課題番号:デブリ-102
段階:Preparation
廃炉プロセス燃料デブリ取り出し
検討対象炉内状況把握
課題PCV・RPV内部の構造物の状況把握

ニーズ

※「望ましい状態とその理由」内のキーワードから福島原子力事故関連情報アーカイブへリンクしています(別ウィンドウで開きます)。キーワードでの検索となるため表示に時間がかかることがあります。
① PCV・RPV内部の損傷状況を確認したい

望ましい状態とその理由

燃料デブリ取り出しを安全かつ効率的に行うためには、構造健全性やアクセスルート構築の観点から原子炉圧力容器炉内構造物RPVペデスタル、CRDハウジング、シュラウド、RPV支持スカート等)や配管の機械的な損傷・変形状況を把握する必要がある。
実機による調査により、解析による推定結果を補正し、実験等によりその再現性が確認できることで、事故原因の解明や炉内状況の推定ができ、炉内状況推定の更新を図ることにより、各種工事の設計情報が得られることが望ましい。
燃料デブリ取り出しを安全かつ効率的に行うためには、熱影響を受けたコンクリート(溶融・焼結状態よりは低温で、何らかのセメント水和物の熱変質が起きる条件)の構成相と核種の相互作用の理解が望まれる。
燃料デブリ取り出しを安全かつ効率的に行うためには、炉内環境にさらされている炉内構造物コンクリート経年劣化も含めた特性(例えばコンクリート中の空隙構造変化と水和物変化)を把握することが望まれる。
燃料デブリ取り出し時の安全性を継続して確保するために、コンクリート汚染物の微生物による構造物経年劣化機構の解明とともに、作業中の構造物の変形・破壊の状況を把握することが望まれる。

理想と現状のギャップ/解決すべき課題

1号機に関しては、2017年3月に実施された格納容器内部(地下1階)を対象とした調査から、ドレンサンプ(X-100B側)周辺の視認される既設構造物(バルブ、配管、鋼材等)に関して大きな変形や損傷がないことが確認されている。なお、2015年4月にはB2調査に支障がないかという観点で1階グレーチング上が調査されており、アクセスルート上の既設設備(HVH, PLR配管、ペデスタル壁面等)の大きな損傷は確認されていない。ただし、PCV底部のサンドクッションドレン管から漏水しているため、PCVの損傷が生じたと推定されている。
2号機に関しては、2018年1月に実施されたペデスタル内調査において、ペデスタル内壁面及びペデスタル内の既設構造物(CRD交換機)、そしてCRDハウジングサポートについては大規模な損傷は確認されていない。ただし、ペデスタル底部には燃料集合体の一部(上部タイプレート)が落下している。なお、2017年1月~2月にかけて実施されたペデスタル内の調査においては、CRDレール側においてグレーチングの脱落やゆがみがあることが確認されている。また、ミュオンの測定結果も踏まえれば、燃料溶融に伴い圧力容器内は高温になったが、セパレータ、ドライヤはそこに存在していると考えられる(形状を維持しているかまでは不明)。
3号機に関しては、2017年7月に実施されたペデスタル内調査において、CRDハウジング、プラットフォームを確認している。CRDハウジングにおいては、指示金具が複数個所で損傷/脱落しており、隣接するCRDフランジ面のレベルや間隔が異なることが確認されている。そして、CRDハウジング近傍にCRガイドチューブ・CRDインデックスチューブと推定される構造物が確認されている。プラットフォーム近傍においては、プラットフォームの鋼製部材の一部を確認(プラットフォームが崩落している)しており、グレーチングは確認できていない。また、ミュオンの測定結果も踏まえれば、セパレータ、ドライヤはそこに存在している可能性が高いと考えられている(形状を維持しているかまでは不明)。
今後はこれまでに得られた情報の更なる精緻化と、圧力容器内部等の炉内構造物が密集していると考えられる未調査エリアの推定・実機による確認が今後の課題となる。

(参考)関連する研究課題

実施されている研究課題

H27年度英知沸騰水型軽水炉過酷事故後の燃料デブリ取り出しアクセス性に関する研究 [資料]
R1年度英知Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定 [資料]
R1年度英知拡張型スーパードラゴン多関節ロボットアームによる圧力容器内燃料デブリ調査への挑戦 [資料]
廃炉・汚染水対策事業原子炉圧力容器内部調査技術の開発(調査計画・開発計画の立案・更新、上部から炉心にアクセスする装置の開発、炉心部までの調査方式の開発、選定、調査装置全体システムの設計と工法計画) [資料1] [資料2]
廃炉・汚染水対策事業原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発(1号機-堆積物PJ)(調査計画・開発計画の策定、アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証) [資料]
廃炉・汚染水対策事業原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発(2号機-X-6ペネ)(調査計画・開発計画の策定、アクセス・調査装置及び調査技術の現場実証) [資料]
廃炉・汚染水対策事業原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発(調査計画・開発計画の策定、アクセス・調査装置及び要素技術の開発) [資料1] [資料2]
廃炉・汚染水対策事業総合的な炉内状況把握の高度化(炉内状況の総合的な分析・評価) [資料1] [資料2]
廃炉・汚染水対策事業原子炉格納容器内部詳細調査技術の開発
廃炉・汚染水対策事業福島第一原子力発電所廃止措置統合管理のための支援技術の開発(原子炉格納容器内の連続的な監視システムの開発)
R2年度英知合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価
R3年度英知事業燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データーベスの高度化

検討されている研究課題

特になし

関連する課題

資料

関連サイト