Quick Look計画の概要 - 版の履歴

2025年2月10日 (月) 07:51にKurata Masakiによる

2025-02-10T07:51:07Z

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	TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]~~。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（~~<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。		TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する工法が採用された[1]。この工法での最初の重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された[12]。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。

	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span></big>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span></big>
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	== 調査方法の概要 ==		== 調査方法の概要 ==
	Quick Look計画では、原子炉圧力容器の上部にある、圧力容器ヘッド内部の状態、制御棒案内管（<span style="color:blue">'''CRGT:'''</span> Control Rod Guide Tube）などの上部プレナム構造物、その下にある上部格子、燃料集合体の上部（上部端栓など）、制御棒や可燃性毒物棒などのスパイダー、さらに、上部端栓が破損していた場合には、炉心部の調査を目的としていた。これは、事故直後には、燃料集合体の形状がほぼ維持されているという推定が主流だったためである。		Quick Look計画では、原子炉圧力容器の上部にある、圧力容器ヘッド内部の状態、制御棒案内管（<span style="color:blue">'''CRGT:'''</span> Control Rod Guide Tube）などの上部プレナム構造物、その下にある上部格子、燃料集合体の上部（上部端栓など）、制御棒や可燃性毒物棒などのスパイダー、さらに、上部端栓が破損していた場合には、炉心部上部の調査を目的としていた。これは、事故直後には、燃料集合体の形状がほぼ維持されているという推定が主流だったためである[13]。

	また、この調査のためには、一次系（<span style="color:blue">'''RCS:'''</span> Reactor Coolant System）の水位と圧力を下げる必要があった。事前準備として、RCS系の滞留ガス（水素やKr-85を含む）が建屋を通じて環境に排気された。次に、一次系冷却水が一部排水され、水位が下げられた（'''図１'''参照）[2,3]。一方、CRDMの内部に残留していたガスは、準備作業においては排気されていない。リードスクリュー取り外し前に一部がサンプリングされた後で、窒素置換されている[2]。		また、この調査のためには、一次系（<span style="color:blue">'''RCS:'''</span> Reactor Coolant System）の水位と圧力を下げる必要があった。事前準備として、RCS系の滞留ガス（水素やKr-85を含む）が建屋を通じて環境に排気された。次に、一次系冷却水が一部排水され、水位が下げられた（'''図１'''参照）[2,3]。一方、CRDMの内部に残留していたガスは、準備作業においては排気されていない。リードスクリュー取り外し前に一部がサンプリングされた後で、窒素置換されている[2]。
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	=== RCS系の排気・排水 ===		=== RCS系の排気・排水 ===
	リードスクリューを外すためには、CRDM内部を大気に開放する必要があった。そのためには、RCS系の圧力と水位を下げる必要があった。そこで、RCS系の残留ガスを排気してから、RCS系冷却水が一部排水された（RCS系と圧力容器の水位について、図１参照）。さらに、腐食を避けるためRCS系のカバーガスとして窒素封入された。RCS系の残留ガスは原子炉建屋内に排気され、さらに環境に放出されるため、あらかじめ水素とKr-85の影響評価が行われた（前述）。さらに、排気位置近くでの水素ガスによる着火防止対策と、運転員の被ばく低減対策が講じられた。RCS系のベントポイントがホースに接続され、ブロアで吸引しているダクトから希釈排気された。RCS系の水位低下のために、約80m<sup><small>3</small></sup>の冷却水が排水された。排気・排水手順は以下である。		リードスクリューを外すためには、CRDM内部を大気に開放する必要があった。そのためには、RCS系の圧力と水位を下げる必要があった。そこで、RCS系の残留ガスを排気してから、RCS系冷却水が一部排水された（RCS系と圧力容器の水位について、'''図１参照'''）。さらに、腐食を避けるためRCS系のカバーガスとして窒素封入された。RCS系の残留ガスは原子炉建屋内に排気され、さらに環境に放出されるため、あらかじめ水素とKr-85の影響評価が行われた（前述）。さらに、排気位置近くでの水素ガスによる着火防止対策と、運転員の被ばく低減対策が講じられた。RCS系のベントポイントがホースに接続され、ブロアで吸引しているダクトから希釈排気された。RCS系の水位低下のために、約80m<sup><small>3</small></sup>の冷却水が排水された。排気・排水手順は以下である。

	* RCS系の減圧		* RCS系の減圧
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	=== 冷却水水位のモニタリング ===		=== 冷却水水位のモニタリング ===
	[[ファイル:QuickLook 124.png\|サムネイル\|573x573ピクセル\|'''<big>図15　Quick Look現場作業チームの体制 [3]</big>''']]　CRDMのとりはずし作業、RCS系冷却水のサンプリング、圧力容器内へのビデオ挿入では、高精度での冷却水水位の制御が必要となる。２つの高性能計測システムが整備された。Level-transmitter, RC-LT-100（水位の送信機）と、Level-indicator, RC-LT-101（水位の指示機）を、F９位置から挿入して計測が行われた。水位の評価精度は±5インチと記載されている。Quick ~~Look調査時点では、RCS水位がCRDMの下部まで引き下げられた。（水位変化について、図１参照）~~		[[ファイル:QuickLook 124.png\|サムネイル\|573x573ピクセル\|'''<big>図15　Quick Look現場作業チームの体制 [3]</big>''']]　CRDMのとりはずし作業、RCS系冷却水のサンプリング、圧力容器内へのビデオ挿入では、高精度での冷却水水位の制御が必要となる。２つの高性能計測システムが整備された。Level-transmitter, RC-LT-100（水位の送信機）と、Level-indicator, RC-LT-101（水位の指示機）を、F９位置から挿入して計測が行われた。水位の評価精度は±5インチと記載されている。Quick Look調査時点では、RCS水位がCRDMの下部まで引き下げられた。（水位変化について、'''図１参照'''）

	=== リードスクリューの取り扱い/移動システム ===		=== リードスクリューの取り扱い/移動システム ===
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	[11] M.P. Failey, V. Pasupathi, M.P. Landow, M.J. Stenhouse, J. Ogden, R.S. Denning, Examination of the Leadscrew Support Tube from Three Mile Island Reactor Unit 2, GEND-INF-067, 1986.		[11] M.P. Failey, V. Pasupathi, M.P. Landow, M.J. Stenhouse, J. Ogden, R.S. Denning, Examination of the Leadscrew Support Tube from Three Mile Island Reactor Unit 2, GEND-INF-067, 1986.

			[12] N.E. Calloway, D.W. Greenlee, G.R. Lawrence, A.L. Paglia, T.D. Piatt, B.A. Tucker, In-Vessel Inspection before Head Removal: TMI II Phase I (Conceptual Development), GEND-010, vol. 1, 1981.

			[13] D.W. Croucher, Three Mile Island Unit-2 Core Status Summary: A Basis for Tool Development for Reactor Disassembly and Defueling, GEND-007, 1981.

2025年2月10日 (月) 07:43にKurata Masakiによる

2025-02-10T07:43:50Z

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	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span></big>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span></big>

			<span style="color:blue">'''<big>参考：[[上部プレナム構造物取り外し計画の概要\|上部プレナム構造物取り外し計画]]</big>'''</span>

			<span style="color:blue">'''<big>参考：[[デブリ取り出し工法の変遷]]</big>'''</span>

	[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]		[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]

Kurata Masaki: /* 得られたサンプルの分析 */

2025-01-13T03:52:00Z

得られたサンプルの分析

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	リードスクリュー取り外し前に、H10位置のCRDM内から気体と液体のサンプルが回収された（気体２個、液体１個）[2]。CRDM内部は事故以降排気されていなかったため、事故時の雰囲気が残留している可能性があった。CRDM上部に取り付けられているベントツールのバックアップバルブに、サンプリングbomb(150mlサイズ)を取り付けてガスサンプルが採集された（'''図14(l)'''）。放射線測定の結果、γ線が150mR/h、ベータ線が400mrad/hであった。次に、CRDMの内側をベントした後に窒素封入を行い、液体サンプルが採集された。		リードスクリュー取り外し前に、H10位置のCRDM内から気体と液体のサンプルが回収された（気体２個、液体１個）[2]。CRDM内部は事故以降排気されていなかったため、事故時の雰囲気が残留している可能性があった。CRDM上部に取り付けられているベントツールのバックアップバルブに、サンプリングbomb(150mlサイズ)を取り付けてガスサンプルが採集された（'''図14(l)'''）。放射線測定の結果、γ線が150mR/h、ベータ線が400mrad/hであった。次に、CRDMの内側をベントした後に窒素封入を行い、液体サンプルが採集された。

	気体サンプル中では、Kr-85がおよそ1μCi/cm<sup><small>3</small></sup>、Cs-137がおよそ3.5 x 10<sup><small>-5</small></sup>μCi/cm<sup><small>3</small></sup>検出された。また、ガス組成は、およそ水素約57~63%、窒素約14~21%、酸素2~4%、その他であった。液体サンプル中では、Sr-90,H-3,Cs-134,Cs-137,C0-58,Co-60,Ru-106,Sb-125,Ce-144,Mn-54が検出された。また、主要な溶質成分として、ホウ素3820ppm、塩素2.5ppm、ナトリウム780ppm、が検出された。さらに、CRDM開口部を通じて、サンプリングbombが圧力容器内に挿入され、圧力容器内の冷却水がサンプリングされた。CRDM内の液体サンプルとほぼ同様の分析結果が得られた。以降、週一回のペースで、圧力容器内の冷却水のサンプリングと分析が行われた。最初の数回のサンプリングはサンプリングbombを使って行われ、のちに、手動運転のポンプを使って、CRDM内の冷却水を吸い上げる方式に変更された。		気体サンプル中では、Kr-85がおよそ1μCi/cm<sup><small>3</small></sup>、Cs-137がおよそ3.5 x 10<sup><small>-5</small></sup>μCi/cm<sup><small>3</small></sup>検出された。また、ガス組成は、およそ水素約57~63%、窒素約14~21%、酸素2~4%、その他であった。液体サンプル中では、Sr-90,H-3,Cs-134,Cs-137,Co-58,Co-60,Ru-106,Sb-125,Ce-144,Mn-54が検出された。また、主要な溶質成分として、ホウ素3820ppm、塩素2.5ppm、ナトリウム780ppm、が検出された。さらに、CRDM開口部を通じて、サンプリングbombが圧力容器内に挿入され、圧力容器内の冷却水がサンプリングされた。CRDM内の液体サンプルとほぼ同様の分析結果が得られた。以降、週一回のペースで、圧力容器内の冷却水のサンプリングと分析が行われた。最初の数回のサンプリングはサンプリングbombを使って行われ、のちに、手動運転のポンプを使って、CRDM内の冷却水を吸い上げる方式に変更された。

	一方で、CRDMの開口作業の途中で、圧力容器ヘッドの内側で、何らかのメカニズムでガスが発生しつづけていることが明らかになった。H2,G7,K7のCRDMの上部から期待サンプルが回収された。分析の結果、CRDMが開口される前には、その内部の雰囲気は水素リッチでわずかに酸素が含有されていたが、開口作業によって空気が侵入し、酸素と窒素の濃度が上昇し逆に水素濃度が低下したことが確認された。		一方で、CRDMの開口作業の途中で、圧力容器ヘッドの内側で、何らかのメカニズムでガスが発生しつづけていることが明らかになった。H2,G7,K7のCRDMの上部から気体サンプルが回収された。分析の結果、CRDMが開口される前には、その内部の雰囲気は水素リッチでわずかに酸素が含有されていたが、開口作業によって空気が侵入し、酸素と窒素の濃度が上昇し逆に水素濃度が低下したことが確認された。

	すべてのCRDM取り外し作業（後述）が終了した後に、炉心中央のH8位置のCRDMベントツールに圧力計が取り付けられた（'''図14(k)(l)'''）。圧力計取り付け前に、CRDMと圧力計の内部は窒素でパージされた。圧力計により、圧力容器ヘッド内で生成されているガスの発生量が計測された。ガスの生成速度は、およそ1.1~1.4L/日と評価された。また、CRDM内のガス組成の変化が測定された（'''表１'''）。#<span style="color:blue">'''<u>時間経過に伴い、何らかのメカニズムで上部ヘッド内で水素ガスが発生し、酸素濃度が若干減少していることが確認された（測定位置はH8CRDMの上部）。また、大気に解放されたことで、冷却水中に酸素が溶融し、FP溶出が促進された。</u>'''</span>		すべてのCRDM取り外し作業（後述）が終了した後に、炉心中央のH8位置のCRDMベントツールに圧力計が取り付けられた（'''図14(k)(l)'''）。圧力計取り付け前に、CRDMと圧力計の内部は窒素でパージされた。圧力計により、圧力容器ヘッド内で生成されているガスの発生量が計測された。ガスの生成速度は、およそ1.1~1.4L/日と評価された。また、CRDM内のガス組成の変化が測定された（'''表１'''）。#<span style="color:blue">'''<u>時間経過に伴い、何らかのメカニズムで上部ヘッド内で水素ガスが発生し、酸素濃度が若干減少していることが確認された（測定位置はH8CRDMの上部）。また、大気に解放されたことで、冷却水中に酸素が溶融し、FP溶出が促進された。</u>'''</span>

2025年1月10日 (金) 03:21にKurata Masakiによる

2025-01-10T03:21:21Z

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	TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。		TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。

	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span></big>
	[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]		[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]

2025年1月10日 (金) 03:19にKurata Masakiによる

2025-01-10T03:19:41Z

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	TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。		TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。
	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span>~~</big>'''~~
			<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]'''</span>
	[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]		[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]

2025年1月10日 (金) 03:19にKurata Masakiによる

2025-01-10T03:19:17Z

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	TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。		TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。
	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span></big>'''		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span></big>'''
	[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|~~800x800ピクセル~~\|'''<big>図１</big>''']]		[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|1000x1000px\|'''<big>図１　Quick Look計画での小型CCTVカメラ挿入の模式図 [2,3]</big>''']]

	== 調査方法の概要 ==		== 調査方法の概要 ==

2025年1月10日 (金) 03:18にKurata Masakiによる

2025-01-10T03:18:05Z

← 古い版		2025年1月10日 (金) 12:18時点における版
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	TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。		TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。
	~~[[ファイル:QuickLook 115r.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　Quick Look調査の概要[3]</big>''']]~~
	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span></big>'''		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span></big>'''
			[[ファイル:QuickLook 115r2.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１</big>''']]

	== 調査方法の概要 ==		== 調査方法の概要 ==

Kurata Masaki: /* 臨界評価 */

2025-01-08T03:55:13Z

臨界評価

← 古い版		2025年1月8日 (水) 12:55時点における版
106行目:		106行目:
	* 制御棒駆動機構（CRDM: Control Rod Drive Mechanism）の取り外し		* 制御棒駆動機構（CRDM: Control Rod Drive Mechanism）の取り外し
	* 圧力ヘッド内部の調査、調査プローブやサンプリング装置の上部ヘッド貫通部を通じた挿入		* 圧力ヘッド内部の調査、調査プローブやサンプリング装置の上部ヘッド貫通部を通じた挿入
	* 上部ヘッドの取り外し（<span style="color:blue">'''<big>参考：[[~~圧力容器ヘッドの取り外し&action=edit&redlink=1~~\|~~圧力容器ヘッドの取り外し~~]]</big>'''</span>）		* 上部ヘッドの取り外し（<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し]]</big>'''</span>）

	これらの作業において、燃料体系のいかなる反応度クレジット状況を考慮しても、また、仮想的な燃料取り扱い時の妨害事象や物理的体系の変化を考慮しても、十分に安全にシャットダウンできる状況にあること、特に、以下の４項目が重要であるとされた[4]。		これらの作業において、燃料体系のいかなる反応度クレジット状況を考慮しても、また、仮想的な燃料取り扱い時の妨害事象や物理的体系の変化を考慮しても、十分に安全にシャットダウンできる状況にあること、特に、以下の４項目が重要であるとされた[4]。
305行目:		305行目:
	一方で、CRDMの開口作業の途中で、圧力容器ヘッドの内側で、何らかのメカニズムでガスが発生しつづけていることが明らかになった。H2,G7,K7のCRDMの上部から期待サンプルが回収された。分析の結果、CRDMが開口される前には、その内部の雰囲気は水素リッチでわずかに酸素が含有されていたが、開口作業によって空気が侵入し、酸素と窒素の濃度が上昇し逆に水素濃度が低下したことが確認された。		一方で、CRDMの開口作業の途中で、圧力容器ヘッドの内側で、何らかのメカニズムでガスが発生しつづけていることが明らかになった。H2,G7,K7のCRDMの上部から期待サンプルが回収された。分析の結果、CRDMが開口される前には、その内部の雰囲気は水素リッチでわずかに酸素が含有されていたが、開口作業によって空気が侵入し、酸素と窒素の濃度が上昇し逆に水素濃度が低下したことが確認された。

	すべてのCRDM取り外し作業（後述）が終了した後に、炉心中央のH8位置のCRDMベントツールに圧力計が取り付けられた（'''図14(k)(l)'''）。圧力計取り付け前に、CRDMと圧力計の内部は窒素でパージされた。圧力計により、圧力容器ヘッド内で生成されているガスの発生量が計測された。ガスの生成速度は、およそ1.1~1.4L/日と評価された。また、CRDM内のガス組成の変化が測定された（'''表１'''）。<span style="color:blue">'''<u>時間経過に伴い、何らかのメカニズムで上部ヘッド内で水素ガスが発生し、酸素濃度が若干減少していることが確認された（測定位置はH8CRDMの上部）。</u>'''</span>		すべてのCRDM取り外し作業（後述）が終了した後に、炉心中央のH8位置のCRDMベントツールに圧力計が取り付けられた（'''図14(k)(l)'''）。圧力計取り付け前に、CRDMと圧力計の内部は窒素でパージされた。圧力計により、圧力容器ヘッド内で生成されているガスの発生量が計測された。ガスの生成速度は、およそ1.1~1.4L/日と評価された。また、CRDM内のガス組成の変化が測定された（'''表１'''）。#<span style="color:blue">'''<u>時間経過に伴い、何らかのメカニズムで上部ヘッド内で水素ガスが発生し、酸素濃度が若干減少していることが確認された（測定位置はH8CRDMの上部）。また、大気に解放されたことで、冷却水中に酸素が溶融し、FP溶出が促進された。</u>'''</span>
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+表１　窒素ガスでパージした後のH8-CRDM内から採集したガス分析の結果 [2]		\|+表１　窒素ガスでパージした後のH8-CRDM内から採集したガス分析の結果 [2]

2025年1月8日 (水) 03:52にKurata Masakiによる

2025-01-08T03:52:15Z

← 古い版		2025年1月8日 (水) 12:52時点における版
1行目:		1行目:
	TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>~~だけを取り外すことで、その内側の約3~~.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。		TMI-2の燃料取り出しでは、圧力容器の上部ヘッドを取り外した後に、長尺ツールを用いて冷却水中でデブリを収納缶に入れ、圧力容器の上に吊り上げて、燃料輸送Canalや別建屋の燃料貯蔵プールに移送して一時貯蔵する基本計画が提案された[1]。この工法での重要課題は、圧力容器ヘッドが大気中で取り外せるかどうかを確認することであった。そのための予備調査計画（<span style="color:blue">'''PHLE:'''</span> Pre-Head-Lifting Examination）が立案され、その一環として、圧力容器ヘッド内部と炉心上部の状態を調査する<span style="color:blue">'''Quick Look'''</span>が計画された[2,3]。当初、圧力容器ヘッド内部へのアクセスとして、ヘッドの上部に取り付けられている制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM:'''</span> Control Rod Drive Mechanism）を取り外し、そこからビデオカメラを挿入することが検討された。しかし、内部の損傷・汚染状態の詳細が不明のため、より小さい貫通孔を用いた調査方法に計画変更された。変更された方法では、CRDM内部にある<span style="color:blue">'''リードスクリュー'''</span>だけを取り外し、その内側の約3.8cm径の空間を用いて、小サイズのビデオカメラを挿入することとなった。参考文献[2,3]には、モックアップ試験などの準備作業、リードスクリューの取り外し作業、ビデオカメラの挿入作業、データ採集の概要がまとめられている。Quick Lookにより、(a)圧力容器ヘッド内部の上部プレナム構造物には、大きな歪みや溶融などの損傷が見られないこと、(b)炉心上部では燃料が大きく損傷・崩落し、炉心上部には空洞が存在、その下にルースデブリベッドが堆積していること、という重要知見が得られた。
	[[ファイル:QuickLook 115r.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　Quick Look調査の概要[3]</big>''']]		[[ファイル:QuickLook 115r.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　Quick Look調査の概要[3]</big>''']]
	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span></big>'''		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</span></big>'''
6行目:		6行目:
	Quick Look計画では、原子炉圧力容器の上部にある、圧力容器ヘッド内部の状態、制御棒案内管（<span style="color:blue">'''CRGT:'''</span> Control Rod Guide Tube）などの上部プレナム構造物、その下にある上部格子、燃料集合体の上部（上部端栓など）、制御棒や可燃性毒物棒などのスパイダー、さらに、上部端栓が破損していた場合には、炉心部の調査を目的としていた。これは、事故直後には、燃料集合体の形状がほぼ維持されているという推定が主流だったためである。		Quick Look計画では、原子炉圧力容器の上部にある、圧力容器ヘッド内部の状態、制御棒案内管（<span style="color:blue">'''CRGT:'''</span> Control Rod Guide Tube）などの上部プレナム構造物、その下にある上部格子、燃料集合体の上部（上部端栓など）、制御棒や可燃性毒物棒などのスパイダー、さらに、上部端栓が破損していた場合には、炉心部の調査を目的としていた。これは、事故直後には、燃料集合体の形状がほぼ維持されているという推定が主流だったためである。

	また、この調査のためには、一次系（<span style="color:blue">'''RCS:'''</span> Reactor Coolant System）の水位と圧力を下げる必要があった。事前準備として、RCS系の滞留ガス（水素やKr-85を含む）が建屋を通じて環境に排気された。次に、一次系冷却水が一部排水され、水位が下げられた（図１参照）。一方、CRDMの内部に残留していたガスは、準備作業においては排気されていない。リードスクリュー取り外し前に一部がサンプリングされた後で、窒素置換されている[2]。		また、この調査のためには、一次系（<span style="color:blue">'''RCS:'''</span> Reactor Coolant System）の水位と圧力を下げる必要があった。事前準備として、RCS系の滞留ガス（水素やKr-85を含む）が建屋を通じて環境に排気された。次に、一次系冷却水が一部排水され、水位が下げられた（'''図１'''参照）[2,3]。一方、CRDMの内部に残留していたガスは、準備作業においては排気されていない。リードスクリュー取り外し前に一部がサンプリングされた後で、窒素置換されている[2]。

	=== テレビカメラの挿入 ===		=== テレビカメラの挿入 ===
38行目:		38行目:
	=== 圧力容器内の構造物 ===		=== 圧力容器内の構造物 ===

	'''　図６'''に上部プレナム内の構造物の概略を示す[2,3]。シリンダー形状の構造の外壁の内部に、制御棒案内管（CRGT）が、燃料集合体ごとに設置されている（<u>#図では、中央のCRGTのみ示している</u>）。CRGTは下部で、上部格子や支持リングと接続され、制御棒スパイダーを上下させる案内管の役割を持っている。また、その上部には制御棒駆動機構（CRDM）が配置されている（図１）。CRDM内に挿入されたテレビカメラは、次に、CRGT内を通過する。CRGT内には、10枚の支持板が水平に取り付けられている。CRGTの下部は、Brazementと呼ばれる構造物であり、側面に開口部（フローホール）があり、冷却水が流れる構造となっている。CRGT内部を通過したカメラにより、支持板の様子や、Brazementの開口部から周辺の燃料集合体の上部の様子が観察された。		'''　図６'''に上部プレナム内の構造物の概略を示す[2,3]。シリンダー形状の構造の外壁の内部に、制御棒案内管（CRGT）が、燃料集合体ごとに設置されている（<u>#図では、中央のCRGTのみ示している</u>）。CRGTは下部で、上部格子や支持リングと接続され、制御棒スパイダーを上下させる案内管の役割を持っている。また、その上部には制御棒駆動機構（CRDM）が配置されている（'''図１'''）[2,3]。CRDM内に挿入されたテレビカメラは、次に、CRGT内を通過する。CRGT内には、10枚の支持板が水平に取り付けられている。CRGTの下部は、Brazementと呼ばれる構造物であり、側面に開口部（フローホール）があり、冷却水が流れる構造となっている。CRGT内部を通過したカメラにより、支持板の様子や、Brazementの開口部から周辺の燃料集合体の上部の様子が観察された。

	'''　図７'''には、TMI-2で使用されていた燃料集合体の模式図を示す[2]。15x15の燃料集合体内に、燃料棒（ジルカロイ被覆管とUO<sub><small>2</small></sub>燃料ペレット）、および、制御棒案内管と計装管（ジルカロイ-4製）が配置されている。燃料棒の軸方向には、数か所でスペーサーグリッド（インコネル製）が配置され、上端と下端は、ステンレス製の金具で束ねられている。上端下端金具内にはインコネル製のスプリングが装着されている。さらに、各燃料集合体内には、可燃性毒物棒スパイダー、制御棒スパイダー、軸方向出力平坦化棒スパイダー（APSR: Axial Power Shaping Rod)の３タイプのスパイダーのうち１種類が燃料集合体内の案内管を通じて上部から挿入される構造になっている（'''図８'''）[2]。外周部の２体の集合体では、オリフィスタイプのスパイダーが挿入される構造になっている。'''図９'''には、それぞれの燃料集合体中にどのタイプのスパイダーが装荷されていたかを、炉心上部からの見取り図として示す[2]。炉心最外周の燃料集合体にはスパイダーが装荷されていない。３タイプのスパイダーが均質に装荷されていることが確認できる。<gallery widths="450" heights="450">		'''　図７'''には、TMI-2で使用されていた燃料集合体の模式図を示す[2]。15x15の燃料集合体内に、燃料棒（ジルカロイ被覆管とUO<sub><small>2</small></sub>燃料ペレット）、および、制御棒案内管と計装管（ジルカロイ-4製）が配置されている。燃料棒の軸方向には、数か所でスペーサーグリッド（インコネル製）が配置され、上端と下端は、ステンレス製の金具で束ねられている。上端下端金具内にはインコネル製のスプリングが装着されている。さらに、各燃料集合体内には、可燃性毒物棒スパイダー、制御棒スパイダー、軸方向出力平坦化棒スパイダー（APSR: Axial Power Shaping Rod)の３タイプのスパイダーのうち１種類が燃料集合体内の案内管を通じて上部から挿入される構造になっている（'''図８'''）[2]。外周部の２体の集合体では、オリフィスタイプのスパイダーが挿入される構造になっている。'''図９'''には、それぞれの燃料集合体中にどのタイプのスパイダーが装荷されていたかを、炉心上部からの見取り図として示す[2]。炉心最外周の燃料集合体にはスパイダーが装荷されていない。３タイプのスパイダーが均質に装荷されていることが確認できる。<gallery widths="450" heights="450">
52行目:		52行目:

	== 調査の進捗概要 ==		== 調査の進捗概要 ==
	Quick Look調査では、CRDM下部のリードスクリュー（図１，５）を取り外し、その内部に放射線耐性ビデオカメラを吊り降ろすことで、圧力容器ヘッド内部、上部プレナム構造物、さらに燃料集合体上部の様子を観察することが目的とされた。また、燃料集合体の破損が大きかったり、上部端栓が大きく損傷していたりした場合には、カメラを炉心部まで吊り降ろして炉心上部の破損状態を調査することが目的とされた。Quick Look調査では、４つのキーミッションがあった（詳細後述）。		Quick Look調査では、CRDM下部のリードスクリュー（'''図１，５'''）を取り外し、その内部に放射線耐性ビデオカメラを吊り降ろすことで、圧力容器ヘッド内部、上部プレナム構造物、さらに燃料集合体上部の様子を観察することが目的とされた。また、燃料集合体の破損が大きかったり、上部端栓が大きく損傷していたりした場合には、カメラを炉心部まで吊り降ろして炉心上部の破損状態を調査することが目的とされた。Quick Look調査では、４つのキーミッションがあった（詳細後述）。

	* 安全性評価、許認可		* 安全性評価、許認可
62行目:		62行目:

	=== Quick Look I (1982, Jul. 21~) ===		=== Quick Look I (1982, Jul. 21~) ===
	炉心中央の<span style="color:blue">'''H8集合体'''</span>(取り外し位置について、図９参照)のリードスクリューを取り外し、小型カメラをCRGT内まで吊り降ろし、CRGTの内側が上から順に観察された。次に、Brazementの開口部から隣接する燃料集合体の上部と可燃性毒物棒スパイダーの上部（BPRA: ~~Burnuble~~ Poison Rod Assembly）が観察された。'''図10'''に、この部分の調査の様子を模式的に示す[3]。次に、H8燃料集合体の上部を観察したところ、制御棒スパイダーが残留していないことが確認された[3]。		炉心中央の<span style="color:blue">'''H8集合体'''</span>(取り外し位置について、図９参照)のリードスクリューを取り外し、小型カメラをCRGT内まで吊り降ろし、CRGTの内側が上から順に観察された。次に、Brazementの開口部から隣接する燃料集合体の上部と可燃性毒物棒スパイダーの上部（BPRA: Burnable Poison Rod Assembly）が観察された。'''図10'''に、この部分の調査の様子を模式的に示す[3]。次に、H8燃料集合体の上部を観察したところ、制御棒スパイダーが残留していないことが確認された[3]。

	そこで、小型カメラを炉心部まで吊り降ろした。炉心上部には燃料集合体が残留しておらず、水中には微粒子が見られた。上部格子から約1.5m下で<span style="color:blue">'''ルースデブリベッド'''</span>にぶつかった。ルースデブリベッドにぶつかるまで、本来燃料集合体があった位置に何も観察できなかった。ルースデブリベッドを観察した後、カメラ先端をひきあげて周囲360°を観察したが、何も観察されなかった（'''図４'''）[3]。冷却水の透明度を考慮して、H8燃料集合体をとり囲んでいた周囲８体の燃料集合体が存在していないと判断された。ただし、照明の光量不足で、それより広い範囲は観察できなかった。		そこで、小型カメラを炉心部まで吊り降ろした。炉心上部には燃料集合体が残留しておらず、水中には微粒子が見られた。上部格子から約1.5m下で<span style="color:blue">'''ルースデブリベッド'''</span>にぶつかった。ルースデブリベッドにぶつかるまで、本来燃料集合体があった位置に何も観察できなかった。ルースデブリベッドを観察した後、カメラ先端をひきあげて周囲360°を観察したが、何も観察されなかった（'''図４'''）[3]。冷却水の透明度を考慮して、H8燃料集合体をとり囲んでいた周囲８体の燃料集合体が存在していないと判断された。ただし、照明の光量不足で、それより広い範囲は観察できなかった。

Kurata Masaki: /* すべてのリードスクリュー取り外しと作動状態の確認 */

2024-12-26T09:18:50Z

すべてのリードスクリュー取り外しと作動状態の確認

@@ 418行目: / 418行目: @@
 　この作業を通じて、リードスクリューの作動状態がいくつかのカテゴリーでグループ分けされた。これは、炉心損傷状態を推定する根拠の一つとして参照された。また、このカテゴリーにより、リードスクリューの吊り上げと切断の具体的な計画が定められた。カテゴリーわけの詳細な評価結果は参考文献[2]に記載されている。ここでは、'''図16'''に一例として、制御棒スパイダーが全く動かなかった部位とスパイダーの下方への移動が２インチ以内だった部位を示す[2]。炉心中間部から外周側にかけた領域がこのカテゴリーに分類されており、この領域で燃料集合体上部の損傷が進んでいたことが推察される。
 == 参考文献 ==
 [1] P.R. Bengel, M.D. Smith, G.A. Estabrook, TMI-2 Reactor Vessel Head Removal, GEND-044, 1985.