJ並びにIRID外部の計量管理の専門家との合同会議により情報交換を実施し、最新知見（燃料デブリ取り出し工法からの制約条件、燃料デブリの物量、燃料デブリの計量管理方策等）を収集し反映した。
（2）海外知見の分析
6.2.「燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討」の安全要件設定にあたりTMI-2の事例を参考にした。
また、6.4.「燃料デブリの収納形式の検討」において収納缶蓋形状等の検討実施にあたり、国内事例（日本原燃㈱ 再処理事業所廃棄物管理施設）について、許認可申請書を入手し参考にした。
（3）研究計画立案
研究立案として4.「実施スケジュール」を策定するとともに6.2.（2）「保管システムの検討」の議論や個別テーマ
ごとに専門家の意見等を踏まえて見直しを行った。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(1)燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様の設定

No.13①目的/概要燃料デブリの移送・保管システムを設計する上での要求事項を明確化する観点から、基本的な安全思想を共有する燃料デブリ
取り出し時の安全要求案を基に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律とその関連法規から使用済燃料の取扱いや保管に関わる要求事項も参考しつつ、以下の観点から安全要求案を策定した。

・基本要求
施設の安全性を損なうことのないように放射性物質の漏えい防止機能等の必要な機能を有する

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律・外部事象・人的事象
地震、津波等の外部事象による損傷の防止、人の不法侵入等の防止

核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則

・設計基準施設への一般設計要求
環境条件・信頼性等の安全施設における設計上の考慮、誤操作防止、
全交流電源喪失対策設備、異常時の運転操作保証 等

使用済燃料貯蔵施設の性能に係る技術基準に関する規則

・対象施設への個別設計要求
放射性物質の漏えい防止、収納缶及び収納缶取扱い施設の健全性維持、臨界管理、燃料デブリ冷却、火災・爆発防止 等

・作業員被ばく
被ばく線量を可能な限り低減、低く保つ
・公衆被ばく・収納缶移送および保管作業
設計上要求される制約を逸脱した作業・操作が行われないよう管理

使用済燃料貯蔵施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

・設計基準事故（DBA）の拡大防止
放射性物質の漏えい、再臨界等を引き起こす事故事象を抽出し、事象発生時に拡大防止を行い、判断基準を満足する適切な対策をとる

・法令②今後の予定今回策定した安全要求案を具体的な設計要求とすることが課題であり、燃料デブリ取り出し時の 安全要求の検討と連携しながら、使用済燃料の 保管施設等の要求事項も勘案して具体化を進める。

東京電力株式会社福島第一原子力発電所原子炉施設の保安及び特定核燃料物質の防護に関する規則
使用済燃料貯蔵施設の設計及び工事の方法の技術基準に関する規則図 検討にあたり特に参考とした法令類©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.14

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(1/13)①目的
従来、安全要求の観点から移送・保管システムの設計に必要となる安全評価手法を重点的に検討を進めてきたが、これら施設を具体化するには処理能力（スループット）等の運営等の観点からの要望/要求も踏まえる必要がある。そこで、これらの要望/要求を具体化することを目的に、IRID内の関連ＰＪや有識者の意見を踏まえて燃料デブリの保管までのプロセスフローを仮設定した。また、スループット検討の前提となる物量の検討の作業中である。

②今後の予定仮設定したフロー、物量に基づいて関連PJにて妥当性を仮評価し、収納缶や移送保管システムへの要求事
項を具体化する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.15

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(2/13)
プロセスフローの設定
プロセスフロー設定にあたり基本的なバウンダリ（閉じ込め境界）の考え方、安全機能分担等について再確認した。
①未臨界②除熱③遮蔽（2重）④閉じ込め（2重）

原子炉建屋（遮蔽、 閉じ込め）

新設建屋（収納缶取扱ｾﾙ、搬出ｾﾙの外側）（遮蔽、閉じ込め）

原子炉建屋
収納缶内（水付着ありのUC注1入り）（未臨界、除熱、閉じ込め（※燃料デブリ放出の観点））

保守
ｾﾙ

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ
取り出し収納ｾﾙ

搬出入口
(増設)

移送容器に装荷（未臨界、除熱、
遮蔽、閉じ込め（2重蓋））

搬出ｾﾙ

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ搬出建屋

移送容器で払出し（未臨界、除熱、
遮蔽、閉じ込め（2重蓋））収納缶取扱ｾﾙ

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ取出し収納ｾﾙ（遮蔽、閉じ込め）

保管施設

燃料デブリをUC注1に投入（未臨界）

燃料デブリ
取り出し

収納缶に収納収納缶取扱ｾﾙ（遮蔽、閉じ込め）

収納缶の
洗浄等

搬出ｾﾙ
（遮蔽、閉じ込め）

収納缶を移送容器に装荷

注1：UCとはユニット缶の略。原子炉格
納容器内狭隘部等に持ち込み可能な
燃料デブリ等を入れる容器。円筒形で側底面メッシュ構造。収納缶へ複数個収納可能。

移送容器払出し

図 1Fでの収納缶の取扱い（気中－横アクセス工法の例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.16

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(3/13)
プロセスフローの設定
前述のシステムの安全設計の基本的な考え方に基づき、安全性を担保する観点からIRID内の工法PJ、廃棄物PJ等や有識者との意見交換を行いフローを仮定した。なお、仕分け、湿式(プール)保管等のプロセスで必要となる可能性のあるフローは複数並行で抽出した。
【燃料デブリ取り出しプロセス】（横取り出し＋本格（大規模）取り出し）【1】空収納缶受入

SH-1
シナリオ分岐A【2】蓋開け空収納缶

N（ユニット缶を使用する）

Y

収納缶蓋

【3】空ユニット缶取出

SH-2 ③空収納缶（蓋開）

空ユニット缶【4】ペデスタル内搬入

排出物【5】切削・加工

シナリオ分岐BY（排出物を仕分ける）【6】仕分け燃料デブリ

N【7】回収・充填廃棄物【8】水切り【9】ペデスタル外搬出ユニット缶

収納缶（蓋開）

収納缶（蓋開）

SH-2 ①

SH-2 ②

廃棄物処理ラインへ
No.
取扱物

作業内容・目的

【1】
空収納缶

【2】
収納缶蓋

【3】
空ユニット缶【4】
空収納缶空ユニット缶【5】
排出物

燃料デブリを収納す
排出物を充填・収納するため、空 排出物を収納缶、燃料デブリを充填す
る空収納缶を、燃 燃料デブリの収納に収納缶、又はユニット缶を燃料デ 又はユニット缶に充る空ユニット缶を空料デブリ取り出し収 向けて、空収納缶
ブリ取り出し収納セルからペデスタ 填可能な形状・寸収納缶から取り出
納セルの所定位置 の蓋を開放する。
ル内に搬入し、所定位置で待機 法に切削・加工す
す。
まで受入れる。
させる。
る。

【6】
排出物

【7】
燃料デブリ

【8】
ユニット缶

水素発生量低減や乾切削・加工した排 燃料デブリを回収
燥処理の初期条件緩
出物を燃料デブリと し、空収納缶、又は和等のために、燃料デ廃棄物に仕分けユニット缶に充填す
ブリ回収・充填時の同る。
る。
伴水を低減させる。

【9】
収納缶

ユニット缶

燃料デブリを充填した収納缶、又はユニット缶を、ペデスタル外の燃料デブリ取り出し収納セルまで搬出する。

シナリオ分岐A

シナリオ分岐B【分岐内容】
収納缶を直接ペデスタル
内に搬入 or ユニット缶をペデスタル内に搬入【分岐内容】
臨界可能性の有無で排出物を取り出し現場で燃料デブリ/
廃棄物に仕分ける or 排出物の存在エリアで燃料デブリと廃棄物を予め分類しておき、取り出し現場では仕分けない。

図 プロセスフロー例：燃料デブリ取り出し～ユニット缶への収納（工法PJにて詳細検討中）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.17

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(4/13)
SH-2【収納プロセス】

SH-1 ①

ユニット缶

Y

シナリオ分岐C（乾燥処理を行う）【10】乾燥

【11】装荷収納缶（蓋開）【13】表面汚染確認・除染【12】蓋締めSH-3

N

SH-1 ②収納缶（蓋開）

SH-1 ③

収納缶蓋

No.
取扱物

作業内容・目的

【10】
ユニット缶

【15】表面洗浄【14】蓋締め

【11】
ユニット缶

水素発生量、（配列時の）臨界リスク、腐食リスク等の低ユニット缶を収納缶に装荷す減の観点から、ユニット缶の状る。
態で早期に同伴水を乾燥させ、水分量を低減する。

【12】
収納缶

収納缶の蓋を閉止する。

【13】
収納缶

【14】
収納缶

洗浄後の収納缶表面の汚染の有無を確認する。
収納缶の蓋を閉止する。
汚染が確認された場合、除染する。

シナリオ分岐C【15】
収納缶【分岐内容】
ユニット缶の状態で乾燥処理を行う or 行わない。

収納缶表面を洗浄し、汚染拡大を防止する。

図 プロセスフロー例：ユニット缶の収納缶への収納～蓋締め©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.18

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(5/13)

SH-3【収納缶払出前プロセス】
SH-2

シナリオ分岐D

収納缶

Y（乾燥処理を行う）【16】乾燥

【17】払出確認【18】水素発生量測定

N
Y

シナリオ分岐E（移送容器を使用する）

収納缶

SH-4 ①N【22】空密封容器受入

空密封容器【23】蓋開け空密封容器（蓋開）【19】装荷密封容器（蓋開）

密封容器蓋【20】蓋締めNo.
取扱物

作業内容・目的

【16】
収納缶

【17】
収納缶

【18】
収納缶

【19】
収納缶

【20】
密封容器蓋

注；密封容器には収納缶1本を装荷と仮定

【21】
密封容器

保管施設への払出にあた
水素発生量、（配列
保管施設までの移送り、個々の収納缶の状態・収納缶装荷後の密封
時の）臨界リスク、腐時に、収納缶内の水素データの収集・紐付のため
容器表面の汚染の有食リスク等の低減の観濃度が、規定時間内に 収納缶を密封容器 密封容器の蓋を閉に、確認（質量測定、表無を確認する。
点から、同伴水を乾燥
爆発下限界に達しない に装荷する。
止する。
面線量率測定、外観確認
汚染が確認された場
させ、水分量を低減す
ことを確認するため、水（収納缶IDの確認含合、除染する。
る。
素発生量を実測する。
む））を実施する。

【22】
空密封容器

【23】
密封容器蓋

容器における燃料デブ
リ（ガス含む）の閉じ
込め性を早期に確保す 収納缶の密封に向るために、収納缶を密 けて、空密封容器
封する空密封容器を の蓋を開放する。
所定位置まで受入れる。

【21】表面汚染確認・除染

シナリオ分岐DSH-4 ②

シナリオ分岐E【分岐内容】【分岐内容】
収納缶の払出前に、乾燥処理を 収納缶を機能を分担させた2つの容器（密封行う or 行わない。
容器＋遮蔽容器）に2重に収納する or 収納
缶を移送容器（蓋だけ2重）のみに収納する.

図 プロセスフロー例：蓋締めされた収納缶の確認～収納缶の移送準備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.19

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(6/13)
SH-4【払出プロセス】【24】空移送容器／空遮蔽容器受入
空移送容器／空遮蔽容器【25】蓋開け蓋

空移送容器（蓋開）／空遮蔽容器（蓋開）

SH-3 ①収納缶

SH-3 ②

密封容器

No.
取扱物

作業内容・目的【26】装荷移送容器（蓋開）／遮蔽容器（蓋開）

【24】
空移送容器

【25】
空遮蔽容器

収納缶／密封容器の保管施設への搬送にあたり、外部運搬用の移送容器／
遮蔽容器を所定位置に受入れる。

移送容器蓋【27】蓋締め

【26】
遮蔽容器蓋

収納缶

遮蔽容器

【29】払出確認

移送容器【28】水素発生量測定

【27】
密封容器

移送容器蓋

遮蔽容器蓋

【28】
移送容器

【30】積載

【29】
移送容器

SH-5

移送車両

【30】
遮蔽容器

移送容器

遮蔽容器

払出しにあたり、移収納缶／密封容器を移送容器／遮蔽
所定数の収納缶／密封容器の装荷が 送容器単位で水素
1F構内を運搬する上で、容器に問題が容器に装荷するにあたり、容器の蓋を開完了した移送容器／遮蔽容器の蓋を閉 発生量を実測し、収納缶／密封容器を移送容器／遮蔽
ないか、確認（閉じ込め確認、表面汚 移送容器／遮蔽容器を運搬車両に積
放する。
止する。
規定時間内に水素容器に所定数装荷する。
染確認・除染、表面線量率測定、外観 載・固縛する。
（移送容器は、一次蓋／二次蓋の2つ（移送容器は、一次蓋／二次蓋の2つ 濃度が爆発下限界
確認（ID確認含む））を行う。
の蓋を開放する。）の蓋を閉止する。）に達しないことを確認する。

図 プロセスフロー例：収納缶の装荷～移送容器の払出準備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.20

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(7/13)

図 プロセスフロー例：構内移送～収納缶の乾式保管施設受入～収納缶の取出し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.21

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(8/13)
SH-6【乾式保管／保管前プロセス】

SH-5 ①収納缶【37】受入確認

シナリオ分岐GN（湿式保管を経由）【39】乾燥

【40】保管前確認

収納缶

SH-7

Y

【38】排水【42】水素濃度測定

SH-5 ②

No.
取扱物

作業内容・目的

密封容器

【37】
収納缶

【43】蓋開け【44】取出し収納缶【41】表面汚染確認・除染

【38】
収納缶

【39】
収納缶

【40】
収納缶

【41】
密封容器

【42】
密封容器

【43】
密封容器蓋

【44】
収納缶

収納缶の保管にあたり、収納受入れた収納缶に問題がない 湿式保管を経た収納缶につい密封容器の蓋開放に缶に問題がないか、確認（質 受入れた密封容器表面の汚か、確認（表面汚染確認・除 て、乾燥処理の初期条件を可 水素発生量、腐食リスク等のあたり、密封容器内の 密封容器から収納缶を量測定、表面汚染確認・除 染の有無を確認する。
密封容器から収納缶を染、質量測定、表面線量率 能な限り緩和するため、収納 低減の観点から、収納缶内の水素濃度を測定し、爆 取り出すため、密封容
染、表面線量率測定、外観 汚染が確認された場合、除染取り出す。
測定、外観確認（ID確認含 缶内の残水をドレン管から可 水分を乾燥除去する。
発下限界に達していな 器の蓋を開放する。
確認（ID確認含む））を実 する。
む））を実施する。
能な限り排出する。
いことを確認する。
施する。

シナリオ分岐G【分岐内容】
湿式保管を経由 or 経由
していない。

図 プロセスフロー例：収納缶の受入確認～保管前確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.22

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(9/13)

SH-7【乾式保管／保管プロセス】【45】空金属キャスク受入
空金属キャスク

蓋【46】蓋開け

空金属キャスク（蓋開）

SH-6

収納缶

【47】装荷金属キャスク（蓋開）【48】蓋締め金属キャスク【49】閉じ込め確認【50】ベント配管接続【51】ベント配管閉じ込め確認【52】長期保管

No.
取扱物

作業内容・目的【45】
空金属キャスク【46】
金属キャスク蓋

【47】
収納缶

【48】
金属キャスク蓋【49】
金属キャスク【50】
金属キャスク金属キャスク内のガスを管収納缶の収納して長期保 収納缶の収納に向けて、
所定数の収納缶の装荷が 金属キャスクが規定の閉じ
空金属キャスクに所定数の理された状態で外部に放管する空金属キャスクを所 空金属キャスクの蓋を開放完了した金属キャスクの蓋 込め機能を満足しているこ
収納缶を装荷する。
出するためのベント配管を定位置に受入れる。
する。
を閉止する。
とを確認する。
金属キャスクに接続する。

【51】
金属キャスク【52】
金属キャスク金属キャスクに接続したベント管が、規定の閉じ込め 収納缶を安定した状態で金属機能を満足していることを キャスク内に長期間保管する。
確認する。

図 プロセスフロー例：乾式保管準備～乾式保管©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.23

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(10/13)

SH-8【構内移送プロセス】

SH-5

No.
取扱物

作業内容・目的【湿式保管／受入プロセス】

移送車両【53】受入【54】荷下ろし

【53】
移送容器

【55】受入確認

遮蔽容器

移送容器

【56】水素濃度測定

【54】
遮蔽容器

移送容器

【55】
遮蔽容器

移送容器

遮蔽容器

受入れた移送容器／遮蔽容器に問題
移送車両に積載された状態の移送容器
移送車両から移送容器／遮蔽容器を、 がないか、確認（表面汚染確認・除／遮蔽容器を湿式保管施設に受入れ所定の位置に下ろす。
染、表面線量率測定、外観確認（IDる。
確認含む））を実施する。

【57】蓋開け【56】
移送容器【58】取出し収納缶

SH-9 ①

密封容器

SH-9 ②

【57】
移送容器蓋

【58】
遮蔽容器蓋

収納缶

密封容器

移送容器の蓋開放にあたり、移送容器内の水素濃 移送容器／遮蔽容器の蓋を開放する。
移送容器／遮蔽容器から、収納缶／密度を測定し、爆発下限界 （移送容器は、一次蓋／二次蓋の2つ封容器を取り出す。
に達していないことを確認す の蓋を開放する。）
る。

図 プロセスフロー例：構内移送～収納缶の湿式(プール)保管施設受入～収納缶の取り出し©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.24

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(11/13)

SH-8 ①収納缶【59】受入確認【63】水素濃度測定

SH-8 ②

No.
取扱物

作業内容・目的

密封容器

【59】
収納缶

SH-9

【湿式保管／一時保管プロセス】【湿式保管／一時保管前プロセス】【64】蓋開け【65】取出し【60】収納缶内注水【61】プール内保管

SH-10

収納缶

【62】表面汚染確認・除染

【60】
収納缶

【61】
収納缶

受入れた収納缶に問題がないか、確認（表面汚染確認・除湿式保管にあたり、収納缶内
染、質量測定、表面線量率を水を注入する。
測定、外観確認（ID確認含む））を実施する。

【62】
密封容器

【63】
密封容器

【64】
密封容器蓋

【65】
収納缶

収納缶をプール内の所定位置に 受入れた密封容器表面の汚 密封容器の蓋開放にあたり、密密封容器から収納缶を取り出
移動・静置する。
染の有無を確認する。
封容器内の水素濃度を測定し、密封容器から収納缶を取すため、密封容器の蓋を開放（収納缶の保管形態によっては、 汚染が確認された場合、除染 爆発下限界に達していないことをり出す。
する。
収納缶にベント管を接続する） する。
確認する。

図 プロセスフロー例：湿式保管準備～湿式保管©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.25

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(12/13)

SH-10【湿式保管／払出前プロセス】

SH-9【62】取出収納缶【63】水抜き【64】表面洗浄

シナリオ分岐HN（燃料デブリの乾燥処理を行う）【65】表面乾燥【67】払出確認【68】水素発生量測定

SH-5

Y

【66】乾燥
以降のプロセスは、SH-3『シナリオ分岐E』からSH-4『払出』まで同一となることから、記載は省略。

No.
取扱物

作業内容・目的

【62】
収納缶

【63】
収納缶

【64】
収納缶

【65】
収納缶

【66】
収納缶

【67】
収納缶

【68】
収納缶

乾式保管施設への払出にあたり、水素発生量や漏えいリスクの水素発生量、（配列時の）乾式保管施設までの移送時
個々の収納缶の状態・データの再収
乾式保管への移行に向けて、 低減、乾燥処理における初期
滴下による汚染拡大を防止す 臨界リスク、腐食リスク等の低に、収納缶内の水素濃度が、汚染拡大を防止するため、収集・再紐付のために、確認（質量測
プール内から収納缶を取り出 条件緩和等のために、収納缶るため、収納缶表面に付着し 減の観点から、収納缶表面及規定時間内に爆発下限界に
納缶表面を洗浄する。
定、表面汚染確認・除染、表面線す。
内に存在する水をドレン管からている水を乾燥させる。
び収納缶内の水を乾燥させ達しないことを確認するため、量率測定、外観確認（収納缶IDの排出する。
る。
水素発生量を実測する。
確認含む））を実施する。

シナリオ分岐H【分岐内容】
収納缶の払出前に、燃料デブリの乾燥処理を行う or 行わない。

図 プロセスフロー例：湿式保管施設での収納缶取出し～搬出準備©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.26

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（2）保管システムの検討(13/13)
仮設定したプロセスフローに基づき、成立するための課題等を抽出した。（下図は代表的な議論のテーマ）
・収納缶／廃棄物容器に入れる対象物／
燃料デブリの定義／燃料デブリの確認手法／物量／
仕分け場所（炉内／一時保管前／処分前）
原子炉建屋

保守
セル

・収納缶の機能／施設の機能／
機能分担／制約事項

搬出入口
(増設)

・移送のコンセプト／必要機能／
払出し前の確認と処置事項（安全上／計量管理上）／
払出し頻度（移送容器容量）

搬出セル

燃料デブリ搬出
建屋

燃料デブリ
取り出し収納セル 収納缶取扱ｾﾙ

保管施設

燃料デブリ
取り出し

収納缶に収納

収納缶の
洗浄等

収納缶を
移送容器に装荷

移送容器払出し

図 原子炉格納容器底部 気中-横アクセス工法の例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（3）保管方式の検討

No.27

一例として、収納缶開発において考慮要否が未決定となっている一時保管（湿式保管）の判断フローをＩＲＩＤ内外有識者、工法
ＰＪ、廃棄物ＰＪとの合同会議でケーススタディし整理した。その結果、現時点で湿式保管は選択肢として必要となる可能性があることから平成30年度も引き続き協議し具体化に取り組むこととした。

図 一次保管（湿式保管）の判断フロー©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.28

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(4)乾燥システムの検討（1/6）①目的
燃料デブリの長期保管方法として乾式保管が合理的と考えられている。一方で、乾式保管には燃料デブリの乾燥法の確立が必須である。本検討は乾燥システムの概念案設定のため、基本要件となるスループット確保と安全性（特にＦＰ放出）を考慮した乾燥方法を仮定することを目的とする。
②目標とした乾燥条件
自由水除去を乾燥目標として設定した。
乾式保管は燃料デブリを乾燥して不活性雰囲気で保管することにより腐食等の経年劣化や水の放射線分解による水素発生を抑制することに特徴があり、これらは燃料デブリに含まれる自由水を除去することでほぼ達成できる。なお、コンクリート（MCCI生成物等）に含まれる結晶水は、腐食の要因となる電池形成に寄与しないこと、既往研究で水素発生に寄与しないデータが得られていることから対象外とした。
③平成29年度の検討概要
TMI-2で行った加熱真空乾燥だけでなく収納缶内をより高温に加熱する高温加熱乾燥、さらに高温に温風を吹込む温風乾燥も検討した。
• 1Fでは作業性の観点から回収した燃料デブリをいったんユニット缶に収納したうえで収納缶に収納する方法で検討が進められており、収納缶を加熱しても燃料デブリに熱が伝わりにくいことが想定される。
• ユニット缶状態での乾燥は、直接加熱により短時間での乾燥が期待できる。技術開発としては収納缶での乾燥手法の検討の成果を流用できるため、現時点では検討対象とはしないこととした。
加熱面（ヒータ等）
収納缶内圧：真空～大気圧

空気の流れ

収納缶壁（120℃程度）
燃料デブリ
水分

真空引き

熱の流れ

加熱面
（ヒータ等）

収納缶壁（MAX300℃）
燃料デブリ
水分

輻射

輻射
熱伝導

真空

空気の熱伝導（静止空気）

加熱面（ヒータ等）

収納缶壁（MAX300℃）
燃料デブリ
水分
輻射
対流
対強制流
（高温空気）

図 乾燥方法の概要
収納缶内；真空（減圧）【加熱真空乾燥】収納缶内；空気【高温加熱乾燥】収納缶内；高温空気（強制対流）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning【高温加熱+温風乾燥】

６.実施内容

No.29

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討（Ⅲ）減率乾燥期間 （Ⅱ)定率乾燥期間 (Ⅰ)予熱期間(4)乾燥システムの検討（2/6）

a.予熱期間（真空乾燥では減圧期間）（I）：加熱により内部の水が沸騰し始める（真空乾燥では容器内の減圧で内部の水が沸騰し始める）期間
所要時間は入熱量と燃料デブリの熱容量で決定される。（真空乾燥では真空ポンプの吐出能力と容器の容量で決定される。）⇒期間は短いため、今回の検討では無視した。
b.定率乾燥期間(II)：沸騰が始まり乾燥は外部入熱量と蒸発潜熱が釣り合うよ
う進むため、含水率は時間に対して一定割合で減少する。
蒸発時間は残水量を蒸発速度で除すことで計算できる。
⇒外部入熱量を伝熱モデルで模擬して試算した。（水分量を水切り試験より
燃料デブリ体積に対して30vol.%相当の水が同伴、収納効率を30vol.%、
燃料デブリの発熱ゼロと仮定）

c.減率乾燥期間（III）：狭隘部の水が気化、膨張して染み出す等、乾燥が物質移動量に支配される。燃料デブリの形状（狭隘部の水の存在状態）が不明であり、実物による検証がないと精緻化は難しい。定性的にはIIが短ければIIIも短い。
⇒デブリ性状把握PJの要素試験では期間が短いため無視した。なお試験規模が小さいため短期間の結果となった可能性もあるため、今後の課題とし
た。

表面が乾燥

表面

水の蒸発

内部

水の蒸発

懸垂水

We：平衡含水率
Wc：限界含水率We

乾燥速度【mg-H2O/cm2・min】

定率乾燥期間（右図の領域II）に着目して蒸発速度を試算：乾燥速度-dW/dt：乾燥速度

④考え方

Wc

W:含水率
：含水率

多孔質固体材料の乾燥特性曲線例

Al2O3
SiO2
ZrO2
UO2

20

300℃

200℃

10

100℃
0
-200

0

200

400

セラミックス 含水量【mg】

図 デブリ代替材による乾燥特性
デブリ性状把握PJ 平成28年度検討成果より引用
注：グラフは右から左方向へ含水量が減少する（乾燥が進む）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
につれて乾燥速度が変動することを示している。

６.実施内容

No.30

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(4)乾燥システムの検討（3/6）⑤評価手法
平成28年度の燃料デブリの水切り予備試験で、水切りしても燃料デブリ体積に対し10vol.%～50vol.%相当の水分が残留する結果が得られており、加熱を前提に減圧や缶内を流動すること等のパラメータサーベイを行い、乾燥速度を比較した。乾燥速度は、燃料デブリへの入熱量を水の蒸発潜熱で除して求めた。

収納缶壁 Th：max300℃（TMI-2情報に基づき検討範囲として設定）
燃料デブリ

収納缶内圧：
減圧～大気圧検討条件：
乾燥工程は定率乾燥期間（ＩＩ）
のみとして仮定する。
（減率乾燥期間はなし）

空気流れ
Td：燃料デブリ温度
熱流れ輻射

（乾燥時の収納缶内圧力から水の沸点温度を設定）

燃料デブリ内の水分は表面に供給されて入熱量が全て蒸発（気化熱）に消費されると仮定し、燃料デブリ温度は水の沸点とする。

強制対流：Nu数を設定
対流：考慮しない場合／流速0.2m/sec程度

図 伝熱モデルの概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.31

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(4)乾燥システムの検討（4/6）⑥検討ケース
以下を検討ケースとして設定した。
加熱乾燥(基本ケース)
加熱真空乾燥
高温加熱乾燥
高温加熱+温風乾燥

表 検討ケース条件一覧

条件一覧

単位

加熱乾燥
(基本ケース)

加熱真空乾燥

高温加熱乾燥

高温加熱+温風乾燥

収納缶温度

℃

120

120

300注1

300

温風入口温度

℃

-

-

-

300注1

燃料デブリ温度（水の沸点と仮定）

℃

100

11注2

100

100

収納缶内径

mm

220

220

220

220

温風流速

m/s

-

-

-

0.2

注1：TMI-2燃料デブリの乾燥に関する情報から暫定的に上限値として設定した値
注2：真空乾燥時圧力として10mmHgと仮定して設定した値（10mmHg圧力での水の沸点）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.32

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(4)乾燥システムの検討（5/6）⑦評価結果
乾燥システム別の乾燥時間を比較した。
1.00

0.30
0.05

0.02

加熱乾燥
（基本ケース）

加熱真空乾燥
高温加熱乾燥
高温加熱+温風乾燥（減圧の効果）収納缶温度を300℃に収納缶温度を300℃（燃料デブリ温度11℃：10mmHg） 加熱した場合の効果に加えて強制対流の効果
図 加熱乾燥（基本ケース）を1とした場合の乾燥時間の比較（基本ケース：燃料デブリ温度100℃（大気圧）、収納缶温度120℃、温風なしの所要時間）
基本ケースでφ220mmの収納缶に燃料デブリを充填率30%充填するとともに燃料デブリ体積に対して30vol.%の水を同伴した場合の所要時間（領域IIのみ）は約3日間となる。不確定性の大きな領域IIＩの所要期間を想定するとさらに日数を要する可能性もある。
⇒6.2.(2)で検討した物量に基づく処理能力の試算結果（10.8缶／日を仮定）より、施設合理化や期間短縮は重要となる可能性があり、この場合、高温加熱乾燥、高温加熱+温風乾燥は有効な乾燥方法である。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.33

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(4)乾燥システムの検討（6/6）⑧まとめ・乾燥を効率的に行うには、減圧も効果があるものの加熱と収納缶内への温風導入が効果的である。
⑨今後の予定スループット確保の効果が期待できるためTMI-2で実績のある加熱真空乾燥と併せて高温加熱乾燥や高温加熱+温風乾燥も含めて検討を進める。

a.デブリ性状把握PJで検討している燃料デブリ内の核種のFP挙動（化学形態／揮発性）の成果を取り込み、乾燥温度条件を設定する。
b.乾燥システムの装置化の観点から加熱方法等を検討し、乾燥設備への仕様案を検討する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.34

6.2.燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討(5)取扱装置の仕様の検討・見直し①目的収納缶の取扱いとして、蓋締め、吊上げ等の工程があり、これらに用いる取扱装置は収納缶専用のものとなることからシステム検討の一環として、収納缶の仕様と並行して取扱装置の基本仕様を決定する。
②平成29年度の検討概要
現時点での6.3(2)蓋構造の検討を踏まえた取扱装置（蓋締め装置、収納缶吊具）の例を以下に示す。
③今後の予定並行して検討する処理能力の観点からの要求を踏まえつつ蓋構造の最新化に合わせて継続検討する。

メインシャフト昇降装置
アーム開閉用モータ

カム

ボルト締付装置
約2500mm

約2000mm

ナットランナアーム

図 蓋締め装置の例（ボルト構造２用）

図 収納缶吊具の例（収納缶本体を把持する場合）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.35

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(1)未臨界の安全性検証(1/5)①未臨界維持方策の検討
目的：収納缶内径拡大に必須である未臨界維持方策を選定するため、内径拡大効果と安全評価の説明性の観点から実現性を評価する。
燃料デブリ条件
ベース

最厳条件(約5wt%UO2+水の最適減速状態）

No.

未臨界維持方策（設計条件制限項目）

①

②

③

収納缶内径
－

・約220mm(10mm厚SUS製)

安全評価の説明性◎ ・説明性は問題ない。

内径拡大効果（目標内径：400mm）

安全評価の説明性・燃焼実績や燃料設計仕様を根拠に説明することは可能だが、・現実的な濃縮度設定の範囲では400mmに到達不可
設計条件として担保することが必要。効果が期待できるほど濃縮度低下△ （約5wt%から2wt%程度までの内径拡大効果は小さく、 × の低濃縮度は設計条件として担保することは困難。
内径400mmとするためには約1.7wt%まで低減必要）
・燃焼を考慮した炉内の最高濃縮度は臨界管理PJの成果によるが、大幅な低減は見込めない予定。
燃料デブリへの・一定の効果はあるが、収納缶内の燃料デブリと構造
・燃料デブリへの構造材の混合率や分布状態を設計条件とし○
×構造材の混入の可能性を考慮
材の混合率に依存て担保することが必要
燃料デブリへの・内径拡大の効果は大きく、条件によって400mmに達炉内中性子吸収材(Gd/B4C) ◎ するが、収納缶内の燃料デブリと炉内中性子吸収材 × ・混合率や分布状態を設計条件として担保することが必要の混入の可能性を考慮の混合率に依存④

ホウ酸水投入

⑤

水分量制限

⑥

収納缶内部に中性子吸収材敷設⑦収納缶材料変更

・濃度や分布状態を設計条件として担保することが必要（知見の有無、条件を調査する）
・1F燃料デブリ取り出し現場へ適用する場合、水分量測定技
・一定の効果はあるが、収納缶内の燃料デブリと水の術により、含水率や水分量（残水量）を担保することが必要○○
分布条件に依存・乾燥処理した場合、水切りよりも残水量の低減は見込めるが、乾燥後の水分量の担保が必要
・B-SUS板やB4C管敷設により収納缶内径を400mmに・変形等の事故時の影響確認が必要になるが、基本的には設◎◎することは可能計条件として設定できるものであり、説明性あり
・B-SUS製にすると、20～30mm程度の内径拡大は可・ラック材、バスケット材として使用実績は十分あり、説明性あ
△
◎
能
り
◎

・内径拡大の効果は大きく、条件によって400mmに到
達可能○【効果】△：400mmの可能性小、○：400mmの可能性中、◎：400mmの可能性大、【説明性】×：説明性なし、△：説明性小、○：説明性中、◎：説明性大中性子吸収材の適用は収納缶内径拡大と燃料デブリ再臨界防止に説明性や効果の点で有効である。
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一方、水分量制限は簡便だが説明性に課題がある。 ⇒ 燃料デブリ水切りによる水分量制限を検討する。

６.実施内容

No.36

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(1)未臨界の安全性検証(2/5)②燃料デブリ水分量制限の運用検討（水分量測定技術の調査）

目的：収納缶内径拡大等に水分量制限を適用するには、水切りだけでは臨界管理上の余裕が少なく計測による定量的な担保が必須と判断、水分量測定技術を調査し1F燃料デブリ取り出しにおける現場への適用性を評価した。
電気抵抗式

電気容量式

マイクロ波式近赤外（光）式

中性子式

乾燥重量式

化学測定法

水分測定の標準方法
測定対象である絶縁物
測定対象物にマイクロ測定対象物に高速中性
測定対象物の水分と測定対象に交流電圧を測定対象物に赤外光を水分測定 または半導体に電極を波を照射し、その通過子を照射し、熱中性子 測定対象物の乾燥前後 カールフィッシャ試薬で印加し、電気容量の変照射しその反射率を測原理
刺して通電し抵抗値か前後のエネルギー量をへの変化量を測定する の重量を測定
滴定し、遊離ヨウ素によ化から算出
定することにより算出
ら算出
測定することにより算出
ことにより算出
る分極電圧が急激に変化する滴定量から測定
主な用途
（適用例）

木材、建材、砂・砂利

建材、紙、気体、液体

木材、建材、砂・砂利、 食品、鉱物、薬品、小食品、汚泥、粉体
麦粉、汚泥

鉱石、焼結原料、コーク 食品、木材、石炭、コー 食品、油脂、製薬・医薬
ス、砂、コンクリート
クス、鉱石品

以下の理由から適用性
以下の理由から適用性
以下の理由から適用性
なしと判断
なしと判断
なしと判断
以下の理由から適用性
 水分量測定のために
以下の理由から適用性
 燃料デブリに構造材
 燃料デブリの組成に
なしと判断
なしと判断
燃料デブリの乾燥が
 試薬は大気の湿分の金属（導電物）がより測定値が大きく
電気抵抗式と同様の理 電気抵抗式と同様の理  測定対象物の表面し必要であるが、ペデ
燃料デブリへ 混入している可能性
変動し、精度が担保にも敏感に反応する
由から適用性なしと判 由から適用性なしと判か測定できず、燃料
スタル/RPV内でのの適用性が高く、測定不可
できないため未臨界
ため、湿分環境から
断断デブリ内部や、積み乾燥は不可能 ユニット缶（鋼製容保証のための測定の隔離が必要であり、
 乾燥前後の重量を測重なった燃料デブリ器）を介しての測定と技術としては不可
ペデスタル/RPV内の水分測定不可定するだけであり、
 高放射線環境下でなり、高精度の測定では実施不可乾燥後も水分が残っが困難
性能が保証できないている可能性がある

 1F燃料デブリ取り出し現場（遠隔、放射線環境下）で、収納缶を介して性状・組成・形状が不定の燃料デブリに適用可能な計測技術は確認されなかった。水分量を定量的に担保できないため、水分量制限を臨界防止機能の設計条件には適用できない。
水分量制限は現時点で担保できる条件として設計への適用は困難と判断される。
ただし、水切り作業は乾燥時間低減等に効果が期待できる。プロセスとして組み込む方針とした。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.37

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(1)未臨界の安全性検証(3/5)③乾式貯蔵時を想定した臨界評価（無限配列条件）

目的：乾燥を前提とする乾式保管施設合理化を目的とし、収納缶の稠密保管条件を未臨界維持の観点から明確した。
＜評価条件＞
 燃料（ペレット初期最高濃縮度4.9wt%）と水（乾燥処理後の残留水）は、均質・均一混合状態と仮定
 十分な乾燥処理により、水体積割合が0.2以下まで低減されるものと仮定 安全側の条件として、収納缶が無限に配列されているとしてモデル化（下図 計算モデル参照）＜評価結果＞
収納缶単独で未臨界維持可能な内径220mmの収納缶であっても、複数体を配列することで実効増倍率が増加。
今回の評価条件では、未臨界維持のために、内径220mmの収納缶でも、裕度を考慮すると水体積割合0.1以下まで乾燥処理で水分除去が必要 ⇒ 乾燥検討の前提として検討
評価基準（0.95）を超過

収納缶

UO2+H2O

無限配列の場合、内径220mmの収納缶でも水体積割合0.1以下が必要

無限配列でモデル化注1
高さ方向：無限図 計算モデル

注1：無限配列モデルのため、実効増倍率は収納缶の中心間距離に依存しない。

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図 評価結果６.実施内容

No.38

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(1)未臨界の安全性検証(4/5)④ホットセル内等、仮置きを想定した臨界評価（有限配列条件）
目的：Ｒ/Ｂのセル内等での収納缶の仮置きは、特にスペース確保が困難と予想されるため、稠密保管条件を
未臨界維持の観点から明確化する。
＜評価条件＞
 燃料（ペレット初期最高濃縮度4.9wt%）と水（乾燥処理後の残留水）は、均質・均一混合状態と仮定
 十分な乾燥処理により、水体積割合が0.2以下まで低減されるものと仮定 一時保管（仮置き）を想定し、収納缶の配列を有限配列（10×10配列）でモデル化＜評価結果＞
内径220mmの収納缶において、水体積割合が0.2の場合、収納缶の中心間距離を33cm以上確保すれば、10×10配列時も未臨界維持が可能である。

評価基準（0.95）

一方、水体積割合を0.1以下に低減できれば、収納缶同士を接触させた隣接配置が可能となる（面積効率最大）。このときの貯蔵効率注1は、内径に依存せず
0.7注2で同程度であり、収納缶口径拡大は貯蔵効率の向上には寄与しない。
水体積割合0.2において、未臨界維持のためには収納缶間の中心間距離は33cm以上必要
注1：貯蔵効率は単位面積あたりに占める収納缶内の面積
注2：収納缶の厚さを10mmと仮定（内径220mm収納缶、10×10配列体系の例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図 評価結果６.実施内容

No.39

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(1)未臨界の安全性検証(5/5)⑤まとめ
a.未臨界維持方策の検討
 収納缶内径拡大時の未臨界維持方策について、拡大効果及び安全評価説明性の観点から検討した。
 内径拡大と燃料デブリ取り出し作業量は比例することから、今後、取扱いにおける要求等の未臨界維持以外の観点も踏まえ、適用する方策を設定する。
b.燃料デブリ水分量制限の運用検討

 収納缶内径拡大時の未臨界維持方策として、水分量制限の適用は困難であることを確認したが、燃料デブリの水切りは運用上のメリットが想定されることから、スループットや付帯設備に影響しない範囲で、燃料デブリ
取扱いプロセスに水切りを組み込む前提として各検討で考慮する。
c.乾式貯蔵時を想定した臨界評価
 乾燥処理性能が得られれば、隣接状態での配列が可能となり、乾燥手法検討の要求条件として組み込む他、残留水分の取扱い等について工法PJ、基盤PJ、臨界管理PJ等の検討成果を反映し、未臨界維持シナリオを設定する。
⑥今後の予定 工法PJ、基盤PJ、臨界管理PJ等の検討結果を反映し、未臨界維持シナリオを確定する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（1/8）①目的収納缶設計のひとつとして、燃料デブリを収納するために必要な蓋構造について検討する。
平成30年度末には安全性（必要な構造健全性）および作業性（必要なスループット）等が成立できる蓋構造設計案を提示する。
②蓋要求仕様
収納缶に対する要求機能をもとに、平成28年度に遠隔操作を考慮した蓋構造に対する要求仕様案を設定した（下表参照）。
⇒収納缶外部へ燃料デブリ片を放出しない閉じ込め性（それを担保する構造強度含む）と遠隔操作による作業性が必要である。
平成28年度には、これら要求仕様案を満足する蓋構造として、簡易取付構造、ボルト構造、溶接構造を候補として抽出、蓋構造を概略検討した。

No.40

表 収納缶蓋構造に対する要求仕様案
項目

要求事項

閉じ込め性

燃料デブリ片を外部に放出しないこと注１。

構造強度

収納缶の転倒等による衝撃を受けた場合においても、蓋の外れや破損が起こらないこと。
収納缶の内圧に対して健全性を維持できること注２。

作業性気中または（および）水中での遠隔操作による蓋締めおよび蓋開放が可能であること。
作業性の観点から、蓋の回転など簡易な動作で蓋締めが可能であること。

注１：収納缶は水素対策としてベントを基本とすることから、蓋部にも気体に対する密封性は要求しない。
注２：収納缶は気体に対する密封性を要求しないものの、蓋の構造設計のための条件として一定の内圧に耐えることを要求することとする。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.41

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（2/8）③想定事象の整理
IRID内外有識者や工法PJ、基盤PJの最新の検討状況を踏まえ、取り出しから保管までの収納缶取扱いフローを見直し、安全を確保する上で、評価すべき事象を再抽出した。

揚重機

取扱い冶具
収納缶
c.収納缶上への垂直落下a.垂直落下b.転倒
収納缶移動設備

ポート
UC

約6.1m

遮へい壁
（約2 m（暫定値））

移送容器注２（約5.6 m）

約8.6m

収納缶（約2 m）
移送容器移動設備（約0.5 m（暫定値））
図 収納缶取扱いフロー案

図 事象の抽出例注１
注１：保管施設側事象もこれらと同じか包絡されていることを確認済み
注２：既存の使用済燃料輸送容器へ２段積みすることを想定

a.垂直落下高さが平成28年度までに設定した9mに包絡されていることを確認するとともに、新たな事象として、b.転倒、c.収納缶上への垂直落下（まずは包絡的に7mを仮定）を抽出。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（3/8）④蓋構造の設計例（1/2）
平成28年度の概略検討をもとに、放射性廃棄物容器等の実績を考慮しながら、蓋構造案を検討した。特に、燃料デブリの閉じ込め性と1Fでの作業性の観点で検討した。

蓋(インテグラル
構造注1)
蓋吊上げ用溝
廻り止め金具

ベント管取付位置 蓋吊上げ用つかみ部
蓋吊上げ用穴

ロックナット

No.42

蓋

ボルト

ボルト

蓋

つめ

収納缶本体
(フランジ部)
Ｏリング
ベント管(蓋側面取付)
取付位置

ベント管
取付位置

(a)簡易取付構造
注1：胴とクランプ（締め具）とが一体になったもので蓋板を締結する構造。

収納缶本体
Ｏリング (フランジ部)(蓋側面取付)(b)ボルト構造１
図 蓋構造の設計例（収納缶内径220 mmの場合）

収納缶本体(フランジ部)

Ｏリング(蓋平面取付)(c)ボルト構造２©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.43

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（4/8）④蓋構造の設計例（2/2）
設計した蓋構造について、比較検討、今後の検討方針を決定した。
表 検討した蓋構造案の比較例
項目

簡易取付構造

ボルト構造

溶接構造

概略図例

溶接開先等の具体的検討となるため今回は未検討

ボルト構造１
特徴＜作業性＞
・単純な作業（押し込み、回転）で締付け可能。

＜閉じ込め性＞
・蓋の押し込みによるＯリングのつぶしにより、閉
じ込め性確保。

ボルト構造２＜作業性＞
・遠隔でのボルト締付けは可能と考えるが、トルク管理などノウハウが必要。
・ボルトのかじり対策が必要。
＜閉じ込め性＞
・蓋の押し込み（ボルト構造１）またはボルト締付け（ボルト構造２）によるＯリングのつぶしにより、閉じ込め性確保。

＜作業性＞
・遠隔での溶接実績はあるが、1F環境での成立性は要検討。
＜閉じ込め性＞
・溶接構造で閉じ込め性確保。

使用実績例

・インテグラル構造自体は高超圧力容器で実績あるが、シール方法など1F収納缶向けに変更点あり。
・廃棄物容器でも設計例あり。

・遠隔操作でのボルト構造容器としては、六ヶ所
低レベル廃棄物容器などの例があり。

・六ヶ所ガラス固化体容器
・使用済燃料用キャニスタ（国外）評価

取り付け作業の容易さから候補のひとつとして検討を継続する。平成30年度に蓋構造案に対する
構造健全性など成立性を検証する。

蓋構造の堅牢性から候補のひとつとして検討を継続する。平成30年度に蓋締付け作業に対する
スループット評価などをおこない、適用性を検討する。

溶接作業環境を考慮すると現時点での採用は難しいが、長期保管に向けた保管施設での溶接処置の可能性はあるため、保管側の具体的な進捗状況を見ながらすすめる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.44

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（5/8）⑤蓋構造検証試験の検討(1/3)
設計した蓋構造案に対して、成立性検証のために確認すべき事項を検討した。
蓋の閉じ込め性（燃料デブリの放出）の観点
で、蓋の破損モードを検討した（図参照）。
落下等の衝撃荷重を受けるような事象に対しての破損モードとして以下を抽出した。

燃料デブリ
の漏えい

蓋の破壊

腐食・孔食

環境（高温、多湿）

蓋の変形

重量物落下

材料選定

収納缶落下
シールの破壊a.蓋の変形b.Ｏリングの破損
c.収納缶の変形
d.つめ/ボルトの破損

異物噛み込み燃料デブリ等の付着

Ｏリングの熱劣化

環境

寿命

材料選定

Ｏリングの照射劣化

環境

寿命

材料選定

Ｏリングの破損

バリ
蓋締め作業不良
異物噛み込みＯリング取り付け不良
重量物落下
収納缶落下
収納缶転倒

このうち、a.、c.、d.について、評価すべき事
象の検討で抽出された事象に対して動解析による評価を実施した。なお、b.については解析のみでＯリングの破損挙動を精度よく模擬することは現状困難であり、試験での確認が必要と考える。

収納缶の変形（シール部拡大）

収納缶落下
収納缶転倒
熱変形
内圧上昇

蓋の回転

回り止めピン/
ボルトの破損

重量物落下
収納缶落下

蓋の脱落

つめ/ボルトの破損

重量物落下
収納缶落下

図 蓋の破損モードの抽出例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（6/8）⑤蓋構造検証試験の検討(2/3)③で選定した事象に対して、設計した蓋構造案で動解析を実施。解析結果より抽出した
11.7 m/s
破損モードに対する閉じ込め機能の健全性を確認した。
（7m落下相当）
収納缶胴部

底部緩衝構造

収納缶蓋
収納物

落下収納缶
（模擬体：約1.5t）

シール部付近に塑性ひずみ発生420 mm

110 mm
10 mm

No.45

57 mm

1500 mm

収納缶蓋

545 mm
400 mm

400 mm

収納缶胴部

2000 mm

10 mm

原点を中心として転倒時の角速度を付与① 解析モデル② シール部近傍の相当ひずみシール部の隙間量 [mm]1.0

暫定判定値を超えており、漏えいが発生する可能性ありと判断

0.8
0.6

暫定判定値：JISに規定されるＯリングのつぶれ
代の1/2を暫定的に設定

0.4
0.2

0.0
-0.2

① 解析モデル

剛体床

1.0

シール部の隙間量 [mm]原点

シール部付近に塑性ひずみ発生② シール部近傍の相当ひずみ

0.8
暫定判定値：JISに規定されるＯリングのつぶれ
代の1/2を暫定的に設定

0.6
0.4
0.2
0.0
-0.2

0

30

60

90
角度 [度]

120

150

180

0

30

60

90
角度 [度]

120

暫定判定値を超えて150 おらず、漏えいは発生180しないと判断③ シール部のすき間量注１（180度が上側）③ シール部のすき間量注１(a) 転倒時(b) 収納缶上への垂直落下時（緩衝構造なし）
図 動解析結果の例（簡易取付構造、収納缶内径400 mm、温度300℃の場合）
注１：シール面近傍の蓋および収納缶胴部の変形量から隙間量を評価。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.46

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（7/8）⑤蓋構造検証試験の検討(3/3)
解析結果から、蓋構造案に対して、閉じ込め機能の健全性を評価するとともに、評価結果および動解析の妥当性の検証方法について検討した。

表 蓋の閉じ込め機能に係る部位の動解析結果の例（簡易取付構造の場合）と妥当性検証方法案（収納缶内径400 mmの簡易取付構造の場合）
蓋の変形/
収納缶の変形注１

Ｏリングの破損

つめの破損

底部緩衝構造なし

塑性変形なし、すき間量：ほぼ 0 mm（○）－

破損なし注２

底部緩衝構造あり

塑性変形なし、すき間量：ほぼ 0mm（○）

解析のみでＯリングの－破損挙動の模擬は不可

破損なし注２塑性変形あり、すき間量：ほぼ 0mm（○）－

破損なし注２

事象
垂
直
落
下

収納物の蓋
への衝突注３

底部緩衝構造なし
底部緩衝構造あり

塑性変形あり、すき間量：約 0.9mm（×）－

破損なし注２

底部緩衝構造なし

塑性変形あり、すき間量：約 0.02mm（○）

破損なし注２

底部緩衝構造あり

塑性変形あり、すき間量：約 0mm（○）

解析のみでＯリングの－破損挙動の模擬は不可－

破損なし注２

要素試験により試験後のＯ
リングの状態を確認するとともに、漏えい検査で漏えいの有無を確認

要素試験により試験後のつめ爪部の状態を確認するとともに、漏えい検査で漏えいの
有無を確認

転倒
収納缶上への落下注４

収納物の蓋への衝突は発生せず

妥当性検証方法案

要素試験により試験後のシール面近傍の寸法測定をするとともに、漏えい検査
で漏えいの有無を確認

注１：シール面近傍の蓋および収納缶胴部の変形量からすき間量を評価。なお、JISに規定されるＯリングのつぶれ代の1/2をすき間量の暫定判定値（0.325mm）とし、暫定判定値より小さい場合を○ （漏えいなし） 、暫定判定値を超える場合を× （漏えいあり）と評価。
注２：表中「破損なし」はひずみが0.3（30％）以下（暫定値）により破損しないと判断。
注３：垂直落下時に収納物が跳ね上がり、蓋内側に衝突する事象。
注４：閉じ込め機能の健全性評価では、被衝突側収納缶が対象。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.47

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(2)構造強度の安全性検証：蓋構造の検討（8/8）⑥まとめ・収納・移送・保管WGや工法PJ、基盤PJの最新の検討状況を踏まえ、取り出しから保管までの収納缶取扱いフローを見直し、安全を確保する上で、評価すべき事象を再抽出した。
・ 1F環境での作業性と燃料デブリの閉じ込め性の観点で蓋構造案を検討した。
・抽出した事象に対して、蓋の閉じ込め性（燃料デブリ放出）の観点から破損モードを検討した。
・破損モードに対して、動解析を実施、蓋の健全性の観点から、評価すべき項目を設定した。
・設定した評価項目に対して、評価項目の妥当性および蓋の健全性を検証するための方法を検討した。
⑦今後の予定平成29年度検討結果より得られた、設計した蓋構造の取扱い方法を含めた成立性の確認や蓋の閉じ込め性に関する評価項目の妥当性および健全性の検証（特に簡易構造）に対して、平成30
年度に要素試験や解析により確認する。具体的には以下の項目を実施する。
・蓋構造試験体の設計・製作
・取扱い性確認試験
・構造健全性確認試験（荷重試験）
これら結果に基づき、蓋構造設計案を提示する。
なお、遠隔蓋締め技術としては、遠隔での操作がしやすい機構とすることで蓋締め技術自体に開発要素はないものと考え、取扱い性確認試験では機構面での確認を行うものとする。
また、蓋構造の検討とは別に平成32年度に計画する実機大落下試験に向けた準備（平成30年度は試験体設計と試験計画の検討）を進める。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.48

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(3)経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（1/6）①目的
目的：収納缶材料を選定する。
燃料デブリには海水導入に伴う塩化物イオンが含まれており、これらを考慮してすき間腐食、塩化物ＳＣＣ発生の観点から材料候補案を選定する。
②平成28年度までの実施内容
 燃料デブリ性状や環境等を余裕を見込んで想定し、Ｎｉ基合金やＴｉ合金が候補となったが、燃料デブリ性状に不確定性を有している限り、腐食の可能性を完全に払拭することは不可能なだけでなく加工の難しさ等まで考慮すると必ずしも合理的な選択肢とはならないと判断した。
 これらを踏まえ、経験のある炭素鋼/SUS316Lの適用性を評価することとし、SUS316Lの経年劣化モードとなるすき間腐食と応力腐食割れ（SCC）の観点から冠水での取り出しや保管（プール）、
気中での取り出し、乾式保管の環境を評価し劣化はほぼないことを確認した。また、未臨界の観点で適用可能性がある五ホウ酸ナトリウムは耐食性の観点からも有効であることを確認した。
③平成29年度の実施内容
 炭素鋼は全面腐食の形態となって、腐食量の推算から腐食しろを設けることで構造健全性を維持する手法が確立しているが、長期のプール保管の場合、外表面が腐食して、保管後の蓋の再開放等の作業性に支障が生じる可能性がある。 ⇒炭素鋼は、長期のプール保管には適さない材料である。
 ニーズが残されているプール保管にも有利なSUS316Lを中心に、未検討の移送・乾燥の環境とともに水切りした燃料デブリを気中保管する可能性が想定されたため追加評価した。これら環境は、塩化物イオンの濃縮や高温環境が想定されるため期間が短いものの評価においては厳しい条件となる可能性がある。
参考： 塩化物イオン濃度実績（深谷他、福島第一の格納容器・配管類の腐食抑制に係る現状と課題、第63回材料と環境討論会、2016年）
1号機 19ppm(2012/10/12) 2号機 2.9ppm(2013/8/7) 3号機 <1ppm(2015/10/22)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.49

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(3)経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（2/6）◆SUS316Lの収納缶の使用環境における耐食性の評価結果
50℃程度までであれば問題ないがすき間腐食やSCCによる割れは高温ほど顕在化しやすく発生は否定はできない。
ケース

工程

取出し

期間

最大10日間冠水
移送
最大10日間（燃料デブリは
冠水状態）
湿式保管
最大50年
（プール）

乾燥
乾式
（燃料デブリは
乾燥状態）

最大10日間移送
最大10日間乾式保管 最大50年
取出し

最大10日間移送
最大10日間気中（燃料デブリは 湿式保管
水切りして （プール）濡れた状態） 気中保管 最大50年（ホットセル
内等）

温度

評価

常温

（○）すき間腐食発生の可能性も低く、SCC発生可能性も低い。
（△）常温～50℃程度は取り出しと同環境で可能性は低い。より高温ではすき間腐食の可能性があるが、発生しても期間が短いので軽微と想像される。塩化物イオン濃度
常温～150℃の実績を考えるとSCCによる割れの顕在化は70℃を超えると考えられるが具体的な閾値を判断できる知見はない。なお、SCCは高温になるほど顕在化しやすい。
最大40℃（プール （○）取出し環境と同じく収納缶内部が40℃以下であることから、すき間腐食感受性は低水による温度制御） く、SCC発生可能性も低い。
（△）常温～50℃程度の乾燥であれば問題はない。塩化物イオン濃度の実績を考えると乾燥過程でのSCCによる割れの顕在化は70℃を超えた温度と考えられるが具体的な知見がない上、同イオンの濃縮挙動にも依存するので具体的な閾値は設定できない。
最大300℃
収納缶内の水溜り部は過酸化水素水による腐食電位上昇ですき間腐食も想定されるが、高温では過酸化水素は気相に抜けやすいことや期間が10日程度と短いため問題となる可能性は小さいと考えられる。ただし直接判断できる具体的な知見はない。
常温～150℃（○）乾燥後は腐食およびSCCは生じない。
常温～150℃（○）乾燥後は腐食およびSCCは生じない。
（○）すき間腐食発生の可能性も低く、SCC発生可能性も低い。また、積極的な乾燥、濃常温
縮環境ではないため、SCC発生可能性も低い。
常温～150℃（△）乾燥過程と同じ～40℃（○）温度が低いため、すき間腐食およびSCC発生の可能性は低い。

常温～150℃（△）乾燥過程と比較して、水分が残っているため、長期間、温度が高く、水分が存在する状態であると過酸化水素水の発生も想定されるため、乾燥過程よりすき間腐食やSCCによる割れ発生の可能性は高くなる。

○：腐食発生可能性が低い △：現時点では腐食発生の可能性は否定できない共通事項）雰囲気：窒素またはアルゴンガス雰囲気（湿式保管のプールは大気環境での設置を想定）
水質：塩化物イオン濃度1ppm前後（実績）、過酸化水素水3ppm前後（常温として文献等より設定。）
なお、過酸化水素水濃度は環境（温度等）の影響を受ける。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.50

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(3)経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（3/6）

 SUS316Lのすき間腐食感受性評価結果
 温度30～50℃程度では、過酸化水素による電位上昇が生じても、すき間腐食発生の可能性は低い。
 温度80℃程度では、過酸化水素による電位上昇によっては、塩化物イオン濃度1ppmでもすき間腐食発生の可能性がある。
⇒すき間腐食の可能性は残る。しかし、短期間であれば軽微で、影響拡大しないよう設計で対応することも選択と考えられる。
400

すき間腐食感受性無腐食すき間再不動態化電位 / mV vs. SSE

収納缶内想定水質 ＜1 ppm as Cl

H2O2：0.4～3.4ppmの際の電位上昇試算結果約250～280mV vs. SSE（100℃以下）

300

200

すき間腐食感受性有過酸化水素濃度により、すき間腐食に対する裕度は変化するが、0.4-3.4ppmではほぼ一定注5100

注5：菊池 他,高温水中におけるSUS304ステンレス鋼の腐食電位に及ぼす過酸化水素および溶存酸素の影響，防食技術，Vol.36，pp.721-724,(1987）

0

データの出典
注1：今井ら、“SUS316鋼とテフロン球すき間のすきま腐食再不動態化電位”、表面技術、43、357-358、（1992）.
注2： IRID、2016年度報告書
注3：松橋ら、“海水系環境におけるステンレス鋼のすきま腐食
寿命推定”、新日鉄技報第389号、62-72、（2009）.
注4：辻川ら、“ステンレス鋼の塩化物応力腐食割れ新試験法の開発及び低濃度NaCl溶液中SUS316項の割れ条件への適用”、
第66年、第14号、2067-2075、263、（1980）,○：30℃ 注1△：40℃ 注2□：50℃ 注2,注3◆：80℃ 注4

-100

-200
0.1

1

10

100

1000

10000 100000

塩化物イオン濃度 / ppm as Cl
図 各塩化物イオン濃度における腐食すき間再不動態化電位を用いたすき間腐食感受性評価（SUS316L）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.51

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(3)経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（4/6）

 SUS304/SUS316Lの大気応力腐食割れ評価
 大気中の応力腐食割れは相対湿度感受性があり、溶液の塩化物イオン他の濃度、相対湿度、温度に依存し、臨界条件以下では割れ感受性がなくなる。（下図参照）
 収納缶内の塩化物イオンは、塩化ナトリウムに由来すると考えられ、SUS316Lでは、70℃、塩化ナトリウム12,700mｇ/m2付着条件でも、2週間の試験では割れは生じていないことから、塩化物イオン濃度をより低減させることでSUS316Lでは70℃以上の環境でも、短期間では割れが顕在化しないことが期待できる。
 ただし、SUS316Lに対して1F収納缶で想定される温度範囲（70℃以上）における、塩化物イオン濃度とSCC発生の関係を定量的に示す知見は既往文献では得られていないため、現時点で閾値の設定はできない。
①人工海水

70℃、60％RH
100mg/m2 as Cl

②NaCl

付着塩量：
13.9 µg/mm2 as Cl

付着塩量：12.7 µg/mm2 as Cl＝12700mｇ/m2

Rcrack(%)：割れ発生率、Nmean：割れ数の平均、Lmean(mm)：最大割れ長さの平均

図 塩化物溶液を滴下し恒温恒湿条件下で2週間ばく露したSUS304、SUS316のUベンド SCC試験結果注1

図 NaCl溶液を滴下し恒温恒湿条件下で1週間ばく露したSUS304のUベンド SCC試験結果注2

注1： 庄司ら、“ステンレス鋼の大気腐食割れに及ぼす湿度の影響”、防食技術、35、559-565、（1986）.
注2： 庄司ら、“ステンレス鋼の大気腐食割れに及ぼす塩化物付着量の影響”、第35回腐食防食討論会講演集(腐食防食協会)、263、（1988）.

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.52

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(3)経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（5/6）

 SUS304/SUS316Lの大気応力腐食割れ評価
 1F1～3号機の格納容器内滞留水の塩化物イオン濃度は0.1～19ppm注1で、下図より、割れが生ずる付着量となる溶液の塩化物イオン濃度より10,000倍希釈された淡水程度と推定される。ただし、収納缶内の乾燥環
境（付着環境）とは異なるため、収納缶内に実際どの程度の塩化物イオンが付着するかは不明である。
 前頁での報告において、 SUS316Lでは、SUS304で割れが生じている塩化ナトリウム12,700mｇ/m2付着条件（70℃、60%RH）でも2週間の試験で割れが生じていないが、割れが生ずる付着量となる溶液の塩化物イオン
濃度に対し10,000倍希釈されていることを考えると、割れは極めて発生し難いことが期待できる。
 一方で、前項の通り高温ほどSCCによる割れが発生しやすくなるため、 SUS316Lの70℃以上の環境での割れ発生の可能性は否定できない。

既往報告にて、2週間の試験でSUS316Lで割れが生じていない範囲

1F1～3号機の水質の範囲

図 各種環境における付着海塩量注2
注1： 深谷祐一、熊谷克彦（2016）：“福島第一の格納容器・配管類の腐食抑制に係る現状と課題”、第63回材料と環境討論会、C-101©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
注2： 篠原正、“大気環境の腐食性評価（腐食環境のモリタリングと腐食性の分類に関する考え方）”、(JWTC)1998年ウエザリング技術研究成果発表会講演集No.3、15-24、（1998）.

６.実施内容
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証(3)経年劣化に関わる安全性検証：収納缶材料の検討（6/6）

No.53④今後の予定SUS316L材は高温環境において、すき間腐食やSCC発生の可能性が増す方向となるものの、腐食による影響が顕在化しないよう収納缶形状や取扱いに制約を加えることで対応可能と考えられること、より耐食性に優れるニッケル基合金等は一方で加工性が難しい等の課題があること、さらに、収納缶に多少の損傷が生じた場合でも安全性に影響しないよう余裕を確保することもできると考えられることから、SUS316Lを候補材と想定し、対応策（制約条件）の検討を優先することとする。
なお、腐食の発生の可能性や程度を確認するにあたり、以下の通り要素試験を行っても腐食環境条件自体が収納缶の設計条件に依存するため、上記検討を踏まえて試験の必要性を改めて判断する。
• 気中保管注1では高温かつ長期間水分が残留するため、すき間腐食発生に大きく影響を与える過酸化水
素水が発生する可能性がある。一方、過酸化水素水の濃度は水の存在形態に依存するため収納缶形状の影響を受けることが予想される。また、気中保管注1の想定期間も明確ではない。
• また、乾燥過程等の塩化物イオンの濃縮等は余裕があると考えられるものの乾燥方法や収納缶形状等の影響を受けることが予想される。
注1：燃料デブリは水切りして濡れた状態©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.54

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（1/10）①目的
平成28年度までに、1F水質条件（海水成分、ヨウ素、コンクリート）を考慮した水素発生について
γ線照射試験により検討してきた。その結果、γ線照射下での水素発生において、1F水質条件を考慮しても水素の初期発生のG値（0.45個/100eV ）を用いて評価できる見通しを得た。
しかし、気液比の大きな条件では、気相部窒素が放射線分解・酸化して生成された硝酸による液相部のpH低下が水素発生に影響を与えている可能性が考えられた。また、水素発生量が少なく、誤差の大きくなるような条件では、見かけのG値が水素の初期発生のG値（0.45個/100eV ）を超えるケースもあった。
そこで、追加のγ線照射試験を行い、硝酸生成の影響の影響を確認するとともに見かけのＧ値
が水素の初期発生のG値（0.45個/100eV ）を超えた理由を検討し、必要に応じて水素発生量評
価に反映することを目的とした。
②実施内容
気相部のガス種を変えた試験（空気、窒素、アルゴン）を実施し、その影響について確認する。
また、現状の塩化物イオン濃度を考慮し、平成28年度までの試験条件に対して塩化物イオン濃度を低下させた試験を実施し、その影響を確認する。
さらに、平成28年度の試験において、見かけのG値が水素の初期発生G値（0.45個/100eV ）を超えた条件に対し、得られた見かけのG値の妥当性を確認する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.55

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（2/10）③試験方法
平成28年度までと同様、試験水を入れ密閉した容器に外部からγ線を照射、圧力の変化から
見かけのG値をもとめた。
温度：室温

Co60 γ線源
（中心部）

圧力計：
圧力計
0.001～0.16
MPa

バルブ
Co60γ線源

圧力計

気相部

バルブ

バルブ
サンプルコネクタ

γ 線
試験水

安全弁：最大0.12MPa
安全弁

試験容器(300 mL)

図 試験体系の概要

治具
試験容器

図 試験状況

図 見かけのG値の算出方法©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.56

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（3/10）④気相部の影響評価試験（1/2)
平成28年度までに、 γ線照射下で気相部窒素の放射線分解・酸化で生成された硝酸による液相部のpH低下が、海水成分共存体系では水素発生を促進させることが分かった。
⇒気相部のガス種を変え、硝酸生成抑制および水素発生抑制の効果を確認する必要がある。
表 気相部の影響評価 試験条件
海水成分濃度注１

ヨウ化物イオン濃度［mol/L］

気液比注２
［％］

温度

吸収線量［kGy］

試験数

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

900

室温注５

最大1,000注５

2

平成28年度と同条件

窒素

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

900

室温注５

最大1,000注５

2

③

窒素

2.8×10-3 注３

0

900

室温注５

最大1,000注５2

硝酸生成の要因となる
初期酸素を排除した条件

④

アルゴン

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

900

室温注５

最大1,000注５

2

⑤

アルゴン

2.8×10-3 注３

0

900

室温注５

最大1,000注５

2

ケース

気相部ガス

（塩化物イオン濃度）［mol/L］

①

空気

②

備考

硝酸生成の要因となる窒素を排除した条件

注３：塩化物イオン濃度で100 ppm相当、1F滞留水の水質目安注6より設定

注１：人工海水を希釈して使用
注２：気相部体積／液相部体積
注４：1F炉心燃料中のヨウ素のインベントリ注7の10％が溶出すると仮定し設定
注５：平成28年度と同条件
注6：東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議 事務局会議（第1回） 資料3-1 循環注水冷却「建屋内循環ループの早期実現及び循環ライン縮小に向けた検討について」，平成25年3月28日
注7：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より２回の試験でのばらつきの影響を低減させるために、水素濃度測定
結果を用いて圧力測定値を補正(a)ケース①の場合(b)ケース②の場合
図 圧力測定例（水素発生量による補正含む）(c)ケース④の場合©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.57

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（4/10）④気相部の影響評価試験（2/2)
a. ヨウ素濃度が高い場合：pH（硝酸の生成度合い）によらず見かけのG値は誤差を考慮するとほぼ0.20程度で同じとなる。
⇒ヨウ素が支配的な条件では気相部のガス置換は効果なしと推測される。
b. ヨウ素濃度が低い場合：pHが下がる条件（硝酸生成あり）では海水成分で水素発生を促進、pHが変わらない条件（硝酸生成なし）では水素抑制効果の可能性がある。
⇒ガス置換の効果ありと推測される。
ただし、ヨウ素は燃料デブリからの溶出が想定され、制限が難しいと考えられる。
⇒一定量のヨウ素の存在を考慮する必要がある。
表 気相部の影響評価 試験結果（気相部水素濃度測定値で補正した値をもとに評価注１）
試験条件

a.ヨウ素濃度が高い条件での比較

試験結果

ケース

気相部
ガス

海水成分濃度注２（塩化物イオン濃度）［mol/L］

ヨウ化物
イオン濃度［mol/L］

気液比注３
［％］

気相部
水素濃度注４［vol/％］

液相部硝酸
イオン濃度注４［mg/L］

試験水pH注４，注５
［-］

見かけの
G値注６
［個/100eV］①

空気

2.8×10-3 注７）

1.0×10-4 注８）

900

3.78/4.05

130/130

3.4/3.3

0.09±0.23②

窒素

2.8×10-3 注７）

1.0×10-4 注８）900

3.92/4.82

92/1104.4/3.4

0.11±0.29③

窒素

2.8×10-3 注７）09002.44/4.13

120/140

3.1/3.1

0.09±0.04④

アルゴン

2.8×10-3 注７）

1.0×10-4 注８）900

6.53/7.20

13/13

6.1/6.4

0.20±0.05⑤

アルゴン

2.8×10-3 注７）

09001.94/2.93

14/16

5.6/6.4

0.05±0.02

注１：圧力測定値を気相部の水素濃度測定結果で補正
注２：人工海水を希釈して使用
注３：気相部体積／液相部体積b.ヨウ素濃度が低注４：ケースごとに２回試験を実施しており、それぞれの試験結果を併記
注５：水温２５℃の値、なお試験前のｐＨ測定値は6.5（ほぼ中性）
注６：２回分の試験結果を一つのデータとして見かけのG値を算出
注７：塩化物イオン濃度で100 ppm相当、1F滞留水の水質目安注9より設定
い条件での比較注８：1F炉心燃料中のヨウ素のインベントリ注10の10％が溶出すると仮定し設定
注９：東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議 事務局会議（第1回） 資料3-1 循環注水冷却「建屋内循環ループの早期実現及び循環ライン縮小に向けた検討について」，平成25年3月28日
注１０：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.58

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（5/10）⑤海水の影響評価（1/2)
平成28年度までの試験では、原子炉建屋の滞留水の水質目安から設定したが、原子炉格納容器内部調査結果を踏まえて、海水成分濃度を低減させた条件とし、水素発生への影響を確認する。
⇒平成28年度までの塩化物イオン濃度2.8×10-3 mol/L（100 ppm相当注１）から0 mol/L（0 ppm）
および塩化物イオン濃度で5.6×10-4 mol/L（20 ppm相当注２）として試験を実施した。
表 海水の影響評価 試験条件

海水成分濃度注３

ヨウ化物イオン濃度［mol/L］

気液比注４
［％］

温度

吸収線量［kGy］

試験数

0 （0 ppm)

0 注６

900

室温注７

最大1,000 注７2

5.6×10-4 注５

0 注６

900

室温注７

最大1,000 注７

2

ケース

気相部ガス

（塩化物イオン濃度）［mol/L］

⑥

空気

⑦

空気

備考

注１：1F滞留水の水質目安注8より設定
注２ ：1号機測定結果（約19ppm）注9より設定
注３：人工海水を希釈して使用
注４：気相部体積／液相部体積
注５：塩化物イオン濃度で20ppm相当
注６：海水の影響をみるためにヨウ化物イオンは添加しない
注７：平成28年度と同条件
注８：東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議 事務局会議（第1回） 資料3-1 循環注水冷却「建屋内循環ループの早期実現及び循環ライン縮小に向けた検討について」，平成25年3月28日
注９：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より(a)ケース⑥の場合(b)ケース⑦の場合©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図 圧力測定例（水素発生量による補正含む）

６.実施内容

No.59

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（6/10）⑤海水の影響評価（2/2)
本試験結果と平成28年度試験結果の比較により、pHが低下し水素発生が促進されるような条件においても、海水成分濃度が低くなれば（塩化物イオン濃度で5.6×10-4 mol/L（20 ppm相当）以下）見かけのG値はほぼ0になる。
⇒海水成分およびヨウ素濃度が十分低い場合には、水素の再結合反応が進むことで、見かけのG値は低下することが分かった。
表 海水の影響評価 試験結果（気相部水素濃度測定値で補正した値をもとに評価注１（平成29年度結果のみ））
試験条件

試験結果

ケース

気相部
ガス

海水成分濃度注２（塩化物イオン濃度）［mol/L］

ヨウ化物
イオン濃度［mol/L］

気液比注３
［％］

気相部
水素濃度注４［vol/％］

液相部硝酸
イオン濃度注４［mg/L］

試験水pH注４，注５
［-］

見かけの
G値注６
［個/100eV］

⑥

空気

0

0 注７

900

0.80/0.68

160/160

2.9/2.9

0⑦

空気

5.6×10-4

注８

0 注７

900

0.93/1.68

150/130

3.0/2.90.01±0.02

参考（平成28年度試験結果）

空気2.8×10-3

注９

0

900

10.1

270

2.8

0.21±0.01

注１：圧力測定値を気相部の水素濃度測定結果で補正
注２：人工海水を希釈して使用
注３：気相部体積／液相部体積
注４：ケースごとに２回試験を実施しており、それぞれの試験結果を併記、ただし、平成28年度試験は１回のみ
注５：水温２５℃の値、なお試験前のｐＨ測定値は6.5（ほぼ中性）
注６：２回分の試験結果を一つのデータとして見かけのG値を算出、ただし、平成28年度試験は１回分の試験結果から評価
注７：海水の影響をみるためにヨウ化物イオンは添加しない
注８：1F炉心燃料中のヨウ素のインベントリ注10の10％が溶出すると仮定し設定
注９：塩化物イオン濃度で100 ppm相当、1F滞留水の水質目安注11より設定
注１０：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より
注１１：東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議 事務局会議（第1回） 資料3-1 循環注水冷却「建屋内循環ループの早期実現及び循環ライン縮小に向けた検討について」，平成25年3月28日©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.60

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（7/10）⑥G値妥当性の確認（1/2)
平成28年度試験において、見かけのG値が水素の初期発生のG値（0.45個/100eV）を超えるような結果が数ケースで得られた。
その要因として、圧力上昇の小さな条件では、気圧や温度の変動による影響を受けやすく、測定/評価精度に課題があることが分かった。
⇒見かけのG値の評価に影響の大きな照射初期の挙動は、直接水素濃度を測定することで精度向上を図ることとした。
＊：これまで実施してきた圧力測定による見かけのG値の評価は、移送時の収納缶のように閉じた体系での評価に対しては、系を乱さずに経時変化を追えるため反応の変化を捉えられるメリットがある。ただし、水素発生量が小さい場合には、気圧や温度の変動が水素発生量と同程度となり、測定に影響を与えるために誤差が大きくなる。一定時間ごとに水素濃度を測定する方法は、その時点での水素発生量を精度よく評価できるが、サンプリングが必要なため系を乱してしまい、閉じた系の場合は試験を打ち切ることになる。

表 G値妥当性の確認 試験条件
ケース

気相部ガス

海水成分濃度注１（塩化物イオン濃度）［mol/L］⑧

空気

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

500

室温注５

10

3

⑨

空気

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

500

室温注５

20

3

⑩

空気

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

500

室温注５

30

3

空気

2.8×10-3 注３

1.0×10-4 注４

500

室温注５

300

3

⑪

ヨウ化物イオン濃度［mol/L］

気液比注２
［％］

温度

吸収線量［kGy］

試験数

備考

試験数３のうちひとつは圧力を
参考測定

注１：人工海水を希釈して使用
注２：気相部体積／液相部体積
注３：塩化物イオン濃度で100 ppm相当、1F滞留水の水質目安注6より設定
注４：1F炉心燃料中のヨウ素のインベントリ注7の10％が溶出すると仮定し設定
注５：平成28年度と同条件
注６：東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議 事務局会議（第1回） 資料3-1 循環注水冷却「建屋内循環ループの早期実現及び循環ライン縮小に向けた検討について」，平成25年3月28日
注７：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.61

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（8/10）⑥G値妥当性の確認（2/2)
平成29年度の試験より水素濃度測定結果に基づき評価した見かけのG値は0.32個/100eVと、水素の初期発生のＧ値（0.45個/100eV）を下回ることが確認でき、平成28年度結果の0.57個/100eVの1/2程度となった。また、参考値注1として圧力測定結果から評価した見かけのG値は0.23個/100eVとなり、水素濃度測定結果から評価した見かけのG値とほぼ同程度であった。
⇒平成28年度の試験結果は見かけのG値が大きく評価された可能性があると推定される。
注1：照射初期の300 ｋＧｙまでのデータのため圧力測定点が３点しかなく、見かけのＧ値は参考値である。
1.0
0.9

見かけのG値 [個/100eV]

水素発生量は比較的、線形的に増加した

平成28年度の試験
結果は大きく評価された可能性あり

0.8

平成28年度試験結果
Hishida M, 2016（圧力測定）
平成29年度試験結果（ガス分析）
平成29年度試験結果（圧力測定（補正あり））

0.7

0.6
初期発生G値（0.45）

0.5

水素濃度測定結果と圧力測定結果、それぞれで評価した見かけのG値は
ほぼ同程度

0.4
0.3
0.2
0.1
0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

気液比 [%]

図 水素発生量の吸収線量依存性(ケース⑧～ケース⑪）

図 見かけのG値の気液比依存性（誤差は２σとした）（ヨウ化物イオン濃度：1×10-4 mol/Lの場合）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.62

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：気相部の影響確認（γ線照射試験）（9/10）⑦解析との比較
放射線分解モデルおよび状態方程式とヘンリー則による気液分配を組合せた評価方法（平成28年度までと同じ手法）を用いて、試験結果と比較した。なお、解析ではＧ値は水素の初期発生のＧ値（0.45個/100eV）を用いた。

⇒それぞれの条件において、水素の初期発生のG値（0.45個/100eV）を用いることで、発生した
水素量は試験結果を包含する値となった。この結果からは、γ線照射下においては、1F水質条件を考慮しても、水素の初期発生のG値（0.45個/100eV）を用いて評価できると考えられる。

(a) ケース①（塩化物イオン濃度：2.8×10-3 mol/L、
ヨウ化物イオン濃度：1×10-4 mol/L、
気相部ガス：空気、気液比：900％の場合）(a) ケース⑤（塩化物イオン濃度5.6×10-4 mol/L、ヨウ素添加なし（0 mol/L）、
気相部ガス：アルゴン、気液比：900％の場合）(c) ケース⑦（塩化物イオン濃度5.6×10-4 mol/L、ヨウ素添加なし（0 mol/L）、
気相部ガス：空気、気液比：900％の場合）

図 水素発生量の測定値と解析結果の比較©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.63

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証： 気相部の影響確認（γ線照射試験）（10/10）⑧まとめ・気相部の影響や塩化物について以下のことが分かった。
(a)ヨウ素濃度が高い場合には、水素発生への影響はヨウ素が支配的であり、気相部のガス種によらないことが分かった。
(b)ヨウ素濃度が低い場合には、硝酸生成によるpH低下によって水素発生が促進されるため、硝酸が生成しないアルゴン置換が水素発生の抑制に有効であることが分かった。
・ヨウ素が共存しない体系においては、海水成分が塩化物イオン濃度として20 ppm程度になれば、気相部が大気であっても水素発生の見かけのG値が低下することが分かった。
・平成28年度に高い見かけのＧ値が観察されたが、水素発生量が少ない場合、圧力測定では気圧や温度の変動によって誤差が大きくなり、大きく見積もられる可能性があることが分かった。また、
平成２９年度に行った水素濃度測定に基づく見かけのＧ値は水素の初期発生のＧ値（0.45個/100eV）を下回ることが確認できた。
・初期発生のＧ値（0.45個/100eV）を用いた水の放射線分解モデルと状態方程式・ヘンリー則による気液分配を組合せた評価手法は、試験結果を包含する水素発生量を評価できる見通しを得た。
以上の結果を踏まえ、平成29年度までに実施してきた1F水質条件（海水、ヨウ素、コンクリート）を考慮したγ線照射下における水素発生量を評価した結果、γ線に対しては1F水質条件を考慮しても水素の初期発生のG値（0.45個/100eV）を用いて評価できることが分かった。
なお、γ線に関する検討は平成29年度で終了し、別途実施しているα線の影響検討結果とあわせて、1F燃料デブリ収納缶内の水素発生を適切に評価できるようにしていく。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.64

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：α線の影響確認（1/6）①目的
収納缶内の水素発生量予測方法の検証のため、これまでγ線照射試験でデータ拡充を行ってきた。しかしながら、燃料デブリでは被覆管による遮蔽が期待できないことからα線の影響を考慮する必要がある注1。そこで、使用済燃料ペレット片を用いた試験により1F条件におけるα線の影響について確認する。
平成30年度末には、これら試験結果に基づき、1F条件（水質、燃料デブリ条件）に適した水素発
生量評価により収納缶内水素発生量を予測する。特に、移送時の水素発生量を予測し、移送時間制限の設定に資する。
注1：被覆管による遮蔽が期待できない場合にはβ線の影響も考えられるが、β線はLET（線エネルギー付与）効果がγ線と同程度であることが知られており（Spinks, J.W.T. and R.J. Woods, An introduction to radiation chemistry, 1990, Wiley）、水の放線分解による水素発生の観点からは、γ線の知見が適用可能と考えられる。

②実施内容
平成28年度までのγ線照射試験および解析により、1F条件（水質、コンクリート片の混在）を考慮したγ線による水素発生量評価について見通しを得た。平成29年度からは、燃料デブリではα線の寄与が予想されることから使用済燃料ペレット片を用いた試験を実施する（平成30年度も継続）。以下に抽出された主な影響因子について示す。
・α線の有無（平成29年度に実施）
・水分量の影響（平成29、30年度に実施）（平成29年度は予備検討）
・粒径の影響（平成30年度に実施）
・コンクリート（MCCI生成物回収時付随物）中水分の影響（平成30年度に実施）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.65

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：α線の影響確認（2/6）③試験内容
使用済燃料ペレット片を用いて、α線を考慮した場合と考慮しない場合で、水素発生量を測定し、その差からα線の寄与について確認する。また、水分量を変えた予備試験を実施し、水分量の影
響を概略把握するとともに、平成30年度の試験条件設定に資する。
表 試験条件項目

試験体系

ケース１、ケース２

ケース３

ケース４

ペレット片を水に浸漬

ペレット片を水に接触させない（α線を遮蔽）

ペレット片を少量の水に浸漬

試料重量/粒径

80 ｇ程度/20～300 μm

水分量
試
験
水

備考

100 mL

洗浄、乾燥後（約100℃、延べ6.5時間）、分級
8 mL（ペレット片の50 vol.％）

塩化物イオン濃度で5.6×10-4 mol/L（20 ppm）相当

海水成分濃度pH

ヨウ素インベントリ注２の10％が水中に溶出と想定

調整なし

気相部ガス種/初期内圧

50 vol.％は平成28年度水切り試験による1号機測定結果（約19ppm）注１より設定

1×10-4 mol/L

ヨウ化物イオン濃度

ケース２はケース１の再現性確認のため同条件

試験前後で測定

大気/大気圧程度（加圧しない）

ガス置換できない場合を想定し大気とした

浸漬期間

最長20日間想定移送期間10日間に対して裕度をもって設定

試験温度

室温

容器内温度（試験時測定結果）：18.3℃～24.2℃

注１：東京電力株式会社、１号機原子炉格納容器（PCV）内部調査の結果について、平成24年10月22日
注２：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より

内容器（SUS316L）

内容器（SUS316L）
外容器

外容器
試験水
（海水およびヨウ素を考慮）（ケース４では水分量少）SUS316L箔
（厚さ20 μm）

SUS316Lメッシュおよび架台（遮蔽部分を極力少なくする）

ペレット片

試験水
（海水およびヨウ素を考慮）

ペレット片(a)ケース１、ケース２、ケース４の場合

図 試験概要©International Research Institute for Nuclear Decommissioning(b)ケース３の場合

６.実施内容

No.66

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：α線の影響確認（3/6）④試験状況
試験中の試験容器内の圧力変化を測定した。また、試験後に気体および試験水の分析を実施した。
連成計
微圧計

連成計

微圧計

安全弁

ガス・試験水供給用配管

ガス採取用配管

熱電対

安全弁
ガス採取用配管

ガス・試験水
供給用配管

試験容器

試験水
使用済燃料
ペレット片

試験容器
熱電対

内容器

図 試験装置外観

図 試験装置構成
表 使用した使用済燃料仕様

試験に用いた使用済燃料注１（燃焼計算結果）（参考）1F燃料（例：1号機）注２

燃焼度

約57 GWd/t（燃料要素平均）

約26 GWd/t（炉内平均）

冷却期間

約15年

10年

放射能量

2.12×107 GBq/t

1.08×107 GBq/t

発熱量2.18×103 W/t

7.97×102 W/t

γ線強度

5.56×1015 photon/s/t

3.04×1015 photon/s/t

中性子強度

1.86×109 neutron/s/t

1.07×108 neutron/s/t

注１：BWR9×9燃料（A型）LUA（先行使用燃料集合体）から脱ミートした燃料ペレット片を使用。
注２：西原健司、岩本大樹、須山賢也、JAEA-Data/Code2012-18、福島第一原子力発電所の燃料組成評価、日本原子力研究開発機構、2012年9月より©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.67

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：α線の影響確認（4/6）⑤試験結果
試験後の気相中水素濃度測定結果から、水素発生速度を評価、以下を確認した。
・ α線を考慮した条件（ケース１、２）とα線を遮蔽した条件（ケース３）では、α線を考慮した条件の方が10倍以上大きな水素発生速度が得られた。
・使用済燃料ペレット片を十分な水に浸漬させた条件（ケース１、２）に対して、少量の水（燃料デブリ体積に対して水 50vol.％）に浸漬させた条件（ケース４）の方が水素発生速度は大きい。
なお、今回の試験条件では、試験中の圧力変化が小さく、どのケースも圧力測定からは水素発生
速度の評価ができなかった。

注２：収納缶内寸：φ220 mm×800 mm、燃料デブリ
密度：11 t/m3（UO2相当）、充填率：50 vol.％、水
分量：燃料デブリに対して50 vol.％。
4

微圧計指示値 ＞ 0 kPa

水素発生速度注１（参考）気相中水素濃度（測定値）

ケース１

約7.5×10-8 L/h/gUO2

約0.73 ％

ケース２

約6.0×10-8 L/h/gUO2

約0.51 ％

ケース３

約4.6×10-9 L/h/gUO2

約0.04 ％

ケース４

約1.1×10-7 L/h/gUO2

約0.78 ％

4

エラーバー：±0.56 kPa
破線： 0±0.56 kPa

2

微圧計指示値 ＞ 0 kPa
微圧計指示値 ＝ 0 kPa（参考値）

試験容器内圧力の変化（kPa,25℃換算値）

試験容器内圧力の変化（kPa,25℃換算値）

微圧計指示値 ＝ 0 kPa （参考値）

表 水素発生速度評価結果

0
-2
-4
0

5

10
時間（day）

15(a)ケース１

20

25

4

エラーバー：±0.56 kPa
破線： 0±0.56 kPa

2
0
-2

-4
0

5

10

15

20

時間（day）(b)ケース３
図 試験中の容器内圧力変化（測定値）

微圧計指示値 ＞ 0
微圧計指示値 ＝ 0 （参考値）

試験容器内圧力の変化（kPa,25℃換算値）＜参考評価＞
たとえば、ケース４の場合、保守的な条件注２で評価すると収納缶内水素濃度が爆発下限界の4％に達するまで約2.5日かかる。
⇒条件の精査等により安全に輸送可能な
見通しあり

25

注１：気相中の水素濃度（測定値）から試験
容器容積、ペレット片重量、試験時間等から算出（25℃換算の値）
エラーバー：±0.56kPa
破線： 0±0.56 kPa

2

0

-2

-4
0

5

10

15

20

25

時間（day）(c)ケース４©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.68

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：α線の影響確認（5/6）⑥解析との比較測定から得られた水素発生速度（平均値）をもとに吸収線量率を設定、試験条件において放射線分解モデルを用いた解析をおこない、水素発生量を評価した。その結果、気相部の水素分圧において、試験結果と解析結果はおおむね一致する傾向が見られた。
0.0014

35
30

Δゲージ圧

1.6

Δゲージ圧

0.0012容
1.4 水 器 0.0010
素 内
1.2 濃 圧
0.0008度 変
1
p 化 0.0006
0.8p M
0.6 b P 0.0004
a
0.4
0.00020.2

実測水素分圧（ｹｰｽ3)

水素濃度

5.0

10.0
15.0
時間（日）

20.0

25.0

0.0

(a)ケース１、ケース２

項目
吸収
線量率

0
5.0

10.0
15.0
時間（日）

ケース３

ケース４

α線

21.5 Gy/h－263 Gy/h

β線、γ線

4.7 Gy/h

4.0 Gy/h

4.7 Gy/h

海水成分濃度ヨウ化物イオン濃度

15 p
p
10 b

20.0

25.0

5

0.00000
0.0

5.0(b)ケース３
図 試験結果と解析結果の比較例
表 解析条件

ケース１、ケース２

水量

25 水
素
20 濃
度

水素濃度

)

0.0

実測水素分圧(ｹｰｽ4)(

ケース１～３では試験容器内
00.00000の水素分圧を保守的に評価

0.0000

ケース４では吸収線量率を過小評価した可能性あり
30

)

)

5

35

Δ水素分圧

(

)

)

容 0.00008
器
内
圧 0.00006
変化
0.00004MP
a 0.00002

0.0014

1.8

(

(

15 p
p
10 b

2
Δ水素分圧

)

25 水
素
20 濃
度
(

0.0012
容器 0.0010
内
圧 0.0008
変化
0.0006
M
P 0.0004a0.00020.00010

(

Δ水素分圧
Δゲージ圧
実測水素分圧(ｹｰｽ1)
実測水素分圧(ｹｰｽ2)
水素濃度

100 mL

8 mL

10.0
15.0
時間（日）

20.0

25.0

(c)ケース４

備考
試験結果から得られた水素発生速度（平均値）から設定

気相部の水素濃度算出に使用（放射線分解モデルによる解析上は未考慮）

塩化物イオン濃度で5.6×10-4 mol/L（20 ppm）相当

試験条件

1.0×10-4 mol/L

試験条件

温度

25℃

室温

時間

20日

試験条件

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.69

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（4）水素ガス対策の安全性検証 a.発生量の検証：α線の影響確認（6/6）⑦まとめ
・α線を考慮した条件（ケース１、２）とα線を遮蔽した条件（ケース３）では、α線を考慮した条件の方が10倍以上大きな水素発生速度となり、α線の影響が確認できた。
・燃料ペレットを十分な水に浸漬させた条件（ケース１、２）に対して、少量の水（燃料デブリに対して
水50vol.%）に浸漬させた条件（ケース４）の方が水素発生速度は大きくなった。この結果より、今回の試験条件（燃料ペレット粒径20～300μm）では、水切り程度の水分量ではα線が支配的な条件となることが示唆された。
・測定から得られた水素発生速度（平均値）に基づき設定した吸収線量率を用いた放射線分解モデ
ルによる解析によって試験結果と解析結果はおおむね一致する傾向が見られた。
⑧今後の予定引き続き、使用済燃料を用いた試験により、以下に示す抽出された影響因子に対するα線の水素発生への影響を確認する。
・水分量の影響の検討
・粒径の影響・コンクリート（MCCI生成物回収時付随物）中水分の影響
その際、平成29年度の検討で得られた課題（吸収線量率の設定・評価方法の検討、水素発生速度の測定）に対して、試験方法や試験体系の見直しを行いながら試験・評価を実施する。
これら結果に基づき、1F条件での水素発生量評価方法をまとめるとともに、収納缶内水素発生量を試算する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.70

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（5）水素ガス対策の安全性検証 b.水素対策の検証（1/6）①目的収納缶は移送容器で原子炉建屋から保管施設まで運搬することが想定され、移送中、移送容器は密閉する必要があることから滞留した水素の防爆対策が必要である。
また、できるだけ収納缶を閉じ込めることが収納缶外の汚染抑制に有効である。
そこで、水素対策の一案として収納缶内で発生した水素を収納缶内で処理する方法として、缶内で発生した水素と酸素を触媒で再結合する方策の可能性/有効性を明らかにする。
②基本的な考え方
水素処理として触媒、水素吸着合金が考えられるが、【ガスの供給】収納缶内のガス流動に
水素吸着合金は容量等の問題があることから、再結合触媒よる触媒へのガス供給【再結合触媒の性能】
触媒を基本に検討を進める。
・触媒表面積当たりの触媒による再結合を効果的に行うには、以下を満足する必要がある。
水素酸化速度・使用温度との整合
a.触媒自体の再結合に関わる性能が発生量に見合う能力を有していること。
・撥水による再結合性能
・再結合性能があること
・耐放射性
・被毒性（塩化物、ヨウ素）
触媒表面積当たりの水素の再結合速度が高く収納缶内に設置可能な大きさであること。
燃料デブリ
・使用環境に対して有効に機能できること
温度、撥水性、耐放射線性、耐被毒性（海水由来の塩素成分、収納缶
核分裂で生成されるヨウ素に対する対被毒性能）の観点で必要となる性能が維持できること。
b.触媒に対して対象のガス（水素/酸素）が効果的に供給されること。
図 収納缶内の流動及び触媒配置例
収納缶内の流動により触媒に対してガスが供給され収納缶内の水素濃度が爆発限界以下に維持できること。
⇒平成29年度はb.に着目して検討を行った。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.71

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（5）水素ガス対策の安全性検証 b.水素対策の検証（2/6）③検討の進め方
前項を踏まえて、以下のステップで検討を進める。
a.現実的な水素発生量を想定した場合のFSの実施（平成28年度実施済み）
1Fにおける平均的な燃料デブリを想定（炉内燃料の平均の線源強度、TMI-2のコアサンプリングでの粒度分布）し、水素発生量に対する必要触媒量、保守的に収納缶端部の触媒に拡散だけで再結合処理されると仮定した場合の収納缶内の濃度分布を計算し、最も濃度の高い中央部の水素濃度が4vol.%を下回る結果を得た。
b.より厳しい条件での水素発生を想定した場合のFSの検討（平成29年度の実施内容）
水素対策シナリオを検討する上で燃料デブリ中の燃料の濃度分布等、より厳しい条件になる可能性は否定できないため、その場合のシナリオを構築する。
・収納缶内の流動効果の検討
収納缶内の流動効果を解析的に行い触媒の配置や収納缶内に必要なすき間等を検討する。
再結合触媒【再結合触媒の配置】
c.収納缶形状を想定した検証（平成30年度の実施内容）
流動試験結果を反映した【再結合触媒の情報】
・収納缶内の流動の検証試験により触媒の有効性を確認する。 流動評価モデルによる再結合触媒の情報入手
収納缶内の再結合触媒の・使用温度条件
・収納缶内に水素の再結合触媒を設置する観点から
配置検討
・触媒表面積当たりの水素酸化速度係数
環境条件に対する耐性として、耐放性、被毒に対する・撥水性【流動解析】
耐性等の基礎データを取得する。また、耐放性、被毒等
・耐放射性
拡散＋対流による・被毒性などの観点から選定した触媒について収納缶内の流動を
水素の流動把握（円筒部、上部空間）考慮し、有効性を検証する。
燃料デブリ
収納缶

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
図 収納缶内の水素ガス対策の検討項目

６.実施内容

No.72

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（5）水素ガス対策の安全性検証 b.水素対策の検証（3/6）④水素が対流せずに拡散だけで拡散するとした場合の収納缶内の水素濃度検討にあたり収納缶内で想定される水素発生量（試算）と拡散だけを前提とした収納缶中心部の水素濃度を以下に示す。

a.水素の濃度分布
収納缶内の両端部に触媒を設置するとし、燃料デブリから水素が発生する場合について水素素分子の移動を拡散のみと仮定し、収納缶内の任意の位置の水素濃度は水素発生量と拡散係数の関数で与えられ放物線形状に分布し、中心部が最も高くなる。
b.水素濃度
水素発生量の評価はTMI-2でも用いられた発熱量とＧ値、吸収率から算出する方法とし、保守的にＧ値（0.45）、吸収率F（0.6）注1とした。
発熱量も保守的に最高燃焼度の集合体（55GWd/t）（10年冷却）のペレットのみが燃料デブリとなった場合を想定した。また、燃料デブリの充填率は30vol.%と仮定した。端面の水素濃度は一般的な触媒の性能から1vol.%とした。その結果、中心部の濃度＝6.4vol.%と評価される。
⇒実際には缶内に対流が発生し、こられを見込むことで厳しい条件でも成立性が期待できる。
⇒流動を検討することとした。

図 収納缶内の濃度分布

注1：F=0.6は燃料デブリが微粉末となった場合を想定したもの（平成28年度検討結果より）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容
6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（5）水素ガス対策の安全性検証 b.水素対策の検証（4/6）⑤対流効果の検討(1/2)
a.目標となる対流流速
前頁に示す通り、水素の拡散のみを仮定する場合、収納缶中心部の最大濃度は6.4 vol.%となった。そこで対流の効果を見込むにあたり目標とすべき対流流速を検討した。
• 最大濃度が4 vol.%を下回る（右図）ようにするためには、水素を拡散係数の２倍以上の効果で拡散できるような流動が必要である。
• ここで、拡散方程式での拡散項と対流項の関係を考えると、拡散係数と同じ0.01mm/s(＝10-5 m/s)レベルの自然対流流速があれば良いこととなる。ただし、この程度の流速は不確かさが大きいと考えられるため、暫定的に解析では1mm/s程度の流動が生じる可能性を検討した。
拡散方程式の拡散項

𝐷
𝐻2
拡散方程式の対流項

𝑢𝐻

𝐷
5 × 10−5=≈ 10−5
2
2
𝐻
1.5
𝑢
𝐷
> 2 × 2 ≈ 10−5
𝐻 𝐻
（2倍以上）

収納缶中心部の水素濃度 [vol%]No.73
7
拡散のみの場合の水素濃度6.4 vol%6
5

水素爆発限界（下限値）4 vol%

4
3
2
1
0
1

2
3
4
5
6
水素の拡散係数に対する増倍 [-]7

図 水素の拡散係数と水素濃度の関係
一次元の拡散方程式

𝑑𝜔
𝑑𝜔
𝑑2 𝜔
+𝑢
=𝐷 2
𝑑𝑡
𝑑𝑧
𝑑𝑧
𝑢 > 10−5 [m/s]

対流項

拡散項

D：水素の拡散係数 [m2/s]
H：収納缶高さ [m]（= 1.5m）
t：時間 [sec]u：流速 [m/s]z：流れ方向距離 [m]ω：水素濃度（質量分率）[-]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.74

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（5）水素ガス対策の安全性検証 b.水素対策の検証（5/6）⑤対流効果の検討(2/2)
b.解析による流動効果予測

熱流動解析の結果、すき間20ｍｍ（Case1～4）の平均上昇流速は10～100mm/s、すき間5mmは1～4mm/s（Case 5）との結果が得られ、流動は期待できることが分かった。
Case1 220W/m3,20mm
φ220mmCase2 700W/m3,20mm
Case3 2630.7W/m3,20mm
Case4 7000W/m3.20mm
Case5 220W/m3,5mm
文献式

10

Φ180mm or
φ210mmNul

1400mm H※鉛直密閉平行平板（出典：Heat exchanger
design handbook, S.W.Churchill (1983)）

1

Nu l  1

1500mm

間隙幅(20mm、5mm)

Ra l l720 bb(=1.5m) : 平板高さ[m]l(=0.02m) :平行平板間の幅[m]0.1Nu:ヌセルト数[-]
燃料デブリ側面平均温度
1.00E-02 1.00E-01 1.00E+00 1.00E+01 1.00E+02 1.00E+03
Ra :レイリー数[-]
缶側面平均温度
Ral(l/b)
添え字 : 用いる代表長さ

間隙部
図 収納缶概形

高温壁

低温壁

水平断面平均流速[mm/s]
水平断面平均流速 [m/s]

レイリー数、ヌセルト数を求める際に使用

図 鉛直密閉平行平板の文献式と間隙部の解析結果
0.12
120
Case1 220W/m3,20mm

100
0.1

Case2 700W/m3,20mm

0.08
80

図 高さ方向の流動分布例(Case 4)

Case3 2630.7W/m3,20mm

60
0.06

Case4 7000W/m3.20mm

40
0.04

Case5 220W/m3,5mm

20
0.02

0
0

図 鉛直密閉平行平板

高さ1.4m位置
上昇平均流速：103[mm/s]

0.5

1

1.5

底部からの高さ[m]

図 間隙部における各断面の上昇流速©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.75

6.3.安全評価手法の開発及び安全性検証（5）水素ガス対策の安全性検証 b.水素対策の検証（6/6）⑥まとめ
収納缶内の流動は水素拡散の促進に有効でこの効果を見込むことで、保守的仮定に基づく水素発生
量でも収納缶内の水素濃度を爆発下限界の4vol.%以下の達成が期待できることがわかった。

⑦今後の予定以下の検討により触媒による対応策を整理し、触媒を採用する場合の優劣を明らかにする。
・収納缶内の流動の解析検証
解析により収納缶内とユニット缶の間に対流が生じることが期待できるが収納缶内とユニット缶内面
間は狭隘で自然対流に関わる公開の知見は見つかっていないため、必要に応じて試験等により対流効果のデータを採取し確認する。
・触媒候補の整理（被毒、耐熱性、耐放性等の考慮を含む）
触媒には、塩化物イオン等による被毒への耐性、耐熱性、耐放性等の性能が求められることから、これら性能を文献や試験等で入手し、触媒の採否も含めた判断に資するべく、移送中の環境も考慮して触媒候補の得失を整理する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.76

6.4.燃料デブリの収納形式の検討（1）燃料デブリ性状に合わせた収納缶仕様の検討①目的収納缶の開発として基本ケースとして、燃料デブリを掴む、掬い上げる等によりユニット缶に回収後、ユニット缶ごと収納缶に入れる塊状燃料デブリ用収納缶の開発を進めている。一方で、燃料デブリには
粉状等の形態もあり、ＴＭＩ-２の事例では収納缶内部にフィルター等を設置したタイプの収納缶が用いられた経緯があり、これら各種の燃料デブリ形態や回収方法に対応できる収納缶の開発を行う。
②検討結果
現在、工法PJ、基盤PJにおいて粉状等の燃料デブリの回収方法が検討されており、現時点では、
塊状燃料デブリ収納缶を燃料デブリ形状に関係なく用いる方針で検討を進めることとした。

本PJとしては、塊状燃料デブリ収納缶の設計を進捗させ、平成30年度以降、粉状等の燃料デブリに対して塊状燃料デブリ収納缶を用いる場合の課題を共有/調整を行う。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６.実施内容

No.77

6.4.燃料デブリの収納形式の検討（2）収納缶設計の見直し①目的
6.2.「燃料デブリ収納缶の移送・保管に係る安全要件・仕様及び保管システムの検討」、6.3.「安全評価手法の開発及び安全性検証」の成果を反映した収納缶構造を設定する。
②検討結果
現時点において6.3.(2)「構造強度の安全性検証：
蓋構造の検討」の検討を踏まえた蓋構造設計を反映することとし反映例を右図に示す。
今後、取扱い性や安全評価を踏まえた要求事項等を反映し、基本仕様としてまとめる（平成30年度継続検討）。

図 収納缶設計（例）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning７.全体まとめNo.78• 燃料デブリ取り出し・収納・移送・保管を合理的に行う観点から各作業ス
テップを定義づけし、合理的と判断されるプロセスフローを仮定した。
また、全体合理化の観点で処理すべき物量等を検討、今後スループットの観点から評価を行い収納缶への設計反映事項や移送・保管システムへの要求事項として対応する。
• 上記作業で新たに抽出された課題は関連PJと協議し、平成30年度以降の計画に反映する。
• 従前研究から継続的に行っている移送・保管システムの安全評価に必要となる評価手法について、引き続き平成30年度に成果を得ることを目標に検証を進める。また、成果を収納缶仕様に反映する。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning【補足-1】アウトプットの位置づけ

No.79

今後も安全上の要求事項、燃料デブリ性状の知見、最適化の要求など条件が変動する。
開発する収納缶をプロトタイプとし、収納缶設計のプロトコルを整備することで条件変更に柔軟に対応する。
最適化（実現性）の要求事項：随時

安全上の要求事項（制限事項）

プロトコル

作業効率向上

未臨界確保
要求サイズ，内容量の保証，吸収材・・・

水素・火災対策蓋／ベント構造，移送時間制限，
窒素封入・・・

温度上昇抑制除熱設計，発熱量保証，
常時水中・・・

基本条件変更開口・収納サイズの拡大
高さ方向の制限等とりまわし
対象物ごとの収納缶

燃料デブリ知見充実
技術革新

製作プロセス
製造性（品質），製作・検査コスト，製作数

保管管理合理化
乾式保管，外部事象，保管数・保管エリア，
放出管理

放出抑制
構造強度，湿式保管，
高耐食材料，（乾式保管）建屋換気系，現場作業の実態
未知の要因

設計変更

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