平成25年度補正予算
廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉格納容器内部調査技術の開発」
完了報告
平成28年3月
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1.1 PCVの概略寸法と内部調査の対象部位

1

原子炉格納容器（ＰＣＶ）内部のイメージとその概略寸法及び調査対象部位を示す
原子炉圧力容器原子炉建屋躯体

ペデスタル開口部
W0.7m×H2.0m

原子炉
格納容器

既設貫通口
(X-53ペネ)
既設貫通口(X-100Bペネ)

ペデスタル

３.８

【原子炉建屋】

ｱｸｾｽ
ﾙｰﾄ

４.７
φ0.5
外部装置設置ｽﾍﾟｰｽ

既設貫通口（Ｘ-6ペネ）
調査対象部位【原子炉建屋１階フロア】

ＣＲＤ搬出入ブリッジ

既設貫通口（Ｘ-6ペネ）
注）左図と同一のペネ【断面図，調査対象部位及び概略寸法[m]】©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1.2 全体計画(PCV内部調査の目的と目標)

2【 ＰＣＶ内部調査の目的 】
燃料デブリの取出しに先立ち、ＰＣＶ内の状況を把握することが重要であり、ＰＣＶ内の状況を把握するための調査技術の開発を目的とする。
【 ＰＣＶ内部調査の目標】
燃料デブリは、ＲＰＶを経由してＰＣＶ内に存在すると推定されており、ＰＣＶ内部映像を取得する計測器、デブリの可能性がある溶融物を検知する計測器、および、調査対象部位へアクセスする装置の開発を目標とする。
以下の実施を開発の最終ゴールと位置づける。
①溶融物 計測装置の開発②アクセス装置(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内)の開発③アクセス装置(ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外)の開発④上記装置の現場実証試験

ペデスタル

X-6ﾍﾟﾈﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ
開口

開口からﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内へ進入

地下階への開口部

1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ
上を走行

地下階の調査へﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内のｱｸｾｽ：

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外のｱｸｾｽ：調査のアクセスイメージ：*1*1：本ｱｸｾｽﾙｰﾄは、今後の検討により変更の可能性あり©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1-1 調査及び調査装置の開発方針

3

1～3号機の炉心・PCVの状況推定(*1)より、開発方針を以下に設定【 1号機 】

・溶融した燃料は、ほぼ全量がRPV下部プレナムへ落下しており、元々の炉心部にはほとんど燃料が存在していない【 2号機 】

・溶融した燃料のうち、一部はRPV下部プレナムまたはPCVペデスタルへ落下し、燃料の一部は元々の炉心部に残存していると考えられる
・尚、3号機では従来の予測よりも多くの燃料がPCV内に落下していると推定。
開発方針

開発方針
・燃料デブリがペデスタル外側まで広がっている可能性があり、ペデスタル外の調査を優先して開発を推進する【 3号機】

・1号機と比べると、燃料デブリがペデスタル外側まで広がっている可能性は低く、ペデスタル内の調査を優先して開発を推進する
・尚、3号機はPCV内の水位が高く、1･2号機で使用予定のペネが水没している可能性があり、別方式を検討する必要がある。

*1：【出展元】東京電力殿ﾎｰﾑﾍﾟｰｼﾞ(平成25年12月13日) ｢福島第一原子力発電所1～3号機の炉心・格納容器の状態の推定と未解明問題に関する検討第1回進捗報告｣より抜粋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2.1-2 PCV内部調査の全体スケジュール(案)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

2.2-1 １号機（ペデスタル外調査）の調査ステップ【調査対象部位】：格納容器ペデスタル外【調査及び装置開発ステップ】(1) B1調査(ペデスタル外_1階グレーチング上調査)：平成27年4月実証済
・X-100Bを使用し、1階グレーチング上の情報(地下階へのアクセス口や温度/線量)を取得する。
(2) B2調査(ペデスタル外_地下階状況調査)：平成28年度実証予定
・X-100Bを使用し、デブリ取出し方針決定に資する情報を取得する。
(3) B3調査(ペデスタル外_地下階へのアクセス及び調査)
・エアーロックや機器ハッチ等のX-100Bより大きなアクセス口を使用し、デブリ取出し詳細設計に資する情報を取得する

B１．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上調査（平成27年4月実証済）：X-100Bﾍﾟﾈ使用

Ｂ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外地下階状況調査（平成28年度実証目標）：X-100Bﾍﾟﾈ

Ｂ３．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外地下階へのアクセスおよび調査：ｴｱｰﾛｯｸ/機器ﾊｯﾁ等予定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning5

2.2-2 ２号機（ペデスタル内調査）の調査ステップ

6「技術戦略プラン2015」にて、PCV内部調査に対する検討事項として「ペデスタル外への燃料デブリ流出有無」が定義され、加えて、ロードマップ改訂に伴い、燃料デブリ取出しの方針決定をロードマップ改訂の2年後に実施することとなった。それを受けて、ペデスタル外への燃料デブリ※1の流出有無の確認をA3調査の段階で実施する必要があり、これまでＡ４調査の段階で確認する計画であったペデスタル地下階の状況調査を、前倒してＡ３調査にて実施するよう、以下の通り、調査ステップを見直すこととした。
当初計画

Ａ１．CRDﾚｰﾙ状況調査(平成25年8月実施済)

Ａ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査（平成27年6-8月実証予定）

Ａ３．CRD下部及びﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査（平成28年度目標）
ＲＰＶ

Ａ４．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ地下階の状況調査(平成29年度目標)

見直し
後

Ａ１．CRDﾚｰﾙ状況調査(平成25年8月実施済)

Ａ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ／ CRD
下部／スロット開口状況調査（平成27年度調整中）

Ａ３．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ地下階の状況調査（平成28年～平成29年度調整中※2）

A4調査

再見直し
後

Ａ１．CRDﾚｰﾙ状況調査(平成25/8実施済)

Ａ２．ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ／ CRD
下部／スロット開口状況調査（平成28年度末調整中）

Ａ２’．プラットホーム下調査（平成29年度前半調整中）

A2調査/A3調査の結果、および、ニーズを鑑みて、必要に応じて実施。

Ａ３．ﾃﾞﾌﾞﾘ取出し工法確定に向けた調査

ＲＰＶ
X-53ﾍﾟﾈ

ＣＲＤ
Ａ２での課題：ＰＣＶ内部調査までのステップ
・ペネ周辺の線量低減・ペネハッチへの穴あけ（Φ１１５ｍｍ）
・プラットホームまでのアクセスルートの確保

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ
開口部
A1X-6ﾍﾟﾈ

A2プラットホーム

CRDﾚｰﾙＰＣＶ

A3

Ａ３での課題：ＰＣＶ内部調査までのステップ
・ハッチ開放・ペネの内包物の回避、あるいは、撤去※
・ＣＲＤレール吊具の回避、あるいは、撤去※※A2調査の結果を以て判断。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning※１ 燃料デブリ：ここで定義するデブリとは、燃料デブリと推定される溶融物のこと。※２中に計画予定。

A3調査装置の実機設計製作については、A2調査の結果を確認してから着手。なお、調査項目については、2016年度

2.2-3 ３号機（ペデスタル内調査）の調査ステップ

7① PCV内へのアクセス方針の立案：
・課題： X-6ペネが水没している。
・ペネ選定：２号と同様、 X-53ペネおよびX-6ペネが有望
・PCV内へのアクセス：水没状態のＸ－６ペネからのアクセスは、ＰCV内滞留水の漏えいの危険性が高く、そのリスクを排除することは非常に困難である。そのため、水位コントロールが完了できない状況ではX-53ペネよりアクセスする必要あり。

② 調査／開発方針の立案
水位コントロールができない段階では、先行して、Ｘ－５３ペネからの水中調査を実施し、水位コントロールが完了し水位を低下させた後、Ｘ-6ペネからの気中の調査に移行するステップを立案した。
ステップ

調査内容

目的適用する装置

ステップ１

ペデスタル開口近傍調査（VT）・ペデスタルまでのアクセスルート確認
・ペデスタル内へのデブリ落下有無の推定

小型水中ROV

ステップ２

ペデスタル地下階の状況調査

・ペデスタル底部へのデブリ落下有無の確認
・ペデスタル外へのデブリ流出有無の確認

クローラ等（２号機にて開発した装置）

ステップ
（※1）

ステップ１：ペデスタル開口近傍調査（VT）（平成29年度前半調整中）

ステップ２：
ペデスタル地下階の状況調査

課題：水位コントロール
X-53ﾍﾟﾈ

小型水中ROV

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ
開口部

X-53ﾍﾟﾈ

ＣＲＤ

開口部
CRDﾚｰﾙ

CRDﾚｰﾙプラット
ホーム

X-6ﾍﾟﾈﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙＣＲＤ

X-6ﾍﾟﾈ

ＰＣＶ

プラット
ホーム

ＰＣＶ
水位コントロール前※１ ＰＣＶ内の状況によってはペデスタル内部までの調査出来ない可能性あり。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

水位コントロール後

3. H27年度の開発項目(ＰＣＶ内部調査で開発する装置)
No.

開発する調査装置

1

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ
状況調査装置ペ X-6遮蔽ﾌﾞﾛｯｸ取外し装2 デ置ス
タ
放射性物質の飛散防止
3 ル
内 装置
4

CRD下部及びﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ上状況調査装置

ペ5 デ 1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上調査装置
ス
タ
地下階状況調査装置
6 ル
外
7 共 燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ計測装置開発
通略称

H27年度の実施範囲

8

実証号機

装置改善/検証試験/実証準備の実施。※1
A2

固着ﾌﾞﾛｯｸ対応用ｴﾝﾄﾞｴﾌｪｸﾀの設計/製作/試験を実施。本装置開発完了。

2号機
装置設計/製作/単体機能試験の実施
A3工法検討/装置構想立案/単体機能試験を実施。

B1

ＰＣＶ内部１階部分の環境、状況調査実施。調
査完。
1号機

B2

装置概念検討/要素試験の実施/実機装置設計完。

－ 設計/製作/試験を実施。装置改善を実施。

2号機※１ CRD下部及びﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ上状況調査（A3調査）については、A2調査の段階で一部前倒し実施可能なよう、A2調査装置を開発。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

83.1-1 ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状況調査(A2調査)

9（１） 装置概要
Ｘ－６ペネに開口（内径約Φ115ｍｍ）を開けて、PCV内にガイドパイプを挿入し、計測器を搭載した自走装置を下ろし、レール上を通ってペデスタル内のCRDプラットホーム上を調査するクローラ型装置。

（２） 本事業での実施範囲及び成果概要① リスク対策を踏まえた装置開発
 ペデスタル内事前確認装置：A2調査装置がペデスタル内にアクセスできない場合を想定して、ＣＲＤレールを使用しないでペデスタル内を俯瞰的に目視確認するための装置。
 堆積物除去装置： CRDレール上にA2調査装置の走行に障害となる堆積物があった場合、スクレーパもしくは高圧水により堆積物を除去するために用いる装置。

② 作業時間短縮検討の実施
 高線量下での作業（ガイドパイプ挿入等）に関して、取付・取外しが簡便な治具の考案および要領等の見直しにより作業時間を短縮。

③ A2調査装置の更なる改善
 モックアップ試験や習熟訓練の結果を反映し、A2調査装置(クローラ)の更なる改善を実施（下図）。なお、リスクの深堀りを行い、想定外事象も考慮した作業要領とし、モックアップ体での検証試験および実証試験の準備を完了。
【改善前】

ペデスタル内事前確認装置【改善後】堆積物除去装置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

A2調査装置

3.1-2 CRD下部及びプラットホーム上状況調査装置（A3調査）

10(１) 装置概要（案）の検討
Ｘ－６ペネに大きな開口を設け、必要に応じて干渉物を撤去した後に、調査装置をＰＣＶ内に投入する計画。調査装置は、Ｘ－６ペネよりCRDレール上を経由してペデスタル内に進入し、プラットホーム開口部にアクセスしてVTカメラをペデスタル底部に吊降ろすコンセプトを立案。

（２）本事業での実施範囲及び成果概要①Ｘ－６ペネの穴径拡大工法として、比較評価の結果ハッチ開放を採用。H27年度は、ハッチ開放装置および隔離部屋（飛散防止）のプロトタイプ機の設計、製作、単体試験を実施。
②調査装置としては、CRDプラットホームが使用可／不可の２ケースを想定して、装置コンセプトを立案し、要素試験により実機装置設計に向けた課題を抽出。
③干渉物撤去する要素として切断装置（AWJ）の要素試験を実施し、主な鋼材（吊具およびグレーチング）の切断が可能なことを確認（リスクを考慮した開発）。
（ケース１）CRDプラットホーム使用可
隔離部屋

カメラ吊降しハッチ開放装置

ハッチ開放

ケーブル/足場/吊具回避or撤去or（ケース2）CRDプラットホーム使用不可

調査

Ｘ-6ペネ CRDレール
レール吊具
飛散防止
プラットホーム開口※ 干渉物（ケーブル、吊具、踏み台および堆積物）の対応方針についてはA2調査の結果を持って判断。／※装置イメージは開発中もののため、構造を見直す可能性あり。／※ 表題は
VTカメラ
CRD下部及びプラットホーム上状況調査装置（Ａ3調査）であるが、Ａ4調査を前倒して装置の開発を実施しているため、本資料はペデスタル地下階の調査内容を示している。

作業員アクセス口（225°方位）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3.2-1 遮へいブロック取外し装置（A2調査）

11(１) 装置概要
X-6ペネの前に設置されている遮へいブロックを遠隔操作で取外す装置
・当該エリアの線量は、現状10mSv/ｈ程度と人が短時間であれば入域できるレベルであるが、遮へいブロックの取外しにより線量が増加することも予想され、作業員の被ばく低減を目的とした装置(２) 遮蔽ブロック位置及び装置イメージ

XYθテーブル台車

マニピュレータ
ツールチャンジャ
エンドエフェクタ

遮へいブロック
模擬ブロック
模擬代替遮へい体
X-6ﾍﾟﾈ
現場状況写真被ばくリスク低減の観点から代替遮へい体を設置した上で、ブロック取外し作業を実施する(３) 本事業での実施範囲と成果・リスク対応用エンドエフェクタを含め当初計画の開発装置に関して、7月に現地実証試験を完了。
・新たな課題として、最下段の溝に嵌め込まれていた固着ブロックへの対応策として新たに固着ブロック撤去用エンドエフェクタを開発した。（現地準備作業期間中に東電殿にてブロック撤去を別途実施。）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3.2-2 遮へいブロック取外し装置（A2調査）

12580mm<上部からの現場写真>

コンクリート躯体
取外し済みブロック ：128個
鉄板：2枚

2100mm

残存ブロック ：7個(４) 実証試験の結果概要①取外し状況
背面鉄板・遮へいブロック ：128/135個 装置側・背面鉄板：2/3枚②確認された事象
・X-6ペネの状況
・環境線量の上昇傾向
X-6ペネ側・最下部遮へいブロックの固着
溝のL型鋼
・溝のL型鋼の存在

約700ｍｍ

X-6ペネ
X-6ペネ

溝PCV側
<ブロック状況の側面図>

L型鋼<過去の定検作業時の写真>(５) 固着ブロックへの対応①固着要因としては、溝に嵌め込まれているブロック間の隙間に錆が発生し、ブロック周りの構造体に挟み込まれた状態で拘束力が増加していると推定される。
②固着要因に対して、事前調査・要素試験を行った上で、「固着の緩和」、「持ち上げ力の増大」および「化学的な手法」等を組み合せて対応する方針とした。
③固着（拘束力）を緩和させるために、ブロック内コンクリー
トを除去する破砕用エンドエフェクタK、破砕片吸引用エンドエフェクタL、持上げ力を増大させた鉄枠把持/持上げ用エンドエフェクタHを開発した。
④エンドエフェクタKについては、現地仮置き中の遮蔽ブロック取外し装置と組合せ試験を行い、機能検証した。
（エンドエフェクタH,Lは工場単体試験で機能検証を完了。）<ｴﾝﾄﾞｴﾌｪｸﾀH(鉄枠把持)><ｴﾝﾄﾞｴﾌｪｸﾀL(吸引)><ｴﾝﾄﾞｴﾌｪｸﾀK（破砕）>©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3.3-1 B1調査の結果(1号機)

13

１階部分の環境、状況調査を完遂。次期調査への重要な情報取得
平成２７年４月実施・温度： 17～21℃
・線量率： 4～10Sv/h
ｶﾞｲﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ走行時
進行方向

270°
（ 南側）

C11

B14

ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ走行時
変形クローラ（2個）
ガイトパイプ進行用カメラ
220(L)×290(W)×95(H)mm

180°
（ 東側）

温度計

調査用
線量計
カメラ
600(L)×70(W)×95(H)mm

B14の奥へは進行不可

90°
（ 北側）

0°
（ 西側）

HVH12D

3D-CADｲﾒｰｼﾞ

地下階アクセス開口部付近に干渉物無し

既設構造物に大きな損傷無し
開口部

C11より奥の状況を確認(進行可)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

図はIRID ＨＰ資料から抜粋

3.3-2 B1調査による情報とB2調査装置の開発方針
B2調査に向けた情報の整理①作業員ｱｸｾｽ口の上方へのルート

作業員ｱｸｾｽ口

C11

No.

項目

①

作業員ｱｸｾｽ口の上方へのルート②

地下階滞留水の混濁状況(温度計取替時に得られた情報)

B1で得られた情報
・Ｃ１１から作業員アクセス口上方へ更に接近できそうであった(グレーチングが存在し、視認範囲は構造物で遮断されていない様子)
・地下階構造物への接触により，堆積物(ソフトクラッド状のもの)の拡散で視界が遮られた

14
B2への活用・反時計回りよりも時計回りの方が，作業員アクセス口上方に接近できる可能性有（１階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上走行）
・地下階走行時は，視認性確保が困難（地下階走行）・地下階へのカメラ降下時に周辺に接触しない工夫が必要（１階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上走行）

B14
B2調査技術の開発方針
当初は地下階走行を主案としていたが，Ｂ１調査結果およびＢ１調査後の追加情報(震災前の現場状況再調査等) から，1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上走行の成立可能性(※1) と地下階走行の課題(※2)が明らかとなったため，1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上走行を主案とする.
(※1) C11より先のアクセスルートが確保できる可能性有り(※2) 地下階堆積物による走行性の低下,視認性の確保の困難性
地下階ｱｸｾｽ開口部

ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ隙間
1階ｸﾞﾚｰﾁﾝ
ｸﾞ上走行

ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ開口部

地下階
開口部

X-100B

X-100B

X-100B

1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ②地下階滞留水の混濁状況

地下階走行

調査対象物

地下階

調査対象物

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3.3-3 B2調査における燃料デブリ拡散状態の推定イメージ

15

複数の点の線量率から、燃料デブリの拡散状態を推定
線量率測定イメージ
B1装置
B1調査時計回りﾙｰﾄ 到達地点
B2装置
到達目標

作業員
ｱｸｾｽ口

水面線量計

B1装置
到達地点

B2装置
到達目標

燃料デブリ
地下階
床面

１階グレーチング部分平面図
拡散状態推定イメージ

ﾃﾞﾌﾞﾘ拡がり

作業員アクセス口周辺の調査イメージ

・ロボットの平面位置
・センサの降下長さ
・線量測定結果

地下階における二次元的な燃料デブリ拡散状態©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3.3-4 B2調査装置のコンセプトと開発状況【手段】(1) 線量率の３次元的計測(2) 水中カメラによる撮影【コンセプト】(1) ｾﾝｻは線量計とｶﾒﾗを組合せ構成(2) 地下階の空間線量率分布からデブリの拡散状態を推定。
(3) 水中カメラで地下階状態を観察。
(4) B1調査で開発した形状変化ﾛﾎﾞｯﾄを活用し、多点計測を実施するため、ｾﾝｻ昇降用のｳｲﾝﾁを搭載。

16カメラ

クローラ部(左右)センサユニット：ﾚﾝｽﾞ方向：照明方向※寸法：φ20×40mm
総画素数：32万画素，LED：8個©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3.4-1 デブリ形状計測装置

17(1) 目的
暗闇かつ高線量かつ雨滴かつ霧という非常に厳しい環境下において、燃料デブリと推定される溶融物の位置と分布を把握する。
(2) 計測原理
物体に照射したシート光の反射光をカメラで計測し、得られた画像からシート光位置を算出することにより、3次元形状を取得する。（光切断法）＜計測原理＞

入力画像例：シート光画像処理結果1：反射率画像

処理結果2：距離画像

・暗闇環境下でｼｰﾄ光を掃引しながら連続画像を取得

・ｼｰﾄ光掃引中の画像（数百枚）から作成
・画素値はｼｰﾄ光反射率を反映
・霧や水中でも鮮明な画像を取得可能

・画素値は奥行距離を反映（濃：遠い、淡：近い）・3D点群ﾃﾞｰﾀで距離情報を取得しているので、形状識別が可能＜光切断法による計測画像例＞(3) 開発状況①開発要素の3項目について、装置の試作を行い工場試験にて有効性を評価した。
‣レーザ出力向上：2Wクラスのレーザの高出力化を実現した。
‣最適撮影条件制御：レーザ出力及びカメラパラメータ設定を自動制御する制御装置を開発した。
‣点群処理：点群データ処理時に発生するノイズの除去画像処理手法（アルゴリズム）を構築した。
②工場試験結果をもって、装置改善を実施した。
③デブリ計測装置の高度化技術の開発として、以下の計測手法の適用性を検討した。
＜ガンマ線強度分布計測、ガンマ線スペクトル計測、中性子計測、超音波計測＞©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

173.4-2 デブリ形状計測装置

18（4)装置設計/製作/工場試験
自動制御無H25年度では入力レーザ強度10Wの場合、出力は約0.5Wであったが、2W以上を達成

ノイズ処理：前

自動制御有画像輝度
：飽和

画像輝度
：適正
200

200

ノイズ処理：後
000

100

200

3000

適正な画像輝度へ調整
400

100500

画像輝度
：不足

600

300

700

400

500

600

700

点群処理時のノイズを除去

画像輝度
：適正

200

＜光学系レーザ出力向上結果＞

200

200

000

100

200

300

400

500

0
600

100
700

200

300

400

500

600

700

＜最適条件制御結果＞（5）装置改善その1
工場試験結果を基に、実際の工事での運用を考慮して装置改善を実施。

ケーブルを複合化することで、自動巻取りへ対応

弱放射線環境

放射線環境

USB

CCU
Ethernet

遠隔操作PC

HUB

制御盤
非常停止ｽｲｯﾁ

CCD

非常停止ｽｲｯﾁ

ﾌｧｲﾊﾞﾚｰｻﾞﾄﾞﾗｲﾊﾞ盤
ｴｱﾁｭｰﾌﾞｺﾈｸﾀﾊﾟﾈﾙ

免震重要棟

中継ﾎﾞｯｸｽ

複合ｹｰﾌﾞﾙ

ｽﾘｯﾌﾟﾘﾝｸﾞﾚｽﾘｰﾙ(所掌外)ｼｰﾙﾎﾞｯｸｽ(所掌外)

水滴除去のためのエアブロー機構を追加
計測ﾍｯﾄﾞ
ｶﾒﾗﾍｯﾄﾞﾚｰｻﾞﾍｯﾄﾞ
ｱｸｾｽ装置(所掌外)

空配盤工事の設置作業を考慮して、機能(制御/レーザ/冷却/エアー)ごとに盤を分別

放射線環境＜点群処理結果＞

中継ボックスを設置することで、複合ケーブルと計装ヘッドの分離作業性を向上

84mm

レーザヘッド部のコネクタ配置、116mm
MEMSミラー配置を再検討することで、奥行き寸法を191mm⇒84mmに変更©International Research Institute for Nuclear Decommissioning18

4.実施工程(案)
No.

項 目

略称

1

マスタースケジュール－

2

格納容器内部の調査計画の立案－

3

調査装置等の開発計画の立案－

4

調査装置等の開発(実証試験予定のみ記載，詳細はNo.4-1～9参照)

－

91910

平成26(2014)年度
1112
12345678平成27(2015)年度
91011121▽9/11公募締め切り▽交付決定(10/1仮)

2

備考

3

補助事業終了(3/31)▽

計画(変更後)実績

最新の現場状況や新たなﾆｰｽﾞを考慮した検討

必要情報の聞き取り調査計画の立案

新たな調査計画/装置開発検討（No.3の｢調査装置等の開発計画の立案｣も合せ開発計画の立案☆新たな調査装置開発要否 及び既開発装置の計画見直し要否検討
B1実証試験

・これまでＡ４調査の段階で確認する計画であったペデスタル外への燃料デブリの流出有無の確認については、Ａ３ 調査の段階で前倒して実施するよう要求があり、調査方針について見直しを実施。
・A2調査結果が出ておらず、 A3調査装置の開発仕様が具体化できない中では、最低限の装置製作、要素試作を行う方針とした。

A2実証試験(ﾌﾞﾛｯｸ取外)

設計/手配準備/装置改良

2-1

ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内部ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ状
況調査装置

モックアップ体での実証試験
装置改善

検証試験

A2

モックアップ体での実証試験☆ﾎｰﾙﾄﾞﾎﾟｲﾝﾄ(A3の計画見直し要否検討)調査／開発方針の見直し検討

設計

2-2

CRD下部及びﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ上ペ 状況調査装置
A3
デ (当該装置用飛散防止装置ス 含む)
タ
ペデスタル内部プラットホーム状況調査（A2）装置に、CRD下部およびプラットホーム 上状況を確認可能なよう、調査（A3）装置の機能を付与して おり、前倒して開発して いる。
ル内

放射性物質の飛散防止装置（X-6ﾍﾟﾈ穴拡大または開放装置）

試験/評価/改造/評価

A3査に向けてX-6ペネの開口拡大工法としては、関係者協議のうえ、ペネ開放の方針を決定し、装置設計および長納期品を手配。
製作/評価（穴拡大の場合）☆ﾎｰﾙﾄﾞﾎﾟｲﾝﾄ(穴拡大/開放の決定)

A3

赤破線部は見直し後の工程を示す。

要素設計/製作/試験

手配製作

発注準備

2-3

平成２ ８ 年度
実証予定

手配/製作/単体試験

基本設計/詳細設計☆X-6ペネ開放に決定
設計

赤破線部は見直し後の工程を示す。

長納期部品の手配（穴拡大の場合）

長納期品の手配（ペネ開放）
製作設計/部品手配

4-5

X-6遮蔽ﾌﾞﾛｯｸ取外し装置

実証試験
装置改造/組立A2

新たな課題（固着ﾌﾞﾛｯｸ）への対応
工場試験/実証準備

4-6

4-7

4-9

ペデス 1階ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上調査装置
タル外アク
セ 地下階状況調査装置
ス
技術

燃料ﾃﾞﾌﾞﾘ計測装置開発

発注手続き/装置改善

B1

実証準備
実証試験

発注準備

平成２ ８ 年度
実証予定

☆ﾎｰﾙﾄﾞﾎﾟｲﾝﾄ(B2の計画見直し検討)

調査工法の概念検討☆ﾎｰﾙﾄﾞﾎﾟｲﾝﾄ(B2調査工法)

調査工法の検討

B2
装置設計／製作

A3
A4
B3

装置設計／製作

製作設計

装置改善/評価
製作
工場試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5.目標達成を判断する指標の達成状況
実施内容
平成２７年度目標達成指標①調査計画の立 ・関連するプロジェクトからPCV内部調査案及び調査装 へのニーズを把握し，PCV内部調査の計置等の開発計 画と装置開発へ反映する。
画の立案

20

達成状況

課題

[目標達成]
・今後の調査で必要となる装置の概念検･関連プロジェクトからのニーズの聞き取り， 討を継続実施。
取り纏めた。
・今後の調査に必要となる調査工法と装置 ・各号機に対するニーズに合致した装置の概念検討を実施。
仕様の検討。

②ペデスタル内 ・ぺデスタル開口部近傍の調査を可能 [目標達成]
へアクセスすにする調査装置については、モック ・ペデスタル開口近傍、および、プラットる技術
アップ体において実証試験が実施で ホーム上面及び制御棒駆動機構下部きていること。の調査を可能にする調査装置に関し・プラットホーム上面及び制御棒駆動て、装置の設計、製作、モックアップ体機構下部の調査を可能にする調査での実証試験（検証試験、実証準備）
装置については、装置の設計・製作まで完了。
が実施できていること。
③遮へいブロッ ・遮蔽ブロック取外し装置の実証試験
ク取外し技術が実施できていること。

[目標達成]
・今年度で本技術開発は完了。
・現地実証試験を’15年6,7月に実施。
・残存ブロックの固着解除用のエンドエフェクタを追加開発し，検証完了。

・B2調査装置の実証試験に向け，引き続④ペデスタル外 ・前年度に開発したB1調査装置に関し，現 [目標達成]
地実証により性能を検証すること。
・B1調査装置の性能を，’15年4月に１号機 き，課題の抽出と，改善を実施する。
へアクセスす・B2調査の概念を構築し，要素試作およびで実証。性能達成。
る技術

確認試験を実施。併せて、調査工法を立 ・B2調査の調査工法を立案し，装置の概念案。
を構築。要素試験を実施し，基本設計を完了。

⑤燃料デブリ形状計測技術

・燃料デブリ形状計測装置の機能検証 [目標達成]
・アクセス方法との組合せ具体化検討。
まで実施できていること。
・光切断方式を採用した、燃料デブリの ・光切断計測に加え、ガンマ線強度分形状計測装置の設計/試作を実施。 布計測、ガンマ線スペクトル計測、中・工場試験にて機能検証を行い、装置 性子計測、超音波計測の概念検討お改善を実施。
よび要素試験。
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6.研究開発の運営等

21①中長期的視点での人材育成(実績) ・ロボットフェスタふくしま（１１／３ 郡山），サイエンスアゴラ（１１／１４ お台場）
等において，開発した技術説明，装置のデモを実施し，人材育成に向けた裾野拡大に努めた。
・技術開発において、各社の若手を登用、討議を経験させることで技術レベルの向上と技術伝達を実施。
②国内外の叡智の結集（実績） ・国内外の関連学会会議やワークショップで研究開発成果を公表し、学術関係者の意見を受けた。
日本保全学会 第12回学術講演会（７／１４、日立シビックセンター）：成果発表③情報発信の充実(実績) ・下記を通じて、実施内容、成果などを一般の人を対象に情報発信した。
IRIDシンポジウム2015 in福島（７／２３）
ＩＲＩＤホームページでの研究開発成果進捗状況の公開（随時）・研究成果の社外への発信に努めた。その結果，日本ロボット学会より，実用化技術賞を贈与された（９／４）。
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7.実施体制図

22ＩＲＩＤ○ 全体計画の策定と技術統括のとりまとめ○ 技術開発の進捗などの技術管理のとりまとめ

日立ＧＥニュークリア・エナジー東芝

三菱重工業(1) 主に１号機の格納容器内部の調査計画の作成(2) 主に１号機の調査装置等の開発計画の作成(3) 調査装置等の開発
ペデスタル外へアクセスする技術の開発(1) 主に２号機及び３号機の格納容器内部の調査計画の作成(2) 主に２号機及び３号機の調査装置等の開発計画の作成(3) 調査装置等の開発
ペデスタル内へアクセスする技術の開発(1) 格納容器内部の調査計画の作成全般(2) 調査装置等の開発計画の作成全般、バウンダリ構築の代替手法の検討(3) 調査装置等の開発
・Ｘ－６遮蔽ブロック取外し技術の開発
・デブリ計測技術の開発

Ｂ社〇ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外 調査技術の技術役務

Ｃ社〇ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外 調査装置/付帯設備/検証用模擬体の設計､製作､試験､改善
Ｄ社〇ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外 調査装置の検証試験作業
Ｅ社〇ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外 調査の実証試験準備及び試験作業
Ｆ社〇ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ外 調査の実証試験
Ａ社○研究開発マネジメント作業補助、資料・データ管理作業補助

Ｇ社〇X-6ﾍﾟﾈﾄﾚｰｼｮﾝ穴開け装置の改良､及び実証試験

MHIﾆｭｰｸﾘｱｼｽﾃﾑｽﾞ・ｿﾘｭｰｼｮﾝ
ｴﾝｼﾞﾆｱﾘﾝｸﾞ株式会社〇図面作成等の設計補助業務

Ｈ社〇X-6ﾍﾟﾈﾄﾚｰｼｮﾝ穴拡大装置の設計､製作､及び単体試験

Ｌ社〇X-6遮蔽ﾌﾞﾛｯｸ取外し装置の装置改善、実機適用性試験の補助業務

Ｉ社〇ﾌﾟﾗｯﾄﾎｰﾑ上面及び制御棒駆動機構下部調査装置の製作
Ｊ社〇実証試験の準備及び試験助勢

Ｍ社〇ﾃﾞﾌﾞﾘ形状計測装置の製作、試験、改善

Ｋ社〇飛散防止装置の設計､製作､及び単体試験©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8. まとめと今後の対応

23(1) まとめ
ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ内外へのアクセス装置および溶融物計測装置を開発する最終ゴールに対し，以下の技術開発を実施した。
・１号機では、平成26年度に開発した装置を用い，B1調査を実施し，格納容器内の環境，機器状態，次調査のアクセスルートを確認した。また，得られた情報に基づき、B2調査装置の仕様を検討し、基本設計を完了した。
・２号機では、A2調査に関し、当初の目的であるA3調査のルート確認に加えて、他PJからの追加ニーズを可能な限り反映できるよう作業要領等に反映した。また、有識者による複数回のレビューを受け、可能な限り装置設計・作業要領に反映し、実証準備を実施した。併せて，遮へいブロック取外し技術を実証し，その際に生じた固着事象への対策を実施した。
・汎用技術であるデブリ形状計測技術として光切断法を用いた装置を開発した。

(2) 今後の対応
・上記の実証試験を通して、PCV内状況の判明や新たな課題が抽出されるため、得られた成果をA3調査以降の装置，デブリ形状計測装置及びB2調査以降の装置の開発に反映する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning