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講演資料 - 第1回福島第一廃炉国際フォーラム
IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発 第1回福島第一廃炉国際フォーラム スパリゾートハワイアンズ 2016年4月11日 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID） 高守謙郎 この成果は、経済産業省/廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです。 無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 国際廃炉研究開発機構の概要 １．名称 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 (IRIDアイリッド: International Research Institute for Nuclear Decommissioning) ２．設立 2013年8月1日（経済産業大臣認可） ３．組合本部 〒105-0003 東京都港区西新橋２－２３－１ ３東洋海事ビル５Ｆ （電話番号）03-6435-8601（代表） （ホームページアドレス）http://www.irid.or.jp ４．組合員（18法人） 独立行政法人：日本原子力研究開発機構、産業技術総合研究所 プラント・メーカー：（株）東芝、日立GEニュークリア・エナジー（株）、三菱重工業（株） 電力会社等： 北海道電力（株）、東北電力（株）、東京電力ホールディングス（株）、中部電力（株）、 北陸電力（株）、関西電力（株）、中国電力（株）、四国電力（株）、 九州電力（株）、日本原子力発電（株）、電源開発（株）、日本原燃（株）、 （株）アトックス ５．理事会 理事長：剱田 裕史 副理事長：新井 民夫 専務理事：菅沼 希一 理 事：藤原博次、 魚住 弘人、 門上 英、 岸本 邦和、 瀬戸 政宏、 畠澤 守、 松本 純、 森山 善範 監 事：磯部 篤 2 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning ＩＲＩＤの事業内容 3 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning ＩＲＩＤの役割 廃炉技術の基盤強化を視野に、当面の緊急課題にある福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取り組みに注力 東京電力ホールディングス (廃炉カンパニー) 廃炉の進捗管理 進捗報告 福島第一原子力発電所の廃炉 研究開発 ニーズ提示 開発成果 の提供 規 制 ・ 認 可 報 告 ・ 申 請 IRID 研究開発の実施 政府（経済産業省） 中長期ロードマップの策定 （研究開発プログラム含） 重要課題 を指示 報告 戦略・研究計画の提示 報告 原子力損額賠償・廃炉 等支援機構（NDF) 廃炉戦略立案、研究開発企画 サポート 原子力規制委員会 技術開発のための基金 安全規制、実施計画の認可 （事務局：三菱総研） 4 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 交 付 IRIDの研究開発プロジェクト 使用済燃料プールからの燃料取出しに係る研究開発 使用済燃料プールから取出した燃料集合体の長期健全性評価 除染・線量低減技術 燃料デブリ取り出し技術 ＜作業環境の確保＞ 原子炉建屋内の 遠隔除染技術の 開発 原子炉格納容器 漏えい箇所の 補修・止水技術の 実規模試験 原子炉圧力容器 ／原子炉格納容器の 健全性評価技術の 開発 原子炉建屋内 遠隔除染技術の 信頼性評価 原子炉格納容器 補修・止水技術 原子炉格納容器 漏えい箇所の 補修・止水技術の 開発 ＜安定状態の確保＞ 燃料デブリ 臨界管理技術の 開発 原子炉内調査・分析技術 原子炉格納容器 内部調査技術の 開発 原子炉圧力容器 内部調査技術の 開発 燃料デブリ 性状把握 原子炉内 燃料デブリ 検知技術の 開発 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 ＜デブリ取り出し＞ 燃料デブリ・ 炉内構造物 取り出し工法・ システムの 高度化事業 燃料デブリ・ 炉内構造物 取り出しの 基盤技術開発事業 廃棄物処理・ 処分技術 固体廃棄物の 処理・処分に 関する 研究開発 燃料デブリ 収納・移送・ 保管技術の 開発 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 遠隔除染技術の開発 廃炉作業や調査を支援し、作業線量の低減 をはかる 6 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 点検調査装置の開発 S/C上部調査装置 水中遊泳・床面走行装置 S/C上部構造物からの漏えいの調査 水中・濁水中の壁面貫通部の調査 3.8m げんごROV トライダイバー トレーサ放出 テレランナー 0.8m パイプからの反射 トレーサ トレーサからの反射 ソナー ベント管-D/W接合部調査装置 ベント管付根部の水漏れをカメラで調査 S/C下部調査装置 水没部の30mm以上の 穴の有無を調査 SC-ROV VT-ROV http://www.irid.or.jp/ 7 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 遠隔除染技術の開発 空間線量の構成 汚染形態 遊離性、固着性、浸透汚染が混在 遊離性汚染 固着性汚染 コンクリート （浸透汚染） 70% 表面塗装 （エポキシ） 空間線量 20% 除染エリアへのアプローチ 低所(床、下部壁面)用 原子炉建屋の 空間線量（例） 高所用 伸張 汚染形態に即した除染方法 回転アーム 上部階用 100m 高圧水ジェット ドライアイスブラスト コンプレッサー台車 除染ユニット台車 40m 20m 作業台車 吸引・ブラスト 8 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 遠隔除染技術の開発 ~ 大学との連携の例 技術的課題例 ロボットに搭載している通常カメラの情報のみでロボットを操作することは、ロボット周 囲の状況を把握しにくく、操作しにくい。 多関節マニピュレータを狭い場所で用いる場合、周囲と干渉無く動かすことは、操 作が複雑で難しい。 周辺把握２ 周辺把握１ 【筑波大 坪内研究室】 【東京大 山下研究室】 ロボットに搭載した複数のカメラ カメラやレーザセンサによる３次 画像を補正し、ロボットを上空 元計測情報をロボット周囲に から見下ろすような画像（疑似 マッピングし、判り易く表示させる 俯瞰画像）を表示させ周囲状 システムを開発 ロボットへの適用性を考慮し、通信 況をわかり易く表示 カメラの種類や取付け位置・方向の 変更に柔軟に対応できるよう、画像 補正量を簡単に調整できる技術を 開発 速度が遅い場合にも柔軟に対応で きるよう、必要な解像度の静止画や 動画を適宜選択できるシステムを開 発 操作性向上 【神戸大 横小路研究室 】 多自由度のマニピュレータは障 害物回避や狭隘空間へのアプ ローチが有利な反面、操作が 複雑である 操作の複雑化を低減すべく、直感 的にセルフモーション*の運動指令が できる、判り易い操作インターフェー スを開発 ＊：マニピュレータの手先とベースを固定 した状態で全体の形を変化させる動作 最大牽引力3400N 9 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 格納容器補修技術の開発 デブリ取り出し作業の構成と 放射性物質の追加放出リスク低減 最大牽引力3400N 10 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 格納容器補修技術の開発 格納容器バウンダリを補修し、 ・格納容器冠水を可能とすること ・放射性物質の追加放出リスクを下げること 循環冷却系統の検討 シール部止水技術 配管ベローズ止水技術 小部屋内 シール部止水技術 配管ベローズ止水技術開放部 ベント管止水技術 ベント管、クエンチャ、ストレーナ 真空破壊ライン止水技術 (1号機) PCV接続配管バウンダリ構築 D/W接続配管のうちトーラス室 設置配管 建屋間止水技術 サプレッションチャンバー 補強技術 D/Wシェルの補修技術 「補修・止水技術の開発」の対象箇所 11 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 格納容器補修技術の開発 漏水の確認 D/W外側開放部補修工法 漏水個所 非セメント系注入 保護カバー 主蒸気配管伸縮継手部 主蒸気配管 注入 ３ 伸縮継手 接続箱 １ べローズ D/W外側狭隘部補修工法 １ 真空破壊ライン伸縮継手カバー部 ２ ２ 伸縮継手 ベント管内へ止水材を充填する 「止水工法」基礎試験 PCV下部補修工法 サンドクッション・ドレン管 東京電力提供資料 12 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 格納容器補修技術の開発 ダウンカマー止水 ベント管止水 補修材 ガイドパイプ 副閉止補助材 ベント管膨張追従・止水部劣化対策に用いる補修材 S/Cへの接合(溶接)，グラウト打設，施工時の流水量抑制 閉止補助材 バルーン 補修材 真空破壊弁 止水 止水部劣化対策 に用いる補修材 止水材 主としてグラウト ダウンカマ止水 主としてグラウト クエンチャ止水 S/C（圧力抑制室）断面 13 ストレーナ止水 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning モックアップ試験 遠隔操作機器・装置の 開発・実証のための施設 現場サイト内において機器・装置の適用性を試行錯誤しながら確認する ことを避け、事前に機器・装置の実証を繰り返し試験できる設備 S/C下部調査装置 PCV下部補修工法 格納容器漏えい個所の補修・止水技術の実規模試験 1/1(1/8セクター)圧力抑制室模擬試験体 JAEA殿：楢葉遠隔技術 開発センター試験棟 トーラス室内部 14 S/C内部 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 燃料デブリの所在をさぐる 原子炉格納容器（PCV）内部調査 原子炉圧力容器（RPV）内部調査 ミューオン透過法 炉内状況把握・解析 過酷事故進展解析 燃料デブリの性状把握 15 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 原子炉格納容器（PCV）内部調査 PCV内部調査ロボットの開発 ●約φ100mmのガイドパイプを通るスリム形状と、PCV内での安定した走行能力の両立 ●過酷環境（高放射線量、暗闇、蒸気雰囲気等）における運用と、 「映像」「温度」「線量率」情報の収集 形状変化型ロボット 配管通過時 形状変化 カメラ＆ 照明 線量計 平面走行時 φ115mmのペネトレーションからPCV内に進入 温度計 カメラ サソリロボット 起き上がり機構 カメラ＆ 照明 クローラー カメラ 耐放射線要件 100Gy/h 1KGy累積 クローラー *CRD：制御棒 駆動機能 CRD*レールからペデスタル内部に進入 【1号機】 X-100B ペネトレーション (φ115mm) 【2号機】 X-6 ペネトレーション CRD レール 16 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 原子炉格納容器（PCV）内部調査 ペデスタル内調査 PCV内部調査への期待事項 ①燃料デブリの所在 ・アクセス，搬出経路，切削方法等の考慮，設計に必要な基本的情報 ②燃料デブリの分布，組成（性状） ・原子力安全を確保し、リスクマネージメントを可能とする技術構成の策定に必要な情報 ・取出し工事を着実に進めるための切削工法の準備や環境の維持の設計に必要な情報 ③損傷状況その他 ・水を使用する取出し作業の成立のため、止水工事を具体化するのに必要な情報 ・圧力容器の保持を確実にし、デブリ取出しを着実に進め完了させるのに必要な情報 調査ステップ CRDﾚｰﾙ状況調査（A1） 平成2013/8実施 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（A2） プラットホーム下調査 （A2) ﾃﾞﾌﾞﾘ取出し工法確定に 向けた調査（A3) ＲＰＶ 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 X-53ﾍﾟﾈ 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。 X-6ﾍﾟﾈ ＣＲＤ ﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ 開口部 A1 A2 プラットホーム CRDﾚｰﾙ A2’ ＰＣＶ 2号機格納容器内，ペデスタル（圧力容器下）へのアクセス経路案 17 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 原子炉格納容器（PCV）内部調査 今後の実施事項 ①2号機X6ペネ周辺作業のため遮蔽能力を向上させた隔離機構と穿孔装置の開発 ペデスタル内プラットホームの調査 ②2号機燃料デブリのペデスタル外への流出有無の調査を可能にする調査装置を開発 ペデスタル内プラットホーム下の調査 ③1号機1階グレーチングから線量計とカメラを地下階に降下させる調査装置を開発 ペデスタル外地下階の燃料デブリの拡がり状況の調査 ④3号機X53ペネから導入することが可能な水中遊泳装置を開発 ペデスタル内側の調査 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 原子炉圧力容器（RPV）内部調査 内部調査の目的 RPV内部の残存燃料や燃料デブリの位置、炉内構造物の損傷状態、RPV内の温度、線量等を取得 ●調査対象部位までのアクセス方法、調査方法、及びサンプリング方法を検討する ●原子炉開放後アクセス アクセス方法の検討 ●線量、遮へい体の設置性 ●調査装置の接近性 ●観察性 を考慮 給水A系 ●上部穴あけアクセス 炉心スプレイ RPVヘッド穴開け装置 ●系統配管アクセス 電動式走行装置 水平・垂直 走行 エルボ・異形管 把持 位置・姿勢保持 分岐 T字分岐通過 ジェットポンプ 計装 19 水圧式走行装置 方向制御 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 可視化技術 原子炉建屋内部状況の３D画像化 圧力容器内の燃料デブリの可視化 天井（1階床）から機器を降 ろすためのルートが見つかった 3D レーザースキャナー 40,000,000 点データ/10 分 (水平面) 原子炉内燃料デブリ検知技術の開発 (上面) シミュレーション (90 日) μ μ ミューオン検出器 空間放射線量の可視化 ガンマ線 検出器 パイプの中にホットスポッ トが存在する ガンマカメラ カメラ ミューオン検出器 コリメータ XY 検出ユニット μ μ 1m シャッター 1m 20 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning ミューオン透過法の設置イメージ ミュオン 検出器は1F-1原子炉建屋の北側及び北 西コーナに設置 タービン建屋 N 測定は２０１５年2月～5月に実施 検出器 建屋前検出器は10cm厚鉄板で遮蔽 地面 設置予定位置 検出器 原子炉建屋 3層のＸＹ検出器ユニット （１m×1m×1cm） ネットワークスイッチ 鉄板遮蔽体 無停電電源 カバー建屋 Ｙ位置検出器 21 Ｘ位置検出器 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 設計図面画像と測定値比較によるデブリの位置推定 格納容器の境界 原子炉の境界 炉心の境界 鮮明ではないが、測定データでは、 図面から予想される、見えるべき 位置に機器等が確認できている また、格納容器･原子炉の境界も一致 しかしながら、もともとの炉心位置には 高密度物質（燃料）を確認することがで きない 22 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 炉内状況把握・解析 過酷事故進展解析コード MAAP 東京電力：プラント状況実測、遠隔可視化 (Modular Accident Analysis Program) ●試験結果等に基づく相関式を採用した「簡易モデル」により構成、 高速計算可能 ●不確かさの大きな現象を対象としたパラメトリック解析が可能 SAMPSON (Severe Accident analysis code with Mechanistic, Parallelized Simulations Oriented towards Nuclear fields) [IAE] ●可能な限り物理・化学現象を精緻に記述した「機構論的モデル」 及び理論式を採用 ●空間的に分布が生じる現象について、多次元解析が可能 ICへの熱伝達 蒸気乾燥器 D/WへのRPV熱損失 安全注入 安全/リリーフバルブ からの放出 ・PCV漏えい条件の評価 ・RPV損傷条件の評価 デブリ位置及び量 ・デブリ温度 ・コア・コンクリート反応の状況分析 ・再臨界 PCV、RPV内FP量 ヒートシンクの熱伝達 Zr/H2O反応 RPVからペデスタルへの熱損失 炉心水への熱伝達 CRDの漏えい 提供：EPRI 解析項目と解析コードの関係 PCV漏えい/RPV損傷箇所、面積 炉心過熱&溶融進展 抵抗損失 JAEA：モックアップ試験（海水熱伝達試験など） ・初期事象 ・プラント状態の推定 （温度・圧力・PCV・RPV水位） 主蒸気流れ HPCI/RCICへの流れ ガスへの熱伝達 主注水流れ FP減衰 気水分離器 コアスプレー ●解析コード改良と実機事故解析 ・MAAP ／ SAMPSON ●熱流動解析等による個別事象評価 ●国際連携：OECD/NEA ベンチマーク解析（BSAF） 事象説明/分析 MAAP 原子炉圧力容器内モデルの概要 炉心からの蒸気＆H2生成 過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握 FP減衰 注水流量と圧力、温度予測 水素濃度（上限） RPVペネトレーションの液体損失 ・窒素供給量と圧力、温度予測 ・窒素濃度、水素濃度予測 下部プレナム燃料デブリの熱損失 23 ●過酷事故解析コード MAAP、SAMPSON ●簡易伝熱流動計算 エネルギーバランス 熱伝導、輻射、対流 ●過渡解析コード TRACG等 ●汎用熱流動解析コード 「事故進展解析技術の高度化 による炉内状況の把握進捗状 況概要」 エネルギー総合研究 所他、H24. 10.22 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 過酷事故進展解析技術 溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）評価 SAMPSONコードに，侵食コンクリートの移流・拡散モデルを追加し，１号機の 実機サンプ体系でMCCI評価を実施した例 侵食コンクリートの移流・拡散モデル １号機の実機サンプ体系の計算結果 RPV破損後12h時点までの解析を実施 3.95 m 侵食コンクリートのデブリ中への移流拡散モデルを追加 【モデル：コンクリート床断面図】 コンクリート 濃度差 t=3600 s t=36000 s B-B’縦断面温度分布 溶融デブリ 侵食境界 コンクリート 0 1000 2000 温度 (K) サンプピット B-B’縦断面温度分布 最終的なデブリ表面形状を、最大13％の精度で予測 B 0.5 m キャビティ初期壁面 侵食箇所 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 コンクリート濃度 (-) B’ ■溶融デブリ ■固化デブリ ■コンクリート デブリ表面 t=4200 s 0 14.2 m OECD/MCCI CCI-2試験結果による検証： 水平断面固液分布 侵食面 白線：試験観察データ (1) デブリ拡がり状態 B-B’縦断面固液分布 (2) 長期侵食挙動 ■溶融デブリ ■固化デブリ ■コンクリート 24 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 炉内状況把握・解析 燃料デブリ分布の総合的な分析・評価結果のまとめ 過酷事故進展解析コードや他の調査結果からの燃料デブリ評価状況 項目 １号機 ２号機 ３号機 事故進展解析 燃料デブリの大部分が PCV側に移行 燃料デブリの分布は消防車 注水量の設定に大きく依存 燃料デブリの大部分が PCV側に移行 熱バランス法 評価等 RPV内に熱源が少ない 一定割合がRPVとPCVの 両方に存在 一定割合がRPVとPCVの 両方に存在 ミュオン測定 炉心部に高密度物質 （燃料）は殆ど無い 炉心部に大きな燃料 デブリは殆ど無い 測定なし 確認範囲ではPCV壁等の 大規模な損傷なし RPV下部外周部の 大規模な損傷なし 確認範囲ではPCV内 構造物の損傷なし 燃料デブリの大部分が PCV側に移行 一定割合がRPVとPCVの 両方に存在 燃料デブリの大部分が PCV側に移行 PCV内部調査 総合評価 25 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 燃料デブリ取り出し工法の検討 燃料デブリの性状把握 燃料デブリの収納・移送・保管 健全性評価 耐震強度評価 燃料デブリ取り出し工法検討 26 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 燃料デブリの性状把握 模擬デブリの生成 ●生成する酸化物、金属の推定 ➜熱力学平衡計算 （炉内の燃料分布、酸素濃度、温度） ((U,Zr)O2等) (SUS-Zr-U合金、 ZrB2等） ホウ化物等 の結晶 未溶融燃料 ペレット 構造材 (金属) コンクリートとの 反応物(ケイ酸 塩化合物、等) 酸化物： （U,Zr）O2 金属： Zr(O)、Fe2（Zr、U） 福島第一に特有な反応の把握 ●ホウ素との反応生成 B4C制御材由来のホウ化物は顕著 に硬く、切削工具へ負担となる可能 性あり 実デブリのイメージ図 TMI-2で採取された燃料デブリ 燃料デブリのサンプリング・取出しに必要な物性値の検討 ●TMI-２デブリとの比較 ●物理特性 （形状、大きさ、密度/空隙率、 硬さ、弾性率、破壊靱性） 模擬デブリはTMI-2デブリ の硬度をほぼ網羅 ●熱的特性 （比熱、熱伝導率、融点） デブリの化学系（ホウ化物、酸化物、 金属）毎に硬度の分布を推定 ●コンクリートとの高温反応（MCCI*） *Molten Core Concrete Interaction ホウ化物 コンクリート組成、溶融温度・時間により生 成物組成異なる カッティング 回収 原理：打撃・ 衝撃 原理：ピック＆ プレイス C-(Zr,Ca,Al,Fe,Cr)O2 C-(U,Zr,Ca,Al)O2 カッティング 吸引 原理：せん断 原理：吸引 カッティング コアボーリング 原理：溶断 原理：研削・ 圧縮 ケイ酸ガラス C,T-(Zr,U)O2 (合金酸化) SS-Si-Zr Fe-Cr-Ni SS-Si-Al SS-Si 0 5 10 15 金属 微小硬さ(Gpa) 27 取出し用ツール類の分類 ZrB2,(Fe,Cr)2B,(Cr,Fe)B 酸化物 コンクリート侵食面間に多層の酸化物層 ●海水塩との高温反応 酸化物 金属化合物 20 25 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 燃料デブリの収納・移送・保管 フィルタ TMI-2の燃料デブリ収納・移送・保管 収納缶取扱い クレーン （遮蔽体） デブリ装荷 蓋締め 閉止プラグ取付 カバー 真空乾燥 キャニスタ蓋 装置 収納缶取扱い クレーン （遮蔽体） 輸送 加熱真空乾燥 用容器 構外輸送 （鉄道・車両） デブリ 輸送キャスク 原子炉容器 燃料デブリの装荷 燃料キャナル 収納缶の キャスクへの装荷 キャニスタ 本体 収納缶 ベント管 加熱真空乾燥 収納缶 一次蓋、二次蓋溶接 収納缶 横型サイロ キャニスタ本体 キャニスタ蓋 サンプリン グ孔 収納缶の取り出し(気中、遠隔) ・湿式貯蔵 TMI-2収納管 福島第一の課題 収納缶 ●燃焼度と濃縮度が高い ⇒放射線、崩壊熱大及び反応度高 ●コンクリートとの溶融生成物が存在すると推定 ⇒コンクリート中の水分の放射線分解による 水素発生の懸念 ●海水注入、計装ケーブル他との溶融 ⇒燃料デブリ中の塩分の影響、 多様な不純物の混入 乾式貯蔵（横型サイロ） 28 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 燃料デブリの臨界管理技術の開発 臨界管理技術開発の目的 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、今後の燃料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再臨界を防止するために、臨界管理手法 及びモニタリング 技術を開発する 技術開発のポイント PCV内部 原子炉建屋 ●燃料デブリ形状の変化 ●冠水にむけた水量（水位）変化 被ばくリスクは小さいが、比較的広い範囲の状況 を監視することが重要。 タービン建屋 ⇒再臨界検知技術の開発 再臨界を防止する。 冷却水 ⇒臨界防止用中性子吸収材の開発 PCV外部 滞留水 現状 ●燃料デブリ切断時の切粉が流出、廃液処理/ 冷却設備に蓄積する可能性 将来 設備をメンテナンスする作業員の臨界による被 ばくリスクを未然に防ぐ必要がある。 本設水処理 設備 ⇒未臨界監視技術の開発 29 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 健全性評価 余寿命評価の概略フロー 炉心から燃料デブリを取り出すまでの間、 長期にわたって原子炉の構造健全性を 維持する方策が必要 建屋動解析 建屋-機器 連成動解析 (建屋損壊状態 模擬) ●燃料溶融時の高温状態の影響 ●海水注入、異物混入による腐食の影響 ●水素爆発などによる機器損壊状態の影響 ●デブリ取出し工法の影響 ●地震再発の影響 モデルの作成 ・水位 ・基準地震動Ss ・機器損壊状態 ・腐食の影響 健全性評価ポイント例 想定されるプラント状態 PCVスタビライザ 荷重条件 の整理 機器毎の 強度評価 裕度の低い機器 のリストアップ 評価条件 ・許容値 ・腐食減肉量 （試験データ） ・高温強度劣化 （試験データ） 長期の腐食減肉量の予測の高度化 D/Wシェル 冠水 原子炉遮へい壁 PCVペネ RPVペデスタル S/Cシェル ベント管 止水(グラウト補修) 長時間腐食試験 コラムサポート 腐食抑制策比較 30 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 燃料デブリ取り出しの工法 選定した燃料デブリ取り出し工法オプション a. 冠水－上アクセス工法 b. 気中－上アクセス工法 下図はNDF「技術戦略プラン2015」より抜粋 c. 気中－横アクセス工法 工法実現性の見極めに必要な要素技術 ✔大型構造物取り出し時の 汚染拡大防止技術 ✔RPV内等燃料デブリ取り出し時の 汚染拡大防止技術 ✔燃料デブリへのアクセス技術 ✔燃料デブリ取り出しの遠隔作業技術 ✔燃料デブリ取り出しの切削・集塵、 視覚・計測技術 システムの概念、工法実現性の検討 燃料デブリ取り出し装置 放射性ダスト 処理システム 臨界管理 システム ✔装置の耐放射線性、メンテナンス性 ✔燃料デブリ取り出し工事効率向上 内部ガス管理 システム （負圧管理） 循環注水 冷却システム 燃料デブリ取出し装置設計の上での留意事項 ✔収納缶や他の機器との取り合い 浄化系 ✔装置周りの放射性ダスト回収設備・装置 参考： 平成26年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業補助金 （燃料デブリ・炉内構造物取り出し工法・システムの高度化事業）」 及び「同（燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術開発事業）」 に係る補助事業者公募要領 31 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning まとめ 1. 燃料デブリ取出しの実現のため技術開発を実施中 燃料デブリ取出し工法の開発プロジェクト 工法開発を支援するプロジェクト ・除染、調査、事故解析、補修・止水、健全性評価、臨界管理 ・収納・保管、廃棄物管理 等 2. キーテクノロジー 高線量下での極めて厳しい挑戦 ・放射線遮蔽、放射性物質の飛散抑制 ・遠隔作業技術、遠隔作業支援技術 ・可視化技術 等 確立された信頼できる技術を中心にしつつ、新技術を柔軟に導入 3. 安全を確実にするために：原子力安全を最大価値とする 海外のデブリ取扱い作業の実績・経験・教訓の導入 現場のリスクマネージメントを支援する設計 安全設計方針の策定と規制との対話 模擬試験／モックアップ試験による検証 十分な訓練 32 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning