TMI-2での内部調査、デブリ取り出しの概要（簡略版）

　TMI-2事故で発生したデブリの最終処分に向けて、IAEAで研究プログラムT13015が提示された。米国アイダホ国立研究所（INL）は、それに対し、TMI-2事故でのRPV内部調査とデブリ取り出しの経緯についてレポートをとりまとめ報告した[1]。そこには、RPV内部調査とデブリ取り出しの経緯がわかりやすく時系列でまとめられている。炉心かぶからの切り株燃料集合体取り出し以降については、GENDレポートでの報告内容がすくなくなっており、このレポートでの記述が参考になる。

TMI-2デブリ貯蔵の現状

　TMI-2事故で発生したデブリは、様々な長尺ツールを用いたPick-and-Place方式とエアリフトやダイアフラムポンプを用いた真空吸引システムにより、３タイプの収納缶に回収された。また、炉心支持構造物はプラズマアークトーチ（ACES）やコアボーリングマシン（CBM）を用いて解体・撤去された。収納缶は、それ以降の輸送、中間貯蔵（湿式および乾式）においても重要な役割を果たした。デブリ輸送や貯蔵中の水素発生の対策として、収納缶には再結合触媒とベントシステムが取り付けられた。合計で344体（Fuel収納缶268体、Filter収納缶62体、Knockout収納缶12体）が７体ずつ郊外輸送キャスクに装荷され、INLサイトに輸送されてプール内に貯蔵された。収納缶を乾式貯蔵に移行する決定がなされ、加熱条件での真空吸引が行われた。処理された収納缶12体ごとに、乾式貯蔵キャニスターに装荷され、コンクリートで遮蔽された乾式貯蔵エリアに移送された。現在、最終処分に向けた検討が継続している。

　最終処分に向けた現状案では、乾式貯蔵キャニスターから個々のデブリ収納缶を取り出し、最終処分に適した標準的な収納缶オーバーパックに詰め替える方式が検討されている。オプションとして、デブリの減容化やガラス固化なども検討されている。

RPV内の状態調査

　事故直後に事故シナリオとRPV内の損傷状態が推定され[2]、それに基づいて、破損燃料の取り出し方法の検討が開始された。当時は、炉心損傷は比較的軽微で、燃料集合体の形状は炉心中央上部以外では、ほぼ維持されていると推定されていた。

　炉心からの燃料物質の取り出し方法を具体化するために、圧力容器ヘッドの制御棒駆動システム（CRDM）から、RPV内にビデオを挿入する内部調査（Quick Look）が計画、実施された[3]。その結果、圧力容器上部では燃料集合体が大きく破損・崩落していることが明らかになり、デブリ取り出し方法やツールの検討、さらなる内部調査の計画がDOE予算により進められた。デブリの再臨界可能性について解析が行われ、十分な安全裕度を持つために、燃料取り出し中の冷却水中のホウ酸濃度>4350ppmという基準が定められた。

　事故進展の観点では、事故時の熱水力的なふるまい、炉心物質の相互作用とデブリふるまい、圧力容器破損モード、FP放出と輸送、などが重視され、内部調査やサンプル分析に基づく評価が行われた。

　デブリの取り扱いや貯蔵の観点では、デブリの物理化学的な安定性、汚染の広がり、自然発火性、臨界性が課題とされ、安全評価が行われた。

　長期貯蔵や最終処分に向けては、デブリの長期浸出試験が行われている。基礎知見として、デブリの状態調査についての知見の整理が必要である。

デブリ特性評価の概要

• 原子炉圧力容器ヘッドを取り外す前に、ビデオカメラによる炉心上部とヘッド内部の調査[3]と、リードスクリュー開口部からアクセス可能な範囲（炉心中央、炉心中間）での上部ルースデブリのサンプリングと分析が行われた[4]。
• 圧力容器ヘッドの撤去後に、超音波探査プローブによる上部空洞の調査（Core Topography）が行われた[5]。さらに、様々なサンプルが回収され（ぶら下がり燃料集合体[6]、炉心周辺の燃料棒[7]、など）、溶融凝固層のボーリング調査[8]と回収されたサンプルの分析[9]が行われた。
• 一次冷却系のサンプルとしては、プレナムカバーや冷却水浄化系フィルターの付着デブリの分析、また、リードスクリュー[10]や案内管[11]の付着デブリの分析が行われた。
• 上部ルースデブリ、溶融凝固層、残留燃料棒や制御棒、リードスクリュー付着物、などについては、化学・放射化学分析が行われた。
• これらのサンプル中の主要成分の分布、微細構造、相状態については、金相顕微鏡、走査型電子顕微鏡、などによる分析が行われた。
• デブリの結晶構造については、X線回折、中性子線回折分析が行われた。
• 微細組織の組成については、EDX、WDX分析が行われた。

RPV内部のビデオカメラ調査

Quick Look調査

• 1982年７～８月に、Quick Look調査が行われた[3]。図１に、調査の模式図を示す[12]。小型のCCTVが、制御棒リードスクリューを撤去した後の開口部３カ所（炉心中央、炉心中間、炉心周辺）から挿入された。
• 炉心上部に約1.2m深さの上部空洞が形成され、その下にデブリベッドが堆積していた。SS棒による探針調査が行われ、約30cm侵入すると、ハードストップがあることが確認された。
• 上部格子板には、燃料集合体の上部や上部端栓が残留していた。冷却水の透明度が不十分で、上部空洞周辺のデブリや燃料の残留状態は十分に解明できなかった。

下部プレナムの調査

• 1985年２月以降、数回にわたって、コアフォーマ領域と圧力容器槽の間の円環状の隙間を利用して、下部プレナム周辺領域のビデオ調査とデブリサンプリングが行われた[13]。炉心下部支持構造（LCSA）の損傷はほとんど見られないが、約10~20トンのデブリが下部プレナムに堆積していることが明らかになった。

炉心上部、炉心周辺の調査

• Quick Look調査後に、上部プレナム構造物や上部支持格子版の調査（Quick Scan）が行われた。当初は水中カメラで、冷却水水位低下後には大気中で調査が行われ、構造物の損傷状態とデブリの堆積状態が調査された。
• デブリ取り出し開始後に、炉心周辺に残留していた燃料集合体が撤去されたことで、バッフル板の損傷状態が観測できるようになった。

ボーリング調査、LCSA調査

• 1986年７月のボーリング調査で形成された開口部を利用して、炉心下部の成層化状態と下部プレナムの状態が調査された[8]。

• LCSAの５層構造内でのデブリ堆積状態の調査が行われた。

参考：Quick Look計画

参考：下部プレナム調査

参考：コアボーリング調査

上部ルースデブリの回収と分析

• 1983年9～10月と1984年５月に、クラムシェル型と探査棒型のサンプリングツールを用いて、炉心中央（H8位置）と炉心中間部（E9位置）において、上部ルースデブリのサンプリングが行われた（合計11カ所）。図２に、サンプリング方法の模式図を、図３に、サンプル回収位置を、それぞれ示す[4]。図４に、回収されたサンプルの様子を示す[1]。
• 合計で1.37kgのサンプルが回収され、INELで分析が行われた[4]。
• デブリ取り出しツールの設計に向けて、デブリの平均密度と粒度分布が測定された。また、自然発火性と磁性についても分析が行われた。
• FPソースタームについては、放射化学分析が行われ、高揮発性、中揮発性、低揮発性に分けて、FP保持率が測定された。
• 炉心物質の組成については、ICP発光分析が行われ、Ag,Al,B,Cd,Cr,Cu,Fe,Gd,In,Mn,Mo,Ni,Nb,Si,Sn,U,Zrの存在割合が測定された。FPのうち、Teについての測定も行われた。
• X線回折により結晶構造が、金相顕微鏡と走査型電子顕微鏡により、微細組織が調査された。
• デブリサンプルの溶解手法についての検討が行われ、硝酸やフッ酸への溶解性調査や、不溶解残差の硫酸系溶媒を用いたアルカリ溶融処理が行われた。
• デブリの酸化度についてはオージェ分光分析により測定された。
• これらの分析により、上部ルースデブリの主成分は溶融凝固したUO₂とZrO₂の混合物であり、一部にUO₂の溶融凝固物が含まれていることがわかった。これらのことから、事故時のピーク温度は約210K以上（局所的に3120K以上）と評価された。この他に、構造材の金属成分あるいは酸化物成分が含まれていた。
• デブリ粒子のサイズは、大半が約30μmから6mmの範囲であった。粒子タイプはおよそ５群に類型化され、破損燃料ペレット、破損被覆管、溶融凝固したUとZrの混合酸化物、金属粒子、燃料成分と構造材の混合酸化物に分類された。図５に、典型的なデブリ粒子の写真を示す[1]。
• 一部のデブリサンプルを用いて、デブリ取り出し作業中にデブリ破砕が発生した場合のCs放出試験が行われた[14]。また、デブリの自然発火性に関する徹底的な検討が行われた[4]。これらの結果から、デブリ粒子が破砕されても、ほとんど追加のCs放出が起こらないこと、デブリの自然発火可能性は極めて低いこと、が示された。
• さらに、H8とB8リードスクリューと付着デブリの分析が行われ[10]、事故時のプレナム構造物の温度評価、付着デブリ中のFP量評価、付着デブリの自然発火性の確認などが行われた。
• なお、これらの調査を実施した際の原子炉建屋内の線量は、圧力容器内が水没して遮蔽されていたため、建屋エントリーレベルでは4.3～1.5 mSv/h、RPVトップレベルでは0.6mSv/hであった。図６に、建屋エントリー開始前と開始後の線量を比較して示す[1]。なお、この時点では、建屋地階に高線量の滞留水が存在していた。

参考：上部ルースデブリの分析データ

参考：デブリの自然発火性確認試験

参考：リードスクリューサンプルの分析データ

Core Topography調査

• 1983年８月に、上部空洞の形状とデブリ堆積や燃料集合体の残留状態を調査するために、超音波プローブを用いたCore Topography調査が行われた[5]。
• 調査結果に基づいて、上部空洞周辺の３Dマップが描図され（図７）、アクリル製の模型が製作された（図８）[5]。これらは、初期のデブリ取り出しの工法と手順を決めるために用いられた。

圧力容器ヘッドと上部プレナム構造物の撤去

• デブリ取り出しに向けた最初の関門は圧力容器ヘッドの撤去であった。遠隔でのヘッド撤去と貯蔵に向けて様々な準備作業と訓練が行われた。
• 主な準備作業として、ヘッド貯蔵スタンド周辺の遮蔽、ポーラークレーンでのヘッド移動作業用の遮蔽された制御ブースの整備、モニタリングシステムの設置、一次系冷却水の水位低下、ポーラークレーンの再稼働試験と負荷試験、ヘッド周辺の除染やシール作業、等が行われた。
• 1984年５月に、デブリ取り出し工法とヘッド及びプレナム構造物の撤去方法が最終決定された[16]。燃料移送Canalを水没させず、気中条件でヘッドとプレナム構造物を撤去すること、デブリ取り出しは、RPV上に遮蔽付きの作業プラットフォームを設置し、そこからのマニュアル作業により行うこととなった。
• 1984年７月に、ヘッドが撤去され、圧力容器内の水位をかさましするための改良型IIFが設置された[17]。
• ついで、1984年12月に、上部プレナム構造物が約18cmジャッキアップされ、気中での一体物としての撤去が可能かどうか調査と、付着デブリのフラッシング、ぶら下がりデブリの除去作業が行われた[18]。
• 1985年５月に、上部プレナム構造物の気中工法での撤去が行われ、上部プレナム構造物は、Canal最深部に貯蔵された[19]。撤去の途中に、上部格子板の底部の損傷状態が確認された（図９）[19]。
• ヘッドと上部プレナム構造物が撤去されることで、圧力容器内部を直接観察できるようになり、より詳細に破損状態が確認できるようになった。炉心周辺に残留していた燃料集合体については、うち２体のみがほぼ90%本来形状を維持していたが、残りは大きく損傷していた（図10）[1]。

参考：デブリ取り出し工法の変遷

参考：圧力容器ヘッド取り外し

参考：上部プレナム構造物取り外し

作業員の訓練

建屋エントリーの訓練

• 授業方式で、建屋内配置や調査項目の教育が行われた。
• ついで、TMI-1を用いて、照明のない条件で、実地トレーニングが行われた。事故後の様子が仮想的にシナリオ確認された。
• また、サンプリング、線量測定、写真撮影などの訓練が行われた。
• 現在では、ALARA原則は原子力プラントで周知されているが、TMI-2事故当時はALARA原則が策定されてわずか３年目だった。
• TMI-2の経験は、その後のINPOでの作業者被ばくガイドラインに反映された。

Quick Look、ヘッド撤去の訓練

• 授業形式で、各機器の仕様、操作方法、設計限界などが教育された。
• タービン建屋に様々なモックアップ装置が設置され、訓練が行われた。また、TMI-1を用いて、実機同等環境での訓練が行われた[17]。
• 以下の、モックアップ装置が製作された。

1. CRDMモックアップ（木製+CRDM実機１体）
2. プレナムヘッドモックアップ（ヘッドフランジ実寸、木製+プラスチック製）
3. IIFと作業プラットフォームモックアップ（実機同等材＋プラスチック製）
4. スタッド緩め作業モックアップ（実寸スタッド）
5. AFHBモックアップ（交換部材使用）

• これらのモックアップ装置を利用して、Quick Look、コアデブリサンプリング、Topography、ヘッド撤去、プレナム初期リフト、プレナムクリーニング、SWP据え付け、などの各クルーの訓練が行われた。
• 訓練では、設備据え付け、運転、吊り上げ準備・運転、予想される不具合への対応、不測の事態への対応、などが行われた。
• クレーンなどの大型機器については、大型機器取り扱い専門家による教育が行われた。
• 現場作業直前には、ブリーフィングが行われた。
• 現場作業について、NRCによる許認可を受けた。

燃料・デブリ取り出しの訓練

• SWPのモックアップ装置により、各種作業の訓練が行われた。
• CBMについては、専用のモックアップ装置が製作され、多層からなる模擬デブリを用いて性能検証試験とモックアップ訓練が行われた。
• 燃料取り出しは、NRCからライセンスを受けた原子炉運転員が実施した（各燃料取り扱い技術に習熟、さらに未知のデブリ取り扱い時に予想される被ばくに対応する訓練）。
• 臨界に関しては、NRCの承認を受けた。

形状維持した燃料集合体の回収

• 1985年10月から、初期の燃料・デブリ取り出し作業が開始された。
• 上部端栓のうち14個が上部格子板に固着・融着しており、そのうち４個は脱離できなかった。
• 上部プレナム構造物の付着・堆積デブリのフラッシングが行われた。
• デブリ取り出し前に、デブリベッドの上に崩落していた110個の上部端栓と制御棒や可燃性毒物スパイダーの破砕物が回収された。
• これらは、５体の一部形状を維持した燃料集合体（上部）と共に18体のFuel収納缶に回収され、INELに輸送された。

形状を維持した燃料集合体の分析

• INELのTANホットセルで収納缶が開封され、写真撮影、中性子ラジオグラフィー、γ線分光分析が行われた。
• 上部格子板からぶら下がっていた燃料集合体の一部は、詳細分析が行われた[6]。
• 炉心周辺に残留していた燃料棒については、簡易分析が行われた[20]。

参考：デブリ取り出し工法の変遷

参考：一部形状を残していた燃料集合体上部サンプルの分析データ

参考：炉心周辺に残留していた燃料集合体サンプルの分析データ

ボーリング調査

• 炉心中央から下部プレナムにかけての成層化状態を調査するために、一般の鉱山作業に利用されているボーリング装置を改良して、ボーリング調査が行われた。
• まず、先端ビットの選定が行われ、様々な候補材の中から、想定される様々な物質を掘削可能な王冠型のタイプが選定された（図10）[1]。
• 次に、実寸大のモックアップ試験装置を用いて、模擬の燃料集合体、ルースデブリ、金属、セラミックを使用して、動作確認試験が行われた[21]。
• その結果、ドリル回転速度（最大500rpm）、トルク（最大4067 Nm）、垂直荷重（最大4535kg）などの実機設計条件が選定された。
• 図11に、ボーリング装置の設置模式図を示す[1]。先端部分は二重管構造になっており、外側管（89mm外径）がガイドとなって掘削孔を保持し、内側管（63.5mm外径）が回転してボーリングサンプルを回収する構造であった。
• 掘削先端は、ホウ酸水を注入して冷却、および、掘削チップの除去が行われた。
• 先端のケーシングは、3.35m長と114mm内径であり、その内部にボーリングサンプルを回収し、Fuel収納缶に装荷できるように構成されていた。
• ボーリング装置は、ヘッドから油圧スピンドルと油圧ストリングで先端にトルクと荷重を負荷する方式であり、ドリルユニットは専用のプラットフォームの上に設置された。プラットフォームを移動することで、炉心中央から2,4m径の範囲を掘削することができた。
• 1986年７月に10本のボーリング調査が行われ、うち、９本でサンプルが回収された。さらに、３本はLCSAを貫通して下部プレナムに到達した（図12）[1]。
• ボーリング孔を利用して、炉心中央から下部にかけての成層化状態、LCSAの損傷とデブリの堆積状態、下部プレナムの状態が観測された[1]。
• ボーリングサンプルの分析が行われ[22]、上部クラスト層、下部クラスト層、周辺クラスト層、溶融凝固層、切り株燃料集合体の成層化状態や分布が明らかにされた。
• ボーリング調査により、事故後の原子炉圧力容器内の最終形態の推定図がほぼ確定した（図13）[1]。（#当時、下部プレナム堆積デブリの底部には、金属系の炉心物質が先行崩落し、燃料成分の少ない層が堆積している可能性が指摘されていた。）
• また、事故後の炉心物質とFPの分布が評価された（表１、表２）[23]。

参考：ボーリング装置

参考：ボーリング調査

参考：ボーリングサンプルの分析データ

表１　各種デブリ中の炉心物質の組成と分布（初期インベントリに対する捕捉率） [23]

炉心物質の分布		燃料棒成分			制御棒成分
		U	Zr	Sn	Ag	In	Cd
上部プレナム付着		<0.1	<0.1	<0.1	1.0	<0.1	<0.1
上部ルースデブリ		24	13	<0.1	1.8	<0.1	<0.1
上部クラスト	セラミック相	1.3	1.2	2.3	1.2	3.6	0.65
	金属相	~0	0.3	6.1	2.4	3.3	0.39
溶融凝固層	セラミック相	12	18	~0	10	27	6.1
	金属相	~0	0.2	5.8	1.6	2.1	1.1
下部クラスト層	セラミック相	3.6	2.8	9.3	7.3	7.2	1.4
	金属相	~0	5.6	26	11	16	2.9
形状を維持した燃料集合体 （上部ぶら下がり、周辺、切り株）		33	33	33	11	11	11
下部プレナムデブリ		15	11	<0.1	<0.1	<0.1	<0.1
LCSA堆積デブリ		4.6	3.3	<0.1	<0.1	<0.1	<0.1
UCSA堆積デブリ		3.3	2.4	<0.1	<0.1	<0.1	<0.1
合計		97	91	82	47	70	23

表２　各種デブリ中のFP分布（ORIGEN-II解析値に対する捕捉率） [23]

FPの分布		低揮発性FP			中揮発性FP			高揮発性FPと希ガスFP
		Ce-144	Eu-154	Eu-155	Sr-90	Ru-106	Sb-125	Cs-137	I-129	Kr-85
ex-vessel
原子炉建屋 （雰囲気、地階、タンク群）		0.01	~0	~0	2.1	0.5	0.7	47	47	54
RCS系冷却水		~0	~0	~0	1	~0	0.2	3	1	~0
補助建屋 （滞留水、冷却水浄化系、タンク群）		~0	~0	~0	0.1	~0	0.7	5	7	~0
In-vessel
上部ルースデブリ-A （炉心中央サンプルの分析値に基づく評価）		26	30	24	23	14	13	5.3	5.9	6
上部ルースデブリ-B （デブリベッド底部サンプルの分析値に基づく推定）		20	19	19	19	16	24	4.3	3.3	~0
上部クラスト	セラミック相	1.4	2.0	1.6	0.73	0.8	0.5	0.41	0.27	~0
	金属相				<0.1	3.8	7.8
溶融凝固層	セラミック相	24	32	22	8.3	2.2	3.1	0.77	2.1	~0
	金属相				<0.1	9.0	6.9
下部クラスト層	セラミック相	5.9	7.9	5.1	4.5	5.7	7.4	1.4	3.5	~0
	金属相				~0	24	36
形状を維持した燃料集合体 （上部ぶら下がり、周辺、切り株）		30	30	30	30	30	30	30	30	30
下部プレナムデブリ		16	21	[NA]	18	1.1	1.0	2.1	0.54	~0
LCSA堆積デブリ		4.7	6.3	[NA]	5.3	0.32	0.30	0.63	0.16	~0
UCSA堆積デブリ		3.4	4.5	[NA]	3.9	0.23	0.22	0.46	0.12	~0
合計		105	122	110	93	94	119	95	97	91

#Eu-155については、下部プレナム、LCSA、UCSAについて分析が行われていない。Ce-144の分析値を参考に分布が推定された。

参考文献

[1] P.L. Winston, Management of the Three Mile Island Unit 2 Accident Corium and Severely Damaged Fuel Debris, Contribution to International Atomic Energy Agency Coordinated Research Proposal T13015, INL/EXT-21-61607, rev. 2, 2022.

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

[3] Quick Look Inspection: Report on the Insertion of a Camera into the TMI-2 Reactor vessel through a Leadscrew Opening, GEND-030, vol. 1, 1983.

[4] D.W. Akers et al., TMI-2 Core CDebris Grab Samples -Examination and Analysis, GEND-INF-075-PT1 and PT2, 1986.

[5] L.S. Beller and H.L. Brown, Design and Operation of the Core Topography Data Acquisition System for TMI-2, GEND-INF-012, 1984.

[6] S.M. Jensen et al., Examination of the TMI-2 Core Distinct Components, GEND-INF-082, 1987.

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[8] E.L. Tolman et al., TMI-2 Core Bore Acquisition Summary Report, EGG-TMI-7385, rev. 1, 1987.

[9] D.W. Akers et al., TMI-2 Core Bore Examination, GEND-INF-092, vol. 1 and vol. 2, 1990.

[10] K. Vinjamuri et al., Examination of H8 and B8 Leadscrews from Three Mile Island Unit 2 (TMI-2), GEND-INF-052, 1985.

[11] M.P. Failey et al., Examination of the Leadscrew Support Tube from Three Mile Island Reactor Unit 2, GEND-INF-067, 1986.

[12] W.C. Holton et al., The Cleanup of Three Mile Island Unit 2, A Technical History: 1979 to 1990, EPRI-NP-6931, 1990.

[13] J.P. Adams et al., TMI-2 Lower Plenum Video Data Summary, EGG-TMI-7429, 1987.

[14] D.W. Akers et al., TMI-2 Core Debris-Cesium Release Settling Test, GEND-INF-060, vol. 3, 1984.

[15] V.F. Baston et al., TMI-2 Pyrophoricity Studies, GEND-043, 1984.

[16] TMI-2 Defueling Tools Engineering Report, GEND-INF-073, 1986.

[17] P.R. Bengel et al., TMI-2 Reactor Vessel Head Removal, GEND-044, 1985.

[18] M.W. Ales et al., Equipment for Removal of the TMI-2 Plenum Assembly, GEND-INF-051, 1984.

[19] D.C. Wilson et al., TMI-2 Reactor Vessel Plenum Final Lift, GEND-054, 1986.

[20] D.W. Akers and M.L. Russell, TMI-2 Standing Fuel Rod Segments: Preliminary Examination Report, GEND-INF-087, 1987.

[21] ボーリング調査

[22] ボーリングサンプル分析

[23] Akers, 1990