課題番号:デブリ-104
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内部の線量の把握

ニーズ

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① PCV・RPV内部の線量を計測・評価したい

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円滑に効率的に行うためには、気中及び水中も含めた原子炉内の線量評価及び線量分布を把握することが望ましい。
燃料デブリ取り出しに際し、中性子の計測や水素の計測により作業安全やリスク低減を図ることができることが望ましい。
特に耐放射線性の観点から、炉内の線量に関する情報を、燃料デブリ取り出しの機器設計に反映できることが望ましい。

理想と現状のギャップ/解決すべき課題

1~3号機のいずれも、FP移行経路の推定から、シールドプラグの隙間は高線量であると推定されており、移行経路上、オペフロからみて上方にあたる原子炉ウェル全体も高汚染と推定される。また、圧力容器内は構造物や壁面にFP付着があると考えられ、線量は高いものと推定される。
1号機に関してこれまでに調査された具体的な線量は以下である。
1階グレーチング上4.7Sv/h~9.7Sv/h (2015/4/10)
PCV底部は堆積物に近づくに従い線量は高くなり、床面から約0.3~1.6mの位置でおよそ数~10数Sv/h (2017/3/18~19、3/22)
ペデスタル開口部付近の線量(床面から約1m)は~9.4Sv/h。(2017/3/20~22)
トーラス室水位上部で最大線量920mSv/h(2013/2/20)
2号機に関してこれまでに調査された具体的な線量は以下である。
ドライウェル気相部31.1Sv/h~72.9Sv/h(2012.3.27)
CRD交換レール上24Sv/h~36Sv/h(2013.8.12)
CRDレール上部空間約10Gy/h以下~約70Gy/h(2017.1.26)
ペデスタル内壁付近約10Gy/h以下(2017.1.30)。
ペデスタル内壁付近(CRDレール側)のプラットフォーム高さから約2m下まで、7~8Gy/h程度(2018.2)
CRDレール上約70Gy/h~約80Gy/h(2017.2.9~2.16)
D/W内水 1.0mSv/h以下(2013.8.7)
トーラス室気相部 4.3~134mSv/h(2013.4.11)
トーラス室液相部 18.7~23.7mSv/h(2013.4.11)
3号機に関してこれまでに調査された具体的な線量は以下である。
PCV壁面近傍の気相部で約1Sv/h
X-53ペネ出口から約550mmのところで約0.75Sv/h(2015/10/30)
今後は未調査の部分の線量を推定、調査することが望まれるが、特に燃料デブリ取り出しの工法に反映するために、アクセスルートやデブリ近傍の線量を把握・推定し、機器設計に活用していくことが課題である。また、局所的に線量の高いエリアを把握し、FPが集中するメカニズムの解明とも合わせてPCV内部線量に関する情報を高度化する必要がある。

(参考)関連する研究課題

実施されている研究課題

H27年度英知プラント内線量率分布評価と水中デブリ探査に係る技術開発 [資料]
H30年度英知ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場環境の画像化による定量的放射能分布解析法 [資料]
R1年度英知ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場環境の画像化による定量的放射能分布解析法 [資料]
H30年度英知過酷炉心放射線環境における線量測定装置の開発 [資料]
R1年度英知過酷炉心放射線環境における線量測定装置の開発 [資料]
R1年度英知一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測 [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
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)
R1年度英知ウラニル錯体化学に基づくテーラーメイド型新規海水ウラン吸着材開発
R3年度英知福島第一発電所2,3 号機の事故進展シナリオに基づくFP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状況・デブリ性状の把握

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