Reactor Core Topography計画

概要

　Reactor Core Topography計画[1]では、Quick Look調査 [2]で存在が確認された上部空洞内に、超音波探査プローブを挿入し、空洞の形状やデブリ堆積物の状態が確認された。プローブの設計製作、機能確認試験、運用方法の整備、運転員の訓練、現場組み立て、測定、撤去を５か月弱で達成した。超音波探査とパノラマ写真撮影の結果、上部空洞の容積が約9.3m³（本来炉心容積の約26%）であること、177体の燃料集合体のうち42体で燃料棒の一部がほぼ全長にわたって残留し、そのうち2体は約95%の燃料棒が無傷で残留していたが、それ以外の燃料集合体は崩落し、本来位置から失われていたこと、空洞深さは平均で1.5m、最深部で2mであること、などが明らかにされた。また、上部格子に、最長で約30cmの燃料集合体上部が非均一に固着あるいは機械的にひっかかって残留していた。空洞の床面には、破損した燃料棒や、上部端栓とスパイダーの固着物などが崩落して堆積しており、平たんではなかった。軸方向出力調整棒（APSR: Axial Power Shaping Rod）のうち5体が、かなりの残留長さを有して上部格子からぶら下がっていた。これは、Quick Lookの前に行われたAPSR挿入試験[3]で、事故時に25%が引き抜かれた状態になっていたAPSRの挿入作業を行い、APSRのうち５本がほぼ100%挿入位置まで挿入されたことによる。（#したがって、Topography図でみられるAPSRのぶらさがりは事故時に発生したものではないことに注意が必要である。）

参考：APSR挿入試験

参考：Quick Look計画

参考：圧力容器ヘッド取り外し計画

参考：上部プレナム構造物取り外し計画

参考：デブリ取り出し工法の変遷

プローブの設計と動作確認

　CTDAシステム（Core Topology Data Acquisition）の設計要件は以下の項目であった。

• CRDM（Control Rod Drive Mechanism）を撤去した配管内（38mm径）を通過できること
• 建屋内の作業プラットフォームから遠隔操作プローブまで同軸ケーブル一本でデータ転送できること
• プローブの姿勢制御には建屋に既設のワイヤーなどを利用すること
• 建屋内の環境に耐えること（温度、線量）
• 圧力容器内での測定中に10⁶ R/hrの線量に耐性があること
• 圧力容器内での測定中に15-60 ℃の水中で使用できること
• 作業プラットフォームから12 m下まで吊り降ろし作動できること
• 測定データは、横方向に40 mm、範囲として12 mmの解像度をもつこと
• 建屋内で作業する技術者に対し、ALARAのポリシーで被ばく量の抑制をすること
• 空洞のサイズ、形状、表面状態を測定すること（プローブが、プローブ自身の位置を確定した上で、軸方向に稼働、径方向に回転）

　これらの設計要件を満たすように、圧力容器内での位置が確認できるプローブから、パルス型の指向性超音波を照射し、エコー波を計測し反射面までの距離を測定するシステムが設計された。

　図１に、プローブの圧力容器への装荷概念図を示す。圧力容器上部ある作業プラットフォームから、炉心中心のCRDM配管を通じて、boomと呼ばれる中空のアームの先端にプローブを取り付けて、CRDM配管内を通過して吊りおろす構造であった。図２には探査プローブの概略図を、図３には探査プローブの概念設計図を示す。プローブは全長755 mmで、直径35mmであった。また、プローブの側面に、10個（周波数の異なる２個１組のペアの超音波送受信機を、照射角度を変えて5組）取り付ける構造となっている。送受信機は、以下transducerという。さらに、別の２個（1組）のtransducerはプローブの下端から真下を向いている。プローブの側面には空気抜きと冷却水循環のためのスロットが配置されている。同軸ケーブルは、プローブから作業台まで接続部がなく、エポキシ樹脂で保護されて、boomの内側に配置されている。図４には、音波パルス照射の概念図を示す。真下に取り付けた２個のtransducer（これを基準の0°方向としている）で空洞底部の堆積物との距離を測定し、水平方向（90°）のtransducerで側壁面との距離を測定する。また、下方向を基準として、35,60,120,135°に向いたtransducerをそれぞれ配置し、空洞の立体構造が測定できる構造になっている。transducerの角度と取り付け位置は、いくつかのケースで模擬空洞を仮定して、最適配置として選定された。最も重要な90°向き（水平方向）のtransducerを、データを最も多く取得できるプローブの一番下に配置し、もっとも利用価値の低い135°向き（斜め上）のtransducerを、プローブの一番上に配置している。プローブは、上部格子の位置から、軸方向（深さ方向）に、0.1 mm単位で1.8 m移動できる。また、回転モーターとギアボックスにより、1.8°単位で径方向に回転できる。

　プローブの信頼性については、すべてINEL（アイダホ国立研究所）での使用実績がある保守的でプルーブンな要素技術の組み合わせで設計が行われた。また、すべての要素システムと全体システムについて、FEMA（Failure Mode and Effects Analysis）が実施され、想定される故障モードごとに、その結果と修復過程について検討がなされた。FEMAで検出された弱点については、システムやソフトウェアが改良された。また、必要なスペア部品の交換方法にも反映された。メンテナンス性については、できるだけモジュール化をはかり、CAMAC（Computer Automated Measurement And Control）システムが導入された。オンボードのスライドイン方式でスペアパーツが準備され、故障があった場合には、短時間で容易に交換できるようにされている。また、故障個所を系統から分離し、別途診断できるようにされている。すべてのオペレーションについてマニュアルと図面を準備し、トラブル対応が短時間で容易にできるようにされている。動作時には、システム設計者が現場で立ち会った。利便性については、作業時間８時間とトラブル発生時に復帰まで２時間を見込み、200時間の総合テストオペレーションと、200時間の各モジュールのテストオペレーションがTMI-2のサイトで実施された（#しかし、これでも現場作業時間の短縮化には十分でなかったと記載されている）。テストオペレーションは、SPERT-II炉の地階サンプの空間（1.8 x 2.5 x 2.5 m）が利用された。

図１　探査プローブの挿入模式図 [1]

図２　探査プローブの概略 [1]

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  図３　探査プローブの設計図 [1]

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  図４　音波パルスの照射角度 [1]

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現場でのデータ採集作業

　プローブの搬入、設置、動作確認は、計画より短い45分間で終了できたと記載されている。次に、上部格子の位置まで探査プローブをつり下げ、角度の基準位置が確定された。さらに、250 mm下方に吊り下げ、予備調査としてtransducerの動作確認が行われた。正確な距離の測定には、冷却水中での実効的な音速の補正が必要であり、この値は、水温、溶質濃度、浮遊粒子などに影響を受けるため、in situで実測する必要があった。そこで、波長の異なる（10MHz、2.25MHz）transducerをペアで装荷し、in situで補正を行ったと記述されている。しかし、この段階で、10 MHzのtransducerのうち２個が正確に作動しないトラブルが発生した（予想以上に大きいノイズが発生）。この予備調査により、上部空洞の深さとおよその直径が明らかにされた。また、水温が35°で、空洞の下部では上部より1°高いが、冷却水はほとんど対流していないことが明らかになった。

　第一回のフルサーベイは、３組の稼働できるtransducerで実施された。あらかじめプラスチック製の空洞モデルを作っておき、その内表面にサーベイした結果を逐次反映しつつ、測定が進められている。第一回のサーベイでは、空洞底部と上部格子の大部分は未測定だったが、上部格子から多くの燃料集合体部材がぶら下がっていることが明らかにされた。第二回のフルサーベイでは、初日に作動しなかったtransducerが復活し、より正確で広範囲のデータが得られた。三日目に装置の解体撤去作業が行われた。作業員の被ばく量は、計画量を十分下回ったと記述されている。

測定データの処理

　測定データは、以下の３段階で処理された。

実測データ採集と調整

　プローブの径方向と軸方向の位置を確定した後で、transducerが向いている方向を定め、３次元の点群データ（5 x 10⁵個）を、エコーが反射された位置としてメインコンピューターで読み取った。次に、空洞を51mm巾で３軸方向（x,y,z）に輪切りして、解析した反射表面位置をプロットした。さらに、π（パイ）方向で、角度2°ごとにスライスしたデータを重ね合わせた。角度方向の図は、プローブからの位置によりコンターをつけて画像化されている（図５）。資料が古いため画質が悪いが、空洞中央のプローブに近いほど明るい色でコンターがつけられている。空洞床面は平たんでなく、堆積物表面に複数個の谷と丘が見られる。また、堆積物は、炉心外周にあるコアフォーマー（バッフル板）の近くでやや盛り上がっていることがわかる。燃料集合体の上部端栓の周辺構造が、本来形状を一部維持して崩落していた。さらに破損した燃料棒が折り重なって堆積している部位も見られた（図６）。上部格子付近にはかなりの量のデブリが残留しており、分布は非均質であった。上部格子からの距離（付着デブリの長さ）は最長で30cmほどであった。また、軸方向出力調整棒（APSR）がかなりの残留長さをもって５か所で残留していた。これは、Quick Look調査の前に実施されたAPSR挿入試験により、APSR（５体）が挿入されたためであり、事故時にAPSRがこの位置で残留していたわけではないことに注意が必要である[3]。燃料集合体の上部がかなり残留してぶらさがっている部位が１か所あった（図５参照）。図７には、上部格子からぶら下がっていた燃料集合体の外観写真を示す[4]。

　この時点で、transducerが向いている角度の精度に課題があることがわかった（#プローブから反射面までの距離があるため、わずかな音波パルス照射角度の違いが誤差につながる）。そこで、水平方向（90°）を向いているtransducerの測定値に対して、角度補正をすることとした（水平位置が正確に90°でなくても、測定結果全体としての相対的な位置関係の精度が向上した）。これにより、角度の測定誤差は0.5~2°に抑制された。

参考：APSR挿入試験

手作業によるデータ調整

　４個の反射表面マップを重ね合わせ、手作業で疑信号を除去、陰になっている部分を補完した。また、プローブから遠い部分では、点群データがまばらになるため、手作業でこれを補完した。次に、堆積状態に高さ方向のコンターをつけてマップを作成した。これをCADの入力データとした。

CADデータの整備とマップ作成

　CADにより、空洞の床面近く、中央部、上部格子の下付近の３段階の物理モデルを作成し、マップとアクリル模型を作成した（図８）。各種のエラー要因を総合した測定誤差は、空洞中央部で約13 mm、上部格子付近で約18 mm、空洞床面で約40 mmと評価された。

図５　画像処理された探査マップ（プローブからの360℃マップ） [1]

図６　上部空洞堆積物の様子　(a) 破損した燃料集合体　(b) 破損した燃料ペレットや集合体部材　(c) 破損した燃料棒 [1]

図７　上部格子に付着している燃料集合体の一部 [4]

図８　炉心空洞半面のアクリル模型断面拡大とアクリル模型の全体図 [1]

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測定結果の評価

　上部空洞を、bottom（上部格子から198.1~106.7 cmの範囲）、central（同じく101.6~40.6 cmの範囲）、top head（同じく35.6~5.1 cmの範囲）に分割し、堆積物の高さが等高線図としてマッピングされている（図９(a)~(c)）[1]。その結果、以下の知見が得られた。

• 空洞容積：9.3 m³（本来炉心の約26%）と評価された。
• 空洞底面の位置：平均1.5 m、最深部2.0 m、堆積状態は平たんでなく谷と丘が存在、数か所で破損した燃料棒が折り重なって堆積していた。
• 空洞範囲：径方向には、ほぼコアフォーマーの近くまで到達していた。
• 上部格子周辺：破損した燃料集合体の上部が広い範囲で固着・ぶらさがり、APSR挿入試験で挿入された５個のAPSRがぶら下がり、それらの下端は不規則に切断・崩落されていた。
• 燃料棒の残留：42体の燃料集合体で、ほぼ全長を維持した燃料棒が一部残留、2体では約95%の燃料棒がほぼ無傷で残留していた。

#挿入されたAPSRの陰になっている部分には音波が届かないため、データ取得できていない。

• 空洞領域：ほぼ円筒状の空間が広がっていた。炉心南西側で比較的燃料集合体の残留が多く、一か所では、燃料集合体が半島状に残留していた。
• コアフォーマの露出：P5,R6,R7集合体付近で、炉心外周にあるコアフォーマ（バッフル板）が最も多く露出。このあたりで、コアフォーマの歪みは約70 mm（測定誤差14 mm）と評価された。
• 空洞底部では、B10,F5,P5集合体あたりに堆積物の谷があった。ここには冷却材のフローチャンネルがあったと推定された。また、燃料集合体上部とスパイダーの固着物が堆積していた。

図９(a)　Topography断面、上部格子近傍 [1]

図９(b)　Topography断面、空洞中央部 [1]

図９(c)　Topography断面、堆積物位置 [1]

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参考文献

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

[2] 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.

[3] R.W. Garner, D.E. Owen, M.R. Martin, An assessment of the TMI-2 Axial Power-shaping rod dynamic test results, GEND-INF-038, 1983.

[4] Three Mile Island Accident of 1979 Knowledge Management Digest, NUREG/KM-0001, Supplement 1, 2 and 3, USNRC, 2020.