平成26年度補正予算廃炉・汚染水対策事業費補助金（燃料デブリ臨界管理技術の開発）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（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１. 全体計画

1１．１ 「燃料デブリ臨界管理技術の開発」の目的と目標【 目的 】
現状の燃料デブリは臨界になっていないと考えられるが、今後のデブリ取り出し作業等に伴いデブリ形状や水量が変化した場合でも、臨界を防止するとともに、万一臨界が生じた場合でも一般公衆及び作業員に過度の被ばくが生じることのないような臨界管理手法を開発する。

・ロードマップ各工程でデブリ状態が変化する
PCV水張り、デブリ取り出し等で合理的な臨界管理方法を策定するために、臨界評価、臨界監視及び臨界防止技術の開発を行う。
・当初、冠水工法をベースに開発を実施していたが、ロードマップ改訂を受け、気中工法を含む複数工法を対象に検討を実施中。

①臨界評価技術の開発②臨界監視技術の開発③臨界防止技術の開発

炉心部
RPV下部
PCVペデスタル
PCVドライウェル

冷却廃液処理設備
想定される燃料デブリの位置

臨界シナリオ・臨界評価、臨界時挙動評価、臨界管理手法策定
炉内再臨界検知システム、炉内臨界近接検知システム、
小循環ループ向け臨界近接モニタ開発
非溶解性中性子吸収材、溶解性中性子吸収材開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１. 全体計画

2

1.2 ロードマップとの関係
第１期

事項／年度

2012

第２期

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

2020

2021

(平成25)(平成26)(平成27)(平成28)(平成29)(平成30)(平成31)(平成32)(平成33)(平成24)（前）（中）

ロードマップ主要工程

関連Pj（主要なもの）ﾃﾞﾌﾞﾘ性状把握、炉内状況把握

燃料デブリ取り出し△

方法決定△

方針決定△
適用準備
臨界管理方法
要素技術の成立性

(後)

最新結果を
適宜反映

説明ロジック・エビデンス▽RPV内部調査▽ﾃﾞﾌﾞﾘ位置推定(ﾐｭｵﾝ)
各年、最新情報反映

1. 臨界評価（臨界評価・臨界時挙動評価)

2. 廃液処理、冷却設備の未臨界管理技術(循環ﾙｰﾌﾟ臨界近接ﾓﾆﾀ）
3.炉内の再臨界検知技術
再臨界検知ｼｽﾃﾑ(中性子、FPｶﾞﾝﾏ）

ﾃﾞﾌﾞﾘ取り出し時
臨界管理方法

臨界管理方法の検討
臨界ｼﾅﾘｵ検討、臨界評価

デブリ性状等最新知見反映

臨界近接監視装置開発
詳細設計・製作・設置

実機適用可否判断△
再臨界監視装置開発

実機適用可否判断△ FPｶﾞﾝﾏ高度化

工法検討、最新知見を反映

実機適用可否判断△

詳細設計・製作・設置

炉内臨界近接監視装置開発

臨界近接検知ｼｽﾃﾑ

工法検討、最新知見を反映

実機適用可否判断△

4.臨界防止技術
非溶解性中性子吸収材

候補選定 材料特性評価※ 耐放射線試験※※各フェーズで候補材を選定
課題整理・検討

溶解性中性子吸収材
注釈

実機適用材決定△

工法検討、最新知見を反映
詳細設計・製作・設置

腐食試験等
適用方法△

技術開発項目

核特性評価試験※

施工方法検討

詳細設計・製作・設置

収納缶等への課題解決

必要に応じて実施する項目

詳細設計・製作・設置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
技術開発外の工事等

２.平成27年度プロジェクト体制

3

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（本部）○ 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

三菱重工業株式会社

株式会社東芝日立ＧＥニュークリア・
エナジー株式会社

国立研究開発法人
日本原子力研究開発機構○臨界評価手法の開発○臨界評価手法の開発○臨界評価手法の開発○臨界評価手法の開発

臨界シナリオ策定
臨界時挙動評価
臨界管理手法の策定

臨界シナリオ策定
臨界時挙動評価
臨界管理手法の策定

臨界シナリオ策定
臨界時挙動評価
臨界管理手法の策定

臨界シナリオ策定
臨界管理手法の策定○臨界近接監視手法の開発○再臨界検知技術の開発○臨界防止技術の開発○臨界近接監視手法の開発○再臨界検知技術の開発○臨界防止技術の開発○臨界近接監視手法の開発○再臨界検知技術の開発○臨界防止技術の開発○臨界近接監視手法の開発

溶解性中性子吸収材
開発

非溶解性中性子
吸収材開発

非溶解性中性子
吸収材開発

MHI NSエンジ株式会社

原子燃料工業株式会社

日立化成株式会社

・臨界評価補助・非溶解性吸収材開発補助

・非溶解性吸収材開発補助

富士化学株式会社

株式会社テプコシステムズ

・非溶解性吸収材開発補助

・臨界管理手法検討補助

KEMICA Coatings（仏）・非溶解性吸収材開発補助

ｺｸﾖ株式会社
・資料・データ整理

東芝原子力エンジニアリ
ングサービス株式会社
・炉内臨界近接検知ｼｽﾃﾑ
開発補助

AMETEK(米国)
・炉内臨界近接検知のﾑﾃｽｼ
TID法モデル開発

株式会社ﾃﾌﾟｺｼｽﾃﾑｼｽﾞ
・臨界評価補助株式会社日立パワーソ
リューションズ

伊藤忠テクノソリューションズ株式会社・臨界安全評価用標準
組成作成補助・非溶解性吸収材開発補助

株式会社ｸﾞﾛｰﾊﾞﾙ･ﾆｭｰｸﾘ
ｱ･ﾌｭｴﾙ･ｼﾞｬﾊﾟﾝ
・臨界評価補助株式会社ナイス・再臨界検知技術開発補助

株式会社ﾃﾌﾟｺｼｽﾃﾑｼｽﾞ
・臨界評価補助©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

関連プロジェクトとの連携

4

事故進展解析及び
実機データ等による炉内状況把握の高度化
燃料デブリの性状把握

原子炉圧力容器内部調査技術の開発

燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法の高度化
燃料デブリ
性状、分布

燃料デブリ
臨界管理
技術の開発

原子炉格納容器内部調査技術の開発
原子炉内燃料デブリ
検知技術の開発

工法
情報
臨界管理
手法

中性子吸収材使用に関する情報
構造材
影響

原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水
技術の開発

収納缶影響
燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発

圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

関連プロジェクトとの連携

5

主な連携状況
関連Pj

現状

今後

炉内状況把握・最新評価結果の入手、臨界シナリオ検
討への反映

－

燃料デブリの性状把握－

・Gd核種帯同など、臨界管理合理化に必要な情報の入手

原子炉圧力容器内部調査－

・調査ニーズ発信・サンプリング時の臨界管理面での検討
事項の整理

原子炉内燃料デブリ検知

・最新評価結果の入手、臨界シナリオ検
討への反映

－

圧力容器／格納容器の健全性評価

・ホウ酸水使用時の腐食試験条件の設定
・ホウ酸水水質管理設備検討情報の交換

・腐食試験結果の分析
・ホウ酸水使用可否情報の交換

固体廃棄物の処理・処分－・溶解性・非溶解性吸収材適用時の影
響の検討

補修・止水技術・ホウ酸水使用時の適用情報交換

・ホウ酸水使用可否の情報交換

燃料デブリ取り出し技術

・取り出し工法の情報交換
・安全に関する検討

・臨界管理方法の発信
・臨界関連事故・異常事象の整理、シス
テム要求の発信収納・移送・保管技術

・溶解性・非溶解性吸収材適用時の影響の検討－©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実施工程(1/2)

6
予定

実績

▽：予定

▼：完了

2月

3月

燃料デブリ臨界管理技術の開発 平成27年度工程表
大分類

小分類

平成27年度
4月

5月

6月

7月

8月

9月

10月

11月

12月

1月

①臨界シナリオの策定
PCV水張り時シナリオ見直し
デブリ取り出し時シナリオ見直し

水張り時シナリオ▽
水張り時シナリオ▼
デブリ取り出し時シナリオ▽
デブリ取り出し時シナリオ▼②臨界時挙動評価
PCV水張り用モデル精緻化
１）臨界評価手法の開発

PCV水張り時挙動評価

精緻化▽
精緻化▼
簡易評価▽

詳細評価▽
簡易評価▼

詳細評価▼
取り出し時用モデル▽

デブリ取り出し用モデル整備

取り出し時用モデル▼③臨界管理手法の策定
PCV水張り時臨界管理方法（純水/ホウ酸水)合理化

水張り時管理方法▽
水張り時管理方法▼
取り出し時臨界管理基本方針▽

デブリ取り出し時臨界管理方法検討
検知手法選定２）臨界近接監視手法の開発

取り出し時臨界管理基本方針▼
複数手法組合せ案▽
TID法を除く1次検討▼

複数手法組合せ案▼
システム仕様▽システム概念検討
適用方法検討実証試験方法検討

システム仕様▼
適用方法▽
1次案▼

適用方法▼
実証試験計画▽実証試験計画▼©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３. 実施工程(2/2)

7
予定

実績

▽：予定

▼：完了

2月

3月

燃料デブリ臨界管理技術の開発 平成27年度工程表
大分類

小分類

平成27年度
4月

5月

6月

8月

9月

10月

11月

12月

1月

複数工法での適用方法▽

中性子システム適用方法検討
３）再臨界
検知技術の
開発

7月

複数工法での適用方法▼
複数工法での適用方法▽

FPγ 線システム適用方法検討

複数工法での適用方法▼
実証試験計画▽

未臨界度推定アルゴリズム実証試験方法
検討

実証試験計画▼①非溶解性中性子吸収材
試験計画▽

照射試験計画（新規候補材）

試験計画▼
耐放射線性能▽照射試験

水中1回目完了▼

気中完了▼
試験計画▽

核的特性確認試験計画検討
４）臨界防止技術の開発

一部引張試験▽耐放射線性能▼ 引張試験▼
試験計画▼
複数工法での適用方法▽

適用方法検討複数工法での適用方法▼②溶解性中性子吸収材
試験計画▽

低濃度適用性確認試験計画

試験計画▼
適用性評価結果▽

低濃度適用性確認試験

試験完了▼

溶解性吸収材運用方法▽

運用法検討

設備検討▼ 溶解性吸収材運用方法▼

方法検討

確認方法案▼

第三者有識者
による確認

委員構成検討▽設置に向けた活動
進捗報告会

適用性評価結果▼

諮問内容・設置機関決定▼▼実施計画▼ 中間報告委員構成検討▼最終報告▼©International Research Institute for Nuclear Decommissioning４. 平成27年度成果

8４．１ 臨界評価手法の開発 (臨界シナリオの策定(1/2)）[達成目標]
・ロードマップ上各工程において、最新知見を反映するとともに、複数のデブリ取り出し工法を踏まえた臨界シナリオの作成及び臨界の可能性の推定が行われていること。

ミュオン測定結果から高さ1m以下を想定[平成27年度成果]
・臨界シナリオ・臨界評価への最新知見を反映した見直し-炉内状況把握、ﾃﾞﾌﾞﾘ位置推定の結果などの最新情報に基づき現状の臨界リスクを推定 (次ページ図)-気中取り出し等複数工法を考慮した臨界シナリオを見直し(図3)-事故直前の３次元炉内組成分布に基づき、炉心残存燃料
冠水時の臨界可能性を再評価：
１号機： 集合体３層以下で未臨界(図1）２号機： 集合体５ｘ５体より小さければ未臨界（図2)

図１ １号機 集合体３層(これ以下では未臨界)

集合体全長
水没を想定

・デブリ標準組成の評価-国際燃焼計算ベンチマーク問題に基づき評価したデブリ標準組成を使用した最小臨界量の評価を実施。
昨年度作成した標準的デブリ組成のデータセットの拡充を実施。
計算値のばらつきを整理し、計算に不確定さの考え方を整理。
・ガドリニアを考慮した臨界抑制のためのホウ素濃度を評価[今後の課題]・集合体混合、Gd核種帯同などの合理化の説明ロジックの補強

デブリ
取り出
し

図2 ２号機 5x5集合体(これ未満では未臨界)・破砕により崩されたデブリに水が浸入し、水と最適混合状態になる。
・デブリ細粉が巻き上がり、
水と最適混合状態となる。

加工による形状変化、微粒子状
デブリの巻き上がり加工による形状変化、水の浸入

レーザー

図3 デブリ取り出し作業を想定した臨界シナリオ例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

9
４．１ 臨界評価手法の開発 (臨界シナリオの策定(2/2)）

これらの炉内状況の推定は昨年度（平成26年度）の事業成果に基づく。
今年度（平成27年度）の事業成果に基づくリスク評価は次年度（平成28年度）に実施する。
＊評価でリスクが“中”とされているものは、今後のデブリ取り出しに向け状態を変化させる場合のものである。
炉内や格納容器内の調査等の情報に基づき評価の精度をあげ、 臨界リスクの有無や小さいことを確認していく。

臨界リスク評価（１Ｆ－１，２，３号機）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10

４．１ 臨界評価手法の開発 (臨界時挙動評価(1/3)）[達成目標]
・PCV上部水張りを取り扱える評価モデルが開発されていること。開発されたモデルを用い、最新の知見を反映して臨界時挙動評価により臨界時の被ばく線量評価が実施されていること。
・平成26年度時点で検討されている複数工法に対応して、燃料デブリ取り出し時の臨界時挙動評価用モデル
および手法が開発されていること。
[平成27年度成果]
・PCV上部水張り時に必要な機能を整備
前年度RPV下部デブリ水没時に水張り速度制限
により被ばく線量を許容範囲に収めることが可能であることを示した。これに引き続き炉内残存燃料の冠水を対象とした評価手法を開発した。

臨界管理では燃料の状態に応じた評価を実施

上部（残存燃料水没）
下部（デブリ水没）

炉内残存燃料のイメージ

PCV水張りによる燃料デブリの冠水©International Research Institute for Nuclear Decommissioning４．１ 臨界評価手法の開発 (臨界時挙動評価(2/3)）[平成27年度成果]
・複数工法への機能拡張
複数工法に対応する臨界時の直接線・スカイシャイン線（図１）モデルを整備取り出しPJ検討中のRPV上部水・鉄遮へいを考慮した合理的なモデルを採用
・被ばく線量評価モデルの高度化
公衆被ばく線量評価モデルをベースとして、
建屋外作業員（図1）被ばく線量モデルを整備し試解析（図2）を実施
また、公衆・建屋外作業員評価の精緻化として
グランドシャイン線（図１）モデルを整備
・パラメータの確率的な取扱いによる評価結果の不確定さ検討
不確定さの大きな気象パラメータの確率的な取扱いにより、被ばく線量評価結果の信頼性を検討
現状評価に使用している気象パラメータが十分に保守的な条件であることを確認

11

図1 被ばく線量評価ﾓﾃﾞﾙ

図２ 建屋外作業員被ばく線量の試解析（平成２６年度評価のPCV下部水張時における公衆被ばく線量、©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
オペフロ作業員被ばく線量の試解析例との比較）

４．１ 臨界評価手法の開発 (臨界時挙動評価(3/3)）

12[平成27年度成果]
・臨界管理手法策定のための臨界時挙動評価- PCV上部水張り工法の成立性を検討するため2号機の臨界時挙動評価を実施（図1）- 事故前の詳細燃料組成を織り込むことで過度の保守性
臨界検知遅れ時を排除
間は1hと想定。今－不明な残存燃料体数をパラメータとして，被ばく線量
後再臨界検知ｼｽとの関係を評価（図2）。
ﾃﾑ成立性確認試
全量残存を仮定しても、水位上昇速度を1cm/hに制限
験結果を反映してすれば、事故時緊急被ばく線量を満足できる見込み。
再確認を行う。
残存燃料体数が約380体(*)以下であれば、平常時被ばく線量内に収まる可能性あり
図1 水位上昇時の臨界による公衆被ばく線量の解析例（2号機）* ミュオン透過法の分解能 1mで識別が可能
・デブリ取り出し時の課題の整理
デブリ取り出し時に想定される臨界シナリオに基づき
臨界時挙動評価に必要とされる解析機能を検討
これまで開発済みの１点炉核モデルと熱水力モデルで対応可能であることを確認。
局所的なデブリの弱結合による臨界事象の取り扱いに、ついては大学と意見交換を実施。
[今後の課題]・最新知見による再臨界条件と臨界到達後の影響の見直し
現状評価条件の大きな保守性の確認（RPV残存デブリ量、ヨウ素放出量等）
・合理的詳細評価のため上記評価条件の見直し
・デブリ取り出し時臨界時挙動・被ばく線量評価

平常時基準は
1mSv/年であるが、他の寄与分も考慮して臨界による追加分を0.1mSvと考えた。

図2 残存燃料体数と被ばく線量の関係（2号機）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

４．１ 臨界評価手法の開発 (臨界管理手法の策定）[達成目標]
・平成26年度時点で検討されている複数工法に対応して、万一の臨界の際にも緊急時被ばく線量（作業員100mSv、
一般公衆5mSv）以下とする臨界管理手法が策定できていること。
PCV水張りについては最新の知見を反映した見直しが行われていること。
・デブリ取り出しに対しては、臨界管理の基本方針が決定されていること。
1F-1 1 年目燃焼燃料（平均濃縮度 3.11wt%）[平成27年度成果]
・臨界管理の基本的な考え方の整理－臨界管理の目標、被ばく線量許容範囲について考え方を整理
第三者有識者による確認方法を検討
1F-1 炉心平均 Gd 濃度
・PCV水張り時の臨界管理手法精緻化－臨界抑制必要ホウ素濃度合理化検討(図1)
燃焼クレジットの考慮
集合体混合を仮定し、評価用濃縮度を低減するとともに、Gd核種を考慮
燃料集合体がほぼ同時点で溶融することを説明するために、溶融時点の温度分布評価を実施(図2)9000

1年目燃焼燃料 e3.11wt％

8000
7000

必要ほう素濃度（ppm）

6000

5000
4000
3000

2000

y = 9.08E+06x2 - 5.61E+05x + 8.50E+03

1000

0
0.000

0.002

0.004

0.006
0.008
0.010
0.012
Gd(Gd155＋Gd157)濃度（wt%）

0.014

0.016

0.018

図1 Gd核種考慮による必要ホウ素濃度低減検討例

被覆管温度(K)・燃料デブリ取り出し時臨界管理方法の策定－水中／気中取り出しに対して基本的な考え方(次ページ)
・事故・過渡事象への対応－事故・過渡事象整理のため、臨界に関する特性要因、事象整理
取り出し工法検討に提示
ｳﾗﾝ燃料棒ｶﾞﾄﾞﾘﾆｱ入り燃料棒[今後の課題]・必要ホウ素濃度低減に関する説明ロジックの確立
・上部水張りにおける臨界時挙動・被ばく線量評価を踏まえ、水張り時臨界管理方法の確立
事象開始からの経過時間(h)・ 溶解性／非溶解性吸収材使用方法検討のうえ、取り出し時管理方法の
図２ 燃料溶融時のウラン燃料及びガドリニア入り
考え方の整理
燃料の被覆管温度
・事故・異常事象整理中、対策検討のうえ、設備への要求の整理（平成28年度に、複数工法に対応する取り出し時臨界管理手法の確立）(溶融時点での温度差は小さく、ほぼ同時に溶融する)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14
臨界管理方法と要素技術開発の関係： PCV水張り時①（純水水張り）
項目

概要①純水での水張り・純水(非ホウ酸水)を用いた水張り・現状設備での適用容易、腐食・漏えいリスク小・監視を主体にした臨界管理方法(先行事例とは異なる方法)
・露出デブリ、炉内残存燃料の水没・地震などによる燃料落下検討課題・要素技術開発

・対外的説明性→第三者有識者による確認・最新情報を反映した臨界リスク評価

→臨界評価

臨界リスク

臨界監視

臨界防止（PS)

臨 界 事 故 時
影響緩和(MS)･水張り前に臨界可能な量(30ｃｍサイズ)が確認さ →残存量確認（内部調査･ミュオン測定）
れた場合には適用不可
・ガスサンプリング系システムによる炉内再臨界 →炉内再臨界検知技術開発
検知
検知性向上のための設備高度化(Kr検知)
・水張り速度を制限し、ガスサンプリング系システ
ムにより未臨界を確認しながら段階的水張り・ガスサンプリング系システムによる臨界近接監視の成立性 →炉内再臨界検知技術開発
成立性確認試験(実機)・ガスサンプリング系システムによる臨界検知、
ホウ酸水投入による臨界終息。
臨界時挙動評価により一般公衆・作業員被ばく
線量が許容範囲内に収まることを確認

・緊急ホウ酸注入設備の利用
・デブリ残存量を反映した臨界時挙動評価→ 臨界評価（臨界時挙動評価）･外部レビュー →第三者有識者による確認･未臨界維持中期： ダンプによる水位低下
長期： ホウ酸水水張りへ移行 あるいは
水張り中止

・水位低下の実現性 →小循環ループ設計に反映
・ホウ酸水水張りが不可能な場合には、水張り中止の選択も含めておく©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15
臨界管理方法と要素技術開発の関係： PCV水張り時②（ホウ酸水水張り）
項目概要②ホウ酸水での水張り検討課題・要素技術開発

・臨界リスクを最大限低減可能
・設備対応、腐食・漏えいリスク検討要・露出デブリ、炉内残存燃料の水没・地震などによる燃料落下

臨界リスク･臨界防止必要ホウ素濃度評価の合理化

臨界監視

→臨界評価
・同説明性確認 →第三者有識者による確認
・ガスサンプリング系システムによる炉内再臨界 →炉内再臨界検知技術開発
検知
検知性向上のための設備高度化(Kr検知)
・ホウ酸水を用いた水張り・水張り速度を制限し、ガスサンプリング系システ
ムにより未臨界を確認しながら段階的水張り

臨界防止（PS)

臨 界 事 故 時
影響緩和(MS)・ガスサンプリング系システムによる臨界検知、
高濃度ホウ酸水投入で臨界終息。
臨界時挙動評価により一般公衆・作業員被ばく
線量が許容範囲内に収まることを確認
・未臨界維持中期： ダンプによる水位低下
長期： 濃度上昇させて水張り継続

・必要ホウ素濃度が使用可能であること→臨界防止技術（溶解性吸収材）
PCV,RPV構造材腐食、漏えい時影響、
設備実現性確認・ガスサンプリング系システムによる臨界近接監視の成立性 →炉内再臨界検知技術開発
成立性確認試験(実機)・緊急ホウ酸注入設備の利用(濃度上昇）
・デブリ残存量を反映した臨界時挙動評価→ 臨界評価（臨界時挙動評価）･外部レビュー →第三者有識者による確認・水位低下の実現性→小循環ループ設計に反映
・ホウ素濃度上昇が不可能な場合には、水張り中止の選択も含めておく©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

16
臨界管理方法と要素技術開発の関係： デブリ取り出し時
項目

デブリ取り出し時
・小循環ループ構築

想定する状況

冠水工法：水中状態、
気中工法： 冷却材かけ流し
・デブリへの直接アクセス可能（検出器設置、 非溶解性吸収材散布可能）・デブリ状況変化(掘削に伴う水浸入など)
・地震などによる燃料落下検討課題・要素技術開発

臨界リスク

臨界監視

臨界防止（PS)・複数工法・取り出し方法を想定した臨界シナリオ、
臨界可能性評価 → 臨界評価
･防止必要ホウ素濃度評価の合理化→残存量確認（内部調査･ミュオン測定）
・外部レビュー →第三者有識者による確認

・炉内臨界近接検知システムにより臨界近接監視
・炉内臨界検知システム及びガスサンプリング系シス
テムによる炉内再臨界検知
・臨界近接検知システムによる臨界近接を監視しな→炉内臨界近接検知システム
がらのデブリ取り出しシステム開発、成立性確認
・ホウ酸水あるいは非溶解性吸収材事前投入による →臨界防止技術（非溶解性吸収材）
臨界抑制
候補材選定、適用工法確立、成立性確認

・臨界近接検知システム、ガスサンプリング系システ
ムによる臨界検知、高濃度ホウ酸水あるいは非溶
臨 界 事 故 時
解性吸収材追加投入で臨界終息。
影響緩和(MS)
臨界時挙動評価により一般公衆・作業員被ばく線量が許容範囲内に収まることを確認→ 臨界評価（臨界時挙動評価）
デブリ取り出し時臨界挙動･被ばく線量評価
外部レビュー →第三者有識者による確認©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17

４．２ 臨界近接監視手法の開発(1/2)[達成目標]

・臨界近接検知手法が選定され、システム概念が確立していることデブリから放出される中性子を計測

・複数工法に対して適用方法が決定されていること
未臨界度：浅い
未臨界度：深い・成立性確認試験計画が立案されていること[平成27年度成果]
現場で中性子源適用可
不可・臨界近接検知手法の選定
未知のデブリ体系の不確定を考慮して、デブリ取り出し時に想定される様々な臨界シナリオに対応するため，単一の手法でアクティブ法
仮想中性子
パッシブ法
はなく、炉雑音法（ファインマンα法）を中心とした複数手法の（炉雑音）（中性子源増倍）捕獲法
組合せによる臨界近接検知手法を選定（図1）
炉雑音法により、取り出し前の初期の未臨界度(中性子増倍率)を確認したうえで、ペリオドまたは計数率を監視することで、取り出し中の連続的な監視を行う(図2)。
作業前のデブリの増倍率を推定

炉雑音法（TID法/MCNP,*）については、デブリへの適用性評価のためのシミュレーション方法を確認し、課題を抽出

no!
k-meas(測定値)
中性子
増倍率
取り出し
ok
測定
ok

ok

臨界基準
0.95
Δk: 1回の取り出しに伴う最大反応度添加量k-alm
警報発信レベル

作業中止

測定値k-meas < 警報レベルk-alm
であれば次の取り出しへ

時間経過

図2 臨界近接監視に基づく臨界防止

作業中は中性子計数率とペリオドを監視する
ペリオドが小さくなる事象

ペリオド一定の事象

急激な事象

緩やかな事象

急激な事象

緩やかな事象ペリオド検知

計数率検知

計数率検知

計数率検知

図1 デブリ取り出し時の臨界近接検知手法* TID法は有力な手法であるが、体系に応じた係数を解析により決定する必要がある。モンテカルロ計算コードMCNPを利用することを当初考えていたが、課題のあることがわかり別手法(ASC)を検©International Research Institute for Nuclear Decommissioning
討中。 TID：Time Interval Distribution，MCNP：モンテカルロ計算コード

18

４．２ 臨界近接監視手法の開発(2/2)[平成27年度成果]
・臨界近接検知システム概念
炉雑音法を中心とした複数の臨界近接検知手法を同一ハードウェアで実現するためのシステム概念と構成案を策定（図1,2）・複数工法への適用方針
水中、気中での中性子束に基づき、適用可能範囲を整理
・成立性確認試験計画
原子力機構の実用燃料試験施設に保管されている、PWR/
BWR使用済燃料集合体を対象として ガンマ線量を評価(SWAT4燃焼計算、MVP2.0光子固定源計算)
使用済燃料集合体のガンマ線を用いた高放射線環境下での試験計画を策定

信号処理
ﾌﾟﾘｱﾝﾌﾟ

検出器設置装置

異常拡大
防止装置

検出器

ﾃﾞﾌﾞﾘ取り出し位置

警報装置

図1 臨界近接検知ｼｽﾃﾑ概念[今後の課題]・成立性確認試験に向けたｼｽﾃﾑ設計、試作・臨界試験による臨界近接検知性能確認試験
・高放射線環境下での動作試験
・臨界近接検知手法の測定精度向上
・炉雑音法TID法についてASCシミュレーション
によるデブリの未臨界測定への適用性評価

ASC：Analytical Solution Calculator

図2 臨界近接検知システム構成©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

19

４．３ 再臨界検知技術の開発(1/2)[達成目標]
・（中性子ｼｽﾃﾑ）：ガンマ線100Gy/hの環境下で臨界検知できる臨界レベルの範囲が評価されていること。
平成26年度時点で検討されている複数工法における適用方法が確立していること。

・(ガスサンプリング系システム)：現行のXe135に加え、Kr88(～10-4Bq/cm3)を検出可能とし、臨界検知時間を1/10程度(*)に短縮できるシステムについて、 平成26年度時点で検討されている複数工法における適用方法が確立していること。
既設ガスサンプラ
サーバ計算機盤
未臨界度推定アルゴリズムの実証試験方法が策定されていること。
ガスチェンバ* システム開発計画時に設定した暫定目標であり、臨界時挙動・被ばく線量評価の結果を踏まえて、妥当性を確認していく。

Ge 半導体検出器
既設核種分析

既設放射線

装置盤
モニタ盤
[平成27年度成果]
PCV ｶﾞｽ
・ガスサンプリング系システム
検出器付属
ｺﾈｸﾀ付信号出力ｹｰﾌﾞﾙ
- 最新知見の反映
核種分析
BNC ｺﾈｸﾀ
結果データ
検出器信号
Kr同位体濃度比による測定遅れ時間の推定、Kr/Xe濃度比による中性子増倍率の電源供給
推定の実機適用のため1号機ガスサンプリング系による現地試験方法の策定（図1）
検証用分析装置追加範囲- 複数工法への適用方法の検討
HUB
波高分析器
各工法でのガスサンプリング系システムによる臨界検知システムの活用法について
測定用端末
遠隔監視端末検討。排気口の移設、測定遅れ時間短縮等の課題について整理。
(ノート PC)(ノート PC)
検証用核種分析ラック
Kr測定による検知速度向上を踏まえた臨界時挙動評価の実施、被ばく線量低減効果を確認。
図1 1号機ガスサンプリング系現地試験システム-検知性能向上の検討(1号機は現行ｼｽﾃﾑにGe半導体検出器を使用しており,
軸方向・径方向に臨界性の高い領域が偏在する場合の臨界検知性を評価
長期間の測定によりKr濃度の推定が可能)
非一様炉心であっても中性子増倍率推定が有効であることを確認（次頁参考図）1号機の過去6ヶ月の測定データから低エネルギー領域でKr濃度をエネルギー 放射能濃度
系統
核種
（keV）
（Bq/cm3）
概略測定（ 表1）。デブリ組成一様と仮定すると十分小さい未臨界
Xe135
249.799.70E-04
状態と推定 （次頁参考表)

・中性子検出器を用いた炉内再臨界検知システム- 気中工法での適用方法の検討、検出器設置場所の検討
検知速度が速いメリットあるものの、RPV内検出器設置に制約ある
ため、ガスサンプリング系システムのバックアップと位置づける。

A系

B系

Kr87
Kr88
Xe135
Kr87
Kr88

402.64
196.34249.79402.64
196.34

5.99E-05
1.74E-04
1.24E-03
7.63E-05
2.09E-04

半減期©International Research Institute for NuclearXe135:9.14h
Decommissioning

Kr87:76.3m
Kr88:2.84h

20

４．３ 再臨界検知技術の開発（2/2）
1.0
均質一炉心

参考表 中性子源増倍係数の推定値（1F-１）

高さ方向非一様一炉心0.9

中性子源増倍係数（ｋ）

径方向非一様一炉心系統

中性子源増倍係数(k)遅れ時間推定値（ｈ）

A系

0.50～0.74

2.6～3.0

B系

0.45～0.66

2.4～2.80.8反応度の 反応度の低い燃料 高い燃料

0.7

MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=15

0.6

0.5

高さ方向非一様

MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5

MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15
MR=15

MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5
MR=5

径方向非一様

0.4
0.4

0.5

0.6

0.7
0.8
中性子実効増倍率（k-eff）
中性子増倍率(keff)

0.9

1.0

直近の約半年間のガスサンプリング系システムでの取得データをもとに、中性子源増倍係数を推定した結果であり、現状の中性子源増倍係数として０．４～
０．８程度であると推定される。
また、測定遅れ時間としては３時間程度と推定される。これを踏まえて、今後、臨界時挙動評価を再確認する。

参考図 均質炉心と非一様炉心の中性子増倍率と 中性子源増倍係数の相関
中性子源増倍係数とは、体系内の中性子源から放出された中性子が周囲の核分裂性物質によってどの程度増倍されるかを示す係数。
ガスサンプリング系FPガンマ線システムは、体系全体を監視するシステ
ムであるが、体系内に非均一性があった場合でも、ほぼ同様に臨界を検知可能であることを確認した。

[今後の課題]・改良ガスサンプリング系システムの1F-2/3号機(現行システムに
Ge半導体検出器が使用されていない)への適用
・バックグラウンドの影響の少ない高エネルギー領域のガンマ線ピークを用いてKr濃度を測定し、改良ガスサンプリング系システムの設計に反映©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．４ 臨界防止技術の開発 (非溶解性中性子吸収材）

21[達成目標]
・基礎物性、耐放射線性能のスクリーニングにより核的特性確認試験を行う候補材の選定が完了していること。
核的特性確認試験の計画が策定されていること。
平成26年度時点で検討されている複数工法を踏まえて均一性担保、保持性を考慮した適用方法が確立していること。
[平成27年度成果]
表1 非溶解性中性子吸収材の耐放射線性能評価結果
・基礎物性試験／耐放射線性能確認試験-候補材の基礎物性試験、気中・水中耐放射線試験を実施
評価
カテ
候補材
今後の方針
ゴリ
試験結果から核的特性確認試験を行う候補材を選定（表1）気中水中
B4C/金属焼結材
核的特性評価候補◎○
・核的特性確認試験準備
B・Gd入ガラス材
核的特性評価候補（高性能）
固
○
○
体
中空ボロン
取下げ
-H28年度以降実施の核的特性確認試験計画を策定
Gd2O3粒子
核的特性評価候補（高性能）○○候補材を収納した容器をKUCA燃料ｾﾙに装荷し反応度を測定(図1) 液
セメント/ Gd2O3造粒粉材
取下げ
△
△
体
水ガラス/ Gd2O3造粒粉材
核的特性評価候補（無機系）○△
・適用工法検討↓
水中硬化樹脂/ Gd2O3粉末材
核的特性評価候補（有機系）○○-複数工法を踏まえ、均一性・保持性を考慮した適用方法検討
固
止水材候補
○
○
吸収材施工に係る要求仕様策定の為､具体的施工方法を検討(図2) 体 水中硬化樹脂/ B4C粉末材
720 kGy以上で固化のため・製造性・製造コスト評価
スラリー/ Gd2O3造粒粉材(液体→固体)の核的特性評価
液△○体
有機系第二候補-候補材選定のための製造性と製造コストの評価を実施
B4Cゲル材
照射材溶出特性の改善が必要△
供給者・加工ﾒｰｶへのﾋｱﾘﾝｸﾞ調査等の結果､特に問題が生じる
候補材は無し・必要量評価-臨界抑制のための必要投入量を評価
今次評価では取り出す燃料デブリに対して大量の中性子吸収材を必要とするケースはなかったが、追加していく今後取り出し工法の検討進捗に合わせて随時
燃料再評価を実施予定
ポリエチレン
グラファイト[今後の課題]・炉内構造材健全性、燃料デブリ収納缶への影響の検討
・核的特性確認試験による候補材の最終選定

容器

ポリエチレン
燃料

図1 KUCA燃料ｾﾙへの候補材装荷ｲﾒｰｼﾞ

図2 吸収材施工ｲﾒｰｼﾞ(例)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning22

４．４ 臨界防止技術の開発 (溶解性中性子吸収材）[達成目的]
・PCV水張り前のホウ酸水置換などを含めて、溶解性中性子吸収材の運用方法が検討されていること。
[平成27年度成果]
表1 腐食試験ケース
・溶解性吸収材の運用方法の検討
材料
前処
温度
ﾍﾞｰｽ水質
添加材－前年度の高濃度腐食試験に引き続き、低濃度状態での理(五ﾎｳ酸ﾅﾄﾘｳﾑ)影響を検討するための腐食影響評価試験を実施(表1)SGV4801,000ppmB
皮膜
50℃
10,000倍
五ホウ酸ナトリウム1,000ppmでは腐食を確認したが、(PCV材)
なし
希釈海水2,000ppmでは、腐食が確認されなかった(図１)。
2,000ppmB
腐食試験結果に基づき、ホウ酸水使用条件を1,000ppmB1,000倍2,000ppm以上とした。
希釈海水
2,000ppmB-必要設備及び運用方法の検討
ホウ酸水適用時の水質管理として、核種除去設備との共存性を考慮した水質管理設備を検討した。
ホウ素濃度 維持のための必要設備、運用方法、廃棄物影響などを評価した。
検討ケース： ①小循環ループ内でCsを除去するケース②多核種除去設備で放射性物質除去を
行うケース

試験
時間
50,
100,
500
時間

[今後の課題]• 小循環ループ設計(水質管理要求)との整合性の検討
デブリ取り出し工法と連動した検討• 設備の検討（水質管理のための要求仕様検討）
1,000ppmB(腐食あり)
2,000ppmB(腐食なし)• 高濃度ホウ酸核計算精度の確認試験
図1 腐食試験結果(1,000倍海水、100時間)• PCV内部のホウ素濃度分布の評価（流動解析）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５．目標達成を判断する指標の達成状況(1/3)
平成２７年度目標達成指標
a. 臨界評価①臨界シナリオの策定

23
達成状況

[目標達成]

・ロードマップ上各工程において、最新知見を反映した臨界シナリ ･最新情報を反映してシナリオ見直し（前年度結果を見直し不オ作成及び臨界可能性の推定が行われていること。
要）（目標TRL:４）･複数工法に対してシナリオ作成･臨界評価実施、号機･部位毎の臨界リスク評価(達成TRL:4）②臨界時挙動評価
・PCV上部水張りを取り扱える評価モデルが開発されていること。 [目標達成]
開発されたモデルを用い、最新の知見を反映して臨界時挙動評 ･上部水張り時モデル整備、挙動評価実施。残存燃料が想定価により臨界時の被ばく線量評価が実施されていること。（目標範囲内であれば、被ばく線量許容範囲内であることを確認
TRL：４）･デブリ取り出し時挙動評価手法の課題を整理
・平成26年度時点で検討されている複数工法に対応して、燃料デ(達成TRL:3）
ブリ取り出し時の臨界時挙動評価用モデルおよび手法が開発されていること。
（目標TRL:３）③臨界管理方法の策定
・平成26年度時点で検討されている複数工法に対応して、万一の [目標達成]
臨界の際にも緊急時被ばく線量（作業員100mSv／一般公衆
・工法毎の基本的な考え方策定（水張り時、デブリ取り出し時）
5mSv）以下とする臨界管理手法が策定できていること。
・事故・異常事象整理、設備要求整理し、取り出し工法Pjへ提PCV水張りについては最新の知見を反映した見直しが行われて 示。
いること。
ホウ酸水酸使用成立性判断のための設備概念検討。
（目標TRL：４）・ホウ素濃度合理化検討実施。
・デブリ取り出しに対しては、臨界管理の基本方針が決定されて(達成 TRL:3)
いること（目標TRL:３）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５．目標達成を判断する指標の達成状況(2/3)

24

達成状況
平成２７年度目標達成指標
b.臨界近接監視手法の開発
・臨界近接検知手法が選定され、システム概念が確立している [目標達成]
こと
・臨界近接検知手法を選定、炉雑音法を中心に複数手
・平成26年度時点で検討されている複数工法に対して適用方法 法を組み合わせる手法を選択。シミュレーションによるが決定されていること
適用の見通しを得た。
・成立性確認試験計画が立案されていること・ｼｽﾃﾑ概念構築（目標TRL:３）
・成立性確認試験の計画を策定(達成TRL:3)c. 炉内の再臨界検知技術(1) 中性子検出器を用いた臨界検知システム[目標達成]
・ガンマ線100Gy/hの環境下で臨界検知できる臨界レベルの範 ･複数工法での中性子束検出器適用性を確認（検出器囲が評価されていること。
の設置距離など）
平成26年度時点で検討されている複数工法における適用方
・検出器設置可能性からバックアップとして位置付け法が確立していること。
(達成TRL:4)（目標TRL:４）(2) ガスサンプリング系システム
・現行のXe135に加え、Kr88(～10-4Bq/cm3)を検出可能とし、臨 [目標達成]
界検知時間を1/10程度に短縮できるシステムについて、 平成 ・複数工法への適用性を検討
26年度時点で検討されている複数工法における適用方法が・既存データによる検知遅れ時間、未臨界度推定を実確立していること。
施
・未臨界度推定アルゴリズムの実証試験方法が策定されている ･実機での成立性確認試験計画を立案こと。
(達成TRL:4）（目標TRL:４）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５．目標達成を判断する指標の達成状況(3/3)

25

達成状況
平成２７年度目標達成指標
d. 臨界防止技術(1)非溶解性中性子吸収材[目標達成]
２つ以上の中性子吸収材の実用化・照射試験による候補材ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ
基礎物性、耐放射線性能のスクリーニングにより核的特性 ・核的特性確認試験計画策定
確認試験を行う候補材の選定が完了していること。
・適用方法検討、投入設備概念検討
核的特性確認試験の計画が策定されていること。
・適用時影響評価
平成26年度時点で検討されている複数工法における適用方 (達成TRL:3)法が確立していること。
（目標TRL:３）(2)溶解性中性子吸収材[目標達成]
PCV水張り前のホウ酸水置換などを含めて、溶解性中性子 ・低濃度腐食試験によりPCV/RPV構造材腐食影響を確
吸収材の運用方法が検討されていること。
認(2000～12000ppmmで使用可）（目標TRL:４）
・水質管理方法（必要設備概念）の検討
核種除去の観点から設備検討、6000ppm程度が上限。
取り出し工法へ提示(達成TRL：4）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

６.研究開発の運営等（1/3)

26①中長期的視点での人材育成(実績) ・日韓サマースクールでの講義（８／２１ JAEA東海）において、日韓の原子力系学生に対し、臨界管理の基礎及び福島第一デブリ取り出しに向けた技術開発の紹介し、人材育成に向けたネットワークの拡充・強化を図った。
・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。
日本原子力学会 ２０１５年秋の大会（９／１０、静岡大学）： ９件のシリーズ発表
臨界安全に関する国際学会ICNC（９／１３－１７、米国シャーロット）：海外の動向調査
・Paks発電所の破損燃料回収時管理方法を調査（９／１７－１８、ハンガリー）・第三者有識者による確認を得るための体制構築について検討。
次年度から電力中央研究所に有識者による検討会を設置してもらえるよう活動した。
③試験条件や開発仕様の明確化（実績）・本事業での各実施項目の技術成熟度（ＴＲＬ）を研究の開始前に判断し定義し、その結果は、5章の「目標達成を判断する指標の達成状況」表中に記載した。
④目標達成を判断する指標の設定（実績） ５章に示した通りである。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

６.研究開発の運営等(2/3)

27⑤廃炉作業や他の研究開発との連携（実績） 他の関連研究との合同会議を適宜実施し、開発動向を共有しながら、プロジェクト間のインプット・アウトプット情報を整理し、研究の円滑な推進に役立てた。
・「圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発」との合同会議（ 4/22, 8/25, 10/30 , 12/15, 2/17 ）・「燃料デブリ・炉内構造物の取り出し工法の高度化」との合同会議（ 5/14, 12/15, 1/21, 2/18）
・「燃料デブリ収納・移送・保管技術の開発」との合同会議（ 5/14 ）・「原子炉格納容器漏えい箇所の補修・止水技術の開発」との合同会議（ 7/13, 12/15, 1/21）⑥研究の管理（実績） 中長期ロードマップについての議論や廃炉・汚染水対策チーム会合事務局会議、原子力
損害賠償・廃炉等支援機構における議論等を随時考慮し、技術開発事業に反映できる
よう柔軟な実施体制を構築して研究開発を実施した。
⑦福島第一原子力発電所等における作業管理（実績）本年度は、現地調査や現場での実証試験などはなかった。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

６.研究開発の運営等(3/3)

28⑧事業の報告（実績）事業の実施計画、進捗状況、事業成果等については、中間報告会（平成27年9月30日）、
最終報告会（平成28年3月15日）で報告すると共に、毎月、定期的に進捗状況を確認し、事務局にも報告した。
⑨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（１２／２）⑩代替案の事前準備（実績）炉内臨界近接監視システムの検知手法について、複数の候補の成立性を検討した結果、単独による成立は困難であることが判明し、代替案として複数候補の組合せ方式を考案した。また、候補の一つであるTID(Time Interval Distribution,米国AMETEK社が開発)法について、当初のアプローチで成立性を確認することが困難であると判明したため、TID法の基本原理であるRossi-α法に立ち戻り，これの成立性を確認した。TID法はRossi-α法の改良手法であるため，成立することが期待できる。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

７.成果まとめ及び今後の課題
年度

全体

臨界
評価

本年度成果

今後の課題

・複数工法を踏まえた臨界リスクを明確化するとともに、工法毎の臨 ・2017年夏頃の取り出し方針決定に必要な情報の提界管理の基本的考え方を整理し取り出し工法の検討に貢献した。
供（工法毎の臨界管理方法、適用時技術成立性）

・臨界監視・防止の要素技術開発を実施、成立性確認の段階に到達 ・第三者有識者の意見の取り込みした。
・気中工法を含めた複数工法ｼﾅﾘｵ策定、号機・部位毎に、複数工法 ・ﾐｭｵﾝ・事故進展解析最新結果を反映した見直し・精を踏まえた臨界ﾘｽｸを明確化した。
緻化
・事故時点の詳細燃料組成に基づき臨界評価を精緻化し、臨界防止 ・デブリ取り出し方法を反映した臨界評価策の合理化を進めた。
・不確定さ、条件合理化などの対外説明ロジックの構・PCV上部水張り時挙動・被ばく線量評価により、残存量が想定内で 築あれば、純水でも被ばく線量を許容内に抑えることが可能であるこ ・デブリ取り出し時挙動・被ばく線量評価に基づく管理とを示した。
方法の確立。取り出し工法と連携した適用性の確認
・工法毎の臨界管理の基本的な考え方を策定。事故・異常事象、設備への要求を整理し、工法検討に提示した。
・臨界近接検知手法を選定し、ｼｽﾃﾑ概念を構築

臨界近接
・成立性確認試験方法を検討
検知技術

再臨界 ・複数工法への適用性、適用方法を検討
検知技術 ・FPｶﾞｽγ線ｼｽﾃﾑ実機試験計画を策定（非溶解性中性子吸収材）
・耐放射線性能による候補材ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞを実施
・核的特性確認試験計画を策定
臨界防止 ・適用方法を検討、投入設備概念を検討

技術

29

・ｼｽﾃﾑ設計、試作・臨界試験、高放射線環境下での動作試験による成立性の確認
・FPｶﾞｽγ線ｼｽﾃﾑ実機確認試験により、再臨界検知性能（検知レベル、時間遅れ）の確認
・核的特性確認試験による候補材の最終選定
・適用工法確認試験（均一性・保持性）
・工法確立（含、必要投入量の確定）（溶解性中性子吸収材）
・低濃度腐食試験により臨界防止に使用する濃度領域でPCV/RPV ・設備の検討（水質管理のための設備要求検討）
構造材に腐食影響ないことを確認
・高濃度ホウ酸の核計算精度確認試験（臨界試験）
・水質管理設備概念を検討し、取り出し工法と連携した検討を開始©International Research Institute for Nuclear Decommissioning