内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して 3. 今後の取り組み

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1 第 8 回原子力機構報告会 廃炉推進に向けた研究開発 平成 25 年 11 月 26 日 独立行政法人日本原子力研究開発機構福島技術本部復旧技術部長船坂英之

2 内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して 3. 今後の取り組み ( 研究拠点整備 材育成 ) 4. まとめ

3 1. 東京電 福島第 原 発電所の現況 2

4 東京電 福島第 原 発電所 1Fサイト の現況 3 東京電 HPより加 全景除く フランジ型タンク 1号機 型タンク 2号機 横置きタンク 溶接型タンク 東京電 福島第 原 発電所全景 2013年10 写真提供 NHK 多核種除去設備 セシウム吸着装置 第 セシウム吸着装置 3号機 4号機

5 汚染 処理 固体廃棄物等の発 量 4 右図凡例 主な種類 発生量 6 月末時点の配置図 汚染水処理水 ( 水処理タンク ) 約 374,000 m 3 水処理二次廃棄物 ( セシウム吸着塔 ) 601 本 6 号 5 号 ガレキ 65,000 m 3 伐採木 51,000 m 3 1 号 2 号 3 号 4 号 汚染水処理水 水処理二次廃棄物ガレキ 伐採木 : H 時点 : H 時点 撮影 :GeoEye/ 日本スペースイメージング ( ) 東京電 福島第 原 発電所の廃炉に向けた研究開発計画と基盤研究に関するワークショップより

6 1F サイトにおける汚染 処理の状況 5 汚染 の港湾への流出 約 400 m 3 / ( 海への流出量 ) 除染処理設備油分分離除染装置 (AREVA) セシウム吸着装置 (KURION,SURRY) 約 400 m 3 / ( 建屋への流 量 ) 約 400 m 3 / 約 800 m 3 / 淡水化装置 約 400 m 3 / ( タンクへ ) 多核種除去設備 (ALPS) 汚染 の貯蔵量の増 約 800 m 3 / ( からの地下 量 ) 東京電 HP より加

7 6 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた 原 機構の取り組み

8 1F 廃炉推進に向けた課題 (1/2) 7 燃料デブリ取り出しに向けた課題 東京電 HP より 建屋内の除染 格納容器の修復 ( ) 張り 使 済燃料プール及び燃料の健全性確認 共 プールへの移送と保管 溶融固化燃料 ( デブリ ) 取出し技術の開発 炉内状況の把握 ( 観察 解析 ) 燃料デブリの特性把握 ( 取り出し 法の検討 再臨界防 ) 遠隔操作技術

9 1F 廃炉推進に向けた課題 (2/2) 8 東京電 HP より加 放射性廃棄物の処理処分に向けた課題 汚染 からの核種除去 汚染 処理廃棄物 がれき 伐採 等の 保管管理 ( 腐 発熱などへの対策 ) 処理 ( 廃棄体化技術開発 ) 処分 ( 新たな処分概念の検討 制度化 ) 廃炉シナリオの検討 技術基盤の確 に向けた施設の整備 遠隔操作機器 装置の開発実証施設 ( モックアップ施設 ) 燃料デブリ 放射性廃棄物などの放射性物質分析 研究施設

10 原 機構における廃炉推進に向けた研究開発体制 9 研究開発の総合調整 福島技術本部 (H23/5/6 設置 ) 復旧技術部 (H23/5/6 設置 ) 原科研福島技術開発特別チーム (H24/4/1 設置 ) 材料健全性評価技術 臨界管理技術 炉内状況解析技術 計量管理技術 燃料デブリ評価技術 廃吸着材処理技術 廃棄物分析 福島廃炉技術安全研究所 (H25/4/1 設置 ) 放射性物質分析 研究施設及び遠隔操作機器 装置実証施設の整備 ( 東京駐在 ) 核サ研福島技術開発特別チーム (H24/4/1 設置 ) プール燃料処理 保管技術 燃料デブリ取扱技術 廃棄物処理処分技術 洗研福島技術開発特別チーム (H24/4/1 設置 ) 燃料材料特性解明 廃ゼオライト保管挙動評価 分析技術 遠隔操作技術 検知機器技術 炉内解体技術 福島現地調査事務所 (H24/7/1 設置 H25/8/1 改組 ) 福島第 原 発電所サイト内の汚染状況調査 汚染 礫試料等の採取 分析 輸送等燃料溶融複雑系試験準備室 (H25/4/1 設置 ) 試験計画策定 装置製作 1F 汚染 対策タスクフォース (H25/10/1 設置 ) 汚染 問題に対し 機構全体として組織横断的に対応するため 以下 の分野の専 家で構成するタスクフォースを設置 原 基礎 基盤研究 地層処分研究 原 安全研究 放射線計測技術 計算科学 合計約 250 名

11 Fサイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究開発 原 炉建屋 炉内状況把握 燃料デブリの特性評価 臨界管理技術開発 放射性廃棄物処理 処分に向けた研究開発

12 燃料デブリ取り出しに向けた主な研究開発計画 11 第 1 期第 2 期 (2014 ~2021 ) 第 3 期 2013 ( 前 ) ( 中 ) ( 後 ) 2022 ~ 除染 遮へい等 汚染状況の分析結果 格納容器内部調査 補修 張り 燃料デブリ取出 法 装置開発 模擬デブリの機械的特性 取出装置設置 炉内調査装置の開発 サンプリング : 現場作業 : 研究開発 燃料デブリ取出し : 研究開発 (JAEA が関与するもの ) 遠隔除染技術開発 模擬デブリの性状 特性 解析結果 管理技術 解析結果 実デブリの性状データ 炉内状況把握 ( 解析技術の 度化 模擬実験 ) 模擬デブリを いた特性把握 実デブリ性状把握 ( 準備を含む ) 燃料デブリの臨界管理 計量管理技術開発

13 原 炉建屋内の放射線量を探る γ 線可視化装置を使った調査 12 原 炉建屋内の除染 遮へい計画 案には 事前に汚染分布 線量評価が必要 原 機構が開発した γ-eyeⅡ を いて 2 号機の開 部 ( ブローアウトパネル ) から 5 階フロアの線量分布を計測 γ-eye Ⅱ 外観 γ-eyeⅡ の概要 線量の い場所測定対象 ピンホール型コリメータ内 シャッタ : 鉛遮へい体ガンマ線を検出するフォトダイオード (14 個 ) 平断 線量 低 表 汚染密度評価結果 表 汚染密度の推定 (MBq/cm 2 ) : 検出下限値未満 :10 以上 30 未満 :30 以上 50 未満 :50 以上 70 未満 :70 以上 90 未満 :90 以上空間線量評価 : 評価値 実測値 >2 :2 評価値 実測値 0.5 : 評価値 実測値 <0.5 東京電 が QUINCE による測定で 880mSv/h を記録した計測点 東京電 HP より 取得できるデータのイメージ

14 原 炉建屋内の放射線量を探る壁 床の汚染状況を分析 13 原 炉にアクセスするため 効果的 効率的な建屋除染が必要 放射性物質の種類 量 分布 壁や床への浸透状況などを分析 建屋内の床や壁からサンプル採取 分析 放射性物質浸透深さの評価結果 測定 ( 塗膜 ) 塗膜 研磨前 0.5mm 研磨後 原子炉建屋内 1 階イメージ図東京電 HPより コアサンプル外観 ( 約 Φ10cm) 輸送 0.5mm 研磨ごとに研磨 を測定 1mm 研磨後 1.5mm 研磨後 大洗研究開発センターの照射燃料集合体試験施設 (FMF) などで分析 汚染の 半は塗膜表 にとどまっている 低 線量率 高

15 炉内状況の解析 ( 解析コードを いた推定値の 例 ) 14 炉 の初期 UO2 インベントリ 1 号機 77 トン 2 号機 107 トン 3 号機 107 トン 圧 容器から落下した UO 2 の重量割合評価結果 JAEA 東電 1 号機 100% 100% 2 号機 70% 57% 3 号機 64% 63% 圧力容器 格納容器 JAEA における解析 シビアアクシデント総合解析コード MELCOR(Ver.1.8.5) を使 プラントデータ 機器の作動 運転員操作 アクシデントマネジメント策の実施等に係わる条件は公開情報に基づいて設定 不確かさが きいパラメータ ( 海 注 流量等 ) については 感度解析により炉 溶融進展等への影響を評価 JAEA による評価 :MELCOR 東電による評価 :MAAP 燃料の 部分は損傷 溶融し 圧 容器下部ヘッド上あるいは格納容器内に落下している可能性が きい 安全かつ効率的なデブリ取り出し作業を進めるためには 現場から得られる情報の分析と 計算コードを いた燃料溶融の進展や燃料デブリ及び FP の分布の推定が必要である

16 燃料溶融シミュレーション結果の例 15 炉 下部における燃料溶融物の移 挙動を把握するため 圧 容器内の燃料集合体 燃料 持板及び制御棒案内管を簡略模擬し 解析 燃料集合体の溶融イメージ 左図の側 溶融物の温度分布

17 圧 容器下部ヘッドの熱流動 構造連成シミュレーションの例 16 BWR の下部ヘッドに関する熱流動 構造連成シミュレーションを実施し 詳細変形 破損解析 法を開発 圧 容器破損位置や時期を推定 圧 容器格納容器 圧 容器下部ヘッドの解析結果 内 の温度分布 上部の温度が い 貫通部近傍の応 が い 貫通部近傍の応 分布 下部ヘッドの底に 1m の溶融物が堆積した場合の温度分布と応 分布を解析 然対流の上昇流により上部の温度が くなる 制御棒案内管などの貫通部近傍に い応 が発 事故後の原 炉のイメージ 更なる詳細解析により いつ どこから どのくらい の破損が じたのか推定

18 BWR 炉 下部を模擬した燃料溶融試験 17 格納容器 予備加熱装置断熱材 BWR 集合体 試料溶融炉 排気 1 2m 給気 BWR の炉 持板 下部プレナム及び下部ヘッド上には複雑な構造物があり そこでの溶融進展に きな不確かさがある BWR の下部を実物 に模擬した試験装置を製作し 模擬物質やウランと 属の溶融物を落下させ 溶融物の移 挙動を把握 現象の理解と解析コードの開発に反映

19 燃料デブリの特性を事前に推定する 18 燃料デブリの取出し 保管 処理処分を安全に実施するために必要となる燃料デブリの特性データを取得し 検討に反映する デブリ取出し 法 具等の開発 臨界安全管理 計量管理 TMI 2 の燃料デブリ ( 軽微破損燃料 ) ( 燃料デブリ ) 時保管 ( 閉塞物 ) 模擬デブリや実デブリの特性データ 反映 反映 TMI 2 燃料デブリの乾式保管 保管 法の検討 容器等の開発 臨界安全管理 計量管理 デブリの処置 1F 炉心状況の推定図 (MCCI 生成物 ) 安定化処理の検討 容器等の開発

20 臨界管理技術の開発 19 様々な性状の燃料デブリの存在が予想され 中における取出しには慎重な臨界管理が必要 臨界実験 (STACY 更新炉等 ) による燃料デブリの臨界特性把握を計画 圧 容器 部分的に集合体やペレット形状を維持 きな塊で固化 溶融燃料とコンクリートの反応 成物の臨界量の推定 組成 臨界量 (kgu) 集合体数 UO 2 ( 濃縮度 5 wt%) ~ 400 < 3 12 GWD/t(FP なし ) ~800 < 5 12 GWD/t(FP あり ) ~2,000 < 12 燃料 : コンクリート体積 =1:7 / コンクリート中の 分のみ考慮 粒状に固化 コンクリートとの反応 成物 装荷 デブリ模擬体調製設備 デブリ模擬体 格納容器 燃料デブリ等性状の想定 ( 例 ) 臨界実験装置炉心タンク デブリ模擬体炉心試験装置 デブリ分析設備 臨界実験装置及び燃料デブリ模擬臨界実験のイメージ

21 放射性廃棄物処理 処分の研究開発計画 20 期貯蔵中の放射性廃棄物の安全評価 従来の発電所廃棄物とは異なる特徴 ( 破損燃料由来の放射性核種付着 塩分含有など ) を持つ廃棄物の発 事故廃棄物の処理 処分に向けた R&D を実施 東京電 福島第 原 発電所の廃炉に向けた研究開発計画と基盤研究に関するワークショップ資料を加

22 放射性廃棄物の処理 処分の研究全体概要 21 廃棄物中の核種濃度分析 廃棄物の処分までの流れと研究項 性状把握 放射性核種濃度分析 物理特性 化学組成評価 廃棄物からの 素発 量の評価 4 号機周辺のガレキを採取する JAEA 職員 例を次ページで紹介 廃棄物熱伝導率測定 3 H 14 C の分析作業 期保管 期保管中の安全性の評価 - 素ガス安全性 - 保管容器腐 - 廃棄物の安定性 廃棄体化 ( 処分に適合する形態に処理 ) 廃棄体化技術調査 技術評価のための基礎試験 - ガラス固化 - ジオポリマー固化 素濃度分布解析結果 廃棄体技術評価基礎試験 ゼオライト層の有効熱伝導率測定セル 処分 処分概念検討 処分安全評価 国内外処分概念 安全評価 法の調査 整理 適 性検討 ガラス固化体 ジオポリマー固化体

23 放射性廃棄物の処理 処分の研究性状把握 インベントリ評価 22 事故廃棄物の処理処分 策の検討に当たり どの放射性核種に着 すれば良いか確認するため ガレキ 伐採 等を採取し 詳細な放射能分析を実施 90 Srの分析ガレキ等におけるCs-137とSr-90 放射能濃度の関係 Sr-90/Cs-137 は ガレキと伐採 において きな差はなく % の範囲であった 採取場所毎の Sr-90/Cs-137 は 1 号機周辺ガレキが 3 号機周辺ガレキに べて い傾向が られるものの データが少なく不明確であるためデータの蓄積を図っている

24 F サイトの廃炉推進に向けた 原 機構の取り組み 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して

25 汚染 問題への機動的対応 ( 地下 流動 核種移 評価 ) 24 放射性廃棄物の処分 計算科学 原 基礎基盤分野における研究ポテンシャルを かし 発電所内における地下 流動 放射性核種の移 港湾 海洋への流出 拡散を評価し 効果的な地下 対策 汚染 拡散防 策の考案を 援 発電所内の地下 流動 核種移 解析 漏えいした汚染 の地下における拡散や 原 炉 タービン建屋へ地下 流 対策の効果を評価 有効な対策の選定において 諸因 を多 的かつ客観的に評価し 較検討 港湾内の流動 拡散評価 港湾における放射能濃度の測定結果と潮位の変動データ等から 計算科学的な 法により相関を評価し 流出源を推定 次ページで紹介 海洋における拡散評価 原 機構が開発した解析コード (SEA-GEARN) により港湾から海洋へ流出した放射性核種の拡散挙動を評価 地質断 の概略 ( 東京電 HP より ) 拡散評価の例

26 汚染 問題への機動的対応 ( 港湾内の流動 拡散評価 ) 25 定期的な放射能濃度の測定結果と潮位の変動データから 計算科学的な 法により 流出源を海側より特定できないか 検討中 1,2 号機取 間 3 号機シルトフェンス内側 潮位と濃度の相関の例 1,2 号機取 間 Google : サンプリングポイント 1 4 号機周りの港湾をモデル化 海 侵 海 排出 濃度希釈 濃度濃縮 約 450m 約 80m 約 4 5m 有意な相関が える 3 号機シルトフェンス内側 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 濃度ピークが潮位と相関 濃度ピークが潮位と無相関 さらに との相関 港湾解析コードの利 など 詳細解析を検討 異なる周期振動が える

27 3. 今後の取り組み ( 研究拠点整備 材育成 ) 26

28 遠隔技術 共通技術に関する取り組み ( 研究拠点施設整備 ) 27 1F 廃炉推進に必要不可 な遠隔操作機器や放射性物質の分析 研究等に関する技術基盤を確 するため 福島県内に研究拠点施設を整備 遠隔操作機器 装置実証施設 ( 楢葉南 業団地に整備 ) 平成 26 年 3 の実施設計とりまとめに向け 以下を検討 格納容器下部補修等のための設備 遠隔操作機器のニーズ整理 設備 バーチャルリアリティを活 した訓練設備 施設利 計画 試験棟 作業者の訓練 ( 没入型バーチャルリアリティ ) 研究管理棟 放射性物質の分析 研究施設 平成 25 年 10 から概念検討を開始 研究開発ニーズの整理 必要な設備 装置等 ( セル グローブボックス フード 分析装置等 ) 海外ホットラボの調査 許認可要件 施設の規模 配置 遠隔操作機器 装置実証施設のイメージ 分析 研究施設のイメージ

29 廃炉推進に向けた研究開発における 材 28 原 機構では 原 系を中 に多岐に亘る分野の専 家が 1F 廃 炉推進に向けた研究開発に従事 その他 19% 物理系 7% 原 系 31% 化学系 22% 材料系 11% 機械系 10% 現在 廃炉推進に向けた研究開発に従事している 卒職員の専 分野の構成 ( 福島技術開発特別チーム 130 名 ) 1F 廃炉推進に向けた研究開発は 期に亘る取り組みであり 学 産業界と連携しつつ オールジャパン体制により 計画的 継続的な 材確保 育成が重要

30 廃炉推進に向けた研究開発における 材育成 29 現場に貢献できる成果の創出及び 材育成中 期的視点での 材育成 福島技術本部 拠点 ( 東海 / 洗等 ) 第 4 研究棟 ( 東海 ) 燃料サイクル安全工学研究施設 ( 東海 ) 他拠点 部 共同研究 IRID メーカ等 高レベル放射性物質研究施設 ( 東海 ) 照射燃料集合体試験施設 ( 大洗 ) 学 エンジニアリング機能の涵養 OJT による 材育成 共同研究の実施 研究者の相互派遣 海外研究機関 ( 国 仏国等 )

31 4. まとめ 30 中 期の研究開発課題に関しては これまで機構で蓄積してきた知 や研究基盤 材を活かし 燃料デブリ取出しに向けた研究開発 放射性廃棄物処理 処分研究開発を中 に取り組んでいく また 本年 8 に設 された IRID( 技術研究組合 : 国際廃炉研究開発機構 ) の構成メンバーとして 積極的に貢献していく 1F における喫緊の課題 とりわけ汚染 問題に関しては 早期の解決を 指して 国の要請にも応えて 機構 で設置したタスクフォースを中 に取り組んでいく 研究開発拠点に関しては 遠隔操作機器 装置の開発 実証施設 放射性物質の分析 研究施設について 中 期ロードマップを念頭において整備する また 材育成に関しては 中 期的な視点から 学 産業界等と連携しつつ オールジャパン体制により 取り組んでいく

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