DOE年次レポートの概要 - 版の履歴

Kurata Masaki: /* TMI-2で得られた知見の活用 */

2025-12-26T08:09:39Z

TMI-2で得られた知見の活用

← 古い版		2025年12月26日 (金) 17:09時点における版
388行目:		388行目:
	'''<big>参考：デブリ取り出しの進捗、ツールの改良</big>'''		'''<big>参考：デブリ取り出しの進捗、ツールの改良</big>'''

	'''<big>~~参考：事故シナリオ~~</big>'''		'''<big>参考：[[TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動\|TMI-2事故シナリオ]]</big>'''

	'''<big>参考：ex-vessel debrisの回収と分析</big>'''		'''<big>参考：ex-vessel debrisの回収と分析</big>'''
443行目:		443行目:
	'''<big>参考：デブリ取り出しの進捗、ツールの改良</big>'''		'''<big>参考：デブリ取り出しの進捗、ツールの改良</big>'''

	'''<big>~~参考：事故シナリオ~~</big>'''		'''<big>参考：[[TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動\|TMI-2事故シナリオ]]</big>'''

	'''<big>参考：ex-vessel debrisの回収と分析</big>'''		'''<big>参考：ex-vessel debrisの回収と分析</big>'''

2025年12月26日 (金) 08:06にKurata Masakiによる

2025-12-26T08:06:31Z

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	* <span style="color:blue">'''事故炉の状態評価プログラム（REP: Reactor Evaluation Program）'''</span>		* <span style="color:blue">'''事故炉の状態評価プログラム（REP: Reactor Evaluation Program）'''</span>
	まず、廃棄物取り扱い・安定化プログラム（WIP）と、炉心デブリのINEL移送（Core Transportation）が、FWHDPとして統合された。1988年以降は、事故由来の様々な廃棄物の処理・処分、建屋の除染作業、などについても、この項目の中で報告されている。次に、燃料・炉心デブリの取り出し開始以降で必要となる、内部調査やサンプル分析への要求事項の整理と技術的サポート、得られた内部調査とサンプル分析結果の検討、それらに基づく燃料物質とFP分布の評価、やTMI-2標準問題とデータベースの整備、事故シナリオの検討、等がAEPとして再編された。さらに、圧力容器な構造物の解体・撤去や炉心デブリ回収などの実際の現場作業の進捗、現場での安全機器や電気系統などの調査、等がREPとして再編された。		まず、廃棄物取り扱い・安定化プログラム（WIP）と、炉心デブリのINEL移送（Core Transportation）が、FWHDPとして統合された。1988年以降は、事故由来の様々な廃棄物の処理・処分、建屋の除染作業、などについても、この項目の中で報告されている。次に、燃料・炉心デブリの取り出し開始以降で必要となる、内部調査やサンプル分析への要求事項の整理と技術的サポート、得られた内部調査とサンプル分析結果の検討、それらに基づく燃料物質とFP分布の評価、やTMI-2標準問題とデータベースの整備、事故シナリオの検討、等がAEPとして再編された。さらに、圧力容器内の構造物の解体・撤去や炉心デブリ回収などの実際の現場作業の進捗、現場での安全機器や電気系統などの調査、等がREPとして再編された。

	得られた知見の産業界への提供が一層重視されるようになり、1986年から		得られた知見の産業界への提供が一層重視されるようになり、1986年から
365行目:		365行目:

	* AEP計画の改定版が発行された。		* AEP計画の改定版が発行された。
	* ~~RCS系での燃料とFP分布把握のための計測とサンプル分析をが継続された。~~		* RCS系での燃料とFP分布把握のための計測とサンプル分析が継続された。
	* 燃料取り出し作業中のビデオ撮影が行われ、画像解析が進められた。		* 燃料取り出し作業中のビデオ撮影が行われ、画像解析が進められた。
	* 事故シナリオの解析がほぼ終了した。		* 事故シナリオの解析がほぼ終了した。
1,572行目:		1,572行目:
	* 1984年に、ボーリング装置の設計が開始され、1985年に製作、搬入、組み立てが行われた。1986年にボーリング実施予定である（最大９本のボーリングを予定、'''図30'''、[41]）。ボーリングサンプルの調査と開口部のビデオ調査により、炉心下部の成層化状態、LCSA周辺の状態、下部プレナム内部の状態等が調査される予定である。ボーリングサンプルのホットラボでの詳細分析は1988年に予定された。		* 1984年に、ボーリング装置の設計が開始され、1985年に製作、搬入、組み立てが行われた。1986年にボーリング実施予定である（最大９本のボーリングを予定、'''図30'''、[41]）。ボーリングサンプルの調査と開口部のビデオ調査により、炉心下部の成層化状態、LCSA周辺の状態、下部プレナム内部の状態等が調査される予定である。ボーリングサンプルのホットラボでの詳細分析は1988年に予定された。

	<span style="color:blue">'''<big>参考：</big>'''</span>~~[[下部プレナム調査\|~~'''<big>下部プレナム調査</big>''']]		<span style="color:blue">'''<big>参考：</big>'''</span>'''<big>[[下部プレナム調査]]</big>'''

	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[コアボーリング調査と溶融凝固層の破砕\|コアボーリング調査]]</big>'''</span>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[コアボーリング調査と溶融凝固層の破砕\|コアボーリング調査]]</big>'''</span>
1,727行目:		1,727行目:
	* これらに基づいて、燃料物質の分布が再評価され、周辺燃料+切り株燃料で42%、ルースデブリ23%、溶融凝固デブリ（炉心）19%、同（下部プレナム）16%と推定された。		* これらに基づいて、燃料物質の分布が再評価され、周辺燃料+切り株燃料で42%、ルースデブリ23%、溶融凝固デブリ（炉心）19%、同（下部プレナム）16%と推定された。

	<span style="color:blue">'''<big>参考：</big>'''</span>~~[[下部プレナム調査\|~~'''<big>下部プレナム調査</big>''']]		<span style="color:blue">'''<big>参考：</big>'''</span>'''<big>[[下部プレナム調査]]</big>'''

	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[コアボーリング調査と溶融凝固層の破砕\|コアボーリング調査]]</big>'''</span>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[コアボーリング調査と溶融凝固層の破砕\|コアボーリング調査]]</big>'''</span>
1,767行目:		1,767行目:
	# 下部プレナムデブリの追加サンプルの分析		# 下部プレナムデブリの追加サンプルの分析

	<big><span style="color:blue">'''参考：[[リードスクリューサンプルの分析と自然発火性試験#~~%E3%83%AA%E3%83%BC%E3%83%89%E3%82%B9%E3%82%AF%E3%83%AA%E3%83%A5%E3%83%BC%E6%A1%88%E5%86%85%E7%AE%A1%E3%81%AE%E5%88%86%E6%9E%90~~\|リードスクリュー案内管の分析]]'''</span></big>		<big><span style="color:blue">'''参考：[[リードスクリューサンプルの分析と自然発火性試験#リードスクリュー案内管の分析\|リードスクリュー案内管の分析]]'''</span></big>

	<big><span style="color:blue">'''参考：[[上部ルースデブリの詳細分析データ\|上部ルースデブリの分析]]'''</span></big>		<big><span style="color:blue">'''参考：[[上部ルースデブリの詳細分析データ\|上部ルースデブリの分析]]'''</span></big>

2025年9月2日 (火) 03:31にKurata Masakiによる

2025-09-02T03:31:55Z

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17行目:		17行目:
	それぞれのプログラムにおける、具体的なタスクと計画をとりまとめるために、1982年６月に<span style="color:blue">'''Technical Integration Office（TIO）'''</span>が設置され、産業界からのニーズヒアリングや、産業界によるタスクプランのレビューも実施した上で、1982年10月に、タスクプランがとりまとめられた[76]。定められたタスクごとに、<span style="color:blue">'''Technical Evaluation Group'''</span>が設置され、タスクごとに実施アドバイス、中間評価、正かレビュー、必要に応じた修正、タスク実施に適したアプリケーションの提案、が行われた。また、GPU社と独立した技術サポートと産業界とのブリッジの役割を持つ、<span style="color:blue">'''Technical Assessment and Advisory Group（TAAG）'''</span>が設置された。<span style="color:blue">'''TIO'''</span>により、当初提案された、上述の３個のプログラムの分担、目標、当面のタスクスコープが定められた[76]。		それぞれのプログラムにおける、具体的なタスクと計画をとりまとめるために、1982年６月に<span style="color:blue">'''Technical Integration Office（TIO）'''</span>が設置され、産業界からのニーズヒアリングや、産業界によるタスクプランのレビューも実施した上で、1982年10月に、タスクプランがとりまとめられた[76]。定められたタスクごとに、<span style="color:blue">'''Technical Evaluation Group'''</span>が設置され、タスクごとに実施アドバイス、中間評価、正かレビュー、必要に応じた修正、タスク実施に適したアプリケーションの提案、が行われた。また、GPU社と独立した技術サポートと産業界とのブリッジの役割を持つ、<span style="color:blue">'''Technical Assessment and Advisory Group（TAAG）'''</span>が設置された。<span style="color:blue">'''TIO'''</span>により、当初提案された、上述の３個のプログラムの分担、目標、当面のタスクスコープが定められた[76]。

	*<span style="color:blue">'''DAP:'''</span> 、、		*<span style="color:blue">'''DAP'''</span>
	* <span style="color:blue">'''WIP:'''</span> 。。
	* <span style="color:blue">'''REP:'''</span> 、、

	~~さらに、1983年からは、燃料や炉心デブリの分析、キャラクタリゼーション、貯蔵、輸送、などに関する技術支援、および、EPICOR~~-IIやその他の事故炉由来の高レベル廃棄物の処理・処分の研究開発について、		# 安全設備と電気系統（Instrument & Electrical System）タスク：　事故時の安全系統や電気系統の動作確認、サバイバル状態の確認、原子炉建屋内のin situ試験、オフサイト施設での分析・調査、破損モード・要因の同定、既設プラントへの知見反映
			# 線量環境タスク：　(a) 放射性物質ふるまい・分布評価サブタスク：　FP放出・一次系と建屋内のFP移行と分布・外部放出にかかわるデータ収集、FPマスバランス・化学形・放出メカニズムの評価、原子炉建屋や補助建屋からのサンプリング、事故進展途中のFP分布の変化の評価、建屋内FPマップ整備、ソースターム評価、ヨウ素のふるまい評価、など。　(b) 除染作業・作業員被ばく抑制サブタスク：　最新除染技術・個人線量計・空間モニターの実地試験と技術レビュー、それら技術や設備の要件確認とコスト効率評価、候補技術の効果の評価とスクリーニング、被ばく線量レポートの作成、など。　(c) 事故評価サブタスク：　事故進展時に発生した原子炉建屋内での水素燃焼イベントによる建屋や機器の損傷評価、NRC新基準に向けた知見取得、事故進展時の建屋内の圧力・温度履歴の評価
			# オフサイトでの炉心物質の分析タスク：　燃料や炉心物質サンプルの分析・アーカイブ・輸送・貯蔵の技術支援、分析施設の選定、輸送・分析作業・品質管理・貯蔵の技術支援、サンプル採集と収納技術の支援。特に、事故時の原子炉内温度分布、燃料成分の再分布シークエンス、制御材の分布、FP分布、粒子デブリの同定と分布、溶融凝固デブリの生成量、Zrの酸化度、炉心構成物質の相互作用、などに係るデータの取得。
			* <span style="color:blue">'''WIP:'''</span>

			# ゼオライト処理処分タスク：　<span style="color:blue">'''SDS（Submerged Demineralizer System）'''</span>廃棄物（原子炉建屋地階の高レベル汚染水処理に使用）の輸送・処理・処分、ゼオライト固定化技術、SDS容器の輸送キャスク設計・製作・許認可、水素発生対策、固化処理後の浸出試験・安定性確認試験、オーバーパック技術
			# 樹脂の処理処分タスク：　<span style="color:blue">'''EPICOR-II'''</span>廃棄物（補助建屋の地階滞留水処理に使用）の同定・取り扱い・輸送・貯蔵・処分、ガスサンプリング技術、高強度容器（<span style="color:blue">'''HIC: High Integrity Container'''</span>）の開発、樹脂劣化評価、樹脂の安定化技術
			# Abnormal Wasteタスク：　通常プラントと異なる事故由来の廃棄物（一般より高線量、Cs/Srを高含有、TRU高濃度、現行の低レベル地層処分基準に合致しない廃棄物）の同定・処理・取り扱い・処分、建屋冷却系や補助建屋のクリーンアップの技術支援、パッケージ・輸送キャスクの選定
			* <span style="color:blue">'''REP:'''</span>

			# 炉心と原子炉内部の状況把握タスク：　炉心物質の回収前・回収途中・回収後のサンプル・データ採集、データ採集の設備・ツールの技術開発、評価手法の開発（#この時点では、炉心損傷は比較的軽微と想定されていたため、主な対象は、圧力容器構造材（ヘッド、上部プレナム構造物、容器槽、熱遮蔽、LCSA、下部ヘッド、など）からのサンプリングと事故時最高温度や損傷状態の評価、および、制御棒駆動機構（CRDM）の損傷状態に係るリードスクリュー、上部端栓、スパイダー、CRGT、等の分析、が重視されていた。）
			# 原子炉解体・炉心物質回収技術の開発タスク：　炉心損傷評価ツール・技術の開発、燃料取り出しツール・技術の開発、破損燃料の収納缶と貯蔵技術の開発（#まず、ヘッドとプレナム構造物撤去に向けた炉心上部とプレナム部の調査手法と技術の開発（<span style="color:blue">'''Quick Look調査'''</span>に向けて）、CRDMの動作確認（<span style="color:blue">'''APSR挿入試験'''</span>に向けて）、冷却水と微粒子デブリの<span style="color:blue">'''真空吸引システム'''</span>の開発、<span style="color:blue">'''Fuel型とFilter型の収納缶'''</span>開発、水質維持技術、作業員被ばく抑制、プレナム撤去の代替技術、破損燃料・炉心デブリの取り出し技術、等の検討が進められた。）、臨界安全設計、輸送・貯蔵、構外輸送、最終処分

			1983年からは、燃料や炉心デブリの分析、キャラクタリゼーション、貯蔵、輸送、などに関する技術支援、および、EPICOR-IIやその他の事故炉由来の高レベル廃棄物の処理・処分の研究開発について、

	* <span style="color:blue">'''炉心物質の取り扱いプログラム（CAP: Core Activities Program）'''</span>		* <span style="color:blue">'''炉心物質の取り扱いプログラム（CAP: Core Activities Program）'''</span>
28行目:		39行目:
	のカテゴリーが追加され、進捗が報告された[4]。		のカテゴリーが追加され、進捗が報告された[4]。

	~~1984年7月に~~<span style="color:blue">'''圧力容器ヘッド'''</span>~~が、1985年5月に~~<span style="color:blue">'''上部プレナム構造物'''</span>が撤去され、1985年10月から圧力容器内からの<span style="color:blue">'''燃料および炉心デブリ（Core Debris）の取り出しが開始'''</span>された。これに対応して、1985年以降の年次レポートは、当初目的であったTMI-2でのTechnical Information and Examination Program（TI&EP）から、研究開発の進捗報告Research and Development Programに変更された[6]。また、この段階までに、プラントからの事故時の情報の採集（DAP）やEPICORなどの事故時の汚染水を処理した廃棄物の処理についてはほぼ完了した。そこで、1985年から、研究開発プログラムの改編が行われ、以下の３プログラムに集約された[6]。		1984年７月に<span style="color:blue">'''圧力容器ヘッド'''</span>が、1985年５月に<span style="color:blue">'''上部プレナム構造物'''</span>が撤去され、1985年10月から圧力容器内からの<span style="color:blue">'''燃料および炉心デブリ（Core Debris）の取り出しが開始'''</span>された。これに対応して、1985年以降の年次レポートは、当初目的であったTMI-2でのTechnical Information and Examination Program（TI&EP）から、研究開発の進捗報告Research and Development Programに変更された[6]。また、この段階までに、プラントからの事故時の情報の採集（DAP）やEPICORなどの事故時の汚染水を処理した廃棄物の処理についてはほぼ完了した。そこで、1985年から、研究開発プログラムの改編が行われ、以下の３プログラムに再編された[6]。

	* <span style="color:blue">'''燃料物質と廃棄物の取り扱いプログラム（FWHDP: Fuel and Waste Handling and Disposition Program）'''		* <span style="color:blue">'''燃料物質と廃棄物の取り扱いプログラム（FWHDP: Fuel and Waste Handling and Disposition Program）'''
45行目:		56行目:
	1987年には、REPプログラムが、再度改定されて、現場知見の総合的な活用プログラム（TIP: Technical Integration Program）となり、その中で、REPの成果に加えて、現場データ調査に係るDAPの成果が、オンサイトでのデータ取得として位置づけられて報告された[8]。		1987年には、REPプログラムが、再度改定されて、現場知見の総合的な活用プログラム（TIP: Technical Integration Program）となり、その中で、REPの成果に加えて、現場データ調査に係るDAPの成果が、オンサイトでのデータ取得として位置づけられて報告された[8]。

	* 現場知見の総合的な活用プログラム<span style="color:blue">'''（TIP: Technical Integration Program）'''</span>		* <span style="color:blue">'''現場知見の総合的な活用プログラム'''</span><span style="color:blue">'''（TIP: Technical Integration Program）'''</span>

	GENDレポートとしての年次報告は1988年まで行われた。1989年内に圧力容器内からの燃料と炉心デブリ取り出しがほぼ完了し、1990年初旬にクリーアップと最終検査が完了して、モニタリングフェーズに移行した。これを受けて、1990年に、関連部署が閉鎖された（GENDレポートの発行も終了）。1989年と1990年の年次レポートは、GENDレポートではない形式でDOEから公開され、1990年次レポートが最終報告とされた。		GENDレポートとしての年次報告は1988年まで行われた。1989年内に圧力容器内からの燃料と炉心デブリ取り出しがほぼ完了し、1990年初旬にクリーアップと最終検査が完了して、モニタリングフェーズに移行した。これを受けて、1990年に、関連部署が閉鎖された（GENDレポートの発行も終了）。1989年と1990年の年次レポートは、GENDレポートではない形式でDOEから公開され、1990年次レポートが最終報告とされた。

2025年9月2日 (火) 02:48にKurata Masakiによる

2025-09-02T02:48:26Z

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17行目:		17行目:
	それぞれのプログラムにおける、具体的なタスクと計画をとりまとめるために、1982年６月に<span style="color:blue">'''Technical Integration Office（TIO）'''</span>が設置され、産業界からのニーズヒアリングや、産業界によるタスクプランのレビューも実施した上で、1982年10月に、タスクプランがとりまとめられた[76]。定められたタスクごとに、<span style="color:blue">'''Technical Evaluation Group'''</span>が設置され、タスクごとに実施アドバイス、中間評価、正かレビュー、必要に応じた修正、タスク実施に適したアプリケーションの提案、が行われた。また、GPU社と独立した技術サポートと産業界とのブリッジの役割を持つ、<span style="color:blue">'''Technical Assessment and Advisory Group（TAAG）'''</span>が設置された。<span style="color:blue">'''TIO'''</span>により、当初提案された、上述の３個のプログラムの分担、目標、当面のタスクスコープが定められた[76]。		それぞれのプログラムにおける、具体的なタスクと計画をとりまとめるために、1982年６月に<span style="color:blue">'''Technical Integration Office（TIO）'''</span>が設置され、産業界からのニーズヒアリングや、産業界によるタスクプランのレビューも実施した上で、1982年10月に、タスクプランがとりまとめられた[76]。定められたタスクごとに、<span style="color:blue">'''Technical Evaluation Group'''</span>が設置され、タスクごとに実施アドバイス、中間評価、正かレビュー、必要に応じた修正、タスク実施に適したアプリケーションの提案、が行われた。また、GPU社と独立した技術サポートと産業界とのブリッジの役割を持つ、<span style="color:blue">'''Technical Assessment and Advisory Group（TAAG）'''</span>が設置された。<span style="color:blue">'''TIO'''</span>により、当初提案された、上述の３個のプログラムの分担、目標、当面のタスクスコープが定められた[76]。

	*<span style="color:blue">'''DAP:'''</span>		*<span style="color:blue">'''DAP:'''</span> 、、
	* <span style="color:blue">'''WIP:'''</span>		* <span style="color:blue">'''WIP:'''</span> 。。
	* <span style="color:blue">'''REP:'''</span>		* <span style="color:blue">'''REP:'''</span> 、、

	さらに、1983年からは、燃料や炉心デブリの分析、キャラクタリゼーション、貯蔵、輸送、などに関する技術支援、および、EPICOR-IIやその他の事故炉由来の高レベル廃棄物の処理・処分の研究開発について、		さらに、1983年からは、燃料や炉心デブリの分析、キャラクタリゼーション、貯蔵、輸送、などに関する技術支援、および、EPICOR-IIやその他の事故炉由来の高レベル廃棄物の処理・処分の研究開発について、

2025年9月2日 (火) 02:47にKurata Masakiによる

2025-09-02T02:47:41Z

← 古い版		2025年9月2日 (火) 11:47時点における版
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	TMI-~~2事故の数か月後から、TMI~~-~~2事故炉の廃炉に向けて、~~<span style="color:blue">'''GPU社、EPRI、NRC、DOE（GEND）'''</span>の協議が行われ、廃炉（特に圧力容器からの燃料取り出し、原子炉建屋内の環境整備）に必要となる知見の効果的、効率的な取得と実作業への反映のために、マネージメントおよびサポート体制の整備と必要なタスクの整理が行われた。また、TMI-2の廃炉過程で得られる知見・データは、実機サイズでのシビアアクシデントの理解や事故で発生した放射性廃棄物の取り扱い・処理技術の開発にも極めて有用であることから、GPU社が進める廃炉作業を遅延させない範囲において、これらに係る内部調査やサンプル採集と分析などが進められることとなった[1]。<span style="color:blue">'''原子炉建屋や燃料取り扱い建屋の内部調査'''</span>、さらに、<span style="color:blue">'''圧力容器内や冷却水系（RCS: Reactor Coolant System）'''</span>の廃炉に向けた作業は、1980年から本格的に進められた。このうち、DOEは、以下の分野を主担当した[1]。		TMI-2事故発生の数か月後から、TMI-2事故炉のリカバリーとクリーンアップに向けて、<span style="color:blue">'''GPU社、EPRI、NRC、DOE（GEND）'''</span>の協議が行われ、リカバリー（特に圧力容器からの燃料取り出し、原子炉建屋内の環境整備）に必要となる知見の効果的、効率的な取得と実作業への反映のために、マネージメントおよびサポート体制の整備と必要なタスクの整理が行われた。また、TMI-2の廃炉過程で得られる知見・データは、実機サイズでのシビアアクシデントの理解や事故で発生した放射性廃棄物の取り扱い・処理技術の開発にも極めて有用であることから、GPU社が進める廃炉作業を遅延させない範囲において、これらに係る内部調査やサンプル採集と分析などが進められることとなった[1]。<span style="color:blue">'''原子炉建屋や燃料取り扱い建屋の内部調査'''</span>、さらに、<span style="color:blue">'''圧力容器内や冷却水系（RCS: Reactor Coolant System）'''</span>の廃炉に向けた作業は、1980年から本格的に進められた。このうち、DOEは、以下の分野を主担当した[1]。
	[[ファイル:年報1.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　TMI-2号機プラントの構成 [2]</big>''']]		[[ファイル:年報1.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　TMI-2号機プラントの構成 [2]</big>''']]

	* '''事故時および事故後の、安全機器や設備、および電気系統のサバイバル状態の確認'''		* '''事故時および事故後の、安全機器や設備、および電気系統のサバイバル状態の確認'''
	* '''~~建屋内の線量分布と環境影響の確認、線量低減と廃棄物取り扱い技術の開発~~'''		* '''炉心物質の構外輸送・貯蔵・分析'''
			* '''建屋内の線量分布と環境影響の確認'''
			* '''建屋内の線量低減と廃棄物取り扱い技術の開発'''
	* '''知見とデータのアーカイブ化、産業界への情報提供'''		* '''知見とデータのアーカイブ化、産業界への情報提供'''
	* '''炉心と燃料の状態の調査、事故シナリオの解明'''		* '''炉心と燃料の状態の調査、事故シナリオの解明'''

	~~1980.3月に、これら課題の実行計画（~~<span style="color:blue">'''TI&EP: Technical Information & Examination Program'''</span>）が策定された[1]。さらに、1981年に、廃棄物安定化プログラムと炉内状況の評価プログラムと統合・改定され、研究開発プログラムが以下の３分野に整理された[2]。		1980年３月に、これら課題の実行計画（<span style="color:blue">'''TI&EP: Technical Information & Examination Program'''</span>）が策定された[1]。さらに、1981年に、廃棄物安定化プログラムと炉内状況の評価プログラムと統合・改定され、研究開発プログラムが以下の３分野に整理された[2]。

	* <span style="color:blue">'''事故プラントからのデータ取得プログラム（DAP: Data Acquisition Program）'''</span>		* <span style="color:blue">'''事故プラントからのデータ取得プログラム（DAP: Data Acquisition Program）'''</span>
	* <span style="color:blue">'''廃棄物取り扱い・安定化プログラム（WIP: Waste Immobilization Program）'''</span>		* <span style="color:blue">'''廃棄物取り扱い・安定化プログラム（WIP: Waste Immobilization Program）'''</span>
	* <span style="color:blue">'''事故炉の状態評価プログラム（REP: Reactor Evaluation Program）'''</span>		* <span style="color:blue">'''事故炉の状態評価プログラム（REP: Reactor Evaluation Program）'''</span>

			それぞれのプログラムにおける、具体的なタスクと計画をとりまとめるために、1982年６月に<span style="color:blue">'''Technical Integration Office（TIO）'''</span>が設置され、産業界からのニーズヒアリングや、産業界によるタスクプランのレビューも実施した上で、1982年10月に、タスクプランがとりまとめられた[76]。定められたタスクごとに、<span style="color:blue">'''Technical Evaluation Group'''</span>が設置され、タスクごとに実施アドバイス、中間評価、正かレビュー、必要に応じた修正、タスク実施に適したアプリケーションの提案、が行われた。また、GPU社と独立した技術サポートと産業界とのブリッジの役割を持つ、<span style="color:blue">'''Technical Assessment and Advisory Group（TAAG）'''</span>が設置された。<span style="color:blue">'''TIO'''</span>により、当初提案された、上述の３個のプログラムの分担、目標、当面のタスクスコープが定められた[76]。

			*<span style="color:blue">'''DAP:'''</span>
			* <span style="color:blue">'''WIP:'''</span>
			* <span style="color:blue">'''REP:'''</span>

	さらに、1983年からは、燃料や炉心デブリの分析、キャラクタリゼーション、貯蔵、輸送、などに関する技術支援、および、EPICOR-IIやその他の事故炉由来の高レベル廃棄物の処理・処分の研究開発について、		さらに、1983年からは、燃料や炉心デブリの分析、キャラクタリゼーション、貯蔵、輸送、などに関する技術支援、および、EPICOR-IIやその他の事故炉由来の高レベル廃棄物の処理・処分の研究開発について、
3,702行目:		3,710行目:

	[75] R.C. Schmitt, TMI-2 Lessons Leaned by the U.S. Department of energy, A Programmatic Perspective, DOE/ID-10276, 1990.		[75] R.C. Schmitt, TMI-2 Lessons Leaned by the U.S. Department of energy, A Programmatic Perspective, DOE/ID-10276, 1990.

			[76] GEND-INF-036, Task Plan for the U.S. DOE TMI-2 Programs, 1982.

Kurata Masaki: /* 取り出しツール、サポート設備・ツール */

2025-08-21T03:32:55Z

取り出しツール、サポート設備・ツール

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 ===== 取り出しツール、サポート設備・ツール =====
-* '''表11'''に、この時点までに設計製作された主要な燃料・デブリ取り出し設備・ツールの一覧を示す[9]。
+* '''表11'''に、この時点までに設計製作された主要な燃料・デブリ取り出し設備・ツールの一覧を示す[8,9]。
 * CBMとACESのモックアップ試験実施
 * Defueling Test Assemblyの改良工事、下部プレナムデブリの回収モックアップの準備
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 * Core Flood Tankの改良（＃切断したLCSAピースの効率的な貯蔵のため）
 * UCSA解体のための切断手順の検討
 ===== 下部プレナムからのデブリ取り出し計画 =====

Kurata Masaki: /* LCSAの解体 */

2025-08-21T03:04:15Z

LCSAの解体

← 古い版		2025年8月21日 (木) 12:04時点における版
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	===== 取り出しツール、サポート設備・ツール =====		===== 取り出しツール、サポート設備・ツール =====

	* '''~~表10~~'''に、この時点までに設計製作された主要な燃料・デブリ取り出し設備・ツールの一覧を示す[9]。		* '''表11'''に、この時点までに設計製作された主要な燃料・デブリ取り出し設備・ツールの一覧を示す[9]。
	* CBMとACESのモックアップ試験実施		* CBMとACESのモックアップ試験実施
	* Defueling Test Assemblyの改良工事、下部プレナムデブリの回収モックアップの準備		* Defueling Test Assemblyの改良工事、下部プレナムデブリの回収モックアップの準備
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	===== Special Nuclear Material (SNM) の分布評価 =====		===== Special Nuclear Material (SNM) の分布評価 =====

	* 1988年までの知見・データに基づいて、計量の観点で、ex-vesselの核燃料物質の分布を評価（'''~~表11~~'''、[9]）（'''<u>#表10に比べ、クリーアップ作業により、数値が変化している</u>'''）		* 1988年までの知見・データに基づいて、計量の観点で、ex-vesselの核燃料物質の分布を評価（'''表12'''、[9]）（'''<u>#表10に比べ、クリーアップ作業により、数値が変化している</u>'''）
	* ex-vesselデブリ中の燃料物質は、56～108kgと評価（今後の分析でさらに数値を精緻化）		* ex-vesselデブリ中の燃料物質は、56～108kgと評価（今後の分析でさらに数値を精緻化）

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	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+'''<big>~~表11~~</big>'''　'''<big>ex-vesselでの核物質物量の推定（g-UO<sub>2</sub>）[9]</big>'''		\|+'''<big>表12</big>'''　'''<big>ex-vesselでの核物質物量の推定（g-UO<sub>2</sub>）[9]</big>'''
	!原子炉建屋		!原子炉建屋
	!下限値		!下限値
3,315行目:		3,315行目:

	===== 最終的な核物質の残留量評価 =====		===== 最終的な核物質の残留量評価 =====
	計量管理のため、最終的な残留核物質の物量と分布が、'''~~表12~~'''のようにとりまとめられた（参考：'''~~表11~~'''（1988年段階でのまとめ）、上述）[71]。		計量管理のため、最終的な残留核物質の物量と分布が、'''表13'''のようにとりまとめられた（参考：'''表12'''（1988年段階でのまとめ）、上述）[71]。
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+'''<big>~~表12~~</big>'''　燃料・炉心デブリ取り出し完了後の核物質残留量と分布'''<big>（kg-UO<sub>2</sub>）[71]</big>'''		\|+'''<big>表13</big>'''　燃料・炉心デブリ取り出し完了後の核物質残留量と分布'''<big>（kg-UO<sub>2</sub>）[71]</big>'''
	!圧力容器内		!圧力容器内
	!詳細な部位		!詳細な部位

Kurata Masaki: /* 溶融凝固層の破砕作業 */

2025-08-21T03:00:58Z

溶融凝固層の破砕作業

← 古い版		2025年8月21日 (木) 12:00時点における版
1,678行目:		1,678行目:

	* 1985年に完成し、1986年に建屋内に搬入して、SWPに取り付けられた。９本のボーリングサンプル回収に成功した。下部プレナムデブリの採集を３本試みたが失敗した（#LCSAに付着していたデブリ量が少なかった。下部プレナムデブリの表面がルースで採集できなかった）。10本目のボーリング（K6位置）では、原因不明だが、ほとんどサンプルが入っていなかった（'''図30'''） [7,41] 。下部プレナムまでの貫通には成功した。		* 1985年に完成し、1986年に建屋内に搬入して、SWPに取り付けられた。９本のボーリングサンプル回収に成功した。下部プレナムデブリの採集を３本試みたが失敗した（#LCSAに付着していたデブリ量が少なかった。下部プレナムデブリの表面がルースで採集できなかった）。10本目のボーリング（K6位置）では、原因不明だが、ほとんどサンプルが入っていなかった（'''図30'''） [7,41] 。下部プレナムまでの貫通には成功した。
	===== ~~'''~~溶融凝固層の破砕作業~~'''~~ =====		===== 溶融凝固層の破砕作業 =====

	* ボーリング調査後に、ヘッドを硬いブロックに交換し、デブリ破砕ツールとして使用された。		* ボーリング調査後に、ヘッドを硬いブロックに交換し、デブリ破砕ツールとして使用された。

Kurata Masaki: /* 事故シナリオ　 */

2025-08-21T03:00:24Z

事故シナリオ　

← 古い版		2025年8月21日 (木) 12:00時点における版
1,563行目:		1,563行目:
	* TMI-2事故の標準問題とデータベースについて整備が継続された。		* TMI-2事故の標準問題とデータベースについて整備が継続された。

	==== ~~'''事故シナリオ'''~~　 ====		==== 事故シナリオ　 ====

	* 最新知見により1985年までの理解が更新された（'''図29'''） [6,7] 。1986年に新たに獲得された事故シナリオに関する知見は以下である。		* 最新知見により1985年までの理解が更新された（'''図29'''） [6,7] 。1986年に新たに獲得された事故シナリオに関する知見は以下である。

Kurata Masaki: /* 圧力容器内の調査 */

2025-08-21T02:59:44Z

圧力容器内の調査

← 古い版		2025年8月21日 (木) 11:59時点における版
1,656行目:		1,656行目:
	# 付着堆積デブリの特徴：　(a)加圧器や蒸気発生器上部での堆積厚さは約1～15μm、(b)B系蒸気発生器での堆積FPが多く、加圧器で少ない。(c)主要な放射性物質はCs-137とCo-60であった。		# 付着堆積デブリの特徴：　(a)加圧器や蒸気発生器上部での堆積厚さは約1～15μm、(b)B系蒸気発生器での堆積FPが多く、加圧器で少ない。(c)主要な放射性物質はCs-137とCo-60であった。

	===== ~~'''~~圧力容器内の調査~~'''~~ =====		===== 圧力容器内の調査 =====

	* 1986年１月に微生物繁殖問題発生したため、収納缶に入った物量の確認やルースデブリ堆積状態の観察が困難となった。		* 1986年１月に微生物繁殖問題発生したため、収納缶に入った物量の確認やルースデブリ堆積状態の観察が困難となった。